Development of failure mitigation technologies for improving resilience of nuclear structures, 1; Failure mitigation by passive safety structures without catastrophic failure

笠原 直人*; 山野 秀将; 中村 いずみ*; 出町 和之*; 佐藤 拓哉*; 一宮 正和*

Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 8 Pages, 2024/03

本研究では、受動安全構造を適用することによって破損拡大抑制方法を提案する。受動安全構造のアイデアを超高温条件および過大地震時の次世代高速炉に適用した。

Pulsed neutron imaging based crystallographic structure study of a Japanese sword made by Sukemasa in the Muromachi period

及川 健一; 鬼柳 善明*; 佐藤 博隆*; 大前 良磨*; Pham, A.*; 渡辺 賢一*; 松本 吉弘*; 篠原 武尚; 甲斐 哲也; Harjo, S.; et al.

Materials Research Proceedings, Vol.15, p.207 - 213, 2020/02

https://doi.org/10.21741/9781644900574-32

Japanese swords are very attractive not only as a work of art but also a metallurgical point of view. Since Japanese vintage swords became valuable, it is indispensable to establish non-destructive analysis method to identify some peculiar characteristics. Bragg edge imaging gives real-space distributions of bulk information in a crystalline material as well as neutron tomography. In this work, we investigated crystallographic information of a Japanese sword made by Sukemasa in Izumi province in the first quarter of the 16th century. The experiments have been performed at RADEN at J-PARC. The Sukemasa sword was measured with a counting-type 2D detector and with a CCD camera. We are now analyzing the measured 2D-transmission spectra using RITS code to obtain spatial distribution of the crystallite size, the texture variation, the d110 shift and its broadening. Complementary data analysis using white beam tomography is also on going. Detailed analysis results will be presented.

核破砕中性子源使用済み機器の保守; モデレータ・反射体,陽子ビーム窓

勅使河原 誠; 木下 秀孝; 涌井 隆; 明午 伸一郎; 関 正和; 原田 正英; 伊藤 学; 鈴木 徹; 池崎 清美; 前川 藤夫; et al.

JAEA-Technology 2012-024, 303 Pages, 2012/07

JAEA-Technology-2012-024.pdf:46.04MB

J-PARC構成施設のひとつ核破砕中性子源である物質・生命科学実験施設(MLF)では、中性子を発生するため3GeVまで加速された陽子ビームが、水銀ターゲットに入射する。高エネルギーの陽子や中性子に晒された機器(ターゲット容器,モデレータ,反射体及び陽子ビーム窓)は、照射損傷を受けるため、定期的な交換保守を必要とする。使用済み機器は高度に放射化され、遠隔による交換保守が必要となる。使用済みの機器の交換保守が行える保守シナリオを構築し、必要な設備をホットセル内及びMLF内に導入した。保守シナリオの整合性を確認するため実機を用いて予備試験を行った。本報告書では、使用済み機器(モデレータ・反射体,陽子ビーム窓を対象)について、予備試験を通して得られた知見をもとに、使用済み機器の取り扱いに反映することを目的とし、交換保守に関する問題点と解決策等を報告する。

Successful labeling of Tc-MDP using Tc separated from Mo produced by Mo(,2)Mo

永井 泰樹; 初川 雄一; 金 政浩; 橋本 和幸; 本石 章司; 今野 力; 落合 謙太郎; 高倉 耕祐; 佐藤 裕一*; 河内 幸正*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 80(8), p.083201_1 - 083201_4, 2011/08

https://doi.org/10.1143/JPSJ.80.083201

加速器で生成される中性子を酸化モリブデン100に照射して、Mo(,2)Mo反応で生成したMoから放射性の不純物を除去してTcを分離抽出すること、そして、Tc-MDP標識化合物を合成することに、世界で初めて成功した。親核のMoは、原子力機構の核融合中性子源施設で、トリチウムに重陽子を照射して得られる14MeVの中性子を用いて、Mo(,2)Mo反応で生成した。そして、Tcは、昇華法でMoから分離抽出し、その放射核純度は、99.99%以上であることを、分光で確認した。また、Tc-MDP標識率は、99%以上であることを、薄膜クロマト法で確かめた。これらの値は、米国薬局方が高濃縮ウランの核分裂反応で生成されるMoに対する要請値を超えるものである。そのため、本方法で生成するMoは、核分裂法の代替えとして有効であり、我が国の安定かつ信頼性の高いMo供給に寄与するであろう。

