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廃炉環境国際共同研究センター; 大阪大学*
JAEA-Review 2021-046, 77 Pages, 2022/01
JAEA-Review-2021-046.pdf:2.92MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「炉心溶融物の粘性及び表面張力同時測定技術の開発」の平成30年度から令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和2年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。炉心溶融物である(U,Zr)O
やボライドは非常に高温であるために、通常の測定方法では容器との反応が避けられず、熱物性の測定は困難である。本研究では、ガス浮遊法を用いて浮遊させた試料を加熱溶融させることで液滴とし、その液滴を基板に衝突させる。その衝突の一瞬の挙動から、粘性と表面張力を同時に導出する新しい技術を開発する。
Myagmarjav, O.; 柴田 愛*; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 久保 真治; 野村 幹弘*; 竹上 弘彰
International Journal of Hydrogen Energy, 46(56), p.28435 - 28449, 2021/08
被引用回数：2 パーセンタイル：9.63(Chemistry, Physical)In this study, a corrosion-stable silica ceramic membrane was developed to be used in H purification during the hydrogen iodide decomposition (2HI 
H + I), which is a new application of the silica membranes. From a practical perspective, the membrane separation length was enlarged up to 400 mm and one end of the membrane tubes was closed to avoid any thermal variation along the membrane length and sealing issues. The silica membranes consisted of a three-layer structure comprising a porous 
-AlO
ceramic support, an intermediate layer, and a top silica layer. The intermediate layer was composed of 
-AlO or silica, and the top silica layer that is H selective was prepared via counter-diffusion chemical vapor deposition of a hexyltrimethoxysilane. A membrane using a silica intermediate layer exhibited a higher H/SF
selectivity but lower H permeance with compared with the membrane using a -AlO intermediate layer. The membrane using the silica intermediate layer was more stable in corrosive HI gas than a membrane with a -AlO intermediate layer after 300 h of stability tests. To the best of our knowledge, this is the first report of 400-mm-long closed-end silica membranes supported on Si-formed -AlO tubes produced via chemical vapor deposition method. In conclusion, the developed silica membranes seem suitable for membrane reactors that produce H on large scale using HI decomposition in the thermochemical iodine-sulfur process.
