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出井 俊太郎; 柴田 真仁*; 根岸 久美*; 杉浦 佑樹; 天野 由記; Bateman, K.*; Wilson, J.*; 横山 立憲; 鏡味 沙耶; 武田 匡樹; et al.
Results in Earth Sciences (Internet), 3, p.100097_1 - 100097_16, 2025/12
高レベル放射性廃棄物の地層処分において、セメントと泥岩の相互作用による化学的擾乱領域が形成され、岩盤中の核種移行特性に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、11年前に幌延深地層研究センターの140m調査坑道に施工されたセメント(普通ポルトランドセメント(OPC)および低アルカリ性セメント(LAC))と泥岩の界面における変質状態について調査した。複数の分析手法を組み合わせることで、セメントの溶解、方解石やC-(A-)S-H相などの二次鉱物の析出、モンモリロナイトの陽イオン交換、泥岩の空隙率の低下など、セメントと岩石の界面における主要な反応が特定された。また、空隙率の低下による拡散の低下や、変質した泥岩中の二次鉱物への取り込みによる収着の促進など、セメントと泥岩の相互作用が放射性核種の移行に及ぼす影響についても明らかになった。
Ahmed, Z.*; Wu, S.*; Sharma, A.*; Kumar, R.*; 山野 秀将; Pellegrini, M.*; 横山 諒*; 岡本 孝司*
International Journal of Heat and Mass Transfer, 250, p.127343_1 - 127343_17, 2025/11
The study aims to measure boron concentration through the unidirectional diffusion of boron within the stainless steel (SS) layers while evaluating the updated model ability to replicate melt relocation behavior and geometry. In the current MPS simulations, one scenario employed dummy walls as heat sources, while another scenario used SS surface particles as heat sources to avoid interference with the melt flow as it reached the bottom of the specimen.
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
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。
石川 毅彦*; 織田 裕久*; 小山 千尋*; 下西 里奈*; 池内 留美子*; Paradis, P.-F.*; 岡田 純平*; 福山 博之*; 山野 秀将
International Journal of Microgravity Science and Application, 42(2), p.420202_1 - 420202_10, 2025/04
Samples of stainless steel (SS) - boron carbide (BC) alloys were levitated in the Electrostatic Levitation Furnace onboard the International Space Station (ISS-ELF) to measure the thermophysical properties of their melts. Melting of samples of two different compositions (SS-12.3, and 28 mass% B
C) were attempted in the furnace. Even though only one sample (SS-12.3 mass% B
C) could be melted, its density was successfully obtained.
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(UPu
Am
)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。
北條 智彦*; 小山 元道*; 熊井 麦弥*; Zhou, Y.*; 柴山 由樹; 城 鮎美*; 菖蒲 敬久; 齋藤 寛之*; 味戸 沙耶*; 秋山 英二*
ISIJ International, 65(2), p.284 - 296, 2025/02
Stress and plastic strain distributions and those partitioning behaviors of ferrite and retained austenite were investigated in the medium manganese (Mn) and the transformation-induced plasticity-aided bainitic ferrite (TBF) steels, and the martensitic transformation behaviors of retained austenite during Luders elongation and work hardening were analyzed using synchrotron X-ray diffraction at SPring-8. The stress and plastic strain of retained austenite and volume fraction of retained austenite were remarkably changed during Luders deformation in the medium Mn steel, implying that the medium Mn steel possessed inhomogeneous deformation at the parallel part of the tensile specimen. On the other hand, the distributions of the stress, plastic strain and volume fraction of retained austenite were homogeneous and the homogeneous deformation occurred at the parallel part of the tensile specimen at the plastic deformation regime with work hardening in the medium Mn and TBF steels. The martensitic transformation of retained austenite at uders deformation in the medium Mn steel was possessed owing to the application of high stress and preferential deformation at retained austenite, resulting in a significant increase in the plastic deformation and reduction of stress in the retained austenite. The martensitic transformation of retained austenite at the plastic deformation regime with work hardening was induced by the high dislocation density and newly applied plastic deformation in retained austenite in the medium Mn steel whereas the TBF steel possessed gradual transformation of retained austenite which is applied high tensile stress and moderate plastic deformation.
