東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2019年度

中野 政尚; 藤井 朋子; 根本 正史; 飛田 慶司; 瀬谷 夏美; 西村 周作; 細見 健二; 永岡 美佳; 横山 裕也; 松原 菜摘; et al.

JAEA-Review 2020-069, 163 Pages, 2021/02

JAEA-Review-2020-069.pdf:4.78MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2019年4月から2020年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングスに変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目でみられた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の上限値を超過した値の評価について付録として収録した。

Hydrogen concentration behavior in the IHTS of Monju

伊藤 和寛; 田辺 裕美; 金子 義久; 籠田 栄一; 高橋 康雄

Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/04

高速増殖原型炉もんじゅは、蒸気発生器又は加熱器から2次主冷却系統への水漏れを検知するため、カバーガス中及びナトリウム中の2種類の水素濃度計を設置している。この水素濃度計は、小規模の水漏えいを検出するため、非常に高感度である。このため、水漏えいを伴わなくても、原子炉の出力上昇など、プラント状態変動により、水素濃度の上昇が検出される。1995年に行った40%出力プラント確認試験では、水漏えいはなかったが、プラント状態の変動に伴う水素濃度の上昇が観察された。このときの2次主冷却系統内の水素濃度の挙動を評価し、次の知見を得た。ナトリウム中の水素濃度の挙動がナトリウム温度に依存している。カバーガス中水素濃度の挙動は、ナトリウム中水素濃度の挙動よりも、プラントの状態変化に敏感で複雑である。この複雑な挙動は、カバーガス空間の対流によってもたらされていると推測される。カバーガス中及びナトリウム中ともに、水素濃度計の校正曲線にドリフトが観察された。

Development of irradiation capsules in liquid metal environment in Joyo and their application to irradiation creep measurement of vanadium alloys

福元 謙一*; 鳴井 実*; 松井 秀樹*; 伊藤 和寛; 矢野 康英

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(2), p.171 - 178, 2008/02

https://doi.org/10.3327/jnst.45.171

原子炉内の液体金属環境下における照射試験を実施するため、ナトリウムボンド型照射キャプセルを用いた照射技術を開発し、高速実験炉「常陽」で一連の照射試験を実施した。この研究を通して、ナトリウムボンド型照射キャプセルの設計・製作,キャプセルへのナトリウムの充填,「常陽」へのキャプセルの装荷,照射,照射済みキャプセルの取り出し、ナトリウムで満たされたキャプセルからの照射済み試料の取り出し及び照射済み試料のナトリウム洗浄が確立された。この照射温度が均一化されたナトリウムボンド型照射キャプセルを用いて、高純度のV-4Cr-4Ti合金(NIFS-Heat)の照射試験を実施し、その合金の照射クリープの挙動に関する知見を得た。

高速実験炉「常陽」1次冷却系統中の放射性不純物のデータ集(MK-II炉心)

伊藤 和寛; 佐井川 拓也*; 枡井 智彦*; 有馬 聡宏*

JNC TN9410 2001-014, 26 Pages, 2001/03

JNC-TN9410-2001-014.pdf:0.56MB

高速実験炉「常陽」は、昭和57年に、照射用炉心(MK-II炉心)として初臨界を迎えて以来35サイクルの定格出力運転と特殊試験のための短期間運転を行ってきた。「常陽」は、これまでに燃料破損は一度もなく、これに伴う1次冷却系統への汚染はないが、定常時のバックグランドを確認するため、1次系統中に不純物として存在するFPの濃度を測定してきた。MK-II炉心の運転終了を期に、燃料破損検知技術の向上や今後予定されているRTCB(Run to Cladding Breach)試験のため、これらFP濃度データについて、データ集としてまとめた。1次カバーガス中のFP濃度は、各サイクルにおいて、合計324回ガスサンプリングし、定量を行った。さらに、平成3年9月の第23'''サイクル以降は、オンラインによるカバーガス中FP濃度の測定も併せて実施した。また、1次ナトリウム中の137Cs濃度は、平成6年3月以降合計10回ナトリウムサンプリングして定量を行った。このうち、平成7年3月27日から4月15日には、セシウムトラップを運転し、その前後で1次ナトリウム中の137Csの定量を行った。その他、平成6年8月に開始した第29サイクルから平成10年2月に終了した第32サイクルまで、タグガス放出実験を実施した。この間、オンラインで、1次カバーガス中に放出されたタグガスの放射化物を測定した。これらのデータは、ユーザが利用しやすいようにCD-ROMに収録した。

