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論文

Analysis of dissolved radionuclides trapped into corrosion products formed on carbon steel and the corresponding increase in radioactivity

青山 高士; 上野 文義; 佐藤 智徳; 加藤 千明; 佐野 成人; 山下 直輝; 大谷 恭平; 五十嵐 誉廣

Annals of Nuclear Energy, 214, p.111229_1 - 111229_6, 2025/05

To elucidate the effect of dissolved radionuclides on corrosion of carbon steels and on formation of corrosion products of carbon steel, corrosion tests and imaging plate analysis were conducted. Carbon steel samples immersed in 10 mM NaCl containing $$^{90}$$Sr and $$^{137}$$Cs were analyzed using an imaging plate. As a result, the distribution of $$^{90}$$Sr or $$^{137}$$Cs in the corrosion products formed on carbon steel was successfully visualized. Furthermore, the radioactivity of the corroded specimens was calculated from calibration curves prepared using a $$^{90}$$Sr standard.

論文

大規模三次元連成解析に基づく幌延深地層研究センター350m調査坑道での掘削$$sim$$長期透水試験に対する再現シミュレーション

末武 航弥*; 緒方 奨*; 安原 英明*; 青柳 和平; 乾 徹*; 岸田 潔*

第16回岩の力学国内シンポジウム講演論文集(インターネット), p.304 - 309, 2025/01

地層処分の安全性評価において、廃棄体処分坑道の掘削に伴うEDZ(掘削損傷領域)の進展範囲や、掘削後の岩盤の透水性変化挙動を予測することは非常に重要である。本研究では、三次元坑道掘削シミュレーターを用いて、幌延深地層研究センターで実施されている原位置坑道掘削とその後の透水試験を対象とした再現解析を試みた。その結果、掘削によるEDZの進展範囲と透水試験の結果について、原位置試験と類似する結果が得られた。このことから、本シミュレーターがわが国の大深度泥岩帯においての掘削に伴う力学的影響や、掘削後の岩盤変形-浸透といった連成現象とそれによる透水性変化などの予測評価に関して、有効であることが確認された。

報告書

革新的アルファダスト撮像装置と高線量率場モニタの実用化とその応用(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*

JAEA-Review 2024-016, 61 Pages, 2024/12

JAEA-Review-2024-016.pdf:2.88MB

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4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・基盤的研究およ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、令和4年度に採択された研究課題のうち、「革新的アルファダスト撮像装置と高線量率場モニタの実用化とその応用」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。ここでは、2つの検出器の開発を実施している。1つ目は、作業員の安全の確保のための$$alpha$$線核種の炉内の分布を明らかにする技術の実現を目指し、スミヤろ紙上に付着するより細かい$$alpha$$線核種を含む微細なダストの詳細な分布を可視化することを可能にする技術の開発である。初年度にあたることから研究開始時は資材等の準備から始まり優れた位置分解能、高感度化を目指した検出素子などの材料開発、光検出器などのハードおよびソフトウェアといった準備を順調に行うことができた。令和4年度末までに発光波長が500-800nmの目標値の中に入る材料の開発などを実施することができた。2つ目の検出器は、光ファイバーを用いた超高線量率場での線量率モニタの開発である。こちらについても、高感度化を目指した検出素子などの材料開発およびシミュレーション体系の構築といった準備を順調に行うことができた。そして目標発光波長である650-1,000nmを満たす当該材料の開発を行うことができた。加えて、モニタとしての実証試験も実施して、80mSv/h未満から1kSv/h以上までの線量のダイナミックレンジを有することが分かり、現場適用に対応可能な検出器の開発が進められた。

報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-PV-03; 0.2% pressure vessel bottom break LOCA with SG depressurization and gas inflow

