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論文

Uranium-plutonium-americium cation interdiffusion in polycrystalline (U,Pu,Am)O$$_{2 pm x}$$ mixed oxides

Vauchy, R.; 松本 卓; 廣岡 瞬; 宇野 弘樹*; 田村 哲也*; 有馬 立身*; 稲垣 八穂広*; 出光 一哉*; 中村 博樹; 町田 昌彦; et al.

Journal of Nuclear Materials, 588, p.154786_1 - 154786_13, 2024/01

Diffusion couples made of dense polycrystalline (U,Pu,Am)O$$_{2 pm x}$$ oxides were annealed in various thermodynamic conditions (temperature, oxygen partial pressure), and for different durations. The associated actinide redistribution was quantified using Electron Probe Micro-Analysis (EPMA). Average diffusion profiles were obtained from elemental U, Pu, and Am X-ray maps and the resulting interdiffusion coefficients were calculated, then analyzed at the light of our model of point defect chemistry.

論文

福島第一原発港湾から流出した放射性ストロンチウム$$^{90}$$Sr($$^{89}$$Sr)量の経時変化の推定; 原発事故から2022年3月までの流出量変化の分析と福島沿岸および沖合への環境影響評価

町田 昌彦; 岩田 亜矢子; 山田 進; 乙坂 重嘉*; 小林 卓也; 船坂 英之*; 森田 貴己*

日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 22(4), p.119 - 139, 2023/11

本論文では、2013年6月から2022年3月までの福島第一原子力発電所(1F)港湾からの$$^{90}$$Srの月間流出量を、港湾内の$$^{90}$$Srのモニタリング結果からボロノイ分割法を使用して推定した。その結果、2015年の海側遮水壁閉合が、流出量の削減に最も効果的であったことがわかった。また、福島沿岸および沖合のバックグラウンドレベルから放射能濃度の上昇を観察するために必要な月間流出量を推定し、事故後の流出量の変遷と沿岸および沖合での放射能濃度の変化について議論した。これらの結果は、1Fに蓄積された処理水の今後の放流計画に対する環境影響を考慮する上で重要と考えられる。

論文

福島県木造家屋内外の空間線量率の分布調査; 線量低減係数の実態

Kim, M.; Malins, A.*; 町田 昌彦; 吉村 和也; 斎藤 公明; 吉田 浩子*

日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 22(4), p.156 - 169, 2023/11

福島県木造家屋内外の空間線量率分布の特徴を明らかにすることを目的に、空間線量率の連続測定が可能な$$gamma$$プロッター等を用いて実測調査を行った。その結果、舗装面と非舗装面で空間線量率が明確に異なりまた、家屋近辺は家屋から離れた場所に対して低い空間線量率を示すことが分かった。また、家屋内の空間線量率は屋外に比べて空間線量率のバラツキが小さいことが分かった。

論文

Machine learning molecular dynamics reveals the structural origin of the first sharp diffraction peak in high-density silica glasses

小林 恵太; 奥村 雅彦; 中村 博樹; 板倉 充洋; 町田 昌彦; 浦田 新吾*; 鈴谷 賢太郎

Scientific Reports (Internet), 13, p.18721_1 - 18721_12, 2023/11

非晶質物質の構造因子に現れる鋭い第一ピークはFSDPと呼ばれ、非晶質物質中の中距離秩序構造を反映したものであると考えられているが、その構造的起源に関しては現在まで議論が続いている。今回、第一原理計算と同等の精度を持つ機械学習分子動力学を用いることにより、高密度シリカガラスにおけるFSDPの構造起源を解析した。まず、機械学習分子動力学を用いることにより、高密度シリカガラスの様々な実験データの再現に成功した。また、高密度シリカガラスにおけるFSDPの発達(減少)は、ガラス構造の圧縮に伴う、Si-O共有結合ネットワーク中のリング構造の変形挙動によって特徴付けられることを明らかにした。

論文

1F廃炉に向けた放射線源逆推定及び線源対策に係るデジタル技術の研究開発; 3D-ADRES-Indoor:デジタル技術を集約するプラットフォームの現状紹介

町田 昌彦; 山田 進; Kim, M.; 奥村 雅彦; 宮村 浩子; 志風 義明; 佐藤 朋樹*; 沼田 良明*; 飛田 康弘*; 山口 隆司; et al.

