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福田 航大; 小原 徹*
Nuclear Technology, 212(6), p.1567 - 1578, 2026/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Offshore floating nuclear power plants (OFNPs) are gaining attention as safe and location-flexible means for nuclear energy utilization. Although platform motion in the marine environment may affect reactor kinetics, particularly in boiling water reactors (BWRs), BWR-type OFNPs are expected to have high economic efficiency. This study investigated the reactor power behavior of a BWR-type OFNP using three-dimensional transient neutronics-thermal hydraulics coupled analysis. Heave and pitch motions were considered under realistic wave conditions using a typical BWR model. The results show that the reactor power and its distribution can vary because of the wave-induced platform motion; however, the amplitude of these variations is sufficiently small to ensure normal operation, even under the extreme wave conditions of a one-in-10,000-year storm. Although the results of the present study demonstrate the ability of BWR-type OFNPs to provide a safe and stable energy supply, they also suggest the need for further research. Further studies are needed to address the complex wave conditions and assess the effects of the platform motion on ancillary systems, such as recirculation systems.
石 禎浩*; 上杉 智教*; 森 義治*; 西尾 勝久
Physical Review Accelerators and Beams (Internet), 29(5), p.050101_1 - 050101_14, 2026/05
被引用回数：0In heavy-ion accelerators used for radioactive isotope production, the accelerated beam is typically directed onto a target and then discarded in a beam dump. To make more efficient use of the beam, recycling of the beam passed through the target is proposed in the framework of the so-called energy recovery internal target (ERIT). In the ERIT system, the target is irradiated by a circulating beam, while the energy lost in the target is recovered using rf cavities. So far, such a system has been realized only for proton beams. Here, an ERIT system for heavy-ion beams is demonstrated for the first time. A major challenge is the circulation of ions with multiple atomic charge states. After passing through the target, ions rapidly reach an equilibrated charge-state distribution, independent of the initial charge state. This stochastic charge-state conversion (SCSC) leads to rapid beam-emittance growth. To mitigate this effect, we develop a method to match the closed orbits and betatron functions of different charge states at the target location, based on a scaling fixed-field alternating-gradient (FFA) lattice. We present the design of such an FFA ring and show, through 6D beam-tracking simulations, that the transverse emittance growth induced by SCSC can be significantly reduced over a practical number of turns, whereas longitudinal emittance growth remains significant and is discussed separately.
Rn/At generator田中 皐*; 清水 悠介*; 井田 朋智*; 鷲山 幸信*; 西中 一朗*; 浅井 雅人; 瀬川 麻里子; 横山 明彦*
Radiochimica Acta, 114(3), p.221 - 229, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Inorganic & Nuclear)医療用放射性同位元素Atを製造・供給するためのRn/Atジェネレータシステムを開発している。本研究では、Rn/AtジェネレータシステムにおけるRnの気相回収条件を調査するため、溶液中のRnの溶解状況を解析した。硝酸-塩酸混合液中でのBiターゲットの溶解とそれに続く中和により、Rn回収効率が向上することが示された。気相Rn回収率は88%に達し、利用可能なAtの50%が回収されており、今後さらなる向上が期待される。
