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, X線同時解析による迅速多核種分析技術大島 真澄*; 後藤 淳*; 早川 岳人*; 浅井 雅人; 金 政浩*; 篠原 宏文*
Isotope News, (790), p.19 - 23, 2023/12
放射性廃棄物や燃料デブリなど多くの放射性核種が様々な濃度で含まれる試料を分析する場合、一般的なスペクトル解析では限界があり、個々の核種を化学分離したのち定量する必要がある。特に液体シンチレーションカウンタ(LSC)を用いた分析では化学分離は必須である。本著では、筆者らが開発したスペクトル全体をフィットして定量するスペクトル定量法(SDM法)について解説し、LSCで測定した線及びX線スペクトルとゲルマニウム半導体検出器で測定した線スペクトルをSDM法を用いて統合解析することで、40核種が2桁の強度比で混入した試料中の放射能を定量できることを示し、化学分離を簡素化した新しい放射性核種定量法として有効であることを示した。
級大型タンクの残留ナトリウム低減技術早川 雅人; 下山 一仁; 宮越 博幸; 鈴木 重哲*
JAEA-Technology 2021-027, 33 Pages, 2022/01
JAEA-Technology-2021-027.pdf:3.64MB
日本原子力研究開発機構大洗研究所では、これまでに高速実験炉「常陽」や高速増殖原型炉もんじゅなどのナトリウム冷却型高速炉の研究開発に関わる多種多様なナトリウム環境下での試験研究が実施されてきた。これまでに所期の目的を達成したナトリウム試験施設及び機器類の解体撤去が順次進められ、豊富な経験や技術が蓄積されてきた。一方、試験研究に用いられてきた大量の金属ナトリウムは新しい試験施設での再利用が図られ、その後、再利用された金属ナトリウムを内包してきた大型ナトリウムタンク類の解体が進められている。これらの解体を安全かつ効率的に進めるためには、解体前にタンク内部(特に底部)に残留するナトリウムを極力低減することが重要である。このため、複数の100m級大型ナトリウムタンクについて、底部に残留するナトリウム量の低減を図ってきた。本報告ではこれまでに実施してきた残留ナトリウム低減に関わる技術や経験について述べる。
河野 恭彦; 下 道國*; 早川 博信*; 谷口 和史*; 田中 雅人*; 田中 仁美*; 尾上 洋介*; 長屋 弘*; 鳥居 寛之*; 宇野 賀津子*
保健物理(インターネット), 55(4), p.226 - 238, 2020/12
福島第一原子力発電所事故後、放射性セシウムや放射性ヨウ素等の人工放射性核種が環境中に放出され、福島第一原子力発電所周辺だけではなく、日本各地の方々に大きな不安を与える結果となった。日本保健物理学会の会員がボランティアとして、住民の方々からの放射線の健康影響に関する不安を軽減させるために、福島第一原発事故直後、暮らしの放射線Q&Aウェブサイトを立ち上げ、住民の方々からの放射線に関する質問に回答をする活動を行ってきた。その後、2011年8月からは学会の常設委員会の1つとして「暮らしの放射線Q&A活動委員会」が設置され、学会の責任のもとに本活動を2013年2月まで実施してきた。その結果、われわれがウェブサイト活動を通じて、一般の方々の質問に対応してきたことが、放射線の健康影響に関する不安軽減に一定の貢献を果たしてきたといえるのでないかと思っている。本論文では、暮らしの放射線Q&Aウェブサイトの約2年間の活動を振り返り、われわれの活動スタンス、得られた課題、そして本ウェブサイトに関連する情報に基づき、Twitterの解析結果等をまとめた。また、そこからこれらの活動により得られた知見や経験をもとに得られた、放射線防護の専門家だけでなく、他分野の専門家の間でも緊急時の初期対応の場面において活用できる課題や経験を示した。
初川 雄一*; 早川 岳人*; 塚田 和明; 橋本 和幸*; 佐藤 哲也; 浅井 雅人; 豊嶋 厚史; 谷森 達*; 園田 真也*; 株木 重人*; et al.
