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論文

Performance of in situ gamma-ray spectrometry in the assessment of radioactive cesium deposition around the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

Ji, Y.-Y.*; 越智 康太郎; Hong, S. B.*; 中間 茂雄; 眞田 幸尚; 三上 智

Radiation Physics and Chemistry, 179, p.109205_1 - 109205_11, 2021/02

福島第一原子力発電所周辺の異なる線量レベルのエリアで、様々なサーベイプラットフォームを用いin-situ $$gamma$$線スペクトロメトリーを実施した。地表における放射性セシウム沈着量を、高純度Ge半導体検出器とLaBr$$_{3}$$(Ce)検出器を用いて評価するために、福島第一原子力発電所周辺の6か所のサイト(うち2つは帰還困難区域)が選択された。2018年10月に行ったin-situ測定の結果、$$^{137}$$Csの沈着量は6つのサイトで30-3000kBq m$$^{-2}$$の範囲にあった。また、広範囲の代表的な深度分布を直接的に計算するin-situ測定手法を導入し、その結果が同じサイトで採取された土壌サンプルの結果をよく表現していることが分かった。

論文

Numerical simulation of heat transfer behavior in EAGLE ID1 in-pile test using finite volume particle method

Zhang, T.*; 船越 寛司*; Liu, X.*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 神山 健司

Annals of Nuclear Energy, 150, p.107856_1 - 107856_10, 2021/01

The EAGLE ID1 test was performed by the Japan Atomic Energy Agency to demonstrate the effectiveness of fuel discharge from a fuel subassembly with an inner duct structure. The experimental results suggested that the early duct wall failure observed in the test was initiated by high heat flux from the molten pool comprising liquid fuel and steel. In addition, the post-test analyses showed that the high heat flux may be enhanced effectively by molten steel in the pool. In this study, a series of thermal-hydraulic behaviors in the ID1 test was analyzed to investigate the mechanisms of molten pool-to-duct wall heat transfer using a fully Lagrangian approach based on the finite volume particle method. The present 2D particle-based simulation demonstrated that a large thermal load on the duct wall can be caused by direct contact of the liquid fuel with nuclear heat and high-temperature liquid steel.

論文

A Unique high natural background radiation area; Dose assessment and perspectives

細田 正洋*; Nugraha, E. D.*; 赤田 尚史*; 山田 椋平; 玉熊 佑紀*; 佐々木 道也*; Kelleher, K.*; 吉永 信治*; 鈴木 崇仁*; Rattanapongs, C. P.*; et al.

Science of the Total Environment, 750, p.142346_1 - 142346_11, 2021/01

低線量率の放射線被ばくが人体に及ぼす生物学的影響については、未だに不明な点が多い。実際、日本では福島第一原子力発電所事故後もこの問題に悩まされている。最近、高自然放射線であり慢性的に低線量率の放射線を浴びている特殊な地域をインドネシアにて発見した。そこで本研究では、特に自然放射線量が高い地域での内部被ばくと外部被ばくによる包括的な線量を推定し、ラドンの増強メカニズムを議論することを目的とした。大地からの放射線による外部被ばく線量を推定するために、自動車走行サーベイを実施した。屋内ラドン測定は、47戸の住宅を対象に、典型的な2つの季節をカバーする3$$sim$$5ヶ月間で実施し、内部被ばく線量を推定した。また、大気中のラドンガスを複数の高さで同時に採取し、鉛直分布を評価した。調査地域の空気吸収線量率は、50nGy h$$^{-1}$$から1109nGy h$$^{-1}$$の間で大きく異なっていた。屋内ラドン濃度は124Bq m$$^{-3}$$から1015Bq m$$^{-3}$$であった。すなわち、測定された屋内ラドン濃度は、世界保健機関(WHO)が推奨する基準値100Bq m$$^{-3}$$を超えている。さらに、測定された屋外ラドン濃度は、高い屋内ラドン濃度に匹敵するものであった。調査地域の外部及び内部被ばくによる年間実効線量は、中央値を用いて27mSvと推定された。その結果、多くの住民が放射線業務従事者(職業被ばく)の線量限度を超える天然放射性核種による放射線被ばくを受けていることが判明した。このように屋外ラドン濃度が高くなっている原因は、例外的に低い高度で発生する安定した大気条件の結果である可能性がある。このことから、この地域は、慢性的な低線量率放射線被ばくによる健康影響に関する疫学調査を実施するためのユニークな機会を提供していることが示唆される。

