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酒瀬川 英雄; 野村 光生; 澤山 兼吾; 中山 卓也; 矢板 由美*; 米川 仁*; 小林 登*; 有馬 立身*; 檜山 敏明*; 村田 栄一*
Progress in Nuclear Energy, 153, p.104396_1 - 104396_9, 2022/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)ウラン濃縮施設の使用済み遠心分離機を解体する際、解体部品のウラン汚染面のみを選択的に除去できる除染技術を開発することは重要である。これは適切な除染を通じて、解体部品を非放射性廃棄物として処分、もしくは、再利用するためである。これまでの研究により、ウラン汚染面を除去できる酸性電解水を利用した湿式除染技術を開発した。ただし、実用化のためにはさらなる技術の最適化は必要である。解体部品は、様々な運転履歴、七フッ化ヨウ素ガスを使用した不均一な系統除染の状況、そして、解体後の長期保管条件の変化により、ウラン汚染状態が異なるためである。本研究は遠心分離機の低炭素鋼製ケーシングからウラン汚染状態の異なる試料を採取して酸性電解水を利用した湿式除染を実施した。その結果、ウラン汚染面のみを効果的に除去することができ、最大20分間で放射能の目標値を下回った。実際の除染時間は解体部品の大きさや形状にも依存することになるが、この方法が遠心分離機のウラン汚染部品に対する除染技術として利用できることを明らかとした。
永井 崇之; 岡本 芳浩; 塩飽 秀啓; 猪瀬 毅彦*; 佐藤 誠一*; 畠山 清司*; 廣野 和也*; 本間 将啓*; 小林 博美*; 高橋 友恵*; et al.
JAEA-Research 2018-007, 87 Pages, 2018/11
JAEA-Research-2018-007.pdf:61.21MB
本研究は、資源エネルギー庁の「放射性廃棄物の減容化に向けたガラス固化技術の基盤研究事業」における、高レベル放射性廃液の充填率を高められる原料ガラス組成の開発として実施した。候補組成であるバナジウム(V)添加ガラス原料カレットへ模擬高レベル放射性廃液を混合溶融して作製した模擬廃棄物ガラス試料を対象に、レーザアブレーション(LA)法ICP-AES分析, ラマン分光測定及び放射光XAFS測定により評価を実施した。
永井 崇之; 小林 秀和; 捧 賢一; 菖蒲 康夫; 岡本 芳浩; 塩飽 秀啓; 松浦 治明*; 内山 孝文*; 岡田 往子*; 根津 篤*; et al.
JAEA-Research 2016-015, 52 Pages, 2016/11
JAEA-Research-2016-015.pdf:37.48MB
本研究は、資源エネルギー庁の次世代再処理ガラス固化技術基盤研究事業の実施項目「高レベル廃液ガラス固化の高度化」として、バナジウム(V)含有模擬廃棄物ガラスを対象に、放射光XAFS測定によりガラス原料に内包された廃棄物成分元素の局所構造を評価した。本研究で得られた成果を、以下に列挙する。(1)バナジウム(V)は、組成に関係なく比較的安定な4配位構造と考えられ、ガラス原料フリットではVがガラス相に存在する可能性が高い。(2)亜鉛(Zn), セリウム(Ce), ネオジム(Nd), ジルコニウム(Zr), モリブデン(Mo)はガラス相に存在し、Ce原子価はガラス組成によって3価と4価の割合に差が認められた。(3)ルテニウム(Ru)はガラス相からRuO
として析出し、ロジウム(Rh)は金属と酸化物が混在し、パラジウム(Pd)は金属として析出する。(4)高温XAFS測定を行ったZrとMoの結果、ガラス溶融状態におけるZr, Moの局所構造の秩序が低下する傾向を確認した。(5)ガラス溶融炉温度1200
Cの条件で、模擬廃棄物ガラスの高温XAFS測定を行い、今後、試料セルの形状等の最適化を図ることで、良質な局所構造データ取得が期待できる。
阿多 誠介*; 岡 壽崇; He, C.-Q.*; 大平 俊行*; 鈴木 良一*; 伊藤 賢志*; 小林 慶規*; 扇澤 敏明*
Journal of Polymer Science, Part B; Polymer Physics, 48(20), p.2148 - 2153, 2010/10
被引用回数：6 パーセンタイル：20.25(Polymer Science)スピンキャスト法で作製したbisphenol-Aポリカーボネイト薄膜の表面形状をAFMによって調べた。スピンキャストした30nmの薄膜を200Cで熱処理したところ、高い結晶化度のサンプルが得られた。陽電子消滅寿命測定の結果から、この薄膜の自由体積空孔サイズは、バルクのそれよりも大きいことが明らかになった。
日野 竜太郎; 藤崎 勝夫; 小林 敏明; 会田 秀樹; 太田 幸丸; 大内 義弘; 関田 健司; 羽賀 勝洋; 加藤 道雄; 茂木 春義; et al.