Development of Tc extraction techniques from Mo by (n,) reaction

木村 明博; 堀 直彦; 土谷 邦彦; 石原 正博; 山林 尚道*; 棚瀬 正和*; 藤崎 三郎*; 佐藤 裕一*

JAEA-Review 2010-053, 23 Pages, 2010/11

JAEA-Review-2010-053.pdf:2.52MB

JMTR再稼動後の産業利用拡大の一環として、放射性医薬品の原料となるTcの親核種であるMo製造技術開発を行っている。Mo製造方法として、少ない放射性廃棄物及び簡便な製造工程の観点から(n,)法によるMo製造方法が提案されている。本報告書は、JMTRにおけるMo製造方法の基本的検討として、MoOペレットの製造技術開発及び溶媒抽出法によるTcの濃縮技術開発についてまとめたものである。その結果、SPSにより高密度(95%T.D.以上)を有するMoOペレットの製造が可能であることを明らかにした。また、メチルエチルケトン(MEK)を用いたTc溶液の濃縮が可能であり、理論濃縮度の80%以上の効率で濃縮できる装置の開発に見通しが得られた。

環境報告書の作成; 原研及びサイクル機構の平成17事業年度の環境配慮活動について

成田 脩; 岩田 昇; 礒部 芳弘; 関 正和; 門坂 英盛; 二之宮 和重; 佐藤 治

JAEA-Technology 2006-037, 102 Pages, 2006/06

JAEA-Technology-2006-037.pdf:7.67MB

日本原子力研究所及び核燃料サイクル開発機構は、「環境情報の提供の促進等による特定事業者等の環境に配慮した事業活動の促進に関する法律」(1)(以下「環境配慮促進法」という。)に基づき、他の89の法人とともに特定事業者として各事業年度の環境配慮活動の結果を環境報告書として当該年度終了後六月(6か月)以内に作成・公表することが義務づけられた。両法人は、2005年10月1日の独立行政法人日本原子力研究開発機構の発足に伴い解散し、同年9月30日に17事業年度を終了した。業務を引き継いだ原子力機構は、6か月以内の2006年3月末までに両法人の環境報告書を作成することになった。当該報告書の作成は、環境配慮促進法に基づく最初の報告であり、また、他の法人に先駆けて報告書をまとめることになり、参考とする先例がなかったことから、データ収集から報告書の作成まで、手探り状態の試行錯誤が続けられた。この間、環境報告書の公表に耐える正確なデータの収集と整理の方法,収集したデータの解析と環境活動の評価,これらの材料から環境報告書に仕上げるための問題点の整理と解決方法,毎年繰り返される今後の作業への効率化方策等の知見が得られた。これらの知見,環境配慮活動のデータを整理することは、環境報告のダイジェスト版である公表した環境報告書のバックデータ集となるだけでなく、今後、環境報告書を作成することになる他の機関にも参考になることが考えられることから、技術資料として取りまとめることとした。

Maximum entropy estimation of electron cyclotron emission spectra from incomplete interferograms in ELMy H-mode tokamak experiment

諫山 明彦; 岩間 尚文*; 正和 武志*; 細田 陽介*; 伊世井 宣明; 石田 真一; 佐藤 正泰

Japanese Journal of Applied Physics, Part 1, 42(9A), p.5787 - 5796, 2003/09

https://doi.org/10.1143/JJAP.42.5787

フーリエ変換分光装置(FTS)ではマイケルソン干渉計を用いて電子サイクロトロン放射(ECE)から電子温度分布を得ている。マイケルソン干渉計では走査鏡をスキャンする(走査時間:約20ms)ことにより干渉信号を得ていて、この間プラズマの電子温度は変化しないと仮定している。しかし、ELMy Hモードプラズマでは、ELMにより発生した非熱的放射パルス(パルス幅:100s程度)により干渉信号が歪み、電子温度分布測定が不可能になる。今回、非熱的放射パルスを検出・除去する手法を開発し、さらに、欠損の生じた干渉信号に最大エントロピー法(MEM)を適用して電子温度分布を得ることに成功した。また、最大エントロピー法を適用する際、スペクトルの平滑度を決めるパラメータ(「正規化パラメータ」)を最適化する必要があるが、今回は線形問題で用いられている最小GCV(GeneralizedCross Validation)規準を非線形問題であるMEMに適用した。その結果、最小GCV規準はMEMの正規化パラメータの決定に有用であることがわかった。今回開発した手法をJT-60U実験時の信号に適用した結果、一連のデータを放電間に自動処理できる可能性があることがわかった。

