Corrosion behavior of extra-high-purity Type 316 austenitic stainless steel in a liquid lead-bismuth eutectic with oxygen saturation or low oxygen concentrations

入澤 恵理子; 加藤 千明

Corrosion Science, 256, p.113173_1 - 113173_16, 2025/11

https://doi.org/10.1016/j.corsci.2025.113173

This study investigates the corrosion behavior of extra-high-purity Type 316 austenitic (316EHP) stainless steel with reduced impurity segregation at the grain boundaries in a liquid lead-bismuth eutectic (LBE) at 530C to evaluate (1) the resistance of the steel to intergranular oxidation in the LBE with oxygen saturation and (2) its dissolution corrosion resistance at lower oxygen concentrations than the equilibrium oxygen potential of magnetite. Under oxygen saturation conditions in the LBE, 316EHP generated protective uniform oxide layers without severe intragranular oxidation. Compared with the case of the conventional 316L stainless steel, enhanced Cr diffusion along the grain boundaries in 316EHP considerably improved the intergranular-oxidation resistance of the steel. However, in the LBE with a low oxygen concentration, 316EHP exhibited high susceptibility to dissolution corrosion, thus undergoing a rapid intergranular attack particularly for short exposure durations, and island-like ferritic particles were formed for long exposure durations. Future studies should explore the optimal oxygen concentrations for oxide scale formation and the long-term corrosion behavior of the steel in dynamic LBE systems.

障害物等による劣悪環境下でも通信可能なパッシブ無線通信方式の開発(委託研究); 令和5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; 横浜国立大学*

JAEA-Review 2025-025, 90 Pages, 2025/10

JAEA-Review-2025-025.pdf:5.59MB

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5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、「障害物等による劣悪環境下でも通信可能なパッシブ無線通信方式の開発」の令和5年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、障害物が多い環境での無線通信システム実現を目指し、基地局やセンサノード(SN)、位置特定アルゴリズム、電磁波遮蔽領域に対応する無線エリア形成手法を開発した。以下に主要な成果をまとめる。高機能アンテナを用いた方向探知性能評価として、3点法を活用した位置推定性能を定量評価した。また、センサ情報の復調システムを構築した。SNは、周波数走査型アナログ方式と周波数固定デジタル方式を開発し、通信可能距離が68m、無線充電では6mで12V充電を315分でできることを確認した。また、1,000Gyの放射線照射によるダイオード特性変化がないことを実験的に確認した。位置特定アルゴリズムの研究では、多重波電波トモグラフィーイメージング法を検討し、高分解能測定系を構築して実験室環境での有効性を確認した。原子炉建屋のCAD図面を用いたシミュレーションで必要なノード数や配置を検討した。電磁波遮蔽領域への対応では、パッチアレーアンテナと導波路アンテナを組み合わせた複合アンテナにより、SNとの通信距離を評価した。現状では通信可能距離が1.5m程度であることを確認した。

汚染可視化ハンドフットクロスモニタの要素技術開発(委託研究); 令和5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; 北海道大学*

JAEA-Review 2025-021, 63 Pages, 2025/10

JAEA-Review-2025-021.pdf:5.71MB

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5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、「汚染可視化ハンドフットクロスモニタの要素技術開発」の令和5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、「汚染可視化ハンドフットモニタ」及び「・汚染可視化クロスモニタ」の装置開発を目標としている。線シンチレータ材料として、令和4年度に引き続きAD法によるZnS(Ag)厚膜作製及び希土類錯体について検討した。AD法による厚膜作製においては、ZnS(Ag)単独粉末及びZnS(Ag)/アルミナ混合粉末によるAD成膜体について、シンチレーション特性評価を実施した。その結果、線に対する発光量は令和4年度から向上した。また、希土類錯体をポリスチレンに分散させた膜を用いて、市販プラスチックシンチレータ(サンゴバン製、BC400)よりも最大で12.5倍大きいシンチレーション強度を得た。線撮像技術の開発においては、新規シンチレータの評価を重点的に行った。AD法によるZnS膜については5分測定で、希土類錯体については1分測定で線の分布を確認できた。ホスウィッチ用シンチレータの開発では、La-GPS多結晶体薄板の製造工程における、成形用金型、焼結条件、切断工程、アニール条件、研削/研磨工程を最適化し、50mm角のLa-GPS多結晶薄板をほぼルーチンに製造する工程を確立した。また、線検出用材料として、十分な性能を発揮できることを確認した。・汚染可視化クロスモニタの開発では、現場での使い勝手も含めた改善点を抽出・改良型の装置に反映した。さらに、試作したクロスモニタの基本性能を評価し、線エネルギーと位置分布情報を得た。ホスウィッチ検出器の評価試験では、検出器出力波形の全積分と部分積分から、線と線を明確に弁別することに成功した。