論文

Role of advection in atmospheric ammonia; A Case study at a Japanese lake basin influenced by agricultural ammonia sources

久保田 智大; 黒田 久雄*; 渡邊 未来*; 高橋 晃子*; 中里 亮治*; 樽井 美香*; 松本 俊一*; 中川 圭太*; 沼田 康子*; 大内 孝雄*; et al.

Atmospheric Environment, 243, p.117856_1 - 117856_9, 2020/12

大気アンモニア(NH$$_{3}$$)の乾性沈着は水圏生態系への窒素負荷経路の1つである。アジア諸国におけるNH$$_{3}$$の最大の排出源の一つである農業・畜産は、NH$$_{3}$$濃度の空間的及び季節的変動を引き起こし、乾性及び湿性沈着により湖沼流域へ影響を与えることが知られている。しかし、観測ネットワークの不足から、流域スケールでのNH$$_{3}$$濃度の空間分布はよく知られていない。本稿では、農業・畜産が盛んな流域(霞ヶ浦流域)でのNH$$_{3}$$濃度の空間的及び季節的変動の支配的要因を明らかにすることを目的とした。観測は2018年10月10日から2020年1月14日まで、合計36地点で行った。観測期間中の平均NH$$_{3}$$濃度は、農用地,湖,住宅地,森林の順に高かった。畜舎近傍で観測されたNH$$_{3}$$濃度は夏季より冬季の方が高く、気温に依存する揮発プロセスに基づくNH$$_{3}$$排出量の季節変化と異なった。農用地や湖のNH$$_{3}$$濃度と気象要素との比較から、排出源からのNH$$_{3}$$の移流の季節変化の重要性が示唆された。湖上のNH$$_{3}$$の乾性沈着量を推定したところ、全窒素の湿性沈着量を上回る可能性がある。湖への乾性沈着は植物プランクトンの増殖プロセスに関連することが知られており、水圏生態系の管理を行う上でNH$$_{3}$$の移流を考慮するべきである。

論文

Measurements of the doses of eye lens for the workers of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

横山 須美*; 江崎 巌*; 立崎 英夫*; 立木 秀一*; 平尾 一茂*; 青木 克憲; 谷村 嘉彦; 星 勝也; 吉富 寛; 辻村 憲雄

Radiation Measurements, 138, p.106399_1 - 106399_5, 2020/11

In Japan, the possibility to change the current dose limit of the lens of the eye for the radiation workers working in the planned exposure situation (normal controlled situations) to a new ICRP dose limit was discussed. It was further discussed how to appropriately monitor and manage the equivalent dose of the eye lenses for these workers exposed to radiation at their workplaces, such as nuclear and medical facilities. Among the workers exposed to a high-dose radiation at the water storage flange tank deconstructed $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y dominant areas and the nuclear reactor buildings (high dose gamma-ray) of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F-NPP), H$$_{p}$$(10), H$$_{p}$$(3), and H$$_{p}$$(0.07) at the head and the chest (or the upper arm) were estimated by passive personal dosimeters using thermoluminescence dosimeters (TLDs) and radio photoluminescence glass dosimeters (RPLGDs). The relationship between H$$_{p}$$(10), H$$_{p}$$(3), and H$$_{p}$$(0.07) along with the effects of the sites of wearing dosimeters on the head inside a full-face mask and the chest (or upper arm) were discussed.

報告書

地質環境の長期安定性に関する研究,年度報告書(令和元年度)

石丸 恒存; 尾方 伸久; 國分 陽子; 島田 耕史; 花室 孝広; 島田 顕臣; 丹羽 正和; 浅森 浩一; 渡邊 隆広; 末岡 茂; et al.

