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報告書

JRR-3冷中性子源装置の新型減速材容器に関わる熱流力設計

徳永 翔; 堀口 洋徳; 中村 剛実

JAEA-Technology 2023-001, 37 Pages, 2023/05

JAEA-Technology-2023-001.pdf:1.39MB

研究用原子炉JRR-3の冷中性子源装置(Cold Neutron Source: CNS)は、原子炉内で発生した熱中性子を減速材容器内に貯留した液体水素により減速し、エネルギーの低い冷中性子に変換する装置である。CNSから発生した冷中性子は、中性子導管を用いて実験装置に輸送され、生命科学、高分子科学、環境科学等を中心とする多くの物性研究に利用されている。中性子科学における世界の研究用原子炉との競争力を維持するためには、冷中性子強度の改善は不可欠であり、新たな知見を取り入れた新型CNSの開発を進めている。現行のJRR-3のCNSの減速材容器は、水筒型のステンレス製容器を採用しており、材質及び形状の変更により冷中性子束の強度を向上させることが可能である。そのため、新型減速材容器の基本仕様は、材質を中性子吸収断面積の小さいアルミニウム合金に変更し、さらに、モンテカルロ計算コードMCNPを用いて最適化した容器形状に変更した。これらの仕様変更に伴い、発熱や伝熱の条件に変更が生じることから、熱流力設計上の成立性を確認するため、JRR-3のCNSについて自己平衡性、熱輸送限界及び耐熱・耐圧等について改めて評価を行った。本報告書は、新型減速材容器に関わる熱流力設計上の評価を実施し、その結果を纏めたものである。

報告書

アパタイトセラミックスによるALPS沈殿系廃棄物の安定固化技術の開発(委託研究); 令和3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 2022-076, 227 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-076.pdf:9.42MB

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3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(1F)の廃炉等を始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、令和元年度に採択された「アパタイトセラミックスによるALPS沈殿系廃棄物の安定固化技術の開発」の令和元年度から令和3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3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。本研究は、1Fにおいて大量に発生している水処理2次廃棄物のうち、長期的な安定化措置が求められている多核種除去設備(ALPS)沈殿系廃棄物中の放射性物質をアパタイトセラミックスに安定固定化する技術の確立を目的としている。大規模なアパタイト固化体製造が可能な方法として沈殿法を選び、模擬ALPS沈殿系廃棄物から作製したアパタイト及びリン酸塩化合物の合成物や成型体の組成、構造、浸出性能等を調べ、ゼオライト処理したリン酸塩化合物固化体が安定化処理に適していること、また、Cs、Sr、Eu、U 等の模擬FP 元素が沈殿法の条件で安定固定化できることを確認した。さらに、アパタイト固化体製造プロセスの確立のため、小規模及び工学規模のアパタイト固化体の製造試験を行い、合成・洗浄・加熱・固化の各工程での最適条件及び物質収支を明らかにし、耐浸出性の高い固化体作製が可能な炭酸塩スラリーと鉄共沈スラリーの同時固化プロセスを開発した。以上の成果に基づき、実規模製造プロセスの基本設計における課題抽出及び製造装置・安全対策装置の設計条件をまとめるとともに、固化体からの水素発生試験を行い、セメント固化体よりも水素発生が大幅に抑制されることを確認した。

論文

Origin of Cs-bearing silicate glass microparticles observed during Fukushima accident and recommendations on nuclear safety

日高 昭秀

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 332, p.1607 - 1623, 2023/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.04(Chemistry, Analytical)

