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報告書

溶融及び凝固条件が模擬廃棄物ガラス構造に与える影響

永井 崇之; 青山 雄亮; 岡本 芳浩; 長谷川 毅彦*; 佐藤 誠一*; 菊池 哲也*; 畠山 清司*

JAEA-Research 2025-012, 43 Pages, 2026/01

JAEA-Research-2025-012.pdf:6.99MB

高レベル放射性廃液のガラス固化プロセス研究において、模擬廃棄物ガラスに内在した析出物をXRDで検出しているが、析出物の状態(微細、極微量)によってXRDパターンに析出物ピークが観察されない場合がある。本研究は、ガラス中の廃棄物成分の溶存状態をより詳細に把握するため、溶融条件や凝固条件を変えて作製した模擬廃棄物ガラスを対象に、ラマン分光測定等によりガラス構造を評価した。XRDパターンで析出物ピークが観察されなかった模擬廃棄物ガラスをラマン分光測定した結果、ガラス相内の微細な異物を検出できることが分かった。また、ガラス作製において、溶融状態のガラスを撹拌することや、溶融状態からの冷却速度を速くすることによって、ガラス相内の異物生成を抑制する可能性が高いことを確認した。ラマン分光計を用いて模擬廃棄物ガラスのSi-O架橋組織を評価した結果、異物が内在する部位と異物が存在しない部位でSi-O架橋組織に違いはなかった。このため、ラマン分光測定で検出された異物はCeO$$_{2}$$やCaMoO$$_{4}$$でなく、spinel等の化合物組成であると考えられる。高エネルギー加速器研究機構の放射光実験施設において、模擬廃棄物ガラス内部の状況をX線透過画像観察した結果、溶融状態のガラスを撹拌する操作は、ガラス相内に内在する気泡を低減する効果が認められた。また、ガラスに含まれるMo, Ce, SiのXAFS測定を行った結果、溶融状態での撹拌操作はガラスに含まれるMo, Ce, Siの化学状態に影響しないことを確認した。

論文

Development of validation matrix of fuel assembly thermal-hydraulics sub-channel analysis code for sodium-cooled fast reactors

菊地 紀宏; 吉川 龍志; 田中 正暁

Proceedings of 32nd International Conference on Nuclear Engineering, Vol.15 (Internet), p.647 - 659, 2026/01

ナトリウム冷却高速炉(SFR)の燃料集合体の安全設計では、信頼性の高い燃料集合体内の熱流動評価が必要である。原子力機構では、燃料集合体内の熱流動を評価するためサブチャンネル解析コードASFREを開発してきた。そのコードの信頼性を確認するため、AESJやASMEの標準に従いV&Vを実施する必要がある。本研究では、これまでに実施してきたValidationが十分か系統的に確認するために、まず現象の重要度ランク表を作成し、妥当性確認において着目する重要度が高い現象を抽出した。次に、妥当性確認の充足性を確認するために、妥当性確認マトリックスを作成し、集合体内の重要現象を解くためのコードの必須モデルと妥当性確認に必要な実験を整理した。

