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

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。

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

https://doi.org/10.1007/s12650-022-00844-9

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, CO)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。

核データが原子力研究開発の礎となるために

深堀 智生; 中山 梓介; 片渕 竜也*; 執行 信寛*

日本原子力学会誌ATOMO, 64(7), p.413 - 414, 2022/07

https://doi.org/10.3327/jaesjb.64.7_413

「シグマ」調査専門委員会では、グローバルな原子力研究開発動向を調査・注視しつつ、我が国の核データ活動に対する大所高所からの俯瞰的検討や原子力学会以外の広い分野の内外学術機関との連絡、情報交換や学際協力体制の構築を目指している。本報告では、2019-2020期における主な活動のうち、今後の核データ研究活動に直接関連する核データに関する要求リストサイト,人材育成,ロードマップ作成について報告する。

Comprehensive physical and electrical characterizations of NO nitrided SiO/4H-SiC(110) interfaces

中沼 貴澄*; 岩片 悠*; 渡部 ありさ*; 細井 卓治*; 小林 拓真*; 染谷 満*; 岡本 光央*; 吉越 章隆; 志村 考功*; 渡部 平司*

Japanese Journal of Applied Physics, 61(SC), p.SC1065_1 - SC1065_8, 2022/05

https://doi.org/10.35848/1347-4065/ac4685

本研究ではSiC(110)面のNO窒化過程を詳細に観察し、MOSキャパシタの電気的特性への影響を調べた。具体的には、走査型X線光電子分光法によりサブナノメートルオーダの窒素分布プロファイリングを行った。その結果、窒化は(0001)面よりもはるかに速く進行し、界面の窒素濃度は約2.3倍であった。暗所および紫外線照射下で容量-電圧()測定を行い、伝導帯端/価電子帯端近傍の欠陥や、ヒステリシス・シフトを引き起こす欠陥を評価した。これらの欠陥は、窒化の進行とともに失活化されたが、過度の窒化は逆に電気的特性の劣化を招くことが分かった。以上の実験結果をもとに、NO窒化の最適条件を議論した。

Spark plasma sintering of SiC/graphite functionally graded materials

渡部 雅; 横山 佳祐; 今井 良行; 植田 祥平; Yan, X.

Ceramics International, 48(6), p.8706 - 8708, 2022/03

https://doi.org/10.1016/j.ceramint.2021.12.004

SiC, C及びSiC/C傾斜機能材料の焼結は様々な手法が研究されている。しかしながら、放電プラズマ焼結(SPS)法を用いたSiC/黒鉛傾斜機能材料の製造に関する実験的な研究は報告されていない。本研究ではSiC/黒鉛傾斜機能材料をSPS法を用いて作製した。焼結試料の各層の界面にはギャップや層間剥離のような欠陥は見られなかった。また、SiC及び黒鉛はSPS前後で大きな変化を示さなかった。

SiCワイヤにおける二次電子放出の大強度ビームに対する耐久性

明午 伸一郎; 中野 敬太; 大久保 成彰; 湯山 貴裕*; 石井 保行*

Proceedings of 18th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.296 - 301, 2021/10

原子炉の廃棄物の有害度低減に用いる加速器駆動システム(ADS)や大強度核破砕中性子源の安定した運転のためには、ビームプロファイルモニタが重要となる。J-PARCの核破砕中性子源では、炭化珪素(SiC)の二次電子弾き出しによるマルチワイヤ-プロファイルモニタ(MWPM)用い測定を行っている。ADSのターゲット等の材料試験のためにJ-PARCで建設を計画している陽子照射施設でも、SiC製のMWPMを用いる予定としている。SiCのビーム耐久性が重要となるため、HeおよびArイオンビームを用いてSiCワイヤの劣化を測定した。本研究ではまた、2次元のビームプロファイル取得のため、蛍光型プロファイルモニタの開発を行った。アルミナを用いた蛍光体に対し、ArおよびXeイオンビームを入射し、蛍光スペクトルの測定を行った。

