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報告書

JMTR・UCL系統冷却塔の健全性調査

大戸 勤; 浅野 典一; 川俣 貴則; 箭内 智博; 西村 嵐; 荒木 大輔; 大塚 薫; 高部 湧吾; 大塚 紀彰; 小嶋 慶大; et al.

JAEA-Review 2020-018, 66 Pages, 2020/11

JAEA-Review-2020-018.pdf:8.87MB

令和元年9月9日の台風15号の強風により、JMTR(材料試験炉)にある二次冷却系統冷却塔の倒壊事象が発生した。その倒壊に至った原因調査及び原因分析を行い、4つの原因が重なって起こったことが特定された。これを受け、JMTR内にある二次冷却系統冷却塔と同時期に設置された木造の冷却塔であるUCL(Utility Cooling Loop)系統冷却塔の健全性調査を行った。健全性調査項目は、UCL系統冷却塔の運転状態の把握、UCL冷却系統の構造材料の劣化状態、点検項目及び点検状況、過去の気象データの確認である。この調査結果から、当該設備を安全に維持・管理するため、点検項目の改善、UCL系統冷却塔の構造材料である木材の交換・補修計画及び今後のUCL系統冷却塔の使用計画を策定するとともに、既存UCL系統冷却塔に代わる新規冷却塔の更新計画を策定した。本報告書はこれらの健全性調査の結果をまとめたものである。

論文

Research on activation assessment of a reactor structural materials for decommissioning, 2

関 美沙紀; 石川 幸治*; 佐野 忠史*; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 花川 裕規; 井手 広史; 土谷 邦彦; 藤原 靖幸*; et al.

KURNS Progress Report 2019, P. 279, 2020/08

JMTR施設の廃止措置を進めるにあたり、多くの放射性廃棄物が発生するが、これらはドラム缶等に格納し、コンクリートを充填して、廃棄体とする計画である。しかし、アルミニウムは、コンクリートと反応し水素ガスが発生し、廃棄体を破損することが懸念されている。本研究は、これまで行ってきた湿式法によるアルミニウムの安定化処理法の溶液pHの最適条件を求めることを目的とした。JMTRで多く使用されている2種類のアルミニウム試料を準備し、KURで照射した後、強塩基であるNaOHに溶解した。溶解液をろ過した後、中和処理をしてpH=5$$sim$$11にてAl(OH)$$_{3}$$を生成した。それぞれの工程で得た残差及び溶液は放射化分析を行った。この結果、pH=7, 9にてAl全量の固体としての回収が可能であることが分かった。また、廃液中にはCr-51及びNa-24が含まれることが分かった。Cr-51は全ての条件にて同等の回収率であった。一方でNa-24は中和の際に生成されるNaCl量が相対的に多いことから、溶液中のNa-24が増加したと考えられる。

論文

Research on activation assessment of a reactor structural materials for decommissioning

関 美沙紀; 石川 幸治*; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 花川 裕規; 井手 広史; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.

KURNS Progress Report 2018, P. 257, 2019/08

JMTR施設の廃止措置を進めるにあたり、多くの放射性廃棄物が発生するが、これらはドラム缶等に格納し、コンクリートを充填して、廃棄体とする計画である。しかし、アルミニウムは、コンクリートと反応し水素ガスが発生し、廃棄体を破損することが懸念されている。本研究は、湿式法によるアルミニウムの安定化処理法の開発を行った。JMTRで多く使用されている2種類のアルミニウム試料を準備し、KURで照射した後、強塩基であるNaOHに溶解した。溶解液をろ過した後、中和処理をしてAl(OH)$$_{3}$$を生成した。それぞれの工程で得た残差及び溶液は、放射化分析を行った。この結果、Al合金内に含まれる不純物$$^{51}$$Crおよび$$^{59}$$FeはAl成分と分離することができ、低レベルのAl(OH) $$_{3}$$の抽出が可能であることが示唆された。今後、Al(OH)$$_{3}$$の焼成温度の最適化を図り、安定なAl$$_{2}$$O $$_{3}$$を製作する条件を決定する。

論文

JMTR廃止措置計画の策定状況,2

大塚 薫; 井手 広史; 永田 寛; 大森 崇純; 関 美沙紀; 花川 裕規; 根本 浩喜; 渡辺 正男; 飯村 光一; 土谷 邦彦; et al.

