HTTR1次ヘリウム循環機フィルタの差圧上昇事象,2; フィルタ付着物の調査と再発防止対策

根本 隆弘; 藤原 佑輔; 荒川 了紀; 長山 侑矢; 長住 達; 長谷川 俊成; 横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 川本 大樹; et al.

JAEA-Technology 2024-003, 17 Pages, 2024/06

JAEA-Technology-2024-003.pdf:1.91MB

RS-14サイクルに発生した1次ヘリウム循環機フィルタの差圧上昇の原因を調査するため、フィルタ付着物を調査した。調査の結果、フィルタエレメント表面にシリコンオイルに起因する付着物を確認した。この結果から、フィルタ差圧上昇の原因は、1次ヘリウム純化設備ガス循環機のチャコールフィルタの性能劣化により、1次系内にシリコンオイルが混入したためであることが明らかとなった。また、この再発防止対策として、従来の1次ヘリウム純化設備ガス循環機の運転時間による管理に加え、チャコールフィルタの交換頻度を3年毎とする定期交換計画を新たに策定した。

Identification of carbon in glassy cesium-bearing microparticles using electron microscopy and formation mechanisms of the microparticles

日高 昭秀

Nuclear Technology, 208(2), p.318 - 334, 2022/02

https://doi.org/10.1080/00295450.2021.1929767

福島第一原子力発電所事故時に放出されたガラス状セシウム含有微粒子(タイプA)の生成機構として、著者は、以前、3号機の水素爆発時に、非常用ガス処理系(SGTS)のHEPAフィルタのガラス繊維が溶融し微粒化したことが原因である可能性を指摘した。この仮説が正しければ、ガラス繊維には炭素を含むバインダが塗布され、その近くには活性炭フィルタがあるため、623K以上で自然発火する炭素は、水素爆発の短い加熱期間中に燃焼し切らず、タイプAの中またはタイプAの近くに残っている可能性がある。従来の類似研究は、粒子固定用に炭素テープを用いていたため炭素の同定が困難であった。そこで、本研究では炭素以外のテープと電子プローブマイクロアナライザ(EPMA)を用いて測定を行った。その結果、タイプAはバインダ由来の炭素を含み、タイプAに付随する非球形粒子やタイプAを覆う被膜には、活性炭フィルタ起源と考えられる炭素を含むことを確認した。この結果は、従来の生成機構では説明できず、著者が提案した仮説によって説明可能である。タイプAの生成機構を決定するのは時期尚早かもしれないが、本情報は生成機構の温度条件を制限するのに有用と考えられる。

Properties and collapse of the ferromagnetism in UCoRuAl studied in single crystals

Pospisil, J.; Opletal, P.*; Valika, M.*; 徳永 陽; Stunault, A.*; 芳賀 芳範; 立岩 尚之; Gillon, B.*; 本多 史憲*; 山村 朝雄*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 85(3), p.034710_1 - 034710_10, 2016/03

https://doi.org/10.7566/JPSJ.85.034710

We have investigated the ferromagnetic (FM) phase, which suddenly develops in UCoRuAl and is isolated by paramagnetic regions on both sides from the parent UCoAl and URuAl. We conclude that both criticalities are influenced by disorder. Criticality on the UCoAl side has character of a clean FM metal, while on the Ru rich side it has the character of a magnetically inhomogeneous system involving a Griffiths phase.

Coal gasification system using nuclear heat for ammonia production

稲葉 良知; 文沢 元雄*; 殿河内 誠*; 竹中 豊*

Applied Energy, 67(4), p.395 - 406, 2000/12

https://doi.org/10.1016/S0306-2619(00)00037-4

本研究では、原子力エネルギーを電気としてだけでなく、熱エネルギー源として直接産業利用するシステムとして、高温ガス炉核熱を用いたアンモニア製造プラントにおける石炭ガス化について検討した。核熱を利用した石炭ガス化プラントでは、講演ガス炉からの2次ヘリウムガスを用いた水蒸気改質法により石炭をガス化することにした。また、石炭ガス化プロセスでの2次ヘリウムガスの熱利用率を上げるために、ガス化炉として2段式の流動床炉を採用した。CO問題に関しては、化石燃料を用いる必要がないことから、その発生量を既存のアンモニア製造プラントと比較して年間約50万トン削減できることを示した。

HTTR不純物濃度測定試験;確認試験(3)における測定

坂場 成昭; 江森 恒一; 猿田 徹

JAERI-Tech 99-072, p.125 - 0, 1999/10

JAERI-Tech-99-072.pdf:5.85MB

HTTRの1次系には黒鉛の酸化防止及び配管材の腐食防止の観点から、1次系温度400以上において不純物濃度を規定している。系内の化学的不純物であるH,CO,HO,CO,CH,N,Oはヘリウム純化設備の酸化銅反応筒、モレキュラーシーブトラツプ(MST)、コールドチャコールトラップ(CCT)を用いて除去され、不純物濃度はヘリウムサンプリング設備の水分計及びガスクロマトグラフ質量分析計により測定される。本報では、系統別・総合機能試験の確認試験(3)において、HTTRとして初めて実施された、ヘリウムサンプリング設備の自動サンプリングを用いた正規の手順による不純物濃度測定試験について、不純物濃度変化を示すとともに、トラップの除去効率、除去速度及び除去量について評価した結果を示す。系統の到達温度約210までにおいて、酸化銅反応筒、CCTについては、十分な除去能力を有していることが確認された。また、MSTにおいては1次系のCOに対する除去能力は十分であることが確認されたものの、HO及び2次系のCOに対しては想定値を下回った。今後は、出力上昇試験初期の不純物濃度に規定のない1次系温度400以下までの段階において、MSTの除去能力について再度検討・評価する。

核熱利用システムの構築に必要な基礎検討

稲葉 良知; 文沢 元雄; 菱田 誠; 小川 益郎; 有富 正憲*; 神前 康次*; 桑原 信一*; 野村 眞一*; 小坂 伸一*; 小林 繁鋪*; et al.

