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論文

Development of phenomenological degradation models for Cr-Coated Zr alloy cladding under high-temperature oxidation conditions

谷口 良徳; Luu, V. N.; 田崎 雄大; 宇田川 豊; 勝山 仁哉

Annals of Nuclear Energy, 231, p.112177_1 - 112177_16, 2026/06

 被引用回数:0

Advanced technology fuels (ATF) with improved oxidation resistance are under development to enhance the safety of light water reactors. Cr-coated Zr alloy cladding, a promising near-term ATF, exhibits excellent oxidation resistance below the Cr-Zr eutectic temperature. However, its gradual loss of protective effect over time, even without mechanical damage, indicates the need to understand its degradation mechanisms. This article presents a phenomenological model describing degradation due to high-temperature oxidation, focusing on Zr ingress into the Cr coating and the formation of oxygen pathways that accelerate oxygen uptake into the Zr matrix. The model was validated against experimental data at 1200$$^{circ}$$C and 1300$$^{circ}$$C, reproducing key trends such as oxide growth, weight gain, and oxygen concentration profiles. Applying the same parameters to a different PVD-coated cladding test gave reasonable agreement at 1200$$^{circ}$$C, while discrepancies at 1300$$^{circ}$$C suggest Cr-Zr eutectic reactions from local temperature variations, highlighting the model's sensitivity near the eutectic point.

論文

Analysis of fracture conditions of Cr-coated Zr alloy claddings under LOCA conditions calculated using FEMAXI fuel performance code

Luu, V. N.; 谷口 良徳; 宇田川 豊; 田崎 雄大; 勝山 仁哉

Annals of Nuclear Energy, 230, p.112114_1 - 112114_14, 2026/06

 被引用回数:1

Fracture behavior of chromium (Cr) coated cladding under loss of coolant accident (LOCA) conditions was investigated utilizing the FEMAXI fuel performance code. Cr coating degradation models were introduced to FEMAXI to calculate oxygen diffusion behavior within the cladding tube. The FEMAXI code reasonably simulated the observed evolution of cladding metallic and oxide layers under the simulated LOCA conditions, accounting for factors such as wall thinning due to cladding high temperature creep, Cr layer thinning by Cr$$_{2}$$O$$_{3}$$ formation and Cr/Zr interdiffusion, weight increase by oxygen absorption, associated oxide growth, and increased oxygen concentration in $$beta$$-Zr phase. According to sensitivity analyses of the cladding oxygen concentration, where the effects of wall thickness change and eutectic reactions were taken into account, the fracture condition of the Cr-coated cladding samples can be reasonably modelled by the fracture criteria based on the remaining $$beta$$-Zr thickness with an oxygen concentration of $$leqq$$ 0.9 wt%.

論文

Bayesian approach to model temperature dependence of Charpy absorbed energy and uncertainty evaluation of ductile-to-brittle transition temperature for reactor pressure vessel steel

高見澤 悠; 西山 裕孝

Journal of Pressure Vessel Technology, 148(3), p.031501_1 - 031502_12, 2026/06

原子炉圧力容器(RPV)鋼の中性子照射脆化は、プラント運転中の監視試験試験(シャルピー衝撃試験)で得られる延性‐脆性遷移温度(DBTT)を用いて評価されてきた。RPVの構造健全性評価の信頼性を確保するためには、監視試験に内包される不確かさを考慮した十分な安全余裕を考慮する必要がある。本研究では、日本と米国で製造された約1,900の未照射および照射済み材料のデータセットを用いて、シャルピー吸収エネルギー変動の温度依存性を評価するモデルを開発した。次に、モンテカルロサンプリングとベイズ推定を用いてシャルピー試験データの確率分布を推定し、41Jエネルギーレベル($$T$$$$_{rm 41J}$$)におけるシャルピー延性‐脆性遷移温度の確率分布を評価した。試験片数と$$T$$$$_{rm 41J}$$の不確かさの関係を詳細に評価した結果、日本製鋼材と米国製鋼材の$$T$$$$_{rm 41J}$$の不確かさはほぼ同等であり、中性子照射によっても変化がない(材料の不均質性に明確な変化がない)ことがわかった。一方、製造方法に関しては、母材と溶接金属の$$T$$$$_{rm 41J}$$の不確かさはほぼ同等であったが、熱影響部(HAZ)の不確かさが大きいことが示された。