Oxygen potential and oxygen diffusion data for guiding the manufacture of MOX fuel for fast neutron reactors

Vauchy, R.; 堀井 雄太; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 砂押 剛雄*; 中道 晋哉; 齋藤 浩介

Journal of Nuclear Materials, 616, p.156115_1 - 156115_16, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2025.156115

Controlling the Oxygen/Metal ratio during the sintering of uranium-plutonium mixed oxide fuels is strategic, especially for Fast Neutron Reactors. Within the frame of understanding the reduction of MOX during its sintering, new oxygen potential data and oxygen chemical diffusion coefficients of UPuAmO were determined by thermogravimetry between 1773 and 1923 K on elongated cylindrical dense pellets. An innovative experimental protocol was developed to correlate oxygen chemical diffusion to Oxygen/Metal ratio ranges, and thus to the underlying defect chemistry. Oxygen self-diffusion coefficients were also obtained by combining the oxygen chemical diffusion coefficients with defect chemistry. These new data provide a better understanding of the mechanisms and kinetics of MOX reduction during its manufacturing as a sodium-cooled fast reactor fuel.

Corrigendum to "Neutron diffraction study on the deuterium composition of nickel deuteride at high temperatures and high pressures" [Phys. B Condens. Matter. 587 (2020) 412153]

齊藤 寛之*; 町田 晃彦*; 服部 高典; 佐野 亜沙美; 舟越 賢一*; 佐藤 豊人*; 折茂 慎一*; 青木 勝敏*

Physica B; Condensed Matter, 714, p.417234_1 - 417234_3, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.physb.2025.417234

「高温高圧下における重水素化ニッケルの重水素組成に関する中性子回折研究[Phys. B Condens. Matter. 587 (2020) 412153]」の正誤表を記した。

福島第一原子力発電所の廃止措置における放射性エアロゾル制御及び除染に関する研究(委託研究); 令和5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 2025-015, 73 Pages, 2025/09

JAEA-Review-2025-015.pdf:5.9MB

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5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、「福島第一原子力発電所の廃止措置における放射性エアロゾル制御及び除染に関する研究」の令和3年度から令和5年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、英国研究者との協力の下、高度な粒子検出及び特性評価システムとエアロゾルの分散制御を同時に組み込んだ安全なレーザー除染システムの開発を目指している。エアロゾル分散制御については、単純な機械的封じ込めフードから光学レーザーシールドに至るまでの新しい封じ込め方法を共同で調査する。日本側は、レーザー切断及び除染用途での放射線リスクを低減するため、ウォーターミストとウォータースプレーの利用に基づく放射性分散制御方法を開発する。英国側から提供されたエアロゾル粒子のデータに基づき、エアロゾルスクラビングの効率を高める可能性を調査する。また、エアロゾル粒子とウォーターミスト粒子の間の引力向上させるための電荷付与の効果を確認する。英国側は、エアロゾルのレーザー閉じ込め法を開発しており、スプレースクラビングにおいてエアロゾル粒子とミストの凝縮を改善するための実験を行う。エアロゾル除去技術と戦略の開発は、包括的な実験と計算研究によって実行される。実験はUTARTS(東京大学エアロゾル除去試験施設)で行われ、レーザー除染や切断とスプレー操作の同時作業等を検証する。また、CFDモデルのより適切な検証を実行できる高空間分解能データを取得するためエアロゾル測定を実施する。検証済みのCFDモデルは、効果的で安全な除染及び廃炉計画を作成するために、様々なレーザー操作シナリオで確認する。最終年度においては、実スケールでの作業及び除染効果を検証するため、モックアップ試験を実施し、本研究により構築した除染システムを評価検証する。

燃料デブリ周辺物質の分析結果に基づく模擬デブリの合成による実機デブリ形成メカニズムの解明と事故進展解析結果の検証によるデブリ特性データベースの高度化(委託研究); 令和5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; 福井大学*