PLOS ONE (Internet), 13(12), p.e0208909_1 - e0208909_12, 2018/12
被引用回数：3 パーセンタイル：30.05(Multidisciplinary Sciences)電子飛跡検出型コンプトンカメラ(ETCC)を用いて放射性同位元素
Tcの画像撮像を実施した。Tcは、204, 582, 835keVの3本の線を放出し、濃縮同位体
Moを用いてMo(p,n)Tc反応で合成される。濃縮Mo同位体三酸化物の再利用について実験を実施し、再生率70
90%を達成した。画像は3本の線それぞれを用いて解析し取得した。その結果、線エネルギーが高いほど空間分解能が向上することが判り、Tcのような高エネルギー線放出核を利用することで、ETCCが人体の深部の組織や器官の医療画像撮像に有効であることを示唆する結果を得た。
今村 弘章; 早川 雅人; 半田 卓也*; 並木 勝男*
JAEA-Technology 2015-020, 85 Pages, 2015/08
JAEA-Technology-2015-020.pdf:24.15MB
高速炉システムの安全性強化の研究に向けて、大洗研究開発センター内に冷却系機器開発試験施設(AtheNa)を整備中である。同センター内のナトリウム技術開発第1試験室には、「常陽」や「もんじゅ」の建設にあたって種々のナトリウム研究開発試験に使用され、その所期目的を達成した大量のナトリウムが大小のナトリウム貯蔵タンクにて維持管理されていることから、ナトリウムの維持管理をより安全・安定なものとするためにも、両施設間でナトリウムを移送することとした。大量のナトリウム移送方法としては、安全性や作業効率及び経済性等を考慮し、ナトリウム技術開発第1試験室のナトリウム貯蔵タンクと冷却系機器開発試験施設のダンプタンクを全長200m以上の配管で接続して移送する手法を選定し、移送に必要な設備の設計・製作を行った。施設間に設置した配管を介して、大量のナトリウム(約270)の移送を安全かつ短期間(正味6日間、移送流量;平均約12m/h)に計画通りに完了させた。
近藤 雅明; 君島 悟*; 江森 恒一; 関田 健司; 古澤 孝之; 早川 雅人; 小澤 太教; 青野 哲也; 黒羽 操; 大内 弘
JAEA-Technology 2008-062, 46 Pages, 2008/10
JAEA-Technology-2008-062.pdf:11.62MB
高温工学試験研究炉(HTTR)では、原子炉格納容器(CV)の気密性を確認するために漏えい率検査を実施している。本検査は、原子炉格納容器漏えい率試験規程(JEAC4203)のA種試験(全体漏えい率試験)で行ってきたが、準備から復旧に至るまで相当の費用と時間を要する。そこで、HTTRの保守の効率化の観点から、A種試験とB種及びC種試験(局部漏えい率試験)を組合せたスケジュールに移行できるよう漏えい率検査実施方針を見直した。JEAC4203-2004では、試験スケジュール移行要件として、全体漏えい率に経年的増加が認められないこと、全体及び総合漏えい率(局部漏えい率の総和)が各々判定基準を満足すること、全体及び総合漏えい率に相関が認められることが規定されるとともに、総合漏えい率の判定基準が見直された。著者らは、これまでの試験実績に基づき、移行要件への対応方針及び検査実施方針を定め、これらが規制当局に了承された。本報では、HTTRのCV漏えい率試験について概説し、従来方法の問題点及びJEAC4203-2004における試験スケジュール移行上の要件を整理するとともに、各要件への対応方針及びCV漏えい率検査実施方針をまとめている。
関田 健司; 古澤 孝之; 江森 恒一; 石井 太郎*; 黒羽 操; 早川 雅人; 大内 弘
JAEA-Technology 2008-057, 45 Pages, 2008/08
JAEA-Technology-2008-057.pdf:12.0MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉冷却系統施設である加圧水冷却設備等の機器及び配管には、主要材料に炭素鋼を使用している。これらの設備の冷却水には、脱酸素及び腐食を防止・抑制するために、ヒドラジンを用いて水質を維持管理しており、水質確認のため定期的に分析を行っている。これまで実施した水質分析の結果から、得られた成果は以下のとおり。(1)1次冷却材の除熱により冷却水温度が高くなる加圧水冷却設備では、ヒドラジンの一部が熱分解し、アンモニアが形成されることによって、電気伝導率は上昇し、ヒドラジン濃度は低下するが、計画どおりであり問題はない。(2)冷却水温度が比較的低い補助冷却水系及び炉容器冷却設備においては、ヒドラジンの熱分解が起こっていない。(3)これまで不明瞭であった手順を明確にし、HTTRにおける水質分析手順を確立することができた。(4)溶存酸素及び塩化物イオンは濃度が低いことから、現時点においては、機器・配管の腐食量は極めて少ないものと推察される。これらのことから、HTTRの冷却水設備の水質は、十分満足できる状態であることを確認した。
