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工藤 秀行*; 大谷 雄一*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 大高 雅彦; 井手 章博*
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.408 - 420, 2020/04
被引用回数：1 パーセンタイル：11.15(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉の使用済燃料を模擬した燃料バンドル試験体を用いて、残留ナトリウムの洗浄試験を行ったもの。
大高 稔紀*; 佐藤 辰巳*; 大野 真平; 名越 航平; 安倍 諒治*; 新井 剛*; 渡部 創; 佐野 雄一; 竹内 正行; 中谷 清治*
Analytical Sciences, 35(10), p.1129 - 1133, 2019/10
被引用回数：9 パーセンタイル：40.49(Chemistry, Analytical)Single porous silica microparticles coated with styrene-divinylbenzene polymer (SDB) impregnated with octyl(phenyl)-N,N-diisobutylcarbamoylmethylphosphine oxide (CMPO) were injected into an aqueous 3 mol/L nitric acid solution containing trivalent lanthanide (Ln(III)), as a high-level liquid waste model, using the microcapillary manipulation-injection technique; and the extraction rate of Ln(III), as an Ln(III)-CMPO complex, into the single microparticles was measured by luminescence microspectroscopy. The extraction rate significantly depended on the Ln(III), CMPO, or NO
concentration, and was analyzed in terms of diffusion in the pores of the microparticles and complex formation of Ln(III). The results indicated that the rate-determining step in Ln(III) extraction was the diffusion in the pore solution of the microparticles.
工藤 秀行*; 大谷 雄一*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 石川 信行; 大高 雅彦; 永井 桂一; 斉藤 淳一; 荒 邦章; 井手 章博*
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05
次世代ナトリウム冷却炉では、プラント経済性向上の観点から、使用済燃料の洗浄プロセスとして革新的な乾式洗浄プロセスを採用している。本論文は、グローブボックス内において、燃料ピンバンドルを模擬した試験体を用いた、ナトリウムを試験体の共存性、残存ナトリウム量に係る基礎試験の結果を報告するものである。
井手 章博*; 工藤 秀行*; 犬塚 泰輔*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 石川 信行; 大高 雅彦; 永井 桂一; 斉藤 淳一; 荒 邦章
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05
次世代ナトリウム冷却炉では経済性向上のために革新的な使用済み燃料の乾式洗浄プロセスを採用しており、本稿はナトリウムループを使った燃料バンドル規模の試験の結果を報告する。
富本 浩; 加藤 康; 大和田 博之; 佐藤 直; 島崎 洋祐; 小澤 太教; 篠原 正憲; 濱本 真平; 栃尾 大輔; 野尻 直喜; et al.
JAEA-Technology 2009-025, 29 Pages, 2009/06
JAEA-Technology-2009-025.pdf:21.78MB
高温工学試験研究炉(HTTR)は、1989年に初装荷燃料を装荷し、初臨界を達成してから、10年が過ぎ、現在も初装荷燃料にて運転を継続中である。燃料体組立は12種類の濃縮度がある燃料棒4770本を黒鉛ブロックに装荷する。第2次燃料体組立では150体の燃料体を組立てた。燃料棒は設計上、燃料棒の濃縮度誤装荷防止について考慮されているが、さらに確実な取扱いができるように作業上の誤装荷対策をあらかじめ検討した。燃料棒の受入れを2008年6月から開始し、原子炉建家内で組立作業を行い、新燃料貯蔵ラックへの貯蔵を行った。組立,貯蔵作業は、3回の期間に分けて実施し、各々の期間ごとに使用前検査を受検し、2008年9月にすべての作業を完了した。その後、同年11月に使用前検査合格証を受けた。本報告は第2次燃料体の組立,貯蔵作業における燃料取扱いについてまとめたものである。
SiO
Determined by in Situ X-ray Diffraction入舩 徹男*; 西山 宣正*; 黒田 幸治*; 井上 徹*; 一色 麻衣子*; 内海 渉; 舟越 賢一*; 浦川 啓*; 内田 雄幸*; 桂 智男*; et al.
