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木名瀨 暁理; 後藤 勝則*; 青野 竜士; 今田 未来; 佐藤 義行; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2024-004, 60 Pages, 2024/07
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的にトレンチとピットに分けて浅地中処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内に保管されているJRR-2、JRR-3から発生した放射性廃棄物及び保管廃棄施設・Lに保管されている圧縮体より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和4年度に取得した20核種(H、C、Cl、Co、Ni、Sr、Nb、Tc、Ag、I、Cs、Eu、Eu、U、U、Pu、Pu、Pu、Am、Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。
大内 和希; 原賀 智子; 廣瀬 和生*; 黒澤 結香*; 佐藤 義行; 渋川 雅美*; 齋藤 伸吾*
Analytica Chimica Acta, 1298, p.342399_1 - 342399_7, 2024/04
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Chemistry, Analytical)従来の高線量試料分析法では被ばくリスクが高く、大量の二次放射性廃棄物が発生することから、放射線放出量を低減できる迅速な分析法が強く望まれている。このニーズに取り組むため、我々は液体シンチレーションカウンティングと2点検出によるキャピラリー過渡的等速電気泳動(ctITP)を組み合わせたSr定量法を開発した。これは、1,4,7,10-テトラアザシクロドデカン-1,4,7,10-テトラ酢酸(DOTA)-Sr錯体を1回の操作で分離・分画する方法である。高線量の放射性試料をマイクロリットルレベルで取り扱うことができ、従来のイオン交換法よりも大幅に高速であるこの方法により、実高線量廃棄物中のSrを選択的に定量した。ctITPにおける濃縮・分離の成功は、Sr-DOTA錯体が解離不活性であることに起因する。
勝又 哲裕*; 鈴木 涼*; 佐藤 直人*; 小田 良哉*; 本山 慎吾*; 鈴木 俊平*; 中島 護*; 稲熊 宜之*; 森 大輔*; 相見 晃久*; et al.
Chemistry of Materials, 36(8), p.3697 - 3704, 2024/04
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Chemistry, Physical)ペロブスカイト型酸窒化物のBaFeOFを高圧合成によって作製した。得られた物質はSHGシグナルが観測されたことから自発分極の存在を示唆していたため、分極発現機構を放射光高エネルギーX線回折で調べた。得られた2体相関分布関数をフィットした結果、方位の異なる局所的な分極発現機構を見出した。BaFeOFは磁性材料でもあるため、磁気ドメインと強誘電ドメインが共存していると考えられる。
Mohamad, A. B.; 根本 義之; 古本 健一郎*; 岡田 裕史*; 佐藤 大樹*
Corrosion Science, 224, p.111540_1 - 111540_15, 2023/11
被引用回数:2 パーセンタイル:22.95(Materials Science, Multidisciplinary)The steam oxidation test on the Cr-coated Zry cladding was studied up to 1400C to understand the oxidation behavior under the accidental conditions. The double-sided oxidation test study showed that Cr coating can protect Zry cladding at 1200C within 5 min. Cr coating has a protective effect on the Zry cladding up to 1200C in a steam environment. However, in the oxidation test up to 1200C/30 min and 1300C/5 min, Cr coating can no longer protect Zry cladding. Furthermore, at 1300C, the intermetallic phase of the Zr(Cr, Fe) phase that precipitated within the Zry substrate formed as globule microstructures with Fe enrichment. In addition, the transition of the intermetallic phase within the Zry substrate from the solid to the pre-liquid and liquid phases was observed, where it was determined at 1350C/60 min and 1400C/30 min within the ZrO phase (outer side region). The oxidation of the Zr(Cr, Fe) interlayer was also determined in this study, where it resulted in the formation of the oxide phase of Cr, Zr, and Fe. It is worth mentioning that further experiments, such as mechanical testing and modeling, should be considered to support the degradation of the Cr-coated Zry cladding mainly when the liquid phase of the intermetallic phase is obtained for beyond design-basis accident environment.