UTNL-R-0499, p.12_1 - 12_8, 2019/03

材料試験炉(JMTR: Japan Materials Testing Reactor、以下、「JMTR」と言う)は、昭和43年に初臨界を達成して以来、発電用軽水炉燃料や材料の照射試験を中心に、新型転換炉, 高速炉, 高温ガス炉, 核融合炉などの燃料・材料の照射試験に広く利用されてきた。平成29年4月に公表された「施設中長期計画」において、JMTRは廃止施設として決定し、平成30年度末までに廃止措置計画認可申請書を原子力規制庁へ申請することとなり、廃止措置の準備のための組織変更、申請書作成に必要な各種評価を行った。本発表は、作成した廃止措置計画認可申請書に記載する主な評価結果と廃止措置に向けた技術開発課題について報告する。

論文

二次冷却系統及びプールカナル系統二次系配管撤去に関する予備的検討

花川 裕規; 川俣 貴則; 小笠原 靖史; 大塚 薫; 大森 崇純; 井手 広史; 土谷 邦彦

UTNL-R-0499, p.11_1 - 11_7, 2019/03

JMTRは平成30年度末までに廃止措置計画認可申請書を原子力規制庁へ申請することを目指して、廃止措置計画認可申請書の作成をすすめている。設備の解体等の廃止措置に伴う作業については、廃止措置計画認可申請書が認可された後に開始する。廃止措置計画認可申請書が認可された後に設備の解体等を円滑に進められるように、最初に解体を行う予定である、二次冷却系統及びプールカナル冷却系統二次側の解体方法について予備的検討を行ったので、その内容について報告する。

論文

JMTR廃止措置計画の策定状況

大塚 薫; 花川 裕規; 永田 寛; 大森 崇純; 武内 伴照; 土谷 邦彦

UTNL-R-0496, p.13_1 - 13_11, 2018/03

材料試験炉(JMTR: Japan Materials Testing Reactor、以後、「JMTR」と言う)は、昭和43年に初臨界を達成して以来、発電用軽水炉燃料や材料の照射試験を中心に、新型転換炉, 高速炉, 高温ガス炉, 核融合炉などの燃料・材料の照射試験に広く利用されてきた。平成29年4月に公表された「施設中長期計画」において、JMTRは廃止施設として決定し、平成30年度末までに廃止措置計画認可申請書を原子力規制庁へ申請することとなり、廃止措置の準備のための組織変更、申請書作成に必要な各種評価を開始した。本発表は、施設中長期計画が公表されて以降、平成29年度に実施した検討状況の概略について報告する。

報告書

Simulator for materials testing reactors

竹本 紀之; 菅谷 直人; 大塚 薫; 花川 裕規; 小沼 勇一; 細川 甚作; 堀 直彦; 神永 雅紀; 田村 一雄*; 堀田 浩司*; et al.

JAEA-Technology 2013-013, 44 Pages, 2013/06

JAEA-Technology-2013-013.pdf:4.42MB

日本原子力研究開発機構では、原子炉挙動の理解及び技能向上を図り、原子力発電所を導入しようとしているアジア諸国をはじめとした国内外の原子力人材育成に貢献するため、照射試験炉シミュレータを開発した。本シミュレータは、文部科学省からの最先端研究開発戦略的強化費補助金のうち、世界最先端研究用原子炉の高度利用による国際的研究開発拠点の整備事業の一環として整備したものであり、照射試験炉の一つであるJMTRをベースに設計し、照射試験炉における運転,照射試験,運転時の異常な過渡変化や事故を模擬することにより、これらに対応した原子炉及び照射設備の運転操作訓練を行えるようにした。本報告は、本シミュレータのシミュレーションモデル,ハードウェア仕様及び運転手順についてまとめたものである。