報告書

福島第一原子力発電所2号機原子炉格納容器貫通部X-6内の堆積物の分析

米山 海; 二田 郁子; 田中 康之; 小高 典康; 菊池 里玖; 坂野 琢真; 古瀬 貴広; 佐藤 宗一; 三本木 満; 田中 康介

JAEA-Technology 2025-008, 44 Pages, 2025/12

JAEA-Technology-2025-008.pdf:4.3MB

東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉に向け、原子炉建屋格納容器内部の調査が行われている。燃料デブリの取出しや建屋解体の作業を安全に進めるためには、汚染状況を把握し、作業の計画や作業者の被ばくを管理する必要がある。本件は、2号機原子炉格納容器貫通部X-6(X-6ペネ)内の堆積物について、含まれる元素、放射性核種濃度、核種組成を把握することを目的に分析を実施した。本分析の対象試料は、スミヤろ紙に付着したX-6ペネ内部の堆積物である。堆積物に含まれる$$gamma$$核種の把握、また、元素や元素の共存の様子を把握するため、非破壊分析として$$gamma$$線スペクトル分析、蛍光X線(XRF)分析、走査型電子顕微鏡-エネルギー分散型X線(SEM-EDX)分析を実施した。さらに、堆積物に含まれる放射性核種やその組成を詳細に明らかにするために、堆積物を硝酸及びフッ化水素酸で溶解し、溶解液中の$$gamma$$核種、Sr-90及び$$alpha$$核種の放射能分析を実施した。得られた結果を、2020年にX-6ペネ内の異なる場所で採取された堆積物の分析結果と比較した。非破壊での$$gamma$$線スペクトル分析では、Co-60、Sb-125、Cs-134、Cs-137、Eu-154、Eu-155及びAm-241が検出された。XRF分析では、格納容器内の構造物由来と考えられるFeが主要な元素として検出され、そのほか燃料や燃料被覆管に由来すると考えられる微量のU及びZrが検出された。SEMEDX分析の結果では、堆積物の主要な元素としてOとFeが検出されたことに加え、Uを含む粒子が観察され、UとともにFe、Si、Cr、Ni、Zrが検出された。これらの結果は2020年採取試料と同様の傾向であった。放射能分析では、非破壊測定で検出された$$gamma$$核種(Co-60、Sb-125、Cs-134、Cs-137、Eu-154、Eu-155)に加えて、Sr-90、Pu-238、Pu-239+240、Am-241、Cm-244、U-235、U-238の定量値を得た。これらの結果をもとに、1F事故に由来する汚染の主要な$$gamma$$線放出核種であるCs-137を基準とした放射能比を算出した。さらに、U-238に対する放射能比についても算出し、ORIGENによる2号機の燃料組成の計算値と比較した。

報告書

大洗原子力工学研究所ホットラボ施設におけるローカルサンプリングシステム一部停止の影響評価; 放射性物質の拡散に関する気流解析

福井 誠; 千頭和 慎吾*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; 橋本 周

JAEA-Review 2025-045, 42 Pages, 2025/12

JAEA-Review-2025-045.pdf:2.95MB

大洗原子力工学研究所ホットラボ施設(以下、「HL施設」という)は、ホットセル内で燃料試料や原子炉材料の照射後試験を行う施設である。作業環境中の空気中放射性物質濃度を評価するための放射線管理設備として、管理区域内の空気を捕集するローカルサンプリングシステム(以下、「LSS」という)が設置されている。本施設のLSSには、ローカルサンプリング端(以下、「LSE」という)と呼ばれるサンプリング箇所が23箇所ある。そのうち一部のLSEにおいて、サンプリングを行わない状態が継続し、空気中放射性物質濃度の測定が規定どおりに行われていなかった。そこで、本報告では、LSS一部停止やそれに伴うサンプリング間隔の広がりにより、空気中放射性物質濃度の管理に対してどのような影響を及ぼすのかについて、HL施設の管理区域内にあるホットセルからの放射性物質の拡散を想定した気流解析を用いて評価した。評価に当たっては、広いエリアに10箇所のLSEが設置されているサービスエリアを評価領域とした。評価領域に対して仮想汚染粒子の拡散を含む気流解析を実施した。ホットセルからの仮想汚染粒子の拡散状況やLSEによるサンプリング状況について、LSSが全稼働している場合と4箇所停止している場合の結果を比較した。これらの評価結果は、空気中放射性物質濃度の管理に対して、LSS一部停止やそれに伴うサンプリング間隔の広がりの影響が小さいことを示した。

論文

Quantum phase transition and magnetic excitation in the $$S$$=1/2 Ising-like antiferromagnetic chain CsCoCl$$_{3}$$ in transverse magnetic fields

木村 尚次郎*; 大西 弘明; 鳴海 康雄*; 奥西 巧一*; 萩原 政幸*; 金道 浩一*; 菊池 彦光*

Journal of the Physical Society of Japan, 94(12), p.124703_1 - 124703_8, 2025/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Physics, Multidisciplinary)

We have performed high-field electron spin resonance (ESR) measurements on the $$S$$=1/2 Ising-like one-dimensional (1D) antiferromagnet CsCoCl$$_{3}$$ in the frequency range up to 3.1 THz and magnetic fields $$H$$ for $$H$$$$perp$$$$c$$ up to 53 T, as well as density-matrix renormalization group (DMRG) calculations. The analysis of the high-field magnetization confirms that the quantum critical point in the transverse field is $$H_{cperp}$$ = 60.3 T. The results of the ESR measurements suggest the remarkable behavior that all the excitation branches coming from the Zeeman ladder converge to $$H_{cperp}$$ upon increasing the transverse fields. The ESR measurements with polarized electromagnetic waves show that the ESR absorption lines show clear polarization dependence. The absorption lines, which become soft in the transverse field, are revealed to couple with the magnetic field oscillating parallel to the static magnetic fields. These experimental results are compared with the detailed DMRG calculations.