福島第一原子力発電所事故時に初めて放出されたタイプA Cs含有微粒子(以下、タイプA)の生成機構について、これまで様々な生成機構説が議論されてきた。筆者は、3号機の非常用ガス処理系(SGTS)のHEPAフィルタが水素爆発時に溶融して微粒化したことにより生成したと考えた。しかし、その仮説は、熱水力と大気拡散及びその学際領域にも及んで複雑であり、まだ推論が多く含まれている。このため、今後は様々な専門家による検証や、タイプA生成に関する再現試験が必要と考えた。さらに、もし仮説が正しいとした場合、HEPAフィルタは安全上重要な機器であり、水素爆発防止対策やHEPAフィルタの設計等にも影響するかもしれないと考え始めていた。そこで、これらの検討を進めるため、タイプAの生成機構に関して、総合的に解説したレビューが必要との結論に至った。本稿では、筆者がこれまでに執筆した論文等に基づき、仮説の根拠、検証及びその仮説が正しいとした時に実際に何が起こったと考えられるか、今後の課題、原子力安全性の更なる向上の観点からの提言について述べる。

報告書

燃料デブリにおける特性の経年変化と環境劣化割れの調査(委託研究); 令和3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; 東京大学*

JAEA-Review 2022-036, 115 Pages, 2023/01

JAEA-Review-2022-036.pdf:7.15MB

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3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(1F)の廃炉等を始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、令和2年度に採択された「燃料デブリにおける特性の経年変化と環境劣化割れの調査」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリの環境劣化に依存したひび割れを研究対象とし、酸化や水素吸収による劣化モデルを構築し、材料学視点から燃料デブリにおける環境劣化因子の変化に伴う構成物の特性変化を評価、さらに、環境加速割れに関する系統的な調査を通し、特性変化と割れとの相関を明らかにすることを目的とする。本研究は、1F燃料デブリの取出し、長期の保管・処理、経年劣化などのプロジェクトに貢献することを目指すものである。

論文

Rearrangement of hydrogen bonds in dehydrated raffinose tetrahydrate; A Time-of-flight neutron diffraction study

川崎 卓郎; 高橋 美和子*; 鬼柳 亮嗣; 大原 高志

Acta Crystallographica Section C; Structural Chemistry (Internet), 78(12), p.743 - 748, 2022/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Chemistry, Multidisciplinary)

Structural changes of the raffinose crystal on dehydration from the pentahydrate to the tetrahydrate were investigated by single-crystal time-of-flight neutron diffraction. It was revealed that during the dehydration, rearrangement occurs in the hydrogen bonds related to the lost water molecule, while the symmetry of the crystal structure is retained. The hydrogen-bonding status of raffinose pentahydrate and tetrahydrate were discussed comprehensively according to Jeffrey's hydrogen-bonding classification. It was shown that water molecules are hydrogen bonded to the surrounding molecules by ${it moderate}$ O-H...O hydrogen bonds and ${it weak}$ C-H...O hydrogen bonds, and the number of these two types of hydrogen bonds determines the water molecules that are removed by dehydration. The lattice constant c showed a significant decrease on dehydration and further dehydration leads to loss of crystallinity of the raffinose crystals.

論文

Present status of JAEA's R&D toward HTGR deployment

柴田 大受; 西原 哲夫; 久保 真治; 佐藤 博之; 坂場 成昭; 國富 一彦

Nuclear Engineering and Design, 398, p.111964_1 - 111964_4, 2022/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構は、高温ガス炉の研究開発を進めている。原子炉技術の研究開発は、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて行われている。HTTRは2021年に大規模な補強無しで運転再開された。2022年1月には、OECD/NEAのLOFCプロジェクトにおける安全性実証試験を実施した。原子力機構は、熱化学法ISプロセスによるカーボンフリー水素製造の研究開発を進めている。また、高温ガス炉の実用化に向けた設計研究を行っている。HTTRによる水素製造の実証に関する新たな試験プログラムが開始された。2030年までの最初の実証のため、メタンの水蒸気改質による水素製造システムが選定された。

論文

Instability phenomena of lean hydrogen/oxygen/inert-gas premixed flames on a flat burner

勝身 俊之; Thwe, T. A.; 門脇 敏

Journal of Visualization, 25(5), p.1075 - 1083, 2022/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.01(Computer Science, Interdisciplinary Applications)