齋藤 伸吾*; 原賀 智子; 丸茂 和樹*; 佐藤 義行; 中野 裕太*; 半田 友衣子*; 渋川 雅美*
Bulletin of the Chemical Society of Japan, 96(3), p.223 - 225, 2023/03
被引用回数:3 パーセンタイル:52.35(Chemistry, Multidisciplinary)本研究では、化学的性質の類似したアメリシウムイオン(Am)及びキュリウムイオン(Cm)を分離検出するため、キャピラリー電気泳動法及びゲル電気泳動法を適用した。蛍光修飾された非環状型6座及び8座ポリアミノカルボン酸骨格の配位子を用いて錯形成させることにより、アメリシウム及びキュリウム三元錯体を遊離溶液中またはゲル媒体中で、電気泳動的に分離し、蛍光検出することに成功した。
佐藤 智徳; 端 邦樹; 加治 芳行; 田口 光正*; 清藤 一*; 井上 博之*; 多田 英司*; 阿部 博志*; 秋山 英二*; 鈴木 俊一*
Isotope News, (782), p.40 - 44, 2022/08
福島第一原子力発電所(以下、1Fとする)の原子炉建屋内部の滞留水は、燃料デブリや飛散したセシウム等放射性物質による強い放射線場にある。この水は運転中の冷却水で使用される純度の高い水とは異なり、緊急冷却時に注入された海水の成分、鋼材から溶出したFe等多くの不純物の影響を受けていると考えられた。また、現在はNガスでパージされているが、今後の廃炉作業に伴い開放される可能性もあり、滞留水の位置や状況により、様々な溶存酸素濃度となることが推測される。そこで、1Fの廃炉工程の円滑化に資することを目的として、放射線環境下での腐食トラブルの発生可能性,対策等を議論するうえで有用な情報である、水の放射線分解(ラジオリシス)および放射線照射下での腐食試験データ、1F廃炉工程における潜在的腐食影響の検討結果を「放射線環境下での腐食データベース」としてまとめたのでここで紹介する。
平山 真太郎*; 佐藤 紘一*; 加藤 太治*; 岩切 宏友*; 山口 正剛; 渡辺 淑之*; 野澤 貴史*
Nuclear Materials and Energy (Internet), 31, p.101179_1 - 101179_9, 2022/06
被引用回数:4 パーセンタイル:63.92(Nuclear Science & Technology)一軸引張歪下での鉄の空孔あるいは空孔-炭素複合体への水素結合エネルギーを密度汎関数法を用いて計算した。歪による結合エネルギー変化と水素原子トラップ数の変化について考察した。
佐藤 智徳; 端 邦樹; 加治 芳行; 上野 文義; 井上 博之*; 田口 光正*; 清藤 一*; 多田 英司*; 阿部 博志*; 秋山 英二*; et al.
JAEA-Review 2021-001, 123 Pages, 2021/06
福島第一原子力発電所(以下、1Fという)の廃止措置の着実な推進を考えた場合、様々な課題が存在するが、とりわけ40年にわたり廃止措置を安全かつ継続的に進めるためには、経年的に劣化が進む構造材料の腐食を抑制することが重要である。しかしながら、腐食反応を律速する環境要因に関しては、現状十分にデータが得られている訳ではなく、また、作業の進展に伴い時々刻々と変化し得る。そこで、本研究では、放射線環境下での腐食トラブルの発生可能性、対策等を議論するうえで有用な情報である、ラジオリシスおよび放射線照射下での腐食試験データを、データベースとしてまとめた。さらに、公開されているラジオリシスデータおよび、腐食データに含まれない、1Fの廃止措置で必要となることが想定されるラジオリシスデータと構造材料の腐食データを取得した。
中西 利典*; 奥野 充*; 山崎 圭二*; Hong, W.*; 藤田 奈津子; 中村 俊夫*; 堀川 義之*; 佐藤 鋭一*; 木村 治夫*; 堤 浩之*
名古屋大学年代測定研究,5, p.38 - 43, 2021/03
雲仙火山の約13km西方にある唐比低地には泥炭層や泥層からなる湿地堆積物が厚く分布しており、それらの堆積物には千々石断層や雲仙火山の活動履歴が記録されていることが期待される。それらの履歴を精度よく検知するために、複数本のボーリングコアを掘削して放射性炭素年代値を測定した。それらの結果を地中レーダ探査断面と対比して湿地堆積物の形成過程を検討した。その結果得られたすべてのC年代値は層序関係と矛盾がなく、堆積曲線は若干のずれが認められるが概ね一致する結果となった。本研究の年代測定の一部はペレトロン年代測定装置による施設供用利用で行われたものである。
武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.
