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伊藤 主税; 内藤 裕之; 西村 昭彦; 大場 弘則; 若井田 育夫; 杉山 僚; 茶谷 恵治
Journal of Nuclear Science and Technology, 51(7-8), p.944 - 950, 2014/07
被引用回数：30 パーセンタイル：90.86(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所の燃料デブリの取出しに向けた原子炉圧力容器・格納容器内の燃料デブリの位置や状況の把握に適用可能な検査技術として、ファイバスコープによる観察技術とレーザー分光による元素分析技術を組み合わせた光ファイバプローブを開発している。積算
線量100万Gyまで使用できる性能を目指し、ヒドロキシ基を1,000ppm含有させることにより耐放射線性を向上させた高純度石英光ファイバを試作して、線照射試験により放射線の影響による伝送損失の測定とイメージファイバによる可視光線及び赤外線観察を行った。その結果、光ファイバの耐放射線性能を確認でき、100万Gyまで観察及びLIBS分光が行える見通しを得た。
前田 茂貴; 伊藤 主税; 青山 卓史; 前田 幸基; 茶谷 恵治
Transactions of the American Nuclear Society, 103(1), p.581 - 582, 2010/11
高速実験炉「常陽」は、日本で最初に建設された高速炉である。1977年の初臨界以来、順調に運転を続け、設計,建設,約30年間の運転実績は、ナトリウム冷却型高速増殖炉の技術的知見の蓄積・向上、安全性及び信頼性を示すことができた。また、1982年には照射試験用のMK-II炉心に改造され、さらに2003年には照射能力を向上させるため、より高性能なMK-III炉心への改造が行われ、MA含有MOX燃料,ODS鋼被覆管燃料等の高速増殖炉の燃料・材料開発のための高速中性子照射場として利用されてきた。これらの技術的知見・データ保存の一環でMK-II炉心の炉心・燃料管理に関する諸データを炉心特性データベースとして公開し、OECD/NEAにも登録した。今後も高速増殖炉開発に貢献するべく、多くのデータを公開する予定である。また、現在は炉内干渉物対策で停止中であるが、再起動後には高速炉のみならず基礎・基盤的な研究用途への利用拡大を図り、世界で数少ない高速中性子照射炉及びプラント技術の実証の場として貢献していく予定である。
根岸 仁; 茶谷 恵治; 谷川 信吾
原子力年鑑2008, p.53 - 61, 2007/09
国は高速増殖炉サイクルの実用化調査研究フェーズ2の成果を評価し、ナトリウム冷却高速炉(酸化物燃料),先進湿式法再処理,簡素化ペレット法燃料製造の組合せを主概念に選定した。今後、原子力機構は、主概念に開発資源を集中的に投資し、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)としてその実用化を目指す。「もんじゅ」では、ナトリウム漏えい対策等の工事が順調に進められており、運転再開に向けた準備が行われている。性能試験を含め「もんじゅ」で得られる研究開発成果は、FBRの実用化に反映されていく。「常陽」は初臨界後、7万時間を超える運転を行い、FBRのための燃料・材料開発を行ってきている。また、外部利用の拡大等についても取り組んでいる。FBR開発の国際動向が活性化しており、GIF, GNEP, INPROなどの多国間協力,米仏等との研究協力を進めている。
若手研究者と語る研究開発の将来展望 -2003年2月7日開催-小井 衛; 茶谷 恵治; 長谷川 信
サイクル機構技報, (18), p.94 - 96, 2003/00
2003年2月7日、日本科学未来館において「高速増殖炉サイクル研究開発セミナー」を一般公開で開催した。本セミナーの概要を会議報告としてサイクル機構技報に掲載す。
茶谷 恵治; 柳沢 務; 近藤 悟
