Physicochemical characterization of the youngest active domain in major fault zones using the weathering index and X-ray computed tomography

岩森 暁如*; 小北 康弘; 島田 耕史; 立石 良*; 高木 秀雄*; 太田 亨*; Cho, T.*; 工藤 俊祐*; 野尻 慶介*; 重光 泰宗*; et al.

Engineering Geology, 344, p.107821_1 - 107821_20, 2025/01

https://doi.org/10.1016/j.enggeo.2024.107821

断層岩の物理的・化学的特徴を明らかにすることは、断層の活動史や変形機構を理解するだけではなく、原子力発電所、放射性廃棄物処分場、石油備蓄基地などの重要施設の立地条件の評価の観点からも重要である。本論では、若狭湾周辺に分布する活断層である白木丹生断層(花崗岩)、敦賀断層(花崗岩と緑色岩の地質境界)、山田断層(アダメロ岩)の断層岩と、それぞれの母岩(堅岩)に化学的風化指標(W値)を適用し、X線コンピューター断層撮影から得られる岩石密度と相関する値(CT値)と変質強度(AI値)との関係に基づいて、脆性断層岩の最新活動領域の物理化学的特徴について検討した。その結果、断層岩のW値は5060パーセント程度までは主として熱水変質の影響、60パーセント超では主として風化の影響に伴うNaOとCaOの変動を反映し、花崗岩では斜長石と方解石、緑色岩では単斜輝石と角閃石、アダメロ岩では斜長石が減少するとW値が増加することがわかった。一方、断層岩のCT値は、最新活動領域に対応する断層ガウジで最も低く、最低密度領域として認定された。また、今回対象とした活断層の最新活動領域では、新鮮な斜長石のフラグメントが挟在されることが共通の特徴として認められた。脆性断層岩へのW値の適用は、断層岩における熱水変質および風化に伴う鉱物の変動傾向の把握を可能とするとともに、CT値と組み合わせることにより断層岩の物理的・化学的特徴を踏まえた最新活動領域の認定精度の向上に有効である。

Ion tracks and nanohillocks created in natural zirconia irradiated with swift heavy ions

石川 法人; 福田 将眞; 中嶋 徹; 小河 浩晃; 藤村 由希; 田口 富嗣*

Materials, 17(3), p.547_1 - 547_21, 2024/02

https://doi.org/10.3390/ma17030547

340-MeV Auイオンビームを照射した天然ジルコニアにおいて形成されたイオントラックとナノヒロックを透過型電子顕微鏡で微細観察した。ナノヒロックの寸法が10nm程度であり、局所溶融した領域の寸法と同程度であることが分かった。したがって、一旦溶融した結果としてイオントラックとナノヒロックが形成されたことが分かる。次に、イオントラックを観察すると長方形の断面形状をしており、かつ結晶構造が大きく溶融前と変化していないことが分かった。したがって、他のセラミックスと異なり、ジルコニアにおいては、局所溶融後に、結晶構造を反映した異方的な再結晶化が起きていることが強く示唆される。一方で、イオントラックの中心部には、飛跡に沿った低密度のコア領域が形成されており、イオンビームが入射した表面への物質移動により物質欠損が形成されていることも判明した。物質欠損を伴う条件では再結晶化が不十分となり、飛跡のごく近くでは低密度コア領域が形成されていると説明できる。

地質環境の長期安定性に関する研究 年度報告書(令和4年度)

丹羽 正和; 島田 耕史; 末岡 茂; 石原 隆仙; 小川 大輝; 箱岩 寛晶; 渡部 豪; 西山 成哲; 横山 立憲; 小形 学; et al.

