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横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 矢野 康英; 所 大志郎*; 菅田 博正*; 加藤 正人*
JAEA-Research 2025-002, 18 Pages, 2025/05
JAEA-Research-2025-002.pdf:1.73MB
高速炉の開発目標の1つとして「高レベル放射性廃棄物量減容・潜在的有害度低減のため、マイナーアクチノイド(MA)を分離・回収し、燃料として利用できるようにすること。」が示されている。これに向けて、MAを添加したMOX燃料を高速炉で燃焼する燃料サイクルが提唱されている。MAを添加したMOX燃料を高速炉で使用するには、燃料設計や照射挙動の解析に向けて熱伝導率等の熱物性を把握することが重要である。しかし、MAを添加した燃料の熱物性は、報告例がわずかであり、MA添加濃度や酸素不定比性の影響を含めて十分に把握されていない。そこで本研究では、MAの1つであるAmがMOX燃料の熱伝導率に与える影響を評価することを目的として、化学量論組成近傍における15%までのAmを含有したMOX燃料の熱伝導率を測定した。また、Am含有MOX燃料の照射挙動評価に資するため、Amを含有したUO
燃料の熱伝導率を測定し、Am含有MOX燃料のものと比較評価を実施した。本研究では、Pu含有率を30%とし、Am含有率が5%、10%及び15%と異なる3種類のMOX燃料と、Am含有率が15%のUO燃料を用いた。熱伝導率は、レーザーフラッシュ法を用いて測定した熱拡散率に試料密度及び比熱を乗じて求めた。熱拡散率の測定においては、測定雰囲気の酸素分圧を調整することで試料の酸素・金属原子数比(O/M比)を制御した。すべての試料の熱伝導率は、温度及びAm含有率の増加と共に低下し、特に、1,173K以下で顕著な低下が見られた。また、得られた熱伝導率に対して古典的フォノン散乱モデルによる解析を行った結果、熱抵抗率の変化については、Am添加によって生じるイオン半径差に起因した格子ひずみの影響が大きく、MOX及びUOの両者で同程度の影響であることがわかった。
青山 高士; 上野 文義; 佐藤 智徳; 加藤 千明; 佐野 成人; 山下 直輝; 大谷 恭平; 五十嵐 誉廣
Annals of Nuclear Energy, 214, p.111229_1 - 111229_6, 2025/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)To elucidate the effect of dissolved radionuclides on corrosion of carbon steels and on formation of corrosion products of carbon steel, corrosion tests and imaging plate analysis were conducted. Carbon steel samples immersed in 10 mM NaCl containing 
Sr and 
Cs were analyzed using an imaging plate. As a result, the distribution of Sr or Cs in the corrosion products formed on carbon steel was successfully visualized. Furthermore, the radioactivity of the corroded specimens was calculated from calibration curves prepared using a Sr standard.
加藤 優*; Zheng, J.*; Deng, Y.*; 斎藤 史恵*; 鵜沼 佑規*; 岡 紗雪*; 田村 和久; 八木 一三*
ACS Catalysis, 15(10), p.7710 - 7719, 2025/04
被引用回数：0Nitrous oxide (NO) is a greenhouse and an ozone-depleting gas. Electrocatalytic NO reduction reaction (NORR) is known to be catalyzed at noble metal electrodes such as Pd and Pt, and the surface modification of such noble metals with Sn is known to increase the NORR in acidic media. However, the role of Sn at the surface remains unclear. In this work, NORR activity was investigated for single-crystalline Pt, Pd, and Pd-Pt electrodes with the (111) or (100) plane in the presence and absence of Sn at the electrode surface in acidic media. In situ X-ray crystal truncation rod (CTR) measurements of Sn-modified Pt(111) and Pd(111) electrodes revealed the presence of metallic Sn and SnO at their surfaces. The surface Sn modification enhances the NORR activity for Pd-Pt(100) or Pd(100) electrodes but not for the Pt(111), Pd-Pt(111), or Pt(100) electrodes.
川崎 卓郎; 福田 竜生; 山中 暁*; 村山 一郎*; 加藤 孝典*; 馬場 将亮*; 橋本 英樹*; Harjo, S.; 相澤 一也; 田中 裕久*; et al.