International Scientific-Practieal Confenence XXI; Nuclear Weapon Free Century, 0 Pages, 2001/00
プルトニウム、ウランを有効利用する核燃料サイクル技術の確立は日本の基本的な考え方であり、サイクル機構は、国内外の関係機関の協力を得ながらFBRサイクルの技術開発を行っている。これまでに、常陽、もんじゅの設計、建設、運転を通じてFBRサイクル技術を開発してきた。更に、平成11年度より電気事業者とFBRサイクルの実用化技術を2015年頃に立ち上げるプロジェクトとして実用化戦略調査研究を実施している。
礒崎 和則; 伊藤 和寛; 茶谷 恵治
動燃技報, (93), p.68 - 73, 1995/03
「常陽」高速炉燃料の性能実証試験の一環として計画している限界照射試験や万一の燃料破損発生時には、一次冷却系内に燃料ピン内の核分裂生成物(FP)が放出され、希ガスFP(Kr,Xe等)の大部分が原子炉容器内カバーガス内に移行する。よって、試験を行うためには、一次冷却系へ放出されたFPガスを高効率で回収し、既存の廃ガス処理系へ放出される廃ガスの放射能濃度を低減させる必要があった。このため、原子炉容器内のカバーガスを直接循環させ、FPガスを高効率で回収するカバーガス浄化系(CGCS)を開発した。開発においては、カバーガスであるアルゴンの液化によるCGCSの流路閉塞防止と、1回の回収運転で1,000㍑を超える液体窒素の消費量をいかに低減さして回収時間を延ばすかと言った課題があった。
Np消滅特性の測定と評価住野 公造; 茶谷 恵治; 鈴木 惣十
動燃技報, (92), p.43 - 48, 1994/12
大洗で進められている高速炉を用いたマイナーアクチニド(MA)の消滅処理に関する研究としてMA元素の代表であるNpの微量高純度試料を常陽MK-II炉心の各領域で照射してMAの燃焼特性を測定する手法を開発し、核計算法と核データの精度評価を行った。測定では微小バナジウムキャプセルに封入したNpの酸化物を照射試験用集合体に装荷し、中性子スペクトルの異なる「常陽」MK-II炉心の燃料領域や上下軸方向反射体領域にて照射した。照射前後に試料から放出される線スペクトルをGe半導体検出器で測定し、中性子捕獲で生成する
Puと核分裂により生成する
Cs生成量を定量し、Npの変換率を求めた。この結果、高速炉心でのNpの変換特性を把握する事が出来た。又「常陽」炉心管理コード等を用いて解析結果と測定値とを比較した結果、従来「常陽」の核特性計算で使用してきた3次元拡散計算と燃焼計算の解析精度を明示した。
茶谷 恵治; 伊藤 和寛; 伊藤 主税; Setyadi*; 鈴木 惣十; 圷 正義
PNC TN9410 94-032, 76 Pages, 1993/12
高速実験炉「常陽」では高速炉の保守,点検時における作業員の被ばく低減化を目的として,各定期点検器官を利用し,1次冷却系における放射性腐食生成物(CP)の管壁付着密度と線量率の測定を実施し,CP挙動解析コードの高度化に反映させてきた。これまでの7回の測定の結果,主要なCP核種は54Mnと60Coであり,54Mnは主中間熱交換器(IHX)から原子炉容器入口までのコールドレグ(HL)配管に,60Coは原子炉容器出口からIHX入口までのホットレグ(CL)配管に移行し易いことなどが明らかとなっている。本研究では8回目の測定である「常陽」の第10回定期検査期間中(今回)の測定結果を中心に実プラントにおけるCP挙動の評価を進めた。主な結果を次に示す。(1)1次冷却系内のCP付着分布および表面線量率分布は,過去の測定結果と同じ形状を示し,特異な傾向は観察されなかった。(2)今回の1次冷却系内のCP付着密度および表面線量率分布は,次に示すように飽和傾向を示した第9回定期検査期間中の測定値とほぼ同じであり,CPのビルドアップは飽和に達したと考えられる。1・1次主冷却系配管(Aループ)のCP付着密度は,HL,IHXから主循環ポンプ入口までのCL(1),主情感ポンプ出口から原子炉容器入口までのCL(2)について,それそれ,54Mnが約30kBq/cm2,約60kBq/cm2,約130kBq/cm2であり,60Coが約9kBq/cm2,約3kBq/cm2 ,約8kBq/cm2である。2・1次冷却系の表面線量率は,HLで約0.5mSv/h,CL(1)で約0.6mSv/h,CL(2)で約1mSv/hである。(3)測定値(E)と"PSSYCHE91"による計算値(C)のC/E値は,CP付着密度に対して0.9から1.5,線量率に対して1.6であり,計算値は測定値と比較的良く一致する。
