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岡本 芳浩; 小林 秀和; 塩飽 秀啓; 捧 賢一; 畠山 清司*; 永井 崇之
Journal of Non-Crystalline Solids, 551, p.120393_1 - 120393_8, 2021/01
模擬廃液を含有した鉄リン酸ガラス試料におけるルテニウムの化学状態を、X線吸収微細構造(XAFS)およびイメージングXAFSによって調べた。EXAFS分析の結果、30mol%Fe
O
-PO
ベースガラスに、廃棄物成分が10wt.%以下の場合では、ルテニウムがガラス相に含まれることを示唆された。他の試料では、ルテニウムは、主に結晶性RuOとして存在することが確認された。イメージングXAFS分析からは、RuOの析出が確認されたが、全ての試料において、大きさ50
m以下の小さいものであった。ホウケイ酸ガラス系で観察されるような、RuOの凝集体は、本研究における鉄リン酸ガラス試料では確認されなかった。
吉田 尚生; 大野 卓也; 吉田 涼一朗; 天野 祐希; 阿部 仁
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(11), p.1256 - 1264, 2020/11
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)再処理施設における高レベル濃縮廃液の蒸発乾固事故では、ルテニウム(Ru)の挙動が重要視されている。これはRuが四酸化ルテニウム(RuO
)等の揮発性化合物を生成し、硝酸(HNO),水(HO)等の共存ガスとともに環境中に放出される可能性があるためである。この事故事象の安全評価に資するため、気体状RuO(RuO(g))の分解・化学形変化挙動を、温度や共存ガスの組成をパラメータとした様々な条件下で実験的に評価した。結果として、RuO(g)は気相条件によって多様な挙動を示した。乾燥空気や水蒸気を用いた実験ではRuO(g)の分解が観察された。一方、HNOを含む混合ガスを用いた実験では、RuO(g)の分解はほとんど観測されず、化学形を保持した。
松田 洋樹; 明午 伸一郎; 岩元 洋介; 吉田 誠*; 長谷川 勝一; 前川 藤夫; 岩元 大樹; 中本 建志*; 石田 卓*; 牧村 俊助*
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(10), p.1141 - 1151, 2020/10
被引用回数：2 パーセンタイル：21.8(Nuclear Science & Technology)加速器駆動型核変換システム(ADS)等の陽子ビーム加速器施設におけるビーム窓などの構造材の損傷評価には、原子当たりの弾き出し数(dpa)が損傷指標として広く用いられる。dpaの評価は弾き出し断面積に基づいて行われるものの、20MeV以上のエネルギー領域の陽子に対する弾き出し断面積の実験データは乏しく、計算モデルの間でも約8倍の差が存在している。このため、弾き出し断面積を実験的に取得するのは計算に用いるモデルの評価のために重要となる。弾き出し断面積の取得のため、J-PARCの加速器施設において、0.4-3GeVにわたる陽子エネルギー領域における銅と鉄の断面積を測定した。弾き出し断面積は、損傷を保持するために極低温に冷却された試料における、陽子ビームに金する抵抗率変化により得ることができる。本測定で得られた実験結果を元に、計算モデルの比較検討を行った。広く用いられているNorgertt-Robinson-Torrens (NRT)モデルは、実験値を3.5倍過大評価することが判明した。一方、近年の分子動力学に基づく非熱的再結合補正(arc)モデルは実験値をよく再現したため、銅と鉄の損傷評価にはarcモデルを使うべきであると結論づけられた。
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.
Journal of Pressure Vessel Technology, 142(5), p.051501_1 - 051501_10, 2020/10
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)Structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) is essential for the safe operation of nuclear power plants. For RPVs in pressurized water reactors (PWRs), the assessment should be performed by considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. To assess the structural integrity of an RPV, a traditional method is usually employed by comparing fracture toughness of the RPV material with the stress intensity factor (
) of a crack postulated near the RPV inner surface. When an underclad crack (i.e., a crack beneath the cladding of an RPV) is postulated, of this crack can be increased owing to the plasticity effect of cladding. This is because the yield stress of cladding is lower than that of base metal and the cladding may yield earlier than base metal. In this paper, detailed three-dimensional (3D) finite element analyses (FEAs) were performed in consideration of the plasticity effect of cladding for underclad cracks postulated in Japanese RPVs. Based on the 3D FEA results, a plasticity correction method was proposed on calculations of underclad cracks. In addition, the effects of RPV geometries and loading conditions were investigated using the proposed plasticity correction method. Moreover, the applicability of the proposed method to the case which considers the hardening effect of materials after neutron irradiation was also investigated. All of these results indicate that the proposed plasticity correction method can be used for calculations of underclad cracks and is applicable to structural integrity assessment of Japanese RPVs containing underclad cracks.
