高レベル放射性廃棄物(以下，HLW)の地層処分の評価の信頼性を高めていくためには、評価結果に大きな影響を与える因子を明らかにし、それが有する不確実性を低減することなどが重要になる。このためには、感度解析などを用い、対象となる研究を合理的に効果的に同定する必要がある。この課題に取り組むための有用な手法のひとつとしては，統計的手法を用いた感度解析から「評価結果に与える影響が大きいパラメータ（重要パラメータ）」を特定し、それに基づいて「設定した評価指標を満足するバリア性能が成り立つための条件（成立条件）」を抽出する包括的感度解析手法が考えられる。本検討においては，重要な研究課題を感度解析の観点から明らかにすることを目的として，包括的感度解析手法を幅広い地質環境を対象としたHLWの性能評価に適用した。検討においては、崩壊連鎖の影響等によるパラメータの複雑な感度特性を考慮した重要パラメータ及び成立条件を抽出するための着実な解析手順を整備し、HLWの地層処分研究を進めていく上での重要な研究課題を、感度解析の観点から複数の想定される処分環境ごとに抽出した。なお，重要パラメータ及び成立条件に基づいて抽出した重要な研究課題は，モデルやパラメータ設定等の前提条件に依存するものである。

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これまで地層処分の核種移行評価には，地下水流動解析から抽出された処分場から生物圏までの移行経路ごとに１次元モデルが広く適用されてきた。しかし，低レベル放射性廃棄物を対象とした場合には，地下浅部なため天然バリア中の移行距離が短く，処分坑道の径が比較的大きいため，人工バリア内や処分空洞周辺での３次元的な核種移行が評価結果に影響を及ぼす可能性が高い。そこで，本論では，仮想的な処分施設を対象として１次元モデルと２次元モデルによる核種移行解析結果を比較した結果について報告する。

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本報では，知識管理システムの基本的考え方，知識の構造化のアプローチおよびシステム構築案を示す。

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本報では，地層処分技術の中の地質環境分野の事例として，単性火山のリスク分析などを例として，知識管理システムの開発において重要となる暗黙知を含む知識の構造化を試行する。

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本報では，地層処分技術の中の工学技術分野の事例として，低アルカリ性セメントに関する特性分析などを例として，知識管理システムの開発において重要となる暗黙知を含む知識の構造化を試行する。

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本報では，地層処分技術の中の性能評価分野の事例として，性能評価パラメータの設定スキームなどを例として，知識管理システムの開発において重要となる暗黙知を含む知識の構造化を試行する。

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収着分配係数のデータベースに内在するデータの変動について、データベースに記載されている情報のみを利用してその原因を特定することは容易ではない。そこで、今回はベントナイトに対するCsの挙動を対象とし、収着モデルを利用して、欠損データの推測を行い、変動要因を分析した。その結果、変動の殆どが実験条件の相違によるものと推定でき、データベース中の変動とは統計的なものではなく、環境条件の変動であると言えることが判った。

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TRU廃棄物処分において、アルカリ性の条件でセルロースの分解により生成する可能性が指摘されているイソサッカリン酸（ISA）について、OPCペーストに対する収着データを取得した。

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核種のコロイドや鉱物への吸着に共存イオンやpH，イオン強度が影響を与えることが知られている．そして，核種の吸着メカニズムを知る上で，表面錯体を同定することは重要である．そこで，本研究では，共存イオンとしてオルトケイ酸を用い，鉱物表面におけるウラニルの表面錯体を，レーザ蛍光法を用いて同定する．

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セメントの主要構成物質はエトリンガイトやカルシウムシリケート水和物(CSH)であり，セメントの変質や劣化により生成するCa過剰な高アルカリプルームが，地層中の鉱物(主にシリカ)に影響を与えることが予想される．本研究では，セメント系材料の劣化により地層処分場の周辺地層にCSHが生成することを想定し，Ca/Siモル比を変化させたCSHに対するEu(III)の収着挙動を検討した。

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石英砂カラム内のモンモリロナイトコロイドとアルミナコロイドの移行挙動に及ぼすフミン酸の影響について検討した。モンモリロナイトコロイドのカラム内移行挙動にフミン酸はほとんど影響を及ぼさなかった。一方でフミン酸を添加することによりアルミナコロイドのカラム内移行は著しく促進した。アルミナはフミン酸にコーティングされることにより表面電位が正から負電位に変化し、石英砂カラム内を移行し易くなることが分かった。