礒崎 和則; 道野 昌信; 伊東 秀明; 伊藤 和寛; 茶谷 恵治; 鈴木 惣十; 圷 正義
PNC TN9520 93-006, 198 Pages, 1992/11
高速実験炉「常陽」では、燃料カラム部の中心に人工欠陥を設けた試験用要素を照射することにより、破損燃料位置検出(FFDL)装置の性能確認と原子炉容器内における核分裂生成物の挙動の評価等を目的としたFFDL炉内試験(2)を平成4年11月25日から12月9日にかけて実施する予定である。本資料は、FFDL炉内試験(2)に関する、「常陽」の運転及び監視方法、放射線監視方法及び試験装置等の実施要領をとりまとめたものである。
飯沢 克幸; 茶谷 恵治; 伊藤 和寛; 鈴木 惣十; 金城 勝哉; 圷 正義
PNC TN9410 92-345, 166 Pages, 1992/10
高速炉放射性腐食生成物(CP)挙動解析コード"PSYCHE"の改良整備と検証を目的として,高速実験炉「常陽」の運転経験を通じて得られたCP測定結果に基づき,1次ナトリウム冷却系と燃料洗浄廃液CP挙動について評価し,その機構の検討と解析モデルの検証を行った。得られた評価結果は次のとおりである。(1)1次ナトリウム冷却系配管・機器管壁に移行する主なCP核種は54Mn,60Coで,54Mnが最優勢である。それに対し炉心部CP付着に関連した燃料洗浄廃液中では60Coが最大核種で,外側反射体洗浄時の発生量が特に多くなる。これは粒子状放射性腐食生成物が炉内滞在中に更に放射化されたものである。(2)冷却系内の54Mnの管壁付着速度は,ホットレグ(HL)では炉心材料中の放射化生成に対応し推移するが,コールドレグ(CL)ではそれを越えて上昇する。そのためビルドアップはHLでは比較的早期に飽和するが,CLでは長時間にわたり持続した。60Coの管壁付着速度は,炉心での放射化生成と放出を通じて,燃料交換及び冷却材中酸素濃度の影響を強く受け,更に管壁付着物の剥離・再放出による変動を示す。これ等を勘案すれば60Coのビルドアップは全領域でほぼ同等で緩やかである。(3)54Mnの配管付着分布は初期にはHLが優勢であるが,付着速度のふるまいを反映して時間経過とともにCLが優勢となる。60Coの分布レベルはHLで優勢で時間経過にともなう分布パターンの変化は少ない。(4)54MnのHLでの付着機構は管壁中拡散であり,CLでは管壁面上での合金粒子形成が主である。60Coの付着機構はHLを含め全域的に管壁面上での合金粒子形成が主で,鉄分の多い微視的表面組織に取り込まれていると考えられる。(5)ナトリウム系内のCP挙動に関する「溶解・析出モデル」のモデルパラメータの感度調査と上記評価結果に基づく最適化により,解析コード評価制度(C/E)として,主配管部の54Mnと60Coのビルドアップに対して全期間を通じた平均でそれぞれ1.36及び1.03,線量率分布に対して1.61を得た。本研究から得られた結論は次のとおりである。「溶解・析出モデル」により1次系全域にわたる54Mnの挙動をよく再現できる。60Coの場合は主配管部等高流速部に対しては妥当な結果を与えるものの,粒子移行分が存在し,それ等は主ポンプオーバ
飯沢 克幸; 茶谷 恵治; 伊藤 和寛; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
PNC TN9410 92-224, 81 Pages, 1992/07