Journal of Applied Physics, 137(9), p.094101_1 - 094101_7, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Physics, Applied)Energy harvesting from waste heat can improve energy efficiency in society. This research investigated the structural behaviors of lead zirconate titanate-based ferroelectric ceramics using operando neutron diffraction measurements under the conditions of two energy-harvesting cycles that involve consideration of the temperature changes of automobile exhaust gas for achieving good harvesting efficiencies. Input and output electrical energies and neutron diffraction data were simultaneously collected. The obtained time-resolved neutron-diffraction intensity data indicate that the applied electric fields and temperature changes induced 90
domain rotation and lattice strain. These structural changes and their variations depending on cycle conditions, such as temperature changes, applied electric fields, and circuit switching, provide insight into the origins of the differences in the behaviors of electrical input/output energies in the cycles.
Pu
Am
)O
横山 佳祐; 渡部 雅; 薄井 茜; 関 崇行*; 大西 貴士; 加藤 正人
Nuclear Materials and Energy (Internet), 42, p.101908_1 - 101908_6, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では熱重量法を用いて1273、1473、1573及び1623Kにおける(UPuAm)Oの新たな酸素ポテンシャルデータを取得した。Pu富化度及びO/M比が同じ低Am含有MOX燃料と比較した場合、酸素ポテンシャルはAm含有率に応じて高くなることがわかった。また、化学量論組成におけるカチオン価数は(U
U
Pu
Am
)O
であり、Am
が増加するに応じてU
がU
に増加していることが予測された。実験データを欠陥化学モデルを用いて解析し、O/M比を温度と酸素分圧の関数として表すことができた。本研究成果の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務(JPMXD0219214921)としての研究開発を含む。
山本 啓介; 中川 拓哉; 下条 裕人; 木島 惇; 三浦 大矢; 小野瀬 芳彦*; 難波 浩司*; 内田 広明*; 坂本 和彦*; 小野 千佳*; et al.
JAEA-Technology 2024-019, 211 Pages, 2025/02
JAEA-Technology-2024-019.pdf:35.35MB
日本原子力研究開発機構(以下、「JAEA」という。)核燃料サイクル工学研究所旧ウラン濃縮施設は、遠心分離法によるウラン濃縮技術を確立させるための技術開発を本格的に行う目的で建設された施設であり、単機遠心分離機の開発、遠心機材料の開発及び遠心機によるウラン濃縮処理を主に実施したG棟及びG棟に付属するH棟、遠心分離機の小規模カスケード試験を行っていたJ棟、遠心分離機の寿命試験を行っていたL棟、その他ウラン貯蔵施設、廃棄物保管施設、廃水処理施設など複数の施設で構成されていた。これらの施設におけるウラン濃縮技術開発は、開発技術の日本原燃(株)のウラン濃縮工場及びウラン濃縮技術開発センターへの技術移転が完了し、JAEAにおける技術開発の当初の目的が達成されたため、平成13年に終了した。廃水処理室は、昭和51年に建設され、旧ウラン濃縮施設で発生した放射性廃水の処理を行ってきたが、平成20年度に廃水処理室以外の施設に廃水処理設備が整備されて以降は、施設のバックアップ的な位置づけとして維持管理されてきた。さらに、昨今においては、他の施設における廃水処理の実績等からバックアップとしての必要性が無くなり、施設も建設後約48年が経過し、老朽化も進んでいたことから、施設中長期計画に基づき同施設を廃止措置することになり、令和3年11月から令和5年8月に内装設備の解体撤去を行った。本報告は令和5年9月から令和6年3月に行った管理区域解除のための放射線測定に係る実積と関連する知見をまとめたものである。
佐野 恭平; 爲田 惟斗; 阿久澤 禎; 加藤 颯真; 高野 祐吾*; 秋山 和樹
