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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
JAEA-Review-2021-001.pdf:10.33MB
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。
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50
C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。
小西 智也*; 西脇 永敏*; 東條 孝志*; 石川 琢馬*; 寺岡 輝記*; 植田 有紀子*; 木原 義文*; 森時 秀司*; 遠野 竜翁*; 武藏 美緒*; et al.
Physica Status Solidi (C), 8(2), p.405 - 407, 2011/02
被引用回数：3 パーセンタイル：74.8(Engineering, Electrical & Electronic)Organopalladium species (Pd) immobilized on an Sterminated GaAs substrate (S/GaAs) effectively catalyzes C-C bond formation in the Mizoroki-Heck reaction with cycle durability. However, the immobilizing mechanism of Pd is unknown. In this study, we deposited Pd(OCOCH
)
on S/GaAs in two different methods, namely dry-physical vapor-deposition and wetchemical deposition, and compared the catalytic activities in the Mizoroki-Heck reaction. Also, S-termination and Pd-immobilization on GaAs grains were performed by the wet-chemical method to monitor the change in the surface chemical structure during the preparation process with diffuse reflectance Fourier transform infrared spectroscopy (FT-IR). FT-IR measurements implied that the immobilization of catalytic active 
was related to the OH groups on the S-terminated surface. Pd-S/GaAs prepared dryphysically showed poor catalytic activity, because Pd was not immobilized under absence of OH groups.
山田 秀徳*; 玉田 太郎; 小坂 恵*; 宮田 幸平*; 藤木 伸哉*; 田納 優*; 守屋 雅之*; 山西 守*; 本庄 栄二郎; 多田 宏子*; et al.
Protein Science, 16(7), p.1389 - 1397, 2007/07
被引用回数：39 パーセンタイル：59.61(Biochemistry & Molecular Biology)タンパク質の結晶格子は分子表面同士の相互作用からなっている。結晶格子内へのタンパク質の導入のため、ロイシンジッパー様の疎水的な相互作用をヒト膵臓RNase1のへリックス2へ導入した。野生型ヒトRNase1の結晶化はまだ報告をされていないが、4残基のロイシンを導入したRNase1では複数の結晶化条件で結晶を得た。そのX線結晶構造をウシRNaseAの立体構造を用いて分子置換法により決定した。こうして決定されたヒトRNase1の立体構造は、ウシRNaseAの立体構造と大変似ており、導入したロイシン残基を介して2分子のRNase1が疎水的なパッキングしていた。ロイシン導入の効果をさらに検討するために、導入したロイシン残基の数を3残基,2残基と減らした変異体を調製し結晶化を行った。これらの場合もロイシン残基による疎水的なパッキングが形成されていた。一方、ロイシン残基をヒトRNase1の別のへリックス(へリックス3)に導入し、効果を検証した。その結果、4残基のロイシンを導入した変異体でも結晶化し、4分子のRNase1が導入したロイシン残基を介してパッキングをしていることがわかった。これらの結果は、適切なロイシン導入により分子内対称性が生じ、より効果的に結晶化を促進する可能性を示す。
関 昌弘; 菱沼 章道; 栗原 研一; 秋場 真人; 阿部 哲也; 石塚 悦男; 今井 剛; 榎枝 幹男; 大平 茂; 奥村 義和; et al.