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2024-014, 76 Pages, 2024/12

JAEA-Data-Code-2024-014.pdf:4.0MB

ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号:SB-PV-03)が2002年11月19日に行われた。ROSA/LSTFSB-PV-03実験では、加圧水型原子炉(PWR)の0.2%圧力容器底部小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入(ACC)タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両蒸気発生器(SG)二次側減圧を安全注入設備信号発信後10分に一次系減圧率55K/hを目標として開始し、その後継続した。さらに、AM策から少し遅れて両SG二次側への30分間の補助給水を開始した。ACCタンクから一次系への窒素ガスの流入開始まで、AM策は一次系減圧に対して有効であった。ACC系から両低温側配管への間欠的な冷却材注入により、炉心水位は振動しながら回復した。このため、炉心水位は小さな低下にとどまった。窒素ガスの流入後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。窒素ガス流入下におけるSG伝熱管でのリフラックス凝縮時に、ボイルオフによる炉心露出が生じた。模擬燃料棒の被覆管表面最高温度がLSTFの炉心保護のために予め決定した値(908K)を超えたとき、炉心出力は自動的に低下した。炉心出力の自動低下後、ECCSである低圧注入(LPI)系から両低温側配管への冷却材注入により、全炉心はクエンチした。LPI系の作動を通じた継続的な炉心冷却を確認後、実験を終了した。本報告書は、ROSA/LSTFSB-PV-03実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

論文

核破砕中性子源水銀標的容器の材料劣化評価に対する押込み試験技術の適用

涌井 隆; 斎藤 滋; 二川 正敏

実験力学, 24(4), p.212 - 218, 2024/12

J-PARCの核破砕中性子源水銀ターゲット容器の寿命を決定する主要な要因の一つは照射損傷である。使用済み容器の材料劣化を把握するため、使用済み容器の構造材料に対する押込み試験と数値実験による逆解析を用いた評価を行う予定である。照射量の異なる2種類のイオン照射材料に対して、この評価手法を適用した。照射量の増加に伴い、引張強度が増加し、全伸びが減少することが確認された。これらの傾向は、ばらつきを考慮した微小試験片の引張試験によって報告されている材料劣化挙動と同等である。さらに、容器は繰り返し熱負荷を受け、定格最大ビーム出力では容器の温度が140$$^{circ}$$Cを超えると推定されるため、温度上昇に伴う全伸びと照射材料の疲労強度の低下について検討した。

論文

Image selection method from image sequence to improve computational efficiency of 3D reconstruction; Application of fixed threshold to remove redundant images

羽成 敏秀; 中村 啓太*; 今渕 貴志; 川端 邦明

Journal of Robotics and Mechatronics, 36(6), p.1537 - 1549, 2024/12

本稿では、時系列画像から3次元モデルを効率的に生成するための画像選択法を導入した立体復元処理について述べる。効率的な立体復元に適した画像を得るために、時系列画像中の冗長画像を除去する画像選択法の適用を試みた。提案手法では、オプティカルフローと固定しきい値に基づいて、時系列画像から適切な画像を選択する。その結果、提案手法により、カメラで取得した時系列画像に基づく立体復元処理の計算量を削減することができた。その結果、立体復元精度を一定に保ったまま、立体復元処理の計算量を削減できることを確認した。

報告書

令和3・4年度JRR-3中性子ビーム利用における独自利用研究・技術開発報告

物質科学研究センター

JAEA-Review 2024-037, 141 Pages, 2024/11

JAEA-Review-2024-037.pdf:13.08MB

JRR-3(Japan Research Reactor No.3)には、日本原子力研究開発機構(原子力機構)が所管する15台の中性子ビーム利用実験装置が設置されており、装置高度化を含めた原子力機構の独自利用を行うとともに施設供用装置として外部利用者に供し、様々な研究成果を創出している。本報告書は、運転再開後の令和3年度、令和4年度の独自利用研究および中性子ビーム利用実験装置の高度化などの技術開発の進捗状況を取りまとめたものである。

報告書

無線UWBとカメラ画像分析を組合せたリアルタイム3D位置測位・組込システムの開発・評価(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東海国立大学機構*

