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Clの深度・蓄積量分布太田 祐貴*; 末木 啓介*; 笹 公和*; 高橋 努*; 松中 哲也*; 松村 万寿美*; 戸崎 裕貴*; 本多 真紀*; 細谷 青児*; 高野 健太*; et al.
JAEA-Conf 2018-002, p.99 - 102, 2019/02
福島第一原子力発電所事故により放出された放射性核種に長寿命のCl(半減期: 30.1万年)がある。Clは放射性廃棄物の処理の際に土壌中における高い移動能と相まって重要な核種である。しかし、土壌中では無機塩素(Clinorg)が有機塩素(Clorg)に変換・保持されることで、その移動の機構は不明である。本研究では、汚染地域の無機Clの深度分布を得ることでClの動態を検討し、事故によるCl汚染の程度を検討した。また、5cm表土に含まれるClについても検討した。2017年における深度分布では、Cl濃度は表層で最も高くなり、深度とともに緩やかに減少した。一方で、Cl/Clはほぼ一定(平均値: 3.24
0.55 (
10
))の値を示した。事故前のCl/Clと比べるとCl/Clの増加を示し、事故由来のClは土壌3.6g/cm
(=5cm深)より深く移動していることが分かった。
柴田 大受; 水田 直紀; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; et al.
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10
高温ガス炉(HTGR)の炉内構造物には黒鉛が用いられている。空気侵入事故による黒鉛構造物の酸化は、安全性の観点から重要な課題である。黒鉛表面へのSiC被覆は、黒鉛の耐酸性を向上させる有望な技術である。しかし、炉内構造物への適用については、この材料の高温、中性子照射に対する健全性を確認することが重要である。原子力機構と日本の黒鉛メーカは耐酸化黒鉛の研究開発を進めてきた。原子力機構とカザフスタンINPとは、ISTCパートナープロジェクトの枠組みを利用して耐酸化黒鉛に対する中性子照射効果について調べた。本報は、SiC被覆を施した耐酸化黒鉛への中性子照射後試験の結果について述べるものである。耐酸化黒鉛のうち、ある一つの銘柄については照射後の酸化試験において優れた特性を示した。
水田 直紀; 角田 淳弥; 柴田 大受; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; 坂場 成昭
炭素材料科学の進展; 日本学術振興会第117委員会七十周年記念誌, p.161 - 166, 2018/10
原子力機構及び日本の黒鉛メーカ4社(東洋炭素,イビデン,東海カーボン,新日本テクノカーボン)は、高温ガス炉の炉内構造材料に用いる黒鉛の耐酸化性を向上させることを目的に、CVD法によりSiCコーティングを施した耐酸化黒鉛の研究を進めている。本報では、国際科学技術センター(ISTC)のパートナープロジェクトとして実施した、カザフスタン共和国の核物理研究所(INP)のWWR-K炉による耐酸化黒鉛の中性子照射試験について紹介する。照射試験に先立ち、各試験片に対して未照射条件での酸化試験を行った結果、耐酸化試験片全てにおいて、CVD法により施されたSiCコーティングが十分な耐酸化性を示すことがわかった。中性子照射試験は終了しており、今後はWWR-Kホットラボでの炉外酸化試験を行う計画である。
柴田 大受; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; et al.
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.567 - 571, 2016/11
高温ガス炉(HTGR)に用いられている黒鉛について、さらなる安全裕度を確保するため、耐酸化性を向上させることが望ましい。黒鉛表面へのSiC被覆は、そのための候補技術である。原子力機構と日本の黒鉛メーカ4社:東洋炭素,イビデン,東海カーボン,新日本テクノカーボンとで、耐酸化黒鉛を炉内黒鉛構造物に適用する研究を進めている。国際科学技術センター(ISTC)のパートナープロジェクトとして、カザフスタン共和国の核物理研究所(INP)のWWR-K炉により、照射キャプセル2体により耐酸化黒鉛に対する中性子照射試験を実施した。WWR-K炉で、照射温度1473Kにおける10サイクル200日間の照射試験を完了した。最大の高速中性子(E
0.18MeV)照射量は、中央の照射孔に装荷したキャプセルで1.210
/m
、炉側部の照射孔に装荷したキャプセルで4.210
/mであった。照射後の試験片について、寸法、重量測定、光学顕微鏡による外観観察を実施した。今後、炉外での酸化試験を行う計画である。
角田 淳弥; 柴田 大受; 坂場 成昭; 大崎 弘貴*; 加藤 秀樹*; 藤塚 公仁弘*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; et al.
Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/10
黒鉛は、黒鉛減速・ヘリウム冷却炉である高温ガス炉(HTGR)の炉内構造物として使用される。HTGRの空気侵入事故時には、TRISO被覆燃料粒子の表面にSiO
が形成され、SiCの酸化は進行せず、核分裂生成物は燃料粒子内に保持される。近年提案された安全性の新しい概念を導入した本質的安全高温ガス炉の安全性を究極に高めるため、耐酸化燃料を炉内黒鉛構造物使用に使用することで、TRISO被覆燃料粒子及び燃料コンパクトの破損を防ぐことが期待される。黒鉛の表面にSiCを被覆した黒鉛は、耐酸化黒鉛の候補材の一つであり、原子力機構と黒鉛製造メーカ4社は、耐酸化黒鉛開発の共同研究を立ち上げた。また、国際科学技術センターパートナープロジェクトの下、原子力機構とカザフスタン核物理研究所は、耐酸化黒鉛に及ぼす照射の影響の研究を開始した。照射試験に使用する黒鉛を選定するため、耐酸化黒鉛の予備酸化試験を実施した。本報告は、耐酸化黒鉛の予備酸化試験の結果、照射目試験計画、照射試験及び照射後試験計画について述べる。
nanocomposite electrocatalyst; An in situ electrochemical X-ray absorption fine structure study増田 卓也*; 福満 仁志*; 府金 慶介*; 戸ヶ崎 寛孝*; 松村 大樹; 田村 和久; 西畑 保雄; 吉川 英樹*; 小林 啓介*; 森 利之*; et al.
Journal of Physical Chemistry C, 116(18), p.10098 - 10102, 2012/05
被引用回数：118 パーセンタイル：93.76(Chemistry, Physical)Pt-CeO/C触媒上での酸素還元反応におけるCeOの役割をXAFS法を用い調べた。その結果、CeO中のCe
がCe
になることによりPt酸化物生成が抑制されることがわかった。
黒崎 幸夫*; 山地 宏志*; 勝沼 好夫*; 中田 雅夫*; 桑原 秀樹*; 山田 文孝*; 松下 清*; 佐藤 稔紀*
JAEA-Research 2008-048, 274 Pages, 2008/03
JAEA-Research-2008-048.pdf:10.93MB
瑞浪超深地層研究所の研究坑道は、超大深度の立坑と水平坑道から計画されている。この超大深度立坑と水平坑道の連接部は3次元の地盤構造を形成し、掘削過程では複雑な力学的挙動を呈することが予測されるが、超大深度立坑連接部の支保部材を定量的に設計する手法は確立されていない。このような状況に鑑み、超大深度立坑連接の崩壊機構を検討するため、過去の立坑工事に関する文献調査と工事従事者からの聞き取り調査を実施し、立坑連接においてどのような崩壊や変状が発生したかを調査し、調査結果を有識者のレビューを交えて考察した。その結果、超大深度立坑連接の崩壊機構は立坑連接部の施工過程と地質条件のいずれにも依存することが明らかとなった。一方、超大深度連接部が大きな角度で断層や破砕帯に交差する地点では、「高抜け」と呼ばれる崩壊の発生や覆工に異常な土圧作用する現象が見られる。これらの現象の機構を解明するためには、連接部周辺地山の挙動を再現することのできる数値計算による研究を実施する必要がある。このために、既往数値解析手法の中で可能な有限差分法が最も適切であることを、有識者のレビューを踏まえて示した。
竹本 昌史; 中村 秀夫; 大和田 明彦; 大崎 秀機
JAEA-Research 2006-009, 48 Pages, 2006/03
JAEA-Research-2006-009.pdf:3.8MB
加圧水型原子炉のLOCA時には、ECCSの蓄圧タンクから注水が終了した後、同タンクから1次系に加圧用の窒素(N)ガスが流入する。ガスは圧力容器の頂部や蒸気発生器などに蓄積されるため、蒸気発生器伝熱管内での凝縮熱伝達が阻害され、蒸気発生器の2次側減圧による1次系の減圧が充分に行えない事態が生じ得る。これらの熱伝達,減圧阻害を解明するためには、蓄積した非凝縮ガスの濃度の定量的な把握が必要とされているがNガスの濃度を直接測定することは難しいため、測定例は見あたらない。このような背景より、ROSA計画大型非定常実験装置(LSTF)の圧力容器や蒸気発生器に蓄積されるガス濃度が直接測定できるようにするため、蓄圧タンクの加圧ガスに空気を用いるとともに、ジルコニア酸素濃度計,タービンメータ等を組合せ,微少流量の高温、高圧状態の蒸気中の酸素濃度が計測できる非凝縮ガス濃度測定装置を開発した。本報では本装置の概要,操作方法等を紹介するとともに、性能確認のため各種条件下で行った酸素濃度測定結果及びLSTFへの適用性について報告する。
近藤 昌也; 笠原 陽一郎*; 野口 芳宏*; 國枝 紀*; 大崎 秀機; 安濃田 良成; 久木田 豊
JAERI-Tech 96-004, 74 Pages, 1996/02
原研ではROSA-V/LSTF装置を用いて加圧水型原子炉(PWR)の冷却水喪失事故(LOCA)をはじめとする各種事故時の現象を実機圧力・実時間で模擬した実験を行っている。装置には2400点に及ぶ計測系が設置されているが、装置内の現象は各機器間の流動が複雑に絡み合ったものとなるため、データの解読には多くの経験と時間を要する。そこで、実験中に装置内の冷却水分布、温度分布及び流動を実時間でグラフィック表示するためのシステムを作成した。本システムにより実験実施中に現象の推移を把握し、運転操作のための判断や、実験の成否の判断を的確に行うことが可能になった。また、本システムを用いて実験後に再生表示を行うことにより、実験結果の解釈や国際協力における意志疎通などに役立っている。
与能本 泰介; 斎藤 誠之*; 黒田 猛*; 安濃田 良成; 久木田 豊; 大木 友三郎; 伊藤 秀雄; 大崎 秀機; 大和田 孝雄; 錦沢 友俊; et al.