JAEA-Research 2020-011, 67 Pages, 2020/10

JAEA-Research-2020-011.pdf:3.87MB

本報は、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3期中長期目標期間(平成27年度$$sim$$令和3年度)における令和元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3期中長期目標期間における研究の実施にあたっては、最終処分事業の概要調査や安全審査基本指針等の検討・策定に研究成果を適宜反映できるよう、(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進めている。本報では、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述べる。

報告書

Status of study of long-term assessment of transport of radioactive contaminants in the environment of Fukushima (FY2018) (Translated document)

長尾 郁弥; 新里 忠史; 佐々木 祥人; 伊藤 聡美; 渡辺 貴善; 土肥 輝美; 中西 貴宏; 佐久間 一幸; 萩原 大樹; 舟木 泰智; et al.

JAEA-Research 2020-007, 249 Pages, 2020/10

JAEA-Research-2020-007.pdf:15.83MB

2011年3月11日に発生した太平洋三陸沖を震源とするマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震とそれに伴って発生した津波により、東京電力(現東京電力ホールディングス)福島第一原子力発電所の事故が発生し、その結果、環境中へ大量の放射性物質が放出された。この事故により放出された放射性核種は、その大部分が森林に沈着している。これに対し、面積が広大であり大量の除去土壌などが生じる、多面的な森林の機能が損なわれる可能性があるなどの問題があり、生活圏近傍を除き、汚染された森林の具体的な除染計画はない。そのため、未除染の森林から放射性セシウムが流出し、既に除染された生活圏に流入することで空間線量率が上がってしまうのではないか(外部被ばくに関する懸念)、森林から河川に流出した放射性セシウムが農林水産物に取り込まれることで被ばくするのではないか、規制基準値を超えて出荷できないのではないか(内部被ばくに関する懸念)などの懸念があり、避難住民の帰還や産業再開の妨げとなる可能性があった。日本原子力研究開発機構では、環境中に放出された放射性物質、特に放射性セシウムの移動挙動に関する「長期環境動態研究」を2012年11月より実施している。この目的は、自治体の施策立案を科学的側面から補助する、住民の環境安全に関する不安を低減し、帰還や産業再開を促進するといった点にある。本報告書は、原子力機構が福島県で実施した環境動態研究におけるこれまでの研究成果について取りまとめたものである。

論文

A Model intercomparison of atmospheric $$^{137}$$Cs concentrations from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, phase III; Simulation with an identical source term and meteorological field at 1-km resolution

佐藤 陽祐*; 関山 剛*; Fang, S.*; 梶野 瑞王*; Qu$'e$rel, A.*; Qu$'e$lo, D.*; 近藤 裕昭*; 寺田 宏明; 門脇 正尚; 滝川 雅之*; et al.

Atmospheric Environment; X (Internet), 7, p.100086_1 - 100086_12, 2020/10

福島第一原子力発電所(FDNPP)事故により放出された$$^{137}$$Csの大気中の挙動を調べるため、第3回大気拡散モデル相互比較が実施された。前回のモデル比較より高い水平格子解像度(1km)が使われた。前回のモデル比較に参加したモデル中9モデルが参加し、全モデルで同一の放出源情報と気象場が使用された。解析の結果、観測された高い$$^{137}$$Cs大気中濃度のほとんどが良好に再現され、いくつかのモデルの性能向上によりマルチモデルアンサンブルの性能が向上した。高解像度化によりFDNPP近傍の気象場の再現性が向上したことで、拡散モデルの性能も向上した。風速場の良好な表現によりFDNPP北西の高い沈着量の細い分布が合理的に計算され、FDNPPの南側の沈着量の過大評価が改善された。一方で、中通り地方、群馬県北部、及び首都圏のプルームの再現性能はやや低下した。

論文

Numerical simulation of the solid particle sedimentation and bed formation behaviors using a hybrid method

Sheikh, M. A. R.*; Liu, X.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 鈴木 徹*; 神山 健司