レーザー共鳴イオン化分光法を用いたFPガスモニタリングの基礎研究 -先行基礎工学分野に関する最終報告書 -

井口 哲夫; 渡辺 賢一*; 萩田 利幸*; 野瀬 正一; 原野 英樹; 伊藤 和寛

JNC TY9400 2000-019, 34 Pages, 2000/05

JNC-TY9400-2000-019.pdf:0.79MB

レーザー共鳴イオン化分光法は、近年、超高感度の微量元素分析や効率的な同位体分離などの先端技術として脚光を浴びており、レーザー性能の向上と相まって、さらに広範な工学応用への展開が見込まれている。本研究は、このレーザー共鳴イオン化分光と質量分析計からなるRIMS(Resonance Ionization Mass Spectrometry)を活用し、従来のXe,KrなどのFPガスモニタリングによる破損燃料検出及び位置決め法(Failed Fuel Detection and Location:FFDL)の高精度化及び高性能化とともに、技術革新の可能性を検討するものである。平成8年度から11年度に渡って、核燃料サイクル機構先行基礎工学分野における協力研究の下で、東京大学工学系研究科原子力工学研究施設に設置された高速中性子科学研究設備(共同利用設備)のレーザー共鳴イオン化質量分析システムを用い、Xe,Krの検出限界やS/N比などの基本性能を明らかにする基礎実験と理論的評価とともに、高速実験炉「常陽」のカバーガス分析を対象とする実証試験を行った。その結果、本研究で提案するRIMS-FFDL法は、従来のFFDL法と比較して、感度、S/N比、迅速検出性の基本的な要求性能を同時に満たすことができ、さらに「もんじゅ」で使われるタグガス法と組み合わせると、オンラインで簡便にFPガス同位体比分析が行える画期的なFFDLシステムの構築が可能との結論が得られた。

高速実験炉「常陽」冷却材及びカバーガス純度管理データベース(MK-II炉心)

伊藤 和寛; 根本 昌明; 佐井川 拓也*; 助川 一弥*

JNC TN9410 2000-008, 66 Pages, 2000/03

JNC-TN9410-2000-008.pdf:1.39MB

高速実験炉「常陽」は、昭和57年に、照射用炉心(MK-II炉心)として初臨界を迎えて以来31サイクルの定格出力運転と13項目の特殊試験のための短期間運転及び8回の定期検査を行い、平成9年12月にMK-III炉心への移行を開始した。この間、1次系ナトリウムは67回、2次系ナトリウムは81回、1次系カバーガスは75回、2次系カバーガスはオーバフロータンク及びダンプタンクから各89回のサンプリングを実施し、不純物濃度データを蓄積してきた。「常陽」MK-II炉心の集大成として、これらのデータ及びこれらに関連するプラントデータについてユーザが利用できるようにデータベースとして整備した。本データベースには、関連するプラントデータと「常陽」実機で測定した1次系ナトリウム及び2次系ナトリウム中の酸素、炭素、水素、窒素、塩素、鉄、ニッケル及びクロムを、1次カバーガス及び2次カバーガス中の酸素、水素、窒素、一酸化炭素、二酸化炭素、メタン及びヘリウムの濃度を収録している。これらのデータは、ユーザが利用しやすいようにその時の炉心状態と併せて収録した。

