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報告書

大洗研究開発センター廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価

下村 祐介; 羽成 章*; 佐藤 勇*; 北村 了一

JAEA-Technology 2015-062, 47 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-062.pdf:1.85MB

廃棄物管理施設を規制するための新しい基準(新規制基準; 平成25年12月18日施行)を受けて、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターの廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価を行った。はじめに森林火災の延焼シナリオを想定し、現地調査、森林火災評価モデル等から、森林火災の強度を評価した。森林火災の強度の評価に用いたモデルは、Rothermelの拡大方程式及びCanadian Forest Fire Behavior Prediction (FBP) Systemである。輻射熱による施設への影響評価を行い、想定した森林火災に対する施設外壁の温度変化を試算した。施設外壁温度は最大160$$^{circ}$$C程度と評価され、一般にコンクリートの強度に影響がないとされている許容温度(200$$^{circ}$$C)には達しない事を明らかにした。さらに、防火帯突破確率を試算し、約20%程度であった。本報告書は、廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価を通して、新規制基準における森林火災に対する評価の一例を示すものである。

報告書

固体廃棄物減容処理施設のインキャン式高周波誘導加熱方式を用いた焼却溶融処理技術に対する確証試験

坂内 仁; 佐藤 勇*; 堂野前 寧; 北村 了一

JAEA-Technology 2015-059, 352 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-059.pdf:51.53MB

大洗研究開発センターの各施設から発生する線量の高い$$alpha$$固体廃棄物の減容処理を行うため、固体廃棄物減容処理施設(OWTF: Oarai Waste Reduction Treatment Facility、建設中)では、インキャン式高周波誘導加熱方式によりセル内遠隔操作にて放射性固体廃棄物を減容および安定化処理する計画である。本報告書では、OWTFの運転に向け、焼却処理および溶融処理の処理条件の設定に資するデータ取得の目的で実施した確証試験の結果をまとめた。確証試験では、OWTFで処理する放射性廃棄物の封入形態、材質および物品等を模擬した模擬廃棄物を用いた。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 高速炉における原子炉容器内観察技術開発

今泉 和幸; 齊藤 隆一; 飛田 茂治; 長井 秋則; 北村 了一; 岡崎 義広

JAEA-Technology 2012-027, 49 Pages, 2012/08

JAEA-Technology-2012-027.pdf:7.07MB

原子炉容器内観察技術は、供用期間中の原子炉の安全性及び健全性を確認する技術として重要な役割が期待されている。一方で、ナトリウム冷却型高速炉にあっては、観察装置等を高温・高放射線・ナトリウム環境といった過酷な条件で使用することから、当該技術の信頼性を担保するために、実機環境下で機能確認することが重要である。「常陽」では、第15回定期検査時に発生したトラブルの原因究明を一つの契機とし、以下の観察技術を新たに開発し、実機に適用した。(1)回転プラグ貫通孔上のアクリルプレートに設置したビデオカメラを用いた集合体等頂部観察技術。(2)遠隔操作装置により狭隘部に挿入した耐放射線ファイバスコープを用いた炉心上部機構下面観察技術。本技術開発を通じて、原子炉容器内観察にかかわる装置設計・作業手順策定等にかかわる経験を蓄積するとともに、照明・放射線の影響や画像拡張処理技術にかかわる基礎データを拡充し今後の原子炉容器内観察技術に資することができた。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 高耐放射線ファイバスコープの開発(共同研究)