松井 哲也; 下平 昌樹; 山口 義仁; 外山 健; 勝山 仁哉
JAEA-Research 2025-017, 41 Pages, 2026/03
JAEA-Research-2025-017.pdf:4.52MB
日本原子力研究開発機構安全研究センターでは、2024年度より先進的な検査・構造健全性評価技術に関する基盤研究を進めており、その一環として超音波シミュレータによる模擬探傷画像及び機械学習を活用して超音波探傷結果診断技術を開発予定である。本研究では、そこで用いる超音波シミュレータの適用性を検証するため、シミュレータによるフェーズドアレイ超音波探傷での解析結果と実機事例を比較した。実機事例として、数少ない公開結果である2020年に報告された関西電力大飯発電所3号機加圧器スプレイライン配管溶接部における粒界割れの超音波探傷結果を比較対象とした。配管溶接部に対する入射角45
のフェーズドアレイリニアスキャンを模擬した解析において、亀裂によるコーナーエコー及び端部エコーはその亀裂の位置に正しく検出された。一方、解析において溶接金属部内に強い柱状晶伝搬エコーが検出され、その強度は柱状晶異方性の対称軸角度への依存性が高いことがわかった。また、入射角31の場合にも強い柱状晶伝搬エコーが得られ、その柱状晶伝搬エコーは亀裂のコーナーエコーと繋がって、配管内表面における亀裂位置から溶接内部にまたがる形状であった。これは、実機事例とよく一致していることから、フェーズドアレイの入射角31で実測された溶接内部エコーの原因としては柱状晶伝搬エコーも考えられる可能性が示唆された。
齊藤 良佳*; 伊藤 尚美*; 阿部 暁樹*; 山本 知佳*; 松本 ちひろ*; Zhao, T.*; 森山 信彰*; 吉村 和也; 眞田 幸尚; 坪倉 正治*
Journal of Radiological Protection, 46(1), p.013502_1 - 013502_8, 2026/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Environmental Sciences)This study reports Japan's implementation of a regulatory framework that enables limited, nonresidential land use in areas where radiation levels remain too high for repopulation following a nuclear accident, focusing on a wind power project in Katsurao Village, Fukushima Prefecture. Katsurao Village establised a multi-stakeholder committee; comprising residents, experts, government authorities, and industry representatives to evaluate dose-reduction measures, access protocols, environmental maintenance, and operational safeguards. The committee identified several unresolved issues, including the absence of standardized monitoring procedures, challenges in managing worker exposure, the need for clear demarcation and communication to prevent unauthorized entry, and mechanisms for transparent reporting in the event of abnormal findings. This case demonstrates both the feasibility and complexity of enabling controlled land use in high-dose areas, underscoring the importance of governance, technical standardization, and sustained risk communication.
中嶋 瞭太; 酒井 達弥; 谷 陸; 半田 雄一; 砂押 瑞穂*; 井上 秀毅*; 山田 悟志; 清水 修
JAEA-Technology 2025-012, 39 Pages, 2026/01
JAEA-Technology-2025-012.pdf:2.31MB
再処理特別研究棟は1996年から廃止措置に移行し、施設内の設備・機器の解体作業を実施してきた。2022年10月からのグローブボックス等の解体撤去作業では、埋設施設へ処分する際に要求される技術上の基準に適合する廃棄体を作製することを目的として、「解体物分別マニュアル」を作成し、発生した解体廃棄物の分別・仕分け作業を実施した。本報告は、「解体物分別マニュアル」に従い実施したグローブボックス等の解体撤去作業で発生した解体廃棄物の分別・仕分けの結果及び得られた知見についてまとめたものである。
廃炉環境国際共同研究センター; 東海国立大学機構*
JAEA-Review 2025-034, 83 Pages, 2025/12
JAEA-Review-2025-034.pdf:6.9MB
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(1F)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5年度に採択された研究課題のうち、「ペデスタル部鉄筋コンクリート損傷挙動の把握に向けた構成材料の物理・化学的変質に関する研究」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、1F1号機原子炉格納容器(PCV)の内部調査で観測されたペデスタル鉄筋コンクリート部材において、鉄筋を残したままコンクリートだけ崩落するという、1号機固有の損傷状態に着目し、発生メカニズムを調査・検証を実施した。コンクリート固有の要因の調査・検証では、(1)高温による短期の溶解メカニズムの調査として、高温時の溶融実験でのデータ取得方法を検討し、溶解現象の有無を判断する解析フレームワークの構築及び剛体バネモデル解析において、加熱による体積変化を組み込む数値解析手法の構築を実施した。また、(2)温度履歴による長期の溶解メカニズムとして、実際のペデスタル部の温度・注水履歴の整理を実施し、実験時のコンクリートの曝露条件の決定及び材料選定や膨張量の測定手法の確立を行った。さらに、高温加熱後の水分供給による膨張現象の既往知見を整理した。次に、特殊な外部環境要因の調査・検証では、(1)燃料デブリの伝熱解析によるコンクリート熱条件の評価として、事故時の1号機PCVコンクリートの熱条件を評価するための伝熱予備解析を実施した。また、(2)コンクリート破損に関わる特殊な外部環境要因に対する要素挙動試験と総合試験として、コンクリート材の水蒸気雰囲気での高温保持小規模試験の予備試験と金属デブリとコンクリートの反応挙動に関する反応予備試験を実施した。さらに、ウラン酸化物の酸素量に着眼した試験に供するウラン含有亜酸化物を作製した。本研究では、これらの調査・検証により1F1号機固有のコンクリート損傷の発生メカニズムに関わる総合的な知見を蓄積した。