JAEA-Research 2023-005, 78 Pages, 2023/10

JAEA-Research-2023-005.pdf:6.51MB

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4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。

処分容器の耐食性評価

長田 柊平*; 小川 裕輔*; 鈴木 覚*; 井上 博之*; 渡邉 豊*; 山本 正弘*; 阿部 博志*; 三ツ井 誠一郎

NUMO-TR-22-02; 技術開発成果概要2021, p.21 - 22, 2023/03

https://www.numo.or.jp/technology/technical_report/NUMO-TR-22-02.pdf

地層処分事業の実施主体である原子力発電環境整備機構(NUMO)が、日本原子力研究開発機構(JAEA)をはじめとする関係研究機関及び大学との共同研究等により実施した2021年度の技術開発成果の概要を取りまとめ、報告する。本報告は、NUMOとJAEAの共同研究「ニアフィールドシステムの状態変遷に伴うバリア材及び核種の長期挙動評価のための研究」において2021年度に実施した「処分容器の耐食性評価」に関する成果の概要を取りまとめたものである。

Deposition behavior of cesium molybdate on Type304 austenite stainless steel in severe accident

Do, Thi-Mai-Dung*; Sujatanond, S.*; 小川 徹

Nuclear Science and Engineering, 196(5), p.584 - 599, 2022/05

https://doi.org/10.1080/00295639.2021.2009985

軽水炉過酷事故時のモリブデン酸セシウム(CsMoO)の化学的挙動は未解明なままである。本研究では、1530-530Kの乾燥(Ar)及び湿潤(Ar+HO)条件下で、ステンレス鋼(SUS304)へのモリブデン酸セシウム(CsMoO)の沈着挙動を実証した。乾燥条件ではCsMoOはSUS表面で部分的に分解し、鉄(Fe)とクロム(Cr)の酸化を誘起した。また、1500Kではモリブデン金属(Mo)と二酸化モリブデン(MoO)が表面に検出され、セシウムは酸化物層中にクロムと共存していた。1230KではCsMoOとMo金属の両方がSUS表面で確認された。湿潤条件下では、SUSの酸化はCsMoO蒸気の影響を受けた。1500K以上ではモリブデンは酸化鉄層にスポット状に検出されたが、セシウムは検出されなかった。1230KでMoはSUS酸化物表面に検出された。730-530Kでは乾燥、湿潤のどちらでもSUS上にCsMoOが沈積した。これらの結果は、Cs-Fe-Cr-Mo-O系の熱力学モデルとの関連で議論された。こうして、原子炉冷却設備内部におけるCsMoOの化学的挙動を明らかにした。

Measurement and evaluation of hydrogen production from mixtures of seawater and zeolite in decontamination of radioactive water

熊谷 友多; 永石 隆二; 木村 敦*; 田口 光正*; 西原 健司; 山岸 功; 小川 徹

Insights Concerning the Fukushima Daiichi Nuclear Accident, Vol.4; Endeavors by Scientists, p.37 - 45, 2021/10

福島第一原子力発電所の放射性汚染水の処理では、汚染水から放射性のセシウムやストロンチウムを除去するためゼオライトが吸着剤として用いられる。吸着処理中や処理後の吸着剤保管時には、水の放射線分解で水素が発生する。安全な処理のためには発生する水素量の評価が重要である。そこで、ゼオライト系吸着剤と海水との混合物からガンマ線照射により発生する水素を測定し、処理時の水素発生量を評価した。海水のみ、吸着剤1wt%添加、約50wt%添加の試料について測定した結果、吸着剤量が1wt%では、海水のみの場合と同等の水素発生量であったが、約50wt%では減少した。しかし、約50wt%添加試料で測定された水素発生量は、混合物中の海水の放射線分解からのみ水素が発生するとして見積もった水素量よりも大きく、吸着剤に付与された放射線エネルギーが水素発生に寄与することが示唆された。汚染水中の核種分析の結果を元に、本研究の実験結果から水素発生量を評価した結果、処理前の汚染水1tからは標準状態で3.6mL/h、処理後の吸着剤では高放射線場となるため、吸着剤1tから1.5L/hの水素が発生すると見積もられた。

もんじゅ模擬燃料集合体製造に係る技術報告

榊原 博; 青木 伸廣; 武藤 雅祐; 小田部 隼; 高橋 謙二*; 藤田 直幸*; 檜山 和彦*; 鈴木 宏和*; 鴨川 敏幸*; 横須賀 徹*; et al.

