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-isosaccharinic acid小林 大志*; 佐々木 隆之*; 北村 暁
Journal of Chemical Thermodynamics, 138, p.151 - 158, 2019/11
イソサッカリン酸共存下における4価および6価ウランの溶解度を、水素イオン濃度指数(pH
)6
13、イソサッカリン酸濃度10
10
mol/dm
の範囲で調査した。ウラン(IV)溶解度のpHおよびイソサッカリン酸濃度依存性から、pH 612における支配的な溶存化学種はU(OH)
(ISA)
と考えられた。また、ウラン(VI)については、pH 712における支配的な溶存化学種がUO(OH)
(ISA)であると考えられた。ウラン(IVおよびVI)のイソサッカリン酸錯体の生成定数を、溶解度データの最小二乗適合により算出した。得られた錯生成定数を用いることで、イソサッカリン酸共存下におけるウラン(IVおよびVI)の溶解度を熱力学的に説明できることがわかった。
Cs in organic layer and mineral soil in Japanese forests; Four-year observation and model analysis武藤 琴美; 安藤 麻里子; 松永 武*; 小嵐 淳
Journal of Environmental Radioactivity, 208-209, p.106040_1 - 106040_10, 2019/11
福島第一原子力発電所事故により森林に沈着した放射性Csによる長期的な放射線のリスクを評価するためには、森林の表層土壌における放射性Csの挙動を明らかにすることが重要である。本研究では、事故後4.4年間で5回、福島県内の植生の異なる森林5地点において放射性Csの鉛直分布の調査を行い、モデル計算の結果との比較を行った。また、欧州の森林における文献値と比較を行い、日本の森林における有機物層と表層土壌における放射性Csの移行特性を考察した。調査の結果、有機物層から鉱物土壌へのCs移行は欧州よりも早く、日本の森林ではCsの移動度や生物利用性が急速に抑制されることが示唆された。鉱物土壌中のCs拡散係数は0.042-0.55cm
y
と推定され、日本と欧州で同程度であった。これらのパラメータを用いた予測計算では事故から10年後ではCsは主に表層鉱物土壌に分布していることが示され、森林に沈着した放射性Csは表層土壌に長期的に保持されることが示唆された。
バックエンド技術部
JAEA-Review 2019-011, 91 Pages, 2019/10
JAEA-Review-2019-011.pdf:5.25MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2017年度(2017年4月1日から2018年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。
Savage, D.*; Wilson, J.*; Benbow, S.*; 笹本 広; 小田 治恵; Walker, C.*; 川間 大介*; 舘 幸男
Applied Clay Science, 179, p.105146_1 - 105146_10, 2019/10
本研究では、モンモリロナイトの安定性における温度及び溶液中のシリカ活量の影響に係る天然事例について評価を試みた。異なる熱力学データベースを用いた熱力学的モデルにより、モンモリロナイトの安定領域は、0140
Cの温度領域であると推測された。一方、溶液中のシリカ活量が低い場合、モンモリロナイトの安定領域の一部は、イライトが安定な領域に変わることも示唆された。また、日本の沖合におけるODPサイトで得られた堆積物中の間隙水や鉱物組成に係るデータでは、60C程度の温度までは、モンモリロナイトと非晶質シリカが安定であるが、より高温の条件では、イライトと石英の組み合わせが安定であることも示唆された。一方、百万年を越えるような長期においても、80Cよりも低温の条件では、スメクタイトの一種であるモンモリロナイトは、イライトに変換されないことも示唆された。
川端 邦明; 大隅 久*; 大西 献*
日本機械学会誌, 122(1211), p.16 - 17, 2019/10
本稿では、2019年5月にJヴィレッジホテルにおいて開催されたInternational Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2019)のうち、われわれが担当したTrack3; Robot technology, remote control systemにおいて企画されたキーノートスピーチやテクニカルセッション関する報告および遠隔操作技術の周辺状況についての解説を行った。
麻生 智一; 達本 衡輝*; 大都 起一*; 川上 善彦*; 小守 慎司*; 武藤 秀生*; 高田 弘
JAEA-Technology 2019-013, 77 Pages, 2019/09
JAEA-Technology-2019-013.pdf:5.59MB