高速実験炉「常陽」運転経験報告書 平成4年度6年度 系統設備機器台帳総括(1次Na純化系,1次Naサンプリング設備,1次系ガスクロマトグラフ,1次Arガスサンプリング設備,1次 Na充填・ドレン系,1次Arガス系,圧縮空気供給系)

伊藤 和寛; 吉原 静也; 山崎 学; 入江 修二; 安 哲徳; 森本 誠; 塙 幹男

PNC TN9410 95-243, 48 Pages, 1995/09

PNC-TN9410-95-243.pdf:1.48MB

機器台帳は、系統設備に関する運転・保守履歴、運転経験及び研究開発成果について記録、整理及びその蓄積を行い、設備保全、プラントの安全・安定運転の確保に役立てることを目的として整備している。機器台帳の整備は、さらに「常陽」運転保守経験報告(JOMEC)を初めとする各種技術資料の作成や系統担当者の交替時における引継ぎの面において必要不可欠ななものである。本報告書は、1次Na純化系、1次Naサンプリング設備、1次系ガスクロマトグラフ、1次Arガスサンプリング設備、1次Na充填・ドレン系、1次Ar系及び圧縮空気供給系に関する平成4年度から6年度の機器台帳を総括したものである。主な特記事項は次の通りである。(1)純化系ラインの閉塞による1次Na純化系電磁ポンプ(EMP)の起動不能が数回あった。ラインの切替え等の操作でEMPを起動させることができた。EMP起動による流動昇温によりラインの閉塞は解消された。(2)1次Naサンプリング装置の出口弁がステムピンの破損により操作不能となり、補修した。(3)圧縮空気供給系除湿塔4方弁の動作不良及び制御用空気配管の損傷等があった。それら不良箇所の交換により、順調な運転を継続した。その後、除湿塔制御回路の老朽化対策として、同4方弁の制御回路を更新した。(4)その他の系統設備機器については、特記すべき不具合もなく順調な運転を継続した。

「常陽」におけるCP付着分布の測定と評価(III)

茶谷 恵治; 伊藤 和寛; 伊藤 主税; Setyadi*; 鈴木 惣十; 圷 正義

PNC TN9410 94-032, 76 Pages, 1993/12

PNC-TN9410-94-032.pdf:1.86MB

高速実験炉「常陽」では高速炉の保守,点検時における作業員の被ばく低減化を目的として,各定期点検器官を利用し,1次冷却系における放射性腐食生成物(CP)の管壁付着密度と線量率の測定を実施し,CP挙動解析コードの高度化に反映させてきた。これまでの7回の測定の結果,主要なCP核種は54Mnと60Coであり,54Mnは主中間熱交換器(IHX)から原子炉容器入口までのコールドレグ(HL)配管に,60Coは原子炉容器出口からIHX入口までのホットレグ(CL)配管に移行し易いことなどが明らかとなっている。本研究では8回目の測定である「常陽」の第10回定期検査期間中(今回)の測定結果を中心に実プラントにおけるCP挙動の評価を進めた。主な結果を次に示す。(1)1次冷却系内のCP付着分布および表面線量率分布は,過去の測定結果と同じ形状を示し,特異な傾向は観察されなかった。(2)今回の1次冷却系内のCP付着密度および表面線量率分布は,次に示すように飽和傾向を示した第9回定期検査期間中の測定値とほぼ同じであり,CPのビルドアップは飽和に達したと考えられる。1・1次主冷却系配管(Aループ)のCP付着密度は,HL,IHXから主循環ポンプ入口までのCL(1),主情感ポンプ出口から原子炉容器入口までのCL(2)について,それそれ,54Mnが約30kBq/cm2,約60kBq/cm2,約130kBq/cm2であり,60Coが約9kBq/cm2,約3kBq/cm2 ,約8kBq/cm2である。2・1次冷却系の表面線量率は,HLで約0.5mSv/h,CL(1)で約0.6mSv/h,CL(2)で約1mSv/hである。(3)測定値(E)と"PSSYCHE91"による計算値(C)のC/E値は,CP付着密度に対して0.9から1.5,線量率に対して1.6であり,計算値は測定値と比較的良く一致する。