内藤 裕之; 板垣 亘; 岡崎 義広; 今泉 和幸; 伊藤 主税; 長井 秋則; 北村 了一; 社本 尚樹*; 竹島 由将*

JAEA-Technology 2012-009, 100 Pages, 2012/05

JAEA-Technology-2012-009.pdf:9.89MB

本研究では、高速炉の炉内観察に使用するための耐熱性・耐放射線性に優れたファイバスコープを開発することを目的として、ファイバスコープの構成要素であるイメージファイバとライトガイドファイバの高温環境における耐放射線性向上策の検討と、照射試験によるファイバスコープの構成要素の照射特性の評価を実施した。ファイバの耐放射線性については純粋石英コアのファイバが優れており、不純物によって耐放射線性が左右されることがわかっている。また、光の一部はクラッドを通過するため、クラッドについても耐放射線に優れた材料にする必要がある。そこで、コアをOH基1,000ppm含有の純粋石英,クラッドをフッ素ドープ石英とすることで耐放射線性の向上を目指した。照射試験の結果、コアのOH基含有量を1,000ppmに増加したことで伝送損失の増加につながる照射による新たなプレカーサ生成を抑制できていることが確認できた。クラッドについても、フッ素ドープ石英クラッドは樹脂クラッドより伝送損失増加量や増加速度を大きく改善することができた。本研究の結果、イメージファイバ及びライトガイドファイバのコア材についてはOH基を1,000ppm含有する純粋石英,クラッド材についてはフッ素ドープ石英とし、これらでファイバスコープを構成することより、200$$^{circ}$$C環境で5$$times$$10$$^{5}$$Gy照射後でも観察できる見通しが得られた。

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。

論文

In-pile creep rupture properties of ODS ferritic steel claddings

皆藤 威二; 大塚 智史; 井上 賢紀; 浅山 泰; 上羽 智之; 水田 俊治; 鵜飼 重治*; 古川 智弘; 伊藤 主税; 籠田 栄一; et al.

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.294 - 298, 2009/04

 被引用回数:23 パーセンタイル:11.6(Materials Science, Multidisciplinary)

ODS鋼被覆管のクリープ破断強度に及ぼす中性子照射の影響を調査するために、「常陽」MARICO-2を用いて炉内クリープ破断試験を実施した。MARICO-2では14試料の炉内クリープ破断を検知するとともに、RIMSによりこれまでに6試料の炉内クリープ破断時間を特定することができた。この結果、MARICO-2の照射条件範囲では、ODS鋼被覆管のクリープ破断強度の低下は認められなかった。

論文

Irradiation test of fuel containing minor actinides in the experimental fast reactor Joyo

曽我 知則; 関根 隆; 田中 康介; 北村 了一; 青山 卓史

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(2), p.692 - 702, 2008/00

原子力機構では、「常陽」を用いたマイナーアクチニド含有混合酸化物燃料の照射試験を進めている。2回の照射試験が、「常陽」MK-III炉心の第3サイクルにおいて実施された。試験用燃料ピンは、Amを含むMOX燃料(Am-MOX)、又はAm及びNp含むMOX燃料(Np/Am-MOX)を装填した6本である。燃料溶融の有無を確認するため、約430W/cmの高線出力密度で10分間保持する最初の試験が2006年5月に実施された。本試験の後、試験用集合体内の1本のAm-MOX燃料ピンと1本のNp/Am-MOX燃料ピンがダミーピンに交換された。残り4本の試験燃料ピンは2006年8月にMAの再分布挙動を確認するため、「常陽」において24時間再照射された。各試験燃料ピンの線出力密度は、モンテカルロ計算コードMCNPを用いて解析し、その解析値をMK-III炉心で測定されたドシメータの反応率により補正した。これらの試験燃料ピンの燃料溶融の有無,MAの再分布を確認する照射後試験が進行中である。

論文

Research and development of minor actinide-containing fuel and target in a future integrated closed cycle system

逢坂 正彦; 芹澤 弘幸; 加藤 正人; 中島 邦久; 舘 義昭; 北村 了一; 三輪 周平; 岩井 孝; 田中 健哉; 井上 賢紀; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.309 - 316, 2007/03

 被引用回数:21 パーセンタイル:14.79(Nuclear Science & Technology)

高速炉及び加速器駆動未臨界システムを含む将来の統合された閉サイクルシステムにおけるマイナーアクチニド含有燃料及びターゲット、(Pu,Am)O$$_{2}$$-MgO, (Pu,Np)O$$_{2}$$-MgO, (U,Pu,Np)O$$_{2}$$, (U,Pu,Np)N, (Pu,Np,Zr)Nの研究開発が進行中である。本論文では、試料作製試験及び特性測定に関しての現状を報告する。母材の選択を含む酸化物ターゲットの設計コンセプトについて述べる。燃料-被覆管機械的相互作用の評価に資することを目的として高温機械的特性測定装置が新たに導入された。Npを含有する2種類の高速炉用燃料については、その開発の歴史と将来展望について述べる。加速器駆動未臨界システム用の新しい窒化物ターゲットの予備試験結果を紹介する。最後に、高速実験炉常陽における照射試験について簡潔に紹介する。

