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三上 智; 松田 規宏; 安藤 真樹; 木名瀬 栄; 北野 光昭; 川瀬 啓一; 松元 愼一郎; 山本 英明; 斎藤 公明
Radioisotopes, 64(9), p.589 - 607, 2015/09
福島周辺における空間線量率や放射性核種沈着量の地域的分布及び経時変化の特徴について、様々な手法による大規模環境調査の解析結果に基づいて紹介する。また、除染モデル実証事業後の継続的な環境測定結果を基に、除染効果の継続性に関する議論を行う。さらに、土地利用状況ごとの環境半減期の解析結果、及びこれをベースにした空間線量率の将来予測の例について紹介する。
堂野前 貴子; 舘 義昭; 松元 愼一郎
JAEA-Research 2006-033, 35 Pages, 2006/07
JAEA-Research-2006-033.pdf:8.59MB
高レベル放射性廃棄物に含まれる放射性核種の分離変換技術研究が各国で実施されている。これは放射性核種について半減期や利用目的に応じて分離するとともに、環境負荷低減のために長寿命核種を短寿命核種あるいは非放射性核種に変換することを目的としたものである。実用化戦略調査研究におけるLLFPの分離・変換技術は、変換手段として軽水炉に比べて中性子束の大きい高速炉を想定し、核燃料サイクルの技術的成立性及び経済性を考慮したうえで、その効果が著しく望めるものに絞って研究開発を行うこととしており、核変換対象をヨウ素とテクネチウムとしている。ここでは核変換として成立可能性があり、環境負荷低減効果の大きいヨウ素を対象とした炉内装荷形態の検討の一環として実施した試験結果について報告する。本研究により、以下のことが明らかとなった。(1)600度1000時間までの被覆材共存性において、ヨウ化ルビジウム,ヨウ化マグネシウム,ヨウ化イットリウムがステンレス鋼と良好な共存性を示した。(2)SUS316鋼とフェライトマルテンサイト鋼では、SUS316鋼の方がヨウ素化合物と良好な共存性を示した。(3)ヨウ素化合物の形態は、圧粉成型体と焼結体とで被覆材に与える影響に大きな差異は見られなかった。(4)ヨウ化銅は他のヨウ素化合物と異なり、銅の析出が見られた。(5)ヨウ化ルビジウム,ヨウ化イットリウムについてもペレット状に焼結が可能である。(6)ヨウ化銅及びヨウ化ルビジウムの熱伝導度は、室温において約2W/m/Kと著しく低い値を示し、ヨウ化銅の熱伝導度は300度でさらに低下した。
勝山 幸三; 永峯 剛; 中村 保雄; 松元 愼一郎; 浅賀 健男; 古屋 廣高
Transactions of the American Nuclear Society, 94(1), p.771 - 772, 2006/06
高速実験炉「常陽」で照射した炉心燃料集合体のX線コンピュータトモグラフィ試験(以下CT試験)を実施し、得られたCT断面像から燃料集合体内の燃料ピンの配置状況を定量化した。その結果、これまで確認できなかった軸方向における燃料ピンの変位挙動を非破壊試験にて把握することが可能となるとともに、「常陽」炉心燃料集合体における最外周燃料ピンのラッパ管側への変位挙動を定量的に明らかにした。
光武 徹*; 勝山 幸三*; 三澤 丈治; 永峯 剛*; 呉田 昌俊*; 松元 愼一郎*; 秋本 肇
JAERI-Tech 2005-034, 55 Pages, 2005/06
JAERI-Tech-2005-034.pdf:7.76MB