報告書

軟X線領域のXAFS測定によるホウケイ酸ガラスの構造評価,5(共同研究)

永井 崇之; 青山 雄亮; 岡本 芳浩; 柴田 大輔*; 朝倉 清高*; 長谷川 毅彦*; 佐藤 誠一*; 深谷 茜音*; 菊池 哲也*; 畠山 清司*

JAEA-Research 2025-009, 122 Pages, 2025/11

JAEA-Research-2025-009.pdf:20.77MB

軟X線領域におけるXAFS測定はX線の透過率が低いため、試料表層の化学状態を評価することに適している。本研究は、アルミナ濃度を高めた原料ガラス組成から作製した模擬廃棄物ガラスの凝固した表層とガラス内部の差異を確認するため、ガラス構成元素であるホウ素(B)、酸素(O)、ナトリウム(Na)及びケイ素(Si)のK吸収端と、廃棄物成分のセリウム(Ce)のL$$_{3}$$吸収端のXANESスペクトルを測定した。その結果、BのK吸収端XANESスペクトルから、凝固したガラス表層でのB-Oの4配位sp$$^{3}$$構造(BO$$_{4}$$)の割合がガラス内部と比べて高くなる傾向を確認した。一方、OのK吸収端XANESスペクトルは、各ガラス試料とも測定部位によって差が認められたが、ガラス試料毎にその差の傾向が異なった。この理由として、アルミナ濃度を高めた原料ガラスは溶融状態の粘度が高いため、均一な組成の模擬廃棄物ガラスを作製できないと考えられる。また、Na及びSiのK吸収端スペクトルは、各ガラス試料とも凝固表層とガラス内部で違いはなかった。また、CeのL$$_{3}$$吸収端XANESスペクトルから、凝固したガラス表層のCe原子価がガラス内部と比較して酸化していることを確認した。

論文

Reaction behavior between sodium and molten salt caused by the heat transfer tube failure for sodium-cooled fast reactor coupled to thermal energy storage system

佐藤 理花; 近藤 俊樹; 梅田 良太; 菊地 晋; 山野 秀将

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.137 - 142, 2025/09

ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉では、ナトリウム(Na)と硝酸系溶融塩との熱交換器伝熱管破損に至るような仮想的な事故条件下でNaと硝酸系溶融塩との化学反応が発生する可能性がある。そのため、Naと硝酸系溶融塩の反応挙動は、当該システムの安全評価上、重要現象の一つとなっている。本研究では、NaNO$$_{3}$$-KNO$$_{3}$$の混合物であるソーラーソルトとNaとの反応試験を実施し、得られた試験結果について検討を行った。その結果、ソーラーソルトの融解が開始した後にNaとの反応が起こることが分かった。試験で得られた反応温度から、速度論的パラメータおよび反応速度を求め、Na-水反応と比較した。その結果、Na-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉の伝熱管破損時の事象進展で勘案すべき時間スケール内にソーラーソルト反応が生じ得ることが分かった。

報告書

原子力科学研究所放射性廃棄物処理場の新規制基準対応; 第3廃棄物処理棟、解体分別保管棟及び減容処理棟の耐震補強

池谷 正太郎; 鈴木 武; 横堀 智彦; 菅原 聡; 横田 顕; 菊地 絃太; 村口 佳典; 北原 理; 瀬谷 真南人; 黒澤 剛史; et al.