核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦, 246 Pages, 2001/09
本書は、炉工学的基礎を有し核融合に関心のある方々に対して、核融合炉の原理とその実現に必要な多岐にわたる技術、さらに総合システムとしての核融合炉の理解に役に立つことを目指したものである。本文は2部構成になっており、第1部では核融合炉の原理と誕生までのシナリオを、そして第2部では、核融合炉を構成する主要な装置・機器に関する研究開発の現状を、最近のデータをもとにまとめてある。
高田 英治*; 角田 淳弥; 沢 和弘; 多田 恵子*
JAERI-Tech 2000-020, p.65 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-020.pdf:2.12MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉容器上部には原子炉から燃料取扱フロアへの放射線を遮へいするための1次上部遮へい体が設けられている。原子炉運転中は遮へい体温度が上昇し、解析により定格出力時の1次上部遮へい体温度は75
になると予測されている。そこで、遮へい体の温度に対するコンクリート中の含水量の変化、及び含水量の変化に対する燃料取り扱いフロアの線量当量率を評価し、さらに必要となる追加遮へい体の厚さを検討した。その結果、1次上部遮へい体温度が110以下であれば遮へい設計に用いた含水量(78kg/m
以上)が満足されること、また燃料取り扱いフロアの線量当量率は含水量が設計に用いた値の半分程度になるまでは著しく上昇しないことがわかった。
橋本 俊行*; 高津 英幸; 佐藤 聡; 倉沢 利昌; 森 清治*; 多田 栄介; 黒田 敏公*; 毛利 憲介*; 佐藤 瓊介*; 関 昌弘
JAERI-Tech 94-009, 70 Pages, 1994/07
ブランケット筐体構造は内部に増殖域、遮蔽域及び3系統の冷却系を持つ大型構造で、電磁力、内圧、プラズマからの熱流束及び放射線といった過酷な環境下で使用されることから構造物に複雑であるため、製作技術を確立する必要がある。第一壁の製作において、先進的製作手法であるHIPを実機大大型パネルに適用した場合、加工変形の増加が考えられる。ここでは筐体要素のHIP試作試験により加工変形の機構を検討し、大型パネルの製作精度向上のための知見を得た。また、HIPによる第一壁試作により、製作性に関する基礎データを収得した。遮蔽構造の製作では、溶接歪・残留応力を小さく抑えるための製作手順を確立し、製作時の全変形量が2mm以下であることを確認した。
佐藤 聡; 高津 英幸; 橋本 俊行*; 倉沢 利昌; 森 清治*; 多田 栄介; 秋場 真人; 黒田 敏公*; 毛利 憲介*; 佐藤 瓊介*
15th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, 0, p.259 - 262, 1994/00
ブランケット構造体は、高さ10mを越える大型構造体であり、分解保守のためモジュール構造が採用され、精度良く大型構造体を製造する技術が要求される。加えて、この構造体には、巨大な電磁力や中性子負荷、プラズマからの表面熱負荷が作用するため、第一壁は厚さ約15mmの構造にし、その内部に冷却配管を通す必要がある。従って第一壁パネルの製作においては、2枚の鋼板の間に角管を挟んで拡散接合(HIP処理)を行う先進的製作手法を採用した。本研究開発において、HIP接合やEBW等の先進的製作手法を用いてブランケット部分縮小モデルを試作し、これらの製作手法をブランケット構造体製作に適用した場合の溶接歪等のデータを取得し、ブランケット構造体の製作手法を確立した。またHIP処理を行う際に、矩形管を挟む平滑材の最適な形状を評価するために、第一壁パネルの部分モデルをHIP処理により試作した。
S.Zimin*; 高津 英幸; 森 清治*; 真木 紘一*; 関 泰; 佐藤 聡; 多田 栄介
JAERI-M 93-141, 75 Pages, 1993/07
ITER/CDAで設定された炉構造に対してニュートロニクス解析を実施した。2次元輸送計算コードDOT3.5を使用して炉運転中の中性子及びガンマ線束分布、トリチウム増殖比、核発熱を求めた。またCINACコードにより誘導放射能計算を行い、放射能濃度、崩壊熱および炉停止後の生体線量率を求めた。本計算により、炉内および炉周辺の運転中と炉停止後の放射線環境が明らかになり、炉機器の設計条件として有用な情報を提供することができた。
遠藤 章; 佐藤 達彦; 佐藤 大樹; 志風 義明; 谷村 嘉彦; 三枝 純; 堤 正博; 山口 恭弘; 金子 広久; 小田 啓二*; et al.