Steam oxidation of silicon carbide at high temperatures for the application as accident tolerant fuel cladding, an overview

Pham, V. H.; 倉田 正輝; Steinbrueck, M.*

Thermo (Internet), 1(2), p.151 - 167, 2021/09

https://doi.org/10.3390/thermo1020011

Since the nuclear accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station in 2011, a considerable number of studies have been conducted to develop accident tolerant fuel (ATF) claddings for safety enhancement of light water reactors. Among many potential ATF claddings, silicon carbide is one of the most promising candidates with many superior features suitable for nuclear applications. In spite of many potential benefits of SiC cladding, there are some concerns over the oxidation/corrosion resistance of the cladding, especially at extreme temperatures (up to 2000C) in severe accidents. However, the study of SiC steam oxidation in conventional test facilities in water vapor atmospheres at temperatures above 1600C is very challenging. In recent years, several efforts have been made to modify existing or to develop new advanced test facilities to perform material oxidation tests in steam environments typical of severe accident conditions. In this article, the authors outline the features of SiC oxidation/corrosion at high temperatures, as well as the developments of advanced test facilities in their laboratories, and, finally, give some of the current advances in understanding based on recent data obtained from those advanced test facilities.

Numerical investigations on the coolability and the re-criticality of a debris bed with the density-stratified configuration

Li, C.; 内堀 昭寛; 高田 孝; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; 岡本 孝司*

第25回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2021/07

溶融炉心の原子炉容器内保持を達成するためには、デブリベッドの安定冷却と再臨界回避が重要である。本研究では、異なる物質から構成され、密度成層化したデブリベッドの挙動を評価するため、数値流体力学(CFD),個別要素法(DEM),モンテカルロ法を連成させた解析手法を構築した。本解析手法により、デブリベッドにおける密度成層化の挙動等を解析できることを確認した。

Kicker power supply for J-PARC 3-GeV RCS with SiC-MOSFET

高柳 智弘; 小野 礼人; 植野 智晶*; 堀野 光喜*; 富樫 智人; 山本 風海; 金正 倫計; 小泉 勲*; 川又 俊介*

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011020_1 - 011020_6, 2021/03

https://doi.org/10.7566/JPSCP.33.011020

J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)では、ビーム加速後の取出しに使用するキッカー電磁石の電源に、真空管の一種であるサイラトロンを使用してきた。しかし、より高耐圧、低損失かつ、高周波特性に優れた次世代電力用半導体であるSiC-MOSFETを使用することにより、電源の安定動作,小型化、及び省エネ化の高度化を進めている。RCSキッカー電源で採用されているサイラトロンスイッチ、同軸ケーブルタイプのPFN回路、および、反射波吸収用のエンドクリッパー等の主要な回路は、パワー半導体と蓄積用コンデンサーなどを用いることで一枚の回路基板上に実装可能とした。この回路基板は、単一で800V/2kAを出力できるため、複数枚の回路基板を直列多段に積み重ねることにより、必要な高電圧パルスを出力する。回路設計の詳細と、40kV/2kAの目標仕様に対して半分の20kV/2kAの出力を達成した結果を発表する。

Multi-Physicsモデリングによる福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定(委託研究); 令和元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; 早稲田大学*

JAEA-Review 2020-035, 102 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-035.pdf:6.82MB

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、令和元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、「Multi-Physicsモデリングによる福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。福島廃炉のためには炉内状況把握の更新が必要である。特に、福島2・3号機ペデスタル燃料デブリの深さ方向の分布・性状の把握が課題である。本研究では、固液の移行及び界面の機構論的な追跡が可能なMPS法、模擬溶融デブリ流下実験、高温融体物性データを整備する。これらのMulti-Physicsモデリングにより、令和元年度から3カ年計画で福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状を同定することを目的としている。