Post irradiation experiment about SiC-coated oxidation-resistant graphite for high temperature gas-cooled reactor

柴田 大受; 水田 直紀; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; et al.

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

高温ガス炉(HTGR)の炉内構造物には黒鉛が用いられている。空気侵入事故による黒鉛構造物の酸化は、安全性の観点から重要な課題である。黒鉛表面へのSiC被覆は、黒鉛の耐酸性を向上させる有望な技術である。しかし、炉内構造物への適用については、この材料の高温、中性子照射に対する健全性を確認することが重要である。原子力機構と日本の黒鉛メーカは耐酸化黒鉛の研究開発を進めてきた。原子力機構とカザフスタンINPとは、ISTCパートナープロジェクトの枠組みを利用して耐酸化黒鉛に対する中性子照射効果について調べた。本報は、SiC被覆を施した耐酸化黒鉛への中性子照射後試験の結果について述べるものである。耐酸化黒鉛のうち、ある一つの銘柄については照射後の酸化試験において優れた特性を示した。

Irradiation test about oxidation-resistant graphite in WWR-K research reactor

柴田 大受; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; et al.

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.567 - 571, 2016/11

高温ガス炉(HTGR)に用いられている黒鉛について、さらなる安全裕度を確保するため、耐酸化性を向上させることが望ましい。黒鉛表面へのSiC被覆は、そのための候補技術である。原子力機構と日本の黒鉛メーカ4社:東洋炭素,イビデン,東海カーボン,新日本テクノカーボンとで、耐酸化黒鉛を炉内黒鉛構造物に適用する研究を進めている。国際科学技術センター(ISTC)のパートナープロジェクトとして、カザフスタン共和国の核物理研究所(INP)のWWR-K炉により、照射キャプセル2体により耐酸化黒鉛に対する中性子照射試験を実施した。WWR-K炉で、照射温度1473Kにおける10サイクル200日間の照射試験を完了した。最大の高速中性子(E0.18MeV)照射量は、中央の照射孔に装荷したキャプセルで1.210/m、炉側部の照射孔に装荷したキャプセルで4.210/mであった。照射後の試験片について、寸法、重量測定、光学顕微鏡による外観観察を実施した。今後、炉外での酸化試験を行う計画である。

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2009年度

住谷 秀一; 松浦 賢一; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 藤田 博喜; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 水谷 朋子; 國分 祐司; et al.

JAEA-Review 2011-004, 161 Pages, 2011/03

JAEA-Review-2011-004.pdf:4.09MB

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東海研究開発センター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、2009年4月から2010年3月までの間に実施した環境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、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の内訳等については付録として収録した。

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2008年度

武石 稔; 住谷 秀一; 松浦 賢一; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 磯崎 久明*; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 藤田 博喜; et al.

JAEA-Review 2009-048, 177 Pages, 2009/12

JAEA-Review-2009-048.pdf:19.3MB
JAEA-Review-2009-048(errata).pdf:0.12MB

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東海研究開発センター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、2008年4月から2009年3月までの間に実施した環境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、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の内訳等については付録として収録した。

Photoabsorption spectra of CFI and thermally dissociated CFI near the C 1s, I 3d and F 1s ionisation thresholds

田中 隆宏*; 星野 正光*; 加藤 秀樹*; Harries, J.; 為則 雄祐*; 上田 潔*; 田中 大*

Journal of Electron Spectroscopy and Related Phenomena, 164(1-3), p.24 - 27, 2008/07

https://doi.org/10.1016/j.elspec.2008.04.004

Cの1s, Iの3d、それからFの1sイオン化端付近のX線励起による全イオン収率及び角度分解イオン収率を紹介し、スペクトルに現れるそれぞれの電子状態を推定する。イオン収率の異方性はC 1sの遷移のみに現れ、この遷移の双極子モーメントがCと平行になっていることを示す。CFIのサンプルを800Kまで加熱し、この条件で測定したスペクトルと室温のスペクトルを比較して初めてCFの内殻励起過程について情報が得られた。

HTTR水素製造システム炉外技術開発試験装置の構成と機器仕様(受託研究)

加藤 道雄; 林 光二; 会田 秀樹; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 稲葉 良知; 岩月 仁; 高田 昌二; 稲垣 嘉之

JAEA-Technology 2007-022, 209 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-022.pdf:14.46MB