燃料棒と燃料棒の間隙が1mm程度の稠密格子体系では、わずかなロッド位置変位により伝熱特性に影響を及ぼす恐れがある。また、熱的限界出力を評価するサブチャンネル解析において、模擬燃料棒が設計位置からズレた場合の影響を定量的に確認しておくことは、実験解析の予測誤差原因を検討するうえで重要である。本研究では、低減速炉炉心模擬燃料集合体(7本バンドル)に対して、断面内の模擬燃料棒配置を実測し、その結果に基づいて各模擬燃料棒中心位置の変位と伝熱特性との関係について実験的に検討するとともに、サブチャンネル解析結果に及ぼすロッド位置変位の影響を評価した。X線CT装置による断面の可視化画像より、模擬燃料棒位置は設計位置から大きく変位していないことが確認できた。模擬燃料棒位置の変位は、最大0.5mm,平均は0.2mmであった。伝熱実験の結果、BT発生位置・時刻の観点から模擬燃料棒位置の変位の影響は小さかった。X線CT測定結果に基づく限界出力計算値(サブチャンネル解析)は、模擬燃料棒が設計位置にある結果よりも5%程度小さくなったが、過大評価の程度は約25%と依然大きかった。このことから、解析結果と実験結果との差異は、模擬燃料棒の変位(入力データの問題)だけでは説明はつかず、解析モデルの影響の大きいことがわかった。
光武 徹*; 秋本 肇; 三澤 丈治; 呉田 昌俊*; 勝山 幸三*; 永峯 剛*; 松元 愼一郎*
Proceedings of 4th World Congress on Industrial Process Tomography, Vol.1, p.348 - 353, 2005/00
稠密格子模擬7本バンドル伝熱試験体の内部構造を高エネルギーX線CTで撮像し、ヒータロッドの配列を定量的に測定した。その結果、ヒータロッド中心位置の変位は最大0.5mmであった。その結果に基づいて、ヒータロッド周りの流路形状を計算し、サブチャンネル解析コードに入力して除熱限界出力を予測した。その結果、ヒータロッド位置の及ぼす限界出力計算値への影響は小さく、限界出力の予測誤差はほとんど減少しなかった。
勝山 幸三; 永峯 剛; 松元 愼一郎
JNC TY9410 2004-001, 54 Pages, 2004/09
JNC-TY9410-2004-001.pdf:14.44MB
日本原子力研究所を中心に研究が進められている「低減速炉用高稠密格子燃料集合体の除熱技術開発」に資するため、サイクル機構に設置したX線コンピュータートモグラフィ(X線CT)装置を用いて模擬燃料集合体(7本バンドル)の内部状況観察を共同研究として実施した。本試験を実施するにあたっては、非照射試験体のX線CT試験技術も同時に確立した。以下に得られた成果を示す。1.試験対象物に汚染を付着させずに、X線CT試験を実施し、施設から搬出する技術を確立した。これにより、コールドの模擬燃料集合体や未照射の燃料集合体のX線CT試験が可能となり、照射後試験結果と合わせたより高精度なデータ取得が期待できる。2.7本バンドル稠密模擬燃料試験体の内部状況では、ロッドL1が0.46mm変位していることが確認された。ロッド間距離ではロッドHとL6がノミナル1.3mmに対し、1.0mmまで接近していた。また、ロッドとシュラウドの距離では、L1ロッドで最小0.25mmまで接近していることが確認された。
宮地 紀子; 永峯 剛; 勝山 幸三; 菊地 晋; 松元 愼一郎
JNC TN9410 2003-012, 45 Pages, 2004/03
JNC-TN9410-2003-012.pdf:1.84MB
PFC030にて照射した燃料ピン被覆管の欠陥及び内面腐食を検出するために渦電流探傷試験を実施した。その結果欠陥、内面腐食共に渦電流信号値から検出することはできなかったが、腐食については腐食量が大きい場合、ガンマスキャンによるCs137分布を参考に、信号値から腐食箇所を特定できる可能性が示唆された。また信号値と照射後ピンの被覆管肉厚の関係は、模擬腐食ピンのデータのばらつきの範囲内であった。
勝山 幸三; 永峯 剛; 松元 愼一郎
JNC TN9400 2004-016, 38 Pages, 2004/03