早川 竜馬*; 中永 麻里*; 吉村 毅*; 芦田 篤*; 藤村 典史*; 上原 剛*; 田川 雅人*; 寺岡 有殿
Journal of Applied Physics, 100(7), p.073710_1 - 073710_8, 2006/10
被引用回数：12 パーセンタイル：42.56(Physics, Applied)大気圧プラズマ(AP)法で形成されたシリコン酸窒化膜について詳細な構造分析と絶縁特性の測定を行った。その結果をRFプラズマの場合と比較した。AP法の場合は298から773Kの範囲でSi
N
O
の組成を持つ1.8nmの膜が形成される。1486.6eVの単色Al-Ka線と高分解能ラザフォード後方散乱分光からN原子がNSi結合に関与する割合はAPプラズマの方が10%以上大きいことがわかった。298から773Kの範囲ではリーク電流密度は変わらない。298Kで形成した膜のそれは5MV/cmの電界強度のとき7
10
A/cm
である。この値はRFプラズマの場合に比べて一桁小さい。
近藤 雅明; 関田 健司; 江森 恒一; 坂場 成昭; 君島 悟; 黒羽 操; 野地 喜吉; 青野 哲也; 早川 雅人
JAEA-Testing 2006-002, 55 Pages, 2006/07
JAEA-Testing-2006-002.pdf:6.36MB
原子力機構では、高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉格納容器(CV)バウンダリの気密性の確認を目的として、JEAC4203-2004「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に準拠し、CV全体漏えい率試験(A種試験)を実施している。A種試験は、一般に、原子炉冷却材圧力バウンダリをCV内雰囲気に開放して実施する。しかしヘリウムガスを原子炉冷却材とするHTTRでは、圧力バウンダリを開放できないため、これを閉鎖したままA種試験を実施するという方法を確立し、採用している。また、HTTRでは、CV漏えい率試験データ収録処理装置を開発したが、近年、より高精度,高信頼度の計測
処理能力をもたせ、試験状態の監視機能の強化を図るなどの改良を加えて、本試験をより確実に実施できるようにした。この他、平成16年にJEAC4203が改定されたことを受けて、試験時に適用するCVバウンダリ構成の見直しを行い、さらには、CV内温度測定用検出器の校正方法を改善するなど、試験方法の改善に努めている。本報では、HTTRのCV全体漏えい率試験について、漏えい率の評価方法,試験の実施体系及び実施手順等を中心に記述するとともに、これまでの試験経験を踏まえて、今後、さらに効率的に試験を実施していくうえで有効と考えられる課題についてまとめている。
濱本 真平; 飯垣 和彦; 清水 厚志; 澤畑 洋明; 近藤 誠; 小山 直; 河野 修一; 小林 正一; 川本 大樹; 鈴木 尚; et al.
JAEA-Technology 2006-030, 58 Pages, 2006/03
JAEA-Technology-2006-030.pdf:10.69MB
日本原子力研究開発機構が所有する高温工学試験研究炉(HTTR)の反応度制御設備は、制御棒系と後備停止系の、動作原理の異なる二つの独立した系統で構成されている。通常運転時、原子炉の反応度を制御するとともに、運転時の異常な過渡変化時及び事故時に安全かつ確実に原子炉を停止させるものである。後備停止系は、万一制御棒系のみで原子炉を停止できない場合に、中性子吸収材である炭化ホウ素ペレットを炉心内に重力落下させ、いかなる運転状態からも原子炉を停止する機能を有するものであり、炭化ホウ素ペレットと、ペレットを収めるホッパ,電動プラグ,後備停止系駆動機構,ガイドチューブ等で構成されている。HTTRでは、平成16年7月26日から平成17年3月4日までの計画で、施設定期検査を実施してきたところ、2月21日の後備停止系の作動試験時に、本装置の16基のうち1基が正常に動作しないことがわかった。調査の結果、後備停止系が正常に動作しなかった原因は、後備停止系を駆動するモータの上部のオイルシールが変形したことによってグリースから分離した油がブレーキに到達し、ブレーキの磨耗した粉と混合することによって粘着物となり、粘着物がブレーキの解除を阻害したことによって、モータの駆動を妨げたことがわかった。