論文

Analysis of the effect of crack curvature in Mini-C(T) specimen on fracture toughness evaluation

下平 昌樹; 河 侑成; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

Journal of Pressure Vessel Technology, 148(2), p.021504_1 - 021504_10, 2026/04

最新の原子炉圧力容器の構造健全性評価においては、マスターカーブ法に基づく正確な破壊靭性参照温度T$$_{o}$$の取得が必要である。破壊靭性参照温度T$$_{o}$$はMini-C(T)破壊靭性試験片によって取得可能であり、この試験片の寸法や亀裂形状に関しては、ASTM規格のE1921や日本電気協会電気技術規程JEAC4216に規定されている。最近、ASTM E1921では評価の正確性や試験を行う上での利便性を向上させるために、亀裂形状に関する規定の変更が行われてきた。このような規格の改定に伴うMini-C(T)試験片の許容亀裂形状の変化は、亀裂先端の塑性拘束状態を変化させ、T$$_{o}$$評価に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、ASTM E1921やJEAC4216に規定される亀裂形状に関する要求の妥当性について議論するため、Mini-C(T)試験片の亀裂湾曲が破壊靭性評価に及ぼす影響について、ワイブル応力解析を含む有限要素解析によって定量的に評価した。その結果、ASTM E1921-21で定められた最大湾曲を有する亀裂形状の場合、亀裂先端の塑性拘束が弱められ、理想的な直線状亀裂を有するMini-C(T)試験片で得られる破壊靭性値に比べて高めの破壊靭性値が得られる可能性を示した。また、上述の最大湾曲を許容した場合、非保守的なT$$_{o}$$が取得されることをワイブル応力解析によって示した。一方、JEAC4216で許容される最大湾曲を有する亀裂形状の場合は、理想的な直線状亀裂の場合と比べてT$$_{o}$$の有意な差は見られなかった。

論文

Non-invasiveness evaluation of gas-sheet beam profile monitor; Observation of emittance reduction due to space-charge neutralization

山田 逸平; 小島 邦洸; 地村 幹

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1084, p.171261_1 - 171261_12, 2026/04

 被引用回数:0

大強度粒子加速器の安定運転には、非破壊型のビーム形状(プロファイル)モニタが不可欠であり、ガスを導入してビームとの相互作用で形状を測るモニタ開発を進めている。ガス導入型は、高い二次粒子収量により高速かつ高精度なプロファイル計測を可能にする一方、ビームと導入したガスの相互作用がビーム品質に影響を与える可能性があるため、その非破壊性の定量的な評価が必須である。本研究では、3MeV負水素イオンビームを用いて、導入ガス流量に対するビーム電流値及び位相空間分布の変化を評価した。ビーム電流値については、予想通り導入ガス流量に対して線形に減少し、その減少率は荷電変換断面積と一致した。位相空間分布については、ビームライン圧力が10$$^{-4}$$ Pa未満の範囲では変化が見られず、10$$^{-4}$$ Pa以上に増加させた場合には、逆に分布の広がりに約5%の減少が見られた。本測定結果を解析的および数値的に検証した結果、ビーム・ガス相互作用により生成された正イオンが水素負イオンビームの電気的斥力を中和し、負電荷同士の反発力を抑制したため、分布の広がりの相対的な減少を起こすことがわかった。以上により、開発したモニタは、使用に際してビームを広げることなく、逆にビーム品質を向上させる事が分かり、加速器の安定運転に貢献可能であると言える。

報告書

令和6年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング及び無人航空機による放射線モニタリングに係る技術開発(受託研究)

普天間 章; 越智 康太郎; 佐々木 美雪; 中間 茂雄; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 眞田 幸尚; et al.

