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やCaMoO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。

Sodium-cooled Fast Reactors

大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.

Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07

https://shop.elsevier.com/books/sodium-cooled-fast-reactors/morishita/978-0-12-824076-2

ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。

Overview on recent progress toward small specimen test technique

若井 栄一; 菊地 孝行; Kim, B.*; 木村 晃彦*; 野上 修平*; 長谷川 晃*; 西村 新*; Soldaini, M.*; 山本 道好*; Knaster, J.*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2089 - 2093, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.06.068

The main objective of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation facility) is to obtain the material data base obtained from a series of tests using small specimens mainly irradiated in the IFMIF for the design and licensing of fusion DEMO and power reactors. In this study, we present the contents of (1) recent evaluation of SSTT such as fracture toughness developed in IFMIF/EVEDA project, (2) the evaluation of structural integrity of RAF/M steels for the Fusion DEMO reactors, and (3) engineering design of the Post Irradiation Examination (PIE) facility of IFMIF. The analysis of the fracture behavior of brittle-ductile transition region of RAF/M steels is very important to evaluate the structural integrity of RAF/M steels for the Fusion DEMO reactors, and it should be applied by new methods such as random-inhomegeneity method of K. Wallin and M. Sokolov and the modified master curve method of ASTM E1921 of P. Spatig, and one of objectives of this study is focused on the further developed analysis to generalize the methods for SSTT and structural integrity of RAF/M steels.

The Accomplishment of the engineering design activities of IFMIF/EVEDA; The European-Japanese project towards a Li(d,xn) fusion relevant neutron source

Knaster, J.*; Ibarra, A.*; 井田 瑞穂*; 近藤 恵太郎; 菊地 孝行; 大平 茂; 杉本 昌義; 若井 栄一; 渡邊 和仁; 他58名*

Nuclear Fusion, 55(8), p.086003_1 - 086003_30, 2015/08

https://doi.org/10.1088/0029-5515/55/8/086003

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、現在、日欧間の幅広いアプローチ協定の基で工学実証・工学設計活動(EVEDA)フェーズにおける研究開発か進行中である。工学設計活動(EDA)は2013年夏、予定通りに終了し、IFMIF中間工学設計書(The IFMIF Intermediate Engineering Design Report: IIEDR)を刊行した。先行フェーズに比べ、多くの点で設計の改善が行われた。特に、超伝導加速器の概念により、ビームロスの低減と運転コストの低減が実現された。照射施設の設計においては、照射モジュールと放射線遮蔽構造体を分離することによって、照射試験の柔軟性、遠隔操作機器の信頼性の向上とコストの削減が実現された。刊行されたIFMIF中間工学設計書は、EVEDA事業が開始された2007年より実施されている工学実証活動(EVA)の成果を補完し、建設判断を行うに足る情報を提供する。またさらに、益々増す核融合分野からの要求に合致した次の目標を定める上での基礎となる。

Generation of radioisotopes with accelerator neutrons by deuterons

永井 泰樹; 橋本 和幸; 初川 雄一; 佐伯 秀也; 本石 章司; 園田 望; 川端 方子; 原田 秀郎; 金 政浩*; 塚田 和明; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 82(6), p.064201_1 - 064201_7, 2013/06

https://doi.org/10.7566/JPSJ.82.064201

A new system proposed for the generation of radioisotopes with accelerator neutrons by deuterons (GRAND) is described by mainly discussing the production of Mo used for nuclear medicine diagnosis. A prototype facility of this system consists of a cyclotron to produce intense accelerator neutrons from the C(d,n) reaction with 40 MeV 2 mA deuteron beams, and a sublimation system to separate Tc from an irradiated MoO sample. About 9.7 TBq/week of Mo is produced by repeating irradiation on an enriched Mo sample (251g) with accelerator neutrons three times for two days. It meets about 10% of the Mo demand in Japan. The characteristic feature of the system lies in its capability to reliably produce a wide range of high-quality, carrier-free, carrier-added radioisotopes with a minimum level of radioactive wastes without using uranium. The system is compact in size, and easy to operate; therefore it could be used worldwide to produce radioisotopes for medical, research, and industrial applications.

