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山田 一夫*; 洞 秀幸*; 丸山 一平*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; 東條 安匡*; 渋谷 和俊*; 細川 佳史*; 五十嵐 豪*; 駒 義和
Proceedings of Waste Management Symposia 2024 (WM2024) (Internet), 7 Pages, 2024/03
Estimation of Cs and Sr contamination of concrete below the turbine pits after the Fukushima Daiichi NPP accident was carried out. Considerations were based on the type of cement and aggregate used, drying, carbonation and cracking of the concrete, and the contamination history, i.e. contact with contaminated water after a one-day immersion in seawater from the tsunami. The relationship between crack density and the amount of contaminated concrete was determined from the reproduction of crack density and the acquisition of apparent diffusion coefficients for cracked and uncracked areas from the immersion experiment with contamination history.
山田 一夫*; 東條 安匡*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; 洞 秀幸*; 渋谷 和俊*; 駒 義和; 五十嵐 豪*; 細川 佳史*; 丸山 一平*
Proceedings of Waste Management Symposia 2023 (WM2023) (Internet), 12 Pages, 2023/02
Experiments were conducted on mortar made from aggregates used in the Fukushima Daiichi NPP, which were dry carbonated and further cracks were introduced to reproduce the contamination history of the lower part of the turbine pit. The concrete was exposed to contaminated water after being in contact with seawater for one day due to the post-earthquake tsunami; Cs and Sr interacted differently with the constituent materials of the concrete and competitively adsorbed with ions in the seawater. The effects of various factors were quantitatively evaluated by experiment. Dry carbonation conditions enhanced infiltration but had a limited effect on cracking.
福井 呂満*; 嵯峨 涼*; 松谷 悠佑; 富田 和男*; 桑原 義和*; 大内 健太郎*; 佐藤 友昭*; 奥村 一彦*; 伊達 広行*; 福本 学*; et al.
Scientific Reports (Internet), 12(1), p.1056_1 - 1056_12, 2022/01
被引用回数：18 パーセンタイル：91.32(Multidisciplinary Sciences)一回当たり2Gyの線量を30日以上にわたり分割照射する放射線療法では、照射後に生存したがん細胞が放射線耐性を獲得し、予後不良を引き起こすことが知られる。この放射線耐性は、照射後に増加する癌幹細胞数に起因すると実験的に解釈されている。しかし、細胞実験による測定手法は、癌幹細胞に係る放射線応答(DNA損傷や細胞死発生メカニズム)の解明に限界があり、放射線へ耐性を獲得するメカニズムは未だ不明である。そこで、分割照射により樹立した放射線への耐性を持つ細胞を使用した従来のin vitro試験に加え、癌幹細胞数とそのDNA損傷応答を理論的に考慮して腫瘍生存率を予測可能する数理モデルであるintegrated microdosimetric-kinetic (IMK) modelを開発し、分割放射線療法後に腫瘍が獲得する放射線耐性のメカニズムを研究した。その結果、照射後に獲得される放射線耐性には、癌幹細胞含有率の増加に加えて、非癌幹細胞のDNA修復能力の向上が深く関与していることがわかった。これら2つの応答をIMK modelに考慮することで、獲得した放射線耐性が異なる様々な細胞株において、様々な照射条件下で発生する細胞死の実測値の再現に成功した。本成果により、放射線照射後の腫瘍が獲得する放射線耐性獲得メカニズムに関する正確な理解、これに基づく治療効果の予測技術の高精度化が期待される。
山田 一夫*; 丸山 一平*; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; Kiran, R.*; 大澤 紀久*; 柴田 淳広; 渋谷 和俊*; et al.
Proceedings of International Waste Management Symposia 2021 (WM2021) (CD-ROM), 10 Pages, 2021/03
To properly decommission the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the contamination levels and mechanisms for the concrete structures must be assessed. In this review, we outline the results of this study and present the objectives of a future study called "Quantitative Evaluation of Contamination in Reinforced Concrete Members of Fukushima Daiichi NPP Buildings Considering the Actual Environment Histories for Legitimate Treatments", which will run from October 2020 to March 2023. The experimental results from the first project indicate that concrete carbonation, Ca leaching, and drying conditions affected the adsorption of Cs and Sr and their penetration depths. Additionally, the studies showed that 
-nuclides precipitated on the surface of the samples because of the high pH of concrete. A reaction transfer model was developed to further assess the adsorption characteristics of Cs and Sr in carbonated cement paste and concrete aggregates. The model used real concrete characteristics from the FDNPP materials and historical boundary conditions at the site, including radionuclide concentrations and penetration profiles within the turbine pit wall. The water suction by dried concrete was evaluated with the consideration of the structure change of cement hydrates by X-ray CR and 
H-NMR relaxometry. In the new project, the studies will also include concrete cracks for more realistic contamination estimations.