JNC-TN9400-2004-016.pdf:1.34MB
高速実験炉「常陽」で照射した炉心燃料集合体のX線コンピュータトモグラフィ試験(以下CT試験)を実施し、得られたCT断面像から集合体内の燃料ピンの曲がり量を計算コードの結果と比較評価した。この結果、集合体の外周に装荷された燃料ピンの曲がり傾向は、内部の燃料ピンと比較すると大きく、ラッパ管側へ変位していることが確認された。
勝山 幸三; 永峯 剛; 松元 愼一郎; 浅賀 健男; 伊藤 正彦; 古屋 廣高
2004 ANS Winter Meeting, 91, 0 Pages, 2004/00
本研究では、X線CT技術を照射済燃料集合体の非破壊試験に適用し、新しい非破壊検査技術を確立した。照射済燃料集合体からの
線放出の影響を低減するため、パルス状に高エネルギーX線を発生させ、それと同期した検出システムを採用した。これによって鮮明な画像を得るとともに、断層画像、3次元画像を得ることにも成功した。この画像により、これまで破壊試験でしか得られなかったデータをも非破壊試験で取得できることになり、作業効率の向上、放射性廃棄物の発生の低減化にも貢献できる。
線スペクトル測定に基づく燃料ピンの内圧評価勝山 幸三; 藤島 雅継; 永峯 剛; 松元 愼一郎
JNC TN9410 2003-006, 40 Pages, 2003/08
JNC-TN9410-2003-006.pdf:1.04MB
燃料ピンの非破壊試験の一つである線スペクトル測定では、核分裂生成(FP)ガス の一核種である85Krを計測できる。その計測結果から、燃料ピン内に放出されたFP ガス量等を評価することができる。今回、高速実験炉｢常陽｣で照射された燃料ピンに対し、その計測及び評価を実施した。そこで計測した燃料ピンについては、さらにパンクチャ試験に供し、実際のFP ガス量及び内圧を求めた。その試験結果と比較し、85Kr計測値から得られた推定結果の妥当性を検証した。 主な結果を以下に示す。(1) 線スペクトル測定結果から導かれるFPガス量、燃料ピン内圧は、パンクチャ試験により得られるデータと比較し、誤差率
25%以内であることを確認した。(2)継続照射が予定されている特殊燃料集合体(PFB090)に対して本手法を適用した結果、内圧が最も高い燃料ピンは、燃焼度が110GWD/tを超えるコンパートメント5に装荷された燃料ピンである。その値は、約50kg/cm2と推定された。
勝山 幸三; 永峯 剛; 松元 愼一郎
原子力eye, 49(12), p.58 - 61, 2003/00
原子炉で照射した燃料、材料では高いガンマ線放射のためX線CT技術の適用は不可能と考えられていた。本技術開発では、照射済燃料集合体からの高いガンマ線放射の影響を、パルス状の高エネルギーX線を利用すること等により軽減し、鮮明なX線CT画像を得ることに成功した。非破壊試験による照射済燃料集合体内部の高精度な観察は世界で初めてであり、本技術により、これまで確認できなかった燃料ピン等の配置状況や冷却材流路断面積が測定可能となった。本報告では、照射後試験用X線CT装置の開発経緯と現在進めているX線CTデータを用いた評価の現状について紹介する。
勝山 幸三; 永峯 剛; 松元 愼一郎; 伊藤 正彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(4), p.220 - 223, 2003/00
被引用回数：18 パーセンタイル：74.43(Nuclear Science & Technology)高速実験炉「常陽」で照射した炉心燃料集合体のX線コンピュータトモグラフィ試験(以下、CT試験)を実施し、得られたCT断面像から燃料集合体の燃料ピンの配置状況を定量化した。その結果,これまで破壊試験でしか確認できなかった軸方向における燃料ピンの変位挙動を非破壊試験にて把握することが可能となるとともに、「常陽」炉心燃料集合体における最外周燃料ピンのラッパ管側への変位挙動を定量的に明らかにした。