湯口 貴史*; 遠藤 京香*; 鈴木 哲士*; 小北 康弘; 坂田 周平*; 横山 立憲; 井村 匠*; 大野 剛*; 笹尾 英嗣
Lithos, 494-495, p.107909_1 - 107909_14, 2025/02
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Geochemistry & Geophysics)花崗岩質マグマ溜りプロセスの解明のために、東北日本、北上山地の久喜花崗岩体に産出するジルコンの成長の特徴を明らかにした。分離ジルコンの複数断面と薄片中のジルコンに基づいて、ジルコンU-Pb年代、Ti濃度、Th/U比とジルコンの内部組織とを3次元的に関連付けるとともに、他の鉱物との晶出順序について検討した。ジルコンの内部組織には、低ルミネッセンスの均質なコア(LLC)と反復累帯構造(OZ)が見られた。LLCとOZはそれぞれ900-800C、850-700
Cの結晶化温度を有し、LLCのTh/U比はOZよりも高い。これは、マグマ溜りの冷却に伴う漸進的な分別結晶作用によりLLCからOZへの遷移を生じたことを示唆する。分別結晶作用が進行し、マグマ温度の低下により拡散速度が減少することが、界面反応律速によるLLCの形成から拡散律速によるOZの形成への遷移を引き起こしたと考えられる。薄片での分析では、異なる鉱物に含まれるジルコンでは異なるTh/U比を有することがわかった。周辺鉱物によるTh/U比や結晶化温度の違いは、広い温度範囲にわたるマグマ分化や鉱物の結晶化を明らかにすることに有用である。
大西 貴士; 小山 真一*; 横山 佳祐; 森下 一喜; 渡部 雅; 前田 茂貴; 矢野 康英; 大木 繁夫
Nuclear Engineering and Design, 432, p.113755_1 - 113755_17, 2025/02
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)The burning of minor actinide (MA) elements, such as neptunium (Np) and americium (Am), in fast reactors (FRs) has been proposed to reduce the volume of high-level radioactive waste. Evaluation of the transmutation behavior of Am for a wide spectral range from thermal to fast neutrons requires experimental validation based on the irradiation of Am targets with well-known isotopic compositions. Four samples each of two types of Am targets, Am-241 oxide and Am-243 oxide, were prepared and irradiated in the experimental fast reactor Joyo under fast neutron flux. Additionally, a ninth sample consisting of Am-241 oxide contained in a MgO pellet was prepared and irradiated in the JMTR under thermal neutron flux. All irradiated samples were analyzed by a radiochemical method. Indexes of the transmutation behavior such as the transmutation ratio, the ratio between burnup and accumulation of an actinide could be evaluated based on the analytical results.
深田 幸正; 青柳 佑海人*; 横山 美沙紀*; 堀部 陽一*; 狩野 旬*; 金田 美優*; 藤井 達生*; 吉越 章隆; 小畠 雅明; 福田 竜生; et al.
Journal of Electronic Materials, 54, p.686 - 692, 2025/01
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Engineering, Electrical & Electronic)カーボンナノウォール(CNW)は、基板に対して垂直に配向した高密度の多層グラフェンである。我々はメタンやエチレン等の炭化水素ガスを用いないCNWの簡易的な合成方法を開発した。この方法ではCNWの原料として固体炭素を用いる。アルゴンガスへのマイクロ波照射によって発生したアルゴンプラズマが固体炭素源に衝突すると炭素プラズマが生成する。この炭素プラズマが800から900C程度の基板に数分間衝突し続けるとCNWが形成されることがわかった。CNWを構成する多層グラフェンの品質、サイズ、層間距離は、ラマン分光法、走査型電子顕微鏡、透過型電子顕微鏡を用いて評価した。さらに、我々はCNWの構造に着目し吸着材としての応用可能性を調べた。CNWを陰極として用いることでCs水溶液中のCsの吸着を試みた。陰極として用いたCNWをX線光電子分光(XPS)で調べた結果、CsはCNWを構成するグラフェン層の間に吸着することがわかった。また、電着時間が長ければ長いほどグラフェン層間へのCsの吸着が増加することが分かった。この吸着効果は放射性同位元素である
Csを含む汚染水の浄化等の用途に有用であると考えられる。
長田 充弘; 福田 将眞; 末岡 茂; 中嶋 徹; 横山 立憲; Wall, C. J.*; 檀原 徹*; 岩野 英樹*; 田上 高広*
フィッション・トラックニュースレター, (37), p.11 - 13, 2024/12
近年、分析技術の発達により100万年以降の若い地質単元でもジルコンによるU-Th-Pb年代測定が可能となりつつある。しかしながら、その分析を評価しうる若い標準試料はほとんどない。本研究では、著者らが研究をすすめている100万年オーダーのジルコン試料(TRG04とOGPK)を対象に、同位体希釈表面電離質量分析(ID-TIMS)法によるU-Pb年代測定を試みた。その結果、それぞれ予察的に2.66540.0016Maおよび1.1266
0.0014MaのU-Pb年代を得た。
丹羽 正和; 島田 耕史; 末岡 茂; 石原 隆仙; 箱岩 寛晶; 浅森 浩一; 村上 理; 福田 将眞; 小北 康弘; 鏡味 沙耶; et al.