no journal, ,
平成15
17年度にわたり、連携重点研究「陽子加速器施設における線量評価に関する研究」において、高崎研TIARAを利用して行った高エネルギー中性子用モニタ,線量計の開発の成果を報告する。J-PARC等の高エネルギー加速器施設においては、遮蔽体を透過し線量寄与が大きい高エネルギー中性子に対する放射線防護が重要である。そこで、高エネルギー中性子に対して適切な線量応答特性を有する中性子モニタ,個人線量計の開発を進めるとともに、測定値の保証に不可欠な校正技術に関する研究を行った。モニタの開発では、液体シンチレータとデジタルオシロスコープを用いた信号解析技術により、1GeVまでの中性子に適用できるモニタを開発した。個人線量計の開発では、固体飛跡検出器に重水素化物質とポリエチレンから成る二層構造ラジエータを付加することで高エネルギー中性子に対する感度,エネルギー特性を改善する方法を見いだした。これを高速顕微鏡による高速読み取り技術と組合せ、積算型個人線量計として利用できる見通しを得た。校正技術の開発では、TIARA準単色中性子場の特性評価を行い、照射野内外の中性子スペクトル,散乱線の寄与割合等を評価し、今後の校正場構築のための基礎データを取得した。
内田 博記*; 多田 英司*; 水流 徹*; 石島 暖大; 上野 文義; 山本 正弘; 内山 軍蔵; 野島 康夫*; 藤根 幸雄*
no journal, ,
純Tiの水素脆化感受性とき裂発生・進展挙動の調査のため、0.5M NaCl中においてノッチ付き純Tiを定電流カソード分極しながらSSRT試験及び定荷重試験を行った。その結果、応力-ひずみ曲線から破断伸びの著しい減少など、脆化の兆候は観察されなかった。しかし、定荷重試験において、表面観察の結果、表面にき裂の発生が観察された。さらに、発生したき裂は、先端形状が鋭くなく、表面近傍に成長した水素化物と考えられる層を貫通していないことが確認された。
石島 暖大; 本岡 隆文; 上野 文義; 山本 正弘; 内山 軍蔵; 酒井 潤一*; 横山 賢一*; 多田 英司*; 水流 徹*; 野島 康夫*; et al.
no journal, ,
チタン及びTi-5mass%Taは耐硝酸性に優れるため、使用済核燃料再処理施設で使用されているが、放射線分解水素吸収による水素脆化が懸念される。本研究では硝酸中における、チタン及びTi-5%Taの水素吸収及び水素脆化特性を評価するため、カソードチャージ法及びカソードチャージ下におけるSSRTを実施した。その結果、水素化物は金属表面に生成するが、金属内部に成長し難いことが明らかとなった。また、SSRTにおいてチタン及びTi-5%Taは脆化感受性を示さなかった。これらの結果は、チタン及びTi-5%Ta製機器は放射線分解水素を吸収できるが、表面の水素化物に阻害され内部に拡散しないことを示唆すると考えられる。また、表面だけに水素化物が生成するため、チタン及びTi-5%Taは硝酸中にて水素脆化感受性を示し難いものと考えられる。
石川 博規*; 多田 英司*; 西方 篤*; 谷口 直樹; 立川 博一*
no journal, ,
使用済み核燃料を再処理した後に残る高レベル放射性廃棄物の処分において、ガラス固化体をオーバーパックと呼ばれる金属容器に入れ、地下に埋設処分する概念が検討されている。また、使用済み核燃料を直接処分する場合においても燃料集合体を金属製の処分容器に収容して処分することが考えられる。オーバーパックや処分容器の長期の信頼性や安全性を確保するために、本研究では電気化学インピーダンス(EIS)法を用いて、オーバーパックまたは処分容器の候補材料である炭素鋼と銅の腐食モニタリングを行った。
加治 芳行; 佐藤 智徳; 端 邦樹; 井上 博之*; 田口 光正*; 清藤 一*; 多田 英司*; 阿部 博志*; 秋山 英二*; 鈴木 俊一*
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所(1F)のプラント材料の腐食劣化のリスクは時間の経過や廃止措置による環境変化に伴い増大することから、本事業において、1Fにおいて想定される放射線環境下での腐食及びラジオリシスデータベースを構築する。本発表では、本事業の概要について述べる。
加治 芳行; 佐藤 智徳; 端 邦樹; 井上 博之*; 田口 光正*; 清藤 一*; 多田 英司*; 阿部 博志*; 秋山 英二*; 鈴木 俊一*
no journal, ,
本研究は、公開されているラジオリシスデータベースに含まれない、福島第一原子力発電所廃炉で必要となるラジオリシスデータと構造材料の腐食データを大学等と連携して取得することを目的として行った。本発表では、全体概要を報告する。
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*; 阿部 博志*; 秋山 英二*; 鈴木 俊一*
no journal, ,
