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Cantarel, V.; 山岸 功
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(7), p.888 - 897, 2022/07
Geopolymers are a class of material that could potentially be used for sealing and repair of damaged concrete structures. This application is important for both decommissioning activities and standard industrial applications. The purpose of this article is to investigate the interface between ordinary Portland cement and geopolymer. The surface microstructure of the cement is investigated by SEM, EDX, and micro-Raman after embedding in geopolymer or immersion in the activation solution of a geopolymer for various durations. It is found that immersion in the solution induces a dendritic carbonation profile into the cement structure following the CSH gel. On the contrary, embedding in the geopolymer creates a dense, impermeable interface with a thickness of a few micrometers. This interface is found to be dense and brittle and it decreases the permeability of the surface, preventing the penetration of silicates into the cement structure. However, this brittle interface is sensitive to dehydration and can rupture under intense drying. This phenomenon can be utilized to separate the geopolymer and cement but is concerning if the integrity of the material must be guaranteed under extreme conditions.
施設管理最適化タスクフォース
JAEA-Technology 2022-006, 80 Pages, 2022/06
JAEA-Technology-2022-006.pdf:4.24MB
2020年4月1日の原子炉等規制法改正とその経過措置を経て2020年度から始められた新しい原子力規制検査制度(新検査制度)に的確に対応するとともに、その運用状況を施設管理の継続的改善に反映していくため、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所に「施設管理最適化タスクフォース」を設置し、2020年11月から課題の整理及び改善策の検討を行った。2021年のタスクフォース活動では、新検査制度の基本方策の一つ「グレーデッドアプローチ」を考慮しつつ、「保全重要度分類とそれに基づく保全方式及び検査区分」並びに「施設管理目標(保安活動指標PI)の設定及び評価」について課題を整理した上で具体的な改善提案を取りまとめた。これら検討結果については、原子力科学研究所の所管施設(試験研究炉、核燃料使用施設、放射性廃棄物取扱施設)の施設管理に適宜反映し、その運用状況を踏まえ更なる改善事項があれば、翌年度以降の活動に反映していくこととする。
and GeO liquids河口 宗道; 宇埜 正美*
Journal of Crystal Growth, 585, p.126590_1 - 126590_7, 2022/05
過冷却ケイ酸塩,SiO,GeO融液中の11種類の酸化物または混合酸化物の結晶化におけるフェーズフィールド易動度
と結晶成長速度をフェーズフィールドモデル(PFM)を用いて計算し、の物質依存性を議論した。実験の結晶成長速度と
のPFMシミュレーションから得られた結晶成長速度の比は、両対数プロットで結晶成長における固液界面プロセスの
のべき乗に比例した。また
のパラメータ
と
は
m
J
s,
であり、材料に固有の値であることが分かった。決定されたを用いたPFMシミュレーションにより、実験の結晶成長速度を定量的に再現することができた。は
における単位酸素モル質量あたりの陽イオンモル質量の平均の拡散係数と両対数グラフで比例関係にある。は化合物中の酸素モル質量あたりの陽イオンのモル質量の総和
に依存する。
では、陽イオンのモル質量が大きくなるにつれては小さくなる。陽イオンのモル質量は陽イオンの移動の慣性抵抗に比例するため、は陽イオンのモル質量の逆数で減少する。
の重い陽イオンのケイ酸塩の結晶化では、は約
で飽和し、
となる。
Cs fallout太田 雅和; 小嵐 淳
Science of the Total Environment, 816, p.151587_1 - 151587_21, 2022/04
福島第一原子力発電所事故の影響を受けた森林では、沈着したCsによる樹木汚染が問題となっている。しかしながら、森林内の各Cs移行過程が樹木(特に、福島の林業で重要な資源である幹木部)の汚染に及ぼす影響については、十分な理解が得られていない。本研究では、森林樹木-リター層-土壌系におけるCsの動態を計算するモデルを提案し、これを福島県内のスギ植林地および天然のブナ林に適用した。モデル計算の結果および計算と現地観測の結果の比較から、森林内の各Cs移行過程が樹木の汚染に及ぼす影響が明示された。森林に沈着したCsの樹木への移行においては、事故時に葉あるいは樹皮に補足されたCsの表面からの取り込みがそのほとんど(
