東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2022年度

國分 祐司; 中田 陽; 瀬谷 夏美; 小池 優子; 根本 正史; 飛田 慶司; 山田 椋平*; 内山 怜; 山下 大智; 永井 信嗣; et al.

JAEA-Review 2023-046, 164 Pages, 2024/03

JAEA-Review-2023-046.pdf:4.2MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2022年4月から2023年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目で見られた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の範囲を外れた値の評価について付録として収録した。

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2021年度

中田 陽; 金井 克太; 瀬谷 夏美; 西村 周作; 二川 和郎; 根本 正史; 飛田 慶司; 山田 椋平*; 内山 怜; 山下 大智; et al.

JAEA-Review 2022-078, 164 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-078.pdf:2.64MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2021年4月から2022年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目でみられた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の上限値を超過した値の評価について付録として収録した。

Internal strain distribution of laser lap joints in steel under loading studied by high-energy synchrotron radiation X-rays

菖蒲 敬久; 城 鮎美*; 河野 史明*; 村松 壽晴; 山田 知典; 永沼 正行; 小澤 隆之

Quantum Beam Science (Internet), 5(2), p.17_1 - 17_9, 2021/06

https://doi.org/10.3390/qubs5020017

自動車産業は、照射面の反対側に照射痕を発生させることなく高エネルギー密度を実現するため、レーザービーム溶接を採用している。ひずみゲージや管球X線などの一般的な測定手法では、接合部の溶接部での局所的なひずみを評価できない。本研究では、高エネルギー放射光X線回折を使用して、高温かつ荷重下でのレーザー重ね継手PNC-FMS鋼(厚さ2および5mm)の内部ひずみ分布を計測した。その結果、引張荷重が増加すると、局所的な引張ひずみと圧縮ひずみが界面近くで増加した。これらの分布は、有限要素解析の結果とよく一致した。ただし、当該分布はレーザー加工によって発生する欠陥に依存するため、X線透過イメージングによる内部欠陥観察を補完的に利用することが不可欠であることもわかった。

EBSD解析によるステンレス鋼の疲労損傷検出; EBSDパターンクオリティの適用性

黒田 雅利*; 釜谷 昌幸*; 山田 輝明*; 秋田 貢一

日本機械学会論文集(インターネット), 83(852), p.17-00072_1 - 17-00072_7, 2017/07

https://doi.org/10.1299/transjsme.17-00072

これまでに、電子後方散乱回折(EBSD)測定により得られる結晶方位データを解析することで得られる平均局所方位差(Averaged Local Misorientation, Mave)(Kamaya, 2009)とオーステナイト系ステンレス鋼の低サイクル疲労の損傷量との間に相関があることを報告している。ここでは、実用上の観点から、Maveと、市販ソフトウエアで得られるイメージクオリティ(Image Quality: IQ)とを比較することで、IQの疲労損傷評価に対する適用性について検討し、各パラメータの有用性と特徴を明らかにした。また、X線回折(X-Ray Diffraction: XRD)測定も実施し、得られたXRDデータとIQ値分布とを比較することで、疲労損傷の蓄積に伴うIQ値分布の変化はすべり変形によりもたらされたことを示した。

平成27年度原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

眞田 幸尚; 宗像 雅広; 森 愛理; 石崎 梓; 嶋田 和真; 廣内 淳; 西澤 幸康; 卜部 嘉; 中西 千佳*; 山田 勉*; et al.

JAEA-Research 2016-016, 131 Pages, 2016/10

JAEA-Research-2016-016.pdf:20.59MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。ここでは、平成27年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果と川内原子力発電所周辺で行ったバックグラウンド線量率のモニタリング結果についてまとめた。

R&D activities of tritium technologies on Broader Approach in Phase 2-2

磯部 兼嗣; 河村 繕範; 岩井 保則; 小柳津 誠; 中村 博文; 鈴木 卓美; 山田 正行; 枝尾 祐希; 倉田 理江; 林 巧; et al.

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1792 - 1795, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.06.075

幅広いアプローチ活動は、2007年の日本と欧州との合意により開始され、第1期と第2-1期(2010-2011)、第2-2期(2012-2013)、第2-3期(2014-2016)に分けることのできる第2期からなる。トリチウム技術の研究開発は、原型炉に向けた重要な課題の1つであり、タスク1の施設の準備、タスク2の計量管理技術、タスク3のトリチウム安全基礎研究、タスク4のトリチウム耐久性試験の4つのタスクからなる。第1期から原子力機構と大学との共同研究が開始され、これまでに多くの成果をあげてきた。トリチウム技術研究開発の第2-2期も成功裏に進捗して終了した。

Recent progress on tritium technology research and development for a fusion reactor in Japan Atomic Energy Agency

林 巧; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 山田 正行; 鈴木 卓美; 倉田 理江; 小柳津 誠; 枝尾 祐希; et al.

