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安田 麻里; 田中 究; 渡辺 幸一; 星 亜紀子; 辻 智之; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2014-011, 59 Pages, 2014/08
JAEA-Data-Code-2014-011.pdf:16.84MB
日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する放射性廃棄物については、近い将来に浅地中埋設処分の実施が予定されており、簡便かつ迅速に放射能濃度を評価する合理的方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法を検討することを目的として、廃棄物の保管数量が比較的多い動力試験炉(JPDR)の解体に伴って発生した雑固体廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を行っている。本報告では、これまでに取得した15核種(
H, 
C, 
Cl, 
Co, 
Ni, 
Ni, 
Sr, 
Nb, 
Tc, 
Ag, 
Cs, 
Eu, 
Eu, 
Ho, 全
)について、有意な362点の放射能濃度データを整理し、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめた。
田中 究; 安田 麻里; 渡辺 幸一; 星 亜紀子; 辻 智之; 樋口 秀和
JAEA-Data/Code 2013-008, 16 Pages, 2013/11
JAEA-Data-Code-2013-008.pdf:2.41MB
日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する研究施設等廃棄物については、将来的に浅地中埋設処分の実施が予定されており、簡便に廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子炉施設から発生する放射性廃棄物を対象とする放射能濃度評価方法の検討に資するために、原子力科学研究所バックエンド技術部ではJPDR施設の解体に伴って発生し原子力科学研究所内で保管されている放射性廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告は、平成21年度から平成23年度に実施した放射化学分析の結果について整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。
星 亜紀子; 辻 智之; 田中 究; 安田 麻里; 渡辺 幸一; 坂井 章浩; 亀尾 裕; 木暮 広人; 樋口 秀和; 高橋 邦明
JAEA-Data/Code 2011-011, 31 Pages, 2011/10
JAEA-Data-Code-2011-011.pdf:1.7MB
日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する放射性廃棄物については、近い将来に浅地中埋設処分の実施が予定されており、簡便かつ迅速に放射能濃度を評価する合理的方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法を検討することを目的として、廃棄物の保管数量が比較的多い動力試験炉の解体に伴って発生した雑固体廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を行っている。本報告では、これまでに取得した7核種(H, C, Co, Ni, Ni, Sr, Cs)について、有意な262点の放射能濃度データを整理し、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめた。
長谷部 慎一; 小林 澄男; 田中 宏*; 茨城 幸一*; 深作 博*
JNC TN9400 2004-034, 73 Pages, 2004/03
JNC-TN9400-2004-034.pdf:6.02MB
原子カプラントにおいて温度が異なる流体が合流する領域では、流体の混合に伴って温度変動が発生するため、繰返し熱応力による構造材の疲労破損に注意する必要がある。本研究では、温度変動の周波数効果を取り入れた高サイクル熱疲労評価法の検証データを取得することを目的として、高サイクル熱疲労試験装置(SPECTRA)を用いて周期20秒の正弦波温度変動試験を実施した。試験体には円筒状のSUS304鋼を使用し、管内のNa流量を30リットル/minに保持しながら、Na温度を平均425度-C、振幅200度-Cで正弦波状に制御した。得られた結果は以下の通りである。(1)SPECTRAにより周期20秒の温度変動を試験体に与えて、評価法の検証に有効な 強度データを得ることができた。き裂は約157,150サイクルで試験体を貫通した。(2)試験体上流部の内面には、軸方向に沿ったき裂が多く観察された。大気中疲労試験 により試験体の軸方向と周方向に強度差があることを確認し、高サイクル側では異方 性の影響が現れ易いために、き裂が軸方向に分布したことを明らかにした。(3)き裂発生境界は、き裂(個数、深さ)と軸方向距離の相関から求めた近似曲線により、試験体上流部テーパー端から約430mm下流の位置にあると推測した。(4)内面から発生したき裂は、1