High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02
本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。
大森 惇志*; 秋山 英二*; 阿部 博志*; 端 邦樹; 佐藤 智徳; 加治 芳行; 井上 博之*; 田口 光正*; 清藤 一*; 多田 英司*; et al.
材料と環境, 69(4), p.107 - 111, 2020/04
ガンマ線照射による水のラジオリシスで生成する酸化剤が炭素鋼の気相中の腐食に及ぼす効果を評価するために、オゾンをモデル酸化剤として用いて50Cの湿度制御下に導入し、ACMセンサを用いた腐食モニタリングを行った。ACM電流はオゾンの濃度に伴って高くなったことから、オゾンによる腐食促進の効果が示された。これはオゾンの還元反応あるいは水への溶解反応が早く、カソード反応を促進したためと考えられる。
佐藤 義行; 青野 竜士; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Testing 2019-003, 20 Pages, 2019/12
放射性廃棄物管理技術課では、天然ウランを使用した試験で発生した廃液を許可条件に基づき保管してきた。保管上のリスク低減の観点からは、処理を行い固形化することが望ましいが、これまで安全かつ効率的な試験廃液の処理方法が確立されていなかった。そこで、ウラン吸着剤(タンニックス)を使用した廃液の処理方法を検討した。把握した処理条件に基づき、ウランの吸着処理等を行うとともに、最終的にセメント固化による安定化を行った。本報告では、類似した試験廃液を処理する際の参考となるように、廃液処理における一連の作業に関して得られた知見をまとめた。
中田 祥之*; 長谷川 勝一; 早川 修平*; 細見 健二; 市川 裕大; 今井 憲一; 七村 拓野*; 成木 恵*; 佐甲 博之; 佐藤 進; et al.
JPS Conference Proceedings (Internet), 26, p.023024_1 - 023024_5, 2019/11
J-PARC E40 aims to measure the differential cross sections of the elastic scatterings and the conversion. A clear peak of was observed in a missing mass spectrum of the reaction and recoil protons from the elastic scattering were successfully observed in the data taken in the summer 2018. The rest of data taking is coming in the spring 2019.
勝又 哲裕*; 鈴木 涼*; 佐藤 直人*; 鈴木 俊平*; 中島 護*; 稲熊 宜之*; 森 大輔*; 相見 晃久*; 米田 安宏
Journal of Solid State Chemistry, 279, p.120919_1 - 120919_8, 2019/11
被引用回数:11 パーセンタイル:56.07(Chemistry, Inorganic & Nuclear)A new perovskite-type fluoride, BaInOF was synthesized and compared with other perovskite-type oxyfluorides. The atomic size of anions influences on the local structure and the average structure obtained from the refinement of the diffraction pattern is the cubic for most perovskite-type oxyfluorides.
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 佐藤 大樹*; 村上 望*; et al.