大強度陽子加速器施設(J-PARC)物質・生命科学実験施設において1MWの陽子ビームで駆動する核破砕中性子源では、水銀ターゲットで発生した高速中性子を冷中性子に冷却するために、液体水素(1.5MPa, 20K以下)を3基のモデレータに供給し、そこで発生する核発熱(3.8kW)を強制方式で冷却する低温水素システムを備えている。この低温水素システムでは、核発熱に伴う系内の圧力変動を低減するためにベローズ構造で圧力を吸収するアキュムレータを採用していることが特徴である。しかしながら、初期に使用したベローズで不具合が生じたため、高耐圧, 長寿命のアキュムレータが必要となった。厚肉プレートによる高耐圧性を有する溶接ベローズ(内ベローズ)の要素技術開発を行い、最適条件を見出すことができた。内ベローズの試作機を製作し、2MPaの圧力印加を繰り返す耐久試験により、設計寿命(1万回以上)を満たすことを確認した。また、その製作法による内ベローズを導入したアキュムレータの組立時、溶接歪等によって内ベローズの機能性や寿命に影響しないように、水平・垂直度を0.1以内に抑えた。改良したアキュムレータは既に約25,000時間(繰り返し伸縮約16,000回(運転中40mm伸縮の設計寿命は50万回))の運転を実現できており、2019年1月現在、500kWビーム出力で運転中である。2018年7月には932kWビーム入射した運転を行い、アキュムレータの圧力変動抑制機能が設計どおりの性能を有することを確認し、今後の高出力において安定運転ができる見通しを得た。
小野 正人; 小澤 太教; 藤本 望*
JAEA-Technology 2019-012, 15 Pages, 2019/09
JAEA-Technology-2019-012.pdf:2.83MB
HTTRでは、原子炉の起動及び広領域中性子検出器の計数率の確認を目的として、起動用中性子源
Cfを用いているが、半減期が約2.6年と短いことから適切な時期に交換する必要がある。交換時期の推定には、広領域中性子検出器の「WRM計数率低」の警報発報を防ぐために、半減期のみならず、ゆらぎを考慮する必要がある。このため、広領域中性子検出器の計数率と標準偏差の関係式等から計数率の最小値を予測する手法を考案した。本手法を用いて広領域中性子検出器の計数率の変化を予測した結果、計数率が3.0cpsに低下するのが2022年、1.5cpsに低下するのが2024年となり、2024年までに交換を完了する必要があることが明らかとなった。
原子力人材育成センター
JAEA-Review 2019-009, 65 Pages, 2019/09
JAEA-Review-2019-009.pdf:5.56MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力人材育成センターにおける平成29年度の活動をまとめたものである。
古澤 彰憲; 竹仲 佑介; 西村 昭彦
Applied Sciences (Internet), 9(17), p.3544_1 - 3544_12, 2019/09
本研究の狙いは、鉄筋と周囲のコンクリートの密着性が、鉄筋を伝播する超音波に与える影響を実験的に調査し、鉄筋コンクリートの腐食劣化の検査法への適用可能性を示すことである。最初に、密着性の異なる鉄筋コンクリートの試験体をもちいて、密着の有無と密着強度の劣化が鉄筋を伝播する超音波に与える影響について実験・調査する。次に、健全な鉄筋コンクリート試験体を加速腐食試験に供し、腐食の程度に伴って変化する超音波の波形について実験・調査する。得られた超音波の波形は周波数解析と群速度分散極性の解析解との比較検討を行い、鉄筋の腐食劣化の検査法への適用の観点から重要な事項について議論する。最後に、腐食劣化による鉄筋と周囲のコンクリートの密着性の変化は、超音波信号の周波数領域に明瞭に表れ、鉄筋コンクリートの非破壊検査法に有効であることが分かる。
北垣 徹; 池内 宏知; 矢野 公彦; Brissonneau, L.*; Tormos, B.*; Domenger, R.*; Roger, J.*; 鷲谷 忠博
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.902 - 914, 2019/09
Characterization of fuel debris is required to develop fuel debris removal tools. Especially, knowledge pertaining to the characteristics of molten core-concrete interaction (MCCI) product is needed because of the limited information available at present. The samples of a large-scale MCCI test performed under quenching conditions, VULCANO VW-U1, by CEA were analyzed to evaluate the characteristics of the surface of MCCI product generated just below the cooling water. As a result, the microstructure of the samples were found to be similar despite the different locations of the test sections. The Vickers hardness of each of the phases in these samples was higher than that of previously analyzed samples in another VULCANO test campaign, VBS-U4. From the comparison between analytical results of VULCANO MCCI test product, MCCI product generated under quenching condition is homogeneous and its hardness could be higher than that of the bulk MCCI product.