Science, 279(5357), p.1698 - 1700, 1998/03
被引用回数：205 パーセンタイル：93.63(Multidisciplinary Sciences)MgSiOのスピネルとぺロフスカイト+ペリクレスの相境界をSPring-8放射光とマルチアンビル型高圧装置を用いて、その場X線観察の手段により決定した。1600
における同境界は、21.1GPaあたりにあり、従来の試料急冷回収法による推測より約2GPa低かった。
江花 稔; 野村 幸広; 渡辺 敏幸; 白井 謙二; 大高 正; 相馬 丞; 神 和美; 住谷 秀一; 深沢 国雄
PNC TN8530 87-004, 196 Pages, 1987/09
動燃東海事業所では再処理施設、プルトニウム燃料製造施設等核燃料サイクルに関連する数多くの施設が運転され、運転に合わせた約30年間の放射線管理の経験を有している。放射線管理の実施にあたっては、各施設の放射線の状況に応じて多種多様な放射線測定器を中心として、広範囲にわたる放射線管理機器が使用されている。本便覧は、東海事業所の放射線管理に現在使用している機器のうち代表的な機種を選定し、機器の概要、使用方法、特性、保守・点検及び仕様等についてその概要をまとめたものである。機器の区分は、個人モニタリング機器、作業環境モニタリング機器、環境モニタリング機器、保守・校正機器に大別し、さらに用途により分類した。記載内容については、各器とも2
3ページに統一した。メーカー仕様をもとにして、使用方法及び保守・点検については放射線管理の実務において必要な情報に限定されているが、機器の概要を知るには適当と考える。本便覧は、原子力施設の放射線管理機器全般について、仕様等その概要を知るための資料として利用されたい。また今後必要に応じ、記載する機器を追記して行く予定である。
斉藤 節子*; 小泉 勝三; 大高 正*; 高塩 一教*; 石黒 秀治*
PNC TN841 79-13, 69 Pages, 1979/02
動燃東海事業所の放射線保健室鉄室内に設置されているホールボディカウンタを校正した。検出器は5″
4″のNal(Tl)である。校正に使用した核種はK-40,Co-60,Ru-106,I-131,Cs-137,およびCe-144で,
線エネルギー範囲で約0.14MeV1.5MeVである。ファントムには,人体と等価な吸収係数を持つ"ランドファントム"と,模擬臓器を有するプラスチック製の"レムカルファントム"および,9つの部分からなる全身箱型ファントムを使用した。K-40については全身,Co-60については肺と全身,Ru-106については肝臓と腎臓と全身,I-131については甲状腺,Cs-137については全身と肺の各核種と臓器についてそれぞれ校正した。校正結果は1970年にIAEAが提案した様式に従ってまとめた。校正結果から算出した検出限界は,上に述べた核種について,ICRPの最大許容身体負荷量の千分の1から2万分の1で,体内放射能を測定する検出器として充分な性能を有することを確認した。
斉藤 節子*; 小泉 勝三; 大高 正*
PNC TN841 78-47, 31 Pages, 1978/07
放射性粉塵の粒子径測定法として,ZnS(Ag)増感オートラジオグラフ法を取り上げ,この方法を日常の放射線管理に,より使い良いものとするため,曝射用カメラの製作と蛍光膜の特性試験を行なった。その結果,遮光構造を持つ曝射用カメラを使用することによって,全く暗室を必要としないで,オートラジオグラフを得ることが出来るようになった。また,オートラジオグラフに用いる蛍光膜としては,蛍光体に添加する樹脂成分は10w/o前後のものが,また,蛍光体の塗布厚さは10mg/cm2前後のものが実用性の点で良いことがわかった。さらに,蛍光体の平均粒子径が20
m,樹脂添加率が7.4w/o,塗布厚さが13.2mg/cm2の蛍光膜について,線の曝射量とオートラジオグラフのスポット径の関係を校正した結果,崩壊数が100(disintegrations)の時に得られるオートラジオグラフのスポット径は0.42mmで,従来用いられて来た蛍光膜より高い感度を持つことがわかった。
吉岡 直樹*; 小石川 秋三*; 綿見 正和*; 大高 仁護*; 田辺 弘美*; 田中 信夫*; 山田 敏雄*
PNC TN941 78-32, 84 Pages, 1978/01