廃炉環境国際共同研究センター; 理化学研究所*
JAEA-Review 2025-031, 124 Pages, 2025/12
JAEA-Review-2025-031.pdf:7.93MB
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(1F)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、「高放射線耐性の低照度用太陽電池を利用した放射線場マッピング観測システム開発」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、自立・遠隔で駆動するセンサーを応用した放射線場マッピングが可能なシステムを開発することで、原子炉格納容器(PCV)内の放射線情報を網羅的かつリアルタイムで取得し、非常に透過性が高く、事故の要因となりえるガンマ線や中性子などの漏洩監視により、作業員や住民に対する安全性が担保可能なシステムを実環境に実装するため実証研究を行うものである。太陽電池型線量計は、宇宙用太陽電池として開発された高放射線耐性を有する半導体素子を利用し、自立駆動形の省電力・小型センサーとして開発を進め、PCVへの適応可能性について議論してきたが、CIGS太陽電池型線量計をベースとした1F実装には、素子の高機能化及びシステム化が必要となる。高機能化として、さらなる難アクセス箇所への探索を目指したフレキシブルシート化、マッピングモニタリングシステム開発基盤となる多接続化及び再臨界事故評価システム開発に向けたガンマ線・中性子検出構造の最適化を実施している。令和5年度は、CIGS太陽電池素子構造をベースとしたフレキシブル素子作成条件の探査とガラス基板CIGS素子を用いた試作機による初期特性をガンマ線、電子線及び中性子線照射試験により解明する。中性子検出構造においては、変換材料のホウ素を塗布による成膜条件の探査、ミリングによる粉末材料粒径の調整条件の解明や塗布法及び溶剤条件に関する選定を行う。また、マッピング計測では、複数のセンサーの計測及び線量情報を表示可能なシステム開発を行う。
武井 早憲
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(11), p.1051 - 1070, 2025/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究開発機構では、マイナーアクチニドを効率的に核変換する加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発を行っている。このシステムは、未臨界炉と大強度超伝導陽子線形加速器(ADS用陽子加速器)の組み合わせである。ADS用陽子加速器の開発を困難にしている要因の一つは、熱サイクル疲労を誘因するビームトリップ事象であり、この事象によって未臨界炉の機器が損傷するからである。ADS用陽子加速器は大強度陽子加速器の一つであるJ-PARCリニアックと比べて電流比で32倍の差がある。従って、開発段階に応じてADS用陽子加速器のビームトリップ頻度と許容ビームトリップ頻度を比較することが必要になる。今回、J-PARCリニアックの運転データに基づく信頼度関数を使ったモンテカルロ法のプログラムを作成し、ADS用陽子加速器のビームトリップ頻度を推測した。モンテカルロ法のプログラムにより、従来の解析手法では得られなかったビームトリップ事象の時間分布が得られた。その結果、許容ビームトリップ頻度を満足するには、ビームトリップ時間が5分以上のビームトリップ頻度を現状の27%に低減しなければならないことがわかった。
和田 一真*; 風間 裕行*; 阿部 千景*; 大西 貴士; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 久野 剛彦; 前田 宏治; 出光 一哉*; 鈴木 達也*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 334(11), p.8961 - 8968, 2025/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Analytical)市販のポリビニルポリピロリドン(PVPP)を質量分析の前処理として用いてアクチニドの分離を検討した。アクチニドとしては、ウラン、トリウム及びプルトニウムを用いた。硝酸中での吸着試験を行い、An(IV)とAn(VI)の吸着データを得た。また、PVPPを用いたカラム分離法により、An(III)/An(IV)/An(VI)の相互分離に成功した。さらに、炭酸イオンの導入により、U(VI)の溶出効率が向上した。本法は、アクチニドの質量分析のための相互分離法として応用できる可能性がある。
小野田 雄一; 内田 昌人*; 時崎 美奈子*; 岡崎 仁*
Nuclear Technology, 211(11), p.2812 - 2831, 2025/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The safety analyses were carried out to confirm the sufficiency of the function of the safety protection system against the pump/diagrid link rupture. The target plant is a pool-type sodium-cooled fast reactor (SFR) of about 600 MWe class equipped with an axially heterogeneous core currently under development in Japan. In the pool-type SFR, the primary system piping connects the primary pump and the high-pressure sodium plenum located at the inlet of fuel sub-assemblies and is called "pump/diagrid link." In order to confirm the detectability of the pump/diagrid link rupture by safety protection system signals, a series of analyses of the guillotine break for a pump/diagrid link was carried out. The sufficiency of the function of the safety protection system against the pump/diagrid link rupture was confirmed by whether or not the development target of the system in a pool-type SFR in Japan is satisfied. The target is that at least two kinds of signals are transmitted for the detection of the event.