論文

高速炉を用いたマイナーアクチニド消滅処理技術の開発; 「常陽」におけるAm-Np含有MOX燃料の照射試験

曽我 知則; 関根 隆; 高松 操; 北村 了一; 青山 卓史

UTNL-R-0453, p.13_1 - 13_8, 2006/03

「常陽」では、Amを最大5%含むAm-MOX燃料と、Np及びAmを各々約2%含むNp/Am-MOX燃料について、キャプセル型照射装置B11による短期及び長期の照射試験を計画している。照射燃料試験施設(AGF)で製造されたAm-MOX燃料ピンとPu燃料技術開発センターで製造されたNp/Am-MOX燃料ピンは、照射燃料集合体試験施設(FMF)にてB11に装填される。本試験では、「常陽」の試験許可の範囲内で、設計上の燃料溶融を許容することにより、約430W/cmの線出力を達成するとともに、燃焼初期の段階では、燃料挙動を考慮した特殊な運転を計画している。B11照射試験は、2006年5月から開始する計画である。

論文

Development of minor actinide containing fuel/target for the use in a future integrated system of fast reactor and accelerator driven system

逢坂 正彦; 芹澤 弘幸*; 加藤 正人; 井上 賢紀; 中島 邦久*; 舘 義昭; 北村 了一; 大木 繁夫; 三輪 周平; 岩井 孝*; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

将来の高速炉および加速器駆動システムが組み合わされたサイクルにおけるマイナーアクチニド含有燃料/ターゲット、(Pu,Am)O$$_{2}$$-MgO, (Pu,Np)O$$_{2}$$-MgO, (U,Pu,Np)O$$_{2}$$, (U,Pu,Np)N and (Pu,Np,Zr)Nの開発が、核燃料サイクル開発機構と日本原子力研究所の間で行われている。本論文では、各ターゲットについての製造および特性評価の現状を報告する。加えて、高速実験炉「常陽」における照射試験計画についても述べる。

報告書

高速実験炉「常陽」の定期的な評価; 保安活動に関する評価

前田 幸基; 鹿志村 洋一; 鈴木 寿章; 礒崎 和則; 干場 英明; 北村 了一; 中野 朋之; 高松 操; 関根 隆

JNC-TN9440 2005-001, 540 Pages, 2005/02

JNC-TN9440-2005-001.pdf:8.35MB

試験炉規則第14条の2では、原子炉設置者に対して、「原子炉施設の定期的な評価(以下「定期的な評価」)として、(1)原子炉の運転を開始した日から起算して10年を超えない期間ごとに、1)原子炉施設における保安活動の実施の状況の評価、2)原子炉施設における保安活動への最新の技術的知見の反映状況の評価を義務付けている。 これを受け、高速実験炉「常陽」における定期的な評価(保安活動に関する評価)として、「原子炉施設の保安活動の実施状況の評価」及び「原子炉施設の保安活動への最新技術知見の反映状況の評価」を平成17年1月に実施した。これらの評価の結果、これまでの保安活動及び最新の技術的知見の反映状況は適切であったことが確認できた。また、本評価により、原子炉施設の安全性・信頼性確保のための新たな追加措置は摘出されなかった。

報告書

消滅処理用アクチノイド水素化物の開発(公募型研究に関する共同研究報告書)

山脇 道夫*; 小無 健司*; 河野 秀作; 北村 了一

JNC-TY8400 2003-006, 38 Pages, 2003/05

JNC-TY8400-2003-006.pdf:2.66MB

アクチノイド元素は金属状態では、多くの水素を吸収することができる、いわゆる水素吸収材としての性質を有している。 アクチノイド水素化物中の水素原子密度は、水中の水素原子数密度とほぼ同じであり、軽水炉の冷却材と同等の中性子減速性能が期待できる。この中性子減速性能に着目して原子炉からの照射済み燃料中に含まれるアクチナイド(Np, Am, Cm等)廃棄物の処理用燃料としての応用を研究した。アクチノイドの中では比較的取り扱いが簡単で水素との反応がNp等に類似しているトリウムを用いて研究が進められた。特に最近高温での