Fusion Science and Technology, 67(2), p.365 - 370, 2015/03

https://doi.org/10.13182/FST14-T31

Tritium Process Laboratory (TPL) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) was constructed in1985, and started in 1988, in order to develop key technologies for fusion fuel cycle, and also to demonstrate safety handling technologies. TPL has a license, which can handle 9.25 PBq of tritium per day and store 22.2 PBq of total tritium. DEMO Design and R&D building was also newly constructed at Rokkasho-Aomori establishment of JAEA in 2011. This R&D building has a license, which can handle 3.7 TBq of tritium per day and store 7.4 TBq of total tritium, and also can handle other major neutron induced radioactive isotopes. Recently, our activities have been focused as follows; (1) Detritiation system R&D as an ITER task, specially for wet scrubber column development as a pilot scale; (2) Tritium tasks of DEMO R&D in the IFERC project of BA activities, such as (a) tritium accountancy, (b) tritium interactions with various materials, which will be used for DEMO, and (c) tritium durability; (3) Recovery works from the 2011 earthquake and tsunami in Tohoku Japan: This paper summarizes the above recent progress of tritium technology R&D for fusion reactor in JAEA and summarized also the lessons of learned through the recovery & maintenance work after the earthquake.

Elucidations of the catalytic cycle of NADH-cytochrome reductase by X-ray crystallography; New insights into regulation of efficient electron transfer

山田 貢*; 玉田 太郎; 竹田 一旗*; 松本 富美子*; 大野 拓*; 小杉 正幸*; 高場 圭章*; 正山 祥生*; 木村 成伸*; 黒木 良太; et al.

Journal of Molecular Biology, 425(22), p.4295 - 4306, 2013/11

https://doi.org/10.1016/j.jmb.2013.06.010

NADHシトクロム還元酵素(b5R)はNADHドメインとFADドメインの2つのドメインからなるフラボタンパク質で、NADHから二個の電子を受け取り、二分子のシトクロム(Cb5)に一電子ずつ伝達する反応を触媒する。今回、ブタ肝臓由来b5Rの還元型および酸化型の両状態における結晶構造解析に成功した。嫌気環境下で作製した結晶を用いて1.68分解能で解析した二電子還元型b5Rの構造は、酸化型と比較して2つのドメインの相対配置がわずかに変化しており、その結果、FADの溶媒露出面積が増大し、FADのイソアロキサジン環のN5原子と、FADからのプロトン放出に関わっていると考えられているThr66の側鎖の水酸基間に水素結合が形成していた。一方、イソアロキサジン環の平面性は、還元型においても酸化型と変わらず保持されており、NADのニコチンアミド環とスタッキングしていた。また、0.78分解能で解析した酸化型b5Rの構造から、Thr66を介したFADとHis49間の水素結合ネットワークが水素原子の位置情報と共に明らかになった。これらの構造的特徴は、b5Rの触媒サイクルにおいて、電子の逆流を防ぎ、Cb5のような電子受容体への電子移動を促進するものであった。さらに、クライオトラップ法により還元型結晶の大気暴露時間を制御し作製した結晶を用いた解析により、還元型から酸化型への再酸化反応は二段階を経ることが示唆された。

Overview of R&D activities on tritium processing and handling technology in JAEA

山西 敏彦; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 小柳津 誠; 山田 正行; 鈴木 卓美; 林 巧

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.890 - 895, 2012/08

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2012.02.043

原子力機構では、トリチウムプロセス研究棟(TPL)において、トリチウム処理及び取り扱い技術の研究開発を行っている。主たる研究課題は、ブランケットシステムにおける増殖トリチウム処理技術開発,トリチウム格納系における挙動,トリチウム除去・除染である。核融合原型炉を目指したトリチウム処理及び取り扱い技術についても、BAプログラムの下、原子力機構と日本の大学で共同で、研究開発を行っている。具体的には、トリチウム分析技術,トリチウム安全にかかわる基礎研究,材料のトリチウム耐久性である。固体電解セルに関して、ブランケットシステムのトリチウム処理方法として開発を行った。トリチウムの純鉄を介した水への透過挙動を研究した。高濃度トリチウム水の挙動については、腐食に安定な酸化膜の形成が、トリチウム水の存在で阻害されることが認められた。トリチウム水処理に用いられる化学交換塔の電解セルについて、トリチウム耐久性試験を行った。

Improvement of ultimate pressure of oil-free reciprocating pump for tritium service

林 巧; 山田 正行; 鈴木 卓美; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 60(3), p.1101 - 1104, 2011/10

https://doi.org/10.13182/FST11-A12607

Oil-free reciprocating pump has been developed for tritium services at Tritium Process Laboratory in Japan Atomic Energy Agency. A large pump, which the pumping capacity was 54 m/h of H at 5 Torr suction and 875 Torr discharge pressures, had been demonstrated with tritium gas and used for a part of ITER roughing pump system design. Smaller pump, which is 10 m/h at the same pressure conditions, has been used as a house vacuum pump at TPL for almost 20 years without any big trouble. One disadvantage of the above type of reciprocating pump is rather high ultimate pressure about 1 Torr with drastically decreasing of the pumping performance. The main reason why is the lack of opening of check valves at lower suction pressure, which are installed in the piston of the pump. In order to improve this disadvantage, solenoid valves option was tested instead of the check valves. Intentional opening and closing of the solenoid valves, linked with reciprocating motion cycle of the pump, improved more than one order of the ultimate pressure drastically.