炉外技術開発試験装置(以後、炉外試験装置)は、水素製造システムの過渡挙動及び蒸気発生器によるヘリウム温度変動の緩和性能を調べるため、並びに動特性解析コードの検証データの取得を目的として製作されたものである。炉外試験装置は120Nm/hの水素製造能力を有しており、水素製造法についてはメタンの水蒸気改質法(CH+HO=3H+CO)を用いた。原子炉の代わりの熱源として電気ヒータが設置されており、HTTRと同様に化学反応器の入口で880C(4MPa)まで昇温することができる。炉外試験装置は2002年の2月に完成し、2002年3月から2004年12月にかけて7回の運転が行われた。本報告書は、炉外試験装置の構成と主仕様について述べたものである。

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置平成16年度試験運転報告(受託研究)

林 光二; 大橋 弘史; 森崎 徳浩; 加藤 道雄; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 高田 昌二; 稲垣 嘉之

JAEA-Technology 2006-013, 73 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-013.pdf:6.27MB

本書は、HTTR水素製造実規模単一反応管試験装置の平成16年度試験運転報告である。平成16年5月に後処理設備の触媒粉塵用フィルタの改修工事を実施した。平成16年6月に第6回試験運転を実施し性能の改善を確認した。平成16年7月に定期検査を実施し、ボイラ設備並びに高圧ガス設備の整備作業と保安検査を終了した。また平成16年10月から第7回試験運転を実施し、化学反応停止試験を行った。その結果、化学反応停止時における蒸気発生器と放熱器による冷却システムの挙動等を確認した。本報告では、これらの試験の概要、結果、保守・点検、並びに運転記録についてまとめた。

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置平成14年度試験運転報告(受託研究)

林 光二; 大橋 弘史; 稲葉 良知; 加藤 道雄; 会田 秀樹; 森崎 徳浩; 武田 哲明; 西原 哲夫; 高田 昌二; 稲垣 嘉之

JAEA-Technology 2006-011, 132 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-011.pdf:9.47MB

本報告は、HTTR水素製造実規模単一反応管試験装置の平成14年度試験運転について述べたものである。平成14年5月に試験装置の改修工事を実施した。平成14年6月から第2回試験運転を実施し、改修部の性能向上を確認した。平成14年7月末から定期点検を実施し、ボイラ設備並びに高圧ガス設備の整備作業と保安検査を終了した。平成14年10月から第3回試験運転を実施し、(a)起動停止試験、(b)プロセス変動試験、(c)化学反応停止試験、並びに(d)改質器特性試験を行った。試験の結果、水蒸気改質器で生じるヘリウムガス温度変動は、蒸気発生器により目標値以内に緩和できることが確認できた。また、平成15年2月に保守点検を実施した。本報告では、これらの試験の概要、結果、保守・点検、並びに運転記録についてまとめた。

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置の熱交換器の伝熱性能評価結果(受託研究)

清水 明; 大橋 弘史; 加藤 道雄; 林 光二; 会田 秀樹; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 高田 昌二; 森崎 徳浩; 榊 明裕*; et al.

JAERI-Tech 2005-031, 174 Pages, 2005/06

JAERI-Tech-2005-031.pdf:20.71MB

従来、高温ガス炉と水素製造設備を接続するためのシステムインテグレーション技術の確立を目的として、HTTRへメタンガスの水蒸気改質による水素製造設備の接続が検討されて来た。その水素製造設備のモックアップモデルである実規模単一反応管試験装置を2001年度に完成し、これまでに水蒸気改質器をはじめ、各種の熱交換器に関する運転データを取得した。本報告では試験装置の水蒸気改質器,蒸気過熱器,蒸気発生器,放熱器,ヘリウムガス冷却器,原料ガス加熱器,原料ガス過熱器等、試験に使用した熱交換器の仕様と構造,文献に掲載された管外と管内の熱伝達率算出式を摘出整理した。また、試験において実測された各熱交換器の出入口温度,圧力,流量のデータから伝熱性能を評価するコードを新規作成した。実測データから得られた熱貫流率と、伝熱式を使って計算した熱貫流率とを比較し評価した。その結果、全機器において伝熱性能と熱効率が妥当であることが確認できた。

Elution curve of Rutherfordium (Rf) in anion-exchange chromatography with hydrofluoric acid solution

豊嶋 厚史; 羽場 宏光*; 塚田 和明; 浅井 雅人; 秋山 和彦; 西中 一朗; 永目 諭一郎; 雑賀 大輔*; 松尾 啓司*; 佐藤 渉*; et al.

Journal of Nuclear and Radiochemical Sciences, 5(2), p.45 - 48, 2004/12

https://doi.org/10.14494/jnrs2000.5.45

フッ化水素酸溶液系での陰イオン交換クロマトグラフィーにおける104番元素ラザホージウムの溶離曲線を、単一原子レベルで初めて測定した。5.4モルフッ化水素酸中での分配係数を溶離曲線のピーク容量から286mL/gと決定した。