Development of small specimen test techniques for the IFMIF test cell

若井 栄一; Kim, B. J.; 野澤 貴史; 菊地 孝行; 平野 美智子*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 横峯 健彦*; 吉田 崇英*; 野上 修平*; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/03

https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/44/060/44060304.pdf?r=1&r=1#page=596

Recent progress of small specimen test technique and the engineering design and engineering validation tests of high flux test module (HFTM) for the IFMIF test cell is mainly summarized and evaluated in the IFMIF/EVEDA (Engineering validation and engineering design activities) projects under Broader Approach Agreement between EURATOM and Japan. Effects of specimen size on mechanical properties such as impact properties and ductile-to-brittle transition temperature are known to occur in ferritic/martensitic steels, and some parts of them have been prepared in the guideline and standard of mechanical tests by ASTM-international and ISO. However, our research of ferritic/martensitic steel F82H showed that it did not match with our data, i.e., master curve method for fracture in ductile-to-brittle transition behaviour of F82H steel. Accordingly, we need to modify and develop these standards for the tests including small size specimens of fusion materials in IFMIF. Also, some designs were prepared in the design of HFTM.

Basic design guideline for the preliminary engineering design of PIE facilities in IFMIF/EVEDA

小河原 貴史; 若井 栄一; 菊地 孝行; 山本 道好; Molla, J.*

Fusion Engineering and Design, 86(12), p.2904 - 2907, 2011/12

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2011.07.001

本研究は幅広いアプローチ(BA)協定の下、実施中の国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)におけるテストセル施設の一部である照射後試験(PIE)施設の工学設計に関するものである。IFMIF用PIE施設は、核融合原型炉の設計と許認可に必要となる材料照射データベースを取得するため、IFMIFで照射した材料の特性評価試験を実施する施設である。またPIE施設では、照射リグ容器の検査,解体、及び照射した試験片の再装荷作業等も同様に行われる。本研究では、予備的な工学設計の設計方針として、安全性に関するホットセル内作業の指針を作成するとともに、ホットセル設備や機器類の評価を実施し、コンクリートセルや鉄セルの設計評価を実施した。

Design status of post irradiation examination facilities in IFMIF/EVEDA

若井 栄一; 小河原 貴史; 菊地 孝行

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.242 - 247, 2010/08

http://www.jspf.or.jp/JPFRS/PDF/Vol9/jpfrs2010_09-242.pdf

国際核融合照射施設の工学実証・工学設計活動の中で実施している照射後試験施設の設計において、最近行った予備的工学設計に関する成果をまとめたものである。照射後試験施設は高,中,低の中性子束領域の照射モジュールやリチウムターゲットの背面壁などの照射された材料の試験や評価のために必要となるホットセルや準備室がある。本研究では、各種プロセスに関する基本となる機能性解析を実施し、ホットセルにおける試料の再装荷のハンドリングプロセスや遮蔽壁が評価した。この結果をもとにして照射後試験施設の配置図を設計した。

IFMIF/EVEDA原型加速器の進捗状況

神藤 勝啓; Vermare, C.*; 浅原 浩雄; 杉本 昌義; Garin, P.*; 前原 直; 高橋 博樹; 榊 泰直; 小島 敏行; 大平 茂; et al.

Proceedings of 6th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (CD-ROM), p.668 - 670, 2010/03

http://www.pasj.jp/web_publish/pasj6/papers/tpopa26.pdf

国際核融合材料照射施設(IFMIF)に関する工学実証及び工学設計活動(EVEDA)における原型加速器の2008年度の進捗について報告する。原型加速器のすべての加速器機器は、それぞれ設計が始まり、製作や個別試験についての計画を策定し、設計パラメータを決めてきた。個々の機器の進捗を分析し、IFMIF加速器の工学実証の計画を検討した結果、事業期間を2014年まで延長することが提案され、BA運営委員会で承認された。本発表では、各加速器機器の設計状況、欧州と日本が担当している加速器機器群と、日本が担当している六ヶ所村のIFMIF/EVEDA開発試験棟建屋のインターフェイスや現在までに提案されている工学実証試験での運転計画を報告する。

モリブデン酸溶融塩中におけるSUS316被覆管の腐食挙動

永井 崇之; 菊池 光太郎*; 鹿野 祥晴*; 福嶋 峰夫

日本原子力学会和文論文誌, 7(4), p.370 - 379, 2008/12

https://doi.org/10.3327/taesj.J07.050

使用済酸化物燃料の乾式再処理プロセス研究の一つとして、モリブデン酸溶融塩を用いた乾式プロセス研究を進めている。これまでに、NaMoO-MoO溶融塩中へUOペレットを溶解し、UOを電解回収できることを確認している。本報では、NaMoO-MoO溶融塩中におけるSUS316被覆管の腐食挙動を評価した結果、MoOを過剰に添加した場合、SUS316が溶融塩中に溶出することを明らかにした。また、この結果を踏まえて、適切なMoO添加量の把握が必要であることを示した。