核燃料・バックエンド研究開発部門
JAEA-Evaluation 2019-006, 122 Pages, 2019/08
JAEA-Evaluation-2019-006.pdf:8.35MB
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)」及び「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針(平成29年4月1日文部科学大臣最終改定)」、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成30年3月29日改正)等に基づき、「核燃料物質の再処理に関する技術開発(ガラス固化技術)」、「原子力施設の廃止措置及び関連する技術開発」及び「放射性廃棄物処理処分及び関連する技術開発」に関する中間評価を研究開発・評価委員会(バックエンド対策研究開発・評価委員会)に諮問した。これを受けて、バックエンド対策研究開発・評価委員会は、委員会にて評価方法を定め、「研究開発の進捗状況の妥当性」、「情勢変化に対応した研究開発の目的・目標・進め方など」、「効果・効用(アウトカム)の暫定的確認」の観点から中間評価を行い、妥当であると評価した。
玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.72 - 82, 2019/08
原子力機構では、BSAF2計画に参加し、THALES2/KICHEコードを用いた福島第一原子力発電所の事故解析結果を提供した。THALES2/KICHEコードの重要な特徴の一つとして、液相における速度論に基づくヨウ素化学をモデル化している。本報告では、BSAF2計画における共通の境界条件や仮定に加え、格納容器の破損として、ベント弁が完全に閉まらなかったために引き起こされるベントラインからの継続的な漏洩をモデル化した1号機の3週間にわたる解析結果について紹介する。本仮定に基づく解析では、原子炉冷却系や格納容器の圧力履歴を再現できており、解析期間の3週間で環境に放出されたヨウ素及びセシウムの初期インベントリに対する割合は、各々約6%及び約1%であった。
玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.100 - 111, 2019/08
JAEAでは、BSAF2計画に参加し、THALES2/KICHEコードを用いた福島第一原子力発電所の事故解析結果を提供した。THALES2/KICHEコードの重要な特徴の一つとして、液相における速度論に基づくヨウ素化学をモデル化している。本報告では、BSAF2計画における共通の境界条件や仮定に基づいた3週間にわたる2号機の解析結果、特にBSAF2計画では、2号機の事故進展に関し、3月14日の20時から15日2時の間に観測された3つの圧力容器内圧力ピークの生じた理由に着目しており、この時期の事故進展挙動を含め紹介する。また、本解析では、圧力抑制室の下部に破損を仮定し、水の漏洩を含め、格納容器圧力挙動を再現した。解析期間の3週間で環境に放出されたヨウ素及びセシウムの初期インベントリに対する割合は、各々約3%及び約0.1%であった。
中塚 亨; 前田 敏克; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1650 - 1656, 2019/08
経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)は、「福島第一原子力発電所の原子炉建屋および格納容器内情報の分析(ARC-F)」プロジェクトを新たに開始した。本プロジェクトは、OECD/NEAで先行して実施された東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故ベンチマーク解析(BSAF)プロジェクトの後継としての役割を担う。プロジェクトは、次の3つのタスクからなる。(1)事故進展解析及び核分裂生成物の移行と拡散やソースタームに関する解析の高度化(BSAF及びBSAF2プロジェクトのフォローアップ)、(2)得られたデータ・情報の集約管理、(3)将来の長期プロジェクトの検討。プロジェクトの運営は、原子力機構が行う。実施期間は、2019年1月から2021年12月までの3年間で、最終報告書は2022年に発行予定である。
Odtsetseg, M.; 岩月 仁; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 上地 優; 井岡 郁夫; 久保 真治; 野村 幹弘*; 八巻 徹也*; 澤田 真一*; et al.
International Journal of Hydrogen Energy, 44(35), p.19141 - 19152, 2019/07
Thermochemical hydrogen production has attracted considerable interest as a clean energy solution to address the challenges of climate change and environmental sustainability. The thermochemical water-splitting iodine-sulfur (IS) process uses heat from nuclear or solar power and thus is a promising next-generation thermochemical hydrogen production method that is independent of fossil fuels and can provide energy security. This paper presents the current state of research and development of the IS process based on membrane techniques using solar energy at a medium temperature of 600C. Membrane design strategies have the most potential for making the IS process using solar energy highly efficient and economical and are illustrated here in detail. Three aspects of membrane design proposed herein for the IS process have led to a considerable improvement of the total thermal efficiency of the process: membrane reactors, membranes, and reaction catalysts. Experimental studies in the applications of these membrane design techniques to the Bunsen reaction, sulfuric acid decomposition, and hydrogen iodide decomposition are discussed.