勝山 幸三; 永峯 剛; 松元 愼一郎
JNC TN9410 2002-012, 43 Pages, 2002/08
ワイヤスペーサ型の高速炉燃料集合体では、燃料ピンバンドルとそれを囲むラッパ管(ダクト)との機械的相互作用:BDI(Bundle-Duct-Interaction)が主要な寿命制限因子の一つと考えられている。そのBDI挙動を把握するために、燃料集合体の内部の状況を非破壊で観察できる照射後試験用X線コンピュータトモグラフィ(X-CT)を開発した。 本装置を用いて、すでにいくつかの照射済燃料集合体に対する試験を実施している。その結果得られるCT画像から、燃料ピン等の配置状況を定性的に確認できる。しかし、定量的に配置状況を把握するためには、画像データを数値化処理する必要がある。その数値化処理について、炉外バンドル圧縮試験用に作られたシステムをもとに、実機の燃料集合体に適用可能なよう開発を行った。 本報告では、その数値化処理システムについて述べるとともに、「常陽」で照射された炉心燃料集合体に対して適用した結果を示す。その結果として、被覆管やラッパ管のスエリングがわずかな段階でも、最外周のサブチャンネル流路断面積や外周装荷燃料ピンの曲がりについて有意な変化が確認された。
阿部 和幸; 佐々木 新治; 菊地 晋; 勝山 幸三; 永峯 剛; 松元 愼一郎
JNC TN9430 2002-003, 52 Pages, 2002/05
JNC-TN9430-2002-003.pdf:2.98MB
高速実験炉「常陽」において、制御棒材料照射リグ(AMIR)を用いた商社試験が継続的に行われている。AMIR-6は、制御棒要素の破損限界評価と炭化ホウ素(B4C)ペレットの割れ欠けにより生じる再配置(リロケーション)の抑制対策効果の確認を目的に商社試験を実施したものである。 この目的に沿って、製造仕様として、ペレットと被覆管(内側キャプセル管)との間のギャップ幅、10B濃縮度、被覆管肉厚、同材質を変えて試験した。また、リロケーションの抑制対策として、薄いシュラウド管でペレットを覆った照射キャプセルも加えた。照射キャプセルは上下ニ段にしてコンパートメントに装荷し、7本を組み合わせて集合体AMIR-6とした。照射キャプセルは二重構造となっており、内側キャプセル被覆管と外側キャプセル管の間にはナトリウムを充填している。 AMIR-6は、「常陽」MK-II炉心の第6列において、最高燃焼度106
10の26乗CAP/立法メートル、最高照射量 3.8210の26乗n/平方メートルまで照射し、照射温度は、設計値で530
890である。 重量測定の結果、コンパートメント下部側の照射キャプセルで重量変化が見られた。これらに対して行った詳細外観検査などにより、重量増加の見られた3つの照射キャプセルでは、外側管(ネジ端栓部のクラック)からナトリウムの侵入が観察された。ナトリウムの充填高さを調べた結果、量の少なかったものが、下部照射キャプセル7つの内6つにおいて確認された。下部側の照射キャプセル7つの内、3つの内側キャプセルの被覆管にクラックが発見されたが、これは、ナトリウムが少ないことにより温度が上昇し、被覆管強度が低下して生じたと推察される。 なお、シュラウド管を用いた照射キャプセルについては、被覆管に膨れやオーバリティは見られず、初期の目的通りの機能を果たしたと推定される。
佐々木 新治; 阿部 和幸; 永峯 剛; 松元 愼一郎
JNC TN9410 2002-011, 36 Pages, 2002/04
JNC-TN9410-2002-011.pdf:1.34MB
