孫 榕蔚

Bentonite clay is proposed to be buffer material in deep geological disposal of HLW (high level nuclear waste). Bentonite clay (which’s main component is montmotillonite) with slit-like porous structure, is able to retard the migration of water and cations. However, it is still unclear about the mechanism of dynamics behavior of ground water and radioactive nuclides, especially at micro scale. In this work, we investigated the molecular dynamics of water confined in metal cation exchanged montmorillonite (Mⁿ⁺-MMT) at a board temperature range from -40°C to 40°C. The effects on water motion, like interlayer cation species, temperature and interlayer water content, were analyzed by using proton NMR relaxation method. The interlayer water content was controlled by equilibrating each kind of metal cation exchanged montmorillonite at relative humidity from 35% to 96%, and dynamics of confined water were characterized by spin-lattice relaxation time (T₁), which are performed by inversion recovery sequence. It was found that the dynamics of interlayer water is much slower due to the layer confinement. Moreover, the effect of cation species is also detected through temperature dependence. In the interlayer of Cs, K-MMT, the one-layer water would keep as unfrozen state until -40°C. In the interlayer of other Mⁿ⁺-MMTs, there are both unfrozen and frozen states for the multi-layer water, and the freezing temperature is about -4°C. Through the approach of interpretation NMR relaxation time at various condition, we obtained a fundamental understanding of confined water dynamics and effects from ambient condition.

アパタイトセラミックスは、1~3価の陽イオンを構造内に組み込むことができ、熱耐久性および放射線耐久性などを有することから、放射性核種、特に発熱性核種に対する安定固定化材料としての可能性を有する。しかし、従来の固相反応によるアパタイト合成には、1000℃を超える温度が必要であり、セシウムなどの揮発性核種の揮発が懸念されていた。本研究では、希土類元素、アルミニウムおよび鉄を用いたセシウム含有ストロンチウムアパタイトをより温和な条件で焼成を行った (500℃または700℃) 。 分析結果から、化学量論比どおりのアパタイトセラミックスであることを確認した。また、放射線耐性や放射能・発熱量評価などを通して実用化に向けた評価も行った。本研究から得られた結果および既往研究の結果を統合し、放射性廃棄物からの発熱性核種固定化プロセスの提示およびプロセス導入による減容率を明らかにした。

マンガンは幅広い酸化数をとることで知られており，その酸化状態ごとに固有の性質を持つ．これらマンガンの酸化還元状態を利用することで陽イオン形及び陰イオン形核種による汚染の除去への適応が可能であると考えた．本研究では現在原子力分野で問題となっている放射性ラジウムおよび放射性テクネシウムをターゲットとし，マンガンの酸化還元能を利用しこれら諸問題にあった浄化法の提案および，その除去機構の解明，除去の最適化を行った． その結果，微生物細胞を用いた過マンガン酸イオンの還元過程におけるラジウム等アルカリ土類金属除去および，0価の金属マンガンとテクネシウム(VII)の酸化還元反応をともなう除去の解明に至った．

ROVIRA
LEVERONI
Gerard

The neutron capture cross-section of ²³⁷Np has been measured in the neutron energy region from 10 meV to 500 keV. A neutron time-of-flight method was employed using the NaI(Tl) spectrometer in the ANNRI beamline at the Japanese Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). The experimental capture yield was derived using the pulse-height weighting technique and an energy dependent cross-section was obtained relative to the incident neutron spectrum derived from a ¹⁰B(n, αγ) ⁷Li reaction yield. The absolute cross-section was determined by normalizing the results to JENDL-4.0 cross-section data at the first resonance of ²³⁷Np and with the saturated resonance method using a ¹⁹⁷Au sample. The resolved resonance region was analyzed with the REFIT code to derive the resonance parameters. An average radiation width <Γγ> = 40.3 ± 0.5 meV, a mean level spacing D₀ = 0.60 ± 0.02 eV and a neutron strength function 10⁴S₀ = 1.02 ± 0.12 were obtained by means of a statistical analysis of the results. The thermal cross-section was measured to be 177.6 ± 4.4 b and 176.2 ± 6.2 b with the first resonance and the saturated resonance normalization processes respectively. In the high energy region, the cross-section results were obtained with errors of 4% or lower below 25 keV. The results in the high energy region were evaluated using theoretical calculations with the CCONE code to reproduce the experimental results

小嶋 正義

国内原子力発電所の事業者は，機器の安全性向上の可視化を通じた社会とのコミュニケーションの強化を目指している．本研究では，故障モード・影響解析と確率論的破壊力学を融合し，機器の保全上のリスクに対する保守管理の優先順位を評価する手法を開発した．また，国内でトラブル事例の多い原子炉再循環系配管溶接部での応力腐食割れを対象とした評価を行い，配管の補修が不可能となる潜在的リスクが高い場合でも，超音波探傷試験員の力量及び検査間隔によって優先順位の改善が見込めることを明らかにした．さらに，安全性及びリスクの可視化による評価手法を開発し，機器の安全性向上に関するリスク･コミュニケーションの促進を可能にした．

桑垣　一紀

ブリードバーン型高速炉は、燃料を再処理せずに高燃焼度まで燃焼させることのできる革新的な高速炉概念である。しかしながらこの炉概念には、反応度の低い燃料が炉心に含まれる、炉心の臨界性が悪い、核分裂が活発な燃焼領域が移動し運転中に炉心出力分布といった炉特性が変化してしまうという問題がある。本研究の目的は、燃料連続移動シャッフリングを用いることで、これらの課題を解決したブリードバーン型高速炉を設計することである。計算コードを用いた数値解析の結果、円周回転型、またはスパイラル型に燃料を連続的に移動させることで、燃焼領域がほぼ一定に保たれ、かつ、中性子利用効率が高く臨界性の良い燃料配置が常に維持されるようなブリードバーン型高速炉を設計できることが明らかとなった。