JAEA-Technology 2025-001, 169 Pages, 2025/08

JAEA-Technology-2025-001.pdf:14.22MB

原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場は、多様な施設により構成されており、その中に、第3廃棄物処理棟、解体分別保管棟及び減容処理棟がある。これらの3建家は、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律による規制を受けており、耐震重要度分類でCクラスに分類されている。東京電力福島第一原子力発電所の事故を契機として原子力規制委員会が策定した新規制基準に対応するため、最新の建築基準法に基づき3建家の耐震評価を実施したところ、許容応力度評価で一部基準を満足しない箇所が認められた。これに対応すべく、令和3年3月5日に設計及び工事の計画の認可(設工認)を取得し、令和3年(2021)から令和4年(2022)までの期間にて耐震補強を行った。本報告書は、第3廃棄物処理棟、解体分別保管棟及び減容処理棟の各建家の耐震設計の概況をはじめ、耐震改修工事の工事概要、作業体制、安全管理、使用前事業者検査について取りまとめたものである。

論文

Comparative study of the multistep thermal dehydration/decomposition of geopolymer pastes prepared using different active fillers

進藤 愛美*; 上奥 あや*; 岡村 和奏*; 菊地 晋; 山崎 淳司*; 古賀 信吉*

Thermochimica Acta, 749, p.180021_1 - 180021_14, 2025/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Thermodynamics)

The present study focused on the multistep thermal dehydration/decomposition process of geopolymer paste samples prepared using distinct active fillers, including fly ash, blast furnace slag, and metakaolin. Besides the lower water content of the geopolymer materials compared with conventional Portland cement, the thermal dehydration/decomposition occurs as the multistep process. Water evolution behavior is critical for assessing its potential application as a construction material in water-resistant environment. The thermal dehydration/decomposition kinetics also plays a pivotal role in evaluating the thermal stability of geopolymer materials. This article presents the kinetic behavior of the multistep thermal dehydration/decomposition of different geopolymer materials in a stream of dry N$$_{2}$$ or wet N$$_{2}$$ with varying water vapor pressures. This study revealed that, irrespective of the samples, the two-step thermal dehydration/decomposition process occurred after the desorption of absorbed water. The kinetics of the initial reaction process, which is attributed to the thermal dehydration of bounded water, exhibited sensitivity to atmospheric water vapor. In contrast, the kinetics of the subsequent process of the thermal dehydroxylation of the binding phase demonstrated practically invariable behavior, irrespective of the atmospheric water vapor pressure. The latter was identified as a distinctive attribute of the irreversible process and as a pivotal process in determining the thermal stability of geopolymer materials.

論文

Downward terrestrial gamma-ray flash associated with collision of lightning leaders

和田 有希*; 森本 健志*; Wu, T.*; Wang, D.*; 菊池 博史*; 中村 佳敬*; 吉川 英一*; 牛尾 知雄*; 土屋 晴文

Science Advances (Internet), 11(21), p.eads6906_1 - eads6906_10, 2025/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Multidisciplinary Sciences)

Lightning discharges can produce transient gamma-ray emissions called terrestrial gamma-ray flashes (TGFs), which originates from electrons accelerated to relativistic energies in strong electric fields. However, it is not yet understood how lightning produces an enormous number of relativistic electrons in dense atmospheres. We present that, thanks to a ground-based observation with optical, radio frequency and high-energy measurements focused on television transmission towers in Kanazawa, Japan, a TGF and a cloud-to-ground discharge of $$-56$$ kA occurred when a downward negative leader was colliding with an upward positive leader from the tower. Because the cloud-to-ground current followed the TGF by 30 $$mu$$s, the TGF started when two leaders approached each other. Our results indicate that an immense number of electrons were produced and accelerated to relativistic energies in a strong and compact electric-field region between the two leaders.

論文

Incorporation of boron into metakaolin-based geopolymers for radionuclide immobilisation and neutron capture potential

Niu, X.*; Elakneswaran, Y.*; Li, A.*; Seralathan, S.*; 菊池 亮佑*; 平木 義久; 佐藤 淳也; 大杉 武史; Walkley, B.*

Cement and Concrete Research, 190, p.107814_1 - 107814_17, 2025/04

 被引用回数:8 パーセンタイル:85.46(Construction & Building Technology)

Metakaolin-based geopolymers have attracted significant interest in decontaminating radioactive debris from the Fukushima nuclear accident. This study explored the incorporation of boron (B) into geopolymers using boric acid as the source, with the goal of developing B-enriched geopolymers for enhanced radionuclide immobilisation and neutron capture potential.