上田 良夫*; 大宅 薫*; 芦川 直子*; 伊藤 篤史*; 小野 忠良*; 加藤 太治*; 川島 寿人; 河村 学思*; 剣持 貴弘*; 斎藤 誠紀*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 88(9), p.484 - 502, 2012/09
特定領域科研費「核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開」のレビューのうち第3章4節を執筆した。JT-60Uの30秒Hモード放電では外側ダイバータ板からの炭化水素の発生量が多いときに容器内に残留する水素量が増加することを示した。さらに外側ダイバータ板から発生した炭化水素がプラズマ中でどのような経路を輸送されるのかを調べるため、人為的に外側ダイバータから
CH
を注入する実験を行い、実験後にダイバータ・タイルを取り出しタイル上の堆積物を同定した。その結果、注入口のほぼ正面の内側ダイバータ・タイル上にCが多量のHとともに検出された。この結果は、磁力線を横切った輸送が支配的であること、及びCとHが結合した形態で輸送された可能性が高いことを示しており、これらから中性の炭化水素、すなわちCH
, x=1
4の形態で外側ダイバータから内側ダイバータまで輸送されたと解釈される。
大宅 薫*; 井内 健介*; 清水 勝宏; 滝塚 知典; 川島 寿人; 星野 一生; 畑山 明聖*; 藤間 光徳*; 冨田 幸博*; 河村 学思*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 85(10), p.695 - 703, 2009/10
平成19年度より採択された文部科学省科学研究費特定領域「核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開」の中の6研究項目の一つである「核融合炉のトリチウム蓄積・排出評価のための理論及びシミュレーションコードの開発」に関して、研究目的,研究開発の現状及び今後の課題について述べる。特に、(1)炉内プラズマ中のトリチウム輸送と対向壁への蓄積と放出,(2)ダスト粒子の炉内プラズマ中の挙動とトリチウム蓄積,(3)プラズマ対向材料のトリチウム蓄積と放出にかかわるモデル構築,コード開発及びシミュレーションの現状を紹介する。
湊 和生; 沢 和弘; 高野 利夫; 冨田 健; 石川 明義; Baldwin, C. A.*; Gabbard, W. A.*; Malone, C. M.*
Nuclear Technology, 131(1), p.36 - 47, 2000/07
被引用回数：58 パーセンタイル：94.60(Nuclear Science & Technology)個々の被覆燃料粒子からの核分裂生成物の放出挙動を照射後加熱試験により調べた。1700
C,270時間及び1800C,222時間の加熱試験の前後に、個々の被覆燃料粒子の核分裂生成物のインベントリを
線計測により求め、加熱試験による核分裂生成物の放出率を被覆燃料粒子毎に算出した。
Ag,
Cs,
Cs及び
Euの放出が検出された。個々の被覆燃料粒子の核分裂生成物放出挙動は同一ではなく、粒子毎に大きく異なっていることを見いだした。加熱試験後のX線ラジオグラフ及び粒子断面積観察では、この原因を明らかにできなかったが、SiC被覆層の亀裂の有無だけでは説明できないことを明らかにした。
湊 和生; 小川 徹; 高野 利夫; 関野 甫; 冨田 健
Journal of Nuclear Materials, 279(2-3), p.181 - 188, 2000/06
被引用回数：35 パーセンタイル：87.91(Materials Science, Multidisciplinary)ZrC被覆燃料粒子は、高温ガス炉用SiC被覆燃料粒子の代わる候補のひとつである。ZrC被覆燃料粒子の優れたセシウムの保持特性の機構を明らかにするために、照射後加熱試験前後の個々のZrC被覆燃料粒子のセシウムのインベントリを線計測により求めるとともに、X線ラジオグラフにより個々の粒子を観察した。内側の高密度熱分解炭素層が破損し、ZrCと燃料核とが反応している粒子では、燃料核のセシウム保持能力が高く、逆に、内側の高密度熱分解炭素層が健全な粒子では、燃料核のセシウム保持能力が低いことを見いだした。
湊 和生; 小川 徹; 沢 和弘; 石川 明義; 冨田 健; 飯田 省三; 関野 甫
Nuclear Technology, 130(3), p.272 - 281, 2000/06
被引用回数：74 パーセンタイル：96.63(Nuclear Science & Technology)ZrC被覆燃料粒子は、高温ガス炉用SiC被覆燃料粒子に代わる候補の一つである。ZrC被覆燃料粒子とSiC被覆燃料粒子の高温における照射性能を比較するために、同一条件の下で、キャプセル照射試験を実施した。照射温度は1400-1650C、燃焼率は4.5%FIMAであった。照射後試験の粒子断面観察において、ZrC被覆層にはパラジウムによる腐食は観察されなかったが、SiC被覆層にはパラジウム腐食が認められた。被覆層の貫通破損率の検査では、ZrC被覆燃料粒子には有意な破損は認められなかったが、SiC被覆燃料粒子には照射による破損が認められた。ZrC被覆燃料粒子の高温における優れた照射性能が明らかになった。