廃炉環境国際共同研究センター; 東京科学大学*
JAEA-Review 2025-016, 143 Pages, 2025/10
JAEA-Review-2025-016.pdf:10.71MB
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(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、令和3年度に採択された研究課題のうち、「福島原子力発電所事故由来の難固定核種の新規ハイブリッド固化への挑戦と合理的な処分概念の構築・安全評価」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。本研究は、1F事故で発生した多様な廃棄物を対象とし、固定化が難しく長期被ばく線量を支配するヨウ素(I)、
核種のマイナーアクチノイド(MA)に注目し、これらのセラミクス1次固化体を、さらに特性評価モデルに実績を有するSUSやジルカロイといったマトリクス材料中に熱間等方圧加圧法(HIP)等で固定化した"ハイブリッド固化体"とすることを提案する。核種閉じ込めの多重化、長期評価モデルの信頼性の向上により実効性・実用性のある廃棄体とし、処分概念を具体化する。潜在的有害度及び核種移行の観点から処分後の被ばく線量評価を行い、安全かつ合理的な廃棄体化法、処分方法の構築を目的としている。最終年度の令和5年度は、廃棄物合成から処分検討までの全サブテーマを結節させ、ハイブリッド固化体概念の有効性を提示した。多様な廃棄物としてALPS、AREVA沈殿系廃棄物、AgI、廃銀吸着剤、セリア吸着剤、ヨウ素アパタイト等と多様な金属や酸化物マトリクスとの適合性を、本研究で提案した迅速焼結可能なSPS法で探査後にHIP法での廃棄体化挙動を調べる方法により調査し、多くの廃棄物にとりステンレス鋼(SUS)をマトリクスとしたハイブリッド固化体が優位であることを明らかにした。さらに、核種移行計算をベースとした廃棄物処分概念検討を実施し、1F廃炉研究において、初めて廃棄物合成から安全評価までを結節させることに成功した。
CPham, V. H.; 倉田 正輝; 永江 勇二; 石橋 良*; 佐々木 政名*
Corrosion Science, 255, p.113098_1 - 113098_9, 2025/10
被引用回数：4 パーセンタイル：77.64(Materials Science, Multidisciplinary)Being expected as materials for accident tolerant fuel cladding tube, oxidation behavior and kinetics of silicon carbide (SiC) under extreme conditions like severe accidents must be elucidated. In this study, oxidation tests of SiC at 1400-1600 C for 1-5 h, at atmospheric pressure, under two different flow rates of H
O/Ar gas mixture have been conducted to investigate the influence of steam flow rate on the formation of SiO scale and its subsequent volatilization. The oxidation tests were conducted via a newly developed test facility using laser as a heat source. Oxidation kinetics of SiC was evaluated via mass change of samples before and after the oxidation tests. Parabolic oxidation rate representative for SiO formation and linear volatilization rate reflecting its volatilization were calculated, based on these mass changes. The Arrhenius dependence of the parabolic oxidation and linear volatilization rate constants were then plotted. Results of this study indicated that SiC exhibits excellent performance under the conditions investigated. Steam flow rate has a significant influence on volatilization of SiO but has minor effects over its formation. Oxidation of SiC in steam at high temperature may follow mass gain or mass loss regime, depending on the steam flow rate. Two oxidation patterns were suggested and discussed. In the first oxidation pattern, the SiO formation is dominated over its volatilization. The second oxidation pattern (steady stage) is reached when the SiO formation rate is equivalent to its volatilization rate. Time to reach this steady stage was defined, based on the parabolic oxidation rate and linear volatilization rate.
