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高部 湧吾; 大塚 紀彰; 冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 井上 修一; 森田 寿; Jaroszewicz, J.*; Migdal, M.*; 小沼 勇一; 飛田 正浩*; et al.
JAEA-Technology 2022-040, 45 Pages, 2023/03
JAEA-Technology-2022-040.pdf:6.61MB
中性子照射場として中核を担ってきた材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)の廃止に伴い、軽水炉の一層の安全性、信頼性・効率性向上のための技術開発や革新的な原子炉開発に必要な国内照射場が喪失され、照射試験炉の運転技術や照射技術の継承や人材育成も困難な状況となった。こうした課題に対処するため、代替手段として中性子照射場を海外炉に求めた照射試験の実施に係る検討を行った。「ポーランド国立原子力研究センターと日本原子力研究開発機構との間の試験研究炉の研究開発のための共同研究取決め」に基づきポーランド国立原子力研究センター(NCBJ)が所有するMARIA炉(出力30MW)を中性子照射場として、JMTRの有する照射技術の一つである温度制御システムを導入した照射試験の実施可否を検討した。その結果、JMTRの設計・製作基準に則って製作済であったキャプセルに対し改造を施すことで照射試験の実現が可能である見通しが得られた。改造後に浸透探傷検査、絶縁導通試験及びキャプセルの使用温度である室温
300
Cの範囲における動作試験等を実施し、良好な結果が得られ、MARIA炉への輸送前準備を完了した。
森田 寿; 飯村 光一; 松井 義典; 竹本 紀之
JAEA-Technology 2022-024, 73 Pages, 2022/11
JAEA-Technology-2022-024.pdf:1.56MB
JMTRは、日本原子力研究開発機構の施設中長期計画(平成29年4月1日策定)において廃止施設に位置付けられたことから、令和元年9月18日にJMTR原子炉施設の廃止措置計画認可申請を行い、令和3年3月17日に認可を受けた。これによりJMTR使用施設については、核燃料物質を用いた照射試験を行わないことから、大洗研究所(北地区)核燃料物質使用許可の施設編JMTR(施設番号1)から照射試験に関する記載を削除するとともに、事故時評価等の変更を含め、令和2年8月7日に核燃料物質使用変更許可申請を行い、令和3年5月26日に許可を受けた。本変更許可申請に係る事故時評価は、照射試験を行わないこと、今後新たな照射済燃料試料は発生しないこと及びJMTR内に保管されている照射済燃料試料は貯蔵のみとなることから、照射済燃料試料をホットラボに引渡すための移送作業時における破損事故を想定した周辺監視区域境界における被ばく評価とした。この結果、大気拡散による外部被ばく、大気拡散による内部被ばく、直接
線及びスカイシャイン線による外部被ばくにおいて線量告示等の基準を満足することを確認した。本報告書は、JMTR使用施設の変更許可に係る事故時評価の方法及びその結果についてまとめたものである。
森田 寿; 大伍 史久; 佐谷戸 夏紀; 綿引 俊介; 小島 一樹; 中山 一彦; 井手 広史
JAEA-Technology 2021-030, 166 Pages, 2022/05
JAEA-Technology-2021-030.pdf:3.65MB
平成27年1月にJMTRホットラボ建家において雨漏れ補修を行っていたところ、ホットラボ排気筒の基礎部アンカーボルト1本に減肉が確認された。その後の排気筒における詳細調査により、複数のアンカーボルトの減肉及びフランジプレートとアンカーボルトのナットに間隙が確認されたことを受け、排気筒の倒壊が否定できない状態であると判断されたため、排気筒の撤去を行った。そのため、早急に当該排気筒の取替えを行う必要が生じた。新たな排気筒の設計を行うにあたり、詳細調査により判明したアンカーボルトの減肉等の原因である基礎部への雨水の浸入への対策に加え、東京電力福島第一原子力発電所の事故後に策定された新規制基準への対応を踏まえた設計とした。また、建築確認を受けなければならない建築物及び工作物に該当することから、建築基準法及び煙突構造設計指針に基づく地震力や風荷重に対する排気筒の健全性の評価を行った。本報告書はホットラボ排気筒の基本設計についてまとめたものである。
山岸 功; 永石 隆二; 加藤 千明; 森田 圭介; 寺田 敦彦; 上地 優; 日野 竜太郎; 佐藤 博之; 西原 健司; 津幡 靖宏; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 51(7-8), p.1044 - 1053, 2014/07