RIST News, (69), p.2 - 18, 2023/09

福島第一原子力発電所(1F)建屋内には、原子炉内から漏洩した放射性物質の汚染により高い放射線量を示す地点が多数存在し、廃炉作業を円滑に進める上での大きな障害の一つとなっている。この課題解決に資するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)は、経済産業省の廃炉・汚染水対策事業費補助金「原子炉建屋内の環境改善のための技術の開発(被ばく低減のための環境・線源分布のデジタル化技術の開発)」を受託し、令和3年度より2年間に渡り、放射線源の逆推定と推定線源に対する対策を仮想空間で実施可能とするためのデジタル技術の研究開発を実施してきた。本記事では、上記プロジェクトの成果(以下、前期プロジェクトと呼び、その2年間の研究開発の成果)を紹介する他、令和5年度4月より、新たに開始した継続プロジェクト(以下、後期プロジェクトと呼ぶ)の計画についても報告する。前期プロジェクトにて当初予定していた機械学習技術(LASSO)については、建屋内の複雑な構造情報と汚染源の性質を反映した一つの派生版手法へと結実させた成果を報告する他、実際の原子炉施設での検証結果を示す。更に、開発技術を集約したプラットフォームとしての機能を持つソフトウエア:3D-ADRES-Indoorを紹介し、継続して実施する予定の後期プロジェクトの研究開発計画も紹介する。

論文

Inverse estimation scheme of radioactive source distributions inside building rooms based on monitoring air dose rates using LASSO; Theory and demonstration

Shi, W.*; 町田 昌彦; 山田 進; 吉田 亨*; 長谷川 幸弘*; 岡本 孝司*

Progress in Nuclear Energy, 162, p.104792_1 - 104792_19, 2023/08

空間線量率のモニタリングに基づいて原子炉建屋内の放射源分布を予測することは、原子力発電所の廃止措置に向けた最も重要なステップの一つである。しかし、この問題は、一般には数学的には計算を行うには条件が足りない不良設定問題になり、解くことが困難である。そこで、このような不良設定問題でも線源分布の逆推定を成功させるために、損失関数$$||CP-Q||_2^2+lambda ||P||_1$$を最小化する機械学習手法であるLASSOの有効性を調査する。ここで、$$P$$および$$Q$$はそれぞれ建屋の表面メッシュ上で定義された放射線源により構成されたベクトルおよび室内で観測された空間線量で構成されたベクトルである。また、$$C$$はPHITSを用いて計算された建屋の表面メッシュと観測点の寄与率で構成される行列である。CandesとTaoの理論に基づき、線源分布を正しく予測するための観測点の個数に関する条件を数学的に見出し、実際に、LASSOでは、観測点数がこの条件を満たす限り、実際に高い可能性で線源の分布を示すことができることを確認した。さらに、検出点数が基準値より少ない場合でも、線源分布の一部が示されることを見出した。さらに、現実的な実験モデルにおいても、放射線源が逆推定できることを確認する。最後に、逆推定における予測可能性を高めるために、観測点と線源間の距離のような影響因子を調査する。以上の実証結果から、LASSOスキームは福島第一原子力発電所のような損傷した原子力発電所で見られるホットスポットを探索するのに非常に有用な方法であることを示す。

論文

Simulation study on $$^{3}$$H behavior in the Fukushima coastal region; Comparison of influences of discharges from the Fukushima Daiichi and rivers

佐久間 一幸; 山田 進; 町田 昌彦; 操上 広志; 御園生 敏治; 中西 貴宏; 飯島 和毅

Marine Pollution Bulletin, 192, p.115054_1 - 115054_10, 2023/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Environmental Sciences)

This article reports the $$^{3}$$H behavior in the Fukushima coastal region, considering the effects of FDNPP discharge and riverine $$^{3}$$H inputs. The simulation results showed that discharges from the port of Fukushima Daiichi dominantly affected the $$^{3}$$H concentrations in monitoring points within approximately 1 km. Moreover, the results indicate that the effect of riverine $$^{3}$$H discharge was limited around the river mouth under base flow conditions. However, its impact on the Fukushima coastal regions under storm flow conditions was found, and the $$^{3}$$H concentrations in seawater in the Fukushima coastal region were formed around 0.1 Bq/L (mean $$^{3}$$H concentrations in seawater in the Fukushima coastal region) in the near shore.

