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報告書

TRU廃棄物分別のためのか焼処理技術開発

佐々木 紀樹; 青山 佳男; 山下 利之

JAEA-Technology 2009-001, 33 Pages, 2009/03

JAEA-Technology-2009-001.pdf:2.92MB

TRU廃棄物の分別作業における破袋作業及び有害物除去作業の自動化による作業員の被ばく低減と運転コストの削減を目的として廃棄物を500$$sim$$700$$^{circ}$$Cに加熱することにより梱包材と有害物の除去を行う「か焼処理」の技術開発を行った。実験室規模の試験装置による処理試験により、廃棄物の梱包物はか焼処理によって除去されることが示された。また、除去が必要となるセルロース系天然有機物,イソプレン系天然有機物についても、か焼処理によって分解されることが示された。有害物である鉛,アルミニウムについては、か焼処理によって分離可能であるが、個別に回収するためにはさらなる技術開発が必要であることが示された。試験結果に基づいて実処理装置の検討を実施するとともに、か焼処理技術の実現に向けた今後の技術開発項目をまとめた。

報告書

転換施設の使用済流動媒体影響評価; 転換施設での流動媒体抜き出し作業における外部被ばく線量の評価

高橋 信雄; 横山 薫; 池上 宗平; 島池 政満; 杉杖 典岳

JAEA-Technology 2009-002, 51 Pages, 2009/03

JAEA-Technology-2009-002.pdf:5.71MB
JAEA-Technology-2009-002(errata).pdf:0.24MB

製錬転換施設は製錬転換施設廃止措置短期計画にしたがって、順次製錬転換施設内の解体・撤去を実施している。解体を行う設備のうち、製錬転換施設で実施した回収ウラン転換に伴って発生した使用済流動媒体は放射能強度が高いと推測されている。したがって、使用済流動媒体の貯槽からの抜き出し、貯槽の解体では、作業に伴う敷地境界での外部被ばくへの影響や、使用済流動媒体抜き出し作業時の被ばく線量の増加が懸念される。このため流動媒体貯槽の解体・撤去による影響評価を行うことを目的として、使用済流動媒の$$gamma$$線計測を行い、回収ウランの組成分析を実施して、外部被ばく量を計算した。この結果、流動媒体貯槽の解体・撤去による敷地境界での外部被ばく量の値は十分小さく、安全上は問題がないことを確認した。また、使用済流動媒抜き出し作業時の作業員の被ばく量を評価し、解体作業での留意点を明確にした。

報告書

MA含有MOX燃料の照射後試験結果; 燃料ピンの非破壊試験結果

石見 明洋; 勝山 幸三; 阿部 和幸; 永峯 剛; 中村 保雄

JAEA-Technology 2009-003, 58 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-003.pdf:8.95MB

高速実験炉「常陽」にてマイナーアクチニド含有MOX燃料の照射試験を実施した。今回の試験では、アメリシウムを3%及び5%含有したAm-MOX燃料とアメリシウム及びネプツニウムを各2%含有したNp/Am-MOX燃料を用いた。照射試験は高線出力での短期照射(10分間及び24時間照射)を実施し、「常陽」において最大線出力約430W/cmを達成した。照射後、照射燃料集合体試験施設において燃料ピンの照射後試験を実施した。X線CT検査の結果、10分間照射では燃料中央付近に密度低下が予測され、24時間照射では燃料中央に明確に中心空孔の形成が確認された。

報告書

高速実験炉「常陽」の確率論的安全評価にかかわる研究; 内的事象に対するレベル1PSA

石川 宏樹; 高松 操; 川原 啓孝; 三原 隆嗣; 栗坂 健一; 寺野 壽洋; 村上 隆典; 則次 明広; 井関 淳; 齊藤 隆一; et al.

JAEA-Technology 2009-004, 140 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-004.pdf:2.0MB

確率論的安全評価(PSA: Probabilistic Safety Assessment)は、原子炉施設の合理的安全規制・安全管理活動の一つであり、日本原子力研究開発機構では、高速増殖炉のPSA手順標準化のための技術基盤整備を目的に、定格出力運転時における内的事象に対するPSAにかかわる研究を実施している。当該研究の一環として、高速実験炉「常陽」について、レベル1PSAを試行し、出力運転時における内的事象に起因して炉心損傷に至る事故シーケンスの同定及び炉心損傷頻度を定量化した。本研究の結果、「常陽」における全炉心損傷頻度は5.0$$times$$10$$^{-6}$$/炉年であり、IAEA INSAG-12に記載された炉心損傷頻度の目標値である10$$^{-4}$$/炉年(既設炉に対して)及び10$$^{-5}$$/炉年(新設炉に対して)を下回っていることを確認した。

報告書

HTTR長期連続運転の結果の概要; 定格・並列30日運転

栃尾 大輔; 野尻 直喜; 濱本 真平; 猪井 宏幸; 関田 健司; 近藤 雅明; 七種 明雄; 亀山 恭彦; 齋藤 賢司; 藤本 望

JAEA-Technology 2009-005, 47 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-005.pdf:4.01MB

HTTRは1998年の初臨界達成後、定格運転及び高温試験運転の出力上昇試験を経て、現在、供用運転を行っている。今回、HTTRでは長期にわたって熱利用系に安定な熱供給ができることを実証するために、定格・並列運転で30日連続運転を行った。本報はその運転で得られたHTTRの長期連続運転の特性をまとめたものである。

報告書

JT-60SAにおける新しい統括制御システムの構想

戸塚 俊之; 坂田 信也

JAEA-Technology 2009-006, 36 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-006.pdf:8.42MB

JT-60放電制御計算機システムとデータ処理計算機システムは、JT-60制御系の課題であった計算機システムの効率的運用を目的に新しいJT-60SA統括制御システムとして機能統合する予定である。本報告書では、まず、新JT-60SA統括制御システムに求められるハードウェアのコストパフォーマンスと保守管理の容易性に留意したシステム構成を提案する。次にシステム全体構成を明らかにするとともに統合に必要な条件と新システムに具備されるべき機能、さらに開発課題を示す。最後にこの開発に要するマンパワーと計算機ハードウェアの性能、さらにこの実現による運転維持コストの削減について記述する。

報告書

トリチウム含有照射キャプセル解体プロセスの設計検討,2; キャプセル解体装置の詳細設計,試作試験、並びにグローブボックス施設の検討

林 君夫; 中川 哲也; 小野瀬 庄二; 石田 卓也; 中道 勝; 勝山 幸三; 岩松 重美; 長谷川 貞司; 小高 英男; 高津 英幸; et al.

JAEA-Technology 2009-007, 168 Pages, 2009/03

JAEA-Technology-2009-007.pdf:31.88MB

原子力機構では、国際熱核融合実験炉(ITER)に装荷するテストブランケット・モジュール(TBM)を用いて、増殖ブランケットの炉内機能試験を実施することを計画している。そして、その準備のため、日本において設計中の原型炉ブランケットにおける固体増殖材料の第1候補材料であるチタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)について、原子炉照射試験を実施してきた。本報告書は、(1)材料試験炉(JMTR)による照射試験に用いた照射キャプセル解体装置の詳細設計及び試作試験、並びに、(2)照射後試験のためのグローブボックス施設の予備的検討の結果、について述べるものである。解体装置の詳細設計では、本件に先立って実施した概念検討及び基本設計の結果に基づき、詳細仕様及び設置場所の検討,安全評価等を行った。試作試験では、解体装置の中心となる切断部を試作するとともにJMTRキャプセル模擬試験体を製作して切断試験を行い、その結果を評価して切断速度の最適化を図ることにより、十分な切断性能を達成した。さらに、キャプセル解体後の照射後試験用施設を確保するため、グローブボックス施設の予備的検討を行い、技術的成立性の見通しを得た。

報告書

NUCEFにおける分析; 平成19年度

阿部 博佳; 芳賀 孝久; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 伊藤 光雄; 白橋 浩一

JAEA-Technology 2009-008, 24 Pages, 2009/03

JAEA-Technology-2009-008.pdf:5.62MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成19年度は、STACY, TRACYにおける臨界実験前後及び施設定期自主検査に伴う運転にかかわる硝酸ウラニル溶液の性状分析,燃料調製設備における硝酸ウラニル溶液調整及び精製のための分析等を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。平成19年度における総分析試料数は、143試料であった。本報告書は、平成19年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。

報告書

瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討; 平成19年(委託研究)

納多 勝*; 須山 泰宏*; 延藤 遵*; 井尻 裕二*; 見掛 信一郎; 松井 裕哉

JAEA-Technology 2009-009, 194 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-009.pdf:44.14MB

超深地層研究所計画における工学技術に関する研究のうち、大深度地質環境下における工学技術に関する研究は、研究坑道の設計・施工計画技術の開発,研究坑道の建設技術の開発,研究坑道の施工対策技術の開発,安全性を確保する技術の開発の4項目に分類して進めている。平成19年度の工学技術に関する研究では、「第2段階」で実施してきた工学技術の成果と課題の整理,花崗岩部において掘削時に得られた計測データを用いた現段階(200mレベルまで掘削済み)までにおける設計の妥当性の確認,地山補強対策工の注入効果の検討,施工実態の把握と当初設計との差異の評価に資する情報の整理,高差圧の影響評価に関する検討,坑道の長期維持・補修に関する調査計画方針の立案などを実施した。さらに、プロジェクト全体を対象としたリスク事象を抽出し、既往の検討事例を参考に各リスク事象に対するリスク評価方法について概略的な検討を行った。

報告書

J-PARC物質・生命科学実験施設における水銀漏洩事象時の影響評価

春日井 好己; 甲斐 哲也

JAEA-Technology 2009-010, 46 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-010.pdf:3.5MB

J-PARC物質・生命科学実験施設において、1MW運転時に中性子ターゲットとして使用されている水銀が水銀循環系から漏洩し、放射性物質が排気筒から外部へ放出された場合の事業所境界における被ばく線量を評価した。その結果、事業所境界における外部被ばく量は30$$mu$$Svであり、その大部分は水銀から核破砕生成物として発生する希ガスによる寄与であることがわかった。また、水銀及びトリチウムによって与えられる内部被ばく量は、それぞれの寄与を合わせても0.1$$mu$$Svであった。これらの値は、一般公衆が自然から受ける年間被ばく量と比較しても十分小さな値であり、本施設が放射能漏洩に対して十分な安全裕度をもつことが示された。

報告書

中性子照射下高温水中応力腐食割れ試験用き裂進展・発生試験ユニットの技術検討,1(受託研究)

出雲 寛互; 知見 康弘; 石田 卓也; 川又 一夫; 井上 修一; 井手 広史; 斎藤 隆; 伊勢 英夫; 三輪 幸夫; 宇賀地 弘和; et al.