報告書

MCNPによる高速炉用MOX燃料の線出力密度の解析精度向上

関根 隆; 北村 了一; 青山 卓史

JNC-TN9400 2000-071, 36 Pages, 2000/07

JNC-TN9400-2000-071.pdf:1.27MB

高速炉用MOX燃料の熱設計手法の合理化を目的として「常陽」で実施した燃料溶融限界線出力試験(B5D-2)における試験条件の解析精度を向上するため、連続エネルギーモンテカルロコード"MCNP"を用いて試験用燃料ピンの線出力密度を計算した。MCNPによる解析では、試験用燃料ピンが装填されたB5D-2集合体内部の非均質な構造を詳細に模擬して中性子束分布及びスペクトルを計算し、各試験用燃料ピン位置における核分裂率を求め、これに核分裂当たりの発熱エネルギーを乗ずることにより、線出力密度を算出した。ここで、$$gamma$$線による発熱分については、「常陽」MK-II炉心管理コードシステム"MAGI"を用いて$$gamma$$線発熱を計算し(遅発$$gamma$$線を含む)、これをMCNPで求めた中性子発熱に加えることにより考慮した。MCNPの解析精度を検証するため、当該試験用燃料ピンの破壊試験で測定された148乗Nd生成量に基づく実測ベースでの線出力密度を求め、MCNPの計算値と比較した結果、計算値と実測値の比(C/E)は0.955$$pm$$0.020となり、両者は良く一致した。これにより、MCNPはMOX燃料ピンの線出力密度を精度良く計算できることを確認した。得られたC/Eを用いてMCNPの計算値を補正することにより、B5D-2集合体に装填された各試験用燃料ピンの線出力密度を評価した結果、それらが最大となる炉心中心高さでの線出力密度は620$$sim$$685W/cmとなった。

報告書

D型照射リグの設計報告書

岡本 薫; 宮川 俊一; 三次 岳志; 北村 了一

JNC-TN9410 99-010, 350 Pages, 1999/06

JNC-TN9410-99-010.pdf:11.62MB

本書は、高速実験炉「常陽」MK-III炉心以降に使用する新型の燃料照射試験用オフライン照射リグであるD型照射燃料集合体(以下、D型照射リグと呼ぶ。)の開発についてまとめたものである。D型照射リグは、燃料要素の再装荷能力、照射条件設定能力、既存照射リグとの燃料保持構造の互換性及び各種コンパートメントの装填能力を有しており、従来の照射リグに比べ継続照射試験時の取り扱い性能の向上、照射温度条件設定数の拡大、構造上の課題への対応を図っている。D型照射リグは、内部に燃料要素を納める二重の円筒管(以下、コンパートメントと呼ぶ。)を最大18本装填することが可能なコンパートメント型照射リグである。D型照射リグには、B型照射リグで使用している$$gamma$$型コンパートメント(燃料要素装填数最大5本)及びD型照射リグ用に開発した$$delta$$型コンパートメント(燃料要素装填数1本)の2種類を混在させ装填することが可能である。集合体内には、$$gamma$$型コンパートメントを最大6本、$$delta$$型コンパートメントを最大18本装填可能である。また、コンパートメント毎に照射温度条件を設定可能なので、D型照射リグ1体で最大18の互いに異なる条件を設定することが可能であり、構造設計の妥当性及び要求性能を満たしていることを確認した。

報告書

「常陽」照射試験における照射条件評価精度の向上

関根 隆; 北村 了一; 青山 卓史

JNC-TN9400 99-017, 26 Pages, 1999/03

JNC-TN9400-99-017.pdf:0.75MB

「常陽」の照射試験における照射条件評価精度の向上を目的として、連続エネルギーモンテカルロコード"MCNP"を導入し、炉心燃料集合体と反射体の境界における148Nd生成量を評価し、照射後試験による実測値と比較した。"MCNP"による計算では、「常陽」炉心管理コードシステム"MAGI"から求めた炉内の中性子源分布を用いて、評価対象としたINTA-2集合体内部の中性子束及びスペクトルを計算し、JNDC-V2の核分裂収率データを用いて148Nd生成量を評価した。これを同位体希釈質量分析法により測定した結果と比較した。その結果、"MCNP"は炉心中心方向から反射体に向かうにつれて軟らかくなる中性子スペクトルの変化を詳細に計算でき、"MCNP"による148Nd生成量計算値と実測値の比(C/E)は0.99$$sim$$1.00となり、両者は誤差範囲内で一致した。これにより、従来のHex-Z 7群拡散計算に基づく評価方法では十分な精度が得られなかった炉心燃料集合体と反射体の境界での照射試験における照射条件を"MCNP"により精度良く評価できることを確認した。