大洗工学センターの照射燃料集合体試験施設には、既設施設に加え、高速増殖炉「もんじゆ」などの大型集合体を取り扱うための増設施設が付設されている。そこに設置するために集合体縦型試験装置を開発し、これまでに高速実験炉「常陽」の集合体6体の寸法測定等を試験的に実施してきた。本装置は多機能を有しており、外観検査と各種の寸法測定、さらには集合体の解体が可能である。寸法測定としては、集合体の全長,対面間寸法,頂角間寸法,曲がり,ねじれを同時に自動的に測定する機能を有する。さらに、新たに開発した専用の治具を用いることにより、集合体の断面形状の測定も行うことができる。集合体の全長,対面間寸法および頂角間寸法の結果についてはFMF既設施設に設置されている校正済みの集合体寸法測定装置の値と比較し、測定誤差内にあることを確認した。曲がりに関しては、最大で1mmを越える差が見られた。これは、両装置の測定方法の違いを考慮すれば、必ずしも有意な差ではないと考えられる。新たに導入した断面形状測定については、寸法測定結果から算出された値と比較して、測定誤差範囲内で一致した。このデータはこれまでの装置では直接取得できないものであった。
永峯 剛; 勝山 幸三; 松元 愼一郎; 伊藤 正彦
日本原子力学会和文論文誌, 1(2), p.209 - 219, 2002/00
これまで、照射済燃料集合体内での変形、内部観察を目的とした非破壊透過試験方法として、中性子及びX線を線源としたラジオグラフィが使用されてきた。これらは、透過画像による燃料ペレットの状況や燃料ピンの配列状況などの観察を目的としており、集合体横断面における内部構造物の配置状況の観察はできない。そこで、断層画像を得ることができるX線CT(Computed Tomography:コンピュ-タ断層撮影法)技術を照射済燃料集合体の非破壊試験に適用し、新しい非破壊検査技術を確立した。開発の結果、照射済燃料集合体からの線放出の効果を低減し、鮮明な透過画像を得るとともに、断層画像、3次元画像も得ることに成功した。本技術報告では、照射後試験用高エネルギ-X線CT装置の概要及び高速実験炉「常陽」の炉心で照射した照射済燃料集合体への適用結果について述べる。
勝山 幸三; 永峯 剛; 松元 愼一郎; 伊藤 正彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), 804 Pages, 2001/00
被引用回数：15 パーセンタイル：67.86(Nuclear Science & Technology)高速実験炉「常陽」で照射した燃料集合体のX線コンピュータトモグラフィ試験(以下CT試験)を実施し、得られたCT断面像から燃料集合体内の燃料ピンの中心空孔径を定量化する手法を確立した。その結果、燃料集合体を破壊することなく、短時間に中心空孔径を取得することが可能となった。燃料集合体の中心部に装荷された燃料ピン19本では、中心空孔径は線出力にほぼ比例して大きくなる傾向が示された。
永峯 剛; 勝山 幸三; 松元 愼一郎
JNC TN9410 2001-022, 41 Pages, 2000/12
JNC-TN9410-2001-022.pdf:2.34MB
照射燃料集合体試験施設では、照射後試験用X線CT装置を開発・設置し、平成11年から供用を開始した。本報では「常陽」使用済炉心燃料集合体(PFD512)のCT画像データに基づき本装置の活用方法について検討したものである。以下に結果を示す。(1)3次元可視化像によって集合体内部状況の観察における視認性が格段に向上する。 (2)断層画像の数値化処理による燃料ピン配置状況などの定量情報は、サブチャンネル解析などに反映できるデータとして期待される。 (3)CT値によって燃料ペレットやラッパ管の密度が得られることを確認した。破壊試験結果との比較評価が必要であるが大きなスエリングについては評価に役立つ。(4)燃料ペレットの中心空孔径を0.1mm程度の精度で測定できる見通しが得られた。このデータは照射条件の確認、金相観察位置の選定の際に役立つ。(5)3次元可視化によって燃料スタックや燃料ピン全長データが集合体を解体せずに取得できる。 以上の様に照射後試験用X線CT装置は集合体の異常の早期発見、解体を許されない継続照射用リグの中間検査に有効である。また、使用際な破壊試験計画の立案時のピン選定及び観察位置特定などにも活用が期待される。