Rizaal, M.; 中島 邦久; 斉藤 拓巳*; 逢坂 正彦; 岡本 孝司*
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(9), p.1062 - 1073, 2020/09
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所2号機においてペデスタル内よりもペデスタル外で線量が高くなっている現象が見つかっている。この線量の上昇については、原子炉格納容器内の配管に使用されている保温材(ケイ酸カルシウム)がガス状あるいは粒子状となって沈着したセシウム(Cs)と化学反応を起こして固着するとともに破損してペデスタル外に堆積することで線量が上昇した可能性があると考えている。そこで、本研究では、化学反応の有無を調べるため、反応温度等を調べることのできる熱重量示差熱分析装置(TG-DTA)を用いて、水素-水蒸気含有雰囲気下、最高1100
Cまで温度を上昇させて、主なセシウム化合物の一つである水酸化セシウムと保温材との混合物に対して分析を行った。その結果、575-730Cの範囲で反応が起こり、試験後試料のX線回折パターンや元素分析機能付き走査型電子顕微鏡(SEM/EDS)による試料表面の元素分布の結果から、保温材の構成物質であるケイ素(Si)に加え、不純物として含まれるアルミニウム(Al)と安定な化合物(CsAlSiO)を形成することが分かった。したがって、ペデスタル外で見つかった高線量の原因として、保温材が関係する可能性があることが分かった。
日下 良二; 渡邉 雅之
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(9), p.1046 - 1050, 2020/09
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)When water contacts with porous materials, water and chemical species dissolved in the water transfer into the inside of the porous materials. Here, to study the transfer of uranyl and europium ions on a dry silica gel plate, we dropped a small amount of aqueous solution (
0.5 L) dissolving the two ions on a dry silica gel plate, and the distributions of the two ions spread on the silica gel plate were observed by photoluminescence microspectroscopy. Photoluminescence images of uranyl and europium ions clearly show that when uranyl ion coexists in the solution, europium ion distributes in a larger area compared to uranyl ion. It can be interpreted that the larger-area distribution of europium ion is caused because uranyl ion is preferentially adsorbed to silica gel and the uranyl adsorption disturbs the adsorption of europium ion. The coexistence of uranyl ion may influence the mobility of other ion species.
Rodriguez, D.; 小泉 光生; Rossi, F.; 瀬谷 道夫; 高橋 時音; Bogucarska, T.*; Crochemore, J.-M.*; Pedersen, B.*; 高峰 潤
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.975 - 988, 2020/08
Present safeguards verification methods of high-radioactivity nuclear material use destructive analysis techniques since passive nondestructive techniques are incapable of determining the nuclear material content. To improve this verification process, the JAEA and EC-JRC Ispra, Italy have been collaborating to develop delayed gamma-ray spectroscopy for composition analysis of the fissile nuclides as an aspect of the MEXT subsidy for improving nuclear security and the like. Multiple experiments were performed over three years using PUNITA to interrogate U and Pu samples to determine the signature from the short-lived fission products. We observed many gamma rays useful to determine the composition of a mixed nuclear material sample. Presented here are the results of these measurements with correlations to the interrogation, mass, volume, and sample homogeneity.
