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論文

High temperature reaction of multiple eutectic-component system; The Case of solid metallic Zr and molten stainless steel-B$$_{4}$$C

墨田 岳大; 小畠 雅明; 高野 公秀; 池田 篤史

Materialia, 20, p.101197_1 - 101197_11, 2021/12

The eutectic melting, one of the fundamental phenomena in high temperature reactions involving liquid phases, is a primitive but important subject for both scientific and industrial fields associated with metallurgy. The present study aims at revealing the formation and reaction mechanisms of the multiple eutectic-component system consisting of solid metallic Zr and molten stainless steel- boron carbide (SS-B$$_{4}$$C) by combining multiple analytical methods (i.e. powder X-ray diffraction (PXRD), scanning electron microscopy- energy dispersive X-ray spectroscopy (SEM-EDS), and dynamic secondary ion mass spectrometry (D-SIMS)) with thermodynamical consideration. The results indicate that the solidified Zr-SS-B$$_{4}$$C mixture is composed of major phases of (Fe,Cr)$$_{2}$$Zr, (Fe,Cr,Ni)$$_{2}$$Zr, (Ni,Fe)Zr$$_{2}$$, ZrB$$_{2}$$, and a minor phase of ZrC. The results also reveal that the eutectic melting between solid metallic Zr and molten SS-B$$_{4}$$C can be described as the combination of diffusion kinetics and thermodynamic stability. That is, the initial formation of ZrC and ZrB$$_{2}$$ layers at the reaction interface significantly retards the diffusion of other SS-B$$_{4}$$C components (i.e. Cr, Fe, and Ni) into solid metallic Zr.

論文

Dynamics of radiocaesium within forests in Fukushima; Results and analysis of a model inter-comparison

橋本 昌司*; 田中 拓*; 小松 雅史*; Gonze, M.-A.*; 坂下 渉*; 操上 広志; 仁科 一哉*; 太田 雅和; 大橋 伸太*; Calmon, P.*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 238-239, p.106721_1 - 106721_10, 2021/11

本研究は、福島の主に常緑針葉樹林内における放射性セシウムの移行について、複数の研究チームによるモデルを用いた解析を行い、比較を行うことで、モデルのパフォーマンスを分析したものである。また、落葉層の除去と樹木更新の2つの管理シナリオ、および落葉広葉樹林を対象とした補助シナリオについても比較、分析した。いずれのモデルも実測の放射性セシウム濃度の変化傾向などを再現できたが、50年度の予測についてはばらつきが大きく、継続した調査、解析による評価が必要である。

論文

A Modeling study on the oceanic dispersion and sedimentation of radionuclides off the coast of Fukushima

上平 雄基; 内山 雄介*; 川村 英之; 小林 卓也; 乙坂 重嘉*

Journal of Environmental Radioactivity, 238-239, p.106724_1 - 106724_16, 2021/11

放射性核種の海水及び海底堆積物間の移行を考慮した3次元海洋拡散モデルを開発した。福島沿岸の海底堆積物中のCs-137の再解析を行い、福島第一原子力発電所事故に由来する溶存態Cs-137の海底堆積物への移行メカニズムを調べた。モデルと観測データの比較により、モデルが海洋構造と海水および海底堆積物中のCs-137濃度を十分に再現できることが示された。また、事故後の福島沿岸の堆積物中のCs-137分布は、原発からのCs-137直接海洋放出の影響が顕著であった2011年6月までに、主に溶存相からの吸着により形成されたことが示された。

論文

Isotope shift and hyperfine structure measurements on triple resonance excitation to the autoionizing Rydberg state of atomic strontium

岩田 圭弘; 宮部 昌文; 赤岡 克昭; 若井田 育夫

Journal of Quantitative Spectroscopy & Radiative Transfer, 275, p.107882_1 - 107882_9, 2021/11

東京電力福島第一原子力発電所事故を受けて分析ニーズが高まっているストロンチウム90に対して、レーザー共鳴イオン化を用いた同位体選択的分析手法の開発を行っている。本研究では、高い同位体選択性が期待される2つのスキームについて、安定同位体の同位体シフト及び超微細構造を測定し、キングプロット解析手法を用いてストロンチウム90の同位体シフトを評価した。ストロンチウム90の光学的同位体選択性は$$10^3$$から$$10^5$$程度と得られ、実試料の分析に十分な選択性を持つことが分かった。

論文

Validity of the source term for the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station accident estimated using local-scale atmospheric dispersion simulations to reproduce the large-scale atmospheric dispersion of $$^{137}$$Cs

門脇 正尚; 古野 朗子; 永井 晴康; 川村 英之; 寺田 宏明; 都築 克紀; El-Asaad. H.