Energies (Internet), 13(19), p.5018_1 - 5018_15, 2020/10

In the safety analysis of sodium-cooled fast reactors, numerical simulations of various thermal-hydraulic phenomena with multicomponent and multiphase flows in core disruptive accidents (CDAs) are regarded as particularly difficult. In the material relocation phase of CDAs, core debris settle down on a core support structure and/or an in-vessel retention device and form a debris bed. The bed's shape is crucial for the subsequent relocation of the molten core and heat removal capability as well as re-criticality. In this study, a hybrid numerical simulation method, coupling the multi-fluid model of the three-dimensional fast reactor safety analysis code SIMMER-IV with the discrete element method (DEM), was applied to analyze the sedimentation and bed formation behaviors of core debris. Three-dimensional simulations were performed and compared with results obtained in a series of particle sedimentation experiments. The present simulation predicts the sedimentation behavior of mixed particles with different properties as well as homogeneous particles. The simulation results on bed shapes and particle distribution in the bed agree well with experimental measurements. They demonstrate the practicality of the present hybrid method to solid particle sedimentation and bed formation behaviors of mixed as well as homogeneous particles.

論文

Plasticity correction on stress intensity factor evaluation for underclad cracks in reactor pressure vessels

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(5), p.051501_1 - 051501_10, 2020/10

 被引用回数:0

Structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) is essential for the safe operation of nuclear power plants. For RPVs in pressurized water reactors (PWRs), the assessment should be performed by considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. To assess the structural integrity of an RPV, a traditional method is usually employed by comparing fracture toughness of the RPV material with the stress intensity factor ($$K_{rm I}$$) of a crack postulated near the RPV inner surface. When an underclad crack (i.e., a crack beneath the cladding of an RPV) is postulated, $$K_{rm I}$$ of this crack can be increased owing to the plasticity effect of cladding. This is because the yield stress of cladding is lower than that of base metal and the cladding may yield earlier than base metal. In this paper, detailed three-dimensional (3D) finite element analyses (FEAs) were performed in consideration of the plasticity effect of cladding for underclad cracks postulated in Japanese RPVs. Based on the 3D FEA results, a plasticity correction method was proposed on $$K_{rm I}$$ calculations of underclad cracks. In addition, the effects of RPV geometries and loading conditions were investigated using the proposed plasticity correction method. Moreover, the applicability of the proposed method to the case which considers the hardening effect of materials after neutron irradiation was also investigated. All of these results indicate that the proposed plasticity correction method can be used for $$K_{rm I}$$ calculations of underclad cracks and is applicable to structural integrity assessment of Japanese RPVs containing underclad cracks.

論文

アルミニウムの自発的な界面剥離現象の謎に迫る; より高強度の金属材料開発に向けて

戸田 裕之*; 都留 智仁; 山口 正剛; 松田 健二*; 清水 一行*; 平山 恭介*

化学, 75(10), p.48 - 53, 2020/10

アルミニウム合金の水素脆化に関して、原子分解能をもつ電子顕微鏡観察による原子配列の情報を得ることで、材料中の原子レベルの欠陥と水素の相互作用を解析できる精密な原子モデルを構築した。これを用い、電子状態計算に基づくシミュレーションによって欠陥構造における水素の振る舞いや、水素がもたらす破壊プロセスを明らかにすることを目指した。一方、大型シンクロトロン放射光施設を用いたアルミニウムの破壊挙動の3D連続観察、およびその画像解析技術を駆使し、水素によって誘発される破壊挙動の特徴を捉えるとともに、水素脆化制御に至る学術アプローチを構築する試みも併せて行った。

報告書

軟X線領域のXAFS測定による模擬廃棄物ガラスの構造評価(共同研究)