報告書

JMTR原子炉冷却系統施設の更新; 本体施設編

尾上 龍次; 川俣 貴則; 大塚 薫; 関根 勝則; 小池 須美男; 五来 滋; 西山 裕; 深作 秋富

JAEA-Review 2012-010, 116 Pages, 2012/03

JAEA-Review-2012-010-01.pdf:65.41MB
JAEA-Review-2012-010-02.pdf:81.33MB
JAEA-Review-2012-010-03.pdf:87.98MB
JAEA-Review-2012-010-04.pdf:45.25MB

JMTRは、熱出力50MWの軽水減速冷却タンク型の原子炉で、世界で現在稼働中の試験炉・研究炉の中で有数の高い中性子束を発生することができ、昭和43年3月の臨界から平成18年8月まで、原子炉の燃料及び材料の耐久性,健全性の試験や基礎研究,RI(ラジオアイソトープ)の製造等に利用されてきた。原子力機構は、このJMTRを原子力の基盤技術を支える原子炉と位置づけ、平成19年度より4年間で原子炉機器の更新を実施し、平成23年度から再稼働するために、平成18年8月から平成19年3月まですべての原子炉機器について、これまでの運転実績,経年変化の程度について調査し、継続使用する機器と更新する機器を選定した。この中で、保守用の交換部品の調達ができなくなるものについては優先的に更新することとし、再稼働後の保守,施設定期自主検査等の保全活動において、経年変化等の状態が把握できるものについては、重要度に応じて優先順位をつけた。本報告は、JMTR原子炉施設の更新のうち、原子炉冷却系統施設の更新(本体施設)に関するものである。

報告書

JMTRの冷却設備の更新

尾上 龍次; 川俣 貴則; 大塚 薫; 小池 須美男; 西山 裕; 深作 秋富

JAEA-Review 2011-018, 17 Pages, 2011/06

JAEA-Review-2011-018.pdf:2.71MB

JMTRは、熱出力50MWの軽水減速冷却タンク型の原子炉で、世界で現在稼働中の試験炉・研究炉の中で有数の高い中性子束を発生することができ、昭和43年3月の臨界から平成18年8月まで、原子炉の燃料,材料の耐久性,健全性の試験や基礎研究,RI(ラジオアイソトープ)の製造等に利用されてきた。原子力機構は、このJMTRを原子力の基盤技術を支える原子炉と位置づけ、平成19年度より4年間で原子炉機器の更新を実施し、平成23年度から再稼働することとした。更新にあたっては、すべての原子炉機器について、これまでの運転実績,経年変化の程度について調査し、継続使用する機器と更新する機器を選定した。この中で、保守用の交換部品の調達ができなくなるものについては優先的に更新することとし、再稼働後の保守,施設定期自主検査等の保全活動において、経年変化等の状態が把握できるものについては、重要度に応じて優先順位をつけた。本報告は、JMTR原子炉機器の更新のうち、冷却設備の更新についてまとめたものである。

報告書

JMTR一次冷却系統主熱交換器の健全性調査

小池 須美男; 五来 滋; 尾上 龍次; 大塚 薫

JAEA-Review 2010-007, 36 Pages, 2010/07

JAEA-Review-2010-007.pdf:5.0MB

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」の健全性調査の一環として、一次冷却系の主熱交換器の健全性調査を実施した。調査の結果、顕著な腐食,減肉,割れがないことが明らかとなり、主熱交換器の健全性が確認できた。今後、主熱交換器の長期使用にあたっては、定期的な観察と長期保全計画に基づいた保守管理を行う計画である。