希薄燃焼と不活性ガス添加は、水素予混合火炎の燃焼速度を制御するのに有用であり、固有不安定により希薄水素火炎の前面にセル状構造が形成されることはよく知られている。しかし、希薄水素予混合火炎の不安定現象に対する不活性ガス添加の影響は十分に理解されていないため、火炎の不安定性を実験的に調査する必要がある。実験では、不安定現象の特性を解明するために、フラットバーナー上の水素/酸素/不活性ガス(Ar, N$$_{2}$$, CO$$_{2}$$)予混合火炎のセル状構造と変動を、直接観察,レーザー診断および発光強度を使用して取得した。その結果、不活性ガス添加量,当量比,総流量とセル状火炎の特性との相関関係が明らかになり、これらのパラメータが火炎の不安定性に及ぼす影響が議論された。

論文

Rotation of complex ions with ninefold hydrogen coordination studied by quasielastic neutron scattering and first-principles molecular dynamics calculations

大政 義典*; 高木 茂幸*; 戸嶋 健人*; 横山 凱乙*; 遠藤 亘*; 折茂 慎一*; 齋藤 寛之*; 山田 武*; 川北 至信; 池田 一貴*; et al.

Physical Review Research (Internet), 4(3), p.033215_1 - 033215_9, 2022/09

Quasielastic neutron scattering (QENS) and neutron powder diffraction of the complex transition metalhydrides Li$$_5$$MoH$$_{11}$$ and Li$$_6$$NbH$$_{11}$$ were measured in a temperature range of 10-300 K to study their structures and dynamics, especially the dynamics of the hydrogen atoms. These hydrides contain unusual ninefold H coordinated complex ions (MoH$$_9^{3-}$$ or NbH$$_9^{4-}$$) and hydride ions (H$$^-$$). A QENS signal appeared $$>$$ 150 K due to the relaxation of H atoms. The intermediate scattering functions derived from the QENS spectra are well fitted by a stretched exponential function called the Kohlrausch-Williams-Watts functions with a small stretching exponent $$beta approx$$ 0.3-0.4, suggesting a wide relaxation time distribution. The $$Q$$ dependence of the elastic incoherent structure factor is reproduced by the rotational diffusion of MH$$_9$$ (M = Mo or Nb) anions. The results are well supported by a van Hove analysis for the motion of H atoms obtained using first-principles molecular dynamics calculations. We conclude that the wide relaxation time distribution of the MH$$_9$$ rotation is due to the positional disorder of the surrounding Li ions and a unique rotation with MH$$_9$$ anion deformation (pseudorotation).

論文

Hydrogen release reaction from sodium hydride with different sample quantities

土井 大輔

Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08

In sodium-cooled fast reactors (SFRs), hydrogen is a major nonmetallic impurity in the coolant during normal operation. A higher hydrogen concentration than the gas-liquid equilibrium had been transiently detected in the gas space of the actual SFR plant. However, the chemical reactions that caused hydrogen generation, which involve several sodium compounds, have not been identified. Furthermore, the thermal behavior of these hydrogen release reactions has not been thoroughly investigated. In this study, the hydrogen release behavior of sodium hydride, which could be involved in all of these reactions, was clarified by two experimental methods dealing with different sample quantities. In the thermal analysis with a semi-micro sample of about 1mmol, the hydrogen generation was demonstrated by mass spectrometry as the sample mass decreased, suggesting thermal decomposition. A monomodal hydrogen release curve similar to the thermal analysis result was obtained in the heating experiment with a macro amount sample of about 1mol. These experimental results showed consistent activation energies within the standard error. Therefore, it was elucidated that the ideal reaction behavior obtained by thermal analysis could be sufficiently extrapolated to the reaction behavior occurring in a larger amount of sample. These findings provide fundamental insights into the thermal decomposition of sodium hydride and are indispensable for analyzing hydrogen release behavior in other hydrogen release reactions involving sodium hydride.