JAERI-Tech 96-037, 45 Pages, 1996/09
HTTRという実炉を用いて世界で初めて高温核熱利用系を接続して実証試験を実施するのに先立ち、機器の高性能化、運転・制御及び安全技術の実証、設計・安全評価解析コードの検証のための炉外技術開発試験が不可欠である。そこで、HTTRの最初の熱利用系である水蒸気改質水素製造システムの炉外技術開発試験装置の設計検討を行った。本報告は、試験装置のなかで原子炉システムを模擬して約900Cの高温ヘリウムガスを水蒸気改質システムに供給するヘリウムガス供給系の設計についてまとめたものである。HENDEL全設備を調査してヘリウムガス供給系に再利用可能な機器を評価・整理した。また、新規に製作するヘリウムガス高温加熱器等の熱流動性能及び構造強度の評価を行い、その仕様と構造を定めた。
大内 義弘; 藤崎 勝夫; 小林 敏明; 加藤 道雄; 太田 幸丸; 渡辺 周二; 小林 秀樹*; 茂木 春義
JAERI-Tech 96-030, 244 Pages, 1996/07
大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)は、HTTRの炉内構造物及び高温機器に関する性能及び信頼性を実証するための大型試験装置である。主要設備は、M+Aループ(高温ヘリウムガス供給系)、T
試験部及びT試験部であり、1995年2月までの通算運転時間は、M+Aループで22900時間、T試験部で19400時間、T試験部で16700時間である。実証試験は当初の目的を果し、HTTRの設計、安全審査及び建設に活用された。また、10年以上の運転経験により、大型ガスループの運転技術、ヘリウムガスの取扱技術及び高温機器の保守技術を確立した。本報告書は、HENDELの設備の概要、1982年3月から1995年2月までの運転実績及び保守管理の内容についてまとめたものである。
Sr(
)
Sr reaction原田 秀郎; 関根 敏明*; 初川 雄一*; 重田 典子*; 小林 勝利*; 大槻 勤*; 加藤 敏郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(3), p.173 - 179, 1994/03
高レベル放射性廃棄物中に含まれる長寿命核分裂生成物であるSrの中性子による消滅処理の可能性を評価するための基礎データとして、Srの熱中性子吸収断面積を測定した。その結果、15.3
1.3mbという値を得た。この値は、これまで評価済核データライブラリーに採用されていた値の約50分の1である。本報告では、実験方法、解析方法、結果等について詳述する。
高田 昌二; 柴田 光彦; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫; 太田 幸丸; 小林 敏明; 林 晴義
JAERI-M 94-013, 89 Pages, 1994/02
逆U字管内を流れる二相流は、気泡が管内に滞留して冷却水流速が0となる閉塞型不安定流動を誘起する。逆U字型伝熱管を用いているHENDELの冷却器C
は、冷却水注水時に伝熱管に滞留する空気が原因で、除熱性能の変化、異常振動の発生及び伝熱管の腐食が生じるものと考えられた。そこで、冷却器Cの構造を模擬した水室と逆U字管に並列なバイパス流路により構成される実験装置を使用して、逆U字管内における二相流の閉塞現象を確認し、その発生条件を明らかにした。また、あらかじめ逆U字管内に滞留した空気を除去する方法であるダイナミックエアベントは可能であることを上記実験装置により確認するとともに、真空冷却水注水法を冷却器Cに適用してその有効性を確認した。
稲垣 嘉之; 高田 昌二; 林 晴義; 小林 敏明; 太田 幸丸; 下村 寛昭; 宮本 喜晟
Nucl. Eng. Des., 146, p.301 - 309, 1994/00
被引用回数：6 パーセンタイル：52.28(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉のプラントにおいて、ヘリウム/水熱交換型冷却器は、冷却材(ヘリウムガス)を冷却するために不可欠な機器である。原子炉の安全上、冷却器の冷却性能を長期にわたり維持することは非常に重要であり、性能劣下の原因としては主に冷却水による伝熱管内の汚れが考えられる。HENDELに設置されたこの型の冷却器(4台)について、運転時間約16000hrまでの冷却性能の経時変化を調べた。イオン交換樹脂による冷却水の純水化処理を行った冷却器では、伝熱管内の汚れはほとんど認められなかった。しかし、ろ過水に防食材を加えただけの冷却水を用いた冷却器では、伝熱管内の汚れにより冷却性能が運転時間の経過とともに低下した。また、高温ガス炉の炉内構造物を模擬した黒鉛構造物の酸化によって黒鉛粒子が発生し、それが伝熱管の外表面に付着して冷却性能が低下する現象がみられた。