Journal of Environmental Radioactivity, 237, p.106704_1 - 106704_18, 2021/10

本研究では、局所規模の大気拡散シミュレーションと観測から推定した福島第一原子力発電所(1F)事故の$$^{137}$$Csのソースタームの、大規模の大気拡散に対する妥当性を確認することを目的として、大気拡散データベースシステムWSPEEDI-DBを用いた半球スケールの大気拡散シミュレーションと海洋拡散モデルSEA-GEARN-FDMを用いた海洋拡散シミュレーションを実施した。大気拡散シミュレーションの結果は、観測値の$$^{137}$$Csの大気中濃度を一部過大評価したものの、全体として観測値を良好に再現した。また、海洋拡散シミュレーション結果は、北太平洋で観測された$$^{137}$$Csの海水中濃度を過小評価した。本研究では、大気拡散シミュレーションから得られた$$^{137}$$Cs沈着量を海洋拡散シミュレーションで用いており、$$^{137}$$Csの海水中濃度の過小評価は海洋へ沈着した$$^{137}$$Csが少なかったことが原因だと示された。大気拡散シミュレーションに用いた降水の再現性を向上させることで、$$^{137}$$Csの大気中濃度の過大評価と海水中濃度の過小評価をそれぞれ改善することができると考えられ、本研究で検証されたソースタームは、1F事故による$$^{137}$$Csの局所規模の大気拡散シミュレーションと大規模の大気拡散シミュレーションの両方で有効であることが示された。

論文

Simulation study of a shield-free directional gamma-ray detector using Small-Angle Compton Scattering

北山 佳治; 寺阪 祐太; 佐藤 優樹; 鳥居 建男

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 7(4), p.042006_1 - 042006_7, 2021/10

Gamma-ray imaging is a technique to visualize the spatial distribution of radioactive materials. Recently, gamma-ray imaging has been applied to research on decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) accident and environmental restoration, and active research has been conducted. This study is the elemental technology study of the new gamma-ray imager GISAS (Gamma-ray Imager using Small-Angle Scattering), which is assumed to be applied to the decommissioning site of FDNPS. GISAS consists of a set of directional gamma-ray detectors that do not require a shield. In this study, we investigated the feasibility of the shield free directional gamma-ray detector by simulation. The simulation result suggests that by measuring several keV of scattered electron energy by scatterer detector, gamma rays with ultra-small angle scattering could be selected. By using Compton scattering kinematics, a shield-free detector with directivity of about 10$$^{circ}$$ could be feasible. By arranging the directional gamma-ray detectors in an array, it is expected to realize the GISAS, which is small, light, and capable of quantitative measurement.

論文

Feasibility study of the one-dimensional radiation distribution sensing method using an optical fiber sensor based on wavelength spectrum unfolding

寺阪 祐太; 渡辺 賢一*; 瓜谷 章*; 山崎 淳*; 佐藤 優樹; 鳥居 建男; 若井田 育夫

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 7(4), p.042002_1 - 042002_7, 2021/10

福島第一原子力発電所原子炉建物内の高線量率環境での線源分布測定への応用を目指し、波長スペクトルのアンフォールディング処理に基づく光ファイバーを用いた新しい一次元放射線分布測定法を開発した。開発した手法は光ファイバー内を伝搬する光の減衰量が波長依存であることを利用して、光ファイバー端から出力された波長スペクトルをアンフォールディングすることにより、光ファイバーへの放射線の入射位置を逆推定するというものである。この手法は光強度の積分値を利用するため、パルスカウンティングを行う放射線検出器を使用した場合に高線量率環境下で発生する計数損失や信号パイルアップの問題を回避することができる。本研究では紫外光源と90Sr/90Y放射線源を用いた基礎実験を行い、線源位置検出の基本特性を確認した。

報告書

RPV下部構造破損・炉内物質流出挙動のMPS法による予測(委託研究)