JAEA-Review 2025-007, 120 Pages, 2025/09

JAEA-Review-2025-007.pdf:8.13MB

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5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、「燃料デブリ周辺物質の分析結果に基づく模擬デブリの合成による実機デブリ形成メカニズムの解明と事故進展解析結果の検証によるデブリ特性データベースの高度化」の令和3年度から令和5年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、酸化物デブリの形成条件の推定研究として、ガス浮遊法や微小な穴を持つタングステンパイプから溶融・噴出させる方法によりウランを含有する模擬燃料粒子を合成し、その生成条件と性状をまとめた。また、JAEAによりサンプリングデータに基づき作成された凝固パス図を再現し、鉄の挙動が熱力学予測と少し異なる結果などを得た。金属デブリの混合・溶融・凝固状態の評価では、溶融させた金属デブリのステンレスへの落下試験や溶融ステンレスの模擬金属デブリへの落下試験を行いその生成物を分析した。その結果ステンレス鋼温度が1000C程度の場合は溶融金属のZr濃度に関わらず薄い反応相を形成してステンレス鋼損傷が抑制されることがわかり、またBC及びジルカロイのステンレス鋼融体への溶出速度を定量化した。さらに、ステンレス鋼とZrの混合物の各種圧力容器部材や溶接部材との反応速度データを拡充し、大型試験体系での解析可能な簡素化反応速度式を提案した。また、圧力容器下部の材質を参照した大型試験体の実験と反応速度式より、溶融金属と圧力容器構造材との反応による圧力容器下部破損挙動や溶融物流出挙動を評価した。さらに、圧力容器下部におけるデブリ再溶融過程でのウラン化合物とステンレス鋼等の金属物質の反応試験データを拡充し、金属デブリ層へのウラン移行挙動を評価した。また、試験技術の整備として、二酸化ウランとZrと金属との半溶融模擬デブリの合成と分析、CCIM炉とガス浮遊炉を用いた少量のウランの模擬燃料デブリ合成試験の検討を行った。

Negligible tritium accumulation in Japanese flounder from treated water released from Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; A Numerical simulation study

池之上 翼; 谷 享*; 川村 英之; 佐藤 雄飛*

Environmental Science & Technology, 7 Pages, 2025/09

https://doi.org/10.1021/acs.est.5c04474

2023年以降、福島第一原子力発電所(1F)事故由来のトリチウムを含むALPS処理水が海洋放出されている。福島沿岸で採取された海産物のモニタリングの結果はトリチウム濃度の増加はごくわずかであることが示した。しかし、このモニタリングには、データ公開の遅れやサンプル数の制限といった制約がある。したがって、海産物に高濃度のトリチウムが蓄積する可能性を正確に評価するためには、予測による推定が必要である。本研究では、数値シミュレーションを用いて福島沿岸におけるヒラメ中トリチウム濃度を推定した。この推定では、トリチウム水(HTO)の海洋拡散モデルと海洋生物へのトリチウム移行モデルを組み合わせた。ヒラメへのトリチウムの蓄積は、生物中に長期間留まるトリチウムの化学形態である有機結合型トリチウム(OBT)として評価された。まず、海洋拡散モデルの再現性を福島沿岸の実測データを用いて検証し、計算結果と実測データとがよく一致することを確認した。次に、1Fからのトリチウム放出量を仮想的に最大と設定した場合のヒラメ中OBT濃度を推定した。その結果、1Fから100km以内の距離の場所であっても、OBTの最大濃度は環境水中のトリチウムの自然レベルと同程度であることが示された。また、本研究で推定されたヒラメ中OBT濃度の最大値に基づくと、ヒラメの摂取による内部被ばく量は無視できるレベルであった。

Simple technique for the preparation of uranium-impregnated porous silica particles and their application as working standard particles for analysis of the safeguards environmental samples

富田 純平; 富田 涼平; 鈴木 大輔; 安田 健一郎; 宮本 ユタカ

Journal of Nuclear Science and Technology, 12 Pages, 2025/09

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2557376

A simple method for preparing uranium particles by impregnating uranium into porous silica particles was developed for use as particulate isotopic working standards. Isotopic standard solutions of uranium were prepared by acid digestion of uranium isotopic standard powder (CRM U100 and U850 from NBL) and then impregnated into the porous silica particles. The impregnation of uranium into the porous silica particles was observed by scanning electron microscopy-energy dispersive X-ray spectroscopy and large-geometry secondary-ion mass spectrometry analyses. The abundances of uranium isotopes determined by multicollector thermal ionization mass spectrometry agreed with the certified values, and no significant bias was found between the measured and certified values. These results indicate this new method for preparing uranium-impregnated particles has the potential to be applied to the preparation of in-house particulate isotopic standards.

Analysis of uranium, plutonium and fission product nuclides in process solution during flush-out for decommissioning of reprocessing plant

山本 昌彦; 堀籠 和志; 後藤 雄一; 田口 茂郎; 久野 剛彦

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.387 - 392, 2025/09

https://dx.doi.org/10.15669/pnst.8.387

東海再処理施設(TRP)では本格的な廃止措置に向けて工程洗浄を実施し、2024年2月に完了した。TRPの主要工程には核物質が残存しているため、高放射性廃液貯槽への移送及びウラン溶液の三酸化ウランへの転換により核物質を回収し、硝酸及び純水による関連工程を洗浄した。この作業では、核物質管理の計量管理のため、工程洗浄の状況に応じてウラン、プルトニウムを同位体希釈質量分析法、重量分析法、分光光度法、アルファ線計数法などの分析法で実施した。また、将来の系統除染に備え、洗浄液中のガンマ線放出核種を高純度ゲルマニウム検出器で測定した。本報告書は、これら再処理施設の工程洗浄にかかわる分析及びその結果をまとめたものである。