土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.521 - 532, 2019/06
In severe accident scenarios for sodium-cooled fast reactors, it is desirable to gradually consume hydrogen generated by various ex-vessel phenomena without posting a challenge to containment integrity. An effective means is combustion of hydrogen jets containing sodium vapor and mist, but previous studies have been limited to determining ignition thresholds experimentally. The aim of this study was to visualize the ignition process in detail to investigate the ignition mechanism of hydrogen-sodium mixed jets. The ignition experiments of the hydrogen jet containing sodium mist were carried out under a condition of little turbulence. The ignition process was measured with an optical measurement system comprised of a high-speed camera and an image intensifier, and a spatial distribution of luminance was analyzed by image processing. Detail observation revealed that sodium mist particles burned as scattering sparks inside the jet and that hydrogen ignited around the mist particles. Additionally, the experimental results and a simple heat balance calculation indicated that the combustion heat of sodium mist particles could ignite the hydrogen as the heterogeneous ignition source in the fuel temperature range where the mist particle formation was promoted.
中村 詔司; 北谷 文人; 木村 敦; 上原 章寛*; 藤井 俊行*
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.493 - 502, 2019/06
放射化法により
Np(n,
)
Np反応の熱中性子捕獲断面積(
)及び共鳴積分(I
)を測定した。Npの0.489eVにある第一共鳴に注意を払い、カドミウム差法において、ガドリニウムフィルタを用いて、カットオフエネルギーを0.133eVに設定してを測定した。ネプツニウム237試料を、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉にて照射した。照射位置における熱中性子束、及び熱外ウェストコット因子を決定するために、金合金線モニタ、及びコバルト合金線モニタも一緒に照射した。照射したネプツニウム237試料及びモニタ試料の生成放射能を、ガンマ線分光により測定した。ウェストコットの理論に基づき、とIを、それぞれと186.9
6.2 barn、及び100990 barnと導出した。
吉田 一雄; 玉置 等史; 吉田 尚生; 吉田 涼一朗; 天野 祐希; 阿部 仁
日本原子力学会和文論文誌, 18(2), p.69 - 80, 2019/06
再処理施設で想定される重大事故の一つに高レベル廃液貯槽の蒸発乾固事故がある。高レベル廃液には、再処理で取り除かれた核分裂生成物の硝酸塩が含まれ、それらの崩壊熱で発熱するため常時冷却する必要がある。このため全電源の喪失により冷却機能が全喪失した状態が継続した場合、廃液が沸騰しいずれ乾固する。乾固時には、廃液に含まれる硝酸塩の熱分解による脱硝反応が進行しNOxガスが発生する。本報では、硝酸-水混合蒸気系の雰囲気でのNOx系の化学種の化学変化をレビューし、それに基づき再処理施設の高レベル廃液の蒸発乾固事故での建屋区画内での熱流動及び各化学種の濃度変化の解析モデルを提案し、実規模体系での解析を試行した結果を示す。その結果を基にRuの施設外への移行量評価の高度化に向けた課題を提言する。
眞田 幸尚
日本原子力学会誌, 61(6), p.453 - 456, 2019/06
福島県で実施されている大規模な放射線モニタリングの情報を整理するとともに、福島第一原子力発電所事故直後からの線量率の変化傾向の考察および住民のニーズに応えるための放射線計測技術の新技術について紹介する。
川端 邦明; 鈴木 健太
Proceedings of 16th International Conference on Ubiquitous Robots (UR 2019) (USB Flash Drive), p.501 - 504, 2019/06
This paper describes about the current development status of a robot simulator for remote operations for nuclear decommissioning. This simulator is designed for operator proficiency training and a robot development. We implemented plug-in functions that are required to simulate the situations and the conditions for task execution for decommissioning and also utilities for enhancing convenience for the users. We describe the current prototype of the robot simulator and such implemented functions and utilities. Functional details were also introduced and illustrated in this paper.