99%)を占めることが示された。一方で、根による土壌中Csの取り込みは少なく、事故後の50年間にわたり、表面からの取り込みよりも数桁小さい値を保つことが示された。これらの結果、樹木の内部汚染が、事故直後に樹木表面から取り込まれたCsの内部再循環(転流)によって引き起こされることが分かった。樹皮を介した表面からの取り込みの重要性も明らかとなり、樹木によるCs取り込みの100%(事故時に葉が無かったブナ)あるいは30%(事故時に展葉していたスギ、残りの70%は葉の表面からの取り込み)を占めた。試験地の樹木について、2021年現在では、Csの放射壊変と樹木成長に起因する希釈効果の影響によって樹幹木部のCs放射能濃度が年あたり3%で低下していることが示された。
鳥川 智旦*; 大平 直也*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 松下 健太郎; 江連 俊樹; 田中 正暁
混相流, 36(1), p.63 - 69, 2022/03
ナトリウム冷却高速炉(SFR)において、炉容器上部プレナム内の自由界面で、自由表面渦によるカバーガス巻込みが発生し、巻き込まれたガスが炉心を通過することで炉出力の擾乱を生じる可能性がある。そのため、巻き込みガスの流量を正確に予測するための評価モデルの開発が重要となる。既往研究における単一渦のガス巻込み試験では、一般的に、ガス巻込みは上部タンクの自由表面渦によって引き起こされ、吸込み管によって下部タンクにおいてガスが液体から分離される。しかし、これらの研究では、上部タンクと下部タンクとの間の圧力差の影響に着目していない。本研究では、上下部タンク間の圧力差の影響に着目した単一渦のガス巻込み試験を行った。上部タンクと下部タンクとの圧力差は、下部タンクのガス圧力を変更して制御した。その結果、上部タンクと下部タンクの圧力差が増加するにつれ、巻込みガス流量も増加することが分かった。また、吸込み管内の旋回環状流の可視化により、巻込みガス流量が増加すると吸込み管内の圧力降下が大きくなることが分かり、旋回環状流領域における圧力降下に基づいた評価モデルによってガス巻込み流量を予測できることが示唆される。
三輪 一爾; 行川 正和*; 島田 太郎; 武田 聖司
MRS Advances (Internet), 7(7-8), p.165 - 169, 2022/03
本研究では、地表流と土砂移動により生じる地表面における核種移行を土中の鉛直核種濃度と粒径に応じた核種濃度を考慮して評価する方法を作成した。作成した核種移行評価法により、水平方向に均一なCs-137の初期汚染分布を有する仮想的なサイトにおいて1年間の核種移行評価を実施した。その結果、Cs-137がサイト内の窪地に集中することにより初期汚染分布濃度と比較して20%程濃度が上昇した。また、地表面における核種移行により、初期汚染分布の総核種量の0.18%が海洋へ流出した。これらの結果から、廃止措置終了確認における被ばく線量評価において地表面における核種移行を考慮することで、サイト内における外部被ばく線量の上昇と海洋へ流出した核種による水産物摂取による内部被ばく線量の上昇の可能性が示唆された。
Dehbi, A.*; Cheng, X.*; Liao, Y.*; 岡垣 百合亜; Pellegrini, M.*
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 15 Pages, 2022/03
Nuclear degraded cores produce fission product aerosols that may reach the environment if not removed by natural processes and/or filtering equipment. The transport paths of aerosols usually include transits through stagnant water pools. It is therefore essential to develop computational tools to predict the aerosols retention by water pools. Currently, this is mostly done with 1-D lumped-parameter codes that are too simplistic to capture the physics. It is hence worthwhile to attempt the CFD approach, which has recently become reasonably mature to address bubble hydrodynamics in low momentum two-phase flows. In this first comparative exercise, we restrict the investigation to a hypothetical parallelepiped water pool (2
28 cm
) into which air is injected through a circular 4 mm ID orifice at low velocity of 0.2 m/s. We present predictions of the gas phase dynamics (void and velocity profiles) for both Euler-Euler and Interface Tracking (IT, Volume-of-Fluid (VOF)) methodologies. In addition, we compare bubble shape, volume and detachment frequency from various IT simulation codes (CFX, Fluent, Star-CCM+, OpenFOAM). Reasonable agreement is found between IT simulations near the injector, but discrepancies increase as one moves towards the free surface. The disagreement between the Euler-Euler and IT results is substantial throughout the domain. Future studies will consist of validation exercises against experimental data to highlight potential model deficiencies and point to ways of remedying them.