JAEA-Technology 2009-011, 31 Pages, 2009/04

JAEA-Technology-2009-011.pdf:4.38MB

軽水炉の炉内構造材料の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に対する健全性評価においては、照射後試験(PIE)によるデータの拡充が進められている。しかし、実際の炉内でのIASCCは材料と高温高圧水が同時に照射の影響を受ける現象であるため、照射下試験データとの比較によりPIEで取得されたデータの妥当性を確認する必要がある。照射下き裂進展試験において、低照射量領域の中性子照射の影響を適切に評価するためには、破壊力学的な有効性の観点から、従来より大型の試験片に対応できるき裂進展試験ユニットの開発が必要となる。そこで技術検討を行った結果、従来の単軸方式からテコ式に変更することによって、目標荷重を負荷できる見通しが得られた。また、き裂発生試験ユニットに関しては、リニア可変差動トランス(LVDT)を採用するユニット構造を検討し、今後さらに技術検討を進めるべき項目を抽出した。

報告書

溶液照射法による$$^{99}$$Mo製造に関する研究,1; 未照射下におけるモリブデン酸塩水溶液の特性評価

稲葉 良知; 石川 幸治*; 飯村 光一; 蓼沼 克嘉*; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2009-012, 80 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-012.pdf:37.29MB

本研究では、溶液照射法を用いた$$^{99}$$Mo製造システムの概略構成を検討し、溶液照射法で用いる照射ターゲットの候補として2種類のモリブデン酸塩水溶液(モリブデン酸アンモニウム水溶液及びモリブデン酸カリウム水溶液)を選定した後、未照射下において、選定水溶液を用いたPZCのモリブデン吸着性能,選定水溶液のもととなるモリブデン酸塩の性状・熱物性,選定水溶液と構造材料との両立性及び選定水溶液の化学的安定性について調べた。その結果、モリブデン酸カリウム水溶液が、モリブデン含有量,構造材料との両立性及び化学的安定性の観点から、照射ターゲットとして有望であることがわかった。また、モリブデン酸アンモニウム水溶液に関しては、pH調整を行うことにより、照射ターゲットとしての適性を持つことがわかった。さらに、選定水溶液との両立性が良好なステンレス鋼を、キャプセルや配管等の構造材料として使用できる見通しを得た。

報告書

溶液照射法による$$^{99}$$Mo製造に関する研究,2; $$gamma$$線照射下におけるモリブデン酸塩水溶液の特性評価

稲葉 良知; 石川 幸治*; 飯村 光一; 蓼沼 克嘉*; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2009-013, 72 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-013.pdf:32.51MB

本研究では、$$^{99}$$Mo製造のための溶液照射法で用いる照射ターゲットの候補として選定した2種類のモリブデン酸塩水溶液(モリブデン酸アンモニウム水溶液及びモリブデン酸カリウム水溶液)を用い、$$gamma$$線照射下において、選定水溶液と構造材料との両立性,選定水溶液の化学的安定性,循環特性,放射線分解及び$$gamma$$発熱について調べた。これらに加えて、$$gamma$$線照射下におけるPZCの健全性について調べた。その結果、次のことがわかった。(1)選定水溶液とステンレス鋼の両立性は良好である。(2)選定水溶液は化学的に安定であり、水溶液の循環は滞りなく行われる。(3)選定水溶液の放射線分解によって発生したガス中における水素成分割合は、純水の場合と比べて高くなる。(4)選定水溶液に対する$$gamma$$発熱の影響は、水の場合と同程度である。(5)PZCの健全性は維持される。

報告書

低温照射試験用キャプセルに関する予備検討

稲葉 良知; 石田 卓也; 小沼 勇一; 斎藤 隆

JAEA-Technology 2009-014, 42 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-014.pdf:6.09MB

材料試験炉(JMTR)炉心の中性子強度が大きい場所で、低温の材料照射試験を行うことを目的として、低温照射試験用キャプセルに適用できる熱除去(冷却)技術の調査及び検討を行った。その結果、冷却フィン付きキャプセルや沸騰媒体を利用するキャプセルを実用化できれば、これまでよりも低温(300$$^{circ}$$C以下)で照射試験を行えることがわかった。100$$^{circ}$$C程度で照射試験を行う場合には、フィン付きキャプセルを用い、炉水によって試料を含むキャプセルを冷却すればよく、技術的開発課題も少ない。0$$^{circ}$$C以下で照射試験を行う場合には、沸騰媒体を利用するキャプセルを用い、液体窒素によってキャプセル中の試料を冷却する必要があるが、現状では液体窒素をキャプセルまで供給することに困難性があり、これを実現するためには、さまざまな課題がある。今後は、これらの課題解決に向けた検討を行っていく。

報告書

HTTRの高温プレナム部温度計装用ナイクロシル・ナイシル熱電対の特性

齋藤 賢司; 清水 厚志; 平戸 洋次; 近藤 誠; 川俣 貴則; 根本 真澄; 茂木 利広

JAEA-Technology 2009-015, 52 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-015.pdf:10.17MB

HTTRの高温プレナム部温度計装は、原子炉運転中の炉心状態を監視するため、高温プレナムブロック内にN型熱電対を挿入して、高温プレナムブロックごとに1次冷却材温度を測定している。N型熱電対はHTTR原子炉圧力容器内で使用されるため、約1000$$^{circ}$$Cの高温環境下において長期間安定に動作することが要求される。このため、HTTRの運転・保守データから、これらの熱電対の特性変化を調査した。その結果、N型熱電対はHTTR原子炉圧力容器内で12000時間を越える使用実績があるが、N型熱電対の特性に有意な変化がないことを確認した。本報は、HTTRの高温プレナム部温度計装用熱電対の供用期間中の特性変化について、調査した結果を示す。

報告書

廃棄物管理システムの開発,1; 廃棄物管理システムの概念検討

黒木 亮一郎; 伊藤 史典*; 仲田 久和; 山本 修次; 高橋 邦明

JAEA-Technology 2009-016, 124 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-016.pdf:3.8MB

日本原子力研究開発機構(以下、「機構」)における廃棄物の発生から処理・処分までのすべてにかかわるデータを一元的に管理するシステム(以下、「廃棄物管理システム」)の開発を行うこととし、当該システムの概念についての検討を行った。まず、機構における廃棄物管理の現状及び課題を整理して開発方針を設定し、廃棄物管理システムが提供すべき情報を抽出した。これらを前提条件として、本システムで管理する400項目超のデータ項目を整理するとともに、システムの構成概念と具体的な機能を検討し、廃棄物管理システムの概念をまとめた。具体的には、廃棄物管理システムが扱うデータは、放射性廃棄物の埋設処分にあたり必要となる廃棄体品質保証にかかわるデータと、廃棄物処理処分体系の最適化検討や定期報告事項などにかかわるデータに分けられることから、廃棄物管理システムはこれらのデータおのおのについて、提供すべき情報に加工するためのデータの解析機能(プログラム)と、データの管理機能(データベース)を基本構成とし、これら機能をすべてネットワーク上に構築した合理的なシステムとすることを提案した。

報告書

JMTR核燃料物質使用施設からの直接$$gamma$$線及びスカイシャイン$$gamma$$線による周辺監視区域境界の線量評価

小川 光弘; 飯村 光一; 冨田 健司; 飛田 正浩

JAEA-Technology 2009-017, 254 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-017.pdf:15.04MB

JMTR(Japan Materials Testing Reactor)では、平成23年度の再稼働に向けて照射施設の整備を進めている。照射施設の整備に伴い使用する燃料の照射条件等の変更から、JMTRの核燃料物質使用施設からの直線$$gamma$$線及びスカイシャイン$$gamma$$線による周辺監視区域境界における外部被ばくによる実効線量の再評価を実施した。評価方法は、照射施設における核燃料物質の最大使用量から、核種生成崩壊計算コード「ORIGEN2」を用いて線源強度を求め、これに建屋等の体系をモデル化し、しゃへい計算コード「G33-GP2」及び「QAD-CGGP2」を用いて周辺監視区域境界上の線量当量率を算出した。評価の結果、当該施設からの直接$$gamma$$線及びスカイシャイン$$gamma$$線による周辺監視区域境界における年間の実効線量は十分に低いことが確認された。

報告書

耐放射線性PEEKケーブルの開発

三尾 圭吾; 荻原 徳男; 古郡 永喜*; 荒井 秀幸*; 西澤 代治*; 西殿 敏朗*; 引地 裕輔

JAEA-Technology 2009-018, 86 Pages, 2009/04

JAEA-Technology-2009-018.pdf:13.44MB

J-PARC 3GeV RCS真空システム機器に用いる、耐放射線性を有するPEEKケーブルの開発を行った。使用するケーブルは、ノンハロゲン性、10MGy以上の耐放射線性,高難燃性が要求される。ケーブルの開発では、絶縁材料の候補から、ノンハロゲン性、耐放射線性、及び高難燃性を満足し、かつ伸び率が比較的大きいPEEK樹脂を絶縁材料として選定した。PEEKケーブルの耐放射線性を実証するため、$$gamma$$線照射試験を行った。ここでは、樹脂の基本的な照射特性試験、実機相当ケーブルでの電気的特性試験、並びに、耐延焼性試験を実施した。それぞれの試験項目について、10MGyの耐放射線性を確認した。

報告書

炉プール・ダイヤフラムシールの健全性調査

井手 広史; 作田 善幸; 塙 善雄; 辻 智之; 坪井 一明; 長尾 美春; 宮澤 正孝

JAEA-Technology 2009-019, 28 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-019.pdf:41.1MB

JMTR原子炉本体は、原子炉圧力容器,炉心及び炉プールから構成され、JMTR原子炉プール最下部には原子炉プール水の漏えいを防止するとともに、原子炉圧力容器内の圧力及び温度変化による圧力容器自体の伸縮を吸収するためのステンレス鋼製ダイヤフラムシール(外径2.6m,内径2m,厚さ1.5mm)が設置されている。JMTRの改修に先立ち、ダイヤフラムシールの健全性を確認するため、水中カメラ付き堆積物回収装置を開発し、外観検査を行った。外観検査の結果、有害な傷,錆びは確認されず、ダイヤフラムシールの健全性が確認できた。今後も本装置によって定期的に点検を行うことで、その健全性の維持に努める。

報告書

転換施設の放射線環境評価; 解体設備のインベントリーと空間線量の評価

島池 政満; 横山 薫; 池上 宗平; 高橋 信雄; 杉杖 典岳

JAEA-Technology 2009-020, 55 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-020.pdf:2.0MB

製錬転換施設は「製錬転換施設廃止措置短期計画」にしたがって、平成20年度から48Y均質化設備(シリンダー処理室),UO$$_{3}$$気送設備(フッ化沈殿室),捕集充填設備(コールドトラップ室・UF$$_{6}$$充填室),二級品UF$$_{4}$$乾燥設備(四フッ化ウラン供給室・四フッ化ウラン処理室)を解体している。解体前の評価として解体対象機器の$$gamma$$線計測を行い、放射能インベントリーを評価した。この結果から、解体作業を安全かつ合理的に実施するために、解体前にウラン回収を実施する必要がある部分を予測した。また、製錬転換施設では回収ウランを使用していることから、解体作業時の外部被ばく量に、回収ウランに含まれるウラン同位体が影響する。このため、回収ウランに含まれる空間線量へ影響する特徴的な核種を評価した。さらに、本報告書にまとめた解体実施前の$$gamma$$線計測データの解析結果は、廃棄体確認への活用、及び転換施設工程内での核種分布挙動の評価に利用することができるよう考慮した。

報告書

燃料異常過渡試験にかかわる線量評価

飯村 光一; 小川 光弘; 冨田 健司; 飛田 正浩

JAEA-Technology 2009-021, 71 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-021.pdf:4.34MB