山根 祐一
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.926 - 931, 2020/08
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)中性子計数率の複雑な履歴から適時に反応度を評価する手法の開発に資することを目的として、準定常状態における出力の方程式を一点炉動特性方程式に基づいて導出した。その方程式は出力
を新しい変数
(出力の時間微分の関数)に線形的に関係づけている。一点炉動特性コードAGNESを用いた計算により点(
)はこの新しい方程式により示される直線に完璧に乗っていることが示された。また、TRACYを用いた未臨界過渡実験のデータから計算した点()はこの方程式が示す傾きを持つ直線を形作ることを確認した。
岩元 大樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.932 - 938, 2020/08
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)本論文では、ガウス過程回帰を用いて実験データから核データを生成する新手法について紹介する。ここでは、例としてニッケル標的に対する陽子入射核種生成断面積に着目し、本回帰手法が断面積実験値に対して不確かさを含めて妥当な回帰曲線を与えることを示すとともに、核データを生成あるいは評価するうえで有効であることを示す。さらに、生成された核データの不確かさを低減する観点からも、本手法が実験計画で有用であることを示す。
町田 昌彦; 山田 進; 岩田 亜矢子; 乙坂 重嘉; 小林 卓也; 渡辺 将久; 船坂 英之; 森田 貴己*
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.939 - 950, 2020/08
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)2011年45月にかけて発生した東京電力ホールディングス・福島第一原子力発電所2号機及び3号機からの汚染水の海洋への直接流出以後、神田は相対的に小さいが連続的な放射性物質の流出が引き続き起こっていることを指摘している。しかし、その期間は2012年9月までであり、その後の流出量の推定についての報告はない。そこで、本論文では、その後を含めて2011年4月から2018年6月までの7年間に渡り
Csの流出量を推定した結果を報告する。報告のない時期、国・東京電力ホールディングスは、流出を抑制するための努力を続け、港湾内海水の放射性核種濃度は徐々に減少している。われわれは、一月単位でCsの流出量を二つの手法、一つは神田の提案した手法だがわれわれの改良を加えた手法とボロノイ分割によるインベントリー評価法を使い評価した。それらの結果から、前者の手法は常に後者の手法と比べて保守的だが、前者の後者に対する比は1桁の範囲内であることが分かった。また、それらの推定量から簡単に沿岸域に対するインパクトを評価し、特に魚食による内部被ばく量を推定したところ、福島第一原子力発電所(1F)の海洋流出量に基づく内部被ばく分は極めて小さいことが分かった。
Sun, Y.*; 阿部 雄太; 牟田 浩明*; 大石 佑治*
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.917 - 925, 2020/08
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)After the core meltdown in the Fukushima Daiichi (1F) nuclear power plant, various compounds in metal boride systems could potentially form as a result of the reactions between BC (control material) and Fe, Zr alloys (control-blade sheaths, zircaloy claddings, channel box, etc.). Some previous studies have focused on the properties of intermetallic compounds of the Zr-B and Fe-B systems, such as ZrB, FeB, and FeB. However, during the solidification of fuel debris, composites of these intermetallics rather than large chunks of single-phase intermetallics will form. This situation makes the understanding of the composition dependence of the mechanical and thermal properties of these metal borides a major task before debris retrieval takes place. In this study, we first investigated the temperature-dependent thermal conductivity of Fe-B and Zr-B eutectics from room temperature up to 900 C. We were then able to evaluate the composition-dependent indentation hardness of these metal borides at room temperature. Based on our experimental data, we concluded that the hardness and thermal conductivity of the Fe-B, Zr-B composites can be well estimated using the properties of the composites' corresponding components, with Rule of Mixtures and Effective Medium Theory (EMT) calculations, respectively.
山口 義仁; 長谷川 邦夫; Li, Y.
Journal of Pressure Vessel Technology, 142(4), p.041507_1 - 041507_6, 2020/08
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)疲労亀裂進展中における亀裂の開閉口は、亀裂進展速度の評価において重要な現象である。ASME Code Section XIのAppendix A-4300は、負の応力比におけるフェライト鋼の疲労亀裂進展速度を算出する式について、負荷の大きさに応じて二つ提示している。一つは、負荷が小さい場合に、亀裂の閉口を考慮する式である。もう一つは、負荷が大きい場合に、亀裂の閉口を考慮しない式である。本研究では、フェライト鋼に対して、負荷の大きさを徐々に変えながら疲労亀裂進展試験を実施し、負荷の大きさが亀裂閉口に及ぼす影響を調査した。その結果、Appendix A-4300における疲労亀裂進展速度算出式を切り替える負荷の大きさと比較して、より小さい負荷で亀裂が閉口することを明らかにした。
成川 隆文; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(7), p.782 - 791, 2020/07
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)To evaluate the fracture resistance of high-burnup advanced fuel cladding tubes during the long-term core cooling period following loss-of-coolant accidents (LOCAs), laboratory-scale four-point-bend tests were performed using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of 73 - 84 GWd/t: low-tin ZIRLO
, M5
, and Zircaloy-2 (LK3). Three four-point-bend tests were performed on the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens subjected to the integral thermal shock tests which simulated LOCA conditions (ballooning and rupture, oxidation in high-temperature steam, and quench). During the four-point-bend tests, all the specimens that were oxidized at 1474 K to 9.9% - 21.5% equivalent cladding reacted exhibited brittle fractures. The maximum bending moments were comparable to those of the conventional Zircaloy cladding tube specimens. Furthermore, the effects of oxidation and hydriding on the maximum bending moment were comparable between the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens and the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube specimens. Therefore, it can be concluded that the post-LOCA fracture resistance of fuel cladding tubes is not significantly reduced by extending the burnup to 84 GWd/t and using the advanced fuel cladding tubes, though it may slightly decrease with increasing initial hydrogen concentration in a relatively lower ECR range (
15%), as observed for the unirradiated Zircaloy-4 cladding tubes.