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.206 - 216, 2019/09
福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が進められている。本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて2015年10月から2019年3月までの3年半の間実施され、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に、国内の軽水炉燃料設計,安全性評価,材料開発を実施してきた人材,解析ツール,ノウハウ、及び経験を最大限活用して進められてきた。本論文では、プロジェクトの総括として、各要素技術について3年半の研究開発の成果をまとめ、日本の事故耐性燃料開発の現状と課題を整理した。
大谷 恭平; 佐藤 智徳; 加治 芳行; 山本 正弘
JAEA-Review 2019-007, 15 Pages, 2019/06
液体固体粒子を含んだ流体による流れ(固液二相流)を取り扱う配管などの構成材料は、固液二相流中の固体粒子の衝突によってエロージョンと呼ばれる損傷が生じる。固液二相流の液体が腐食性溶液である場合、溶液は更に化学的に作用してエロージョン・コロージョンと呼ばれる損傷が生じる。福島第一原子力発電所(1F)の廃炉作業で実施が予定されているデブリ取り出し作業の際には、破砕されたデブリ微粒子による循環冷却ラインの配管の損傷が懸念される。そのため、固液二相流における金属材料のエロージョンおよびエロージョン・コロージョンに関する文献調査を実施した。文献調査結果より、1Fのデブリ取り出し時に設置される冷却系配管の材料についてはクロムを含む鋼材や耐食性の高いステンレス鋼の使用が望ましいと考えられる。また、エロージョン・コロージョンの解析では、誤った条件や曖昧な条件で試験を実施すると金属材料の損傷速度の変化に影響する因子が適格に判別できず、事実と異なる認識をしてしまう危険性があることも分かった。このため、1Fのデブリ取り出し時において発生すると予測される粉砕微粒子が配管等の機器材料に与える影響を正確に評価するためには、金属材料の損傷速度に大きく影響を与える環境条件や1F特有の放射線によるラジオリシス等の因子を考慮した上で試験を行う必要がある。
佐藤 史紀; 松島 怜達; 伊藤 義之
QST-M-16; QST Takasaki Annual Report 2017, P. 60, 2019/03
東海再処理施設のLWTFで発生する低レベル放射性液体廃棄物のセメント固化体からの放射線による水素ガス発生について検討した。
原賀 智子; 大内 和希; 佐藤 義行; 星野 仁*; 田中 玲*; 藤原 隆司*; 黒川 秀樹*; 渋川 雅美*; 石森 健一郎; 亀尾 裕; et al.
Analytica Chimica Acta, 1032, p.188 - 196, 2018/11
被引用回数:13 パーセンタイル:45.89(Chemistry, Analytical)放射性試料中のアクチノイドイオンを安全、迅速、高感度に分析するため、蛍光プローブを用いたキャピラリー電気泳動法による分析法を開発した。本研究では、化学ライブラリーを用いて、アクチノイドイオンの検出に必要となる蛍光プローブを選択し、大環状および非環状の多座配位骨格を有するプローブ群を整備した。アクチノイドのうち、ウラニルイオンに対して、4座の配位骨格を有する蛍光プローブを用いることにより、従来のキャピラリー電気泳動法の検出限界(ppmレベル)を大幅に改善し、pptレベルの検出限界を達成するとともに、実際の放射性廃液試料の分析に適用できることも示した。
Humrickhouse, P. W.*; 佐藤 博之; 今井 良行; 角田 淳弥; Yan, X.
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10
本検討では、HTTR-GT/Hプラントの熱交換器やヘリウムガスタービンを含む2次ヘリウム冷却設備の評価モデルを構築した。定常解析を行い、解析結果と設計値を比較した結果、単独発電運転時及び熱電併給運転時のいずれにおいても、タービンモデルを除き、評価モデルは設計値を再現できることが示された。
Yan, X.; 佐藤 博之; 角田 淳弥; 野本 恭信*; 堀井 翔一*; 今井 良行; 笠原 清司; 鈴木 孝一*; 岩月 仁; 寺田 敦彦; et al.
Nuclear Engineering and Design, 329, p.223 - 233, 2018/04
被引用回数:23 パーセンタイル:90.88(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、高温ガス炉から取り出される熱を用いた発電や水素製造等の実現に向けて、ヘリウムガスタービン及び水素製造施設の原子炉への接続にあたっての安全基準確立や経済的で信頼性を有する運転制御方式の確立を目的とした、HTTRに熱利用施設を接続したHTTR-GT/Hプラントの建設を計画している。本報告では、HTTR-GT/Hプラントの基本設計として、システム設計の成果を報告する。