永井 崇之; 岡本 芳浩; 山岸 弘奈*; 太田 俊明*; 小島 一男*; 猪瀬 毅彦*; 佐藤 誠一*; 畠山 清司*

JAEA-Research 2020-009, 48 Pages, 2020/09

JAEA-Research-2020-009.pdf:4.67MB

廃棄物ガラス中のガラス成分や廃棄物成分の局所構造は、その廃棄物ガラスの化学組成によって変化する。本研究では原料ガラスや模擬廃棄物ガラス試料を作製し、軟X線領域のXAFS測定によりホウ素(B),酸素(O)及び廃棄物成分のセリウム(Ce)やセシウム(Cs)等の化学的状態及び局所構造を評価した。化学組成や原料ガラス形態等が異なるガラス試料を対象に、BのK吸収端XANESスペクトルを測定した結果、Na$$_{2}$$O濃度が高くなるとB-Oの4配位sp$$^{3}$$構造(BO$$_{4}$$)の存在比が高まる傾向を確認した。また、OのK吸収端XANESスペクトルを測定した結果、OのK吸収端スペクトルで観察されるプリエッジの高さは、試料中のFe濃度に依存することを確認した。長期化学的耐久性を評価した浸出試験前後のガラス試料表面を対象に、BのK吸収端XANESスペクトルを測定した結果、浸出試験後に試料表面のB-Oの4配位sp$$^{3}$$構造(BO$$_{4}$$)の存在比が高まる傾向を確認した。また、CeやCsのM吸収端等のXANESスペクトルを測定した結果、表層に存在するCeは浸出試験により酸化され、表層のCsの多くが浸出試験後に失われていることを確認した。また、XAFS測定に供したガラス試料の状態をラマン分光測定で確認した結果、原料ガラス形態や作製方法によって同様な化学組成であってもラマンスペクトルが異なることを確認した。

報告書

マイナーアクチノイドの水溶液系での臨界質量評価; 分離プロセスにおける臨界安全評価のための基礎データ

森田 泰治; 福島 昌宏; 鹿島 陽夫*; 津幡 靖宏

JAEA-Data/Code 2020-013, 38 Pages, 2020/09

JAEA-Data-Code-2020-013.pdf:1.94MB

マイナーアクチノイド分離プロセスにおける臨界安全評価のための基礎データとして、Cm, Amおよびこれらの混合物についての中性子減速系である水混合系(均質, 水反射体付き)での臨界質量を求める計算を行った。Cm-244とCm-245との混合系では、核分裂性であるCm-245の比率が大きいほど臨界質量が小さいが、臨界となるときのCm-245重量が、Cm-245の比率によらずに概ねCm-245のみの濃度で整理できることを明らかにした。実際の再処理プロセスで取り扱うPu-239: 71%, Pu-240: 17%, Pu-241: 12%のPu同位体混合物と比べるとCm-245: 30%の方が臨界となりやすい。Cmを、Amを含む他の元素から分離し、その溶液を濃縮する場合は臨界防止への配慮が必要である。一方、Amでは、核分裂性の同位体であるAm-242m単体での最小臨界質量は、Cm-245に比べて小さい。しかし、使用済燃料中ではAm-242mの同位体比率は小さく、その比率が最も高くなる高速炉燃料中のAmの場合でも数%程度であり、わずかな水混合で臨界質量が大きくなることがわかった。そのため、Amの同位体混合物では中性子減速系での臨界は考慮する必要がなく、また、これはAm-Cm混合物でも同様である。

論文

Using natural systems evidence to test models of transformation of montmorillonite

Savage, D.*; Wilson, J.*; Benbow, S.*; 笹本 広; 小田 治恵; Walker, C.*; 川間 大介*; 舘 幸男

Applied Clay Science, 195, p.105741_1 - 105741_11, 2020/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Chemistry, Physical)

高レベル放射性廃棄物の地層処分において、粘土を主体とする緩衝材の長期的な安全機能は、モンモリロナイトが存在することによる高膨潤性と低透水性が維持されるかどうかに影響される。多くの場合、安全評価ではモンモリロナイトのイライト化(非膨潤性鉱物)への変質が懸念され、半経験的な速度論モデルによる評価が行われている。一方、近年、化学反応だけでなく、反応と輸送の2つの現象をカップリングしたモデルでの評価もなされている。本研究では、反応-輸送モデルでの評価を行い、既往の半経験的な速度論モデルによる評価と比較した。その結果、反応-輸送モデルでは、半経験的な速度論モデルに比べて、保守側の評価にはなるものの、天然の事例を再現するという観点では課題があることが示唆された。このため、地層処分におけるニファフィールドの長期変遷評価において、反応-輸送モデルを用いた評価を行う場合は、解析結果の解釈にあたり注意を要することが必要である。

論文

A Coupled modeling simulator for near-field processes in cement engineered barrier systems for radioactive waste disposal