論文

シルトフェンスによる懸濁粒子の水底堆積促進効果; シミュレーションによる矩形開水路での放射性物質の拡散抑制評価

山田 進; 町田 昌彦; 有川 太郎*

日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 22(2), p.73 - 86, 2023/06

本論文では、水路等に設置したたわみのあるシルトフェンスによる放射性物質の付着した懸濁態の拡散抑制効果について計算機シミュレーションにより評価した結果を報告する。本研究では、シルトフェンスが設置された水路内の流れ場を求めるために、シルトフェンスの変形と流れ場の連成シミュレーションを実施し、計算で得られた流れ場内での懸濁態の振る舞いを評価した。その結果、シルトフェンスを設置することで、粒径が小さく沈降速度の遅い懸濁態の堆積が促進できることを見出した。

論文

LASSO reconstruction scheme for radioactive source distributions inside reactor building rooms with spectral information and multi-radionuclide contaminated situations

Shi, W.*; 町田 昌彦; 山田 進; 吉田 亨*; 長谷川 幸弘*; 岡本 孝司*

Annals of Nuclear Energy, 184, p.109686_1 - 109686_12, 2023/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.85(Nuclear Science & Technology)

Clarification of radioactive source distributions is one of the most important steps in initial decommissioning of not only normally shutdown reactors but also damaged ones by accidents like Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants (FDNPP). Generally, since radioactive hot spots are restricted into specific areas in normal operating conditions, the clarification scheme can be mapped onto the inverse estimation in sparse source distributions. On the other hand, the fact that radioactive hot spots are largely spread in unknown manner as seen in FDNPP motivates to construct an inversion scheme in non-sparse source conditions. Thus, a reconstruction scheme applicable to both sparse and non-sparse radioactive distributions is highly in demand. In addition, a variety of radionuclides is produced in reactors. Thus, we also need a scheme to distinguish each source distribution in mixed multi radionuclides. In this paper, we confirm that the inverse estimation scheme using Least Absolute Shrinkage and Selection Operator (LASSO) method with spectral information commonly shows excellent performance in the above all situations. The proposed LASSO scheme with the spectral information enables to reduce the number of measurement points in sparse conditions, while information proliferation by sensing the spectrum makes it possible to directly reconstruct source distribution as almost solvable problems in non-sparse ones. Moreover, the LASSO scheme allows to reconstruct the source distribution of each potential radionuclide in multi-radionuclide coexisting situations. Consequently, we confirm that the LASSO scheme to reconstruct radioactive sources is promising for the future nuclear decommissioning projects widely from normally shutdown reactors to damaged ones like FDNPP.

論文

二次ターゲットを用いた元素識別型のX線吸収イメージングの基礎検討

中江 理紀*; 松山 嗣史*; 村上 昌史; 吉田 幸彦; 町田 昌彦; 辻 幸一*

X線分析の進歩,54, p.89 - 99, 2023/03

封入式X線管とX線カメラを用いたX線吸収端差分法による元素識別イメージングの基礎研究を行った。標的元素のX線吸収端の前後でX線吸収像を得るために、二次ターゲットを用いた。つまり、封入式X線管からのX線を二次ターゲットに照射し、そこから発生する特性X線を測定試料に照射し数秒の露光時間でX線吸収像を取得できた。この方式では照射X線のエネルギーを任意に可変することはできないが、特定の元素に対しては測定が可能である。実証実験として、Al, Cu, Niの金属箔からなる試料に対してNiの元素識別画像を得るために、NiのK吸収端の前後でX線吸収像を得ることとした。CuとZnの二次ターゲットを用いてCu K$$alpha$$とZn K$$alpha$$のX線を用いて2つのX線吸収像を得て、それらの画像の差分をとることでNiの分布像が得られることを示した。さらに、X線カメラにおける閾値設定機能を利用することで、二次ターゲットの交換をすることなく、一種類の二次ターゲットだけを用いてNiの吸収画像を得ることができた。

論文

Estimation of temporal variation of tritium inventory discharged from the port of Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant; Analysis of the temporal variation and comparison with released tritium inventories from Japan and world major nuclear facilities

町田 昌彦; 岩田 亜矢子; 山田 進; 乙坂 重嘉*; 小林 卓也; 船坂 英之*; 森田 貴己*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(3), p.258 - 276, 2023/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:33.72(Nuclear Science & Technology)