被引用回数：19 パーセンタイル：81.41(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所の放射性塩水の処理で発生した使用済ゼオライト吸着塔の安全保管を目的として、ゼオライト系吸着材Herscheliteの基礎特性を研究し、水素発生及び容器の塩分腐食を評価した。Herschelite試料の水素発生量は、試料の水位と溶存種に依存する。これは、発生した水素が、水面へ拡散移動する過程で、ラジカルにより酸化されるためである。このような水の液深効果を考慮して、海水あるいは純水に浸かったHerscheliteからの水素発生率を評価した。これら基礎特性データを用いて、基準となる崩壊熱504Wの吸着塔内の水素濃度を熱流動解析した。その結果、塔内に残留する洗浄水の有無に係わらず、水素濃度は爆発下限界(4%)に至らないと評価された。吸着塔容器材料であるステンレス鋼SUS316Lの定常腐食電位は、吸収線量率とともに増加したが、Herscheliteを共存させることで増加が抑制された。崩壊熱504Wの吸着塔底部の環境は750Gy/h-60C以下と評価され、20,000ppmCl
濃度以下では、Herscheliteと接触した316L鋼の局部腐食は直ちに発生しないと考えられる。
山岸 功; 永石 隆二; 寺田 敦彦; 上地 優; 加藤 千明; 森田 圭介; 西原 健司; 津幡 靖宏; Ji, W.*; 福島 久志*; et al.
IAEA-CN-211 (Internet), 5 Pages, 2013/01
福島第一原子力発電所事故では、損傷炉心の冷却のために大量の放射性汚染水が発生した。塩水を含む汚染水処理にはゼオライトによるセシウム吸着が適用されたが、使用済ゼオライトは高放射能廃棄物となるため、その安定保管が喫緊の課題である。原子力機構は水処理設備の運転で生じる二次廃棄物管理の研究開発を実施しており、使用済ゼオライトの安定保管に関しては、性状の調査及び現行保管方法の有効性評価を行っている。評価においては、崩壊熱の影響、水の放射線分解による水素発生、塩水に曝された容器の健全性を考慮する必要がある。本発表では、これまでに得られた成果について報告する。
Be-NMR spin-lattice relaxation rate in heavy-fermion superconductor UBe
森田 恭平*; 原 悠大*; 坂野 準哉*; 小手川 恒*; 藤 秀樹*; 芳賀 芳範; 大貫 惇睦
Journal of the Physical Society of Japan, 80(Suppl.A), p.SA099_1 - SA099_3, 2011/07
被引用回数：1 パーセンタイル：11.3(Physics, Multidisciplinary)Nuclear magnetic resonance (NMR) measurements have been carried out for a single crystal UBe superconductor. In the normal state above the superconducting transition temperature, the nuclear spin-lattice relaxation rate obey 
, suggesting the antiferromagnetic spin fluctuation which might be responsible for the unconventional superconductivity.
西谷 健夫; 飯田 敏行*; 池田 裕二郎; 石塚 悦男; 角田 恒巳; 河西 敏; 河村 弘; 森田 洋右; 長島 章; 中道 勝; et al.
JAERI-Research 98-053, 105 Pages, 1998/10
JAERI-Research-98-053.pdf:4.78MB
ITERをはじめとする核融合炉の計測装置の開発において最も重要な課題の一つは計測機器要素に対する放射線照射効果である。ITERの工学設計活動の一環として、セラミックス、窓材、光ファイバーといった基本要素及びボロメータ等の真空容器内計測センサーの照射試験を実施した。セラミックスに対しては、中性子による照射誘起伝導の測定を行った。光ファイバー、窓材及び反射鏡に対しては透過損失及び発光を線、14MeV中性子、原子炉中性子について測定した。またボロメータについては新たにセラミックス基板ボロメータを開発し、
Co及びJMTRで照射試験を行った。磁気プローブについてはJMTRにおいて照射誘起起電力の測定を行った。
西谷 健夫; 飯田 敏行*; 池田 裕二郎; 石塚 悦男; 角田 恒巳; 河西 敏; 河村 弘; 前川 藤夫; 森田 洋右; 長島 章; et al.