Benbow, S. J.*; 川間 大介*; 高瀬 博康*; 清水 浩之*; 小田 治恵; 平野 史生; 高山 裕介; 三原 守弘; 本田 明

Crystals (Internet), 10(9), p.767_1 - 767_33, 2020/09

コンクリート埋め戻し材を用いたTRU廃棄物地層処分におけるニアフィールド変遷評価に向けて開発した連成モデル解析システムの詳細を報告する。本連成モデル解析システムでは、個別ソフトウェアプログラム間におけるデータ交換規格の一つであるOpenMIを用いて、坑道スケールでの有限要素法応力解析モデルMACBECE、コンクリート中でのひび割れ発生についての精緻なモデリングを可能とする個別要素法モデルDEAFRAP、及び、可変グリッドによるスケール変化とひび割れ内地下水流動を考慮してコンクリートの化学変遷プロセスを解析することの可能な有限要素及び有限体積法モデルGARFIELD-CHEMを組合せることで、人工バリアシステムの化学-力学-水理連成モデルを作成する。このように既存の詳細な個別ソフトウェアをOpenMIを用いて連携させることで、1つのソフトウェア上に複数のプロセス群のすべて組み込む場合に避けられないモデルの単純化を必要としなくなる。

論文

Synchronized gravitational slope deformation and active faulting; A Case study on and around the Neodani fault, central Japan

小村 慶太朗*; 金田 平太郎*; 田中 知季*; 小嶋 智*; 井上 勉*; 西尾 智博

Geomorphology, 365, p.107214_1 - 107214_22, 2020/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Geography, Physical)

本研究では、岐阜・福井県境の重力変形地形と、近接する根尾谷断層上で掘削調査を実施した。その結果、重力変形地形では少なくとも4回の成長イベントが検出され、それぞれの年代が240cal BP以降、1710-340cal BP、4730-3970cal BP、5570-5340cal BPに絞り込まれた。一方、根尾谷断層本体でも少なくとも計4回の古地震イベントが明らかとなり、それぞれの年代が新しいものから1891年濃尾地震、2010-1220cal BP、7180-2110cal BP、9540cal BPと推定され、本研究では重力変形地形のイベントが毎回根尾谷断層の活動に誘発されているものと結論付けた。また、クーロン応力変化のモデリングによると、本研究地域は根尾谷断層の活動により正断層運動が著しく促進されることが明らかとなった。従来、地震に伴う大規模地滑りや重力変形は地震動のみで論じられることが多かったが、本研究地域のように活断層のごく近傍では、地震動だけでなく、断層運動による地殻の静的歪みが重力変形の発生・成長に大きな影響を与えている可能性がある。

論文

Investigation of high-temperature chemical interaction of calcium silicate insulation and cesium hydroxide

Rizaal, M.; 中島 邦久; 斉藤 拓巳*; 逢坂 正彦; 岡本 孝司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(9), p.1062 - 1073, 2020/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所2号機においてペデスタル内よりもペデスタル外で線量が高くなっている現象が見つかっている。この線量の上昇については、原子炉格納容器内の配管に使用されている保温材(ケイ酸カルシウム)がガス状あるいは粒子状となって沈着したセシウム(Cs)と化学反応を起こして固着するとともに破損してペデスタル外に堆積することで線量が上昇した可能性があると考えている。そこで、本研究では、化学反応の有無を調べるため、反応温度等を調べることのできる熱重量示差熱分析装置(TG-DTA)を用いて、水素-水蒸気含有雰囲気下、最高1100$$^{circ}$$Cまで温度を上昇させて、主なセシウム化合物の一つである水酸化セシウムと保温材との混合物に対して分析を行った。その結果、575-730$$^{circ}$$Cの範囲で反応が起こり、試験後試料のX線回折パターンや元素分析機能付き走査型電子顕微鏡(SEM/EDS)による試料表面の元素分布の結果から、保温材の構成物質であるケイ素(Si)に加え、不純物として含まれるアルミニウム(Al)と安定な化合物(CsAlSiO$$_{4}$$)を形成することが分かった。したがって、ペデスタル外で見つかった高線量の原因として、保温材が関係する可能性があることが分かった。

論文

Fabrication of a novel magnetic topological heterostructure and temperature evolution of its massive Dirac cone

平原 徹*; Otrokov, M. M.*; 佐々木 泰佑*; 角田 一樹*; 友弘 雄太*; 日下 翔太郎*; 奥山 裕磨*; 一ノ倉 聖*; 小林 正起*; 竹田 幸治; et al.