JAERI-M 94-069, 145 Pages, 1994/03
本報は、1992年9月17日にROSA-IV LSTF装置を用いた行った重力駆動安全注入実験のデータをまとめたものである。この実験は加圧水型原子炉(PWR)小破断冷却材喪失事故時における重力駆動安全注入系の熱水力挙動を検討するために行なわれたものである。実験で使用した注入系は炉容器の上部に置かれたタンクと一次系に対する注入及び均圧のための配管系で構成されており、初期状態では加圧器と同圧の常温水をタンク内に保有している。実験では破断の開始と同時に注水及び均圧配管の弁を開放した。この直後にタンクとこれらの配管において自然循環が生じ、コールドレグからの高温水の流入によりタンク内に温度成層が形成された。この温度成層のため、タンク水位が低下する時、安全注入に悪影響を与える蒸気と常温水の直接接触による凝縮減圧は発生しなかった。
近藤 昌也; 滝川 好夫*; 安濃田 良成; 大崎 秀機; 久木田 豊
JAERI-M 93-221, 131 Pages, 1993/11
ROSA-V計画では、加圧水型原子炉(PWR)におけるシビアアクシデント防止のためのアクシデントマネージメント模擬実験を大型非定常試験装置(LSTF)を用いて実施する。本報では、この実験に際して試作した実時間グラフィック表示システムについて報告する。本システムはIBM製のワークステーション上で動作するもので、LSTFに設置されている約2500CHの測定器のうちの512CHが入力される。また、その機能は大きく3つに分類できる。すなわち、(a)LSTF1次系及び2次系の冷却材分布の表示機能、(b)LSTFにおける任意の位置の測定値の表示機能、(c)測定値の履歴の表示機能である。本システムをいくつかのアクシデントマネージメント実験に適用したところ、実験中の運転操作の決定の助けになることが判明した。
久木田 豊; 中村 秀夫; 佐伯 宏幸*; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 91-040, 122 Pages, 1991/03
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断(上向き破断)実験Run SB-HL-04の実験データをまとめたものである。本実験は、破断口向きの効果に関する実験シリーズ(合計3ラン)の一つとして実施され、他の2回の実験では、それぞれ同一破断面積の水平方向破断及び下向き破断を模擬した。また本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; et al.
JAERI-M 90-039, 122 Pages, 1990/03
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断実験Run SB-HL-02の実験データをまとめたものである。本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 村上 洋偉*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 89-225, 117 Pages, 1990/01
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%ホットレグ破断実験Run SB-HL-01の実験データをまとめたものである。本実験は、小破断冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動に対する破断位置の効果を調べた実験シリーズの一つであり、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 平田 和男*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 89-220, 127 Pages, 1990/01
本報では、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-08の実験をまとめたものである。本実験は、加圧水型炉(PWR)のコールドレグ小破断冷却材喪失事故におけるループシールクリアリング時の炉心水位低下に対する蒸気発生器内残留水の影響を対象とする実験シリーズの一部として行われ、高圧注入系及び補助給水系の不作動を想定した。実験では2回にわたり炉心露出が生じた。第1回目はループシールクリアリング時におこり、蒸気発生器上昇流側と下降流側との残留水量の非対称による炉心水位低下の拡大がみられた。第2回目の炉心露出は圧力容器内冷却材のボイルオフのために生じ、蓄圧注入系の作動により炉心水位は回復した。
熊丸 博滋; 平田 和男*; 中村 秀夫; 久木田 豊; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 片山 二郎; 山本 信夫; et al.