JAEA-Review 2024-027, 77 Pages, 2024/11

JAEA-Review-2024-027.pdf:6.0MB

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4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、令和4年度に採択された研究課題のうち、「無線UWBとカメラ画像分析を組合せたリアルタイム3D位置測位・組込システムの開発・評価」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、原子炉建屋内の空間線量計測における人やロボットによる10㎝精度未満での簡易リアルタイム3D位置測位を目標とし、最新普及技術である『無線UWB(Ultra Width Band)』と『複数カメラ物体認識』の2種類を組合せた組込システムの実現を目指している。その中で、岐阜大学・福島高専グループがカメラ撮影機能・カメラ分析機能・無線通信機能を有する組込装置を開発し、それら複数装置用いて、カメラ画像群の分析に基づくリアルタイム3D位置測位の実現を目指す。東京大学・LocationMind(株)グループが、UWBリアルタイム位置測位技術の原子炉建屋内へ適用を行い、安定性向上技術の開発を試みる。なお、名古屋大学グループが電磁波吸収材料を使用し、ハード面からの無線UWB安定化の検証を担当する。そして耐放射線評価は、原科研グループ・福島高専グループが協力して行う。

論文

Evaluation of excavation damaged zones (EDZs) in Horonobe Underground Research Laboratory (URL)

畑 浩二*; 丹生屋 純夫*; 青柳 和平

International Journal of the JSRM (Internet), 20(1), p.240104_1 - 240104_4, 2024/11

地層処分技術の信頼性向上において、長期間にわたる岩盤のモニタリングが重要な研究課題となる。そこで、2014年に、幌延深地層研究センターの350m以深の立坑周辺に、岩盤掘削時の振動(AE)、間隙水圧、温度の3種類の特性を取得できる光ファイバー式センサーを設置し、岩盤の水理・力学的な挙動のモニタリングを開始した。計測の結果、立坑の掘削中は、壁面から約1.5mの範囲でAEが頻発した。また、同領域における透水係数は、健岩部と比較して2$$sim$$4桁高かった。さらに、数値解析の結果、立坑掘削時の間隙水圧の上昇が、立坑周辺の割れ目発生の主な要因であることを明らかにした。これらの計測・解析結果を基に、掘削損傷領域の概念モデルを構築した。このモデルは、地層処分において、安全評価に資する情報として活用されることが期待できる。

論文

Transmissivity prediction of the Excavation Damaged Zone fracture around the gallery at 500 m at the Horonobe Underground Research Laboratory

青柳 和平; 尾崎 裕介; 田村 友識; 石井 英一

Proceedings of 4th International Conference on Coupled Processes in Fractured Geological Media; Observation, Modeling, and Application (CouFrac2024) (Internet), 10 Pages, 2024/11

高レベル放射性廃棄物の地層処分では、処分場建設時に空洞周辺に生じる掘削損傷領域が放射性核種の選択的移行経路になりうることから、掘削損傷領域の評価が重要となる。過去の研究では、割れ目に作用する平均有効応力を引張強度で除した、Ductility Index(DI)というパラメータにより透水性を評価できる可能性があることが示されている。本研究では、幌延深地層研究センターの350m調査坑道を対象として坑道周辺のDIの分布を検討することで、掘削損傷領域の透水量係数を予測した結果、水理試験により得られた結果を内包する予測結果を得た。さらに、これから建設が予定されている500m調査坑道を対象としてDIに基づき掘削損傷領域の透水量係数を予測した。結果として、500m調査坑道では、350m調査坑道と比較して掘削損傷領域に生じる割れ目の透水量係数が1桁程度小さいことが確認された。これは、深度500mは、深度350mと比較して地圧状態が高いことにより割れ目が閉塞されやすいことを反映したものであると考えられる。

論文

Radioactivity estimation of radioactive hotspots using a Compton camera and derivation of dose rates in the surrounding environment

佐藤 優樹

Applied Radiation and Isotopes, 212, p.111421_1 - 111421_8, 2024/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

At the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, radiation sources released in the accident were deposited on various equipment and building structures. During decommissioning, it is crucial to understand the distribution of radiation sources and ambient dose equivalent rates to reduce worker exposure and implement detailed work planning. In this study, the author introduces a method for visualizing radiation sources, estimates their radioactivity using a Compton camera, and derives the dose rate around the radiation sources. In the demonstration test, the Compton camera was used to visualize radioactive hotspots caused by $$^{137}$$Cs radiation sources deposited in the outdoor environment and estimated the radioactivity. Furthermore, the dose rate around the hotspots was calculated from the estimated radioactivity, which confirmed that the calculated dose rate correlated with the dose rate measured using a survey meter. This approach is novel, where a series of analyses were conducted using the Compton camera to visualize radioactive hotspots, estimate the radioactivity, and derive the dose rate in the surrounding environment.