2mm深さまで粒内を進展するが、その後は粒界に沿って進展する。粒内破面の一部にはストライエーションが形成されたが、粒界破面では観察されなかった。今後は、周期2秒、5秒、10秒、40秒の正弦波温度変動試験を実施し、周波数応答性が構造材のき裂発生と進展挙動に与える影響を確認する予定である。
小林 澄男; 長谷部 慎一; 田中 宏*; 茨城 幸一*; 深作 博*
JNC TN9400 2004-033, 65 Pages, 2004/02
JNC-TN9400-2004-033.pdf:1.79MB
原子カプラントにおいて高温と低温の流体が合流する領域では,流体の不完全な混合に伴って温度変動が発生するため,接液する構造物の高サイクル熱疲労(サーマルストライピング現象)による破損を防止する必要がある。そこで,サーマルストライピング現象による温度変動が構造物のき裂発生と進展挙動に及ぼす影響を解明するため,構造物熱過渡強度試験施設(TTS)を改造して,高サイクル熱疲労試験装置(SPECTRA)を開発した。 SPECTRAは,電磁ポンプにより600deg-Cと250deg-Cのナトリウムの混合割合を制御して内径66.9mm,肉厚11.1mm,全長1600mmの配管形状試験体内のナトリウム温度を正弦波状に変動することができる。この装置を用いてステンレス鋼における温度計測試験を実施し,以下の事項を確認した。(1)平均温度425deg-C,温度変動振幅200deg-Cにおいて,周期2秒40秒の範囲でナトリウム温度を正弦波状に変化させて,長期間,安定して試験を継続することができる。(2)温度変動振幅は,試験体軸方向に対して線形的に減衰する。(3)試験体板厚内の温度変動振幅の伝達特性は,既存の関係式と良く一致している。(4)短周期と長周期を重畳させた温度変動についても制御が可能である。今後は,本温度計測試験結果に基づいて,ステンレス鋼の試験体に対して正弦波温度変動試験を進める計画である。
大内 仁; 算用子 裕孝*; 鹿志村 卓男; 岸本 洋一郎; 河田 東海夫*; 堀江 水明; 田中 幸一*; 大西 清孝*
PNC TN8410 87-012, 98 Pages, 1986/12
本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において中燃焼度燃料溶解性に主眼を置いて実施した第9回ホット試験の結果をとりまとめたものである。 今回は,英国ドンレイ炉で,平均52600MWD/T照射後約13.1年冷却した燃料ピン2本相当を対象とし再処理試験を実施した。 溶解は初期硝酸濃度3.5M,沸点にて10時間保持という条件で行い,溶解性が「常陽」MK-1炉心燃料(40100MWD/T)と同等であることを確認した。抽出はミキサ・セトラを用い回収されたプロダクト液をマイクロ波により酸化物に転換した。
大内 仁; 田中 幸一*; 出光 一哉*; 小泉 努*
PNC TN8450 86-01, 182 Pages, 1985/12
本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において実施した第7回ホット試験の結果をまとめたものである。 試験には,燃焼度13.800MWD法T,冷却日数約1.4年の「常陽」MK-2燃料ピン3本を用いた。 溶解は,初期濃度3.5M硝酸を用い,90
で約10時間溶解した。溶解液はNOxガス吹き込みによる原子価調整を行った後,抽出工程に移送し,HAN(ヒドラキシルアミン)によりPu分配を行った。また,抽出で使用した30%TBP/n-ドデカンは,第6回ホット試験で使用したものを,アルカリ洗浄を行わず,そのまま使用した。その後,精製工程を経て,Mox粉末,U粉末へ転換回収した。 試験の結果,下記の知見が得られた。 1)90溶解を行ったところ,計算初期値の93%が溶解した。溶け残った燃料について,小型溶解を実施した結果,ほぼ全量が溶解した。 2)回収した不溶解性残渣の重量は,MOx燃料重量の1.47%に相当した。また,沈降させて回収した残渣(ビーカ回収残渣)は,55Rad/hであった。3)照射線量0.67Watt・hr/l,DBP濃度約150ppm使用済溶媒を用い共除染,分配試験を行ったところ,Zr95,Nb95の除染係数は,2桁オーダ,Total
