Redox control in arsenic accumulation with organic matter derived from a varved lacustrine deposit in the Jurassic accretionary complexes

益木 悠馬*; 勝田 長貴*; 内藤 さゆり*; 村上 拓馬*; 梅村 綾子*; 藤田 奈津子; 松原 章浩*; 南 雅代*; 丹羽 正和; 吉田 英一*; et al.

Journal of Hazardous Materials, 485, p.136843_1 - 136843_10, 2025/03

https://doi.org/10.1016/j.jhazmat.2024.136843

滋賀県東部の姉川上流域には、伊吹山の斜面崩壊でせき止められて生じた2つの湖成層の河岸段丘が分布する。このうち、下位の湖成層は、植物遺体のC-14年代測定から完新世中期に形成されたことが明らかとなった。また、湖成層の岩相は、mmスケールの縞状構造に富む層が10cmオーダーでシルト質粘土層と互層し、化学分析からヒ素が大陸地殻の約30倍の濃度(77g/g)で濃集する。さらに、蛍光X線やX線吸収分光などを用いた微小領域測定から、縞状構造は1年に1枚の縞を刻む年層であること、ヒ素は春季と秋季の循環期に堆積したこと、ヒ素は硫化物として存在し非晶質有機物と共存することなどが示された。これらの結果から、年縞のヒ素濃集は、季節変動に伴う有機物の供給と、続成過程における有機物分解によるレドックス変動によって生じたことが明らかとなった。

1F廃炉に向けた放射線源逆推定及び線源対策に係るデジタル技術の研究開発; 3D-ADRES-Indoor FrontEnd: 廃炉現場で用いるファストデジタルツイン技術

町田 昌彦; 山田 進; Kim, M.; 田中 伶詞*; 飛田 康弘*; 岩田 亜矢子*; 青木 勇斗; 青木 和久; 柳澤 憲一*; 山口 隆司; et al.

RIST News, (70), p.3 - 22, 2024/09

福島第一原子力発電所(1F)建屋内には、原子炉内から漏洩した放射性物質の汚染により高い放射線量を示す地点が多数存在し、廃炉作業を円滑に進める上での大きな障害となっている。日本原子力研究開発機構(JAEA)は、この課題解決に貢献するため、経済産業省の廃炉・汚染水対策事業費補助金「原子炉建屋内の環境改善のための技術開発(被ばく低減のための環境・線源分布のデジタル化技術の高機能化開発)」を受託し、令和(R)5年度4月より、廃炉屋内の放射線環境改善に係るデジタル技術の研究開発事業を進めている。本事業では、前期事業(R34年度実施)にて開発した3 D-ADRES-Indoor(プロトタイプ)を発展させ、現場で活用可能な高速デジタルツイン技術より成るFrontEnd、1F新事務本館等の居室で詳細解析を行うPro、そして、収集したデータ及び解析したデータを集中管理するデータベースの役割を果たすBackEndの3つの連携システムの開発を目標としている。本報告では、この3つの連携システムの中でも現場で活用するシステムとして、点群測定後、迅速に3Dメッシュモデルを作成し、線量率の計測結果から線源を逆推定し、その推定線源の位置や強度を更に高精度化する計算技術(再観測指示と再逆推定)を有するFrontEndを中心に、その開発状況について報告し、その検証結果として5号機での試験結果を示す。また、簡単に当該事業の今後の研究開発の計画も報告する。

廃棄物安全試験施設(WASTEF)におけるガンマ線照射利用

佐野 成人; 山下 直輝; 渡邊 勝哉; 塚田 学*; 星野 一豊*; 平井 功希; 池上 雄太*; 田代 信介; 吉田 涼一朗; 畠山 祐一; et al.

JAEA-Technology 2023-029, 36 Pages, 2024/03

JAEA-Technology-2023-029.pdf:2.47MB

廃棄物安全試験施設(WASTEF)においては、令和元年度に原子力科学研究所内の第4研究棟よりガンマ線照射装置「ガンマセル220」を移設し、ガンマ線照射利用が開始された。当初は本装置の所有者である安全研究センター燃料サイクル安全研究ディビジョン サイクル安全研究グループがメインユーザーとして試験を実施していたが、令和4年度以降、日本原子力研究開発機構外部も含む他のユーザーの利用も開始された。ガンマ線照射装置「ガンマセル220」は、カナダNordion International Inc.製であり、平成元年度に購入してから、内蔵されるCo線源の線源更新を1回実施し、核燃料サイクル等に係る安全研究の目的で、今日まで利用されている。本報告書は、ガンマ線照射装置「ガンマセル220」設備概要、WASTEFにおける許認可、利用状況、保守点検及び今後の展望についてまとめたものである。

An X-ray and neutron scattering study of aqueous MgCl solution in the gigapascal pressure range