堀口 直樹; 吉田 啓之; 山村 聡太*; 藤原 広太*; 金子 暁子*; 阿部 豊*
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 14 Pages, 2022/03
In severe accidents of nuclear reactors, molten fuel and structural materials leak out of the pressure vessel into the water pool on the pedestal floor. If the water pool is shallow, the molten material enters the shallow pool as a liquid jet, disperses as debris, spreads over the floor, and it cooled by fuel-coolant interaction (FCI). Numerical simulations and experiments with state-of-the-art visualization techniques are developed and used to consider the thermal-hydraulic behavior of the liquid jet as a debris jet. By performing these simulations and experiments, we obtain detailed 3-dimensional shapes of the liquid jet interfaces. However, to evaluate the thermal-hydraulic behavior of the liquid jet, we require not only 3-dimensional shapes but also the velocity and size of dispersed liquid. We have developed a dispersed phase tracking method by using time-series data of 3-dimensional shapes of the melt interface obtained by numerical simulations or experiments to obtain these data. Firstly, we verified the applicability of the developed method by applying a simple system. Next, we applied the method to the numerical results of a liquid jet entering a shallow pool by TPFIT. The results show that the liquid jet entering the shallow pool reproduces the dispersion behavior of the fragments. The generated fragments were quantitively confirmed to have curved and rotational trajectories with complex nonlinear motions. In the relationship between the volume equivalent diameter of the fragments and the magnitude of velocity, it was confirmed that the larger the equivalent diameter, the smaller the velocity fluctuation.
小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
原子力機構では、軽水炉燃料の安全性評価において必須である限界熱流束の評価において、新型燃料設計にかかわる大型モックアップ試験によるコストの削減や、想定外事象に対応するためにモックアップ試験の試験範囲よりも幅広い範囲において、限界熱流束を機構論に基づき評価する研究に着手している。本研究では、機構論的流動解析手法であるJUPITERを用いて、スワールベーンおよびスプリットベーン付きの燃料集合体内の国際ベンチマーク問題を対象とした単相流解析および同体系における二相流解析を実施し、各種ベーンによる流動場および気泡挙動に与える効果、解析における課題の抽出を行った結果を報告する。
Rizaal, M.; 三輪 周平; 鈴木 恵理子; 井元 純平; 逢坂 正彦; Gou
llo, M.*
ACS Omega (Internet), 6(48), p.32695 - 32708, 2021/12
This paper presents our investigation on cesium and iodine compounds revaporization from cesium iodide (CsI) deposits on the surface of stainless steel type 304L, which were initiated by boron and/or steam flow. A dedicated basic experimental facility with a thermal gradient tube (TGT) was used for simulating the phenomena. The number of deposits, the formed chemical compounds, and elemental distribution were analyzed from samples located at temperature range 1000-400 K. In the absence of boron in the gas flow, it was found that the initial deposited CsI at 850 K could be directly re-vaporized as CsI vapor/aerosol or reacted with the carrier gas and stainless steel (Cr
O layer) to form CsCrO
on the former deposited surface. The latter mechanism consequently gave a release of gaseous iodine that was accumulated downstream. After introducing boron to the steam flow, a severe revaporization of iodine deposit at 850 K occurred (more than 70% initial deposit). This was found as a result of the formation of two kinds of cesium borates (CsBO
5HO and CsB
O
4HO) which contributed to a large release of gaseous iodine that was capable of reaching outlet of TGT (
400 K). In the case of nuclear severe accident, our study have demonstrated that gaseous iodine could be expected to increase in the colder region of a reactor after late release of boron or a subsequent steam flow after refloods of the reactor, thus posing its near-term risk once leaked to the environment.