JAEA-Technology 2024-018, 68 Pages, 2025/02
JAEA-Technology-2024-018.pdf:4.73MB
東海再処理施設の高放射性固体廃棄物貯蔵庫(HASWS)は、再処理工程から発生した高放射性固体廃棄物を貯蔵する施設であり、湿式セル(ハル貯蔵庫)では使用済燃料をせん断・溶解して残った燃料被覆管(ハル)・燃料端未部(エンドピース)等を収納したハル缶、使用済みのフィルタ類・汚染機器類を貯蔵しており、乾式セル(予備貯蔵庫及び汚染機器類貯蔵庫)では分析試料のサンプリングを行った際の廃ジャグ等を収納した分析廃棄物用容器を貯蔵している。東海再処理施設の廃止措置に向け、HASWSは廃棄物の取出し設備を有していないため、取出し設備の検討を進めており、ハル貯蔵庫においては、英国の廃止措置において使用実績がある水中作業用小型ロボット(水中ROV)と、海洋分野にて海底に沈んだ物品の浮上げや運搬に用いられている水中リフタを活用した湿式貯蔵廃棄物の取出し方法を検討している。水中ROVと水中リフタの機能を組み合わせた取出し方法の成立性を確認するために、水中ROVと水中リフタ各々に要求する機能を確認する「単体試験」、水中ROVと水中リフタを組み合わせて水中で廃棄物を移動する「組合せ試験」、ハル貯蔵庫を模擬した環境にて廃棄物の回収を行う「総合試験」の順に、より実環境に近づけていくステップで廃棄物の取出しに向けた試験を実施した。本試験により、廃棄物の取出しに必要となる廃棄物に付属するワイヤの切断、廃棄物への水中リフタの取付け、廃棄物の開口部下までの移動、移動した廃棄物への回収吊具の取付けの各作業を一連で行うことができ、水中ROVと水中リフタを用いた湿式貯蔵廃棄物の取出し方法の成立性を確認した。
加藤 徹*; 高橋 弘毅*; 山下 圏*; 土井 章男*; 今渕 貴志
Artificial Life and Robotics, 30(1), p.126 - 135, 2025/02
We have developed a point cloud processing system within the Unreal Engine to analyze changes in large time-series point cloud data collected by laser scanners and extract structured information. Currently, human interaction is required to create CAD data associating with the time-series point cloud data. The Unreal Engine, known for its 3D visualization capabilities, was chosen due to its suitability for data visualization and automation. Our system features a user interface that automates update procedures with a single button press, allowing for efficient evaluation of the interface's effectiveness. The system effectively visualizes structural changes by extracting differences between pre- and post-change data, recognizing shape variations, and meshing the data. Difference extraction involves isolating only the added or deleted point clouds between the two datasets using the K-D tree method. Subsequent shape recognition utilizes pre-prepared training data associated with pipes and tanks, improving accuracy through classification into nine types and leveraging PointNet++ for deep learning recognition. Meshing of the shape-recognized point clouds, particularly those to be added, employs the Ball Pivoting Algorithm (BPA), which was proven effective. Finally, the updated structural data is visualized by color-coding added and removed data in red and blue, respectively, within the Unreal Engine. Despite increased processing time with a higher number of point cloud data, down sampling prior to difference extraction signific reduces the automatic update time, enhancing overall efficiency.