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ベントナイト緩衝材中の水は核種移行媒体となり、その特性を知ることは重要である。本研究では圧縮Na型モンモリロナイト中の水について調べるために、水のトレーサーとしてH2O-18を用いて拡散と電気浸透を行った。

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透過拡散試験法を用いて，0.1M NaCl溶液条件下における乾燥密度1.2，1.6及び1.8[Mg/m3]の圧縮ベントナイト(クニゲルV1)中のフミン酸の拡散挙動を調べた。約500日経過時点で，乾燥密度1.2の試料のみフミン酸の破過が認められ，他は破過が認められなかった。実効拡散係数は2.3E-13[m2/s]程度と見積もられたが，この値は高分子有機物について報告されている値に比べ一桁小さいものであった。また，ゲル浸透クロマトグラフィーによる分子量分布測定結果から，圧縮ベントナイトのフィルター効果により，添加したフミン酸のうち，比較的分子量の小さいものだけが圧縮ベントナイトを透過している可能性が示唆された。

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　炭酸ナトリウム溶液に浸漬したセメント硬化体のトリチウム水の有効拡散係数は時間とともに低下すること、またそれは炭酸カルシウムの生成によって物質の拡散に寄与する間隙が微細化するためであることを明らかにした。

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放射性廃棄物処分における緩衝材の候補材料であるベントナイト系材料に関して、隅角部を対象にした斜め締固めの適用性に関しての検討を行った。またその施工管理手法に関しても検討を行った。

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TRU・高レベル放射性廃棄物処分施設の緩衝材の構築方法として吹付け工法の適用性を検討した。検討では、ケイ砂含有率をパラメータとした粉体ベントナイトを吹付けを行い、乾燥密度など緩衝材の品質を調べた。検討の結果、吹付け工法は従来の締固め工法に比べ、締固め方向に密度分布がなく非常に均一な緩衝材を構築できることが明らかとなった。

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放射性廃棄物地層処分施設におけるベントナイト系人工バリアの施工品質管理のための、迅速、且つ高精度の透水試験方法を開発した。従来法の定圧式透水試験法と比較して、1/3～1/4程度の試験時間で試験が行えることが明らかとなった。

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放射性廃棄物処分において天然材料であるベントナイトは、緩衝材または遮水材として重要な材料として調査・検討が進められている。鉱床中のベントナイトは層状に堆積しており、１つの層中でも色調も異なり、均一なものではない。そこで、１つの層内からブロック試料とコア試料を採取し、鉛直、水平方向で遮水性の違いを調査した。その結果、密度の違いはあるものの、透水係数に差はほとんど無いことがわかった。

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発電所サイトでは運転に伴い発生する炉内構造物（制御棒、チャネルボックス、バーナブルポイズン）等の放射性廃棄物がプール貯蔵されている。これらの廃棄物は低レベル廃棄物のうち、放射能レベルの比較的高い廃棄物に位置付けられ、余裕深度処分場（Disposal Facility below the Generally Used Depth）に埋設される計画である。これらはL1廃棄物と定義される。 余裕深度処分場は1箇所に立地することが予想されているため、大規模な輸送システムが必要である。合理的な廃棄物管理システムを構築するためには、L1廃棄物の合理的な処理－輸送－処分の一連のシステムを構築する必要がある。 ここでは「内容器システム」と呼ばれる新しい廃棄物処理システム概念を検討したので報告する。本稿では内容器システムのうち、廃棄物の収納方法について述べる。

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発電所サイトでは運転に伴い発生する炉内構造物（制御棒、チャネルボックス、バーナブルポイズン）等の放射性廃棄物がプール貯蔵されている。これらの廃棄物は低レベル廃棄物のうち、放射能レベルの比較的高い廃棄物に位置付けられ、余裕深度処分場（Disposal Facility below the Generally Used Depth）に埋設される計画である。これらはL1廃棄物と定義される。 余裕深度処分場は1箇所に立地することが予想されているため、大規模な輸送システムが必要である。合理的な廃棄物管理システムを構築するためには、L1廃棄物の合理的な処理－輸送－処分の一連のシステムを構築する必要がある。 ここでは「内容器システム」と呼ばれる新しい廃棄物処理システム概念を検討したので報告する。本稿では内容器システムのうち、内容器による処理処分フローについて述べる。