JAEA-Research 2024-013, 65 Pages, 2024/11
本報告書では、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究の一環として実施している地質環境の長期安定性に関する研究について、第4期中長期目標期間(令和4年度令和10年度)における令和5年度に実施した研究開発に係る成果を取りまとめたものである。第4期中長期目標期間における研究の実施にあたっては、地層処分事業における概要・精密調査や国の安全規制に対し研究成果を適時反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで研究開発を進めている。本報告書では、それぞれの研究分野に係る科学的・技術的背景を解説するとともに、主な研究成果等について取りまとめた。
Vu, TheDang*; 宍戸 寛明*; 相澤 一也; 奥 隆之; 及川 健一; 原田 正英; 小嶋 健児*; 宮嶋 茂之*; 曽山 和彦; 小山 富男*; et al.
IEEJ Transactions on Electrical and Electronic Engineering, 19(11), p.1888 - 1894, 2024/11
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Engineering, Electrical & Electronic)We proposed a novel superconducting detector called the current-biased kinetic inductance detector (CB-KID) for constructing a neutron transmission imager. We systematically studied the characteristics of the CB-KID to improve spatial resolution down to 10 m in transmission imaging. By analyzing neutron transmission spectra from 1 meV to 500 keV, we identified copper (Cu) and iron (Fe) as major components in commercial nuts and screws. Additionally, we successfully mapped the distribution of the SmSn
compound using selective energy regions of pulsed neutrons and the CB-KID detector. It can reveal transmission spectra across a wide range of energies, from cold-neutron energies (meV) to higher neutron energies (up to 500 keV).
Wen, J.*; 鎌田 悠斗*; 横山 貢成*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 今泉 悠也; 田上 浩孝; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 8 Pages, 2024/11
The influence of water pool height, particles diameter and wall cooling on particle bed-water pool heat transfer was evaluated by assessing the time variation of average temperatures of the particle bed and water pool, and their difference. The concept of macroscopic heat transfer coefficient of the particle bed-water pool system was introduced to elucidate the intensity of natural convection. The results show that the time variation of temperature difference initially increases, peaks, and then decreases. Based on this phenomenon, the process of heat transfer of the particles bed-water pool system was explained. According to the result, the water pool height and particle diameter will affect the heat transfer, but the current cooling conditions have little influence on the heat transfer of the particle bed.
Wen, J.*; 鎌田 悠斗*; 横山 貢成*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 今泉 悠也; 田上 浩孝; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 8 Pages, 2024/11
To investigate the coolability of fuel debris bed immersed in molten steel, a rectangular experimental system was built in which the particle bed was volumetrically heated via direct current heating. The experimental apparatus consists of a particle bed immersed in water and a water pool above it, which simulate disrupted solid fuel and molten steel, respectively. Computer code simulations with reactor safety analysis code SIMMER-IV were performed to help understanding the heat transfer characteristics and to validate the applicability of the newly embedded momentum exchange function (MXF) models. Under the current experimental conditions, some key parameters like the particle bed average temperature, water pool average temperature, and temperature difference between the bed and the pool were evaluated to compare with the simulation results. The comparison results showed the most applicable MXF model under the current experimental conditions, and the analysis with it well reproduced the phenomena which was observed in the experiments.