吉川 信治; 山路 哲史*

JAEA-Research 2021-006, 52 Pages, 2021/09

JAEA-Research-2021-006.pdf:3.89MB

福島第一原子力発電所2号機、3号機では、原子炉圧力容器(RPV)が破損し、炉心物質の一部(制御棒駆動機構(CRD)配管部品や燃料集合体上部タイプレート等)がペデスタル領域へと移行していることが確認されているが、沸騰水型軽水炉(BWR)ではRPV下部ヘッド及びその上下に複雑な炉心支持構造やCRDが設置されており、炉心物質のペデスタルへの移行挙動もまた複雑なものになっているものと推定される。BWRの複雑なRPV下部構造における炉心物質の移行挙動の概略特性把握には複雑な界面変化と移行を機構論的に解くことのできるMPS法の適用が有効である。本研究では、MPS法による福島第一原子力発電所2号機、3号機のRPVアブレーション解析のために、令和元年度は剛体モデル、並列化、計算タイムステップ効率化手法を開発し、令和2年度はMPS法の圧力壁境界条件の改良、剛体計算の安定化、デブリベッドの溶融過程の解析コスト低減のための計算アルゴリズムの改良を行った。これらの改良により、RPV下部プレナムに堆積した固体デブリが溶融しながらリロケーション再配置する過程を様々なケースについて実用的な計算コストで感度解析できるようになった。また、2号機及び3号機の解析の結果、下部プレナムで冷え固まったデブリの性状(粒子状/塊状)や堆積分布(成層化の程度)は、その後のデブリベッド再昇温及び部分溶融に要する時間と溶融プール形成に大きく影響し、RPV下部ヘッドの破損挙動や燃料デブリの流出挙動に影響することが明らかになった。

論文

Radiocesium in Shiitake mushroom; Accumulation in living fruit bodies and leaching from dead fruit bodies

Guido-Garcia, F.; 坂本 文徳; David, K.*; 香西 直文; Grambow, B.

Chemosphere, 279, p.130511_1 - 130511_10, 2021/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Environmental Sciences)

森林環境における放射性セシウム(Cs)循環機構解明に資するため、しいたけによるCs蓄積挙動を調べた。しいたけは、生体必須元素であるKを吸収するときにCsを吸収すること、しいたけ中にはCsを選択的に蓄積するサイトがないことがわかった。しいたけが吸収したCsのほとんどは、しいたけの枯死後に容易に水に溶け出し、溶け出たCsは粘土鉱物に吸着した。これらの結果は、しいたけ中のCsが水溶性の陽イオンとして含まれることを示す。

論文

Development of a supplementary outboard side thruster system for dynamic positioning control of autonomous surface vehicle

加藤 哲*; 川村 大和*; 田原 淳一郎*; 馬場 尚一郎*; 眞田 幸尚; 藤井 俊*

International Journal of Offshore and Polar Engineering, 31(3), p.316 - 324, 2021/09

自律面の進行方向を維持できるサイドスラスターシステム(車両(ASV))の開発について説明する。現在、海洋研究開発機構,日本原子力研究開発機構,東京海洋大学と共同で泥中放射能の調査に取り組んでいる。日本の福島県の河口に寄託され、主な目的はASVを使用した無人の泥の収集である。マッドコレクションでは、サイドスラスターシステムを開発し、ASVに実装した。ジョイスティックを使用してASVを1人で操作するためのスラスターシステムにより、ジョイスティックでASVの動作を確認した。

論文

A BWR control blade degradation observed in situ during a CLADS-MADE-02 test under Fukushima Dai-Ichi Unit 3 postulated conditions

Pshenichnikov, A.; 倉田 正輝; 永江 勇二

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(9), p.1025 - 1037, 2021/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

The paper summarizes the results of the control blade degradation test CLADS-MADE-02 performed in JAEA. The test focused at the beginning phase of the accident at Fukushima Dai-Ichi (1F) Unit 3. The investigation provided important data, especially on the temperature history, exhaust gas measurement and in situ video of metallic debris formation and relocation to the colder elevations under the test scenario, which reproduced oxidizing conditions during the initial phase of the 1F Unit 3 reactor heat-up. Based on the test results, some decommissioning related conclusions concerning the formation of new B-rich phases containing Cr and Fe were made.

論文

Cs含有微粒子はいかに生成したか?; 学際研究者の推理

日高 昭秀

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(9), p.679 - 680, 2021/09

福島第一原子力発電所事故時に放出されたタイプA難溶性Cs含有微粒子(以下、Cs微粒子)の生成機構について、様々な議論がなされてきた。筆者は、3号機の非常用ガス処理系のHEPAフィルタが水素爆発時に溶融して微粒化により生成したと考えてきたが、2020年11月に同フィルタ室が解体され、その是非がまさに確認されようとしている。本稿では、筆者が考える生成機構について紹介するとともに、現在、原子力規制委員会で行われている福島事故の分析に係る検討会で、まもなく明らかになる同フィルタの解析結果に対する期待を述べる。筆者の仮説が正しいとした場合、Cs微粒子の生成は、まさに原子炉側と環境側の学際領域で起きており、生成機構解明が遅れた一因となったと考える。Cs微粒子の生成を防ぐためには、水素爆発の防止はもちろん、HEPAフィルタに対して何らかの燃焼防止対策を講じることが望まれ、それによって原子力発電所の安全性がさらに向上することが期待される。