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。

口頭

JT-60Uにおける炭素堆積層中のタングステンの分析

渡邊 淳*; 福本 正勝*; 大塚 裕介*; 上田 良夫*; 新井 貴; 朝倉 伸幸; 仲野 友英; 佐藤 正泰; 柳生 純一; 落合 謙太郎; et al.

no journal, , 

JT-60Uのダイバータ板上の炭素堆積層中に含まれるタングステン量を測定するために、今まではエネルギー分散型X線分光法(EDX)をおもに用いてきた。この方法では入射する電子ビームのエネルギーによって分析可能な深さが決まる。電子ビームエネルギーが20keVの場合、この深さは約10$$mu$$mであることを実験及びモンテカルロ計算によって明らかにした。よって、内側ダイバータ板上など堆積層の厚さが数十$$mu$$m以上である場合には堆積層中のすべてのタングステンを検出することができず、タングステン量を過小評価する可能性がある。この場合には堆積層の破断面を分析するか、放射化分析法など他の分析法を用いる必要がある。

口頭

JMTR原子炉施設の更新,2; 原子炉冷却系統施設の更新

川俣 貴則; 大塚 薫; 関根 勝則; 尾上 龍次; 小池 須美男; 西山 裕

no journal, , 

JMTRの冷却設備は、1968年(昭和43年)の初臨界以来、43年が経過している。これまでに、平成9年に圧力サージタンクの更新等が行われたが、それ以外の機器は、平成18年8月の運転停止まで使用されてきた。今回の更新にあたっては、再稼働後20年の運転期間を考慮し、機器の経年変化,安全機能の重要度,保守経験等の安全確保の観点、及び交換部品の調達性等の稼働率向上の観点から基本設計は活かしつつ、一次冷却系統,二次冷却系統,UCL(Utility Cooling Loop)系統の更新を実施した。今回の更新により、更新機器が既設機器と同等の性能を確保しつつ、信頼性の向上,保守性の向上を図ることができた。

口頭

Corrosion properties of PCV equivalent materal for simulated severe accident

中野 寛子; 武内 伴照; 大塚 薫; 広田 憲亮; 土谷 邦彦

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所(1F)事故では、冷却機能を喪失した炉心で核燃料が溶融・落下し、これにより格納容器内は、窒素, 水素, 水蒸気, 酸素及び核分裂生成物の混合ガス等で暴露されたと推測されるが、混合ガス雰囲気における構造材料の腐食損傷の影響を明らかにされていない。本研究では、1F格納容器相当材として炭素鋼SPV355及びオーステナイト系ステンレス鋼SUS304を選定し、燃料破損時に放出されるヨウ素に着目した過酷事故模擬環境の腐食特性を評価した。まず、TG-DTA装置により、700$$^{circ}$$C及び1000$$^{circ}$$Cのairもしくはair/H$$_{2}$$O雰囲気に暴露した。次に、I$$_{2}$$/H$$_{2}$$O及びI$$_{2}$$/O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O雰囲気で1000$$^{circ}$$C$$times$$96hの電気炉加熱試験を行った。各試験後、SEM/EPMA表面分析を行った。この結果、air及びair/H$$_{2}$$O雰囲気暴露試験後の試料表面には均一な酸化皮膜が形成された。一方で、I$$_{2}$$/H$$_{2}$$O及びI$$_{2}$$/O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O雰囲気では、各試料表面に厚みの不均一な腐食生成物が形成され、剥離しやすいことが観測されたことから、ヨウ素含有条件において腐食が促進される傾向にあることが示唆された。

口頭

Effect of dissolved oxygen and hydrogen on mechanical property of AISI 316 stainless steels in a simulated PWR water conditions