伊藤 健吾*; 高橋 真*; 加藤 千図*; 福谷 哲*; 松村 達郎; 藤井 俊行*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 334, p.2467 - 2475, 2025/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Analytical)本研究では、スズ、特に高レベル廃液に含まれるSn-126について、6種類の抽出剤による硝酸溶液からの溶媒抽出挙動について評価した。試験を行った抽出剤のうちHAAは高い効率を示したが、現状では工業的な応用に十分なデータは得られていない。塩酸を硝酸に加えた軽では、TBPとTEDTAにおいて、スズの分配比が1以上となった。しかしながら、工業的な応用に向けた実用的な課題と言う観点では、特に0.0008Mと言った低いスズ濃度におけるHAAによる抽出は、スズの回収についてより効果的である可能性がある。
中村 聡志; 石井 翔*; 加藤 仁*; 伴 康俊; 蛭田 健太; 吉田 拓矢; 上原 寛之; 小畑 裕希; 木村 康彦; 高野 公秀
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(1), p.56 - 64, 2025/01
被引用回数：1 パーセンタイル：57.00(Nuclear Science & Technology)過酸化ナトリウム(NaO)融解処理法を用いた燃料デブリの元素組成分析法を検討した。融解処理条件として、2種類の模擬デブリ試料((Zr,RE)Oの固溶体及び溶融炉心-コンクリート相互作用生成物(MCCI)など)を用いて融解処理温度及びるつぼ材について検討した。検討の結果、るつぼ材にNiを用いて、923Kで融解処理を行うことが最適な処理条件であることが示唆された。これを受けて、TMI-2デブリを用いたコンクリートセルでの実証試験に適用し、燃料デブリの完全溶解を確認した。得られたTMI-2デブリ溶解液の元素組成は再現性に優れ、SEM/WDX及びXRDによる分析結果と良好な一致を示し、妥当性を確認した。したがって、本手法は燃料デブリの元素組成分析において、有効であると考えられる。
伊藤 健吾*; 守田 美咲*; 荒木 優太*; 加藤 千図*; 福谷 哲*; 松村 達郎; 藤井 俊行*
Solvent Extraction Research and Development, Japan, 32(1), p.53 - 62, 2025/00
高レベル廃液中のロジウム(Rh)とパラジウム(Pd)は主要な核分裂生成物である。本研究では、これらの白金族元素(PGEs)の新規な抽出剤HONTA及びADAAMによる溶媒抽出挙動を理解することを目的とした。これらの抽出剤はPdに親和性を示し、その分配係数は1を有意に超えPd分離に対する有効性を示している。これに対して、Rhの分配係数は、一貫して10
を下回っており、硝酸からの抽出効率が低いことを示している。しかし、硝酸カルシウム水和物を用いた塩析効果により、HONTAによるRhの分配係数約570を達成した。HONTAによる白金族元素の逆抽出の困難さを克服するため、HEDTA及びチオ尿素を用いた実験を行った。高濃度硝酸(
2M)におけるHEDTAによる逆抽出では約90%のPdが抽出されていたが、硝酸系におけるチオ尿素による逆抽出では、抽出されていたRhは約40%であり塩酸系では最大62.7%であった。
令和4年度「地質環境長期安定性評価技術高度化開発」における調査研究成果のGISデータセットへの整理石原 隆仙; 西山 成哲; 加藤 由梨; 島田 耕史
JAEA-Data/Code 2024-013, 17 Pages, 2024/12
JAEA-Data-Code-2024-013.pdf:2.8MB
JAEA-Data-Code-2024-013-appendix(DVD-ROM).zip:2305.14MB
日本原子力研究開発機構及び電力中央研究所は、経済産業省資源エネルギー庁から平成30年度から令和4年度の期間で「高レベル放射性廃棄物等の地層処分に関する技術開発事業(地質環境長期安定性評価技術高度化開発)」を受託した。この事業において我が国における地層処分に適した地質環境の選定及びモデル化に関連して調査・評価が求められる主な自然現象(火山・火成活動、深部流体、地震・断層活動、隆起・侵食)の影響について、様々な学術分野における最新の研究を踏まえた技術の適用による事例研究を通じて、課題の解決に必要な知見の蓄積や調査・評価技術の高度化を進めてきた。これらの研究成果の効果的な活用のために、調査研究内容を地理情報システム(GIS)上に整理し、無償のGISソフトウェアであるQGISを用いて表示できるデータセットにまとめた。本報告では、このデータセットの作成手順と、使用方法について記述した。本データセットの公開により、各研究分野内でのシームレスな情報の共有が行えるようになる上、他分野の研究者及び地層処分事業に関わる技術者などが容易に当該研究成果へアクセスでき、その成果の利用が促進されることが期待される。
杉山 仁志*; 加藤 謙一*; 関根 直子*; 関根 由莉奈; 渡邉 友亮*; 深澤 倫子*
Chemical Physics Letters, 856, p.141655_1 - 141655_8, 2024/12
被引用回数：1 パーセンタイル：42.16(Chemistry, Physical)ハイドロゲル中の水の構造に対する高分子側鎖の疎水性の影響を調べるために、DSCとXRD測定を実施した。ポリアクリルアミド(PAA)ゲルに含まれる中間水の量はポリ-
-ジメチルアクリルアミド(PDMAA)と比べて少量であった。PAAゲルの場合、束縛水はポリマー鎖表面に存在しているのに対して、PDMAAゲルでは架橋因子として機能していることが明らかになった。
今川 裕也; 豊田 晃大; 鬼澤 高志; 加藤 章一
JAEA-Data/Code 2024-010, 90 Pages, 2024/11
JAEA-Data-Code-2024-010.pdf:5.41MB