論文

Simulation study on dose and LET of neutron irradiation for biological experiments using spallation, reactor, and compact neutron sources

Sweet, M.*; Mishima, Kenji*; 原田 正英; 栗田 圭輔; 飯倉 寛; 田崎 誠司*; 菊池 伯夫*

Quantum Beam Science (Internet), 9(2), p.11_1 - 11_17, 2025/04

中性子ビームは電気的に中性で透過性が高いため、植物、種子、微生物などの生物種への照射に独自の利点がある。われわれは、核破砕、原子炉、小型中性子源のJ-PARC BL10、JRR-3 TNRF、KUANSのシミュレーションを使用して、遺伝子変異を誘発する中性子照射の可能性を包括的に調査した。

報告書

令和5年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

國分 祐司; 細見 健二; 瀬谷 夏美; 永岡 美佳; 井上 和美; 小池 優子; 長谷川 涼; 久保田 智大; 平尾 萌; 飯澤 将伍; et al.

JAEA-Review 2024-053, 116 Pages, 2025/03

JAEA-Review-2024-053.pdf:3.26MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び茨城県等との「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、令和5年4月1日から令和6年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果を取りまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

論文

先進型原子炉の設計プロセスの革新を実現するARKADIAの開発(設計最適化支援ツールARKADIA-Designの開発)

田中 正暁; 堂田 哲広; 浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 森 健郎; 岡島 智史; 菊地 紀宏; 吉村 一夫; 松下 健太郎; 橋立 竜太; et al.

日本機械学会論文集(インターネット), 91(943), p.24-00229_1 - 24-00229_12, 2025/03

先進型原子炉システムの設計最適化や安全評価を支援する「AI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法(ARKADIA)」の一部として、設計基準事象までの設計課題に適用する「ARKADIA-Design」の整備を進めてきた。本報では、ARKADIA-Designにおける、炉心設計及び炉構造設計、並びに保全に関わる点検工程の最適化プロセスの実装状況と、最適化検討とともに個別評価におけるプラント挙動の解析に必要な複数の解析コードの連成解析を含む解析評価技術の開発状況を報告する。

論文

Phase transitions of sodium peroxide investigated by DSC

菊地 晋; 古賀 信吉*

Journal of Thermal Analysis and Calorimetry, 150(1), p.585 - 590, 2025/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.99(Thermodynamics)

The objective of this study was to ascertain the thermodynamic parameters associated with the phase transitions of Na$$_{2}$$O$$_{2}$$ through the use of differential scanning calorimetry (DSC). Due to the high chemical reactivity of Na$$_{2}$$O$$_{2}$$ at elevated temperatures, particular precautions were necessary for the DSC measurement, including the selection of an appropriate crucible material, the preparation of a custom-made crucible with a specialized geometrical configuration, and the meticulous calibration of the recorded temperature and enthalpy change. Furthermore, all experimental procedures for the DSC measurement were required to be conducted under controlled atmospheric conditions of inert gas. Despite the aforementioned difficulties, we were able to successfully determine the transition temperatures and enthalpy changes associated with the structural phase transition and melting of Na$$_{2}$$O$$_{2}$$ using DSC. The reliability of these thermodynamic parameters was validated by comparing them with previously reported values.

論文

First freezing experiments with a molten mixture of boron carbide and stainless steel in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors

江村 優軌; 松場 賢一; 菊地 晋; 山野 秀将

Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 8 Pages, 2024/11

Assuming the CDA of SFRs, the eutectic melting between B$$_{4}$$C as a control rod material and stainless steel (SS) as a structural material could occur below their melting points. After that, the mixture produced by eutectic melting between B$$_{4}$$C and SS (B$$_{4}$$C-SS mixture) would relocate inside or outside of the original core region. From the viewpoint of core reactivity changes, the relocation behavior of B$$_{4}$$C-SS mixture induced by its melting/freezing behavior, is one of the key elements to evaluate the CDA consequences. Many experimental studies on freezing behavior using core materials and its simulants, including molten UO$$_{2}$$, SS, tin, wood's metal have been reported in the past. Based on these experimental findings, the freezing/blockage model for the severe accident simulation code was established and discussed through analyses of freezing process. Specifically, it has been considered that the experimental correlation of melt-penetration length was a key indicator to quantitatively describe freezing behavior. However, there was no experimental data for the freezing behavior of actual B$$_{4}$$C-SS mixture. Therefore, the freezing experiments of B$$_{4}$$C-SS mixture were conducted to investigate the freezing and blockage behavior inside a flow path such as fuel pin bundle. In the freezing experiments, B$$_{4}$$C powder and SS block were heated up to around 1,750 K using a graphite heating furnace, then B$$_{4}$$C-SS mixture flowed down into an SS pipe for cooling below 750 K. The experimental results showed that the B$$_{4}$$C-SS mixture solidified and resulted in the blockage in the SS pipe with 4 mm or 6.7 mm in inner diameter, respectively. Furthermore, the observations for cross section of SS pipe suggested that the B$$_{4}$$C-SS mixture penetrated deeper than molten SS. This difference is considered to be influenced by decrease of the melting point.