論文

Irradiation growth behavior and effect of hydrogen absorption of Zr-based cladding alloys for PWR

垣内 一雄; 天谷 政樹; 宇田川 豊

Annals of Nuclear Energy, 171, p.109004_1 - 109004_9, 2022/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:80.5(Nuclear Science & Technology)

In order to understand the dimensional stability of the fuel rod during long-term use in commercial LWRs, an irradiation growth testing in the Halden reactor of Norway was conducted on various fuel cladding materials including the improved Zr alloy. In this paper, the effect of hydrogen, which was absorbed in the cladding tube due to corrosion, on the irradiation growth behavior was evaluated. Comparison between the specimens with or without pre-charged hydrogen revealed that the effect of hydrogen absorption, accelerating irradiation growth, became significant when the hydrogen content exceeded the hydrogen solubility limit in the corresponding irradiation temperature. Analysis based on this understanding derived growth acceleration effect (0.06$$pm$$0.01)%/100 ppm, whose denominator is defined as the amount of absorbed hydrogen involved in hydride precipitation under irradiation as a relevant parameter.

論文

Simulation of the self-propagating hydrogen-air premixed flame in a closed-vessel by an open-source CFD code

Thwe, T. A.; 寺田 敦彦; 日野 竜太郎; 永石 隆二; 門脇 敏

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(5), p.573 - 579, 2022/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

高レベル放射性合水廃棄物容器内発生している水素の燃焼及び爆発の危険性について注意する必要がある。本研究では、密閉容器内での水素燃焼の特性を調査するためにオープンソースコードOpenFOAMを使用してシミュレーションを行い、初期火炎速度の影響による火炎面の挙動を調べた。初期の層流火炎速度が増加すると、火炎の半径,圧力,温度が増加し、流体力学的効果によりセル状火炎形状は堅牢になったことが分かった。コードの検証分析のために既存の水素-空気爆発実験から導出した火炎速度モデルをコードに実装し、火炎面に格子解像度の影響を明らかにした。格子サイズが小さくなると、火炎面のセル分離がより明確に形成され、火炎半径が大きくなった。シミュレーションによって得られた火炎半径とセル状火炎面は実験結果と合理的に一致した。

論文

Hydrogen-Ti$$^{3+}$$ complex as a possible origin of localized electron behavior in hydrogen-irradiated SrTiO$$_3$$

伊藤 孝

e-Journal of Surface Science and Nanotechnology (Internet), 20(3), p.128 - 134, 2022/05

A recent muon spin rotation ($$mu^+$$SR) study on a paramagnetic defect complex formed upon implantation of $$mu^+$$ pseudo-proton into SrTiO$$_3$$ is reviewed with a specific focus on the relation with experimental signatures of coexisting delocalized and localized electrons in hydrogen-irradiated metallic SrTiO$$_3$$ films. The paramagnetic defect complex, composed of interstitial $$mu^+$$ and Ti$$^{3+}$$ small polaron, is characterized by a small dissociation energy of about 30 meV. Density functional theory (DFT) calculations in the generalized gradient approximation (GGA) +$$U$$ scheme for a corresponding hydrogen defect complex reveal that a thermodynamic donor level associated with electron transfer from an H$$^+$$-Ti$$^{3+}$$ complex to the conduction band can form just below the conduction band minimum for realistic $$U$$ values. These findings suggest that the coexistence of delocalized and localized electrons can be realized in hydrogen-irradiated SrTiO$$_3$$ in electron-rich conditions.

論文

Numerical analysis of natural convection behavior in density stratification induced by external cooling of a containment vessel

石垣 将宏*; 安部 諭; Hamdani, A.; 廣瀬 意育

Annals of Nuclear Energy, 168, p.108867_1 - 108867_20, 2022/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.5(Nuclear Science & Technology)

It is essential to improve computational fluid dynamics (CFD) analysis accuracy to estimate thermal flow in a containment vessel during a severe accident. Previous studies pointed out the importance of the influence of initial and boundary conditions on the CFD analysis. The purpose of this study is to evaluate the influence of initial and boundary conditions by numerical analysis of natural convection experiments in a large containment vessel test facility CIGMA(Containment InteGral effects Measurement Apparatus). A density stratification layer was initially formed in the vessel using helium and air, and external cooling of the vessel surface-induced natural convection. In this study, we carried out numerical simulations of the density stratification erosion driven by the natural convection using the RANS (Reynolds averaged Navier-Stokes) model. As a result, the temperature boundary condition of the small internal structure in the vessel had a significant influence on the fluid temperature distribution in the vessel. The erosion velocity of the density stratification layer changed depending on the initial gas concentration distribution. Then, appropriate settings of the temperature and gas concentration conditions are necessary for accurate analysis.