横山 賢治; 羽様 平; 谷中 裕; 大木 繁夫
JAEA-Data/Code 2024-007, 41 Pages, 2024/10
汎用炉心解析システムMARBLEの第3版であるMARBLE3を開発した。MARBLEの開発ではオブジェクト指向スクリプト言語Pythonを用いており、これまでの開発ではPythonバージョン2(Python2)を用いていたが、Pythonのバージョンアップの後方非互換性の問題により、Pythonの最新版であるPythonバージョン3(Python3)では、MARBLEを動作させることができなくなっていた。このため、MARBLE3の開発では全面的に改修を行って、Python3で動作するように整備した。また、MARBLE3では、新しく開発された解析コードのカプセル化や新しく提案された計算手法等の組み込みを行うとともに、メンテナンス性や拡張性、柔軟性の観点からユーザインターフェースの拡張やソルバーの再実装等を行った。MARBLE3では、新規に開発された3次元六角/三角体系輸送計算コードMINISTRIVer.7(MINISTRI7)と3次元六角/三角体系拡散計算コードD-MINISTRIを利用できるように整備した。これらのコードは、MARBLEのサブシステムである核特性解析システムSCHEMEや高速炉燃焼解析システムOPRHEUSで利用できる。また、MARBLEに組み込まれている炉心解析システムCBGのユーザインターフェースを拡張して、CBGの2次元RZ体系の拡散計算ソルバーや輸送計算ソルバーをSCHEME上で利用できるように整備した。一方、計算手法についても改良を加えた。MARBLE3では、チェビシェフ有理関数近似法に基づく燃焼計算手法の改良に関する論文やミニマックス多項式近似法に基づく燃焼計算手法に関する論文で提案された計算手法を利用できるように、燃焼計算ソルバーの機能拡張を行った。また、メンテナンス性の観点から、MARBLE2で導入された一点炉動特性ソルバーPOINTKINETICSを廃止して、MARBLE3ではKINETICSソルバーとして新たに整備し直した。
柴山 由樹; 北條 智彦*; 小山 元道*; 秋山 英二*
International Journal of Hydrogen Energy, 88, p.1010 - 1016, 2024/10
被引用回数:4 パーセンタイル:51.25(Chemistry, Physical)The effect of plastic deformation on the hydrogen embrittlement behavior of high-strength martensitic steels was investigated using a U-bend test. The hydrogen embrittlement susceptibility appeared to be enhanced with increasing plastic strain. Based on fractographic and stress-strain analyses, the maximum principal stress dominated the hydrogen embrittlement fracture. Although the apparent enhancement with increasing plastic deformation was observed, the origin of the enhancement was increased residual stress arising from the evolution of graded plastic strain during U-bending. We conclude that residual stress rather than plastic strain induced by plastic deformation strongly affects hydrogen embrittlement susceptibility in deformed high-strength steel components.
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UAm
O
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、U
Pu
O
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。
丹羽 正和; 島田 顕臣; 浅森 浩一; 末岡 茂; 小松 哲也; 中嶋 徹; 小形 学; 内田 真緒; 西山 成哲; 田中 桐葉; et al.
JAEA-Review 2024-035, 29 Pages, 2024/09
本計画書では、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究の一環として実施している地質環境の長期安定性に関する研究について、第4期中長期目標期間(令和4年度令和10年度)における令和6年度の研究開発計画を取りまとめた。本計画の策定にあたっては、これまでの研究開発成果や大学等で行われている最新の研究成果に加え、地層処分事業実施主体や規制機関等の動向を考慮した。研究の実施にあたっては、地層処分事業における概要・精密調査や国の安全規制に対し研究成果を適時反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで研究開発を推進する。
佐藤 修彰*; 亀尾 裕; 佐藤 宗一; 熊谷 友多; 佐藤 智徳; 山本 正弘*; 渡邉 豊*; 永井 崇之; 新堀 雄一*; 渡邉 雅之; et al.
廃止措置・廃炉化学入門, 251 Pages, 2024/09
原子力施設の廃止措置と過酷事故炉の廃炉を対象とし、第1部では燃料化学、分析化学、放射線化学、腐食、除染化学から、廃棄物処理・処分にわたる基礎的な分野について紹介する。第2部では、種々の原子力関連施設の廃止措置に関わる化学を学びながら、東京電力福島第一原子力発電所の廃炉にはどのような化学的アプローチが必要かつ可能か、廃炉の在り方やそれに必要な研究開発・人材育成などについて触れる。
江村 優軌; 高井 俊秀; 菊地 晋; 神山 健司; 山野 秀将; 横山 博紀*; 坂本 寛*
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.911 - 920, 2024/07
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)Boron carbide (BC)- stainless steel (SS) eutectic reaction behavior is one of the most important issues in the core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors (SFRs). In this study, the immersion experiments using B
C pellets with molten SS were conducted to evaluate the CDA sequences such as contact event of solid B
C with degraded core materials including SS at very high temperature. The immersion experiment aims at understanding the kinetic behavior of solid B
C-liquid SS reaction based on the reduced thickness of B
C pellet after the experiment in the temperature ranges from 1763 to 1943 K, which is higher than the temperature of solid B
C-solid SS reaction. Based on the kinetic consideration of the reaction rate constants for solid B
C-liquid SS reaction, it was found that similar temperature dependency was identified between solid B
C-liquid SS and solid B
C-solid SS. Besides, the reaction rate constants of solid B
C-liquid SS were smaller than those of solid B
C-solid SS extrapolated in higher temperature region by two or more orders of magnitude due to two different evaluation method for B
C side/SS side. It was confirmed that this difference was reasonable through the consideration of previous reaction tests in solid-solid contact for B
C side/SS side.