武内 伴照; 中野 寛子; 大塚 薫; 広田 憲亮; 土谷 邦彦

no journal, , 

ステンレス鋼は腐食環境下で引張応力が存在すると、材料本来の強度よりも低い応力で割れが発生する応力腐食割れ(SCC)現象を引き起こすことが古くから知られている。SCCは、材料, 環境, 応力の三つの要素が揃った時に発生すると考えられているが、その発生メカニズムはまだ十分理解されていない。本研究では、溶存酸素および水素濃度に着目して、ステンレス鋼の原子炉炉水環境における応力腐食割れ感受性を調べた。試験には、AISI316ステンレス鋼を供し、オートクレーブ装置を備えた高温高圧水ループ装置でSSRTを行った。溶存酸素濃度は1,10,50,80,100ppb、溶存水素(DH)は0または500ppbに制御した。SSRTは、325$$^{circ}$$Cおよび15MPaで5$$times$$10$$^{-3}$$mm/分のひずみ速度で行った。DHが0ppbの時、DOが100および80ppbで約590MPaの引張強さであったが、DOが50, 10および1ppbでは約20MPa減少した。一方、DHが500ppbの時、DOが80ppbで約590MPaの引張強さであったが、DOが50, 10, 1ppbでは約20$$sim$$30MP減少し、DOが100ppbでは40MPa減少した。この結果は、水素によるSCCが溶存酸素濃度の影響を強く受けることが示唆された。

口頭

放射性アルミニウム廃棄物の安定化処理方法の検討

関 美沙紀; 石川 幸治*; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 鈴木 祐未*; 田仲 睦*; 川上 智彦*; 井手 広史; 土谷 邦彦

no journal, , 

通常の放射性雑固体廃棄物はドラム缶内に格納し、充填材を用いて固化体を作製するが、ドラム缶内に健全性を損なう物質を含まないこと等が要件となっている。金属アルミニウム(Al)は、その化学的性質上アルカリ性物質と接触すると水素ガスが発生し、保管施設等の安全な管理に影響することから、難廃棄物とされている。本研究では、JMTRの炉心構造材として、金属Al製中性子反射体を多く使用していることから、バイヤー法を応用したAl安定化処理技術の確立することを目的とし、炉外試験による基本的条件を調べた。その結果、合金の種類によって溶解時間に差はあるが溶解中に加温・撹拌することで大幅に短縮されること、合金に添加されている不純物元素はNaOHに不溶なので分離が可能であること、中和によって生成した水酸化物中には塩が多く含まれること、400$$^{circ}$$C$$sim$$1000$$^{circ}$$Cにて焼成することでアルミナとなることを確認した。

口頭

放射性アルミニウム廃棄物の安定化処理方法の検討,2; 安定化処理工程における不純物除去特性

関 美沙紀; 石川 幸治*; 藤原 靖幸*; 佐野 忠史*; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 井手 広史; 堀 順一*; 土谷 邦彦

no journal, , 

金属アルミニウム(Al)は、その化学的性質上アルカリ性物質と接触すると水素ガスが発生し、保管施設等の安全な管理や固化体の健全性に影響を及ぼすことから難廃棄物とされている。本研究では、JMTRのAl中性子反射体の廃棄体の作製を目的とし、Al安定化処理技術として湿式法に着目し、放射化したAl試験片を用いて、各工程における放射性核種の化学的挙動を調べた。JMTRの反射体で用いられているA6061材を京都大学研究用原子炉(KUR)の圧気輸送管(Pn-2)にて、熱中性子束密度2.8$$times$$10$$^{13}$$ n/cm $$^{2}$$s$$^{-1}$$、時間10-20分中性子照射し、各工程終了後にゲルマニウム半導体検出器を用いて放射能測定を行った。その結果、Fe-59及びCr-51はNaOHに不溶であることから、溶解後の不溶残渣の除去工程でAlから容易に分離できた。また、Al合金中に含まれる極微量のウランの核分裂で生成するLa-140及びSr-85は不溶残渣としてFe-59等と同様に分離できることから、廃棄体の低レベル化が可能であること示唆された。

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