論文

Uranium-plutonium-oxygen phase diagram; Investigating the solvus of fluorite's exsolution

Vauchy, R.; 廣岡 瞬; 堀井 雄太; 小笠原 誠洋*; 砂押 剛雄*; 山田 忠久*; 田村 哲也*; 村上 龍敏

Journal of Nuclear Materials, 599, p.155233_1 - 155233_11, 2024/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

U$$_{1-y}$$Pu$$_{y}$$O$$_{2-x}$$ (y=0.30および0.45)およびPuO$$_{2-x}$$における蛍石の溶出/再結合は、示差走査熱量測定を使用して調査された。結果は、プルトニアを除いて、文献データと比較的よく一致している。我々の値は、Pu-Oの混和ギャップの臨界温度が以前に報告されたものより30$$sim$$50K低いことを示している。最後に、体系的な実験手順により、低化学量論的U$$_{0.70}$$0Pu$$_{0.30}$$O$$_{2-x}$$、U$$_{0.55}$$Pu$$_{0.45}$$O$$_{2-x}$$、およびPuO$$_{2-x}$$二酸化物に存在するソルバスの軌跡を精密化することができた。

論文

Effect of neutron beam properties on dose distributions in a water phantom for boron neutron capture therapy

石川 諒尚; 田中 浩基*; 中村 哲志*; 熊田 博明*; 櫻井 良憲*; 渡辺 賢一*; 吉橋 幸子*; 棚上 裕生*; 瓜谷 章*; 鬼柳 善明*

Journal of Radiation Research (Internet), 11 Pages, 2024/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Biology)

From the viewpoints of the advantage depths (ADs), peak tumor dose, and skin dose, we evaluated the effect of neutron beam properties, namely, the ratio between thermal and epithermal neutron fluxes (thermal/epithermal ratio), fast neutron component, and $$gamma$$-ray component on the dose distribution. Several parameter surveys were conducted with respect to the beam properties of neutron sources for boron neutron capture therapy assuming boronophenylalanine as the boron agent using our dose calculation tool, called SiDE. The ADs decreased by 3% at a thermal/epithermal ratio of 20% - 30% compared with the current recommendation of $$5%$$. The skin dose increased with the increasing thermal/epithermal ratio, reaching a restricted value of 14 Gy-eq at a thermal/epithermal ratio of $$48%$$. The fast neutron component was modified using two different models, namely, the "linear model," in which the fast neutron intensity decreases log-linearly with the increasing neutron energy, and the "moderator thickness (MT) model," in which the fast neutron component is varied by adjusting the moderator thickness in a virtual beam shaping assembly. Although a higher fast neutron component indicated a higher skin dose, the increment was $$textless10%$$ at a fast neutron component of $$textless1times10^{-12}$$ Gy cm$$^2$$ for both models. Furthermore, in the MT model, the epithermal neutron intensity was $$41%$$ higher at a fast neutron component of $$6.8times10^{-13}$$ Gy cm$$^2$$ compared with the current recommendation of $$2times10^{-13}$$ Gy cm$$^2$$. The $$gamma$$-ray component also caused no significant disadvantages up to several times larger compared with the current recommendation.

論文

Pearlite growth kinetics in Fe-C-Mn eutectoid steels; Quantitative evaluation of energy dissipation at pearlite growth front via experimental approaches

Zhang, Y.-J.*; 梅田 岳昌*; 諸岡 聡; Harjo, S.; 宮本 吾郎*; 古原 忠*

Metallurgical and Materials Transactions A, 55(10), p.3921 - 3936, 2024/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

In this study, a series of eutectoid steels with Mn addition up to 2 mass% were isothermally transformed at various temperatures from 873 K to 973 K to clarify the pearlite growth kinetics and the underlying thermodynamics at its growth front. The microscopic observation indicates the acceleration in pearlite growth rate and refinement in lamellar spacing by decreasing the transformation temperature or the amount of Mn addition. After analyzing the solute distribution at pearlite growth front via three-dimensional atom probe, no macroscopic Mn partitioning across pearlite/austenite interface is detected, whereas Mn segregation is only observed at ferrite/austenite interface. Furthermore, in-situ neutron diffraction measurements performed at elevated temperatures reveals that the magnitude of elastic strain generated during pearlite transformation is very small.