本論文では、福島第一原子力発電所の港湾口から沿岸へと流出するトリチウム量を、港湾内のトリチウムモニタリング結果から推定し、事故当初の2011年4月から2020年3月までのおよそ9年間に渡り、月間流出量を算出した。その結果、2015年の海側遮水壁閉合により、未知の流出はほとんど抑制されたことが分かった。また、この推定量を基に、日本全体の原子力施設からのトリチウム年間排出量を求め、事故前後の排出量の変遷を議論した。その結果、2015年以降、福島第一原子力発電所からの流出量は、事故前の約半分程度となっている一方、事故後の日本全体の排出量は大きく減少していることが分かった。

論文

機械学習分子動力学法による核燃料物質の高温物性評価

小林 恵太; 中村 博樹; 板倉 充洋; 町田 昌彦; 奥村 雅彦

まてりあ, 62(3), p.175 - 181, 2023/03

核燃料の研究開発において、原子炉運転時からシビアアクシデント時の融点付近に至る温度領域まで、核燃料物質の高温物性を把握することが必須となるが、その取扱いの困難さから、実験研究を行うことは容易ではない。一方、シミュレーション研究は安全に実施可能であるが、高温物性評価のために必要である、高精度な大規模構造の長時間シミュレーションは、従来のシミュレーション手法では、実施が難しかった。我々は、最近開発された機械学習技術を応用して高精度な大規模構造の長時間シミュレーションが実施可能な「機械学習分子動力学法」を用いて、酸化トリウムの高温熱物性評価に成功した。本稿は、機械学習分子動力学法と我々の研究成果について概説する。

論文

LASSO reconstruction scheme to predict radioactive source distributions inside reactor building rooms; Theory & demonstration

Shi, W.*; 町田 昌彦; 山田 進; 吉田 亨*; 長谷川 幸弘*; 岡本 孝司*

Proceedings of Waste Management Symposia 2023 (WM2023) (Internet), 8 Pages, 2023/02

Clarifying hot spots of radioactive sources inside reactor building rooms based on monitoring air dose rates is one of the most essential steps in decommissioning of nuclear power plants. However, the attempt is regarded as a rather difficult task, because information obtained by air dose rate measurements is generally not enough to inversely estimate contaminated distribution among a tremendous number of potential distributions inside complex reactor building rooms as far as one uses the conventional ways. Then, in order to successfully perform the inverse estimations on source distributions even in such ill-posed circumstances, we suggest that a machine learning method, least absolute shrinkage and selection operator (LASSO) is a promising scheme. Subsequently, we construct a simple room model and employ Monte Carlo simulation code, Particle and Heavy Ion Transport Systems (PHITS) to numerically test feasibility of LASSO inverse estimation scheme. Consequently, we confirm high reconstruction performance of the LASSO scheme in successfully predicting radioactive source distributions. In addition, we carry out uncertainty analysis for the inverse estimation and derive an error function describing uncertainty of the inverse estimation as a useful error estimator. Finally, we find that additional use of spectral information in the measurements can significantly decrease the number of measurement points for the present inverse estimation. In conclusion, LASSO scheme is a quite useful way to explore radioactive hot spots toward the future decommissioning of nuclear power plants.

論文

LASSO reconstruction scheme to predict radioactive source distributions inside reactor building rooms; Practical applications

町田 昌彦; Shi, W.*; 山田 進; 宮村 浩子; 吉田 亨*; 長谷川 幸弘*; 岡本 孝司; 青木 勇斗; 伊藤 倫太郎; 山口 隆司; et al.

Proceedings of Waste Management Symposia 2023 (WM2023) (Internet), 11 Pages, 2023/02

In order to find radioactive hot spots inside reactor building rooms from structural data together with air dose rate measurement data, Least Absolute Shrinkage and Selection Operator (LASSO) has been recently suggested as a promising scheme. The scheme has been examined in simplified room models and its high estimation feasibility has been confirmed by employing Particle and Heavy Ion Transport code System (PHITS) as a radiation simulation code. In this paper, we apply the scheme to complex room models inside real reactor buildings. The target rooms are pool canal circulation system room and main circulation system room in Japan Materials Testing Reactor (JMTR) at Oarai area, Japan Atomic Energy Agency (JAEA). In these real rooms, we create STL format structural data based on Computer Aided Design (CAD) models made directly from their point group data measured by laser scanning devices, and we notice that the total number of their surface meshes in these real rooms reaches to the order of 1 million. Then, this order of the mesh number clearly indicates that one needs a simplified radiation simulation code considering only direct transmission of gamma ray as a radiation calculation instead of PHITS demanding high computational costs. By developing such a simplified code and customizing it to perform LASSO scheme, we consequently confirm that LASSO scheme driven by the simplified simulation can also successfully predict unknown radioactive hot spots on real structural models.