高速炉プラントの保守,点検時における作業員の被ばく低減化を目的として,高速実験炉「常陽」の定期検査期間を利用し,1次冷却系における放射性腐食生成物(CP)の管壁付着密度と線量率分布の測定を実施し,CP挙動機構の解明とCP挙動解析コード"PSYCHE"の検証を進めて来た。1次冷却系配管壁のCP付着密度の測定は高純度Ge半導体検出器を,配管及び中間熱交換器(IXH)及びポンプの表面線量率は熱蛍光線量計を用い,いずれも保温材表面で実施した。今回の第9回定期検査時の測定も含めこれまでに計7回の測定データが蓄積され,これにより実プラントにおけるCP挙動の評価を進めた。本研究により得られた結果は次の通りである。(1)1次ナトリウム冷却系内に蓄積する主要なCP核種は54Mnと60Coであり,54Mnが最優勢核種で60Coの約20倍に達する。(2)54MnはIHXから原子炉容器入口までのコールドレグ管壁に移行し易く,60Coは原子炉容器入口からIHX入口までのホットレグに移行し易い。(3)1次冷却系内の54Mnのビルドアップは44.5実効運転年(EFPY:54Mnの約4半減期)を経て,ホットレグで飽和に達し,コールドレグでもゆるやかな上昇あるいは変動を示す。即ち実際上の飽和性を示す時期に入り,表面線量率も約1.5mSv/hで概ね飽和に達したものと考えられる。IHXとポンプの線量率はそれぞれ約1.5,2.1mSv/hのレベルにあり,冷却材停留部と流動攪乱の大きな部位で線量率分布のピークを示した。(4)測定値(E)と"PSYCHE91"による計算値(C)を比較した結果,C/E値はCP付着分布に対して1.2,線量率分布に対して1.5が得られた。以上より,「常陽」1次主冷却系配管と機器におけるCP挙動は,機器内CPの定量化と予測精度向上等努力すべき課題を残すものの,その特徴が概ね明らかとなって来た。今後は,燃料洗浄・廃液処理系のCP評価に関連して,外側反射体等の炉心構成要素におけるCP挙動の評価と解明を進める必要がある。更に,CP制御因子の明確化とナトリウム中CPトラップ等のCP低減対策の実証を図る必要がある。
茶谷 恵治; 北村 高一; 飯沢 克幸; 枡井 智彦*; 長井 秋則; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
PNC TN9410 92-186, 63 Pages, 1992/06
大型炉設計での研究課題の1つでる炉心上部機構引抜き用キャスクの遮蔽厚の検討に反映させることを目的として,第9回定期検査時に交換した「常陽」制御棒駆動機構の上部案内管(UGT)の線量当量率の測定とUGT洗浄廃液の核種分析を行った。これにより,下記に示す測定評価結果が得られた。(1)UGTのナトリウム洗浄前後の線量当量率分布は,UGT下部(炉心中心側)からナトリウム接液面にかけて同じ軸方向減衰傾向を示し,放射性腐食生成物(CP)の全線量当量への寄与は無視できる。(2)UGTの内部構造を考慮して評価した線量当量率の相対分布は,UGT下部からナトリウム接液面までの距離で約4桁の減衰を示す。相対分布は,MK-I性能試験時に測定された核分裂計数管(235U)による中性子分布の相対分布とステライト肉盛された箇所を除いて良く一致する。(3)線量当量率測定値から算出した減衰率と2次元輸送計算コード"DOT3.5"により算出した全中性子束の減衰率は,約4桁の減衰に対してファクター3以内で一致し,"DOT3.5"により測定値を再現できることを確認した。(4)UGT洗浄廃液の核種分析結果と洗浄廃液量から推定した付着CP量は,180MBqであり,60Coが92%を占める。この結果は,高速炉CP挙動解析ード"PSYCHE"による予測値とファクター2以内で一致する。
庄野 彰; 茶谷 恵治; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
PNC TN9450 92-001, 156 Pages, 1992/03