JAEA-Technology 2020-020, 73 Pages, 2021/03

JAEA-Technology-2020-020.pdf:8.26MB

高速増殖原型炉もんじゅでは、現在、廃止措置が進められており、その第一段階として、炉心に装荷している燃料を取り出す工程がある。炉心の燃料集合体は、エントランスノズルが炉心支持板の連結管に挿入され自立しており、周辺の集合体によりパッド部を介して支え合い炉心体系を維持する構造となっている。そのため、燃料を取り出した場所に模擬燃料集合体を装荷し、燃料集合体を安定させる必要があった。このような背景を受け、もんじゅ炉心燃料集合体の製造経験のあるプルトニウム燃料技術開発センターへ、もんじゅ側から模擬燃料集合体の製造依頼があり、製造を行った。この報告書は、装荷する模擬燃料集合体の設計、製造、出荷について報告するものである。

Thermally altered subsurface material of asteroid (162173) Ryugu

北里 宏平*; Milliken, R. E.*; 岩田 隆浩*; 安部 正真*; 大竹 真紀子*; 松浦 周二*; 高木 靖彦*; 中村 智樹*; 廣井 孝弘*; 松岡 萌*; et al.

Nature Astronomy (Internet), 5(3), p.246 - 250, 2021/03

https://doi.org/10.1038/s41550-020-01271-2

2019年4月「はやぶさ2」ミッションは、地球に近い炭素質の小惑星(162173)リュウグウの人工衝撃実験を成功させた。これは露出した地下物質を調査し、放射加熱の潜在的な影響をテストする機会を提供した。はやぶさ2の近赤外線分光器(NIRS3)によるリュウグウの地下物質の観測結果を報告する。発掘された材料の反射スペクトルは、表面で観測されたものと比較して、わずかに強くピークがシフトした水酸基(OH)の吸収を示す。これは、宇宙風化や放射加熱が最上部の表面で微妙なスペクトル変化を引き起こしたことを示している。ただし、このOH吸収の強度と形状は、表面と同様に、地下物質が300Cを超える加熱を経験したことを示している。一方、熱物理モデリングでは、軌道長半径が0.344AUに減少しても、推定される掘削深度1mでは放射加熱によって温度が200Cを超えて上昇しないことが示されている。これは、リュウグウ母天体が放射加熱と衝撃加熱のいずれか、もしくは両方により熱変化が発生したという仮説を裏付けている。

Advanced concepts in TRISO fuel

湊 和生; 小川 徹

Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.5, p.334 - 360, 2020/08

https://doi.org/10.1016/B978-0-12-803581-8.11688-1

高温ガス炉燃料として、微小燃料核を熱分解炭素及び炭化ケイ素で四重に被覆したTRISO被覆粒子燃料が開発されてきた。ここでは、TRISO被覆粒子燃料の高温での性能向上、核分裂生成物による被覆層腐食の抑制及び核分裂生成物の保持能力の向上、並びに高速中性子体系で使用できる燃料など、種々の先進的な被覆粒子燃料について、燃料概念,製造,検査方法,照射挙動等の結果を体系的にとりまとめた。2012年に刊行されたComprehensive Nuclear Materialsに掲載された同名論文の内容に、その後の研究開発の進展を加筆したものである。

RADREMOTE 2018; Proceedings of The 5th Fukushima Research Conference (FRC) 2018; Radiation hardness, smartness and measurement in remote technology for the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

冠城 雅晃; 鳥居 建男; 小川 徹

JAEA-Review 2019-031, 251 Pages, 2020/01

JAEA-Review-2019-031.pdf:57.36MB

福島第一原子力発電所の廃炉をはじめとした過酷な放射線環境下で、現場作業者の被ばく線量を低減するため、遠隔技術やロボティクスの高度化に大きな期待が集まっている。しかし、ロボットの遠隔制御のための最先端の要素技術やセンサー, 電子機器の耐放射線性にも厳しい限界がある。原子力へのロボット技術の応用拡大に向けて、機器の耐放射線性の向上(Radiation hardness)や運用における放射線環境への適応力(Radiation smartness)が求められる。さらに、将来の核燃料デブリの探査と取り出しに向けては、福島第一原子力発電所内の高線量率現場での放射線イメージングや核燃料デブリの検出といった、放射線計測(Radiation measurement)および位置認識・周辺環境の把握のための技術の開発が必要である。今回の福島リサーチカンファレンスでは、遠隔技術のさらなる進展のため、さまざまな分野の専門化を交えて将来のビジョンを共有することを目指している。