高速炉における放射性腐食生成物挙動評価手法の整備 -「常陽」における挙動評価と解析コードの検証-

飯沢 克幸; 茶谷 恵治; 伊藤 和寛; 鈴木 惣十; 金城 勝哉; 圷 正義

PNC TN9410 92-345, 166 Pages, 1992/10

PNC-TN9410-92-345.pdf:3.92MB

高速炉放射性腐食生成物(CP)挙動解析コード"PSYCHE"の改良整備と検証を目的として,高速実験炉「常陽」の運転経験を通じて得られたCP測定結果に基づき,1次ナトリウム冷却系と燃料洗浄廃液CP挙動について評価し,その機構の検討と解析モデルの検証を行った。得られた評価結果は次のとおりである。(1)1次ナトリウム冷却系配管・機器管壁に移行する主なCP核種は54Mn,60Coで,54Mnが最優勢である。それに対し炉心部CP付着に関連した燃料洗浄廃液中では60Coが最大核種で,外側反射体洗浄時の発生量が特に多くなる。これは粒子状放射性腐食生成物が炉内滞在中に更に放射化されたものである。(2)冷却系内の54Mnの管壁付着速度は,ホットレグ(HL)では炉心材料中の放射化生成に対応し推移するが,コールドレグ(CL)ではそれを越えて上昇する。そのためビルドアップはHLでは比較的早期に飽和するが,CLでは長時間にわたり持続した。60Coの管壁付着速度は,炉心での放射化生成と放出を通じて,燃料交換及び冷却材中酸素濃度の影響を強く受け,更に管壁付着物の剥離・再放出による変動を示す。これ等を勘案すれば60Coのビルドアップは全領域でほぼ同等で緩やかである。(3)54Mnの配管付着分布は初期にはHLが優勢であるが,付着速度のふるまいを反映して時間経過とともにCLが優勢となる。60Coの分布レベルはHLで優勢で時間経過にともなう分布パターンの変化は少ない。(4)54MnのHLでの付着機構は管壁中拡散であり,CLでは管壁面上での合金粒子形成が主である。60Coの付着機構はHLを含め全域的に管壁面上での合金粒子形成が主で,鉄分の多い微視的表面組織に取り込まれていると考えられる。(5)ナトリウム系内のCP挙動に関する「溶解・析出モデル」のモデルパラメータの感度調査と上記評価結果に基づく最適化により,解析コード評価制度(C/E)として,主配管部の54Mnと60Coのビルドアップに対して全期間を通じた平均でそれぞれ1.36及び1.03,線量率分布に対して1.61を得た。本研究から得られた結論は次のとおりである。「溶解・析出モデル」により1次系全域にわたる54Mnの挙動をよく再現できる。60Coの場合は主配管部等高流速部に対しては妥当な結果を与えるものの,粒子移行分が存在し,それ等は主ポンプオーバ

高速実験炉「常陽」破損燃料集合体検出装置(FFDL)の運転試験(II)

森本 誠; 大久保 利行; 堀 徹; 伊藤 和寛; 舟木 功; 藤原 昭和; 田村 政昭

PNC TN9410 91-334, 64 Pages, 1991/10

PNC-TN9410-91-334.pdf:1.72MB

「常陽」では,破損燃料位置決めシステムとして,ナトリウムシッピング法による破損燃料集合体検出装置(FFDL)が採用されている。しかし,「常陽」ではこれまでに燃料破損の経験がなく,昭和60年度に実施された燃料破損模擬(FFDL-I)試験以降,FFDLは運転されていない。このため,平成4年度に計画しているFFDL-II試験に先立って平成3年7月12日から7月19日にFFDL運転試験(II)を実施した。本試験により得られた結論を以下に示す。(1)FFDLの基本的な機能及び運転手順を再確認するとともに,運転経験を蓄積することができた。(2)放射線計測の結果,バックグランドと差はなく燃料破損は検出されなかった。