論文

Full-f gyrokinetic simulations of hydrogen isotope mixing in tokamak plasmas

井戸村 泰宏

Physics of Plasmas, 31(10), p.102504_1 - 102504_10, 2024/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマクプラズマにおける水素同位体混合現象をfull-fジャイロ運動論シミュレーションを用いて解析した。モデルプラズマのパラメータは、重水素(D)ペレットを水素(H)プラズマに入射した後にエネルギー閉じ込め時間スケールで水素同位体混合が発生したJETの水素同位体ペレット実験に基づいて選択した。重水素ペレット入射前後のプラズマ分布を用いて2つの数値実験を行った。どちらの場合も、炉心の乱流揺動はイオン温度勾配駆動乱流によって特徴づけられるが、後者の場合、外側の領域に捕捉電子モード乱流が存在する。前者の場合、バルクHイオンの密度分布は準定常状態に保たれ、その粒子閉じ込め時間はエネルギー閉じ込め時間よりも一桁長い。後者の場合、バルクHイオンとペレットDイオンの密度分布は、エネルギー閉じ込め時間の時間スケールで過渡的な緩和を示し、早い水素同位体混合を示す。トロイダル角運動量バランスから、水素同位体混合はトロイダル電場応力によって駆動されることがわかった。

論文

Initial verification of Cyclus and NMB fuel cycle simulators

Bachmann, A. M.*; Richards, S.*; Feng, B.*; 西原 健司; 阿部 拓海

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10

この研究は、燃料サイクルシミュレーションを活用するための初期段階として、コード検証を行ったものである。CyclusとNMBは、核燃料サイクルオプションの解析を提供するオープンソースの燃料サイクルシミュレータであり、アルゴンヌ国立研究所と日本原子力研究開発機構(JAEA)によって、燃料サイクルベンチマークに関する複数年の共同研究のためにそれぞれ選ばれた。両者とも比較的新しく、厳密なコード間比較を行った後に改良することが可能である。これらのシミュレータの初期検証は、ワンススルー及びマルチリサイクル燃料サイクルの一連の仮想シナリオを用いて実施した。その結果、2つのシミュレータのシナリオ定義とモデル化手法の違いが、物質インベントリ、マスフロー、及び燃料サイクル評価における他の重要な測定基準における結果の違いにどのようにつながるかが明らかになった。

論文

Design policy of pilot plant for accelerator-driven system

西原 健司; 菅原 隆徳; 福島 昌宏; 岩元 大樹; 方野 量太; 阿部 拓海

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10

マイナーアクチニド核変換用の熱出力800MWの鉛ビスマス冷却ADSのスケールダウン版として、加速器駆動システムのパイロットプラントを提案する。本発表では、パイロットプラントの設計方針について述べる。

論文

Significant role of secondary electrons in the formation of a multi-body chemical species spur produced by water radiolysis

甲斐 健師; 樋川 智洋; 松谷 悠佑*; 平田 悠歩; 手塚 智哉*; 土田 秀次*; 横谷 明徳*

Scientific Reports (Internet), 14, p.24722_1 - 24722_15, 2024/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Multidisciplinary Sciences)

放射線DNA損傷の直接・間接効果を推定するには、水の放射線分解に関する科学的知見が不可欠である。水の放射線分解により生じる二次電子は、この二つの効果に関与する。ここでは、第一原理計算コードを用いて、水への20-30eVのエネルギー付与の結果生じた二次電子のフェムト秒ダイナミクスを計算し、ナノサイズの極微小な空間領域に生成される放射線分解化学種の形成メカニズムを解析した。その結果から、水の放射線分解によって生成される化学種は、付与エネルギーが25eVを超えると数ナノメートルの極微小領域で高密度化し始めることを明らかにした。本研究成果は、細胞死のような生物学的影響を引き起こすと考えられているクラスターDNA損傷の形成について重要な科学的知見となる。