JMTRは、平成23年度から照射試験の再稼働に向け、燃料異常過渡試験の準備を進めている。燃料異常過渡試験は、シュラウド照射装置(OSF-1)及びヘリウム3出力制御型沸騰水キャプセル照射装置(キャプセル制御装置,ヘリウム3出力可変装置及び沸騰水キャプセルから構成)を使用して、BWR高燃焼度燃料でBWRの照射環境を模擬し、出力急昇時の燃料挙動を評価する試験である。燃料異常過渡試験で取り扱う燃料試料が、さらに高燃焼度燃料(50GWD/t-UO$$_{2}$$から110GWD/t-U)になることから、燃料試料破損時における安全評価のため、線量の再評価を行う必要がある。本報告書は、燃料異常過渡試験で燃料試料の破損に至った場合、核分裂生成物がキャプセル制御装置及び沸騰水キャプセルに流出したときの各機器の線量当量率の評価及び取扱う放射線業務従事者の被ばく評価をまとめたものである。

報告書

TLDを用いたSILENEとTRACYにおける臨界事故状況時線量測定の再評価

村崎 穣; 外池 幸太郎; 内山 軍蔵

JAEA-Technology 2009-022, 49 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-022.pdf:5.36MB

SILENEにおける中性子用TLD及び$$gamma$$線用TLDを用いた測定、及びTRACYにおける中性子用TLDを用いた測定を再評価した。中性子用TLDを用いた測定については、測定データの処理に必要な係数を見直すことで再評価した。SILENEにおける再評価された中性子用TLDの測定結果は、IRSNが公表した参考値と10%以内で一致した。TRACYにおける再評価された中性子用TLDの測定結果は、アラニン線量計や著者等による中性子用TLDの測定結果に対して50%前後の過大評価となったものの、再評価により、再評価前の値と炉心タンクからの距離の関係に存在する矛盾が解消された。SILENEにおける$$gamma$$線用TLDによる測定については、測定データの処理方法を見直すことで再評価した。$$gamma$$線用TLDの再評価された結果は、再評価前の値と1%程度の違いとなった。再評価の結果、本報告書に記述した中性子用TLD及び$$gamma$$線用TLDの測定データ処理方法が有効であることを確認した。

報告書

水蒸気改質処理法によるウランを含有する廃TBP/n-ドデカンの長期連続処理

曽根 智之; 中川 明憲; 小山 勇人; 郡司 清; 野中 一晴; 佐々木 紀樹; 田代 清; 山下 利之

JAEA-Technology 2009-023, 33 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-023.pdf:8.11MB

水蒸気改質処理法は、有機廃棄物を過熱水蒸気で分解・ガス化させ、ウラン等の非揮発性の放射性核種を有機物と分離したのち、ガス化した有機物を高温空気で酸化分解するものである。ウランを含有する約2500Lの廃TBP/n-ドデカンの処理を実施し、長時間処理における装置性能を評価した。この結果、長期処理においても、装置内温度が設計通りに制御されること,排ガス中のCO濃度及びNOx濃度は規制値未満に制御されること,排ガス処理系へのウラン移行率及び廃TBP/n-ドデカンのガス化率は短時間処理と同等の性能を維持すること等が確認された。水蒸気改質処理法は廃TBP/n-ドデカンの長時間処理に対して安定した運転が可能で減容効果も高い処理技術であることが示された。

報告書

製錬転換施設における廃止措置の進捗状況; 平成20年度上半期

製錬転換施設廃止措置成果編集委員会

JAEA-Technology 2009-024, 101 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-024.pdf:60.55MB

人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設は、湿式一貫製錬法及び六フッ化ウラン転換技術実証に使用した設備(PNCプロセス)と回収ウラン転換技術開発に使用した設備(乾式転換プロセス)を有する施設で、昭和54年から建設を開始し、昭和56年10月に完成した施設である。PNCプロセスは、昭和57年3月から平成3年まで運転を行い、約385tonUの六フッ化ウランを製造した。また、乾式転換プロセスは、昭和57年12月から平成11年7月まで運転を行い、回収ウランを原料とした約338tonUの六フッ化ウランを製造した。試験終了後は、PNCプロセスを対象として解体工法等の実証試験を実施した。製錬転換施設は、平成20年度から、管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年までに、管理区域内のすべての機器の撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の平成20年度上期までの進捗状況をまとめたものである。

報告書

HTTR第2次燃料体組立,貯蔵作業における燃料取扱い

富本 浩; 加藤 康; 大和田 博之; 佐藤 直; 島崎 洋祐; 小澤 太教; 篠原 正憲; 濱本 真平; 栃尾 大輔; 野尻 直喜; et al.

JAEA-Technology 2009-025, 29 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-025.pdf:21.78MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、1989年に初装荷燃料を装荷し、初臨界を達成してから、10年が過ぎ、現在も初装荷燃料にて運転を継続中である。燃料体組立は12種類の濃縮度がある燃料棒4770本を黒鉛ブロックに装荷する。第2次燃料体組立では150体の燃料体を組立てた。燃料棒は設計上、燃料棒の濃縮度誤装荷防止について考慮されているが、さらに確実な取扱いができるように作業上の誤装荷対策をあらかじめ検討した。燃料棒の受入れを2008年6月から開始し、原子炉建家内で組立作業を行い、新燃料貯蔵ラックへの貯蔵を行った。組立,貯蔵作業は、3回の期間に分けて実施し、各々の期間ごとに使用前検査を受検し、2008年9月にすべての作業を完了した。その後、同年11月に使用前検査合格証を受けた。本報告は第2次燃料体の組立,貯蔵作業における燃料取扱いについてまとめたものである。

報告書

HTTR炉内温度測定法の検討

富本 浩; 濱本 真平; 栃尾 大輔; 植田 祥平; 梅田 政幸; 西原 哲夫

JAEA-Technology 2009-026, 37 Pages, 2009/08

JAEA-Technology-2009-026.pdf:8.9MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、1998年7月に初装荷燃料を装荷し、同年11月に臨界に達した。その後、出力上昇試験や安全性確証試験等の運転が実施され、高温ガス炉技術の基盤となる運転データの蓄積を行っている。その一つとしてHTTRの性能向上に向けて次期、中期計画で炉内温度測定の実施を考えている。本報告は、燃料限界照射試験時の燃料温度を想定して適用可能な測定法の検討を実施した。

報告書

環境マネジメントシステムを用いたリスク・危機管理能力の強化

西田 伸穂

JAEA-Technology 2009-027, 16 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-027.pdf:1.25MB

独立行政法人日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは瑞浪超深地層研究所の建設に伴う掘削排水を処理し、その水質が「水質汚濁防止法」に基づく排水基準を満たしていることを確認したうえで河川に放流していたが、自主的に行っている水質測定の結果、放流先の河川水中に「環境基本法」に基づく基準値を超えるふっ素,ほう素が含まれることが判明したため研究所の掘削工事を中断し、排水を停止するという不測事態を招いた。センターではこの事態を契機として捉えリスク・危機管理能力の向上を図ったが、その際にはISO14001規格に基づく環境マネジメントシステムを見直す方策を選択した。この結果、これまでは一過性で終わりがちであった喫緊の課題に対する取組みを「恒常維持されるシステム」に反映することでリスク・危機管理能力を強化させることが可能となった。

報告書

原子力研究施設等の事故・故障等に適用した根本原因分析手法

佐藤 猛; 渡邉 憲夫; 吉田 一雄

JAEA-Technology 2009-028, 29 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-028.pdf:2.66MB

事故・故障等から得られる教訓,知見などは、原子力施設の安全管理に活かすことの重要性は幅広く認識されており、事故・故障等の根本的な原因分析により、原子力施設の安全に関する教訓,知見などを導き出してきている。日本原子力研究開発機構では、1990年頃から研究所で起こった一般施設を含む原子力研究施設等の事故・故障等を対象に根本原因分析を行ってきた。分析では多種多様な原子力施設を対象にしているため、誰でも活用できる分析法の確立を目指し、独自の分析方法を整備するとともに既存の分析法を活用してきた。本報告書では、これらの根本原因分析手法について紹介するとともに、JCO臨界事故を対象にそれぞれの分析法を適用し、使用法を解説する。

報告書

遠隔操作によるEBSD及びTEM用試験片の調製技術開発

田口 剛俊; 加藤 佳明; 相沢 静男

JAEA-Technology 2009-029, 18 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-029.pdf:5.37MB

本報告は、軽水炉構造材の高経年化に伴う材料劣化,損傷に関する研究に資するためのJMTRホットラボセル内で行う照射材の切断,研磨,表面処理などから成る試験片調製に関するものである。照射誘起応力腐食割れ(IASCC)試験用の照射済みCT試験片及びSSRT(Slow strain rate tensile)試験片から電子線後方散乱回折(EBSD)観察用及びTEM観察用の2種類の試験片を採取し調製する技術が開発された。これらの試験片調製においては、き裂が進展した脆い部位の取扱い及び小形化等の遠隔操作では技術的な困難さを試行錯誤のうえに克服し的確な調製技術を確立した。

報告書

JMTRのコンクリート構造物,冷却設備及びユーティリティ設備等の健全性調査概要

海老沢 博幸; 花川 裕規; 浅野 典一; 楠 秀彦; 箭内 智博; 佐藤 信一; 宮内 優; 大戸 勤; 木村 正; 川俣 貴則; et al.

JAEA-Technology 2009-030, 165 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-030.pdf:69.18MB

2007年度から開始するJMTR原子炉施設の改修工事に先立ち、「継続使用する設備・機器」の健全性調査を実施した。調査範囲は、原子炉建家を筆頭に、排気筒,一次冷却系の塔槽類,カナルエキスパンドジョイント,UCL高架水槽,二次系冷却塔及び配管,非常用発電機等、多岐にわたった。その結果、一部補修を要する部分が確認され補修を行ったが、今後の長期保全計画に沿った保守管理を行うことで、十分な安全確保と長期使用に耐えうることが確認された。原子炉更新課は、以上の健全性調査の結果を踏まえて改修工事を進めている。

報告書

金属溶融設備における成型工程の合理化のための設備改善

藤平 俊夫; 染谷 計多; 高橋 賢次; 伊勢田 浩克; 小澤 一茂; 門馬 利行

JAEA-Technology 2009-031, 29 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-031.pdf:21.66MB

減容処理棟に設置されている金属溶融設備は、原子力科学研究所に保管廃棄された低レベル放射性廃棄物のうち、金属廃棄物について溶融し溶融固化体とすることにより、放射性廃棄物の減容,安定化を図る。本設備は、平成15年度から試験運転を実施しており、その試験運転の経験から、溶融した金属の成型工程において、処理コストの低減,保守作業の負担軽減,保守作業に伴う作業員の被ばくの低減等に向けた知見が得られた。その知見を具体化するための設計検討,改善工事を平成18年度から19年度に実施し、成型工程の合理化のための設備改善が実現した。本稿では、金属溶融設備での成型工程の合理化のための検討,設備改善内容,評価等について報告する。

報告書

自然対流型キャプセル内の熱流動挙動に関する数値解析

稲葉 良知; 小川 光弘; 山浦 高幸; 飛田 正浩

JAEA-Technology 2009-032, 51 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-032.pdf:8.74MB