JAERI-M 89-027, 105 Pages, 1989/03
本報はROSA-IV計画の大型非定常試験装置(LSTF)による高圧注入系(HPIS)の故障を仮定した5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-18の実験データをまとめたものである。実験では炉心露出が2回観察された。第一回目の炉心露出は、ループシールクリアリング時に発生した。この炉心露出は、蒸気発生器(SG)Uチューブ及びSGプレナムの上昇流側と下降流側での冷却材のホールドアップの差により生じるマノメータ効果により増幅された。本実験の燃料棒表面最高温度(PCT)は、ループシールクリアリング直前のこの一時的な炉心露出の間に観察された。第2回目の炉心露出は炉心ボイルオフにより発生したが、畜圧注入系(ACC)が自動的に作動した後に炉心冷却は回復した。本報は、本実験の全データをまとめたものである。データは工学単位に変換して集録されている。
中村 秀夫; 大和田 明彦; 大崎 秀機
no journal, ,
高圧蒸気中の酸素濃度を測定するため、ジルコニア酸素濃度計を用いた測定装置を製作するとともに、ROSA/LSTFにおいて蒸気中の酸素濃度測定を行い、装置性能及びROSA/LSTF実験への適用性を確認した。
薄膜電極触媒による電気化学的前処理と酸素還元反応活性向上に与える界面構造の検討府金 慶介*; 森 利之*; Wu, Y. Y.*; 山本 春也; 前川 康成; 吉川 英樹*; 山下 良之*; 上田 茂典*; Vladimir, M.*; 鈴木 彰*; et al.
no journal, ,
固体高分子形燃料電池は、家庭用や自動車用の二酸化炭素を排出しない発電装置として注目されているが、カソード上での酸素還元反応に起因する電力損失のため、十分な電池出力が得られていない。本研究では、酸素還元活性の高いカソード触媒の開発を目的に、白金-酸化セリウムとカーボンブラック粉体(Pt-CeO/CB)を組合せたカソード電極を開発してきた。本電極では、市販のPtカソードよりも白金表面の酸化を抑制するために、高い酸素還元反応活性を示し、さらにPt-CeO/CBカソードに電気化学的前処理を行うことで、酸素還元反応活性が向上することを見いだしている。そこで今回は、単結晶SrTiO
(100)基板上にパルスレーザー蒸着法により作製したCeOのエピタキシャル膜を用いて、PtとCeO界面構造が単純化されたPt-CeO薄膜カソードを作製し、その単純化された界面構造を用いて高い酸素還元活性の発生原因を追究した。発表では、透過型電子顕微鏡と光電子分光法によるPtとCeOの界面構造の評価及び電気化学測定により評価した酸素還元反応活性について報告する。
柴田 大受; 角田 淳弥; 永田 寛; 斎藤 隆; 土谷 邦彦; 坂場 成昭; 大崎 弘貴*; 加藤 秀樹*; 藤塚 公仁弘*; 武藤 剛範*; et al.
no journal, ,
高温ガス炉(HTGR)における空気侵入事故では、被覆粒子燃料の機械的な損傷を避けるため、酸化に対して炉内の黒鉛構造物の形状を維持することが重要である。高温ガス炉のさらなる安全性向上のためには、SiCで表面を被覆した耐酸化黒鉛の開発が重要であり、日本の主要な黒鉛メーカ4社と共同で、耐酸化黒鉛の開発を進めている。日本の技術である耐酸化黒鉛について早期に高温・中性子照射環境下での成立性を明らかにするため、HTGR開発に大きな興味を持っているカザフスタンと協力し、高温での照射試験が可能な核物理研究所(INP)のWWR-K炉を用いた照射試験計画を進めている。照射温度は1200
Cを目標とし、照射試験は2014年4月から開始する予定である。カザフスタンでは、将来にHTGRを建設する場合に、本研究で得られた知見を設計に反映することが可能となる。
Clの定量太田 祐貴*; 末木 啓介*; 笹 公和*; 高橋 努*; 松中 哲也*; 松村 万寿美*; 戸崎 裕貴*; 細谷 青児*; 高野 健太*; 落合 悠太*; et al.
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故により、莫大な量の放射性核種が環境中に放出された。Cl(半減期: 30.1万年)もまた放出が疑われる核種である。しかし、汚染地域の土壌中に含まれるClを報告する研究は三宅ら(2015)の1件だけである。さらなる研究によりClの放出量と他の放射性核種の放出挙動との関係を評価することが求められる。そこで本研究では、筑波大学加速器質量分析(AMS)装置を用いて得たCl/ClからCl蓄積量(Bq/m)の算出を行い、放出量の大きい
CsやClと同じハロゲンである
Iとの比較検討を行った。