湊 和生; 小川 徹; 沢 和弘; 関野 甫; 高野 利夫; 喜多川 勇; 石川 明義; 冨田 健; 大枝 悦郎
Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 8 Pages, 1999/00
ZrC被覆粒子燃料は、その優れた特性から、現行のSiC被覆粒子燃料に代わり得る候補であり、高温ガス炉の直接ヘリウムサイクルやプルトニウム燃焼に寄与できるのではないかと考えられている。ZrC被覆燃料粒子の高温での健全性及び核分裂生成物の保持特性について、照射後加熱試験により調べた。その結果、ZrC被覆粒子燃料の優れた高温特性を明らかにした。また、1400Cから1650Cにおいて照射試験を行った。ZrC被覆粒子燃料にはとくに異常は認められなかったが、SiC被覆粒子燃料には、核分裂生成物のパラジウムによる腐食が認められた。
山田 一夫*; 東條 安匡*; 富田 さゆり*; 粟飯原 はるか; 五十嵐 豪*; 丸山 一平*
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故後、廃炉の最終段階で大量のコンクリート廃棄物の発生が予想される。汚染水濃度を推定し、汚染履歴を考慮したコンクリートへのイオン浸透を検討した。Csは粗骨材粒子の一部に濃集したが、Srは多くの骨材には吸着せずセメントペースト部分に吸着した。単純溶液に比べ履歴を再現した条件では吸着量が減少した。
核種の浸透に関する検討粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 駒 義和; 富田 さゆり*; 山田 一夫*; 丸山 一平*
no journal, ,
福島第一原子力発電所では建屋内に汚染水が滞留しており、プルトニウム等核種が検出されている。汚染水の分析結果より、プルトニウム濃度は下流で低下していることから、原子炉建屋内に残留していることが懸念される。核種の挙動は内部被ばくや臨界管理上非常に重要となる。ここでは核種を含む模擬汚染水にセメント試験片を浸漬させ、表層から核種が浸透する深さを評価した。セメント種類や変質状態によらず、一か月程度の浸漬では浸透は01mmにとどまった。核種であるプルトニウムやアメリシウムはpHが上がることにより加水分解を起こし沈殿が生じるため、セメント内部水のpHが高いことから表層に析出したと考えられる。
西 剛史; 高野 公秀; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 湊 和生; 冨田 健; 沼田 正美
no journal, ,
FBR用のマイナーアクチノイド(MA)含有酸化物燃料の研究開発では、MA添加に伴う燃料の物性変化を評価することが極めて重要である。そこで、MA酸化物の一つであるNpO
の焼結体を調製し、レーザフラッシュ法により熱拡散率を測定し、熱伝導率を評価した。NpOの熱拡散率は1.7
10
7.310
m
/sの範囲内で温度とともに減少した。一方、山下らの比熱の文献値を用いて熱伝導率を算出し、Maxwell-Euckenの式を用いて理論密度におけるNpOの熱伝導率を求めた。NpOの熱伝導率は573Kから1423Kまでの温度領域において、5.23.1W/mKの範囲で温度とともに減少する傾向を示した。また、理論密度におけるUOとPuOの熱伝導率と比較して、750K以下ではUO, PuOの値よりも小さい値であるが、その温度以上ではPuOの値よりも大きい値であることがわかった。さらに、1200K以上ではUOの値とほぼ一致することも明らかになった。
大原 高志; 日下 勝弘*; 細谷 孝明*; 栗原 和男; 友寄 克亮*; 新村 信雄*; 田中 伊知朗*; 鈴木 次郎*; 中谷 健; 大友 季哉*; et al.
no journal, ,
単結晶回折計にとって、生データから各ブラッグ反射の強度情報を抽出し、HKLFリストを出力するためのデータ処理ソフトウェアは必要不可欠である。われわれは、J-PARCに建設中の生体分子用単結晶中性子回折計iBIXで用いるためのデータ処理ソフトウェアの開発を行った。このソフトウェアは生データ処理機能と生データ可視化機能から構成されており、単結晶回折データを処理するための基本機能に加えて格子定数の大きなタンパク質結晶試料を取り扱うための機能として「実空間インデックス機能」や「重なったブラッグピークの判別機能」等を備えている。
大原 高志; 日下 勝弘*; 細谷 孝明; 栗原 和男; 友寄 克亮*; 新村 信雄*; 田中 伊知朗*; 鈴木 次郎*; 中谷 健; 大友 季哉*; et al.