1980年8月から12月にかけて米国オークリッジ国立研究所にて実施された軸方向遮蔽実験データ及びその実験に関するデータをまとめた。この実験は,高速炉の炉心上部へ漏洩する放射線を低減するために燃料集合体上部に設けられる軸方向遮蔽体の遮蔽特性を研究するために実施したものである。3種類の遮蔽設計概念,2種類の使用材料(ステンレス鋼と炭化ほう素)について,それらの特性を比較するための実験体系が構成された。この実験体系にガスプレナム領域のスペクトルを代表するものに変換された放射線ビームが入射され,実験体系後方に漏洩する中性子の特性が各種検出器により測定された。
茶谷 恵治; 庄野 彰; 鈴木 惣十; 金城 勝哉; 半田 博之*; 清水 康幸*; 門田 弘和*
PNC TN9410 92-076, 348 Pages, 1992/03
動力炉・核燃料開発事業団は、米国エネルギー省(DOE)との共同研究としてオークリッジ国立研究所(ORNL)の原子炉施設TSF(Tower Shielding Facility)を用いて大型炉遮蔽ベンチマーク実験(JASPER計画、Japanese American Shielding Program of Experimental Researches)を実施している。本報告書は、平成3年度に実施したJASPER実験解析、既存TSF実験解析および遮蔽解析手法の検討等について研究成果をまとめたものである。以下に、主要な研究成果を記す。(1)JASPER実験解析平成3年度は、平成2年8月から12月にかけて実験が行われた軸方向遮蔽実験の解析を中心に実施するとともに、平成3年2月から9月にかけて実験が行われた炉内燃料貯蔵(IVS)実験の解析も一部実施した。解析には、JASPER実験解析で標準的に採用している高速炉遮蔽解析システムを用いた。(軸方向遮蔽実験解析)本研究は、燃料集合体の上・下部に設けられる軸方向遮蔽体の遮蔽特性を研究するため、B4 Cまたはステンレス鋼を遮蔽材とした4種類の実験供試体を用いて実施された。平成3年度の本実験解析の結果、次の結論を得た。
竹内 則彦*; 茶谷 恵治*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 87-182, 79 Pages, 1987/12
高速増殖大型炉の燃料取扱系の最適化を図ることを目的として、IVS方式(In-Vessel Storage;炉内貯蔵方式)とEVS方式(Ex-Vessel Storage;炉外貯蔵方式)の燃料取扱系について設備設計を実施し、比較検討を行った。IVS方式については、空気セルの削除及び使用済燃料の稠密貯蔵化を図り、その成立性を確認した。これによって、要素技術設計研究(2)で実施された設計の約13%が削減された。EVS方式については、保持筒内ナトリウムポットEVS方式に成立性があり、最大20kwの崩壊熱を持つ使用済燃料が貯蔵出来ることがわかった。EVS方式は設備物量の観点からも、IVS方式に競合出来、(1)炉容器径の縮小化、(2)ナトリウム系から水系への燃料移送プロセスの削除、(3)炉外NISの実現化のために、高速増殖大型炉の燃料取扱系として有望な概念であると考えられる。
飯沢 克幸; 茶谷 恵治; 伊藤 和寛; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
Liquid Metal Systems; Material Behavior and Physical Chemistry in Liquid Metal Systems 2, ,
原子炉累積運転時間にして約40,000時間にわたる高速実験炉「常陽」の1次冷却系内放射性腐食生成物(CP)挙動推移に関するデータ等により,冷却内のCPビルドアップ,管壁付着速度,付着分布の解析評価を行い次の結論を得た。1.Na冷却系内に移行する主なCP核種は54Mn,60Coで,54Mnが最優勢で60Coの約20倍である。2.54Mnのビルドアップ傾向はホットレグ(HL)とコールドレグ(CL)で異なり,HLでは早期に飽和したがCLでは長期化した。60Coのそれはゆるやかで燃料交換やNa中酸素濃度の影響を受け易い。3.54Mnの付着分布とその推移はHLとCLで異なり,HL付着は拡散,CL付着は表面析出物形成と推定される。60Co付着分布はHL,CLとも相似し,その機構は全域的に表面析出物形成と考えられる。4.CP挙動解析コードの評価精度として全期間を通じてC/E=1.02.5が得られた