材料試験炉(JMTR)において実施する軽水炉燃料の燃料異常過渡試験では、キャプセル型の試験装置(燃料異常過渡試験用キャプセル)を用いるが、キャプセル内の熱流動挙動を評価するため、多次元二流体モデルコードACE-3Dにより数値解析を行うことにしている。そこで、まずACE-3Dの機能拡張を行い、入力データの作成や解析結果の図示を容易にできるようにした。次に、ACE-3Dの検証のため、既にJMTRで試験実績のあるBWR出力較正試験用キャプセルをモデル化し、ACE-3DによるBWR出力較正試験を模擬した数値解析を行った。試験データと解析結果とを比較したところ、両者は比較的よく一致した。その結果、燃料異常過渡試験の熱流動解析にACE-3Dを適用できる見通しが得られた。さらに、自然対流型キャプセルによる燃料異常過渡試験を模擬した数値解析を行い、キャプセル内の熱流動挙動について検討した。

報告書

シュラウド照射装置の炉内管及び飽和温度キャプセルの耐震設計

飯村 光一; 山浦 高幸; 小川 光弘

JAEA-Technology 2009-033, 45 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-033.pdf:5.01MB

独立行政法人日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、平成23年度に材料試験炉(以下「JMTR」という。)を再稼働する予定で改修計画が進められている。また、再稼働後におけるJMTRの有効利用の一環として、軽水炉燃料及び材料の健全性を確認するための中性子照射試験が計画されている。燃料の照射試験は、シュラウド照射装置とHe-3出力制御型沸騰水キャプセル照射装置とを組合せて出力急昇試験を行い軽水炉の異常過渡時における燃料の健全性を確認するものである。材料の照射試験は、「飽和温度キャプセル」と「照射環境制御装置」とを組合せて、軽水炉の水環境を模擬した状態で、材料に発生する照射誘起応力腐食割れ等の発生メカニズムを把握する。これらの照射装置は、再稼働後における照射計画に対応させるため、更新または改造を行うことから、平成19年度に新たな条件で詳細設計を行った。詳細設計のうち、各装置の耐震設計は、有限要素法配管解析コード「SAP」及び有限要素法構造解析コード「ABAQUS」により応力評価を行い、発生応力に対して装置が健全であることを確認した。

報告書

軽水炉照射環境下におけるSCC研究のための照射環境制御装置の設計検討

小沼 勇一; 冨田 健司; 岡田 祐次; 塙 博

JAEA-Technology 2009-034, 79 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-034.pdf:11.23MB

JMTR(Japan Materials Testing Reactor)では平成23年度の再稼働に向けて、軽水炉照射環境下におけるSCC研究を行うための材料照射試験装置製作の準備を進めている。このうち、照射キャプセルに軽水炉環境を模擬した冷却水を供給するための炉外試験装置(BWR用及び水化学用照射環境制御装置)を、平成20年から設置する計画である。照射環境制御装置は平成12年に設置した旧水環境制御装置をベースに製作するもので、旧装置で発生した事例に対する検討及び旧装置機器の一部再使用の検討も含めて、平成19年度に設計検討を実施した。本報告書は、これらの検討結果についてまとめたものである。

報告書

精密X線光学系による放射光実験用単結晶材料の結晶性評価

桐山 幸治; 三井 隆也; 福田 義博

JAEA-Technology 2009-035, 24 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-035.pdf:4.07MB

放射光実験で用いられる分光結晶には単結晶が用いられ、その単結晶には高い結晶性が要求される。そのため、実験で利用する単結晶の光学的性能を見極めて、その有効性を図るために、事前に簡便かつ迅速に結晶性を定量評価しておく必要がある。そこでわれわれは量子ビーム応用研究部門・放射光科学研究ユニット内においてX線発生装置を用いた精密X線光学系を組立て、上記の結晶を一例とするさまざまな結晶の結晶性を評価することができるシステムを立ち上げた。このシステムにおいては、最小で試料サイズが数10$$mu$$m程度の試料を測定可能で、1''以下での角度精度で測定が可能である。また、試料の位置を走査することで、試料内での結晶性の分布を測定することも可能である。本手法を用いて評価された鉄単結晶は、新たに開発された高分解能メスバウアー分光実験法においても利用されている。

報告書

k$$_{0}$$法に基づく中性子放射化分析法を用いた高純度チタン及び炭化ケイ素(SiC)の不純物元素の分析; 研究炉を用いたシリコン照射の生産性向上に関する技術開発(共同研究)

本橋 純; 高橋 広幸; 馬籠 博克; 笹島 文雄; 徳永 興公*; 川崎 幸三*; 鬼沢 孝治*; 一色 正彦*

JAEA-Technology 2009-036, 50 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-036.pdf:32.66MB

JRR-3及びJRR-4では、中性子転換ドーピング法を用いたシリコン単結晶(Si)の半導体(NTD-Si)の製造が行われている。現在、NTD-Siは、増産を目的とした生産性の向上が重要な課題となっている。このため、中性子均一照射工程を現在よりも効率的に行うためには、中性子フィルタ法があり、中性子フィルタ材としては、高純度チタン材料の使用が考えられる。また一方で、炭化ケイ素(SiC)は、シリコン(Si)材よりパワー半導体デバイスとしての優れた物理的特性を有しているため、NTD法によるSiC半導体製造の技術開発についても大いに検討の対象となる。そこで、高純度チタン及びSiC材料について、中性子照射後の放射化量を評価するため、k$$_{0}$$法に基づく中性子放射化分析法を用いた不純物元素の分析を行った。本分析により、高純度チタンからは6元素、SiCからは9元素を検出し、定量を行った。このうち、高純度チタンから検出されたSc及びSiCから検出されたFeは、半減期が比較的長い核種である。これらの核種からの放射線による取扱い作業での被ばくが問題となるため、不純物管理の検討が必要であることがわかった。

報告書

中性子フィルタ法を用いたJRR-3均一照射設備高性能化の設計検討; 研究炉を用いたシリコン照射の生産性向上に関する技術開発(共同研究)

竹内 真樹; 馬籠 博克; 米田 政夫; 川崎 幸三*

JAEA-Technology 2009-037, 28 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-037.pdf:5.71MB

JRR-3ではNTD-Si(Neutron Transmutation Doping Silicon: 中性子核変換ドーピングシリコン)を生産している。ここで用いられている方法は反転法であるが、さらにNTD-Siの生産性を大きく向上するため、中性子フィルタ法を導入のための技術検討を行った。検討の結果、現在、JRR-3で用いられているNTD-Si装置をほとんど変更することなくフィルタ法を導入できる見通しを得た。

報告書

JRR-3 1次冷却材ポンプの保守管理

大内 靖弘; 伊藤 匡聡; 大場 敏充; 川又 諭; 石崎 勝彦

JAEA-Technology 2009-038, 38 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-038.pdf:2.87MB

JRR-3の主要な冷却設備である1次冷却系設備では、4基の1次冷却材ポンプにより冷却材を循環して炉心で生じた熱を除熱している。原子炉の安全安定運転を行うためには1次冷却材ポンプの性能を維持することが必要であり、そのため原子炉の供用運転を開始して以来、定期的な点検保守を実施してきた。本報告書は、1次冷却材ポンプの点検保守項目及び記録についてまとめるとともに、1次冷却材ポンプの経年変化を明らかにし、今後の保守管理に資するものである。

報告書

Study on $$^{99}$$Mo production by Mo-solution irradiation method, 3; Activation analysis of irradiation target

Huynh, T. P.*; 稲葉 良知; 石田 卓也; 石川 幸治*; 蓼沼 克嘉*; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2009-039, 21 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-039.pdf:2.53MB

$$^{99}$$Moを製造するための溶液照射法の照射ターゲットとして、モリブデン酸アンモニウムとモリブデン酸カリウムの2つの水溶液を選定し、水溶液中の不純物濃度を評価するためにk$$_{0}$$標準法を用いた放射化分析を実施した。この結果、始発粉末中にNa, Mn及びWの不純物が同定された。また、これらの水溶液を用いた$$gamma$$線照射下でのキャプセル等の構造材(SUS304)との両立性試験において、試験後の水溶液の放射化分析を実施した結果、同定された不純物濃度の変化がないこと,構造材から溶出した元素が検出されないことが明らかとなった。しかし、同水溶液をICPで分析した結果、構造材のわずかな腐食が認められた。

報告書

水銀ターゲット容器の製作

涌井 隆; 粉川 広行; 羽賀 勝洋; 二川 正敏; 林 良一*; 内山 尚義*; 岡元 義尚*; 仲村 宏二*

JAEA-Technology 2009-040, 96 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-040.pdf:35.52MB

J-PARCの中核施設である物質・生命科学実験施設の建設が終了し、陽子ビームの受入れを開始した。核破砕中性子源となる水銀ターゲット容器については、平成15年度より受注メーカーによる詳細設計,製作及び工場・現地試験検査が実施された。水銀ターゲット容器は、水銀容器破損時の外部への水銀漏洩防止及び陽子ビーム入射に伴う保護容器の温度上昇抑制のため、3重壁構造となっている。また、他機器(ターゲット台車,保管容器,ヘリウムベッセルフランジ,反射体及び水冷遮蔽体)との取り合い関係から、溶接で組み立てられる水銀ターゲット容器は十分な製作精度が要求される。さらに、水銀ターゲット容器は多重壁構造であるので、工場試験検査は製作ステップごとに実施した。本報では、水銀ターゲット容器の各要素の要求仕様及び基本構造を記述するとともに、受注メーカーが水銀ターゲット容器を製作した際の手順についてまとめている。また、溶接に伴う著しい変形など、製作段階で発生した事象について示すとともに、各事象に対する1号機の対応及び2号機以降の水銀ターゲット容器の設計及び製作に関する改善案を提案した。

報告書

水銀ターゲット容器の構造強度設計

涌井 隆; 粉川 広行; 羽賀 勝洋; 二川 正敏; 内山 尚義*; 仲村 宏二*

JAEA-Technology 2009-041, 71 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-041.pdf:21.19MB

J-PARCの中核施設である物質・生命科学実験施設の建設が終了した。核破砕中性子源となる水銀ターゲット容器については、平成15年度より受注メーカーによる詳細設計,製作及び工場・現地試験検査が実施された。水銀ターゲット容器は、水銀容器破損時の外部への水銀漏洩防止及び陽子ビーム入射に伴う保護容器の温度上昇抑制のため、3重壁構造となっている。水銀容器及び保護容器にはそれぞれ水銀及び重水が循環され、容器間にはヘリウムガスが充填されている。各媒体の設計圧力は0.5MPaGである。また、陽子ビーム入射に伴い水銀ターゲット容器及び水銀は瞬時に発熱し、水銀容器に熱衝撃が発生するとともに水銀の体積膨張による水銀容器の変形が生じる。したがって、水銀ターゲット容器は、内圧や自重などの静的荷重だけでなく、動的荷重が繰り返し負荷される。そこで、水銀ターゲット容器に負荷される条件をもとに、数値解析による構造強度評価を実施した。

報告書

J-PARC/MLF全体制御システム(MLFG-CS)の設計・構築・運用

酒井 健二; 大井 元貴; 甲斐 哲也; 渡辺 聡彦; 中谷 健; 髭本 亘; 下村 浩一郎*; 木下 秀孝; 神永 雅紀

JAEA-Technology 2009-042, 44 Pages, 2009/08

JAEA-Technology-2009-042.pdf:35.33MB

J-PARC/物質・生命科学実験施設(MLF)の全体制御システム(MLF-GCS)は、大容量の水銀を循環する水銀ターゲット,3種類の超臨界水素モデレータ,放射化した水冷却システムなどを含む中性子ターゲットステーションのための進歩的で独立した制御システムである。MLF-GCSは独立した制御システムである一方で、J-PARCの加速器や他設備の制御システムとも密接に連動しながら運用される。MLFは、2008年5月に最初の陽子ビーム入射と中性子ビーム発生に、9月にはミュオンビーム発生に成功した。最初の陽子ビーム入射前にはMLF-GCSの設計と構築は終了しており、現時点は、オフ/オンビームコミッショニングを通じて、MLF-GCSの安定で効率的な運用がなされている。本報告書では、MLF-GCSの概要,構築、及び運用状況について記述する。