瀬川 智臣; 川口 浩一; 石井 克典; 鈴木 政浩; 立原 丈二; 高藤 清人; 沖田 高敏; 佐藤根 大士*; 鈴木 道隆*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(3), p.21-00022_1 - 21-00022_9, 2021/06
MOX燃料製造工程におけるグローブボックス内の核燃料物質の滞留並びに外部被ばく線量の低減を目的として、グローブボックス構成材のアクリルへのナノ粒子コーティングによる粉末付着防止に係る技術開発を進めている。AFM測定により、ナノ粒子コーティングを施したアクリル試験片表面の二乗平均平方根粗さは、非コーティング面に比べて高い値を有することを確認した。ナノ粒子コーティングにより、表面にナノオーダーの微細な凹凸が形成され、アクリル試験片と観察された最小粒子径約5
mのUO粒子との間に働く付着力が約10分の1に低下し、さらにMOX粉末の付着量が約10分の1に低減することが明らかになった。本研究によりグローブボックス構成材に対し、ナノ粒子コーティングを施すことにより、核燃料物質の付着防止効果が得られることがわかった。本手法は、グローブボックスにおける核燃料物質の滞留並びに外部被ばく線量の低減、アクリルパネルの視認性の改善に有効である。
廃炉環境国際共同研究センター; 大阪大学*
JAEA-Review 2020-038, 41 Pages, 2020/12
JAEA-Review-2020-038.pdf:3.28MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「炉心溶融物の粘性及び表面張力同時測定技術の開発」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。炉心溶融物である(U,Zr)Oやボライドは非常に高温であるために、通常の測定方法では容器との反応が避けられず、熱物性の測定は困難である。本研究では、ガス浮遊法を用いて浮遊させた試料を加熱溶融させることで液滴とし、その液滴を基板に衝突させる。その衝突の一瞬の挙動から、粘性と表面張力を同時に導出する新しい技術を開発する。
古谷 美紗; 米谷 達成; 中川 雅博; 上野 有美; 佐藤 淳也; 岩井 保則*
保健物理(インターネット), 55(2), p.97 - 101, 2020/06
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所では、放射性気体廃棄物中に存在するトリチウムガス(HT)をトリチウム水蒸気(HTO)に酸化するため、酸化触媒を600
Cに加熱して使用している。本研究では、酸化触媒の加熱温度を低下させ、より安全な
Hモニタリング手法を確立することを目的として、疎水性Pd/SiO触媒, CuO触媒、及びPt/AlO触媒の異なる温度条件下における水素ガスに対する酸化効率を検証した。その結果、疎水性Pd/SiO触媒及びPt/AlO触媒の水素に対する酸化性能はCuO触媒と比較して優れており、25Cの室内温度条件下においても水素を十分に酸化する能力があることが明らかとなり、Hモニタリングにおける安全性の向上が期待できる。
廃炉国際共同研究センター; 大阪大学*
JAEA-Review 2019-025, 36 Pages, 2020/01
JAEA-Review-2019-025.pdf:2.57MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「炉心溶融物の粘性及び表面張力同時測定技術の開発」について取りまとめたものである。炉心溶融物である(U,Zr)Oやボライドは非常に高温であるために、通常の測定方法では容器との反応が避けられず、熱物性の測定は困難なため、本研究は、ガス浮遊法を用いて浮遊させた試料を加熱溶融させることで液滴とし、その液滴を基板に衝突させる。その衝突の一瞬の挙動から、粘性と表面張力を同時に導出する新しい技術を開発する。
C捕集に用いる疎水性パラジウム触媒の酸化性能評価上野 有美; 中川 雅博; 佐藤 淳也; 岩井 保則
保健物理, 51(1), p.7 - 11, 2016/03