は4桁オーダであった。また,プルトニウム,ウランのロス率は,1AWに対して,それぞれ0.2%,
0.1%,1BWに対して,それぞれ2
10-3%,0.1%であった。 4)プルトニウム精製は,セル内及びグローブボックス内で行い,除染係数はそれぞれ32,10であった。 また,グローブボックス内精製後のU含有量は,820ppm以下であった。 5)ウラン精製は,プルトニウム精製と同様に,セル内とグローブボックス内で行い,除染係数は,それぞれ310-3以上,12以上であった。また,グローブボックス内精製後のPu含有量は,2ppmであった。
堀江 水明; 大内 仁; 堀井 信一*; 橋本 力雄*; 田中 幸一*; 出光 一哉*; 算用子 裕孝*; 大西 清孝*
PNC TN845 84-07, 116 Pages, 1984/09
共除染工程のスクラブ段数を増やし2種のスクラブ硝酸を供給することによるFPの除去及び 95Z-の挙動把握を行う。 本報告書は高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において実施した第4回ホット試験のうち,調整工程から共除染・分配,精製,転換の各工程について,その結果をまとめたものである。 試験には高速実験炉「常陽」MK-1,燃焼度40,100MWD/Tの燃料ピン4本を第4回ホット試験(その1)で溶解した溶解液を用いた。今回は第1サイクルにおいてFPの除染及びウラン,プルトニウムの分配を行った。 試験を通して下記の知見が得られた。 1)調整のための下熱によりPuのほとんどが6価に酸化されたが,15倍当量のNOxを供給することにより4価に還元できた。 2)共除染工程でスクラブ段数をこれまでの9段から17段に増やしこの内9段に1.5M,8段に3Mのスクラブ硝酸を供給し試験を行った。この結果FPのDFは6105となった。また95Z-のDFは5103となった。 3)分配工程でのUプロダクト中のPu量及びPuプロダクト中のU量はそれぞれ0.86ppm, 2,400ppmであった。 4)共除染工程及び分配工程を継げて試験を行ったにもかかわらず,有機相廃液中へのU,Puロス率はUが
0.05%,Puが0.001%であった。
堀江 水明; 大内 仁; 堀井 信一*; 橋本 力雄*; 田中 幸一*; 出光 一哉*; 算用子 裕孝*; 大西 清孝*
PNC TN845 84-03, 77 Pages, 1984/06
本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において実施した第4回ホット試験のうち,溶解に関する結果をまとめたものである。▲試験には,高速実験炉「常陽」MD-I,燃焼度40,100MWD/T,冷却日数830日の燃料ピン4本を用いた。▲溶解試験は,溶解温度と溶解液(硝酸)濃度を変えた90,80,70-3.5MHNO及び90-2.5MHNOの4条件で行い,燃料ピンは1条件1本を使用した。▲試験の結果下記知見が得られた。▲1)溶解温度をパラメータとした試験のうち80以上ではウラン,プルトニウムの溶解挙動に違いはみられなかった。▲2)また,クリプトンの放出量と燃料の溶解量との良い相関関係を得た。▲3)溶解温度を70にした試験ではウランの溶解がプルトニウムよりも遅れ,燃料の溶解量とクリプトンの放出量にも良い相関関係が得られなかった。▲4)硝酸濃度を2.5Mと低くした試験ではウランの溶解がプルトニウムよりも遅れたが,プルトニウムの溶解とクリプトンの放出には良い相関関係が得られた。▲5)溶解温度70の場合を除いて溶解中にプルトニウムの6価が生成した。▲6)各溶解試験についてコア部燃料の0.40.6-/-の不溶解性残渣を回収した。▲
樫原 英千世*; 堀江 水明; 大内 仁; 根本 慎一*; 橋本 力雄*; 田中 幸一*; 出光 一哉*
PNC TN841 84-24, 312 Pages, 1984/01
高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において第3回ホット試験を行った。試験には高速実験炉「常陽」で40,100MWD/T燃焼後,648日冷却された燃料ピン4本を用いた。試験を通して下記の知見を得ることができた。1)反応中半連続的に硝酸を補給することにより硝酸濃度を約3Mと一定に保持した条件下で約4時間で溶解が終了した。2)溶解オフガス中のK85及び他の成分が溶解と同様に約4時間後にバックグランドレベルに戻った。3)不溶解性残渣は4ピン当り2.4g回収された。この量は燃料の0.19%に相当する。4)不溶解性残渣の成分はMo,Ru,Pdが主でPuは0.37(装荷Puの0.01%),Uは0.85%(コア部装荷Uの0.0046%)の含有率であった。放射能的にはRu106が99.7%を占め6.3Ci/gの比放射能であった。5)溶解液中の不溶解残渣のほとんどは自然沈降する。6)アルカリ洗浄を実施したTBPでもZr95は抽出器内でアキュムレーションを起す傾向を示していた。