報告書

臨界事故終息作業時の線量管理方法の考察

金盛 正至; 田中 憲一*; 高田 純*

JAEA-Technology 2009-043, 32 Pages, 2009/08

JAEA-Technology-2009-043.pdf:1.6MB
JAEA-Technology-2009-043(errata).pdf:0.04MB

JCO臨界事故終息作業時の、事前の中性子線と$$gamma$$線による線量予測の結果、作業員の線量は、沈殿槽近傍で事前予測の約50倍程度となった。その原因を探り、再評価と考察を行うとともに、同様な臨界事故の場合の、線量の事前評価法について報告する。事前評価が約50分の1の評価となった原因は、臨界発生地点と測定地点の間の、コンクリート等水分を含む建材を使用した建物・構造物による、中性子線・$$gamma$$線の遮蔽・散乱等が原因と考えられる。本報では、遮蔽・散乱のほとんどない40m程度から100m程度までの近距離の測定結果を基礎に線量を評価した。その結果、20mSv/hから、3mSv/h程度まで、3から4点の測定結果により、60から80%程度の精度で作業者の線量を予測できることがわかった。臨界事故のような、中性子線が高く、作業者が場合によっては100mSv程度の線量となる作業においては、線量予測等のための線量の目安は、作業者の年間線量限度,作業者の当該作業以外の線量,測定誤差の三点を考慮し、年間20mSvの2分の1の10mSv程度とすることにより、安全裕度を持って作業できるものと考えられる。

報告書

JT-60SA中心ソレノイドの構造設計

淺川 修二; 土屋 勝彦; 倉持 勝也; 吉田 清

JAEA-Technology 2009-044, 55 Pages, 2009/09

JAEA-Technology-2009-044.pdf:4.92MB

臨界プラズマ試験装置JT-60Uをサテライトトカマク(JT-60SA:JT-60 Super Advanced)として超伝導化する日本とEUとの共同プロジェクトが推進されている。JT-60SAのマグネットシステムは中心ソレノイド(CS:central solenoid)などから成り、さらに中心ソレノイドは4つのモジュールから構成される。各モジュールには反発力や引力などの電磁力が発生し、また、熱収縮があるため支持構造物により予荷重を加える構造が必要となり、これらに耐えうる構造が要求される。電磁力解析により得られた電磁力を用いて中心ソレノイドと支持構造物の全体解析とこの結果を用いたジャケットの詳細な構造解析を行った。室温状態や冷却状態で電磁力が作用した場合に支持構造物や中心ソレノイド間と上下に隙間が開かないように締め付けているタイ・プレートが強度と疲労評価ともに「核融合設備規格 超伝導マグネット構造規格(マグネット規格)」を満たすことを検証した。全体の構造解析の結果をもとにした正配置モデルとちどり配置モデルのジャケットの詳細解析においても「マグネット規格」を満たしていことを示した。

報告書

エボナイトを用いたTRACYにおける臨界事故状況時中性子線量測定

村崎 穣; 延原 文祥*; 岩井 梢平*; 外池 幸太郎; 内山 軍蔵

JAEA-Technology 2009-045, 46 Pages, 2009/09

JAEA-Technology-2009-045.pdf:12.88MB

TRACYの臨界事故状況下において、硫黄を含む硬質ゴムであるエボナイトを用いた中性子線量測定を行った。中性子線量の評価においては、エボナイト中の硫黄と中性子の反応$$^{32}$$S(n,p)で生成される$$^{32}$$Pから放出される$$beta$$線をGM計数装置で測定して得られる計数率を利用する。この計数率にあらかじめ$$^{252}$$Cf線源により決定された校正定数(Gy/cpm)を適用することにより、中性子線量を得ることができる。校正に用いた$$^{252}$$Cf線源と測定場のスペクトルの違いによる応答を補正する係数は、MCNP5を用いて計算され、線量に適用された。実験では、エボナイトは、フリーエア及びファントム上の条件で、反射体なし及び水反射体付きのTRACYにより照射された。エボナイトにより測定された中性子線量は、反射体なしのTRACYにおいては、一貫して過大評価となったものの、約40%以下の不確かさで中性子線量を評価可能であった。一方水反射体付きのTRACYに対しては、平均では正確な線量が得られた。これらの結果から、エボナイトは、臨界事故時の中性子線量計として使用可能であることがわかった。

報告書

Analytical study of cover plate welding deformation of the radial plate of the ITER toroidal field coil

大森 順次; 小泉 徳潔; 清水 辰也; 奥野 清; 長谷川 満*

JAEA-Technology 2009-046, 60 Pages, 2009/09

JAEA-Technology-2009-046.pdf:9.67MB

ITERのトロイダル磁場(TF)コイルの巻線では、ラジアルプレート(RP)と呼ばれる構造物に、導体を埋め込む構造を採用している。RPに導体を収めた後、カバープレート(CP)をRPに溶接する。RPの大きさは、高さ15m,幅9mであるのに対して、その製作公差は平面度で2mm,面内変形で約2.5mmと極めて厳しいため、CP溶接によるRPの変形を極力小さくする必要がある。そこで、この溶接変形を予測するため、長さ1mのモックアップを製作し、溶接変形を測定し、この測定結果から固有ひずみを求め、実機の溶接変形を解析した。その結果、CPの溶接深さをコイルのインボード側で2.5mm,アウトボード側で1mmとすることで、RPの変形を許容値内にできることがわかった。加えてTFコイルと巻き線の製作性を改善し、さらに溶接変形量を低減できる代替構造を検討し、これに対し解析を実施して、溶接変形をさらに低減できることを示した。

報告書

高速実験炉「常陽」の原子炉シミュレータを用いた高速炉物理実験

大川内 靖; 前田 茂貴; 伊藤 主税; 川原 啓孝; 青山 卓史; 石田 公一

JAEA-Technology 2009-047, 130 Pages, 2009/09

JAEA-Technology-2009-047-1.pdf:44.46MB
JAEA-Technology-2009-047-2.pdf:38.7MB
JAEA-Technology-2009-047-3.pdf:33.16MB

原子力分野の研究・開発・利用にかかわる人材育成を強化する目的で、教育研究活動の支援プログラムを国が推進している。このような背景に鑑み、大学との連携強化を図り、原子力分野の人材育成に貢献するため、高速実験炉「常陽」及び関連施設を用いた実践的研修を行うシステムを整備してきた。本書は、「常陽」の原子炉シミュレータを用いた高速炉物理実験について、その内容をまとめたものである。実習は、「常陽」運転訓練用のフルスコープ原子炉シミュレータを用いて行われ、原子炉の起動から臨界,制御棒校正試験,原子炉の温度や出力変化に伴う反応度係数の測定,高速炉心のフィードバック反応度測定等の各実験を通して、原子炉固有の安全性(自己制御性)を理解するとともに、原子炉の運転操作を体験できるものである。

報告書

HTTR非常用発電機の保守管理とガスタービンエンジンの分解点検

猪井 宏幸; 清水 厚志; 亀山 恭彦; 小林 正一; 篠崎 正幸; 太田 幸丸; 久保 司*; 江森 恒一

JAEA-Technology 2009-048, 48 Pages, 2009/10

JAEA-Technology-2009-048.pdf:5.0MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉施設の非常用電源設備として、ガスタービンエンジンの非常用発電機が設置されている。非常用発電機の性能の維持管理を目的に、分解点検や保守管理を設備設置時から現在に至るまで実施し、改良,改善を行ってきた。主な改善として、今まで行ってきたガスタービンエンジンの起動時間の監視に、起動時における排気最高温度を追加監視することにより、その劣化の程度を十分に推測できること及び急激な劣化の発生を判断できるようになった。

報告書

「常陽」照射試験用金属燃料要素の溶接試験; 予備試験及び溶接施行試験(共同研究)

菊地 啓修; 中村 勤也*; 岩井 孝; 荒井 康夫

JAEA-Technology 2009-049, 22 Pages, 2009/10

JAEA-Technology-2009-049.pdf:13.99MB

日本原子力研究開発機構と(財)電力中央研究所との共同研究の下で、金属燃料の高速実験炉「常陽」照射試験計画が進められている。「常陽」照射試験を行うため、国内で初めてU-Pu-Zr金属燃料を充填した燃料要素6本を大洗研究開発センターの燃料研究棟において製造することとなった。燃料要素に用いられる被覆管及び端栓材は、高強度フェライト/マルテンサイト鋼である。「常陽」照射試験用金属燃料要素の製造に向けて、被覆管-端栓の溶接予備試験を行い、引続き予備試験結果に基づき溶接条件を設定し、溶接施行試験を行った。その結果、すべての検査項目について判定条件を満足し、溶接条件の妥当性が確認された。

報告書

FNCA guideline on development of hydrogel and oligosaccharides by radiation processing

工藤 久明*; 吉井 文男; 久米 民和*

JAEA-Technology 2009-050, 54 Pages, 2009/10

JAEA-Technology-2009-050.pdf:14.3MB

本報告は、FNCA(Forum for Nuclear Cooperation in Asia; アジア地域における原子力協力フォーラム)工業利用グループの第2期(2006年度$$sim$$2008年度)活動の一環として、電子線又は$$gamma$$線によるハイドロゲルとオリゴ多糖類の開発について、参加各国の現状をガイドラインとしてまとめたものである。本ガイドラインは、第1部の高分子の放射線化学の概要、第2部の天然高分子の放射線加工の各論についてプロトコルを、第3部のコスト評価や技術の現状などをまとめたものである。参加国はバングラデッシュ(2007年度より),中国,インドネシア,日本,韓国,マレーシア,フィリピン,タイ,ベトナムの計9か国である。各国は、天然に産生する高分子化合物(キトサンやカラギーナン等)に対し、橋かけによるゲル化や分解によるオリゴ糖を研究している。前者により開発されたハイドロゲルは、創傷被覆材や超吸水材など医療・環境分野への応用が図られている。オリゴ糖については、植物や水産物・畜産物の生育促進作用や抗菌・免疫性作用を持つため、それを活用して農業(漁業・畜産業を含む)分野への応用を図っている。

報告書

研究施設等廃棄物に含まれる放射性核種の簡易・迅速分析法(分析指針)

亀尾 裕; 島田 亜佐子; 石森 健一郎; 原賀 智子; 片山 淳; 星 亜紀子; 中島 幹雄

JAEA-Technology 2009-051, 81 Pages, 2009/10

JAEA-Technology-2009-051.pdf:3.6MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所及び大洗研究開発センターの研究施設から発生する放射性廃棄物を対象として抽出された処分安全評価上重要となる放射性核種及びウラン,トリウムを簡易・迅速に評価できる分析・測定法を開発した。主要な分析対象試料としては、原子力科学研究所の高減容処理施設において製作される溶融固化体を想定した。この溶融固化体試料に含まれる重要核種に対して、費用を低減しながらルーチン的に分析できる体制を確立することを目的に、非破壊$$gamma$$線測定の高効率化,試料前処理法及び核種分離法の簡易・迅速化,長寿命核種の迅速測定法の開発等を進め、この成果を分析指針としてまとめた。