論文

Development of the multi-cubic $$gamma$$-ray spectrometer and its performance under intense $$^{137}$$Cs and $$^{60}$$Co radiation fields

冠城 雅晃; 島添 健次*; 加藤 昌弘*; 黒澤 忠弘*; 鎌田 圭*; Kim, K. J.*; 吉野 将生*; 庄司 育宏*; 吉川 彰*; 高橋 浩之*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1010, p.165544_1 - 165544_9, 2021/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.03(Instruments & Instrumentation)

2011年の東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の事故以来、世界各地で廃止措置措置に入る原子力施設が増加している。これらの原子力施設では、放射性物質の適切な管理が要求されている。そこで、ガンマ線スペクトル測定技術は、放射性物質の重要な情報を得ることができるため、有益なツールである。さらに、放射性物質の空間情報も重要であるため、ガンマ線イメージングについて求められている。しかしながら、これらの施設には、強度放射線場が広がるため、ガンマ線スペクトル測定やガンマ線イメージングが困難になる。そのため、寸法が5mm $$times$$ 5mm $$times$$ 5mmの小さなCeBr$$_3$$シンチレーター4個で分割した$$gamma$$線スペクトロメーターを開発した。上記の4個のシンチレーターは、強度放射場に特化したマルチアノード光電子増倍管と組合わせた。私たちは、$$^{137}$$Csと$$^{60}$$Coの放射線場で照射試験を実施した。$$^{137}$$Cs照射場の線量率1375mSv/hにおいて、相対エネルギー分解能が、それぞれのチャンネルで、9.2$$pm$$0.05%, 8.0$$pm$$0.08%, 8.0$$pm$$0.03%, 9.0 $$pm$$0.04%であった。

論文

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

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 2000$$^{circ}$$C) in severe accidents. However, the study of SiC steam oxidation in conventional test facilities in water vapor atmospheres at temperatures above 1600$$^{circ}$$C 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.

論文

福島研究開発拠点の活動状況

宮原 要

電機, (820), p.70 - 73, 2021/08

原子力機構福島研究開発拠点における研究開発活動状況について紹介する。

論文

Rapid analysis of $$^{90}$$Sr in cattle bone and tooth samples by inductively coupled plasma mass spectrometry

小荒井 一真; 松枝 誠; 青木 譲; 柳澤 華代*; 寺島 元基; 藤原 健壮; 木野 康志*; 岡 壽崇; 高橋 温*; 鈴木 敏彦*; et al.

Journal of Analytical Atomic Spectrometry, 36(8), p.1678 - 1682, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.03(Chemistry, Analytical)

ウシの硬組織用の$$^{90}$$Sr分析法をICP-MS用いて開発した。0.1gの硬組織に対して、従来の放射能測定法より低い検出下限値で、11時間での分析を可能とした。そのため、ICP-MS法は微小な骨や歯試料を対象とした迅速かつ有効な分析手法となり得る。

論文

Sewage sludge ash contaminated with radiocesium; Solidification with alkaline-reacted metakaolinite (geopolymer) and Portland cement

香西 直文; 佐藤 淳也; 大杉 武史; 下山 巖; 関根 由莉奈; 坂本 文徳; 大貫 敏彦

Journal of Hazardous Materials, 416, p.125965_1 - 125965_9, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Engineering, Environmental)

Radiocesium-bearing SSA was solidified in geopolymer (GP) and ordinary Portland cement (OPC) and the characteristics of the solidified bodies were investigated by various aspects including mechanical strength, transformation of SSA components during solidification, and radiocesium confinement ability by leaching test. After static leaching test at $$^{60}$$C, $$^{137}$$Cs was hardly leached out from the GP-solidified bodies containing SSA at 30 wt% to ultrapure water ($$<$$ 0.1%), whereas more than 30% $$^{137}$$Cs was leached from the OPC-solidified bodies containing SSA at 30 wt%. GP is far superior to OPC for solidifying radiocesium-bearing SSA.