JAERI-Tech 96-019, 122 Pages, 1996/05

JAERI-Tech-96-019.pdf:4.42MB

本来核エネルギーの持つ大きな可能性を、長期的な世界のエネルギー需給において現実に利用可能なものとしていくために、核熱利用の様々な可能性を具体的な利用システムとして構築していく必要がある。本検討では、資源としては豊富に存在するが、取り扱う物量や環境影響という点で最も大きな問題を抱えている石炭と、物量という点で最もコンパクトな原子力を組み合わせたシステムの可能性について重点的な考察を行った。まず石炭の改質技術の最近の開発状況について、石炭ガス化技術開発の立場から検討した。また高温核熱と石炭改質を組み合わせたシステムを比較・検討し、このようなシステムを総合的に評価するモデルの開発を行った。さらに、核熱利用と化学原料製造の関係や開発途上国等での核熱利用の開発状況を調査した。そしてこれらにより、核熱利用システムの有用性を示した。

Recurrence of the compound nucleus in neutron resonance reactions

大久保 牧夫

Physical Review C, 53(3), p.1325 - 1335, 1996/03

https://doi.org/10.1103/PhysRevC.53.1325

複合核の時間発展と回帰性をとり込んだ中性子共鳴核反応の半古典モデルを開発した。多振動子系の平均回帰周期を、励起エネルギーと関与した振動子数の関数として導いた。位相誤差1ラジアンとした。観測される中性子共鳴複合核について、振動子数、核温度を得た。これらは従来の値とよく一致した。複合核共鳴反応の時間発展について核表面で瞬間的に中性子密度の高い癒着位相を定義した。癒着位相は回帰周期ごとに出現し、共鳴寿命10sまで続く。癒着位相のフーリェ変換により核反応S-行列を得た。これより中性子断面積として、等間隔微細共鳴群及び包絡線を形成する巨大共鳴が得られた。三重の不確定関係が得られた。また共鳴領域から連続領域への転位が自然に得られた。

原子力施設の空気管理

池沢 芳夫

クリーンテクノロジー, 3(4), p.41 - 45, 1993/04

原子力施設において発生する空気汚染の性状は、原子炉、核燃料取扱施設、RI取扱施設等施設の種類によって異なるので、日常の空気管理はその性状を十分に把握したうえで行う必要がある。本報では、主要な原子力施設において、日常の放射線作業中に発生する空気汚染の性状、そのモニタリング方法、空気汚染防止対策、環境への放射性物質の放出低減対策の考え方と維持管理の方法などについて概説した。

U(n,f)Mo製造廃液の処理技術,III(高レベル廃液の処理)

本木 良蔵; 出雲 三四六; 小野間 克行; 本石 章司; 井口 明; 川上 泰; 鈴木 恭平; 佐藤 淳和*

JAERI-M 84-015, 34 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-015.pdf:1.12MB

U(n,f)反応を利用したMo製造により生じた高レベル放射性廃液の処理技術の開発と処理を行った。この廃液は硝酸濃度約4モルであって、48~89Ci・mlの核分裂生成物を含みウラン濃度も高い。高レベル廃液は含まれる核種と濃度から使用済核燃料再処理の中レベル廃液と同様である。処理方法としてフェロシアン化ニッケルによる-Csの共沈、オルトチタン酸スラリーによるSrの吸着、亜鉛粉-活性炭カラムによるRuの除去を用いた。全処理行程により得られた除染係数は核種10以上、Cs10以上、Ru10以上、Sr~10であった。再処理廃液の処理において除去が困難であるルテニウム化合物は、高レベル廃液処理に用いた亜鉛粉-活性炭カラムにより検出限界以下に除染されている。新たに開発したこのカラムはRuに対し高い除去性能を有していることが確認された。

Fatigue behavior of pipes containing multiple flaws in inner surface

柴田 勝之; 横山 憲夫; 大場 敏弘; 川村 隆一; 宮園 昭八郎

Nucl.Eng.Des., 74(2), p.199 - 213, 1982/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(83)90057-2

著者らはこれまでに、いくつかの配管試験体を使用し配管内面における複数欠陥からのき裂伝播、合体等の挙動を調べている。本論文は直管試験体および曲管試験体を用いて実施した疲労試験結果をまとめたものである。疲労試験は内表面に人工欠陥を加工した2体の直管試験体および2体の曲管試験体について行った。疲労試験中、超音波探傷法およびビーチマーク法によって複数き裂の伝播挙動を調べた。試験から得られた深さ方向へのき裂伝播曲線およびき裂形状変化について実験結果と2種類の方法によるき裂伝播解析結果との比較を行った。