廃炉環境国際共同研究センター; 電気通信大学*
JAEA-Review 2021-025, 33 Pages, 2021/11
JAEA-Review-2021-025.pdf:1.68MB
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、令和元年度に採択された「動作不能からの復帰を可能とする多連結移動ロボットの半自律遠隔操作技術の確立」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。本研究の大目的は、多連結移動ロボット共通の課題である関節部のスタック状態からの復帰方法の確立である。この大目的に対し、本研究ではシステムの冗長性を巧みに利用することにより、多連結移動ロボットがスタック状態から復帰するための制御方法の提案を行う。さらに、提案制御則を利用するためのインタフェースとして、スタック状態を認識できるような描画インタフェース、提案制御の目標指示を行うための操作インタフェースの開発を行い、検証用実機を用いてその有効性を検証する。
安全・核セキュリティ統括部 安全・環境課
JAEA-Review 2021-005, 209 Pages, 2021/11
JAEA-Review-2021-005.pdf:6.92MB
日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)は、2019年度の環境配慮活動について、「環境情報の提供の促進等による特定事業者等の環境に配慮した事業活動の促進に関する法律」に基づき「環境報告書2020」を作成し、2020年9月に原子力機構のホームページで公表した。本報告書は、環境報告の信頼性を高めるためにその情報の検証可能性を確保し、また、原子力機構における環境配慮活動の取組を推進する手段として、環境報告書に記載した環境関連情報の根拠となる2019年度の環境報告関連データ及び他のさまざまな環境配慮活動の関連情報を取りまとめたものである。
(X = 1, 2)城戸 健太朗
International Journal of Quantum Chemistry, 121(21), p.e26781_1 - e26781_15, 2021/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.04(Chemistry, Physical)Ruthenium tetroxide (RuO
) is one of chemical species of fission products assumed to be released to the environment during a severe accident of nuclear facilities and a target compound to assess the amount produced, reactivity, mobility and release timing. In this article, the NO (X = 1, 2) adduct formation of RuO has been investigated, based on the potential energy curve (PEC) evaluated by UM06, UTPSSh, CASSCF, and CASPT2 methods. At several stationary points, CCSD and LR-CCSD(T) energies are also computed for a comparison. The PEC shows that there is an activation barrier to form the NO adduct and that the process is endothermic in terms of free energy. In the system, the electron transfer occurs from NO to RuO when the bond between the nitrogen and oxo ligand is formed. It has been discussed in detail using active orbitals, weight of electron configurations and spin population obtained by CASSCF.