no journal, ,
単結晶回折計にとって、生データから各ブラッグ反射の強度情報を抽出し、HKLFリストを出力するためのデータ処理ソフトウェアは必要不可欠である。われわれは、J-PARCに建設中の生体分子用単結晶中性子回折計iBIXで用いるためのデータ処理ソフトウェアの開発を行っている。このソフトウェアは生データ処理機能と生データ可視化機能から構成されており、単結晶回折データを処理するための基本機能に加えて格子定数の大きなタンパク質結晶を取り扱うための機能として「実空間インデックス機能」や「重なったブラッグピークの判別機能」等を備えている。
山田 一夫*; 東條 安匡*; 富田 さゆり*; 粟飯原 はるか; 五十嵐 豪*; 細川 佳史*; 丸山 一平*
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故後、廃炉の最終段階で大量のコンクリート廃棄物の発生が予想される。汚染が表層に留まれば廃棄物量を大幅に減少できるため、汚染状況の推定は重要な研究課題である。これまで、Ca溶脱,中性化,乾燥,細骨材による吸着,イオン濃度など、種々の条件を考慮し、塩化物溶液からのCsとSrの浸透を、イメージングプレートを用いた定量マッピングにより評価してきた。しかし、タービンピット下部における現実の事故を考えると、放射性核種による汚染は単純塩化物溶液によるものではない。そこで、現実の汚染履歴を考慮したコンクリートへのイオン浸透を検討した。汚染履歴を再現し、モルタルへのCs-137とSr-90の浸透をイメージングプレートを用いて求めた。コンクリートへのCsとSrの浸透状況は、コンクリートの炭酸化、乾燥だけではなく、浸漬の履歴にも依存することが明らかとなった。
山田 一夫*; 檜森 恵大*; 東條 安匡*; 富田 さゆり*; 粟飯原 はるか; 五十嵐 豪*; 細川 佳史*; 丸山 一平*
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)事故後、廃炉の最終段階で大量のコンクリート廃棄物の発生が予想される。汚染が表層に留まれば廃棄物量を大幅に減少できるため、汚染状況の推定は重要な研究課題である。これまで、Ca溶脱,中性化,乾燥,細骨材による吸着,イオン濃度,汚染履歴など、種々の条件を考慮し、CsとSrのコンクリート(モルタル)への浸透について、イメージングプレートを用いた定量マッピングにより評価してきた。しかし、現実のコンクリートには少なからずひび割れが存在する。本稿では、実履歴再現した浸漬条件下で、乾燥したモルタルへのCsとSrの浸透にひび割れが与える影響を実験的に評価する。CsとSrのひび割れ部での浸透深さに大きな差はなく、表層部に比べ深部2mmでの濃度は1桁以上低下した。材齢の進行に伴い、CsとSr両方とも、ひび割れ部の浸透が進むわけではなく、ひび割れがない部分の浸透の方が顕著であった。
富田 さゆり*; 小林 佑太朗*; 芳賀 和子*; 細川 佳史*; 山田 一夫*; 粟飯原 はるか; 五十嵐 豪*; 丸山 一平*
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃炉時に発生する大量のコンクリート廃棄物の処分計画において、事故後から廃炉時までの放射性核種の移行予測は有用である。重要核種であるCsとSrは、骨材やセメント系材料中のC-S-Hに収着されるため、Cs, Srの移行予測には骨材およびC-S-HへのCs, Srの収着モデルを実装した相平衡モデルが必要である。本研究では、福島第一原子力発電所コンクリートで使用されたものと同じ産地の骨材に対してCsおよびSrの収着試験を実施し、イオン交換反応を用いた骨材とCs, Srの相互作用をモデル化した。この結果を既報のC-S-Hへの収着モデルとともに相平衡-物質移動連成モデルに実装し、高濃度の汚染水が長く滞留していた1号機タービン建屋地下コンクリートを想定したコンクリートへのCs, Srの浸透計算を行った。
丸山 一平*; 渋谷 和俊*; 富田 さゆり*; 五十嵐 豪*; 駒 義和; 山田 一夫*
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)の廃炉工程で実施される、作業環境改善を目的とした建屋コンクリートの除染、除染手法の検討、廃棄物量の推計等を行う際の基盤情報に資することを目的に、放射性物質によるコンクリート汚染の機構解明と将来の汚染分布の推定に関する基礎研究を水分移動や核種の挙動を含めて進めている。本報では、1F建屋のコンクリートを模擬して炭酸化または乾燥させた試料を用いてCs, Srの浸透試験を実施し、セメント種類、骨材中の粘土鉱物量や炭酸化、乾燥がCs, Srの浸透に及ぼす影響について、実験的に検証した結果を報告する。