報告書

六フッ化ウラン空容器の洗浄処理

宝徳 忍; 森田 泰治

JAEA-Technology 2009-052, 16 Pages, 2009/10

JAEA-Technology-2009-052.pdf:3.54MB

六フッ化ウランは、ウラン濃縮工程及び乾式再処理法の一つであるフッ化物揮発法の研究などで使用されており、核燃料サイクルにおいて重要なウランの化学形態の一つである。六フッ化ウランは、通常シリンダー型の容器に固体状で封入されており、温度及び圧力を調整することによって気体状で取り扱われるのが一般的である。しかし、六フッ化ウランは化学的に活性であり、空気中の水分によっても反応し、白煙状のフッ化ウラニル及び腐食性の強いフッ化水素が発生するため、その取り扱いには十分な注意が必要である。本報告は、六フッ化ウランを安全に取り扱うために有効な手法を示すことを目的としてまとめたものであり、そのために必要なウランの物理的性質及び化学的性質について整理し、シリンダー型の六フッ化ウラン空容器の洗浄処理作業を再処理試験室の工学フード内に設置した、塩化ビニル製の簡易グローブボックスを使用して行った結果について報告するものである。

報告書

実用高温ガス炉の開発に必要なHTTRを用いた試験の予備検討

後藤 実; 高松 邦吉; 中川 繁昭; 植田 祥平; 濱本 真平; 大橋 弘史; 古澤 孝之; 齋藤 賢司; 島崎 洋祐; 西原 哲夫

JAEA-Technology 2009-053, 48 Pages, 2009/10

JAEA-Technology-2009-053.pdf:3.41MB

実用高温ガス炉開発に必要な各種の特性・実証データを取得するため、高温工学試験研究炉(HTTR: High Temperature engineering Test Reactor)を用いた試験について予備検討を行った。本検討では、核熱供給特性試験,燃焼炉心試験,制御棒引抜試験(反応度投入試験),安全性実証試験,燃料特性試験,環状炉心試験,燃料限界照射試験,トリチウム測定試験,高温機器の健全性確認試験を提案し、実用高温ガス炉に必要とされる諸要件とそれを確認・確証する方策についてとりまとめた。このうち、燃焼炉心試験、及び安全性実証試験については、実測データと比較するために事前解析を行って予測データを取得した。また、実用高温ガス炉の炉心として採用される環状炉心の試験については、HTTRの2次燃料を用いた4種類の環状炉心について炉心計算を行って核的な成立性を示した。

報告書

放射線グラフト重合法により作製した捕集材を用いた瑞浪超深地層研究所における湧水処理の検討; 2007年度成果報告書(共同研究)

弥富 洋介; 島田 顕臣; 尾方 伸久; 杉原 弘造; 瀬古 典明; 笠井 昇; 保科 宏行; 植木 悠二; 玉田 正男

JAEA-Technology 2009-054, 10 Pages, 2009/11

JAEA-Technology-2009-054.pdf:0.86MB

東濃地科学センター瑞浪超深地層研究所では、研究坑道掘削工事に伴う湧水に含まれる天然由来のフッ素及びホウ素について、排水処理設備における処理によって河川の環境基準値以下の濃度まで除去した後、湧水を河川に放流している。一方、量子ビーム応用研究部門環境・産業応用研究開発ユニットでは、放射線グラフト重合法で作製した捕集材により、海水や温泉水などに含まれる低濃度の希少金属捕集の実績があることから、2006年度から地層処分研究開発部門と量子ビーム応用研究部門が共同で効率的な湧水中のフッ素・ホウ素除去方法について検討を行っている。2007年度は、ホウ素吸着試験を行うにあたって、スケールアップした試験を行うための排水処理試験装置を製作した。その試験装置を用いて、通液速度の違いによるホウ素の吸着性能評価試験や、捕集材の繰り返し利用時における耐久性や吸着性能を把握する再生利用試験を行った。その結果、吸着性能評価試験では通液速度をSV50h$$^{-1}$$から100h$$^{-1}$$へ2倍に速めても、吸着性能が低下せず、捕集材の繰り返し利用に対する耐久性もあることは確認できたが、湧水のpHが捕集材の吸着性能に影響を与えることが明らかになった。

報告書

プルトニウム取扱用グローブボックス702-Dの解体撤去作業

菊地 啓修; 岩井 孝; 荒井 康夫

JAEA-Technology 2009-055, 35 Pages, 2009/11

JAEA-Technology-2009-055.pdf:8.29MB

日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター(旧日本原子力研究所大洗研究所)の燃料研究棟107号室(XMA室)に設置されていた電子線分析装置用のプルトニウム取扱用グローブボックス702-Dは、設置後約30年間使用してきた。老朽化した電子線分析装置を更新するために、当グローブボックスを解体・撤去した。本報告書は、グローブボックス解体撤去作業における、技術的知見,評価及び作業内容をまとめたものである。

報告書

銀媒体電解酸化法と超音波攪拌を組合せた有機物の分解に関する基礎試験

小林 冬実; 石井 淳一; 白橋 浩一; 梅田 幹; 桜庭 耕一

JAEA-Technology 2009-056, 16 Pages, 2009/11

JAEA-Technology-2009-056.pdf:1.53MB

核燃料再処理工程で発生する超ウラン元素(TRU)で汚染した有機廃液を分解・無機化することを目的として、超音波攪拌を組合せた銀媒体電解酸化法による有機物の分解試験を実施した。本法は低温・常圧下において2価の銀イオン(Ag$$^{2+}$$)の酸化力により有機物を分解する方法であり、超音波を併用することで、溶液の攪拌とともに有機物分解の促進効果が期待できるため、有機廃液を効率的に処理することができる。本法を用いて30%リン酸トリブチル(TBP)/ノルマルドデカン(${it n}$-DD)を対象に、電解電流,電解液温度,硝酸濃度及び超音波出力について分解基礎試験を実施し、今回の試験範囲における最適な分解条件を示した。また、選定した最適条件においてケロシン及びN,N,N',N'-テトラオクチル-3-オキサペンタン-1,5-ジアミド(TODGA)の分解試験を実施し、これらの有機物に対しても本法が有効であることを確認した。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の高温機器・配管における熱変位挙動の評価

篠原 正憲; 濱本 真平; 藤本 望

JAEA-Technology 2009-057, 33 Pages, 2009/12

JAEA-Technology-2009-057.pdf:6.79MB

HTTRの機器配管の支持方式には、3次元の浮動支持方式を採用しているため、その熱変位挙動・特性を把握することは、3次元浮動支持方式の熱変位特性を調べるうえでも重要である。HTTRの定格運転では、1次冷却設備の熱変位特性を知るために、高温配管の熱変位測定試験を実施した。本報は、その試験結果及び解析評価結果を示したものである。熱変位挙動は温度変化に対して1次的に変化することを確認した。解析評価では、支持構造物の抵抗力が機器の熱変位挙動に影響を与えることが明らかとなり、また、その抵抗力を最適化することで実測熱変位挙動を再現できることを確認した。

報告書

SPring-8 BL14B1におけるDispersive XAFS実験の手引き

岡島 由佳; 松村 大樹; 西畑 保雄; 小西 啓之; 水木 純一郎

JAEA-Technology 2009-058, 45 Pages, 2009/12

JAEA-Technology-2009-058.pdf:5.95MB

2004年度から2006年度にかけて、大型放射光施設(SPring-8)の日本原子力研究開発機構専用ビームラインBL14B1において、時分割XAFS測定を行うことを目的としたDispersive XAFS装置を整備した。その後立ち上げ調整を行い、2006年4月より利用実験を開始している。本稿では、BL14B1におけるDispersive XAFSの概要と装置の使用方法等を解説する。

報告書

リチウムの消火に関する基礎実験

加藤 章一; 古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 中村 博雄

JAEA-Technology 2009-059, 42 Pages, 2009/12

JAEA-Technology-2009-059.pdf:19.39MB

国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)の下で、中性子発生源となるリチウムターゲット系の工学実証データを取得するための液体リチウム試験ループの設計・製作が進められている。リチウムは、消防法で危険物第3類に指定されており、液体リチウム試験ループの建設にあたっては、リチウム漏えい燃焼事故を想定した対策が必要不可欠である。本報告は、この燃焼リチウムの消火に関する基礎実験結果についてまとめたものである。実験では、燃焼リチウムに対する各種消火剤の消火挙動を確認し、液体リチウム試験ループに適した消火剤を選定するとともに、当該消火剤の配備量の決定に向けた消火性能について実験的に評価した。

報告書

JRR-3改造工事に伴って発生したコンクリートのクリアランス; 汚染状況の調査

里山 朝紀; 岸本 克己; 高泉 宏英; 星 亜紀子; 大越 実; 立花 光夫

JAEA-Technology 2009-060, 42 Pages, 2010/01

JAEA-Technology-2009-060.pdf:4.17MB

JRR-3の改造工事では、原子炉本体の一括撤去に併せて行った周辺のコンクリート構造物の解体により放射能レベルの極めて低いコンクリート破片が多量に発生した。これらのコンクリート破片は、現在、原子力科学研究所の保管廃棄施設・NLに保管している。原子力科学研究所における廃棄物対策として、JRR-3改造工事に伴って発生したコンクリート破片に対するクリアランスの適用性について検討を行った。はじめに、JRR-3改造工事における記録,保管廃棄記録票等から保管廃棄施設・NLに保管しているコンクリート破片の発生場所,物量,放射能濃度等を調査した。次に、保管廃棄施設・NLに保管しているコンクリート破片から測定用試料を採取して放射能濃度を測定し、汚染状況を調査した。さらに、放射化計算によりコンクリート構造物の放射化汚染の状況を調査した。これらの調査の結果、コンクリート破片に含まれる放射性物質の放射能濃度はクリアランスレベルよりも十分に低く、クリアランス対象物とすることが可能であることがわかった。

報告書

製錬転換施設における廃止措置の進捗状況; 平成20年度下半期

製錬転換施設廃止措置成果編集委員会

JAEA-Technology 2009-061, 140 Pages, 2010/01

JAEA-Technology-2009-061.pdf:71.11MB

人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設は、湿式一貫製錬法及び六ふっ化ウラン転換技術実証に使用した設備と回収ウラン転換技術開発に使用した設備を有する施設で、昭和54年から建設を開始し、昭和56年10月に完成した施設である。平成20年度から、管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年度までに管理区域内の全機器の撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の基本計画を記載するとともに、廃止措置進捗状況として平成20年度下半期の実績工程,廃止措置方法,写真による廃止措置経過,部屋・作業員種別ごとの作業人工実績,解体物・二次廃棄物の発生状況についてまとめたものである。

報告書

ウランモリブデン(U-Mo)燃料調査報告書; 2008年度

試験炉・研究炉用燃料核燃料対策委員会ウランモリブデン(U-Mo)燃料調査分科会

JAEA-Technology 2009-062, 54 Pages, 2010/01

JAEA-Technology-2009-062.pdf:8.25MB

試験研究炉JRR-3, JRR-4及びJMTRでは、$$^{235}$$Uの濃縮度が20%未満のシリサイド燃料を使用している。各炉で使用済みとなったシリサイド燃料は、2016年5月までに炉心から取り出されたものに限り、米国エネルギー省が引き取る契約を締結しているが、それ以降に炉心から取り出され使用済となったシリサイド燃料は、各施設内に保管せざるを得ない状況になる。そのため、シリサイド燃料の後継燃料として、再処理性が良いと報告されているウランモリブデン(U-Mo)燃料について、試験研究炉への採用の可否の検討を行った。本調査から、ウランモリブデン(U-Mo)燃料の再処理性については、軽水炉燃料溶解液による希釈を行うことにより可能であることが明らかになった。しかし、照射による燃料のスウェリングの問題は解決されておらず、現在のところ、試験研究炉用の燃料として採用を決定できる段階にないことがわかった。

報告書

Test plan using the HTTR for commercialization of GTHTR300C

橘 幸男; 西原 哲夫; 坂場 成昭; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 植田 祥平; 相原 純; 後藤 実; 角田 淳弥; 柴田 大受; et al.