Guglielmi, Y.*; 青木 和弘; Cook, P.*; Soom, F.*; Cappa, F.*; 田中 遊雲
Tectonophysics, 819, p.229084_1 - 229084_22, 2021/11
2011年Mw6.7の福島県浜通り地震に伴う地表断層の再活性化メカニズムについて、ボーリング孔への注水試験を実施し、検討した。本研究では、断層のリアクティベーションのために、2つの断層区間を選択した。1つは地震時に地表変位が現れた塩ノ平サイト、もう1つは地震時に変位しなかった区間である水上北サイトである。断層の上下を密閉したボーリング孔に注水を行うことで、断層を固定している断層面の有効応力を段階的に減少させ、断層を破壊させる。この断層が破壊している間に、ボーリング孔の変位,流体圧,注入流量を連続的にモニターした。取得したデータを水理-力学連成モデルを用いて解析し、断層の再活性化モードを検討した。その結果、塩ノ平サイトでは、純粋なダイラタントスリップ応答を示したが、水上北サイトでは、断層の高い摩擦強度、粘着力に関連した複雑な応答を示した。また、塩ノ平サイトのすべりの解析から、塩ノ平断層の摩擦がすべり速度に基づくクーロン破壊として合理的にモデル化され、室内試験で求めた摩擦係数と整合的であった。本研究では、同一断層系の2つのセグメント間で、断層の物理的性質や破断メカニズムに大きな違いがあることを明らかにし、大規模地震時の地表破断の影響等の地震ハザードをより適切に評価するための展望を開くことができた。
田村 文彦
加速器, 18(3), p.151 - 160, 2021/10
J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)の 低電力高周波(LLRF)制御システムは大強度ビームの加速に重要な役割を果たしている。初期システムは、10年以上にわたって大きな問題もなく順調に稼働していたが、システムに搭載されている古いFPGAの陳腐化により、長期的なメンテナンスが困難となった。そこで、次世代のLLRF制御システムを開発・導入した。次世代システムは、最新のプラットフォームであるMTCA.4を基にしている。このシステムの最も重要な新機能は、マルチハーモニックベクトルRF電圧制御フィードバックであり、設計ビームパワー1MWのビーム強度において、広帯域空胴での重いビーム負荷を初期システムで用いられているフィードフォワードよりもよく補正することができた。システムの詳細、調整結果の結果を報告する。次世代システムの導入は成功であった。
田村 文彦; 杉山 泰之*; 吉井 正人*; 山本 昌亘; 沖田 英史; 大森 千広*; 野村 昌弘; 島田 太平; 長谷川 豪志*; 原 圭吾*; et al.
Proceedings of 18th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.170 - 174, 2021/10
J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)における大強度陽子ビームの安定な加速のためには高精度で安定な低電力高周波(LLRF)制御システムが不可欠である。RCSのLLRF制御システムは運転開始から10年以上大きな問題なく運転されてきたが、構成要素であるデジタル部品の陳腐化により維持することが困難となっていた。このため、2016年より次世代LLRF制御システムの開発を行い、2019年に次世代システムへの置き換えを完了した。RCSの広帯域金属磁性体空胴のビームローディングを補償するにはマルチハーモニックの補償システムが必要である。次世代システムではマルチハーモニックベクトルrf電圧制御フィードバックを採用することで、旧システムにおけるフィードフォワード法を用いた補償よりも安定な大強度ビーム加速を実現した。本発表では、次世代システムの概要、ビーム試験結果を示すとともに、更なる性能向上に向けた取り組みについて報告する。
Yee-Rendon, B.; 近藤 恭弘; 前川 藤夫; 明午 伸一郎; 田村 潤; Cicek, E.*
Proceedings of 12th International Particle Accelerator Conference (IPAC 21) (Internet), p.793 - 795, 2021/08
原子力機構で検討している核変換システム(ADS)では、線形加速器(LINAC)の大強度陽子ビーム(600MeV-1.5GeV)を用いる。LINACの終段加速部では、楕円超伝導高周波空洞(SRFC)を用いる予定であり、その性能評価は重要である。加速器の信頼性向上のためには、空洞は低い電磁場ピークを持つことが望まれる。一方、経済性を考慮すると高い加速度勾配が望まれる。本検討では、この両者を達成するための検討を行い、空洞の形状を最適化した。また、ビームに起因する影響の評価として、マルチパクタリングの検討を進め、その対策法について検討した。
山本 昌亘; 沖田 英史; 野村 昌弘; 島田 太平; 田村 文彦; 古澤 将司*; 原 圭吾*; 長谷川 豪志*; 大森 千広*; 杉山 泰之*; et al.