JAEA-Technology 2025-015, 171 Pages, 2026/03

JAEA-Technology-2025-015.pdf:11.43MB

2011年(平成23年)3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う津波により、東京電力福島第一原子力発電所事故が発生し、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後から、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手段として、有人ヘリコプター等による航空機モニタリングが活用されてきた。日本原子力研究開発機構は原子力規制庁からの受託事業として、緊急時モニタリングの迅速化に向け、発電所周辺のバックグラウンド線量率や地形、管制空域等の情報整備を進めている。令和6年度は、島根原子力発電所周辺で航空機モニタリングを実施し、線量率マップ等を作成し、地上測定値や他機関データと比較して妥当性を確認した。原子力総合防災訓練では、有人ヘリコプターに加え無人航空機を用いた訓練フライトを実施し、搭載方法やリアルタイム通信、迅速なマッピングの有効性を確認した。さらに、無人機データ収集システムの整備を進め、リアルタイム解析やマルチプラットフォームでの運用を検証し、改良課題を抽出した。マルチコプターの操作講習も実施し、運用技術の向上を図った。加えて、米国、フランス、韓国、カナダと合同環境放射線モニタリングを行い、各国の測定技術や運用体制に関する知見を得るとともに、国際的な情報共有の重要性を確認した。本報告書は、これら令和6年度の受託研究で得られた成果と技術的課題を取りまとめ、今後の緊急時モニタリング技術の高度化に資する知見を提供するものである。

報告書

パイロットADSの概念設計

西原 健司; 福島 昌宏; 阿部 拓海; 方野 量太; Yee-Rendon, B.; 岩元 大樹; 菅原 隆徳; 大林 寛生; 斎藤 滋

JAEA-Research 2025-013, 125 Pages, 2026/03

JAEA-Research-2025-013.pdf:4.68MB

マイナーアクチノイドの分離変換を目的とした商用加速器駆動未臨界システム(ADS)の前段階となるパイロットADSの概念設計を行った。パイロットADSの炉心出力は200MWとし、安全評価の結果、深い未臨界度と安全棒を備える設計とした。炉心設計、加速器設計、ターゲット設計、炉内機器設計を行い、具体的な概念を明らかにした。

論文

Temperature effect on radiolytically generated hydrogen yield from a plutonium nitric acid aqueous solution

樋川 智洋; 宝徳 忍; 熊谷 友多; 阿部 侑馬*; 小山 幹一*; 深谷 洋行; 伴 康俊; 木田 孝; 長谷川 聡*; 中野 正直*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 63(3), p.322 - 327, 2026/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

燃料再処理施設における水素安全に資するため、放射線分解により生成する水素発生に対する温度の影響を調べた。プルトニウム硝酸水溶液の放射線分解による水素発生量を、室温から溶液の沸騰温度までの温度について実験的に取得した。その結果、沸騰条件まで温度を上昇させても有意な水素発生量の上昇は見られなかった。さらに溶液の撹拌が水素生成に与える影響についても検討したところ、室温での静的条件と混合条件の間で水素生成に違いがみられなかった。これらの知見は、溶液の温度上昇や沸騰が水素生成を大幅に増加させないことを示唆しており、重大事故時の水素リスク評価に貢献する。

論文

Effect of coaxial HPGe detector structure on $$gamma$$-ray beam measurements

Omer, M.; 静間 俊行*; 小泉 光生; 平 義隆*; Zen, H.*; 大垣 英明*; 羽島 良一*

Radiation Physics and Chemistry, 240, p.113467_1 - 113467_8, 2026/03

 被引用回数:0

Coaxial high-purity germanium detectors are widely used in applications requiring high-resolution $$gamma$$-ray spectroscopy. However, the internal structure of these detectors, particularly the geometry of the inactive volumes inside the detector core, can significantly influence their performance in beam detection configurations. This study investigates the impact of detector structure on the spectral response to pencil-like $$gamma$$-ray beams, based on a comparison of $$gamma$$-ray spectra measured with two coaxial high-purity germanium detectors that have similar active volumes but distinct internal geometries. Experimental measurements were conducted at the UVSOR synchrotron facility using collimated laser Compton scattered $$gamma$$-ray beams with an energy of $$5.53^{+0.016}_{-0.580}$$ MeV. Monte Carlo simulations using the Geant4 toolkit were performed to refine the detector models and replicate experimental results. The results reveal that the front layer thickness and the presence of structural elements such as the cold finger strongly affect the spectral features, particularly the appearance of a coincidence sum peak of the annihilation radiation at 1.022 MeV. Off-axis irradiation significantly improves the detection efficiency and reduces undesired induced interactions within inactive volumes. Additionally, the observed pair production signatures are validated through the available theoretical cross section data, confirming the dominant role of internal structures in shaping the detector response under beam geometry. These findings are essential for optimizing detector configurations in precision $$gamma$$-ray beam experiments. This work is a contribution of the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) to the International Atomic Energy Agency (IAEA) under the agreement of the coordinated research program (CRP), J02015 (Facilitation of Safe and Secure Trade Using Nuclear Detection Technology - Detection of RN and Other Contraband). A part of this work was conducted at the BL1U of UVSOR Synchrotron Facility, Institute for Molecular Science (IMS program 23IMS6602).