廃炉環境国際共同研究センター; 大阪大学*
JAEA-Review 2025-019, 95 Pages, 2025/09
JAEA-Review-2025-019.pdf:9.49MB
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、「アルファ微粒子の実測に向けた単一微粒子質量分析法の高度化」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。本研究は、燃料デブリ取り出しの際に発生するウランやプルトニウムを含むアルファ微粒子のリアルタイムモニタリングに向け、単一微粒子質量分析法の高度化を目的とした。リフレクトロンを内装した改良型ATOFMSを新たに製作し、模擬アルファ微粒子を用いて試験を実施した。得られたTOFスペクトルでは、Zr及び
Uとそれらの酸化物のイオンピークが検出され、ZrとUの2価イオンも検出された。U
のイオンピークの質量分解能は1,700となり、
Puを分離するのに十分な分解能を有していることを確認した。ナノ微粒子の肥大化濃縮法では、アルファ微粒子の水溶液捕集装置、減容装置、超音波アトマイザ装置、オンラインドライヤー装置等で構成される肥大化濃縮装置を製作して条件の最適化を行った。模擬アルファ微粒子などを用いた試験により、最適化条件ではATOFMSで測定可能な粒径0.4-0.8
mの肥大化微粒子を主として生成することがわかった。微粒子の分析により、肥大化過程においてナトリウム、ケイ素、鉄など装置の構成元素を取り込んで肥大化することがわかった。肥大化装置の効率は4.5倍と見積もられた。改良型ATOFMS装置ならびに濃縮肥大化装置を開発した結果、調べた実験条件における検出下限濃度は、Uが7.0
10
Bq/cm
、
Uが4.210
Bq/cm、Puが1.310
Bq/cmと評価した。これらは空気中濃度限度より低く、当初の目的に到達したことを示している。
田川 明広
日本原子力学会誌ATOMO
, 67(9), p.510 - 513, 2025/09
日本原子力研究開発機構(JAEA)は、福島第一原子力発電所(1F)の廃炉作業に向けて、遠隔技術を活用する拠点「楢葉遠隔技術開発センター(NARREC)」を2016年度から本格運用した。施設には実規模モックアップ試験エリアやヴァーチャルリアリティ(VR)設備が整備されており、1F廃炉関連や地元企業による利用が可能。NARRECは廃炉技術開発や人材育成に寄与し、毎年開催される「廃炉創造ロボコン」を通じて、関連分野での就職者も輩出している。また、作業の安全と効率向上を図るため、DX技術を活用した汚染分布把握やロボット性能評価試験を実施している。さらに、地元企業や異分野との連携も模索し、福島復興と新産業創出を目指している。
小野 綾子; 大川 富雄*
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 12 Pages, 2025/09
次世代炉の設計および安全評価へ資するために、料集合体における限界熱流束(DNB)の新たな予測手法を確立することを目指す。DNBの初期トリガーは伝熱面上に形成される大気泡であると考えられるため、その形成に必要な熱流束の予測に焦点を当てる。本研究では、流数値流体力学(CFD)と大気泡形成モデルを統合し、気泡の発生、成長、運動、接合をシミュレートする簡易な数値解析手法を開発した。さらに、大気泡が形成される際の伝熱面上の蒸気量について分析し、その発生時の条件を予測する。
岩佐 龍磨; 高野 公秀
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.291 - 295, 2025/09
日本原子力研究開発機構では、分散型燃料に添加するMA窒化物粒子の作製技術として、外部ゲル化法による粒子作製技術の開発を実施している。粒子作製技術として外部ゲル化法は一般的に研究されている手法ではあるが、MA窒化物燃料製造に関しては未だデータがほとんど存在しておらず、データ取得が必要である。粒子分散型窒化物燃料について研究した過去の報告書より、燃料の熱物性の低下を避けるためには、添加粒子のサイズは直径250マイクロメーターよりも小径であることが望ましいとされており、本研究においては、後の焙焼及び窒化工程で粒子径が半分以下に縮むことを考慮した上で、500マイクロメーターより小さな球状ゲル粒子を作製可能な、外部ゲル化法における最適条件について検討した。試験条件としては、試験溶液の粘度及び滴下圧力をパラメータとして様々に変化させた。結果として、溶液の粘度を30cPから50cpまで変化させた際に、それぞれ相関して350kPaから500kPa以上の圧力においてより小径かつ真球に近いゲル球が得られた。
樋川 智洋; 津幡 靖宏; 熊谷 友多; 伴 康俊
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.286 - 290, 2025/09