Cs(n,
)
Cs関根 敏明*; 初川 雄一*; 小林 勝利*; 原田 秀郎; 渡辺 尚; 加藤 敏郎*
Proceedings of International Conference on Nuclear Data for Science and Technology, p.57 - 58, 1992/00
放射性核分裂核種に対する消滅処理研究の一環として、Cs(n,)Cs反応の熱中性子吸収断面積(
)および共鳴積分(Ir)を測定した。この結果、
0=0.250.02バーンおよびIr=0.360.07バーンという値を得た。本報において、実験の詳細(原理、照射条件、化学処理および放射能測定)と解析方法・解析結果を発表する。
Cs(n,)Cs reaction原田 秀郎; 渡辺 尚; 関根 敏明*; 初川 雄一*; 小林 勝利*; 加藤 敏郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(6), p.577 - 580, 1990/06
被引用回数：26 パーセンタイル：95.89(Nuclear Science & Technology)核変換研究のための基盤データ整備の一環として、熱中性子に対するCs(n,)Cs反応断面積を測定した。原子炉で照射したCsサンプルを化学処理し、不純物を除去した後、高純度Ge半導体検出器を用いて崩壊線スペクトルを測定した。ターゲットであるCs及び中性子捕獲反応で生成したCsから放出される崩壊線の強度比より、熱中性子捕獲断面積を導出した。測定結果は、過去のStupegiaらによる測定値に比べ、2.3倍大きな値であった。
下村 寛昭; 奥山 邦人; 近藤 康雄; 加治 芳行; 根小屋 真一; 国玉 武彦; 藤崎 勝夫; 川路 哲; 小林 敏明; 加藤 道雄
JAERI-M 87-058, 48 Pages, 1987/04
1986年3月~1987年2月に至る期間中、HENDELの運転を通して その技術的な主要事項とTおよびT試験部を除く試験内容、障害等を含めて要約した。当期間においてTおよび新たに設置したT試験部を含めてM+Aル-プは比較的安定に運転された。T試験部に関連して、既設高温配管を解体、検査すると共にM+Aル-プとT試験部との間に新たに高温配管および中温配管を設置した。運転及び改造の外に官庁検査及び安全対策の為の調整、整備を実施した。当該期間内にはガス循環機及び電気系統に関する障害等も発生した。これらに対する対策及び試験を通してガス循環機及び圧力容器等に関する有用な技術情報が得られた。これらは高温ガス試験研究炉 或いは一般産業機械技術にとって有益なものとなろう。尚、本報の主用内容についてはHENDEL/KVK協定に基づいて62年3月の定期協議においてドイツ側に報告した。
)of HENDEL下村 寛昭; 井沢 直樹; 飯塚 隆行; 川路 哲; 国玉 武彦; 林 晴義; 小林 敏明; 加藤 道雄
JAERI-M 85-069, 25 Pages, 1985/06
多目的高温ガス実験炉の開発試験を行うためのヘリウムガスループである大型構造機器実証試験装置(HENDEL)の第1ループに設置されているガスベアリング式高速ヘリウムガス循環機(B)に関する開放検査役び振動測定を同循環機の故障直後の1984年4月と8月に実施した。検査により故障原因が明らかとなり、ベアリングパッド及びジャーナルシャフトの接触及び摩耗が発見された。測定の結果、故障時と正常時の振動特性に明白な相違が認められ、循環機の診断法についての見通しが得られた。この原理に基づく診断システムの概念的構成、システムの主要構成要素の一つであるコンオピュータにおける診断用ソフトウェアの基本的処理過程を紹介した。
佐藤 章一; 池添 康正; 清水 三郎; 中島 隼人; 小林 敏明
JAERI-M 7927, 43 Pages, 1978/10
核エネルギーによる閉サイクル水素製造プロセスに関する昭和52年度の研究プログレスレポートである。熱化学プロセスでは、炭酸セリウム(III)を中間反応物質とする8段反応の実行可能なプロセスを見出した。また炭酸ガスを高温で塩化鉄(II)または沃化鉄(II)と反応させて一酸化炭素を得る反応を用いて、別の実験的に可能な4段または5段の反応プロセスを見出した。さらに、硫黄サイクルの改良プロセスとして、溶媒抽出によるニッケル回収率70-80%を仮定すると、高燃焼熱基準熱効率か30-40%となる。放射線化学プロセスでは、炭酸ガスにプロパンまたは二酸化窒素を添加して、放射線照射したときの反応機構について検討した。
佐藤 章一; 池添 康正; 清水 三郎; 中島 隼人; 小林 敏明
JAERI-M 7316, 38 Pages, 1977/10