論文

Neutron flux and energy resolution of direct-geometry disk-chopper spectrometer AMATERAS at J-PARC

楡井 真実; 古府 麻衣子; 中島 健次; 菊地 龍弥*; 河村 聖子; 村井 直樹; 原田 正英; 稲村 泰弘

Journal of Neutron Research, 26(2-3), p.75 - 82, 2024/09

We investigated neutron flux at a sample position and energy resolution of a direct-geometry disk-chopper spectrometer AMATERAS under various chopper conditions and compared them with simulations and calculations. The measured flux was comparable to other similar spectrometers with high flux. The resolution when using a pulse-shaping chopper was in close agreement with the analytical calculations, including the thickness of the disk chopper, the sample size, and the penetration depth into the detector. It is found that the chopper, placed at the intermediate distance of the primary spectrometer, works as a pulse shaper that optimizes the flux and resolution below the incident energy of 10 meV.

論文

混合対流条件下の集合体圧力損失試験解析による熱流動解析コードSPIRALの妥当性確認

吉川 龍志; 菊地 紀宏; 田中 正暁

日本機械学会2024年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/09

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化方策である自然循環崩壊熱除去の採用にあたり、燃料集合体内における混合対流条件での圧力損失に対する浮力の影響を評価する必要がある。本報では、燃料集合体熱流動詳細解析コードSPIRALのHybrid型乱流モデルの妥当性確認として、低流量混合対流条件下での19本及び91本模擬燃料棒集合体水試験を対象に熱流動解析を実施し、浮力による集合体内の流速分布と温度分布への影響分析と、摩擦損失係数の比較によるHybrid型乱流モデルの圧力損失評価への適用性検討結果を報告する。

論文

Formation behavior of gaseous iodine from sodium iodide under SFR severe accidental condition

菊地 晋; 近藤 俊樹; 土井 大輔; 清野 裕; 小川 賢吾*; 中川 武志*

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation, and Safety (NUTHOS-14) (Internet), 12 Pages, 2024/08

In this study, thermal behavior of NaI in different atmospheric conditions was investigated using thermal analysis technique to understand the formation behavior of gaseous iodine. Based on the results, it was revealed that the thermal behavior of NaI in inert atmosphere is phase change and approximately 10 mass% of I2 could be formed from NaI in 20 vol% oxygen atmosphere. The chemical equilibrium simulation was also performed to understand the mechanism of I2 formation. The estimated value of I2 formation in 20 vol% oxygen atmosphere was comparable to the result of thermal analysis.

論文

Multistep kinetics of the thermal dehydration/decomposition of metakaolin-based geopolymer paste

進藤 愛美*; 上奥 あや*; 岡村 和奏*; 菊地 晋; 山崎 淳司*; 古賀 信吉*

Thermochimica Acta, 738, p.179801_1 - 179801_12, 2024/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.99(Thermodynamics)

This study investigated the kinetics of the multistep thermal dehydration/decomposition of the metakaolin-based geopolymer paste. The component two reaction steps were characterized by the evolution of water vapor and the simultaneous evolution of water vapor and CO$$_{2}$$, respectively. In a stream of dry N$$_{2}$$, the kinetics of the first and second reaction steps were characterized by the apparent activation energy (Ea) values of 92 and 166 kJ mol$$^{-1}$$, respectively. Both reaction steps exhibited a diffusion-controlled rate behavior. In a stream of wet N$$_{2}$$, the mass loss curves systematically shifted to higher temperatures with an increase in the water vapor pressure (p(H$$_{2}$$O)). The first reaction step was significantly influenced by p(H$$_{2}$$O), and the apparent Ea increased to 175 kJ mol $$^{-1}$$ at p(H$$_{2}$$O) = 11.4 kPa. The second reaction step was less sensitive to the atmospheric water vapor, as characterized by its Ea of $$sim$$165 kJ mol $$^{-1}$$, irrespective of the p(H$$_{2}$$O).

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