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　わが国の高レベル放射性廃棄物の処分事業は，放射性廃棄物の放射能の影響を人間の生活環境から長期間隔離するべく、地層処分により実施され、約100年に亘る操業期間に40,000本を処分する。実施主体である原子力発電環境整備機構には、その間における操業上の安全性を担保する責任があり、関係者の関心も高くなると予想される。広義の操業概念には、処分場の地下施設の建設から，操業，閉鎖の終了までが含まれが、さまざまな種類かつ相当量の物量と要員が地下施設において行き交うこととなる。 　地層処分についての操業安全システムを構築する場合、地下において大規模な操業を経験している他の産業を参考とすることが可能であるが，処分する対象物が放射性物質であり、それを人間の生活環境から長期間隔離するための人工バリア構築に関わる作業が約100年に亘り継続する特殊性を考慮すると，従来の地下における事業展開の考えの類推のみにたよることは限界があり、放射線管理の考え方を包含した新たな事業展開の概念を構築する必要がある。そこで，地下施設における作業を安全に行うために考えておかなければならない点について検討した。

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わが国の高レベル放射性廃棄物処分場では、40,000本の廃棄体を約100年に亘る操業期間に処分する計画である。地上と地下を結ぶアクセス坑道や地下に展開する坑道の掘削やそれらを利用した資材の搬送のように、さまざまな作業が処分場地下施設で行われ、膨大な人員と物資が投入される。このため、地下施設における建設・操業・閉鎖の各段階で、作業安全性が確保されている必要がある。 作業安全性の確保を検討するにあたり、先ず、処分場において設定される操業安全性の具体的な目標の検討を行った。次に、処分場地下施設においてどのような事故・災害が発生する可能性があるかを調査し、それに対応する安全確保対策を検討した。事故・災害と対策の調査、検討にあたり、地下で大規模な操業を経験している石炭鉱山や山岳トンネル、放射性物質を取り扱う原子力施設での事例を参考とした。 以上のように、処分場における操業安全性に対する基本的な考え方の一端を示した。

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階層型分離変換技術の導入によって、高レベル廃棄物（HLW）から発熱性の核種、白金族、及びアクチノイド核種が取り除かれ、残ったHLWは従来技術であるガラス固化を適用可能である。このガラス固化体の発熱は従来HLWガラス固化体に比べて大きく低減されていることから、現在のTRU廃棄物と同様に大坑道に集積定置して地層処分する可能性を検討した。

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放射性廃棄物処分施設においてセメント系材料を人工バリアとする場合，長期耐久性の確保が重要である。耐久性に優れるチタンを表面保護材とすることは有用であるが，各部材の接合が確実でないと十分な効果が得られない。チタンパネルの接合部を工夫し，厚さ1mm程度のパネルでも確実にTIG溶接を行うことが可能になった。

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放射性廃棄物処分場における長期安全性を確認する手段として、人工バリアと天然バリアに加え、この両者を結ぶ処分坑道周辺領域における性能評価を適切に実施することが求められる。この領域においては、支保工や掘削影響領域、透水性亀裂、これらの影響を低減するための対策工（プラグやグラウト）の特性を適切にモデル化することが重要となるが、既往の研究においては必ずしも十分な検討が行われているとは言い難い。 本報告では、一例としてグラウトに着目し、グラウトがその改良範囲や管理目標によってどの程度性能評価上の効果を発揮するかについて検討した。グラウトの長期健全性を仮定し、第2次取りまとめに基づく簡便なモデルで検討した結果、地質条件によってはある程度の効果が得られる可能性が示された。

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研究開発段階炉にある新型転換炉ふげん発電所を対象として、廃止措置を目的としてコンクリート中に含まれる元素、水分等について平成16年度より調査している。コンクリートを電気炉で高温に加熱して重量の変化を測定したところ、550℃以上においてコンクリート中の炭酸カルシウムの分解により、炭酸ガスが発生し重量が減少した。この重量変化を測定する手法は、コンクリートの中性化を定量的に把握する方法として応用できると考えられる。