期間昭和52年4月1日昭和53年4月30日 目的高速増殖炉原型炉「もんじゅ」蒸気発生器伝熱破断事故時のナトリウム-水反応に対する安全性確認に貢献する。本報告は,動燃にて実施中の高速炉蒸気発生器の安全性研究のうち,大リーク・ナトリウム-水反応試験について,昭和52年度内に日本原子力学会等に口頭発表されたものにつき,発表原稿を加筆して研究速報としてとりまとめたものである。本報告に含まれる内容の要旨は以下のとおり。「もんじゅ」SGの水・蒸気系を計算対象とし,伝熱管ギロチン破断時の水リーク率を予測する計算コードSWAC-11を作成した。計算コード内容,各種係数の感度解析結果,および「もんじゅ」SGについての計算結果について概説した。「もんじゅ」SG二次系およびSWAT-3試験装置等を計算対象とし,大リーク事故時の準静圧特性を予測する計算コードSWAC-13を作成した。本コードの内容を概説し,SWAT-3試験について計算結果と試験結果との照合をおこない,コードの有効性を確かめた。SWAT-3試験装置のRUN‥3試験において,注水試験後,反応生成物の凝固による配管閉塞が生じた。このため,装置内の反応生成物の分布状況,反応生成物の化学分析,凝固点測定,および閉塞時の装置温度分布の調査をおこなった。調査結果につき定量的にとりまとめ報告する。放出系配管を流下するナトリウム-水素ガス二相流の挙働を明確にするために,SWAT-1試験装置の放出系流動様相を,各種計測器により得たデータをもとにして推定した。流れは,流動開始初期にはナトリウム・プラグ/気泡流であり,中期以後は環状流に遷移することが判った。放出系作動時に,放出系配管に作用する力について,SWAT-3試験装置のRUN-2,RUN-3試験の結果を整理した。この結果,作用力は反応容器の運動に起因する力,収納容器の運動に起因する力,流体力,熱膨張力の複合力であることが明らかになった。このうち流体力は,直接測定した値と流速計にて得られた流速からの換算値とが比較的よく一致することが示された。SWAT-3試験装置のナトリウム配管系にて測定された圧力波伝幡現象と,特性曲線法を用いる一次元圧力波伝幡計算コードSWAC-5Kの計算値との比較をおこなった。その結果,計算値と実験値は圧力波第1波通過までは良く一致するが
須磨崎 一治*; 岡部 正則*; 大高 正*
PNC TN842 75-07, 48 Pages, 1975/08
動燃東海事業所では再処理工場の就業者の個人内部被曝管理対策の一環として、ホールボデイカウンタを設置した。本装置を用いて、今後定常的に作業者の内部被曝をモニタリングして行く上で、基礎データとして個人毎バックグラウンド値の他、正常人(放射性物質取扱いによる体内汚染を受けていない者)に関するバックグラウンド値の範囲を把握しておくことが必要になる。今回の調査では、総対象者数394名について測定を行い、個人別測定データを得るとともに、これらのデータを基に統計処理を行って正常人のバックグラウンド値の範囲を明らかにし、体内汚染者のスクリーニング・レベルについて考察した。また、本装置で個人測定を行う際に、人体バックグラウンド値を左右する大きな要因である体内のSUP40/KとSUP137/Csの量についても考察した。
須磨崎 一治*; 岡部 正則*; 大高 正*; 野田 喜美雄
PNC TN841 74-44, 34 Pages, 1974/12
動燃東海事業所では,使用済核燃料再処理工場の操業開始を間近に控え,当施設で働らく放射線作業従事者等の内部被曝管理対策の一環として,ホール・ボディ・カウンタを設置した。この報告書は,本装置に関して行った校正試験の結果を中心に,装置設置上の基礎的配慮,装置の構成および特性等について記述したものである。鉄室は肺モニタ用に製作されたものを供用し,内法寸法:間口2m,奥行2.5m,高さ2m,主材:鉄20cm厚,内張材:鉛3mm厚+銅0.5mm厚+塩ビ3mm厚となっている。検出器は5in.4in.厚NaI(Tl)検出器で400チャンネル波高分析器に連結されており,身長方向のスキャンニングが可能となっている。本装置の鉄室内バックグラウンドは0.152MeVのエネルギー範囲について607.37cpmである。CsファントムまたはKファントムを用い,ベッド・ジオメトリーで得た検出効率は,Csチャンネル(0.600.72MeV)について3.28cpm/nCi,Kチャンネル(1.341.54MeV)について0.29cpm/nCiであり,これら両チャンネルでのバックグラウンドは,それぞれ44.36cpmと22.41cpmである。最小検出量として,30分測定3