JAEA-Technology 2009-063, 155 Pages, 2010/02

JAEA-Technology-2009-063.pdf:17.27MB

高温ガス炉実用化のために必要となるHTTRを用いた試験計画を立案した。HTTRを用いる試験項目は、燃料性能,核分裂生成物挙動,炉物理,伝熱流動,原子炉運転及びメンテナンスなどであり、これらについて検討し、試験項目を細分化した。HTTRを用いた試験により得られた結果は、原子力機構が設計して世界の代表的な商用超高温ガス炉と認められているGTHTR300Cの実用化に用いることができる。

報告書

J-PARC 3GeVシンクロトロン真空システム機器の耐放射線試験

三尾 圭吾; 荻原 徳男; 丸下 元治*; 荒井 秀幸*; 後藤 敬一*

JAEA-Technology 2009-064, 40 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-064.pdf:9.57MB

J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)主トンネル内は、大強度陽子加速に伴う高放射線環境となる。真空システムの構築にあたっては、機器の耐放射線性を10MGy以上とした。本システムで用いる機器を選定するため、$$gamma$$線照射施設を用いて照射試験を実施した。試験の結果、冷却ファン,スパッタリングイオンポンプ用高圧導入端子,ベーキングヒーター,配管シール材について照射線量10MGyの耐放射線性を確認した。ドライスクロールポンプについてはチップシールの材質(テフロン)の制約から1MGyまでの耐放射線性にとどまった。

報告書

ベントナイトの長期安定性の評価試験; セメント系材料と海水系地下水との反応により形成されるアルカリ性間隙水の影響

市毛 悟; 山口 耕平; 小田 治恵

JAEA-Technology 2009-065, 120 Pages, 2010/02

JAEA-Technology-2009-065.pdf:10.65MB

本報告書では、セメント系材料の影響を受けた海水系地下水中でのベントナイトの変質挙動の把握を目的とし、海水系地下水がフレッシュなセメント系材料に流入して形成される間隙水の模擬水溶液(模擬液)及び海水の主成分である塩化ナトリウムと水酸化ナトリウムを脱イオン水に溶解した溶液(単純化模擬液)の2種類の試験溶液と粉末ベントナイトを用いたバッチ浸漬試験を行った。その結果、単純化模擬液中ではアナルサイムの生成が、模擬液中ではアナルサイムとフィリップサイト-Kの生成が確認された。また、模擬液の場合には、液相分析の結果から、カルシウムのケイ酸塩やアルミノケイ酸塩の生成が示唆された。今回の試験の結果は、高アルカリ性環境における緩衝材の変質挙動に関して、二次鉱物の化学組成と当該二次鉱物が析出する溶液組成は対応するという小田ら(2005)の報告と整合的であった。

報告書

ボイラ設備の管理,環境保全及び省エネルギ活動

石山 道; 浅野 直紀; 川崎 一男

JAEA-Technology 2009-066, 79 Pages, 2010/02

JAEA-Technology-2009-066.pdf:15.64MB

核燃料サイクル工学研究所工務技術室が所掌する中央運転管理室(ボイラ設備)は、再処理施設及びプルトニウム燃料製造施設をはじめとする所内各施設で使用する蒸気を製造・供給している。本ボイラ設備は、「労働安全衛生法」及びその他関係法令はもとより、「核原料物質,核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」の適用も受けており、二重規制に基づく管理活動が必要である。これらの規制を受ける中で、蒸気発生プロセスの改善や添加剤の変更等を試みながら、環境負荷の低減やエネルギ使用量の低減に努めてきた。また、品質保証活動により業務の適正化を進めてきた。本報告は、これまでのボイラ設備にかかわる管理活動,環境保全活動,省エネルギ活動及び今後の取り組みなどについて報告する。

報告書

JMTR原子炉圧力容器内部の健全性調査

井手 広史; 木村 明博; 三浦 洋; 堀 直彦; 長尾 美春

JAEA-Technology 2009-067, 39 Pages, 2010/02

JAEA-Technology-2009-067.pdf:13.1MB

JMTRの原子炉圧力容器は、再稼働後も継続的に使用する予定である。そのため、原子炉施設の更新作業の前に、原子炉圧力容器の長期使用を観点として、水中カメラを用いた原子炉圧力容器内部の健全性調査を実施した。その結果、原子炉圧力容器の上蓋ノズル周辺に赤褐色の付着物が確認されたため、付着物を採取し分析を行った結果、鉄が主成分であることがわかった。また、健全性に影響を及ぼすような傷等は観察されず、原子炉圧力容器全体としては、健全性が維持されていることが確認された。また、応力腐食割れ、高速中性子照射量及び疲労の観点から、JMTRの原子炉圧力容器は、今後20年以上は利用できる見通しを得た。今後も予防保全の観点から、JMTR再稼働後において、原子炉圧力容器内部を定期的に点検していく計画である。

報告書

セリウム媒体電解酸化法を用いたTRU廃棄物除染にかかわる基礎試験

石井 淳一; 小林 冬実; 内田 昇二; 住谷 正人; 木田 孝; 白橋 浩一; 梅田 幹; 桜庭 耕一

JAEA-Technology 2009-068, 20 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-068.pdf:2.49MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、再処理施設等から発生するTRU廃棄物の発生量低減化方策として、セリウム媒体電解酸化法による除染技術に着目し、TRU廃棄物をクリアランスレベルまで除染できる技術の開発を行っている。セリウム媒体電解酸化法は、硝酸溶液中でCe$$^{4+}$$を強力な酸化剤として使用し、除染対象物であるTRU廃棄物の金属材表面の酸化物層及び金属材表面を溶解する技術である。本研究では、硝酸溶液を用いたセリウム媒体電解酸化法の技術的な実用化に向けて、TRU廃棄物を溶解する目標速度(2$$sim$$4$$mu$$m/h)を達成するために溶液条件の最適化を図ることを目的とし、Ce$$^{3+}$$初期濃度及び硝酸濃度をパラメータとした試験を実施した。パラメータ試験結果より選定した溶液条件において模擬廃棄物を溶解する廃棄物溶解コールド試験を実施した結果、溶解時間90時間までの平均溶解速度は、3.3$$mu$$m/hであった。以上のことから、クリアランスレベルまで除染するのに必要な金属材表面の溶解深さを20$$mu$$mと仮定すると、その除染時間は約6時間であり、1バッチ/日の廃棄物除染が十分に可能であること及び1回分の除染液で15バッチの繰り返し処理が可能であることを確認した。

報告書

高燃焼度燃料照射試験のためのJMTRホットラボの整備; 平成19年度

相沢 静男; 中川 哲也; 近江 正男; 林 光二; 岩松 重美; 川又 一夫; 加藤 佳明; 金澤 賢治

JAEA-Technology 2009-069, 32 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-069.pdf:7.33MB

原子力機構では重要な安全基盤研究施設の1つとして位置づけられた材料試験炉(JMTR: Japan Materials Testing Reactor)を安定して運転するための改修を進めている。経済産業省原子力安全・保安院からの受託事業「軽水炉燃材料詳細健全性調査」では、これと並行して照射試験装置を整備し軽水炉の燃料及び構造機器の健全性評価にかかわる基準等の整備に資するための照射試験を実施する計画である。同試験の遂行に必要となるホットラボ施設の整備として、平成19年度は、(1)JMTRホットラボのしゃへい強化,(2)キャプセル組立装置,(3)燃料照射試験のための国内輸送装置,(4)燃料棒中心孔加工装置,(5)パワーマニプレータ,(6)マスタースレーブ・マニプレータ及び、(7)微細構造観察装置の7項目について検討を進めた。本報告書は、これら検討の結果と、今後の課題についてまとめたものである。

報告書

高燃焼度燃料照射試験のためのJMTRホットラボの整備; 平成20年度

相沢 静男; 中川 哲也; 岩松 重美; 林 光二; 田山 義伸; 川又 一夫; 米川 実; 田口 剛俊; 金澤 賢治; 近江 正男

JAEA-Technology 2009-070, 27 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-070.pdf:7.46MB

原子力機構では重要な安全基盤研究施設の1つとして位置づけられた材料試験炉(JMTR: Japan Materials Testing Reactor)を安定して運転するための改修を進めている。経済産業省原子力安全・保安院からの受託事業「軽水炉燃材料詳細健全性調査」では、これと並行して照射試験装置を整備し軽水炉の燃料及び構造機器の健全性評価にかかわる基準等の整備に資するための照射試験を実施する計画である。同試験の遂行に必要となるホットラボ施設の整備として、平成20年度は、(1)セル中性子しゃへい強化にかかわる申請図書作成等,(2)キャプセル組立装置の詳細設計,(3)燃料照射試験のための国内輸送装置の安全解析,(4)燃料棒中心孔加工装置用ダイヤモンドドリルの刃の確証試験の4項目について検討及び試験を進めた。

報告書

バッグイン・バッグアウト方式による大型グローブボックスのアクリルパネル交換技術

桜庭 直敏; 沼田 正美; 古宮 友和; 市瀬 健一; 西 雅裕; 冨田 健; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 宮田 精一; 黒澤 達也; et al.

JAEA-Technology 2009-071, 34 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-071.pdf:21.07MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所の廃棄物安全試験施設(WASTEF)では、TRU核種を取り扱う大型グローブボックスの維持管理技術の一環として、バッグイン・バッグアウト方式によるアクリルパネルの交換技術を開発し、劣化が生じたアクリルパネルの交換作業に適用した。その結果、グローブボックス内の部分的な除染作業を行うだけで、負圧維持条件下で安全にアクリルパネルの交換ができた。また、グリーンハウスを用いてエアラインスーツを着用した作業者が直接アクリルパネルの交換を行う従来技術に比べ、安全性,作業性及びコスト等の面で極めて有効な作業技術であることが実証された。

報告書

実験炉組合せ照射(JRR-3⇔常陽)及びホット施設(WASTEF,JMTRホットラボ,MMF,FMF)の作業計画と作業報告; 長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発

松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.

JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB

日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。

報告書

JCO臨界事故の終息作業

金盛 正至

JAEA-Technology 2009-073, 40 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-073.pdf:2.26MB

1999年9月30日10時35分頃、茨城県東海村にある核燃料加工会社JCOにおいて臨界事故が発生した。本年(2009年)は、この事故から丸10年にあたる。当時、筆者は旧核燃料サイクル開発機構東海事業所の安全管理部安全対策課長であり、国の防災対策の専門家として、JCOサイト内での臨界終息作業に携わった。本報告書は、2001年のJCO臨界事故の終息の経緯について水戸地裁での証言をもとに整理したものである。本年は、臨界事故から10年にあたり、事故を風化させてはならないという想いと同時に、これらの事故終息にかかわる作業に関する内容が今後の原子力防災を考えるうえで何らかの役に立つものと考え、その後にいただいたコメント箇所を修正のうえ改めて公開報告書として刊行することとした。

報告書

熱力学データベース整備のための熱力学データ系統性に関する調査及び活量係数モデルの差異による溶解度計算結果の比較

北村 暁; 柴田 雅博; 山口 徹治; 飯田 芳久; 油井 三和

JAEA-Technology 2009-074, 48 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-074.pdf:7.33MB

高レベル放射性廃棄物及び地層処分対象のTRU廃棄物の地層処分の性能評価に用いるための熱力学データベースの整備に資することを目的として、熱力学データの系統性に関する調査を実施した。幾つかの元素について、標準生成自由エネルギーと標準生成エンタルピーとの相関関係を調査し、標準生成自由エネルギーから標準生成エンタルピーの推定が可能であることを示した。また、アクチニド元素の錯生成定数の系統性に関する3つのモデルについて、その適用性を比較検討し、最適なモデルを提案するとともに、未報告のアクチニド錯体の生成定数の推定が可能であることを示した。さらに、溶解度計算時に必要な活量係数について、2つのモデルの比較検討を行い、推定される溶解度の差異を調査した。以上の結果は、熱力学データベース整備及び地層処分の性能評価を行ううえで有益なものであると考えられた。

報告書

(n,$$gamma$$)法用モリブデン吸着材の$$^{99}$$Mo吸着及び$$^{rm 99m}$$Tc溶離特性; RI製造に関する照射技術(STC No.2-II)に関する共同実験報告書(共同研究)

木村 明博; 出雲 寛互; 土谷 邦彦; 堀 直彦; 石原 正博; Bannykh, V.*; Gluschenko, N.*; Chakrova, Y.*; Chakrov, P.*

JAEA-Technology 2009-075, 23 Pages, 2010/02

JAEA-Technology-2009-075.pdf:7.41MB

日本原子力研究開発機構の材料試験炉(JMTR)では、医療診断用RIである$$^{rm 99m}$$Tcの親核種$$^{99}$$Moの(n,$$gamma$$)法による製造が計画されている。(n,$$gamma$$)法で得られる$$^{99}$$Moの比放射能は低いため、モリブデン吸着材の$$^{99}$$Mo吸着及び$$^{rm 99m}$$Tc溶離特性を評価する必要がある。そこで、カザフスタン国立原子力センターとの協力研究により、日本が提案している高分子ジルコニウム化合物(PZC)及びカザフスタンが提案しているモリブデン酸ジルコニウムゲルの$$^{99}$$Mo吸着及び$$^{rm 99m}$$Tc溶離試験を行った。この結果、PZC及びモリブデン酸ジルコニウムゲルの$$^{99}$$Mo吸着性能に関しては従来の研究と同等であったが、$$^{rm 99m}$$Tcの溶離性能に関しては従来の研究よりも低くなった。今後、さらにモリブデン吸着材の$$^{99}$$Mo吸着及び$$^{rm 99m}$$Tc溶離性能を調べていく予定である。

報告書

燃料照射試験用再計装機器のメカニカルシール機構の開発

井上 修一; 山浦 高幸; 斎藤 隆; 石川 和義; 菊地 泰二; 相沢 静男; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2009-076, 33 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-076.pdf:18.29MB

材料試験炉(JMTR)では、シュラウド照射装置「OSF-1」や沸騰水キャプセルを用い、発電炉で使用された燃料試料の出力急昇を伴う照射試験を数多く行った。同燃料照射に用いる燃料試料には、遠隔で行う溶接により、熱電対やFPガス圧計のような再計装機器を直接取付けられていた。本開発では、再計装機器の利用効率の向上を図ることを目的に、従来の溶接の代わりに当該機器の再使用を可能にする機械的な接続方法、すなわち「メカニカルシール機構」を考案し、その構造の設計,試作及び確証試験を行った。試作したメカニカルシール機構の試験体は、各種確証試験において良好な結果を示し、再計装機器の再利用が可能となる見通しを得た。

報告書

テストブランケット側壁の冷却水流量配分特性

吉河 朗; 谷川 尚; 関 洋治; 廣瀬 貴規; 鶴 大悟; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 西 宏; 鈴木 哲; 丹澤 貞光; et al.

JAEA-Technology 2009-077, 23 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-077.pdf:2.62MB

固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュール(TBM)における側壁内の冷却流路は、2本の母管の間を複数の枝管で平行に接続する管路網(平行多流路)としているため、各枝管を流れる冷却水には流量の分布が生じると予想される。本研究では、平行多流路における流量分布を予測し、TBMの使用条件において構造材料を使用制限温度以下に保持するために必要となる管路網を設計することを目的とした。1次元熱計算により、必要となる冷却流量を評価した。また、圧力損失計算に基づく簡易評価により、必要な流量が得られるような管路網を設計した。塩化ビニル管を用いた試験体を用いて流量分布を測定し、設計の妥当性を確認した。この設計に基づき、F82H製の実規模試験体を製作し、流量分布と圧力損失とを計測したところ、枝管における流量の低下は最大でも平均流量の12%であり、除熱の観点からは十分に余裕があることを確認した。また、圧力損失についても計算値と実測値でよく一致した。以上の結果から、TBMの側壁における冷却管路網について、除熱の観点から必要となる流量を確保するための設計を確立することができた。

報告書

Manufacturing of neutron reflector frame for JMTR

塙 善雄; 坪井 一明; 内田 宗範*; 鈴木 健*; 高橋 邦裕

JAEA-Technology 2009-078, 18 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-078.pdf:11.35MB

JMTRでは、中性子反射体枠としてベリリウムが使用されている。ベリリウム枠は、JMTR炉心部に3セクション(北,東及び西)で配置され、各セクションは7段のベリリウムブロックから構成されている。各ブロックはアルミニウム製ジョイントで結合され、キャプセルやベリリウムプラグが枠内側に装荷されている。1968年に初臨界を達成してから、これまでに6回ベリリウム枠が取り替えられ、現在、7番目のベリリウム枠を製作している。交換は、2010年春に計画されている。ベリリウム枠の設計では、スウェリングによる曲がりを少なくするように変更され、寿命が改善された。製作手順は、品質を保証するために厳しく制御されている。スウェリングと放射化を最小限にするために化学組成を指定しなければならない。ベリリウムはとても脆いので、機械加工手順は注意深く制御されている。また、ベリリウムは毒性の材料なので、製作環境の制御も重要である。

報告書

JCO criticality accident termination operation

金盛 正至

JAEA-Technology 2009-079, 44 Pages, 2010/07

JAEA-Technology-2009-079.pdf:3.97MB

2001年に、JCO臨界事故の臨界事故終息の経緯について、2001年12月17日の水戸地裁の証言をもとに取りまとめた。同資料は、これらの事故終息にかかわる作業に関する内容が、今後の原子力防災を考えるうえで何らかの役に立つものと考え、証言に基づいて整理したものである。記述した内容は、自らの行動,見聞きした内容が中心となっているので、個人の活動という視点で記述している。これは、単にその方が記憶をそのまま書けるという観点で記述が容易なためにそうしたものである。また、記述の仕方に一貫性がなくなるので、他の機関,人々の活動、等に関する記述については、必要な範囲以外記していない。日本原子力学会での報告書の取りまとめにあたっては、本報告のエッセンスを客観的記述として取りまとめた。この間、住田元原子力安全委員,金川元原子力安全委員,旧科学技術庁関係者,日本原子力学会JCO事故調査委員会での報告等でコメントを頂き、不正確であった部分,追加すべきと感じた部分等を追記し再度取りまとめた。今年は、JCO臨界事故から十年目にあたり、現場で発生した内容をより多くの方に事故の教訓として汲み取っていただければと思い報告内容を英文化することとした。

報告書

自然対流型キャプセルを模擬した炉外試験装置による熱流動試験

稲葉 良知; 坂本 太一; 山浦 高幸

JAEA-Technology 2009-080, 22 Pages, 2010/02

JAEA-Technology-2009-080.pdf:7.06MB

材料試験炉(JMTR)において実施する軽水炉燃料の燃料異常過渡試験では、キャプセル型の試験装置(燃料異常過渡試験装置)を用い、試験燃料の出力過渡による健全性を評価する。照射試験に先立ち、燃料異常過渡試験で用いるキャプセルを模擬し、試験燃料棒に替えて電気ヒーターピンを用いた炉外試験装置を設計・製作した。製作した炉外試験装置を用い、照射試験の試験方法策定のために必要な試験を行った。本報告書では、炉外装置の概要,試験計画及び自然対流型キャプセルを模擬した試験について述べた。試験の結果、BWR及びPWRの冷却水圧力条件下で直径9.5mmのヒーターピンを用いても、核沸騰から膜沸騰への遷移を起こすことなく線出力600W/cmが達成可能であることを確認した。

報告書

瑞浪超深地層研究所におけるグラウチング効果に関する研究(受託研究)

河村 秀紀*; 安藤 賢一*; 納多 勝*; 田中 達也*; 松田 武*; 藤井 治彦*; 橋本 秀爾*; 上田 正*; 松井 裕哉; 竹内 真司; et al.

JAEA-Technology 2009-081, 182 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-081.pdf:28.89MB

グラウチングは、地下構造物の施工において湧水を抑制するうえで重要な技術である。一方、地層処分の観点からは、グラウチングに使用されるセメント材料が人工バリアの性能に影響を及ぼす可能性を避けるために、グラウチングの効果やその浸透範囲を定量的に把握する必要がある。このような観点から、経済産業省資源エネルギー庁からの研究受託の一環として、瑞浪超深地層研究所の深度200mレベルに掘削した避難所周辺を対象とし、グラウチングの効果に関する研究を実施した。本研究では、プレグラウチング後に掘削した避難所から計10本のボーリング孔を掘削し各種調査を行うとともに、その結果を総合的に評価し水理地質構造モデルの構築及び地下水流動解析を実施し、グラウト材の浸透範囲やその効果を定量的に検討した。その結果、既存のグラウチング手法は結晶質岩の大量湧水抑制対策として十分な効果を発揮していることを確認するとともに、グラウチングにより1オーダー以上の透水性の低減があったと推定された。

報告書

3次元表示による2液相を呈するヨウ化水素,硫酸,ヨウ素及び水の4成分系溶液組成分布の解析

中島 隼人*; 今井 良行; 久保 真治

JAEA-Technology 2009-082, 35 Pages, 2010/08

JAEA-Technology-2009-082.pdf:2.74MB

熱化学水素製造法ISプロセスにおいて、プラント運転時の操作条件決定に重要であるとともにプロセス熱効率に強く相関するヨウ化水素,硫酸,ヨウ素及び水の4成分系による2液相分離特性を、3次元可視化手法により解析した。大気圧環境下で293K及び363Kの温度条件における4成分系溶液の組成を実験的に取得し、それらの分布と形状を正四面体を利用した3次元空間内に可視化することにより、2次元表示では得られなかった2液相分離を生じる組成領域の境界面を明らかにするとともに、各相の酸濃度(ヨウ素を除いた3成分系におけるヨウ化水素モル分率と硫酸モル分率の和)が等しいことを見いだした。これにより、2液相分離を生じる組成領域,酸濃度といった、運転操作や熱効率推算に有用な組成情報を得ることができた。

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