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新型転換炉ふげん発電所の原子炉格納容器内にある機器類の放射化量を評価するために、原子炉の周囲にある金属（ステンレス鋼、炭素鋼）を採取して放射化量を測定した。その結果、これらの金属の放射化量は原子炉運転中に測定した中性子束密度を用いて放射化量を計算した時の値と良く一致したので、金属についても計算によって放射化量を評価することが可能であることを確認した。

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試験研究炉等における廃止措置の安全性を実証するために、研究開発段階炉である新型転換炉ふげん発電所を活用した調査を実施中であり、廃止措置に伴い発生する解体コンクリートの再利用に関する調査を実施したのでその結果を報告する。

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試験研究炉等における廃止措置の安全性を実証するために、研究開発段階炉である新型転換炉ふげん発電所を活用した調査を実施中であり、「ふげん」に設置している重水精製装置(I)を対象にして解体工法を調査したのでその結果について報告する。

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新型転換炉ふげん発電所の生体遮へい体コンクリートの放射化についての調査を平成16年度より開始した。平成16年度では生体遮へい体コンクリート中に含まれる放射性核種濃度分布を測定し、平成17年度において輸送計算コードであるDOT3.5で中性子束密度分布を計算した後、放射化計算コード(ORIGEN79)を用いて放射化量を算出し、測定値との比較評価を行った。今回は、モンテカルロ法による計算値と平成16年度に採取した放射性核種濃度分布の測定値との比較評価を行った。

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東海発電所（166MWe, GCR）は、1998年3月31日に商用運転を停止し、現在、廃止措置工事に着手している。本件は、東海発電所の廃止措置に際して発生するL1廃棄物1,600トンの主要な廃棄物である黒鉛ブロックの放射能濃度について、計算値と実測値の比較を行った結果を示すものである。

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原子炉部材を熱的切断により解体する場合には、融点が低く蒸気圧の高い金属元素は選択的に粉じん中へ移行することが考えられるため、ジルコニウム合金の熱的切断時に発生する粉じん中への核種移行挙動をホット実験により評価した。

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原子力施設の廃止措置等に伴い発生するクリアランス対象物の想定される汚染を模擬したものとして、汚染性状を厳密に模擬した線源及び点線源を配置することで模擬した線源を専用測定装置で測定する場合の検出器応答について比較整理等を行い、専用測定装置がクリアランスレベルを下回っていることを十分に確認できる性能を有していることを確認するための方法について検討した。

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　米国の新原子力政策(GNEP)においては、先進的な保障措置技術を開発し核拡散抵抗性の高い核燃料サイクルを実現することが重要とされている。こうしたGNEPの持つ側面は、原子力機構がFaCTプロジェクトにおいて進めている高速増殖炉サイクルの研究開発における開発目標と一致していることから、過去の保障措置に係る技術開発において得られた経験・知見及び今後の保障措置技術開発も含めて、積極的にGNEPの研究協力に取り組んでいる。 　本発表では、GNEPが発表された後の日米間の協議の経緯を振り返りながら、米国エネルギー省(DOE/NNSA)との保障措置に係る意見交換の内容を紹介するとともに、原子力機構内及び関係機関との協議、現在の研究協力候補課題等について報告する。

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　独立行政法人日本原子力研究開発機構では、社内各施設から文部科学省へ報告する国際規制物資に関する計量管理報告データを一元的に管理するために、全社核物質管理システムを開発し、データベース化を図った。 本システムは、国際規制物資の関する計量管理報告用データの処理機能はもとより、新たにスケジュールの進捗管理及び施設間のデータの整合性チェックの強化を図るとともに、核物質管理状況に関する情報の開示、及び原子力白書における我が国のプルトニウム管理状況に提供する公開データの抽出、集計の処理を可能とする機能も構築した。 本発表においては、これら本システムの新機能等について紹介する。