報告書

マイクロ・ナノテクノロジーを利用したアルファ微粒子の溶解・凝集分散に及ぼすナノ界面現象の探求(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京工業大学*

JAEA-Review 2024-022, 59 Pages, 2024/09

JAEA-Review-2024-022.pdf:4.27MB

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4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、令和4年度に採択された研究課題のうち、「マイクロ・ナノテクノロジーを利用したアルファ微粒子の溶解・凝集分散に及ぼすナノ界面現象の探求」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。安全で合理的な燃料デブリ取出しを進めるためには、デブリ加工時に発生するアルファ微粒子の溶解や変性挙動の把握は不可欠であることに鑑み、本研究は、金属酸化物ナノ粒子の凝集、溶解、変性挙動を熱力学的・速度論的に解明し得るマイクロ・ナノデバイスを創出すると共に、数理科学と組み合わせることで、アルファ微粒子の溶解・凝集・変性プロセスのメカニズム解明と反応モデル化を実現することを目的としている。具体的には、(1)ナノ粒子溶解特性評価、(2)溶解ダイナミクス分析、(3)凝集ダイナミクス分析、(4)表面微構造解析、(5)数理科学的モデリングの5項目を日本側・英国側で分担し、互いに有機的に連携しながら推し進める。令和4年度には、マイクロ限外ろ過分離法を用いて金属酸化物ナノ粒子(TiO$$_{2}$$、CeO$$_{2}$$、ZrO$$_{2}$$、ZnO)の溶解特性を調べ、これら金属酸化物ナノ粒子と反応溶媒(純水、硝酸、H$$_{2}$$O$$_{2}$$)との組み合わせによって、個々のナノ粒子の変性挙動は異なっており、特に、H$$_{2}$$O$$_{2}$$処理がナノ粒子の変性と溶解の促進を引き起こすことを見出した。また、金属酸化物ナノ粒子と反応溶媒との衝突反応を観測できるマイクロデバイスを創出し、観察画像の輝度変化からナノ粒子の凝集速度を求めることに成功した。

報告書

世界初の同位体分析装置による少量燃料デブリの性状把握分析手法の確立(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 工学院大学*

JAEA-Review 2024-015, 99 Pages, 2024/09

JAEA-Review-2024-015.pdf:5.42MB

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4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、令和3年度に採択された研究課題のうち、「世界初の同位体分析装置による少量燃料デブリの性状把握分析手法の確立」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、少量燃料デブリの取り出し把握に必要な直接的なデータを世界で初めて取得して評価・検討を行っていくことを目的とする。SEM-EDS等やTEM-EDSでは同位体識別やPu、Bの分析ができない。一方、ICP-MS等のバルク分析では微小視野での情報が欠落する。つまり、既存の方法では、燃焼率指標情報($$^{148}$$NdとUの組成比)、中性子毒物Gdや中性子吸収物質Bの存在比などの局所分析データを含めて燃料デブリ性状を把握するための分析手段がないことが大きな課題である。JAEA大洗研究所に導入した同位体マイクロイメージング装置(工学院大学開発)は放射性の微小試料に断面加工を行いながら同位体組成などの局所的な定量データが多量に得られ、燃料デブリの性状を正しくかつ迅速に把握できる。令和4年度は、ホット試料の分析と併せて、同位体マイクロイメージング装置の実用性の向上のための改良を令和3年度に引き続き行った。具体的には、同位体マイクロイメージング内にホット試料を導入し、数十$$mu$$m程度の粒子に対して複数回FIB断面加工を行い、粒子の表面から内部にかけて、成分イメージングを行った。その結果、$$^{90}$$Zrと$$^{238}$$U$$^{16}$$Oが同じ分布で存在していることが確認された。また、CとFe、Uの分布がそれぞれ分離して存在していることが確認された。また、$$^{235}$$U、$$^{238}$$Uの同位体比についてもホット試料から粒子単位で測定することに世界で初めて成功した。

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