早川 竜馬*; 中永 麻里*; 吉田 真司*; 田川 雅人*; 寺岡 有殿; 吉村 武*; 芦田 淳*; 功刀 俊介*; 上原 剛*; 藤村 紀文*
no journal, ,
大気圧プラズマとRFプラズマを用いて室温で作製したシリコン窒化膜の化学結合状態を放射光光電子分光で分析して比較した。その結果RFプラズマを用いて作製したSiN/Si(111)界面は5成分から成り立ち、大気圧プラズマを用いて作製したSiN/Si(111)界面は4成分から成り立つこと,RFプラズマを用いて作製したSiN/Si(111)界面にのみSiN成分が存在することがわかった。
今村 弘章; 早川 雅人; 鈴木 将; 茅根 勝; 天野 克則; 平林 勝
no journal, ,
高速炉の安全性強化を目指した研究開発に向けて、AtheNaの整備を進めている。本報では、AtheNaに新設した循環ループにあるダンプタンク2基への大量ナトリウム移送と、移送したナトリウムの純度及びナトリウム受入直後のナトリウムと新設配管の音響的結合性に関する調査結果について報告する。
早川 雅人; 吉田 英一; 下山 一仁; 宮越 博幸
no journal, ,
大型ナトリウムタンクの解体時における安全性及び効率性を高めることを狙いに、タンク内残留ナトリウムの燃焼を抑制する手法の一つとして、高引火点の非危険物である燃焼抑制オイルでナトリウム表面を覆いタンク壁溶断中における燃焼抑制効果について検討した。
下山 一仁; 早川 雅人; 鈴木 重哲*; 宮越 博幸; 荒 邦章
no journal, ,
長期間ナトリウム環境で使用してきた大型ナトリウム機器の解体検査を実施している。使用開始から数十年にわたってナトリウム環境にさらされてきた各機器内面へのナトリウム化合物付着挙動は、ナトリウム純度に影響することが運転履歴等から分かった。大型ナトリウム機器の解体においては、機器内部の残留ナトリウムを極力低減させることが重要であり、プラント運転終了時の際にはこれら付着不純物の除去に有効な高温純化運転を実施することを提案する。
早川 雅人; 鈴木 重哲*; 下山 一仁; 梅田 良太; 吉田 英一; 宮越 博幸
no journal, ,
大型ナトリウムタンクを安全に解体するためには、内部に残留するナトリウムを可能な限り低減させること及び内部のナトリウムの燃焼を抑制させることが有効である。抜取り配管が設置されていないタンクにおいては、新たに挿入する特殊ノズルによりナトリウムを抜取り、大幅に低減することが可能となった。また、厚肉タンクの切断に有効な空気プラズマ法は、切断時に高温の溶断スラグが発生するため、これを広範囲に分散させるよう切断場所と時間を管理した。タンク内に拡散されたスラグはナトリウム面に堆積され、湿分や空気を遮断し、燃焼抑制効果が確認された。本報は、長期間使用してきた大型ナトリウムタンクの解体作業を通して、これらの技術を確認した結果について報告する。
鈴木 重哲*; 早川 雅人; 下山 一仁; 梅田 良太; 吉田 英一; 宮越 博幸
no journal, ,
長期間ナトリウム環境で使用してきた大型ナトリウム機器の解体検査を実施している。数十年間使用してきた大型タンクのカバーガス領域へのナトリウム付着速度データを取得するとともに、これまでの知見を基に検討した結果、低温域(150200
C)で運転するプラントのカバーガス領域ナトリウム付着速度推奨値「1.0e-10g/cm/s」を導くことができた。大型ナトリウム機器の解体においては、本推奨値と運転履歴をもとにナトリウム付着量の予測評価を行い、ナトリウム火災等に係る安全対策及び安全管理の解体技術信頼度を高めることが可能となった。
早川 雅人; 下山 一仁; 宮越 博幸; 荒 邦章
no journal, ,
高速炉の機器・システム開発に供したナトリウム試験装置の解体の機会を得て、内部の構造や状態を調査し、使用履歴を考慮しながら、設計・製作技術ならびに運転保守技術の検証を行うとともに、留意点を把握してそれぞれの技術に反映・改善を図るべく知見集約を進めている。本報では、知見集約に向けた取り組みの中からカバーガス空間におけるナトリウム挙動を推定し、設計や運転(使用)条件の異なる複数の貯蔵タンクの内部観察結果から、ナトリウムの付着に及ぼす影響要因と付着様相との関係について検討した結果を報告する。
下山 一仁; 早川 雅人; 宮越 博幸; 荒 邦章
no journal, ,
高速炉の機器・システム開発において所期の目的を達成したR&D施設(試験装置およびナトリウム機器試験体)について、順次、分解, 検査, 観察等を行い、ナトリウム機器に固有の設計等の検証ならびに改善すべき事項等の情報を抽出して高度化を図るため知見の集約を進めている。本報告ではこれまでに得ている情報を整理すると共に、今後実施するナトリウム機器の分解・観察等に基づく知見集約計画を報告する。