JAERI-Tech 96-040, 22 Pages, 1996/10
ITER用計測装置の開発において最も重要な課題は計測機器要素の放射線照射損傷である。ITER工学設計活動の一環として、ボロメータ等の真空容器内計測センサー及びセラミックス、窓材、光ファイバー等の光/信号伝送用の基本要素の照射試験を実施した。FNSにおいて14MeV中性子に対するセラミックスの照射誘起伝導及び窓材の照射誘起発光の測定を行った。またJMTRでは窓材、光ファイバーの透過損失測定及び反射鏡のオフライン照射試験を行った。Co線照射下においてボロメータの特性測定を行った。
長 久*; 横井 浩一*; 野口 義文*; 森田 誠也*; 中村 直昭*; 高原 弘幸*; 守屋 俊文*
PNC TJ1380 94-001, 1308 Pages, 1994/03
釜石原位置試験第1フェーズでは、地層科学研究の一環として割れ目系岩盤である花崗岩を対象に、地質、水理環境特性の把握と現象の理解と現有調査技術の適用性の確認を目的とした試験研究が実施された。動燃事業団は、第2フェーズの目的を岩体の地質、水理、力学特性の深度依存性や不均質性を把握するために研究範囲を拡大し、地下深部の詳細な地質環境特性の把握と現象の理解および調査試験技術の高度化と確立と設定し、以下の5項目を研究領域として取り組む事としている。1)深部地質環境特性の把握2)深部岩盤における掘削影響領域の評価3)結晶質岩中の水理・物質移行に関する研究4)人工バリア試験5)地震に関する試験研究本報告書では、1)5)の研究の基礎資料を提供するとともに、原位置試験場を含むその周辺の地質構造や水理特性、力学特性、地球化学特性、岩盤内充填粘土挙動の把握を行い、同時に調査を通じて調査試験手法の評価を行い問題点と課題を把握した。
長 久*; 野口 義文*; 森田 誠也*; 中村 直昭*; 岩崎 浩*; 堀田 政國*; 穂刈 利之*
PNC TJ1380 91-001, 470 Pages, 1991/05
釜石原位置試験場では、地層科学研究の一環として、当面割れ目系岩盤中の地下水流動現象と物質移動に関する試験、研究およびその技術開発を中心に実施している。1991年度は、岩盤透水性試験と単一割れ目における地下水流下試験の実施を主たる内容とした。このため、新たにKD-90坑道を掘削して排水坑道とし、その周辺に間隙水圧モニター用の試錐孔を配置した。また、既存のKH-1孔における区間水開放後の深度別の水質分析、原位置試験場付近のサンプルを用いた岩石溶出試験を実施した。各試験、研究の成果は次のように要約される。(1)1990年度から実施している試錐孔およびKD-90坑道における地質学的, 岩石鉱物額的調査結果によれば、岩盤透水性試験エリアは亀裂周辺の変質の程度、充填鉱物の種類によって特徴付けられるN70E80NWW系, N40E60NW系, N20E90系, 傾斜20C以下の割れ目系の4つの割れ目群からなっている。(2)KD-90坑道における岩盤透水性試験から坑道規模の透水係数として2.07
10
cm/secが得られた。この値は、同位置で行った低圧透水性試験結果の対数平均値1.14106cm/secと概ね一致し、周辺岩盤の平均的な透水性を表していると考えられる。また、試験区間によるバラつきは1010
cm/secの範囲であって、割れ目情報から算出した透水テンソルも併せて検討した結果、この試験エリアでのREV(最小構造単位)は20数m程度と推定された。(3)単一割れ目における地下水流下試験によって、割れ目面におけるチャンネリング現象を実験的に明らかにし、飽和・不飽和浸透流解析から割れ目面は10
10cm/secの透水係数を有するいくつかのゾーンに分けられると推定された。しかし、割れ目面内での流量を説明するにはここで用いた解析法は不十分であった。また、坑道壁面における割れ目情報から割れ目面上の流れを推定することは非常に困難である。(4)岩石溶出試験から、岩石成分の溶出が地下水の水質決定に大きく関与すると推定された。特に花崗閃緑岩や閃緑岩がNa
, Kを、鉱石がCa
, Mg, SO
, Clを相当量供給することが明らかになった。KH-I孔開放後の水質は古い地下水への変化が認められたが、坑道湧水は残層タイプに変化した。この違いには流出量の多寡