Proceedings of 12th International Particle Accelerator Conference (IPAC 21) (Internet), p.1884 - 1886, 2021/08
J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)では、ビームを加速する高周波電圧の発生に四極真空管を用いている。これまでのところ真空管の寿命を延ばすために、真空管に印加するフィラメント電圧を定格値よりも下げて使用している。2020年に初めて、60000時間運転したところで1本の真空管が寿命を迎えた。これは真空管メーカーが推奨(もしくは保障)する運転時間よりも長いことを意味しており、フィラメント電圧を下げることが有効であることを示唆している。しかし、フィラメント電圧を下げて使用すると、電子放出が減ることになる。大強度ビームを加速するときにはビームによって誘起される電圧(ウエイク電圧)を補償するため大振幅の陽極電流が必要となるが、フィラメントからの電子放出が少ないため、それを補おうとしてコントロールグリッド回路を駆動する半導体増幅器が出力不足になる現象が発生した。そこで、実際に印加しているフィラメント電圧の定格に対する割合を85%から95%にしたところ、同じビームパワーを加速するのに必要な半導体増幅器の出力を大幅に減少させることができた。本発表では、フィラメント電圧調整の観点から、真空管のパラメーター測定の結果について述べる。
宇田川 豊; 田崎 雄大
JAEA-Data/Code 2021-007, 56 Pages, 2021/07
JAEA-Data-Code-2021-007.pdf:5.05MB
FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として日本原子力研究開発機構が開発・整備を進めてきたFEMAXIコードの最新バージョンとして、2019年3月に公開された。本報告では、公開以降新たに整備を進めた、燃料結晶粒内核分裂生成物(FP)ガスバブルの多群/非平衡モデルについてまとめた。結晶粒内で様々なサイズを持って分布しているFPガスバブルを単一の大きさのガスバブルにより近似していた従来のモデルに対し、このモデルでは、バブルサイズに関する2群以上の群構造と非平衡な挙動の双方を表現することが出来る。これによって、妥当なオーダーのガスバブル圧力算定が可能となるなど、主に過渡的な挙動の再現性改善が見込めると共に、粒内FPガスバブル挙動についてより厳密な記述が可能となり、FP挙動モデリング全体としての高度化余地が拡大している。今回のモデル整備では、まず、任意の群数や空間分割に対応する粒内FP挙動解析モジュールを開発した。次に、FEMAXI-8上で容易に運用可能な2群モデルとして扱うため、同モジュールとFEMAXI-8間のインタフェースを開発し、両者を接続した。これによりFEMAXI-8から利用可能となった2群モデルについては改めて検証解析を実施した。多群/非平衡モデル適用時にも一定の性能を確保できるモデルパラメータを決定し、公開パッケージ向けに整備した。
rays in the 
La(
)
La
reaction奥平 琢也*; 遠藤 駿典; 藤岡 宏之*; 広田 克也*; 石崎 貢平*; 木村 敦; 北口 雅暁*; 古賀 淳*; 新實 裕大*; 酒井 健二; et al.
Physical Review C, 104(1), p.014601_1 - 014601_6, 2021/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.03(Physics, Nuclear)Neutron energy-dependent angular distributions were observed for individual rays from the 0.74 eV 
-wave resonance of La+
to several lower excited states of La. The -ray signals were analyzed in a two dimensional histogram of the -ray energy, measured with distributed germanium detectors, and neutron energy, determined with the time-of-flight of pulsed neutrons, to identify the neutron energy dependence of the angular distribution for each individual rays. The angular distribution was also found for a photopeak accompanied with a faint -wave resonance component in the neutron energy spectrum. Our results can be interpreted as interference between 
- and -wave amplitudes which may be used to study discrete symmetries of fundamental interactions.