論文

Evaluation of sources and seasonal variations of dissolved $$^{137}$$Cs in stream water in forested catchments

佐久間 一幸; 吉村 和也; 中西 貴宏; 林 誠二*; 辻 英樹*; 舟木 泰智; 飯島 和毅

Science of the Total Environment, 1014, p.181397_1 - 181397_9, 2026/02

2011年福島第一原子力発電所事故により陸域環境へ多くの放射性セシウムが放出された。河川水中の溶存態放射性セシウムの発生源と季節変動を制御する要因を理解することは、環境放射能汚染の評価と低減に極めて重要である。2015年から2021年にかけ、渓流水、湧水、地下水、落葉溶出水、土壌間隙水、土壌浸透水における溶存態$$^{137}$$Cs濃度と溶存有機炭素(DOC)を調査した。源流域では、溶存態$$^{137}$$Cs濃度は地下水中の濃度と比較して湧水直後に増加した。約3年間の渓流水モニタリングにおいて、溶存態$$^{137}$$Cs濃度は水温、DOC濃度、K$$^{+}$$濃度と相関を示した。三成分混合モデルにより、渓流水の組成は主に地下水、森林落葉層/表土、土壌間隙水に由来することが明らかとなった。特に夏季の渓流水には土壌間隙水が顕著に影響しており、降水に従い地下水位の変動が要因と考えられる。溶出水も冬季の渓流水に比べ夏季の渓流水により影響を与えていた。これらの知見は、溶存態$$^{137}$$Csの季節変動が、温度依存性のある森林落葉層/表土からの溶出と土壌間隙水からの寄与増加によって駆動されることを示唆している。本研究は森林源流域河川における溶存態$$^{137}$$Csの発生源と季節的駆動要因を特定した初めての研究である。

報告書

再処理特別研究棟の解体廃棄物に対する廃棄体化を考慮した分別の導入

中嶋 瞭太; 酒井 達弥; 谷 陸; 半田 雄一; 砂押 瑞穂*; 井上 秀毅*; 山田 悟志; 清水 修

JAEA-Technology 2025-012, 39 Pages, 2026/01

JAEA-Technology-2025-012.pdf:2.31MB

再処理特別研究棟は1996年から廃止措置に移行し、施設内の設備・機器の解体作業を実施してきた。2022年10月からのグローブボックス等の解体撤去作業では、埋設施設へ処分する際に要求される技術上の基準に適合する廃棄体を作製することを目的として、「解体物分別マニュアル」を作成し、発生した解体廃棄物の分別・仕分け作業を実施した。本報告は、「解体物分別マニュアル」に従い実施したグローブボックス等の解体撤去作業で発生した解体廃棄物の分別・仕分けの結果及び得られた知見についてまとめたものである。

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

Effect of CaCl$$_{2}$$ addition on decontamination of radioactive Cs in soil via heat treatment

下山 巖; 小暮 敏博*; 奥村 大河*; 馬場 祐治*

Journal of Environmental Management, 397, p.128239_1 - 128239_11, 2026/01

 被引用回数:0

大気条件および真空条件の両方で、放射性Csで汚染された福島土壌を熱処理し、NaCl添加の場合と比較することで、CaCl$$_{2}$$添加の熱的土壌除染に対する有効性を調査した。CaCl$$_{2}$$を添加した場合、大気・真空いずれの条件下でも約740$$^{circ}$$Cで95%を超える除染率が得られ、NaCl添加よりもやや高い効果を示した。風化黒雲母に吸着した非放射性Csの熱処理による除去においても、CaCl$$_{2}$$はNaClより明確に高い効果を示した。NaClが真空条件下で土壌中の粘土鉱物に急速イオン交換(RIE)を引き起こすのに対し、CaCl$$_{2}$$は大気条件および真空条件の両方で熱処理初期にRIEを誘起し、その後、粘土鉱物の分解と相変態を促進して放射性Csの除去に寄与することが明らかとなった。これらの結果から、CaCl$$_{2}$$は単独でも熱処理に有効な添加剤であることが示された。