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核物質管理に係る計量・保障措置分析はＩＡＥＡ保障措置協定の要求を満たす上で非常に重要な役割を果たしてきた。これまでプルトニウムを中心とした核燃料サイクルでは、日本原子力研究開発機構の再処理施設、プルトニウム燃料製造施設などにおいて高いレベルの計量・保障措置分析技術が確立された。しかしながら、当技術基盤となるべき品質保証(ＱＡ)体系は必ずしも統一されたものでなく、個々の施設により少なからず相違があるのが現状である。核燃料サイクルの本格化（大規模化）にともない、ＩＡＥＡとの協定下で約束されている「国際技術標準レベル」の測定による報告を実行していくためには、今後、国内において共通した技術基準（ガイドライン）を確立し、品質保証レベルを維持向上していくことが不可欠である。そのため国内統一的なQAガイドラインを策定することを目的に、日本原子力学会（核物質管理学会協賛）をベースに保障措置分析技術に係る専門委員会を設け、国内全般の核物質計量・保障措置における品質保証基盤作りを図ることを計画している。商用再処理工場が運転にはいろうとしているこの時期に、原子力産業界において統一した計量・保障措置分析の品質保証体系の確立および維持向上にむけ学会レベルでの議論・意見交換を行い国内核燃料サイクル全体の保障措置分析技術レベルアップを図ることは非常にタイムリーかつ有意義と考える。本発表では当構想について活動計画を紹介する。

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軽水炉系の核燃料サイクル諸施設に対する施設の核物質管理手法の設計・評価システム、SANFCEを開発し、適時性に配慮したNRTAの有効性評価、実用化を進めてきた。これらの経験を踏まえて、高速炉核燃料サイクルの核物質管理手法の設計・評価システムの開発を進めている。多量のプルトニウムを取扱う高速炉系では、適時性を考慮した厳密な核物質管理が施設、国に求められている。 　核物質管理の視点から炉心運転・燃料棒位置、軸方向のアクチナイド核種の生成量を燃料棒単位にシミュレートする燃焼計算モジュールの開発現状を紹介すると共に、保障措置の観点から問題視されているブランケット内のPu-239冨化度や燃焼に伴うアクチナイド核種の炉内3次元分布等について報告する。

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GEN IV、INRPO、米国のGNEP、フランス、また、日本でも次世代原子力システムの研究が着実に進められている。昨年、日本原子力研究開発機構は、先進湿式再処理を次世代高速炉サイクルシステムの主概念として採用する方向性を示したが、米国GNEPやフランスにおいても次世代原子力システムとして先進的な湿式プロセスを検討している。実規模高速炉湿式サイクルの特徴としては、軽水炉サイクルに比べ、Pu処理量がより大量となること、MAを最終的に製品に混合する、あるいは、U/Puを分離しないことにより、核拡散抵抗性を高めようとしていること等が挙げられる。一方、大型再処理プロセスの計量管理・保障措置については、1998年から1992年に渡ってIAEAが主催したLASCARフォーラムで検討され、六ヶ所再処理工場ではこれに基づいた計量管理・保障措置システムが導入されているが、スループットの大きな大規模再処理工場では、いかに有効かつ効率的な保障措置・計量システムを実現するから重要とされ、それに基づく種々の対策検討が施されてきた。次世代再処理システムにおいては、プロセスの違いやスループットの増大などの理由から現在の保障措置要求を満たすためにさらなる検討が必要となることがよそうされる。このために必要な要件、それを満足するために考え得る計量管理・保障措置技術について検討したので報告する。

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低温・低密度⁶Li含有重水素プラズマへの50～250keV陽子ビームの入射を想定し、p-D間の核弾性衝突による重陽子速度分布関数上のノックオンテイルの形成、及び⁶Li(d,p)⁷Li*、⁷Li*→⁷Li+γ反応による0.5MeV γ線の発生率をBoltzmann-Fokker-Planck(BFP)モデルに基づき評価した。γ線計測に基づく、BFPモデルの検証法を示した。

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核融合炉の運転ではプラズマの密度や温度分布が炉出力に強い影響を与えるので、ガスパフ、ペレットの燃料注入方式におけるプラズマ特性を解析し、ヘリカル炉とトカマク炉の炉出力制御特性を比較、検討した。

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トカマク炉およびヘリカル炉の核融合炉の最適化のためのシステムコード(物理、工学、経済性、環境負荷の解析）を開発中である。また、炉心プラズマの詳細な輸送解析を進めている。その現状を報告する。