これまでに国内ではナトリウム中材料試験技術の確立やナトリウム環境効果評価法の確立を目的に、高温ナトリウム環境下における高速炉用構造材料及び燃料被覆管材の研究開発が進められてきた。高速炉用燃料被覆管は一般の構造材料と異なり、通常運転時でも高速増殖原型炉「もんじゅ」の場合、高温部で675C程度となり、かつ約0.5mmの薄肉細管材であるために、ナトリウム接液面の腐食減肉や組成変化などの高温ナトリウム環境に起因した材料特性への影響を受けやすくなる。このため、高温ナトリウム環境下における燃料被覆管の腐食挙動や強度特性の評価が重要である。本報告では、今後の研究活動や知見・経験の集約化などに反映することを目的に、高速炉用に開発された改良SUS316鋼燃料被覆管の高温ナトリウム環境下における腐食挙動や機械的強度特性に関して、これまでに得られている試験研究の知見を整理した。
加藤 雄斗*; 佐々木 隆之*; 頓名 龍太郎*; 小林 大志*; 岡本 芳浩
Applied Geochemistry, 175, p.106196_1 - 106196_9, 2024/11
被引用回数：1 パーセンタイル：0.00(Geochemistry & Geophysics)To assess the chemical stability of CaUO
in different aqueous environments, static immersion tests were performed under various redox conditions and carbonate ion concentrations. The dissolution mechanism of CaUO was examined using data from solid and liquid analyses, along with chemical thermodynamic calculations. Under reducing conditions and without carbonate, U(VI) in CaUO was reduced to U(V) and the mineral was converted into non-stoichiometric CaUO
. The dissolved uranium was then further reduced to U(IV) in the aqueous media, forming UO(am), which controlled the U solubility. Under oxidizing conditions and in the absence of carbonate, dissolved uranium formed metaschoepite ((UO
)2HO(cr)) at pH 
7 and sodium diuranate (NaUO
HO(cr)) at pH 7, which controlled uranium solubility. In oxidizing conditions with carbonate present, the apparent solubility of U was lower than predicted by the solid-phase solubility calculations. The concentration of U was constrained to levels similar to that of calcium when the calcium concentration reached saturation with CaCO. Additionally, the dissolution of calcium from CaUO influenced uranium dissolution.
-ray fields冠城 雅晃; 鎌田 圭*; 石井 隼也*; 松本 哲郎*; 真鍋 征也*; 増田 明彦*; 原野 英樹*; 加藤 昌弘*; 島添 健次*
Journal of Instrumentation (Internet), 19(11), p.P11019_1 - P11019_16, 2024/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Instruments & Instrumentation)A new LiCAF:Ce detector with an ultra-thick (99 
m) crystal and optimized readout was developed. The LiCAF:Ce and KG2 detectors were used to detect a sealed Cf-252 neutron source (neutron emission rate of ~
) using a 5 cm thick high-density polyethylene (HDPE) block located at the front of the detector. At the air kerma rates at the front surface of the HDPE block (
) of up to 1.07 Gy/h, the effective neutron count rate (
) for the LiCAF:Ce detector was the same within margins of errors, but it decreased by 5.7 
0.8% at 2.97 Gy/h. In contrast, for the KG2 detector, with increased up to 1.07 Gy/h, for KG2 increased up to 20 1.0 % at 1.07 Gy/h. Then, decreased by 20 1.0% at 2.97 Gy/h. Therefore, the LiCAF:Ce detector exhibited a smaller influence on neutron count rates by -rays compared to the KG2 detector because of the faster decay time and optimization of digital pulse processing.