浜辺 修二*; 長 久*; 横井 浩一*; 野口 義文*; 飯島 章夫*; 森田 誠也*; 中村 直昭*
PNC TJ4380 90-002, 463 Pages, 1990/05
釜石原位置試験場では、地層科学研究の一環として、当面割れ目系岩盤中の地下水流動現象と物質移動現象に関する試験、研究およびその技術開発を中心に実施している。本年度は、岩盤透水性試験エリアを設定し、そこの水理地質学的な環境を調査、研究することと岩盤透水性試験の実施設計を行うことを主たる目的とした。このため、新規にKD-89坑道、KR-89切上およびKB-89A、B試錐座を掘削した後に試錐孔を配置して、試錐孔および坑道の地質調査、ジオトモグラフィー、低圧透水性試験および孔間透水性試験などを実施した。なお、予備的なベンチレーション試験と坑道壁面での蒸発量測定も行った。各試験、研究の結果を要約すると以下のとおりである。(1)岩盤透水性試験エリアは、充填鉱物の種類で特徴づけられるN70 80 E、N80 90 Wと、N30 40 Wという走向を有する3つの割れ目群からなっていると推定され、その内N70 80 Eの割れ目群が卓越している。(2)坑道掘削時に周辺岩盤は、坑道の形状、割れ目の方向に起因して複雑な挙動をしたが、全体としては弾性的な挙動といえた。そこでのヤング率は2区間で10
kg/cm
から10
kg/cmのオーダーに変化したが、全体として顕著な変化は認められなかった。一方、透水係数は掘削前後で、10
cm/secから10
cm/secのオーダーに大きくなった区間と、逆に10
cm/secから10m/secのオーダーに小さくなった区間が認められた。(3)ベンチレーション試験による坑道規模の透水係数として10cm/secのオーダーが得られた。また、蒸発量測定では壁面の不飽和帯を検出できる可能性を認めた。比抵抗探査の結果もこれを支持した。(4)比抵抗、レーダートモグラフィーの結果は、N70 80 Eの割れ目群を探知した。それは開口割れ目と相関があり、含水した間隙が比較的多いと予想された。(5)低圧透水性試験、孔間透水性試験で、岩盤透水性試験エリアの透水性に異方性があることを明らかにした。これは、割れ目の方向に起因すると考えられた。得られた透水係数は、1.5101.110-8cm/secである。(6)坑道規模3.53.050.0mの岩盤透水性試験を設計し、観測区間を5区間設
森田 宏*; 浜辺 修二*; 長 久*
JNC TJ7420 2005-105, 153 Pages, 1987/03
JNC-TJ7420-2005-105.pdf:11.32MB
釜石鉱山で廃棄物処分に関する各種試験の実施を検討するための、既存資料の収集・解析を主とする鉱山とその周辺の各種状況調査及びその結果を考慮にいれた処分技術開発5カ年計画の提案を行う。
神原 豊三; 宇野 英郎; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 高柳 弘; 藤村 勤; 森田 守人; 市原 正弘; et al.
JAERI 1045, 11 Pages, 1963/03
この報告書はJRR-2の第1次出力上昇試験後、設計出力10MWの出力上昇までの1つのステップとしての3MW,第2次出力上昇試験について記したものである。試験は昭和36年11月15日から開始され、11月29日に3MWに到達し、3MWでの連続運転を行って12月16日終了した。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09
1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。
JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03
第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は110
n/cmsecである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。