論文

Longitudinal analysis of male fertility using an Acr-Luc knock-in mouse model; A Preclinical platform for reproductive toxicity testing

福永 久典*; 清野 良輔*; 松谷 悠佑; 高島 弘幸*; 石川 正純*; 小野寺 康仁*; 白土 博樹*; 宮田 治彦*; Prise, K. M.*

Medcomm (Internet), 7(1), p.e70568_1 - e70568_11, 2026/01

生殖毒性試験の主な目的は、医薬品、食品添加物、環境化学物質などの異物投与が生体の生殖機能に悪影響を及ぼすかを評価することである。試験による結果は、人間の生殖健康に対する潜在的リスクを評価する科学的根拠として応用可能である。そこで本研究では、生殖毒性を評価するための新しいルシフェラーゼレポーターマウスモデルを開発した。本開発により、マウスの安楽死を必要とせずに、精子に含まれるタンパク質分解酵素(アクロシン)の生体内イメージングを通じて男性の生殖能力を長期的かつ定量的に評価することに成功した。本アプローチは、生殖毒性の発現と回復の根底にあるメカニズムの理解を深めるのに役立つ。さらに本開発により、研究評価に使用する動物数を減らし、動物研究における3Rのコアコンポーネントの1つである「削減」の原則に貢献する。

論文

Small-scale experiments on melt spreading and deposition via melt-jet impingement on a dry substrate; Evaluation of empirical correlations for deposition area of continuous layered debris

岩澤 譲; 柴本 泰照; 丸山 結

Nuclear Engineering and Design, 446(Part B), p.114599_1 - 114599_16, 2026/01

 被引用回数:0

Continuous layered debris deposited due to the molten core (melt) spreading across the floor of a containment vessel can pose a serious threat to containment integrity during severe accidents in light water reactors. The present study conducted small-scale experiments to investigate melt spreading process and subsequent deposition of continuous layered debris via melt-jet impingement onto a floor. The small-scale experiments were conducted using a low-melting-point metal under dry conditions without coolant water. High-speed imaging and image processing techniques were employed to elucidate the influence of melt injection conditions on melt spreading and subsequent deposition of continuous layered debris. The use of larger nozzle sizes and more highly superheated melts enabled the expansion of the experimental database. Based on the experimental results, we identified appropriate correlations from those proposed in previous studies to estimate the debris deposition area and evaluated their predictive accuracies. These correlations were then applied to estimate the potential spreading area of the relocated melt under anticipated reactor-scale conditions. The analysis revealed that thermal effects, such as heat transfer to the floor, influence the potential spreading area, could be incorporated into the correlations for applications under the anticipated reactor-scale conditions.

論文

Demonstration of the inherent safety feature of HTGRs through the loss-of-forced-cooling test in the HTTR

長住 達; 長谷川 俊成; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 久保 真治; 島崎 洋祐; 中嶋 國弘; 櫻井 洋亮; 篠原 正憲; 齋藤 賢司; et al.

Nuclear Engineering and Design, 446(Part A), p.114542_1 - 114542_14, 2026/01

 被引用回数:0

高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて、高温ガス炉の優れた安全性を実証するため、ブロック型高温ガス炉として世界で初めて強制冷却喪失試験(LOFC試験)を実施した。本試験では、全てのヘリウムガス循環機(HGC)を停止させるとともに、制御棒の挿入を防止することで、炉心の強制冷却機能および停止機能を意図的に喪失させた。HGC停止後、炉心温度の上昇に伴って生じた負の反応度フィードバック効果により、原子炉出力は100%(30 MW)からほぼ0%まで自発的に低下した。その後、炉心温度の低下およびキセノン(Xe)の減衰により再臨界に至ったが、原子炉出力は約1.2%という低い値で安定した。さらに、本試験中および試験直後のHTTR運転中に、一次冷却材中の放射性物質濃度はほぼ変化せず、本試験に伴う炉心温度上昇後も被覆粒子燃料に破損等が生じなかったことを示した。これにより、冷却材の喪失時に制御棒を挿入しなくても原子炉は自然に止まり、冷え、放射性物質が閉じ込められるという、高温ガス炉の優れた安全性を実証した。