吉宗 航*; 樋口 雄紀*; Song, F.; 日比 章五*; 松本 吉弘*; 林田 洋寿*; 野崎 洋*; 篠原 武尚; 加藤 悟*
Physical Chemistry Chemical Physics, 26(47), p.29466 - 29474, 2024/11
被引用回数：1 パーセンタイル：42.16(Chemistry, Physical)The phase transition from supercooled water to ice is closely related to the electrochemical performance and lifetime of an energy device at sub-zero temperatures. Fuel cells for automotive face this issue because they are frequently started and stopped under sub-zero conditions. In this study, we developed an operando neutron imaging system to visualise the water distribution inside an automotive single cell simulating a fuel cell stack during cold starts.
松場 賢一; 加藤 慎也; 神山 健司; Akaev, A. S.*; Vurim, A. D.*; Baklanov, V. V.*
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 7 Pages, 2024/11
ナトリウム冷却高速炉(SFR)においてシビアアクシデントが発生すると、溶融炉心物質が制御棒案内管などの冷却材流路を通じて原子炉容器下部のナトリウム領域に向かって放出される可能性がある。典型的なSFRは、その炉心領域の下に炉心入口プレナムなどの深さと容積が限られたナトリウムプレナムを有する。そのため、深さと容積に制限のあるナトリウムプレナム内に排出される溶融炉心物質の冷却性を評価することが重要である。本研究では、このようなナトリウムプレナム内へ排出された溶融炉心物質の冷却性に関する理解を深めるため、液体ナトリウムで満たされた試験容器内に溶融燃料模擬物質(溶融アルミナ)を排出する試験で得られたデータの分析結果に基づき、溶融炉心物質が微粒化した固化物を形成する条件について考察した。
AmO at 1473, 1573, and 1673 K渡部 雅; 横山 佳祐; Vauchy, R.; 加藤 正人; 菅田 博正*; 関 崇行*; 日野 哲士*
Journal of Nuclear Materials, 599, p.155232_1 - 155232_5, 2024/10
被引用回数：2 パーセンタイル：79.59(Materials Science, Multidisciplinary)本研究では熱重量法を用いて1473、1573及び1673KにおけるUAmOの新たな酸素ポテンシャルデータを取得した。同じy及びO/M比で比較した場合、U
Am
Oの酸素ポテンシャルは、UPuOよりも高いことがわかった。また、hypostoichiometric領域のカチオン価数はNd含有UOと類似しており、定比組成では、Am, U, and Uとなると推定された。実験データを欠陥化学モデルを用いて解析し、O/M比を温度と酸素分圧の関数として表すことができた。
加藤 浩之*; 室山 瑞穂*; 小早川 なの*; 棟安 陸*; 津田 泰孝; 村瀬 菜摘*; 渡部 誠也*; 山田 剛司*; 兼松 佑典*; 立川 仁典*; et al.
Journal of Physical Chemistry Letters (Internet), 15(43), p.10769 - 10776, 2024/10
被引用回数：1 パーセンタイル：42.16(Chemistry, Physical)The charge transfer capability associated with chemical reactions at metal-organic interfaces was studied via the atomic H addition reaction for an imidazole-terminated alkanethiolate self-assembled monolayer (Im-SAM) film on Au(111) using near-edge X-ray absorption fine structure (NEXAFS) spectroscopy, infrared reflection absorption spectroscopy (IRAS), work function measurements, and density functional theory (DFT) calculations. The imidazolium cation is a stable species in liquids, therefore, it is pertinent to determine whether the hydrogenation reactions of the imidazole groups produce imidazolium cations accompanied by electron transfer to the Au substrate, even in the absence of solvate and/or counterions on the insulating alkanethiolate layer. The analyses indicated that the imidazolium moieties in Im-SAM formed during atomic H irradiation, and some of the imidazolium radicals became cations. Theoretical model calculations also revealed that the total energies and molecular orbital levels satisfied the imidazolium cation formation associated with electron transfer.