論文

福島前面海域におけるトリチウム存在量の推定とその経時変化; 福島沿岸および沖合のトリチウム存在量と1F貯留量および年間放出管理量との比較

町田 昌彦; 岩田 亜矢子; 山田 進; 乙坂 重嘉*; 小林 卓也; 船坂 英之*; 森田 貴己*

日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 22(1), p.12 - 24, 2023/01

2013年から2021年の1月まで、福島第一原子力発電所周辺の福島沿岸と沖合という二つのエリアで、トリチウムのモニタリングデータからそのインベントリーの経時変化を推定した。それらの結果から沖合のエリアにおけるインベントリー平均量は、1Fに貯留されているトリチウムの凡そ1/5程度であり、その時間変動量は、1F貯留量の1/20程度ということが分かった。これらの結果は、既に海域に存在しているトリチウムのインベントリーが、1F貯留量の放出に際し、無視できないことを示している。また、その沖合の一定のエリアにおけるインベントリーの評価を1960年代にまで遡ると、過去には核実験により、平均して1F貯留量の4倍程のトリチウムインベントリーが1960年代に存在していた他、1960年から1980年代にかけて凡そ30年に渡り、1F貯留量と同程度かそれ以上のインベントリーが存在していたことが分かった。この事実は、過去に既に1F貯留量を瞬時に放出し当該沖合の海域に滞留するとした保守的条件より遥かにトリチウムが海洋中に存在していた時期が長期間あったことを示している。更に、トリチウムのインベントリーを千葉から宮城沖まで含めた領域に拡大し評価すると、現在、1F貯留量の凡そ半分が存在していることが分かる。ここで、トリチウムの被ばく量を魚食を通じた内部被ばくと仮定し、1F貯留量がその拡大領域にて拡散し1年滞留するとした保守的評価をすると、その量は、自然放射線からの寄与の100万分の一程度であり、殆ど無視できることが分かった。

論文

Spectrum prediction in X-ray fluorescence analysis using Bayesian estimation

松山 嗣史*; 中江 理紀*; 村上 昌史; 吉田 幸彦; 町田 昌彦; 辻 幸一*

Spectrochimica Acta, Part B, 199, p.106593_1 - 106593_6, 2023/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:27.56(Spectroscopy)

It is important to reduce the measurement time in X-ray fluorescence (XRF) analysis. Micro XRF and confocal micro XRF analyses have been used to obtain elemental distribution. Because these techniques are performed in the scanning mode, shortening the measurement time per unit measurement point enables rapid determination of the elemental distributions. Therefore, we applied the Bayesian theorem to XRF analysis to estimate the accurate XRF net intensity in a short time. In the Bayesian formula, the posterior distribution is determined by the likelihood function and prior distribution. As the obtained posterior function is a probability distribution, the expected value in the function is used as the optimal value. By determining the optimal likelihood function and prior distribution, we consider that the XRF spectrum in a long-time measurement can be estimated by that in a short time. In this study, the Poisson distribution and the sum of the two exponential functions were employed as the likelihood function and prior distribution, respectively. To estimate the XRF spectrum using the Bayesian formula, a standard glass sample containing several metal elements was analyzed using a laboratory-made micro XRF instrument. The micro XRF measurements were performed at measurement times of 1, 3, 5, 7, 10, 20, 30, 60, 100, 180, and 3600 s, and then the net intensity of Zn K$$alpha$$ obtained with and without the Bayesian estimation was compared. To obtain a net intensity of Zn K$$alpha$$ close to that in 3600 s, the measurement times with and without the Bayesian estimation were required to be 3 and 7 s, respectively. Thus, we significantly reduced the measurement time for an accurate XRF net intensity measurement by more than 50%.