SiO
鈴木 恵理子; 中島 邦久; 逢坂 正彦; 大石 佑治*; 牟田 浩明*; 黒崎 健*
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(7), p.852 - 857, 2020/07
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)軽水炉シビアアクシデント時の原子炉構造材へのセシウム(Cs)化学吸着・再蒸発挙動評価に資する熱力学特性データを得るため、化学吸着生成物であるCsSiO単体を調製し、1.9-302Kにおける熱容量の測定を行うことで、初めての実測値を得た。また、これより、室温における熱容量
(298.15K)及び標準エントロピー
(298.15K)の実測値を取得し、それぞれ249.4 
1.1 J K
mol、322.1 1.3 J K molであった。さらに、本研究で得られた標準エントロピーと、既往研究で報告されている標準生成エンタルピー
(298.15K)及び高温でのエンタルピー増加(
)-(298.15K)を用い、CsSiOの高温での標準生成ギブスエネルギーを実測値に基づき再評価し、既往文献値の妥当性を確認した。
池内 宏知; 矢野 公彦; 鷲谷 忠博
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.704 - 718, 2020/06
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所から取り出された燃料デブリへの効果的な処置方策を提案する上では、燃料デブリ中でUがとりうる化学形についての詳細な調査が不可欠である。特に、アクセス性に乏しい圧力容器内に残留する燃料デブリに関する情報が重要である。本研究では、圧力容器内燃料デブリ中、特にマイナー相におけるUの化学形を評価することを目的とし、1F-2号機の事故進展での材料のリロケーション及び環境変化を考慮した熱力学計算を実施した。組成,温度,酸素量といった計算条件は、既存の事故進展解析の結果から設定した。計算の結果、Uの化学形はFeとOの量によって変化し、Feの少ない領域で
-(Zr,U)(O)、Feの多い領域でFe(Zr,U) (Laves相)の生成が顕著であった。還元性条件で生成するこれらの金属相中には数パーセントのUが移行しており、燃料デブリの処置において核物質の化学分離を考慮する場合はこれらの相の生成に留意すべきと考えられる。
佐藤 優樹; 小澤 慎吾*; 寺阪 祐太; 峯本 浩二郎*; 田村 智志*; 新宮 一駿*; 根本 誠*; 鳥居 建男
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.734 - 744, 2020/06
被引用回数：1 パーセンタイル：21.8(Nuclear Science & Technology)The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, operated by Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc., suffered a meltdown as a result of a large tsunami triggered by the Great East Japan Earthquake on March 11, 2011. To proceed with the environmental recovery by decontamination, drawing a radiation distribution map that can indicate the distribution of radioactive substances is extremely important to establish detailed decontamination plans. We developed a remote radiation imaging system consisting of a lightweight Compton camera and a multi-copter drone to remotely measure the distribution of the radioactive substances. This system can perform radiation imaging using a Compton camera while flying and moving. In addition, it is also possible to draw the distribution of radioactive substances three-dimensionally by projecting the radiation image measured with the Compton camera on a three-dimensional topography model separately acquired by a 3D-LiDAR. We conducted a survey of radioactive hotspots in difficult-to-return zone in the coastal area of Fukushima, Japan. The drone system succeeded in three-dimensional visualization of several hotspots deposited on the ground. Such remote technology would be useful not only for monitoring the difficult-to-return zone, but also for monitoring distribution of radioactive substances inside the site of the FDNPS where decommissioning work is ongoing.