報告書

J-PARC物質・生命科学実験施設(MLF)及び関連設備の現状と高度化戦略

勅使河原 誠; 中村 充孝; 金正 倫計; 曽山 和彦

JAEA-Technology 2021-022, 208 Pages, 2022/02

JAEA-Technology-2021-022.pdf:14.28MB

J-PARCの定格出力1MWの物質・生命科学実験施設において、今後の具体的かつ現実的な高度化戦略を展開するため、線源性能に大きく影響する加速器技術(リニアックおよびRCS)、線源技術、中性子・ミュオン輸送技術、検出技術、そしてそれらが結実する中性子・ミュオン ビーム利用装置等の現状(所期設計値に対する到達度)について整理した。さらに、現状分析に基づき出力増強に向けた改良点等について報告する。

報告書

燃料デブリにおける特性の経年変化と環境劣化割れの調査(委託研究); 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

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2021-058, 75 Pages, 2022/02

JAEA-Review-2021-058.pdf:4.82MB

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(以下、「1F」という)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、令和2年度に採択された「燃料デブリにおける特性の経年変化と環境劣化割れの調査」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリの環境劣化に依存したひび割れを研究対象とし、酸化や水素吸収による劣化モデルを構築し、材料学視点から燃料デブリにおける環境劣化因子の変化に伴う構成物の特性変化を評価、さらに、環境加速割れに関する系統的な調査を通し、特性変化と割れとの相関を明らかにすることを目的とする。本研究は、1F燃料デブリの取出し、長期の保管・処理、経年劣化などのプロジェクトに貢献することを目指すものである。

論文

Flame structures and ignition thresholds of hydrogen jets containing sodium mist under various gas concentrations

土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(2), p.198 - 206, 2022/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Non-premixed combustion of hydrogen jets containing sodium vapor and mist reduces threats to reactor containment integrity in sodium-cooled fast reactors (SFRs) because it gradually consumes hydrogen gas generated mainly by a reaction between sodium and concrete. Previous studies have been limited to experimentally determining ignition thresholds on the jet temperature and the sodium concentration under specific gas concentrations. In this study, ignition experiments on hydrogen jets containing sodium mist were carried out at a specific jet temperature and sodium concentration under various gas concentration conditions (1-15vol% hydrogen and 3-21vol% oxygen). As a result, a stable sodium flame was observed in the jet and then formed a lifted hydrogen flame from a fuel nozzle outlet. An attached hydrogen flame on the outlet was also formed under high hydrogen concentration conditions. These flame structures seemed to be attributed to hydrogen flame propagation, which depends on the hydrogen concentration, jet temperature, and jet velocity. Additionally, the experimental results revealed ignition thresholds on the gas concentration and indicated a flammable region where the hydrogen-sodium jet combustion was more advantageous than an explosive premixed hydrogen combustion. Our study will enable the advancement of safety assessment technology in SRFs.

論文

Identification of carbon in glassy cesium-bearing microparticles using electron microscopy and formation mechanisms of the microparticles