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所では、放射性気体廃棄物中の炭素14(C)をCOへ酸化し捕集するため、酸化銅(CuO)触媒を600Cに加熱して使用している。我々は、酸化触媒の加熱温度を低下させ、より安全なCモニタリング手法を確立することを目的として、二酸化ケイ素(SiO)の表面に疎水化処理を施した疎水性パラジウム二酸化ケイ素(Pd/SiO)触媒を新たに開発した。その酸化性能についてCuO触媒,白金アルミナ(Pt/AlO)触媒,パラジウム二酸化ジルコニウム(Pd/ZrO)触媒および親水性Pd/SiO触媒と比較を行った。その結果、疎水性Pd/SiO触媒の酸化性能が最も優れていることが確認できた。現在使用しているCuO触媒を疎水性Pd/SiO触媒に変更することで、管理区域内で使用する加熱炉の温度を600Cから300Cへ低下させることができ、モニタリングの安全性を向上させることが可能となる。
石山 新太郎
日本金属学会誌, 68(6), p.353 - 361, 2004/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Metallurgy & Metallurgical Engineering)ガスタービン翼高強度Ni基超合金表面に対してイオンプレーティング法によりアルミナ及びジルコニアの薄膜コートを行った。その結果、膜厚4mの緻密均質な薄膜を生成することができた。さらにこのコーティング材の1173K-室温の熱衝撃試験を行った結果、100サイクルまで損傷しないことがわかった。また、FP模擬試験を実施した結果、健全な被覆試験片においてプレートアウトを生じないことがわかった。
O coating as electrical insulator中道 勝; 河村 弘
Fusion Engineering and Design, 58-59, p.719 - 723, 2001/11
被引用回数：11 パーセンタイル：61.99(Nuclear Science & Technology)核融合炉においては、ブランケット部と支持構造部間を電気的に絶縁する必要がある。そのために、構造材であるステンレス鋼上に電気絶縁材としてのセラミックコーティング被膜を施工することが考えられており、電気絶縁性等の観点からセラミックコーティング被膜材としてAlOが候補材として挙げられている。ステンレス鋼母材上にAlOを施工する場合、母材とAlOとの熱膨張差によりAlO被膜に剥離が発生する。このため、母材とAlO間にアンダーコーティング被膜を施工することを考案し、アンダーコーティング被膜材としては、熱膨張率がほぼ両者の中間であるSUS410及び80Ni-20Crの2種類を選定した。今回は、照射後特性評価に先立ち、炉外においてこれらアンダーコーティング被膜材がAlO被膜の基本的特性(耐熱衝撃性、密着力性、電気絶縁性及び耐機械的衝撃性)に及ぼす影響について調べた結果を報告するものである。
磯部 元康; 亀尾 裕; 中塩 信行; 涌井 拓治*; 岩田 圭司*; 木林 辰行*; 金沢 勝雄; 中島 幹雄; 平林 孝圀*
JAERI-Tech 2000-049, 29 Pages, 2000/09
JAERI-Tech-2000-049.pdf:2.87MB
低レベル放射性雑固体廃棄物を溶融し、溶融固化体を製作するための雑固体溶融固化体製作装置を製作した。導電性るつぼを用いる高周波誘導加熱方式及び高周波誘導加熱とプラズマ加熱を併用するハイブリッド加熱方式により、模擬雑固体廃棄物を溶融し、装置の性能確認を行った。本装置を用いて試作した溶融固化体は、強度を損なうような空隙もなく、溶融炉は雑固体溶融に十分な性能を有していることを確認した。また、溶融に伴って発生する放射性のダストや有害ガスの放出を抑制するための排ガス処理装置を十分に機能を果たしていることを確認した。さらに、二次廃棄物の低減のために、耐久性能の高い耐火材の選定試験を行った。各種耐火物の中から選定されたAlO-CrO-ZrO系耐れんがは、塩基度の低いスラグに対して耐食性がきわめて高いことを明らかにした。
O irradiated with triple beam of H, He and heavy ions片野 吉男*; 有賀 武夫; 山本 春也; 中沢 哲也; 八巻 大樹
Proceedings of 2000 International Conference on Ion Implantation Technology (IIT 2000), p.805 - 808, 2000/00
核融合炉において電気絶縁体材料等として使用されるアルミナ(-AlO)の照射損傷を調べる目的で、H,HeイオンとNまたはOイオンをトリプルビームで同時照射し、損傷組織を深さ方向に透過電子顕微鏡で観察した。表面から1.4~1.5mの深さに停止イオンが分布するように、0.25MeVのHイオンと0.6MeVのHeイオンと、さらにこれらの深さを通過しながらはじき出し損傷を与える目的で、4.7MeVのNイオンをトリプルで照射(923K)した試料では、平均~3nmのキャピティが、1.45と1.55mの深さに帯状に観察された。同量のH,HeをOイオンとともに約1/2のdpa/sで注入した試料ではキャビティーの成長が抑えられた。H,Heのキャビティーの形成に及ぼす損傷速度の効果を定量的に把握するとともに、水素原子の動きに及ぼすHe原子の役割を示した。