本発表では、放射線影響を反映した指標を用いた簡便な分離プロセスシミュレーション法を提案する。放射線分解による抽出能劣化を考慮してマイナーアクチノイド分離プロセスのシミュレーションを行った。その結果、プロセスでのマイナーアクチノイドの処理限界量が求められ、プロセスの放射線耐性についての知見が得られた。
佐々木 祐二; 金子 政志; 熊谷 友多; 伴 康俊
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.202 - 204, 2025/09
2種の抽出剤(TODGA, ADAAM)と1種のマスキング剤(DTBA)が原子力機構で開発された。TODGAはアクチノイド(An)とランタノイド(Ln)の同時抽出、DTBAはAnとLnの相互分離、ADAAMは高いAm/Cm分離比(6)を示す。これらの試薬を使って、LnからAnの有効な分離法やAmの単離を検討した。ここではTODGA, DTBA, ADAAMを使った基礎的な抽出挙動を示し、An+Ln一括抽出、An/Ln分離、Am/Cm分離の有効な水相、有機相条件を提案する。
森 隆*; 島田 貴弘*; 茂木 春樹*; 甲斐 聡流*; 大谷 章仁*; 山本 智彦; Yan, X.
Proceedings of the ASME 2025 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP2025) (Internet), 9 Pages, 2025/07
Floating-type nuclear plants have been studied and in some cases deployed as marine systems. Although horizontal components of seismic waves may be naturally isolated from the floating plant due to little transfer of shear forces in water, the vertical component can propagate through water to the plant from the seafloor in what is called a "seaquake" phenomenon. The concept of a Floating Seismic Isolation System (FSIS) has been proposed by the authors. The FSIS is a unique seismic isolation mechanism having a number of cavities and orifices embedded in the bottom of the floating structure. The cavity is designed to reduce the peak vibration response of the structure to vertical seismic input, whereas the orifice is used to add damping for residual vibration reduction. The demonstration test to verify the seismic isolation performance of FSIS has been completed on the 3D Full-Scale Earthquake Testing Facility called "E-Defense" in Japan. The test model is a 1/15 scale mockup down-sized by similarity from an FSIS-paired small module reactor (SMR) plant design for floating in a pool. The peak acceleration input is up to 1.3G horizontally and 1.0G vertically, and three sets of frequency response spectra must be determined from the most significant earthquakes recorded in Japan. This paper presents a post-test analysis of the measurements and evaluation of the seismic isolation potential of the FSIS. The results presented herein support that the FSIS can reduce seismic responses of a floating nuclear reactor plant by substantial levels in horizontal and vertical directions.