日高 昭秀

Nuclear Technology, 208(2), p.318 - 334, 2022/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:79.86(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所事故時に放出されたガラス状セシウム含有微粒子(タイプA)の生成機構として、著者は、以前、3号機の水素爆発時に、非常用ガス処理系(SGTS)のHEPAフィルタのガラス繊維が溶融し微粒化したことが原因である可能性を指摘した。この仮説が正しければ、ガラス繊維には炭素を含むバインダが塗布され、その近くには活性炭フィルタがあるため、623K以上で自然発火する炭素は、水素爆発の短い加熱期間中に燃焼し切らず、タイプAの中またはタイプAの近くに残っている可能性がある。従来の類似研究は、粒子固定用に炭素テープを用いていたため炭素の同定が困難であった。そこで、本研究では炭素以外のテープと電子プローブマイクロアナライザ(EPMA)を用いて測定を行った。その結果、タイプAはバインダ由来の炭素を含み、タイプAに付随する非球形粒子やタイプAを覆う被膜には、活性炭フィルタ起源と考えられる炭素を含むことを確認した。この結果は、従来の生成機構では説明できず、著者が提案した仮説によって説明可能である。タイプAの生成機構を決定するのは時期尚早かもしれないが、本情報は生成機構の温度条件を制限するのに有用と考えられる。

報告書

ラドンを代表としたアルファ核種の吸入による内部被ばくの横断的生体影響評価(委託研究); 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

廃炉環境国際共同研究センター; 岡山大学*

JAEA-Review 2021-028, 57 Pages, 2021/11

JAEA-Review-2021-028.pdf:1.94MB

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「ラドンを代表としたアルファ核種の吸入による内部被ばくの横断的生体影響評価」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。本研究は、廃炉工程で発生する$$alpha$$ダスト対策に係る被ばく影響評価を目的としている。すでに先行研究の多い$$alpha$$線放出核種のラドンを用い、体内で$$alpha$$線を放出した際に周辺細胞に与える影響の推定と組織レベル・個体レベルでの生物学的応答を検討する。研究組織の分野横断的な有機的連携により、$$alpha$$線放出核種の内部被ばくによる健康影響評価モデルの構築を目指す。

論文

Hydrogen permeation property of bulk cementite

足立 望*; 上野 春喜*; 尾上 勝彦*; 諸岡 聡; 戸高 義一*

ISIJ International, 61(8), p.2320 - 2322, 2021/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.34(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

This study investigated the hydrogen permeation property of cementite by fabricating bulk cementite sample using the process combining the mechanical ball milling and subsequent pulse current sintering. The bulk cementite sample having a 96 vol% of cementite was successfully fabricated. The prepared bulk cementite showed no signal of hydrogen permeation during the 3.5 day of electrochemical hydrogen permeation test. The morphology of blister formed in the sample indicated that diffusion coefficient of hydrogen in cementite is very small.

論文

Development of a membrane reactor with a closed-end silica membrane for nuclear-heated hydrogen production

Myagmarjav, O.; 田中 伸幸; 野村 幹弘*; 野口 弘喜; 今井 良行; 上地 優; 久保 真治; 竹上 弘彰

Progress in Nuclear Energy, 137, p.103772_1 - 103772_7, 2021/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:85.19(Nuclear Science & Technology)

Hydrogen production from nuclear energy has attracted considerable interest as a clean energy solution to address the challenges of climate change and environmental sustainability. With respect to the large-scale and economical production of hydrogen using nuclear energy, the thermochemical water-splitting iodine-sulfur (IS) process is a promising method. The IS process uses sulfur and iodine compounds to decompose water into its elemental constituents, hydrogen and oxygen, by using three coupled chemical reactions: the Bunsen reaction; sulfuric acid decomposition; and hydrogen iodide (HI) decomposition. The decomposition of HI is the efficiency-determining step of the process. In this work, a membrane reactor with a silica membrane closed on one end was designed, and its potential for hydrogen production from HI decomposition was explored. In the reactor-module design, only one end of the membrane tube was fixed, while the closed-end of the tube was freely suspended to avoid thermal expansion effects. The closed-end silica membranes were prepared for the first time by a counter-diffusion chemical vapor deposition of hexyltrimethoxysilane. In application, HI conversion of greater than 0.60 was achieved at a decomposition temperature of 400$$^{circ}$$C. Thus, the membrane reactor with closed-end silica membrane was shown to produce a successful equilibrium shift in the production of hydrogen via HI decomposition in the thermochemical IS process.

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