山田 禮司; Snead, L. L.*; 加藤 雄大*
Proceedings of 4th International Energy Agency Workshop on SiCf/SiC Ceramic Composites for Fusion Structural Application, p.175 - 180, 2000/00
セラミック系材料の熱伝導率は0.001dpa以下の照射初期に大きく劣化することが知られている。そのため通常の照射後試験では初期劣化の把握は難しく、その場測定が必要となる。ここでは、ORNLのHFIR炉を用いて行われた熱伝導率その場測定実験(TRIST-TC1)で得られた、SiC、アルミナ、スピネルの結果の幾つかを紹介し、原子炉でのその場測定の実験上の問題点を議論するとともに、照射後試験による定量を含め得られた「その場」熱伝導率の定量化の道すじを述べる。
日高 昭秀; 丸山 結; 上野 信吾*; 杉本 純
JAERI-Conf 99-005, p.49 - 55, 1999/07
米国NRCが開発した炉心損傷進展/熱水力詳細解析コードSCDAP/RELAP5の改良版であるSCDAPSIMコードを用いて、原研のALPHA計画で行った炉内デブリ冷却性に関する実験解析を行った。実験では、UOの代わりにテルミット反応で作成したAlO溶融物を飽和水を満たした下部ヘッド実験容器に落下させ、容器外表面温度を測定した。また、実験後に固化デブリと容器内壁間のギャップ幅を測定した。1mmの過熱蒸気のギャップ幅を仮定した計算は、容器外表面の最高温度を約500K過大評価し、ギャップに水が浸入したのが原因と考えられる実験初期の温度低下を再現できなかった。デブリ表面粗さを考慮した場合、容器外表面温度を若干低めに予測したが、依然として過大評価となった。ALPHA実験の予測精度を更に向上させるためには、熱物性を温度の関数として入力できるように変更し、ギャップへの水浸入をモデル化する必要がある。
epitaxial thin film onto sapphire substrateDai, Z.*; P.Zhu*; 山本 春也; 宮下 敦巳; 鳴海 一雅; 楢本 洋
Thin Solid Films, 339(1-2), p.114 - 116, 1999/00
被引用回数：28 パーセンタイル：78.42(Materials Science, Multidisciplinary)FeTiOの光学関連の基礎物性を調べるため、高純度薄膜をYAGレーザーを用いたアブレーション法により育成した。その結果、基板の-AlO(0001)と整合したFeTiO(0001)が成長することが明らかになった。重要な因子は、基板温度(450C)及びガスふん囲気(Ar+5%O,0.01mbar)で正確なコントロールが必要であった。
O and MgO under neutron and -ray irradiation谷藤 隆昭; 片野 吉男; 中沢 哲也; 野田 健治
Journal of Nuclear Materials, 253, p.156 - 166, 1998/00
被引用回数：5 パーセンタイル：44.27(Materials Science, Multidisciplinary)JRR-3及び線照射施設を用い、AlO及びMgO単結晶の核分裂中性子及び線照射下における電気伝導度を測定した。いずれの照射においても、照射中に電気伝導度が高くなる照射誘起電気伝導(RIC)が生じた。また、最近、照射量とともに極めて大きな電気伝導度(すなわち、絶縁変化)が起こる照射誘起電気特性劣化(RIED)がいくつかの研究で報告されているが、本研究ではこのRIEDは生じなかった。測定されたRIC及びRIEDが生じなかったことについて、最近の他の研究と比較し討論が行われる。
鈴木 哲; 鈴木 隆之*; 荒木 政則; 中村 和幸; 秋場 真人
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.318 - 322, 1998/00
被引用回数：8 パーセンタイル：57.28(Materials Science, Multidisciplinary)核融合実験炉用ダイバータ板模擬試験体の高熱負荷実験について報告する。試験体は表面材料に高熱伝導率をもつCFC材料を使用し、冷却管には疲労強度が高く、接合性にも優れたアルミナ分散強化銅製の2重管を使用している。本試験体、並びに比較のための純銅製冷却管をもつ試験体に対して定常熱負荷(20MW/m