圧縮ベントナイト中のイオンの拡散に関する研究

大橋 弘士*; 佐藤 正和*; 小崎 完*

PNC TJ1600 98-001, 43 Pages, 1998/02

PNC-TJ1600-98-001.pdf:0.94MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分のための基礎研究として、圧縮ベントナイト中のイオンの拡散に関する研究を行った。圧密し水で飽和したNa型モンモリロナイト試料の底面間隔をX線回析によって求めた。乾燥密度1.01.3Mgm-3の試料では層間に3水分子層のみが、乾燥密度1.6Mgm-3以上の試料では層間に2水分子層のみが認められたのに対し、乾燥密度1.4および1.5Mgm-3の試料では層間に2および3水分子層の両方が認められた。また、乾燥密度0.9Mgm-3以下の試料では、3水分子以下の層間は認められなかった。一方、試料の含水率から平均の層間距離を推定し、X線回析によって求めた値と比較した。その結果、低乾燥密度では層間に3水分子層以上の水を含んだ比較的大きな空間あるいは細孔が存在しうるのに対し、高乾燥密度ではほとんどの水が層間にあると考えられた。Na+、Sr2+、Cs+、Cl-イオンの見かけの拡散係数を決定した。細孔拡散モデルに従って、得られたCl-イオンの見かけの拡散係数からモンモリナイト試料の形状因子を、Na+、Sr2+、Cs+イオンの見かけの拡散係数から収着係数をそれぞれ求めた。各イオンの収着係数は異なった乾燥密度依存性を示し、この原因として間隙水中以外の拡散の寄与が考えられた。見かけの拡散係数の温度依存性より求めた拡散の活性化エネルギーは、各イオンとも高乾燥密度試料において低乾燥密度試料より大きな値を示すとともに、一部を除いて自由水中のイオンの拡散の活性化エネルギーと異なった値となった。また、それらの乾燥密度依存性は、乾燥密度1.4Mgm-3を境に差が認められた。このような活性化エネルギーの変化は、間隙水中のイオン濃度の変化、収着エネルギーの変化では説明できないものであり、乾燥密度の増加とともに拡散プロセスが変化していることに起因する可能性が高いと考えられる。特に、高乾燥密度試料中の陽イオンの拡散では、細孔拡散よりはモンモリロナイト外表面あるいは層間の拡散が支配的であることが強く示唆された。

蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT-3)による伝播試験I

田辺 裕美*; 佐藤 稔*; 綿見 正和*; 大後 美道

PNC TN941 81-05, 235 Pages, 1981/01

PNC-TN941-81-05.pdf:30.88MB

高速増殖原型炉「もんじゅ」の蒸気発生器におけるナトリウム-水反応事故に対する安全設計法の確立のため,動燃大洗工学センターの蒸気発生器安全性総合試験装置SWAT-3を用いて破損伝播試験が1979年より実施されている。この試験の目的は,伝熱管からの初期水リークが要因となってナトリウム-水反応により周囲伝熱管を損耗し,水リーク規模か拡大していく様相を実験的に把握する事にある。本報告書は,1979年8月に実施された第1回破損伝播試験の結果について記述したものである。試験は原型炉蒸気発生器の蒸発器の伝熱管束部を模擬した試験体3体を用いて,3回の注水試験(SWAT-3Run-8,9,10)を実施したもので,初期リーク率はそれぞれ36g/sec,68g/sec及び570g/secであった。主な試験結果を以下に述べる。Run-8,Run-10では1分前後で破損伝播が進行したが,Run-9では36分注水して,結局破損伝播を生じなかった。破損孔の最大のものは,注水ターゲット管で約5.7mm,ガス加圧管18mm33mmであった。破損伝播のメカニズムは,ウェステージか主であったと考えられる。ウェステージによる伝熱管損傷以外にも,伝熱管の曲がり(ボウイング)や脹らみ(バルジング)が見られた。ウェステージ率は,中リーク・ウェステージ試験の結果と同様に710-2mm/sec以下の値であった。

蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT-3); Run-5試験結果 大リーク・ナトリウム-水反応試験(第10報)

広井 博*; 佐藤 稔*; 田辺 裕美*; 綿見 正和*; 吉岡 直樹*; 堀 雅夫*

PNC TN941 79-04, 274 Pages, 1979/10

PNC-TN941-79-04.pdf:8.87MB

高速増殖原型炉「もんじゅ」蒸気発生器の大リーク・ナトリウム-水反応事故に対する安全設計データを得るため,動燃大洗工学センターにおいて,SWAT―1試験装置,SWAT―3試験装置を用いて試験が行なわれている。本報告書はSWAT―3で実施された第5回大リーク・ナトリウム-水反応試験(Run―5)にて得られたデータをとりまとめたものである。Run―5で使用された内部構造物は,三菱重工(株)で設計製作されたものである。Run―5の注水率は,15kg/secであり,これはiso-velocitymodelによれは,伝熱管5本破断に相当する試験規摸であった。試験においては,圧力,歪,温度,液面,ボイド,配管反力,加速度,変位,流量等が計測された。初期スパイク圧力は注水点近傍で24.6kg/cm2aであり,蒸発器内での準定常圧力の最大値は7.6kg/cm2aであった。蒸発器放出系ラプチャ板は注水開始後0.23secに破裂し,放出系の作動は良好であった。伝熱管二次破断はなかった。