山口 敏男*; 福山 菜美*; 吉田 亨次*; 片山 芳則*; 町田 真一*; 服部 高典

Liquids (Internet), 3(3), p.288 - 302, 2023/09

https://doi.org/10.3390/liquids3030019

圧力0.1MPaから4GPa、温度300Kから500Kにおける2mol/kg MgCl水溶液の構造をX線と中性子散乱測定によって明らかにした。この散乱データを経験的ポテンシャル構造精密化(EPSR)モデリングにより解析し、圧力と温度の関数としてペア分布関数、配位数分布、角度分布、空間密度関数を導出した。Mgは第3殻まで広がったリジッドな溶媒和殻を形成している。つまり、0GPaで約6個の水分子を含む6配位八面体の第1溶媒和殻は、ギガパスカルの圧力領域では、近接イオン対を形成し、約5個の水分子と1個のClとなる。また、Clの溶媒和も、圧力によって大きく変わる。つまり、Clイオンまわりの水分子の配位数は、0.1MPa/300Kでの8から、4GPa/500Kでの10に増加する。また溶媒(水)も、0.1MPa/300Kでの四面体ネットワーク構造から、ギガパスカルの圧力領域では、密に詰まった構造へと変化する。このとき、中心水分子1個まわりの隣接酸素原子数は、0.1MPa/298Kでの4.6個から4GPa/500Kでの8.4個へと徐々に増加する。

Inverse estimation scheme of radioactive source distributions inside building rooms based on monitoring air dose rates using LASSO; Theory and demonstration

Shi, W.*; 町田 昌彦; 山田 進; 吉田 亨*; 長谷川 幸弘*; 岡本 孝司*

Progress in Nuclear Energy, 162, p.104792_1 - 104792_19, 2023/08

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2023.104792

空間線量率のモニタリングに基づいて原子炉建屋内の放射源分布を予測することは、原子力発電所の廃止措置に向けた最も重要なステップの一つである。しかし、この問題は、一般には数学的には計算を行うには条件が足りない不良設定問題になり、解くことが困難である。そこで、このような不良設定問題でも線源分布の逆推定を成功させるために、損失関数を最小化する機械学習手法であるLASSOの有効性を調査する。ここで、およびはそれぞれ建屋の表面メッシュ上で定義された放射線源により構成されたベクトルおよび室内で観測された空間線量で構成されたベクトルである。また、はPHITSを用いて計算された建屋の表面メッシュと観測点の寄与率で構成される行列である。CandesとTaoの理論に基づき、線源分布を正しく予測するための観測点の個数に関する条件を数学的に見出し、実際に、LASSOでは、観測点数がこの条件を満たす限り、実際に高い可能性で線源の分布を示すことができることを確認した。さらに、検出点数が基準値より少ない場合でも、線源分布の一部が示されることを見出した。さらに、現実的な実験モデルにおいても、放射線源が逆推定できることを確認する。最後に、逆推定における予測可能性を高めるために、観測点と線源間の距離のような影響因子を調査する。以上の実証結果から、LASSOスキームは福島第一原子力発電所のような損傷した原子力発電所で見られるホットスポットを探索するのに非常に有用な方法であることを示す。

Research on improvement of HTGR core power-density, 4; Feasibility study for a reactor core

沖田 将一朗; 水田 直紀; 高松 邦吉; 後藤 実; 吉田 克己*; 西村 洋亮*; 岡本 孝司*

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05

Adoption of SiC-matrix fuel elements in future pin-in-block type HTGR designs will enhance oxidation resistance of the fuel element in the event of the air ingress accident, one of the most worrisome accidents in HTGRs. This would eliminate the need for the graphite sleeves used in the current pin-in-block type HTGR designs and enable high power density core designs with sleeveless and direct coolable fuel structure. Such a concept itself has been suggested by Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in the past. However, JAEA has not yet demonstrated the feasibility for a core design with the SiC-matrix fuel elements. The present work is intended to demonstrate the feasibility for a new core design upgraded from an existing conceptual core design, called HTR50S, with 50 MW thermal power and reactor outlet temperature of 750C. The new core design uses SiC-matrix fuel elements and increases the reactor power density to 1.2 times higher than the original HTR50S design. The feasibility is determined by whether the core satisfies the target values in nuclear and thermal-hydraulic designs by performing burn-up calculation with the whole core model and fuel temperature calculations. The calculation results showed that the new core design satisfied these target values on the reactor shutdown margin, the temperature coefficient of reactivity, and the maximum fuel temperature during normal operation.