論文

Correlations for the specific heat capacity of (U$$_x$$Pu$$_{1-x}$$)$$_{1-y}$$Gd$$_y$$O$$_{2-z}$$ derived from molecular dynamics

Galvin, C. O. T.*; 町田 昌彦; 中村 博樹; Andersson, D. A.*; Cooper, M. W. D.*

Journal of Nuclear Materials, 572, p.154028_1 - 154028_8, 2022/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

UO$$_2$$は多くの原子炉で使用される主要燃料で、運転開始時に炉心の出力分布を平準化するためにGd$$_2$$O$$_3$$を燃焼吸収体として加えるのが一般的である。本研究では、分子動力学シミュレーションにより、酸素空孔形成とU$$^{4+}$$からU$$^{5+}$$への酸化という二つの電荷保存機構を介して、カチオンサイトにGd$$^{3+}$$をドープしたPuO$$_2$$, UO$$_2$$, (U,Pu)O$$_2$$ MOxについて比熱の計算を行った。PuO$$_2$$とUO$$_2$$の比熱は、1800K以上の高温で明確なピークを示し、他の研究とよく一致することが示された。Gd$$^{3+}$$を加えたところ、ピークの高さはそれぞれの成分のものより低下した。さらに、(U$$_x$$Pu$$_{1-x}$$)$$_{1-y}$$Gd$$_y$$O$$_{2-z}$$の比熱に対して解析的なフィット式を作成し、分子動力学データと比較することにより、この式を検証した。

論文

Materials science and fuel technologies of uranium and plutonium mixed oxide

加藤 正人; 町田 昌彦; 廣岡 瞬; 中道 晋哉; 生澤 佳久; 中村 博樹; 小林 恵太; 小澤 隆之; 前田 宏治; 佐々木 新治; et al.

Materials Science and Fuel Technologies of Uranium and Plutonium mixed Oxide, 171 Pages, 2022/10

プルトニウム燃料を使用した革新的で先進的な原子炉が各国で開発されている。新しい核燃料を開発するためには、照射試験が不可欠であり、核燃料の性能と安全性を実証する必要がある。照射試験を補完する技術として、照射挙動を正確にシミュレートする技術を開発できれば、核燃料の研究開発にかかるコスト,時間,労力を大幅に削減でき、核燃料の照射挙動をシミュレーションすることで、安全性と信頼性を大幅に向上させることができる。核燃料の性能を評価するためには、高温での燃料の物理的および化学的性質を知る必要がある。そして、照射中に発生するさまざまな現象を記述した行動モデルの開発が不可欠である。以前の研究開発では、モデル開発の多くの部分で、フィッティングパラメータを使用した経験的手法が使用されてきた。経験的手法では、データがない領域では非常に異なる結果が得られる可能性がある。したがって、この研究では、燃料の基本的な特性を組成と温度に外挿できる科学的記述モデルを構築し、モデルが適用される照射挙動分析コードの開発を行った。

論文

Accumulation mechanisms of radiocaesium within lichen thallus tissues determined by means of ${it in situ}$ microscale localisation observation

土肥 輝美; 飯島 和毅; 町田 昌彦; 数納 広哉*; 大村 嘉人*; 藤原 健壮; 木村 茂*; 菅野 太志*

PLOS ONE (Internet), 17(7), p.e0271035_1 - e0271035_21, 2022/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:16.29(Multidisciplinary Sciences)

Many lichens are well known to accumulate radiocaesium and, thus acting as biomonitors of contamination levels. Here, we use autoradiography and demonstrate for the first time ${it in situ}$ microscale localisation of radiocaesium within thallus tissues to investigate the radiocaesium forms and their accumulation mechanism. The radiocaesium was localised in the brown pigmented parts i.e., melanin-like substances, in the lower cortex of lichen thallus. Quantum chemical calculations showed that functional group of melanin-like substances can chelate Cs$$^{+}$$ ion, which indicates that the Cs$$^{+}$$ ions form complexes with the substances. Based on these findings, we suggest that radiocaesium ions may be retained stably in melanin-like substances for long periods (two to six years) due to steric factors, such as those seen in porphyrin-like structures and ${it via}$ multimer formation in the lower cortex.

論文

Machine learning molecular dynamics simulations toward exploration of high-temperature properties of nuclear fuel materials; Case study of thorium dioxide

小林 恵太; 奥村 雅彦; 中村 博樹; 板倉 充洋; 町田 昌彦; Cooper, M. W. D.*

Scientific Reports (Internet), 12(1), p.9808_1 - 9808_11, 2022/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:73.76(Multidisciplinary Sciences)

核燃料の一つであるトリウム酸化物に対し、機械学習分子動力学法を用い、その高温物性を調査した。様々な交換汎関数により第一原理計算を実施し、ニューラルネットによりその結果を学習することにより機械学習力場を構築した。特にSCANと呼ばれる交換汎関数を用いた第一原理計算結果を学習することにより得られた機械学習力場は、ラムダ転移温度や融点を含め、比較可能な実験データの多くに対し高精度な結果を示した。

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