論文

An Approach toward evaluation of long-term fission product distributions in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant after the severe accident

内田 俊介; 唐澤 英年; 木野 千晶*; Pellegrini, M.*; 内藤 正則*; 逢坂 正彦

Nuclear Engineering and Design, 380, p.111256_1 - 111256_19, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所の廃炉措置の安全な遂行に当たっては、プラント全体にわたる燃料デブリのみでなく核分裂生成物(FP)の長期的な分布を把握することが必須である。廃炉作業は、飛散したFPによる過酷な環境下でプラントから燃料デブリを取り出し、それらを回収核原料物質あるいは最終廃棄体として安全に保管することにより収束する。事故発生後廃炉の収束までの長期間にわたるプラント内でのFP分布を求めるために、短/中/長期FP挙動解析手法を開発した。本解析手法は、プラントで測定されたデータを用いて修正され、それを踏まえて更新されたデータに基づき妥当性確認されるものである。精度が改善された評価手法は、廃炉措置の各段階におけるFP分布の評価に適用可能である。

論文

Conversion factors bridging radioactive fission product distributions in the primary containment vessel of Fukushima Daiichi NPP and dose rates measured by the containment atmosphere monitoring system

内田 俊介; Pellegrini, M.*; 内藤 正則*

Nuclear Engineering and Design, 380, p.111303_1 - 111303_11, 2021/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.09(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所(1F)の事故進展解析と同時に廃炉計画立案のためには、プラント全体にわたるFP分布の定量化が必須で、このために多期間FP挙動解析手法を開発している。この解析手法の妥当性は、プラントで測定されたデータに基づいて立証する必要がある。この妥当性立証の有効な手法のひとつがCAMSでの線量率測定データの適用である。しかし、FPの分布(kg, Bq)と線量率(Sv/h)という特性、単位次元の異なるデータを比較するためには、両者を適切につなぐ手段が必要となる。線量率解析が可能な、迅速で、取り扱いが容易で、かつトレーサブルな手法として、多くの線源位置、多核種に関しての線量率換算係数を求めた。この線量率換算係数を用いると、多期間FP挙動解析手法で求めたFP分布から容易に線量率が算出可能である。

報告書

溢水した高性能容器内炭酸塩スラリーの組成を模擬した炭酸塩スラリーの作製と特性評価

堀田 拓摩; 山岸 功; 永石 隆二; 柏谷 龍之介*

JAEA-Technology 2021-012, 34 Pages, 2021/07

JAEA-Technology-2021-012.pdf:2.1MB
JAEA-Technology-2021-012(errata).pdf:0.14MB

東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所における多核種除去設備(Advanced Liquid Processing System; 以下「ALPS」という。)および増設多核種除去設備(Improved ALPS)の前処理設備から発生する炭酸塩沈殿物を主とする廃棄物(以下「炭酸塩スラリー」という。)は高性能容器(High Integrity Container; 以下「HIC」という。)に格納されている。このHIC内において、水の放射線分解により発生した水素ガスの炭酸塩スラリー内での保持および、それに伴う容積増加が原因と推定される上澄み水のHIC外部への漏えい事象(溢水)が発生した。この溢水の発生が確認された当時に保管されていた大部分のHICにおいて、外部への溢水は観察されていない。このことはHIC内炭酸塩スラリー自体の性状や気泡の保持特性の理解が溢水発生条件を明らかにする上で重要であることを示唆している。そこで本研究では、溢水したHIC内炭酸塩スラリーの組成を模擬した炭酸塩スラリーを作製し、その炭酸塩スラリーの非放射性条件下での性状および気泡の保持特性を明らかにすることを目的とした。まず、溢水が発生した炭酸塩スラリーの組成を模擬するために、溢水した炭酸塩スラリーが調製された当時のALPS運転条件を調査し、炭酸塩スラリーの主要元素であるマグネシウムとカルシウムの比率を変えた5つの原水を調製した。これら原水から炭酸塩等を沈殿させ、実機ALPSと同じクロスフローフィルタ方式を用いて模擬炭酸塩スラリーを作製した。次に、作製した炭酸塩スラリーの化学分析を実施した。また、沈降試験を実施して沈降層の密度(以下「沈降密度」という。)、降伏応力を測定した。最後に、沈降層への気泡注入試験を実施し、炭酸塩スラリー内部での気泡保持/放出特性について検討した。模擬炭酸塩スラリーは原水組成のカルシウム含有率が高いほど沈降密度が高くなることが分かった。そして、沈降密度が高い模擬炭酸塩スラリーでは沈降層の降伏応力が高く、注入した気泡を保持しやすい傾向が観察された。これらのことから、溢水したHIC内炭酸塩スラリーを模擬するためには原水組成に関する情報が重要であり、また、スラリー内での気泡の保持状況には炭酸塩スラリーの密度が影響を及ぼすことを明らかにした。

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