LASSO reconstruction scheme to predict radioactive source distributions inside reactor building rooms; Theory & demonstration

Shi, W.*; 町田 昌彦; 山田 進; 吉田 亨*; 長谷川 幸弘*; 岡本 孝司*

Proceedings of Waste Management Symposia 2023 (WM2023) (Internet), 8 Pages, 2023/02

Clarifying hot spots of radioactive sources inside reactor building rooms based on monitoring air dose rates is one of the most essential steps in decommissioning of nuclear power plants. However, the attempt is regarded as a rather difficult task, because information obtained by air dose rate measurements is generally not enough to inversely estimate contaminated distribution among a tremendous number of potential distributions inside complex reactor building rooms as far as one uses the conventional ways. Then, in order to successfully perform the inverse estimations on source distributions even in such ill-posed circumstances, we suggest that a machine learning method, least absolute shrinkage and selection operator (LASSO) is a promising scheme. Subsequently, we construct a simple room model and employ Monte Carlo simulation code, Particle and Heavy Ion Transport Systems (PHITS) to numerically test feasibility of LASSO inverse estimation scheme. Consequently, we confirm high reconstruction performance of the LASSO scheme in successfully predicting radioactive source distributions. In addition, we carry out uncertainty analysis for the inverse estimation and derive an error function describing uncertainty of the inverse estimation as a useful error estimator. Finally, we find that additional use of spectral information in the measurements can significantly decrease the number of measurement points for the present inverse estimation. In conclusion, LASSO scheme is a quite useful way to explore radioactive hot spots toward the future decommissioning of nuclear power plants.

The Translational, rotational, and phonon dynamics of water in ZrO/water nanofluid

吉田 亨次*; 真田 雄介*; 山口 敏男*; 松浦 直人*; 玉造 博夢; 内山 裕士*

Journal of Molecular Liquids, 366, p.120218_1 - 120218_9, 2022/11

https://doi.org/10.1016/j.molliq.2022.120218

The translational, rotational, and phonon dynamics of water in zirconium oxide (ZrO) nanofluid were investigated by quasi-elastic neutron scattering, O NMR relaxation, and inelastic X-ray scattering, respectively. The particle size of ZrO is 3 100 nm, and the concentration of ZrO nanoparticles is 5, 10, 20, and 30 wt%. The translational and rotational motions of water molecules become retarded with increasing the concentration of ZrO. This indicates that there is an attractive interaction between water molecules and the surface of the nanoparticles. The high-frequency sound velocity of the nanofluid obtained from phonon dynamics measurements is slightly larger than that of pure water although it is not much difference compared to the case of the translation and rotation. These findings indicate that water dynamics in the nanofluid is different from that of the bulk. It might be reasons for the enhancement of the thermal conductivity of the nanofluid.

Clogging properties of HEPA filter induced by loading of soot from burned glove-box panel materials

田代 信介; 大野 卓也; 天野 祐希; 吉田 涼一朗; 渡邉 浩二*; 阿部 仁

Nuclear Technology, 208(10), p.1553 - 1561, 2022/10

https://doi.org/10.1080/00295450.2022.2045179

グローブボックス(GB)火災における放射性物質の閉じ込め安全性の評価に寄与するために、代表的なGBパネル材料であるポリメチルメタクリエート(PMMA)およびポリカーボネート(PC)の燃焼試験を比較的大型の試験装置を用いて行った。閉じ込め安全性を評価するための重要なデータとして、燃焼物質から発生した煤煙の放出割合と粒径分布を得た。さらに、煤煙負荷による高性能エア(HEPA)フィルタの差圧(P)の上昇も検討した。その結果、PCからの煤煙の放出割合はPMMAの場合よりも約7倍大きかった。さらに煤煙粒子の体積負荷の効果を考慮することにより、煤煙負荷体積量が低い領域における差圧の上昇挙動は、燃焼物質の種類によらず統一的に表現できる可能性を見出した。

TEM observation and MD simulation of frank partial dislocation climbing in Al-Cu alloy

Chen, J.*; 吉田 健太*; 鈴土 知明; 嶋田 雄介*; 井上 耕治*; 今野 豊彦*; 永井 康介*

Materials Transactions, 63(4), p.468 - 474, 2022/04

https://doi.org/10.2320/matertrans.MT-M2021233

高分解能透過型電子顕微鏡(HRTEM)を用いてその場電子照射により、アルミニウム-銅(Al-Cu)合金のフランクループの発達を0.12nmの原子スケールの空間分解能で視覚化した。FCC-Al格子の[110]方向に沿ったその場HRTEM観察では、固有の積層欠陥の境界となるフランク部分転位は、純Al参照サンプルの場合とは異なり、112方向に沿って非対称の上昇を示した。この時の弾き出し損傷率は0.055-0.120dpa/sであった。分子動力学シミュレーションによって、この部分転位の非対称上昇はギニア-プレストンゾーン(GPゾーン)でのCu-Cu結合によるピン止め効果として説明された。