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水素を含有したプロトン導電性酸化物セラミックスの電子線照射下における電気伝導度(電子線照射誘起伝導度)をその場において測定した。伝導度は線量率の増加と共に増加し、300および1000Gy/sにおいて照射前の伝導度よりそれぞれ約2および3桁まで増加した。300Gy/sまでは水素供給した酸化物の伝導度は水素供給していない酸化物の伝導度より約1桁高い値を示し、水素の拡散が誘起されることがわかった。500Gy/s以上における誘起伝導度は、水素濃度に依存しないことがわかった。これは、構成元素(主に酸素原子)のイオン化が電子励起により促進され、イオン伝導が支配的になったためと考えられる。

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常温水蒸気との接触により水素ガスを放出する水分解・水素放出酸化物セラミックスの水素生成への実用化を目指して、セラミックスの薄膜技術の開発が行われている。本講演では、YSZ基板上に成長させたBaZrO3薄膜とCe0.8Sm0.2O2-d基板上に成長させたBaCeO3薄膜におけるイオン注入重水素の常温水蒸気接触によるD-H置換速度がタンデム加速器からのHe+イオンビームを用いる反跳粒子検出法(ERDA法)で調べられた。それらの実験結果が分極誘起水分解モデルに基づき考察される。

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ステンレス鋼にSiO2をコーティングした材料のトリチウム不透過膜としての性能を評価する実験を行った。SiO2側を重水素プラズマに曝しながら、3Heによる核反応法でSiO2中の重水素の濃度分布を求め、その濃度分布から重水素の拡散係数を推定した。563Kでの拡散係数は7.0x10-17m2/sであり、この値はプラズマ照射時間によらずほぼ一定の値であった。核反応法を用いることにより、このような非常に小さな拡散係数を測定することができた。

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ITERダイバータ領域に形成される再堆積層中ではタングステンカーバイド(WC)が形成されるとともにプラズマより漏出する高エネルギーの水素同位体が照射されることが予想される。そこで様々なイオンエネルギーの重水素イオンを照射したWCに関して、X線光電子分光法(XPS)および昇温脱離法(TDS)を用いて、重水素イオンを照射した際のWCの化学状態の変化および重水素滞留量に対するエネルギー依存性を調べた。本発表では、本実験結果より得られたWC中における重水素の化学状態および滞留挙動についてより詳細な議論を行う予定である。

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核融合炉では、真空容器内の冷却水にトリチウムが透過する等により、大量のTを含む水が発生する。上記のTを含む水の処理のために、転換炉ふげんで重水濃縮に使用実績のある化学交換塔が、ITERでは採用された。この化学交換塔は、トリチウム濃度を環境放出レベルまでに下げる性能が要求され、厳しい制御ロジックが必要となる。本研究では、ステージモデルによる化学交換塔動特性解析モデルを構築してコード開発を行ったさらに、得られた解析コードにより、考えられる外乱（供給T水流量及び濃度）に対するシステムの応答を求め、伝達関数を決定し、この伝達関数に整合する最適な制御系の研究を計算機実験により行ったので、その成果を報告する。

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トリチウム化水蒸気の回収・除去装置への適用を想定し、中空糸状ポリイミド膜を用いた高分子膜除湿装置の適用性評価を進めている。起動直後の除湿特性を向上させるシステム構成について検討し、有効性を実験的に検証した。

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気相吸着法(PSA)による大流量トリチウム水処理プロセスの開発では、同位体分離性能を確保しつつ、水蒸気脱着を迅速化させるゼオライト吸着剤の開発が重要な課題であった。SiO2/Al2O3比を10まで高めたNaYゼオライト吸着剤を用いることで、同位体分離性能の確保と水蒸気脱着を迅速化の両立に見通しを得た。

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高速中性子を照射した炭化ケイ素 (SiC)を照射温度以上において等時等温熱処理し、その場での熱膨張の変化から照射損傷の回復挙動を測定した。熱処理温度および時間に対する特性変化より、欠陥の種類及び欠陥の易動度を検討した。これより導入された欠陥の回復挙動の温度依存性を検討した。

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これまで一般にβ-SiCは1500℃までのアニールで巨視的寸法がほぼ完全に回復していたが，本研究室で測定を行った試料は完全に回復しなかった。今回はこれら試料の高分解能電子顕微鏡観察を行った結果を報告する。

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