の信頼度で,137Csについて1.3nCi,40Kについて9.5nCiを得た。また本装置を用いて10名の被検者について測定した平均体内カリウム量は,体重の0.2%相当量であり,137Cs量は何れも本装置の最小検出限界以下であった。
須磨崎 一治*; 岡部 正則*; 大高 正*
PNC TN842 74-02, 33 Pages, 1974/07
動燃東海事業所においては,プルトニウム燃料開発室で働らく,いわゆるプルトニウム取扱作業者等に対して,毎年1回,肺モニタ計測を行なって,肺中に沈着したプルトニウムをチエックする計画になっている。本報告書は,この計画に従い,総数223名について実施した昭和48年度の肺モニタによる定常モニタリングの結果をまとめたものであるが,肺モニタで検出し得る有意な所見は認められなかった。
平林 勝; 大高 雅彦; 荒 邦章; 榎本 光広*; 小舞 正文*; 大田 裕之*
no journal, ,
高速炉の炉内Na中で長期間使用できる新型電磁流量計の開発を行っている。新型電磁流量計は、低流速時には電磁力の影響で部分的に流速分布に歪が生じる可能性がある。電磁力が流速分布に与える影響を詳細に評価するには、この流速分布を計測する必要がある。そこで、流速分布の計測手法として電磁場の影響を受けない超音波伝搬時間差方式を検討し、Na実流による試験の前に、水流動試験により性能を評価した。その結果、Na実流試験での計測範囲において、十分な直線性を有していること、及び分解能の目標値(
0.1m/s以下)を満足できることを確認した。
大高 稔紀*; 佐藤 辰巳*; 中谷 清治*; 名越 航平*; 安倍 諒治*; 新井 剛*; 渡部 創; 佐野 雄一; 竹内 正行
no journal, ,
硝酸溶液中におけるリン系抽出剤を含浸させた高分子被覆多孔質シリカへのEuの分配過程を顕微蛍光法で追跡した。Eu分配速度の高分子架橋度やEu濃度、CMPO含有量依存性から、Eu移動機構を検討した。
工藤 秀行*; 大谷 雄一*; 原 正秀*; 大高 雅彦; 永井 桂一; 斉藤 淳一; 石川 信行; 荒 邦章; 井手 章博*
no journal, ,
高速炉プラントでは、使用済燃料に残留したNaをArガスブローにより除去(乾式洗浄)することによって、廃棄物量及び設備容量の低減を図る計画である。本研究ではNaループを用いた試験を行い、実機燃料集合体での燃料ピンバンドル部のNa残留量の予測評価手法を構築した。
井手 章博*; 大高 雅彦; 永井 桂一; 斉藤 淳一; 石川 信行; 荒 邦章; 工藤 秀行*; 犬塚 泰輔*; 原 正秀*
no journal, ,
Na冷却高速炉では、使用済燃料に残留したNaの洗浄システムについて、先行炉で採用した湿式洗浄を改良し、ArガスブローによりNa自体を除去・回収する乾式洗浄システムの採用によって、放射性廃棄物量及び設備容量の低減を図る計画である。本報では要素試験の結果及び実機燃料集合体に対して構築したNa残留量予測評価手法を報告する。
益田 遼太郎*; 大高 咲希*; 下條 竜夫*; 竹内 佐年*; 足立 純一*; 星野 正光*; 樋川 智洋; 宮崎 康典; 佐野 雄一; 竹内 正行
no journal, ,
マイナーアクチノイド(MA; Am, Cm)に対する高い選択性及び分離性を示すHONTAの放射線分解過程における電荷移動を評価するため、HONTAの光電子分光実験を行い、イオン化エネルギー(IP)を決定するとともに、状態密度計算との比較によって、価電子領域の電子構造を明らかにした。取得したデータからHONTAのIP8.20.2eVと決定した。また、希釈分子であるdodecaneのIP9.5eVとの比較によって、dodecaneからHONTAへの電荷移動反応が妥当であることを確認した。また、計算との比較から、HONTAの束縛エネルギー10eV前後はアミン窒素やカルボニル酸素の不対電子、束縛エネルギーが10eVの領域ではC-H結合等に由来する電子と帰属した。今後、HONTAに軟X線を照射し、内殻電子励起後のオージェ崩壊から生成するHONTAの分解物を質量分析することで、ラジカルカチオンからの分解経路を調査する。