勝山 幸三; 永峯 剛; 前田 宏治; 松元 愼一郎
JNC TN9410 2000-009, 65 Pages, 2000/09
JNC-TN9410-2000-009.pdf:4.36MB
日本国内初の高速炉(実験炉「常陽」)を用いたウラン・プルトニウム混合炭・窒化物燃料(以下 炭・窒化物燃料)の照射試験は、高速炉における照射挙動及び燃料ピンの健全性を確認し、新型燃料の評価に資するために実施した。本研究では炭化物燃料ピン1本、窒化物燃料ピン2本を最大燃焼度約40GWd/tまで照射した。炭・窒化物燃料の非破壊照射後試験は大洗工学センター照射燃料集合体試験施設において平成11年10月から開始し、平成12年3月に終了した。本報告書は炭・窒化物燃料の非破壊照射後試験結果について報告するものである。主な結果を以下に示す。(1)照射後非破壊試験結果から炭・窒化物燃料ピンの健全性を確認した。(2)炭・窒化物燃料のスタック伸び率は、高速炉用MOX燃料のそれよりも大きく、これは燃料スエリング挙動の違いに起因している現象と予測される。(3)炭・窒化物燃料のスタック部の線強度分布に特異な挙動は確認されなかった。窒化物燃料では下部熱遮蔽ペレット部及び燃料ペレット外周部へのCs137の移動挙動に差異が認められた。炭化物燃料では明確なCs137の移動は確認されなかった。(4)燃料ピン寸法測定から直径ギャップ幅の小さい炭化物燃料及び窒化物燃料ではスタック部にFCMIに起因すると予測される50
m前後の外径増加が確認された。一方、直径ギャップ幅の大きい窒化物燃料ではペレットのリロケーションに伴うと予測される比較的顕著なオーバリティが観察された。(5)窒化物燃料のFPガス放出率は3.3%と5.2%を示し、高速炉用MOX燃料と比較すると低い値であった。
菊地 晋; 北澤 健夫; 永峯 剛; 松元 愼一郎
JNC TN9410 2001-003, 84 Pages, 2000/07
JNC-TN9410-2001-003.pdf:2.12MB
渦電流探傷技術の照射後試験への適用を目指し、ホットセル外(以下、セル外)において性能試験を実施してきた。その結果、被覆管材料等の欠陥検査への適用性を確認でき、照射材への適用の見とおしを得た。このうち、前報では燃料-被覆管化学的相互作用(Fuel Cladding Chemical Interaction:FCCI)測定試験(減肉測定)を除いた、セル外での外面、内面、貫通孔の探傷性能について述べた。本報告では、セル外における模擬FCCI測定試験の結果について述べると共に、外面欠陥、内面欠陥、貫通孔、FCCIのそれぞれの標準欠陥ピンを用いた渦電流探傷装置のセル内導入後の校正試験の結果について報告する。模擬FCCI測定試験では試験結果を基に測定条件や模擬FCCI量と渦電流信号値の相関関係を確認し、渦電流試験によるFCCI測定の見通しについて検討した。模擬FCCI測定試験の結果、測定の最適条件はそれぞれ1)ピンの搬送速度:20mm/sec、2)試験周波数:32kHz、3)位相: 0DEG、4)利得:-10dB、5)フィルター:0であった。また、模擬FCCI量と渦電流信号値の間に相関関係があり、300mオーダーの肉厚量をもつ被覆管に対して、50m以上の減肉変化が認められる場合、FCCIを検出できる見通しを得た。また、セル内導入後の校正試験を実施した結果、セル外における性能試験とほぼ同等の性能があることを確認した。