樫原 英千世*; 篠原 輝寿*; 山本 徳洋*; 根本 慎一*; 橋本 力雄*; 田中 幸一*; 出光 一哉*; 算用子 裕孝*
PNC TN841 83-40, 48 Pages, 1983/05
東海事業所高レベル放射性物質試験施設(CPF)の再処理試験設備(A系列)において,ホット試験に先立ち,未照射天然ウランを用いての最終工程確認試験(ウラン試験)が上記期間中に実施された。これらの試験により,前回のウラン試験からの改良点や遠隔操作システム,種々のプロセス装置等の有効性を確認するとともに,高速炉燃料再処理ホット試験を行うための準備作業を完了した。
小林 重夫*; 樫原 英千世*; 篠原 輝寿*; 根本 慎一*; 上田 和隆*; 橋本 力雄*; 田中 幸一*; 算用子 裕孝*
PNC TN841 83-29, 112 Pages, 1983/05
東海事業所高レベル放射性物質試験施設(CPF)の再処理試験設備(A系列)において,ホット試験に先立ち,未照射天然ウランを用いてのウラン試験が上記期間中に実施された。A系列には,高速炉燃料再処理技術の基礎的試験を行うべく,小型の溶解槽やミキサセトラなどの試験機器が4つのセルに設置されており,これらは全てマスタスレ-ブマニプレ-タなどにより遠隔で操作されるよう考慮されている。高速実験炉「常陽」の照射済燃料を使用するホット試験に先立ち,3次にわたり,天然ウランを用いて,セル内各種機器類の特性や,それらの遠隔操作性を確認するための試験を実施した。これら一連のウラン試験の結果,機器特性や遠隔操作性に根本的な問題がないことが確認されたが,いくつかの改良することが望ましい点が指摘された。これらの対策について検討を進め,適切な処理を施すことにより,ホット試験が支障なく進められることを確認した。(JAERI M-83-158)
安田 麻里; 渡辺 幸一; 星 亜紀子; 田中 究; 亀尾 裕; 片山 淳; 樋口 秀和
no journal, ,
原子力機構では、福島第一原子力発電所事故で発生した放射性核種を含むたまり水(滞留水)の処理によって発生するスラッジ等の二次廃棄物の処理・処分方策の検討に資することを目的として、滞留水及びその処理水(滞留水等)の放射能データの取得を進めている。滞留水等は研究施設等廃棄物と異なり、比較的半減期の短い核種の放射能比が高いことから、これまで原子力機構が研究施設等廃棄物を対象として確立した分析フロー(従来法))をそのまま適用することができない。そこで、本検討では、試料に含まれる妨害核種となりうる線及び
線放出核種を沈殿分離により除去するなど、対象元素をより精密に分離するための操作を加えた新たな分析フローを構築し、滞留水等への適用性を確認した。
田中 究; 安田 麻里; 渡辺 幸一; 星 亜紀子; 片山 淳; 樋口 秀和; 亀尾 裕
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故では、放射性核種を含むたまり水(滞留水)が大量に発生し、その処理が進められている中で、それらの放射能分析が求められている。本検討では、これまでに研究施設等廃棄物を対象に確立した簡易・迅速分析法をもとに、Ni-59, Ni-63, Se-79, Sr-90, Tc-99及び線核種の分析フローを構築し、滞留水等への適用性を確認した。Ni-59, Ni-63の分析操作においては、測定試料にY-90やSb-125が混入することがわかり、これら核種を除去するため、新たに水酸化鉄共沈分離操作を追加した。その他の核種においては、構築した分析フローで精製した測定試料には、妨害核種が十分に除去されていることが確認できた。得られた滞留水等の分析値は、Ni-63が4.410
1.510
Bq/ml, Se-79が7.8101.610
Bq/ml、Sr-90が3.5102.910
Bq/mlとなり、Ni-59, Tc-99及び線核種は検出限界以下であった。
仁尾 大資; 中島 宏; 坂佐井 馨; 高宮 幸一*; 田中 進*; 熊田 博明*
no journal, ,
加速器中性子源を用いたホウ素中性子捕捉療法(加速器BNCT)が、様々な機関で研究されている。近年の加速器BNCTにおいては、0.5eV10keVのエネルギー範囲内の中性子束が10
(n/cm
/s)となる、大強度の中性子源が用いられ始めている。一方で、加速器中性子源は原子炉と比べて、時間変化が大きく安定性に欠けるため、治療時おけるリアルタイム中性子測定技術の開発は喫緊の課題である。そこで、本研究では上記の加速器中性子源におけるリアルタイム中性子測定技術の確立を目的とし、Eu:LiCaF製中性子検出器に関する測定技術の開発を行う。