Nature Communications (Internet), 11, p.4821_1 - 4821_8, 2020/09

We fabricate a novel magnetic topological heterostructure Mn$$_{4}$$Bi$$_{2}$$Te$$_{7}$$/Bi$$_{2}$$Te$$_{3}$$ where multiple magnetic layers are inserted into the topmost quintuple layer of the original topological insulator Bi$$_{2}$$Te$$_{3}$$. A massive Dirac cone (DC) with a gap of 40-75 meV at 16 K is observed. By tracing the temperature evolution, this gap is shown to gradually decrease with increasing temperature and a blunt transition from a massive to a massless DC occurs around 200-250 K. Magnetic measurements show that there are two distinct Mn components in the system that corresponds to the two heterostructures; MnBi$$_{2}$$Te$$_{4}$$/Bi$$_{2}$$Te$$_{3}$$ is paramagnetic at 6 K while Mn$$_{4}$$Bi$$_{2}$$Te$$_{7}$$/Bi$$_{2}$$Te$$_{3}$$ is ferromagnetic with a negative hysteresis (critical temperature 20 K). This novel heterostructure is potentially important for future device applications.

論文

Main findings, remaining uncertainties and lessons learned from the OECD/NEA BSAF Project

Pellegrini, M.*; Herranz, L.*; Sonnenkalb, M.*; Lind, T.*; 丸山 結; Gauntt, R.*; Bixler, N.*; Morreale, A.*; Dolganov, K.*; Sevon, T.*; et al.

Nuclear Technology, 206(9), p.1449 - 1463, 2020/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:19.53(Nuclear Science & Technology)

The OECD/NEA Benchmark Study at the Accident of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (BSAF) project, which started in 2012 and continued until 2018, was one of the earliest responses to the accident at Fukushima Daiichi. The project, divided into two phases addressed the investigation of the accident at Unit 1, 2 and 3 by Severe Accident (SA) codes until 500 h focusing on thermal-hydraulics, core relocation, Molten Corium Concrete Interaction (MCCI) and fission products release and transport. The objectives of BSAF were to make up plausible scenarios based primarily on SA forensic analysis, support the decommissioning and inform SA codes modeling. The analysis and comparison among the institutes have brought up vital insights regarding the accident progression identifying periods of core meltdown and relocation, Reactor Pressure Vessel (RPV) and Primary Containment Vessel (PCV) leakage/failure through the comparison of pressure, water level and CAMS signatures. The combination of code results and inspections (muon radiography, PCV inspection) has provided a picture of the current status of the debris distribution and plant status. All units present a large relocation of core materials and all of them present ex-vessel debris with Unit 1 and Unit 3 showing evidences of undergoing MCCI. Uncertainties have been identified in particular on the time and magnitude of events such as corium relocation in RPV and into cavity floor, RPV and PCV rupture events. Main uncertainties resulting from the project are the large and continuous MCCI progression predicted by basically all the SA codes and the leak pathways from RPV to PCV and PCV to reactor building and environment. The BSAF project represents a pioneering exercise which has set the basis and provided lessons learned not only for code improvement but also for the development of new related projects to investigate in detail further aspects of the Fukushima Daiichi accident.

報告書

2019年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討,2

石塚 悦男; 中島 弘貴*; 中川 直樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 松浦 秀明*; et al.

JAEA-Technology 2020-008, 16 Pages, 2020/08

JAEA-Technology-2020-008.pdf:2.98MB

2019年度の夏期休暇実習において、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施し、MVP-BURNを用いて熱出力5MWで30年の連続運転が可能となる燃料の$$^{235}$$U濃縮度と可燃性毒物に関して検討した。この結果、$$^{235}$$U濃縮度が12%、可燃性毒物の半径及び天然ホウ素濃度が1.5cm及び2wt%の燃料が必要になることが明らかとなった。今後は、炉心の小型化について検討する予定である。

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