)をくり返し与え、熱疲労強度を評価する実験を行った。その結果、純銅製冷却管をもつ試験体は約400サイクルで冷却管が疲労により破損した。一方、アルミナ分散強化銅製冷却管をもつ試験体は顕著な疲労損傷を受けることなく1000サイクルの負荷に耐えることを実証し、本冷却管の疲労強度における優位性を示した。
鈴木 哲; 鈴木 隆之*; 中村 和幸; 秋場 真人
Proceedings of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.385 - 388, 1998/00
原研における核融合実験炉用ダイバータ板の開発の現状について報告する。これまで表面材料として用いられてきた1次元CFC材に比べ、強度の点で優れている3次元CFC材を採用した小型ダイバータ試験体の加熱実験では、定常熱負荷20MW/mを試験体に繰り返し与え、その疲労挙動を観察した。その結果、表面材料の昇華による損耗がみられたものの、除熱性能に変化はほとんどみられず、試験体は1000サイクルの繰り返し加熱に耐えることが示された。また、実規模大のダイバータ板試験体の加熱実験の結果、純銅製の冷却管から熱疲労によるものと考えられるき裂が発生し、冷却水の漏洩が観察された。これに対し、アルミナ分散強化銅製の冷却管は冷却水の漏洩もなく、熱疲労に対する強度が純銅に比べ高いことが実証された。
杉本 誠; 高野 克敏*; 辻 博史; 阿部 和彦*; 長山 俊毅*; 奥 隆司*
低温工学, 33(11), p.716 - 723, 1998/00
室温では優れた電気絶縁性能を有するアルミナ・セラミックスの極低温機器への応用を目指して、その機械的特性を測定した。セラミックス絶縁継手は、その構造から金属との接合部を有する。これは通常、銀ろう付けされている。この強度を測定するとともに、アルミナ・セラミックスの強度を測定した。強度測定の温度は4.2K,77K,室温である。測定の結果、4.2Kでのアルミナ・セラミックスの引張強さは、室温のそれに比べ若干増加した。また、4.2Kでのアルミナ・セラミックス(純度95%)と銅のろう付け強度が、最も良好な値(270MPa)を示した。銀ろう部に発生する応力を評価するために、有限要素法による解析を併せて行った。試験した結果をもとに、アルミナ・セラミックスを用いた電気絶縁継手を試作した。試作の結果、この電気絶縁継手は極低温への適用に十分な機械・電気的性質を有することを示した。
-AlO implanted with vanadium ions楢本 洋; 青木 康; 山本 春也; 阿部 弘亨
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 127-128, p.599 - 602, 1997/00
被引用回数：12 パーセンタイル：67.93(Instruments & Instrumentation)原研に設置したデュアルビーム解析システムの研究成果を中心に発表する。典型的な照射条件として、室温及び低温(36K、100K)での欠陥形成過程と、その後の熱処理過程での欠陥回復と注入元素の振舞をイオンビーム解析法により詳細に調べた。主な成果は以下の通りである。1)室温及び低温での照射効果の見かけ上の差異は統一的に記述できる。低温では、欠陥生成率が高い深度から非晶質化がはじまる。高温では、これら欠陥の動的回復のため欠陥は蓄積されず、注入元素が存在するより深い位置での注入元素と欠陥の複合体により結晶格子の乱れが存在するが、注入量にも限度があるため非晶質化しない。2)回復過程については、室温での照射では結晶性は保持され、熱処理によって複合参加物を形成する。一方低温照射では、非晶質状態からの異種物質相の核形成が主となる。
小野塚 正紀*; Tsujimura, Seiji*; 豊田 真彦*; 井上 雅彦*; 阿部 哲也; 村上 義夫
Fusion Technology, 29(1), p.73 - 82, 1996/01
被引用回数：9 パーセンタイル：62.07(Nuclear Science & Technology)核融合実験装置へ適用可能な電気絶縁性および導電性を有する膜の大面積コーティング技術の開発を行った。ここでは、コーティング手法として、大面積コーティングが可能な溶射法をとりあげた。電気絶縁膜としては、AlO(アルミナ)膜を、導電性膜としては、CrC-NiCrおよびWC-NiCr膜をそれぞれ選択した。これらの電気絶縁性および導電性膜をSUS基板上にコーティングし、膜の密着性, 耐熱衝撃性, 電気抵抗, 絶縁耐電圧および熱伝導率を測定した。その結果、核融合装置用として使用できる充分な電気絶縁性および導電性を有していることがわかった。