口頭

高速実験炉「常陽」の照射機能拡大方策の検討,1; 試料可動型照射装置

高松 操; 飛田 茂治; 関根 隆; 北村 了一; 青山 卓史

no journal, , 

高速実験炉「常陽」の照射機能拡大方策の検討の一環として、原子炉出力一定の運転状態において、照射試料を炉心内で上下駆動させる試料可動型照射装置を検討した。これにより、原子炉出力を変えることなく、軸方向の中性子束勾配を利用して燃料材料の線出力・照射量の過渡試験や周期的な変動試験を実現できる見通しを得た。

口頭

高速炉を用いたマイナーアクチニド燃焼技術の開発; 「常陽」におけるMA含有MOX燃料の照射試験,1,試験計画・集合体製作

曽我 知則; 北村 了一; 阿部 和幸; 小山 真一; 加藤 正人

no journal, , 

低除染TRU燃料サイクル技術開発の一環として、高速実験炉「常陽」を用いたMA含有MOX燃料照射試験が計画された。本計画に基づき、Amを最大5%含むAm-MOX燃料ピンと、Np, Amを各2%含むNp/Am-MOX燃料ピンを装填した試験用集合体を製作し、「常陽」での照射試験を2006年5月に開始した。実験規模ではあるが、自主技術によってMA含有MOX燃料ピンを製造し、「常陽」での使用を開始したことは、低除染TRU燃料サイクル実用化開発におけるマイルストーンに位置付けられる。

口頭

オンライン温度制御型材料照射技術の開発; MARICO2号機の改良と実績

籠田 栄一; 野口 好一; 北村 了一; 阿部 和幸

no journal, , 

「常陽」では、照射試料を装填しているキャプセルの内部温度をオンラインで制御できるオンライン温度制御型材料照射装置(MARICO2号機)を用いて、平成18年4月より照射試験を実施している。MARICO2号機は原子炉定格運転中に照射試料の温度を一定に制御する照射装置であり、目標である$$pm$$4$$^{circ}$$Cの温度制御を達成している。また、装填しているクリープ破断試験試料の炉内クリープ破断を「常陽」のカバーガスサンプリング設備,オンライン$$gamma$$線モニタ等により検知でき、破断試料の同定を実施できた。

口頭

高速炉を用いたマイナーアクチニド燃焼技術の開発; 「常陽」におけるMA含有MOX燃料の照射試験

大川内 靖; 杉野 和輝; 関根 隆; 曽我 知則; 北村 了一; 青山 卓史

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、低除染TRU燃料サイクル技術開発の一環として、高速実験炉「常陽」を用いたMA含有MOX燃料照射試験を進めている。「常陽」では、Amを3%又は5%含むAm-MOX燃料ピンと、NpとAmを各2%含むNp/Am-MOX燃料ピンを装填した試験用集合体を炉心に装荷し、2006年5月に、10分間の照射試験、同年8月に24時間の照射試験を実施し、必要な試験条件を満足する運転を達成した。今後、ホットラボ施設では、照射後試験データの取得を継続し、「常陽」では、2008年半ばから定常照射試験を開始するための準備を進める。一連の照射試験を通じて、FBRにおけるMA含有MOX燃料の挙動と燃焼特性を明らかにし、燃料設計基準の整備と設計手法の高度化を進めていく。

口頭

寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発,2; 実炉組合照射(JRR-3$$Leftrightarrow$$常陽)及びホット施設(WASTEF, JMTR-HL, MMF, FMF)作業の計画と実施

松井 義典; 鍋谷 栄昭; 楠 剛; 高橋 広幸; 相沢 雅夫; 仲田 祐仁; 沼田 正美; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 伊藤 和寛; et al.

no journal, , 

「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」の研究の中で、研究炉「JRR-3」及び高速実験炉「常陽」の両炉を用いて、各原子炉の特徴を活かした単独照射材及び相互の組合せ照射材を得るため、東海,大洗のホット試験施設を含めた計画及びH18年度の実施分について報告する。

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