寺田 宏明; 永井 晴康; 田中 孝典*; 都築 克紀; 門脇 正尚
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.745 - 754, 2020/06
被引用回数：2 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)世界版緊急時環境線量情報予測システムWSPEEDIを用いて福島第一原子力発電所事故時に放出された放射性物質の放出源情報と大気拡散過程の解析を実施してきた。この経験に基づき、原子力緊急時の様々なニーズに対応し緊急時対応計画に有用な情報を提供可能な大気拡散計算手法を開発した。この手法では、原子力施設のような放出地点が既知の場合、放出源情報を特定せず事前に作成しておいた拡散計算結果のデータベースに、提供された放出源情報を適用することで、即座に予測結果を取得することが可能である。この機能により、様々な放出源情報を適用した計算結果と測定データの容易な比較と最適な放出源情報の探索が可能である。この解析手法は、福島事故の放出源情報の推定に適用された。この計算を過去の気象解析データを用いて実施することで、様々な放出源情報と気象条件に対する拡散計算結果を即座に取得することが可能となる。このデータベースは、環境モニタリング計画の最適化や、緊急時対応計画において想定すべき事象の理解等の事前計画に活用可能である。
-ray detection to long-lived radioactive nuclide determination in environmental samples大島 真澄*; 後藤 淳*; 原賀 智子; 金 政浩*; 池部 友理恵*; 瀬戸 博文*; 伴場 滋*; 篠原 宏文*; 森本 隆夫*; 磯貝 啓介*
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.663 - 670, 2020/06
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)多重線検出法は、線スペクトロメトリーにおけるシグナルノイズ比の改善に有効な手法である。本研究では、福島第一原子力発電所から放出された放射性核種として、Csを含む試料を想定し、長半減期の線放出核種である
Co, 
Nb, 
Cs, 
Euおよび
Euの5核種を対象として、多重線検出法の適用性を検討した。その結果、通常の線スペクトロメトリーと比較して、シグナルノイズ比は9.8から283倍の改善効果が得られ、検出限界値は2.7から8.5倍の改善効果が得られた。本法の適用により、検出限界値を大幅に改善でき、放射性廃棄物の処分において重要となる長半減期の線放出核種に対する多重線検出法の適用性を確認できた。
Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.633 - 645, 2020/06
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)To better understand the failure limit of fuel cladding during the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) phase of a reactivity-initiated accident (RIA), pre-cracked and hydrided cladding samples with base metal final heat-treatment status of cold worked (CW) and recrystallized (RX) were tested under biaxial stress conditions (axial to hoop strain ratios of 0 and 0.5). Displacement-controlled biaxial-expansion-due-to-compression (biaxial-EDC) tests were performed to obtain the hoop strain at failure (failure strain) of the samples. The conversion of the failure strains to J-integral at failure by finite-element analysis involving data of stress-relieved (SR) cladding specimens from our previous study revealed that the failure limit in the dimension of J-integral at failure unifies the effects of pre-crack depth. About 30 to 50 percent reduction in the J-integral at failure was observed as the strain ratio increased from 0 to 0.5 irrespective of the annealing type, pre-crack depth, and hydrogen content. the rate of fractional decreases of J-integral at failure with increase of hydrogen content are in the order of CW
SRRX, which are essentially independent of strain ratio for the CW and SR samples. The results were incorporated into the failure prediction model of the JAEA's fuel performance code in the form of a correction factor that considers the biaxial loading effect.
長谷川 邦夫; Li, Y.; Lacroix, V.*; Mares, V.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 142(3), p.031506_1 - 031506_7, 2020/06
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)周方向に亀裂を有する管の曲げによる塑性崩壊応力はASME Section XI規格のAppendix Cで用意されている極限荷重評価法で推定される。この推定式は管の内外表面の亀裂に適用される。しかし、近年著者らが開発した精度の高い式によると、管の外表面にある亀裂の管は、塑性崩壊応力は小さく、Appendix Cの式を用いると非安全側になることを報告してきた。本報はこの精度の高い式を用いてAppendix Cの式の適用限界を明らかにした。