核エネルギーによる閉サイクル水素製造プロセスに関する昭和50,51年度の研究のプログレスレポートである。炭酸ガスとハロゲン化鉄の反応、この反応の生成物である酸化鉄(II)鉄(III)とハロゲンまたはハロゲン化水素の反応を中心に、実験結果を述べ、熱力学的計算との比較を行った。一酸化炭素転化反応の閉サイクルプロセスへの応用について議論した。放射線にあるプロパン添加炭酸ガスの分解について、詳細な分析定量により、放射線エネルギーの化学的エネルギーへの転換効果として、線と核分裂片で各1.5%、2.0%の値を得た。
小林 敏明; 佐藤 章一; 池添 康正; 清水 三郎; 中島 隼人
JAERI-M 7246, 14 Pages, 1977/08
昭和51年度には、LTFLを51年12月から、52年3月までの間に4回運転し、57試料を入れた19カプセルを照射した。照射運転は、これまでで最長の12時間照射も含めて順調であった。保守作業として、冷却水系統の洗浄用配管の取付け、計測系統の点検調整などを行った。照射試料の分析により、炭酸ガス分解による一酸化炭素生成と共に、水その他の多くの含酸素化合物が生成していることが明らかになった。たとえば、プロパン添加率1%で10~15MRadの照射により、G(CO)=5.4、G(H
)=3.5、G(i-PrOH)=0.2、G(Acetone)=0.1といった値が得られた。LTFLは昭和42年に炉外試験、45年から照射運転を行ってきた。装置の炉内部分の放射能は、取外し時の放射線防護対策の最重要事であるので、これを評価するため、核種別の重量分布の評価を行った。
小林 敏明; 佐藤 章一; 池添 康正; 清水 三郎; 中島 隼人
JAERI-M 6507, 11 Pages, 1976/03
昭和50年度には、LTFLを7月と9月に運転し、30ケの試料を入れた10ケノカプセルを照射した。運転は円滑に行なわれた。当初予定した、あと2回の運転は10月から原子炉が停止したので、次期に延期した。本年度に行った主な保守作業である、2系列の真空ポンプのオーバーホール、その他の作業について述べた。本ループが運転可能となった昭和44年4月以降の全保守作業を年表にまとめた。今期の照射試料は主にプロパン添加炭酸ガス系の反応で物質収支を見るためのものであった。最近に行ったループ照射実験結果の解析により、明らかになった事についても概略を述べた。
清水 三郎; 池添 康正; 佐藤 章一; 小林 敏明; 中島 隼人
JAERI-M 6406, 15 Pages, 1976/02
核分裂片の化学反応系に対する照射効果を明らかにするための、主要生成物エチルアミンに着目しつつエタン-アンモニア混合系の放射線分解に関する研究を行った。反応圧力が1から14気圧の範囲では生成物の収率に対する核分裂片の特別な効果は観察できなかった。核分裂片の飛跡の構造模型に従って飛跡内での反応を検討した結果、線照射の場合と同様な反応が進行していることが明かとなった。G(CH
NH)とG(n-C
H
)の反応圧力依存性の結果はエチルアミンがイオン的な機構により生成することを裏付けるものである。酸加窒素添加系ではG(CHNH)が増加する現象を観察した。又、酸化窒素添加系ではG(CHNH)とG(n-CH)に対する線質の効果が認められたが、単純にLETの相違によっては説明できず、核分裂片の初期過程に及ぼす効果をも考慮すべきことを示唆するものと考えられる。
佐藤 章一; 中島 隼人; 池添 康正; 小林 敏明; 清水 三郎
JAERI-M 6139, 35 Pages, 1975/05
炭酸ガスを遷移金属低級塩化物と反応させて、一酸化炭素を得、これを水蒸気と反応させて水素を得る反応を基本として、熱化学的閉サイクル水素製造のための新プロセスを構成した。この各プロセスについて、反応の自由エネルギー変化を計算し、一部については一酸化炭素の平衡分圧を計算した。また、炭酸ガスの反応について、示差熱天秤とガスリロマトグラフィーによる実験を行い、考察した新プロセスのうちでの相対評価を試みた。また、炭酸ガスまたは炭酸塩の照射線分解反応による一酸化炭素生成についても実験を行い、有望な結果を得た。本報告は、昭和49年度に行った研究のプログレスレポートとしてのまとめである。
佐藤 章一; 小林 敏明; 池添 康正; 清水 三郎; 中島 隼人
JAERI-M 6107, 33 Pages, 1975/04
昭和48・49年度にLTFLを計13回運転し、試料計201ケを入れたカプセル71ケを照射した。48年度前半に小トラブルがあったが、全体として照射は計画通りに行うことができ、保守作業の進行に伴い、完全にトラブルフリーの運転ができるようになった。この期間に行われた、照射実験計画の所内安全審査、照射運転経過、保守作業、高圧用試作カプセルの試験について述べ、あわせて、反応研究の概略について記した。