放射線場にある福島第一原子力発電所(1F)建屋内滞留水中の構造材料の腐食環境の予測には、当該環境でのラジオリシス現象の把握が重要である。本研究では、照射下腐食に関する既往研究のデータの調査を進めるとともに、滞留水中に存在しうる特定の化学種を含む水溶液のラジオリシスデータの取得を行っている。既往研究では、大気飽和と比べAr飽和及びN
飽和条件で照射下の腐食速度が減少すること、またN飽和のほうがAr飽和より腐食速度が高くなること等が報告されている。現在1F炉内はNパージされているが、このような状態が長期間継続されることによる影響について適切に予測するため、N飽和下でのラジオリシス現象の解明が必要である。Feイオンを含む水溶液のラジオリシスでは、
線照射実験を行い、HO等の生成物の濃度やpHの変化を測定した。照射に伴い水質が酸性に変化することや、HOやHの生成量がFeイオン添加により増加すること等を示した。今後、ラジオリシスシミュレーションとの比較を行い、Feイオンのラジオリシスにおける化学反応データセットを確立させることを目指す。
加治 芳行; 佐藤 智徳; 端 邦樹; 井上 博之*; 田口 光正*; 清藤 一*; 多田 英司*; 阿部 博志*; 秋山 英二*; 鈴木 俊一*
no journal, ,
本研究は、福島第一原子力発電所廃炉で必要となるラジオリシスデータと構造材料の腐食データを大学等と連携して取得することを目的として行った。本発表では、全体概要を報告する。
佐藤 智徳; 田口 光正*; 清藤 一*; 多田 英司*; 井上 博之*; 阿部 博志*; 秋山 英二*; 鈴木 俊一*; 端 邦樹; 加治 芳行
no journal, ,
照射下腐食に関するデータベース構築のためには、照射下試験によるデータ取得が不可欠である。そこで、量子科学技術研究開発機構高崎量子応用研究所において、照射下腐食試験を実施できる環境の整備を実施した。腐食試験においては、主要な環境パラメータとして、温度, 溶存酸素濃度, pH, 導電率などが影響する。そこで、これらのパラメータを制御した照射下腐食試験が可能なガンマ線照射場を整備した。再臨界防止として利用が検討されているホウ酸塩は、水中に高濃度で添加すると、炭素鋼の不働態化を引き起こし、それにより炭素鋼の全面腐食を抑制するが、一方で、脱不働態化による局部腐食発生のリスクがある。この脱不働態化におけるガンマ線照射の影響を明らかにするために、ガンマ線照射下でのホウ酸塩と塩化物イオン共存条件下での炭素鋼の腐食試験を実施した。ホウ酸塩濃度, 塩化物イオン濃度とガンマ線照射強度をパラメータとして、炭素鋼の不働態化挙動を評価し、さらに、ホウ酸塩濃度, 塩化物イオン濃度, 照射強度を評価軸とした局部腐食発生特性を評価した。
佐藤 智徳; 端 邦樹; 加治 芳行; 井上 博之*; 田口 光正*; 清藤 一*; 多田 英二*; 阿部 博志*; 秋山 英二*; 鈴木 俊一*
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃炉工程においては、デブリの取り出し等による環境変化や、構造材の経年化により、腐食が発生し廃炉工程の速やかな進行に支障をきたすことが懸念されている。特に福島第一原子力発電所の材料は、多量の不純物を含む放射線照射下にある環境にさらされており、これは、従来の腐食研究において、検討されていない条件である。また、その腐食環境も作業等により変化することから、幅広いデータの蓄積が必要である。そこで、本研究では、このような広範な条件を想定し、特に放射線照射下における格納容器材である炭素鋼の腐食データベースを構築することを目的とした。そのために、量子科学技術研究開発機構高崎量子応用研究所において、ガンマ線照射下腐食試験が実施可能なよう試験環境を整備した。また、ホウ酸塩と塩化物イオンの共存下における炭素鋼腐食挙動におけるデータを取得した。さらに、照射下における液面下での腐食データを取得し、照射下では加速されることを確認した。
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*; 阿部 博志*; 秋山 英二*; 鈴木 俊一*
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃炉作業を安全かつ効率的に進めるにあたり、原子炉構造材料の腐食量を適切に把握することは重要である。本研究では、炉内滞留水中の不純物及び放射線が格納容器等の構造材料の腐食に与える影響を予測するためのツールとして、ラジオリシスデータセットの整備を進めている。照射下での化学的挙動の既往知見が少ないFeイオンを対象とし、ラジオリシス実験及びシミュレーションによりデータセットの検証を行ったところ、過酸化水素の生成量のシミュレーション結果が実験結果より小さく見積もられることが分かった。個々の化学反応のシミュレーション結果への寄与について調べたところ、鉄イオン(Fe
)と過酸化水素(HO)の反応等の複数の反応について、速度定数の変化がシミュレーション結果に大きく影響を与えることが示された。これらの化学反応の速度定数を適切に評価することの重要性が示唆された。