青山 卓史; 伊藤 主税; 大川内 靖; 前田 茂貴; 鈴木 惣十; 茶谷 恵治; 竹田 敏一*
no journal, ,
大学等における教育研究活動を支援するため、これまで個別に対応してきた「常陽」関連施設における学生実習を体系的で効果的に実施できるシステムを構築した。実習内容は、これまで実績のある「常陽」の運転データ用いた炉物理解析実習,原子炉シミュレータを用いたフィードバック反応度特性実習,放射化箔法による中性子照射量測定実習に加え、レーザによる極微量同位体分析実習,放射性物質の放射化学分析実習のテーマとし、原子力専攻に限定されない幅広い学生が参加できるものとした。本実習システムは、大学教育の専門家によるレビューを受けるとともに試行を行い、2008年から運用を開始した。また、フランス原子力庁からのインターンシップ生の受け入れも行っている。本実習システムにより、原子炉施設等を用いた教育が可能となり、実践的な技術・技能を習得した学生の育成と大学との連携強化への貢献が期待できる。
青山 卓史; 前田 幸基; 茶谷 恵治
no journal, ,
中性子や線の照射環境で使用される原子炉構造材料の研究開発では、照射損傷による材料の特性変化、特に、高照射領域の材料挙動,照射損傷の形成過程,照射損傷の蓄積による微細組織変化,原子炉機器の挙動変化を把握し、照射の影響を受けにくい材料(耐照射性材料)の開発や、照射による材料変化を考慮した構造強度評価による原子炉機器等の設計法や維持基準を作成する必要がある。「常陽」は、高い高速中性子束密度に加えて、幅広い照射試験の許認可,高度な照射技術を有し、試験目的に応じた柔軟な運転により、上記の研究開発に資する照射試験を実施してきた。また、「常陽」の周辺には、照射後の燃料・材料をホットセル内に受け入れ、さまざまな照射後試験を実施する施設が設置されており、総合的な高速中性子照射施設群を形成している。本報は、日本原子力学会2010年秋の大会材料部会企画セッション「材料研究開発における高速中性子照射試験の役割」において、高速実験炉「常陽」の照射機能と役割を概説するものである。
関根 隆; 北村 了一; 前田 幸基; 茶谷 恵治
no journal, ,
高速炉の炉容器内は停止中も常時ナトリウム(約200
C)が充填され、線量率は最大約300Gy/hに達する。また、炉容器内へのアクセスルートも限られているため、炉容器内観察・補修装置には、耐熱性,耐放射線性,遠隔操作性が要求される。「常陽」では、平成19年に確認した炉内干渉物の発生を契機に、炉容器内観察・補修技術開発を進め、さまざまな炉容器内観察・測定・試験を実施し、これらの結果に基づいて再起動計画を検討している。今後、平成26年度の「常陽」の運転再開を目標として、UCSの交換及びMARICO-2試料部の回収を進めるとともに、高速炉の炉容器内の観察・補修技術の開発成果と実績を、「もんじゅ」、実証炉等の保全技術開発に反映する。
北村 了一; 関根 隆; 前田 幸基; 茶谷 恵治
no journal, ,
高速炉の原子炉容器内は停止中もナトリウム(約200C)が充填され、線量率は最大約300Gy/hに達する。また、原子炉容器内へのアクセスルートも限られ、原子炉容器内観察・補修装置には、耐熱性,耐放射線性,遠隔操作性が要求される。「常陽」では、平成19年に発生した炉内干渉物による燃料交換機能の一部阻害を契機に、原子炉容器内観察・補修技術開発を進め、さまざまな観察・測定・試験を実施し、これらの結果に基づいて燃料交換機能復旧計画を検討している。今後、平成26年度頃の復旧を目標に、UCSの交換及びMARICO-2試料部の回収を進め、高速炉の原子炉容器内観察・補修技術の確立に供するとともに、耐熱性,耐放射線性,遠隔操作性が要求される環境下での観察・補修技術へ反映する。