論文

Possible transition from silandic to aluandic andosols with acidification as evidenced by detailed profile investigation of two well-preserved forest andosols in Japan

Alam, M. M.*; 山北 絵理*; 井上 弦*; 小嵐 淳; 安藤 麻里子; 阿部 有希子; 中山 浩成; 森 裕樹*; 平舘 俊太郎*

Soil Science and Plant Nutrition, 72(1), p.55 - 66, 2026/01

 被引用回数:4

Andosols are one of the major soil types in Japan. Andosols have been grouped into two distinct categories: Silandic and Aluandic, but their formation has not been well investigated. To clarify the formation process of the Andosols, two soil profiles were collected from natural forest sites at Aya (Sil-A) and Shiiba (Alu-A) in Miyazaki. The soil samples were analyzed for carbon stock, and chemical and mineralogical properties. Based on the analytical data, Sil-A was classified as a Silandic Andosol and an Allophanic Andosol, whereas Alu-A was classified as an Aluandic/Silandic Andosol and a Non-allophanic Andosol. The changes in the chemical and mineralogical properties with depth suggested that acidification had happened from upper layers, resulting in dissolution of the allophanic materials and formation of Al-humus complexes in both soils, and Alu-A would have been more deeply affected by this process than Sil-A. Therefore, we conclude that Silandic Andosols can be transformed into Aluandic Andosols with acidification.

論文

Study of dissolved radon and optimization of $$^{211}$$Rn/$$^{211}$$At generator

田中 皐*; 清水 悠介*; 井田 朋智*; 鷲山 幸信*; 西中 一朗*; 浅井 雅人; 瀬川 麻里子; 横山 明彦*

Radiochimica Acta, 9 Pages, 2026/00

 被引用回数:0

医療用放射性同位元素$$^{211}$$Atを製造・供給するための$$^{211}$$Rn/$$^{211}$$Atジェネレータシステムを開発している。本研究では、$$^{211}$$Rn/$$^{211}$$AtジェネレータシステムにおけるRnの気相回収条件を調査するため、溶液中のRnの溶解状況を解析した。硝酸-塩酸混合液中でのBiターゲットの溶解とそれに続く中和により、Rn回収効率が向上することが示された。気相Rn回収率は88%に達し、利用可能なAtの50%が回収されており、今後さらなる向上が期待される。

論文

Relationships among non-allophanic/allophanic indicators in six Japanese forest Andosol profiles; Implications for soil classification and genesis

Alam, M. M.*; 山北 絵理*; Tamanna, S.*; Thae, E. P.*; 小嵐 淳; 安藤 麻里子; 阿部 有希子; 中山 理智; 森 裕樹*; 平舘 俊太郎*

Soil Science and Plant Nutrition, 12 Pages, 2026/00

 被引用回数:0

Andic Andosols, prevalent in Japan, have been classified as Allophanic or Non-allophanic, based on indicators: oxalate-extractable silicon (Sio), the ratio of pyrophosphate- to acid-oxalate-extractable aluminum (Alp/Alo), and exchangeable acidity (y1), in the Fifth Committee for Soil Classification and Nomenclature 2017 (FCSCN 2017). This study investigated chemical and mineralogical properties in six forested Andosol profiles to assess the consistency of these indicators and their link to soil formation. While FCSCN 2017 classified two profiles as Allophanic and four as Non-allophanic, inconsistencies were found among the indicators. Sio content is proposed as a more reliable indicator of allophanic material richness than the Alp/Alo ratio, which is influenced by organic matter content. Sio and y1 are suggested as informative parameters for diagnosing allophanic content and soil acidity, respectively. The findings contribute to refining Andosol classification and enhancing our understanding of Andosol formation under forests.

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。

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