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報告書

もんじゅ模擬燃料集合体製造に係る技術報告

榊原 博; 青木 伸廣; 武藤 雅祐; 小田部 隼; 高橋 謙二*; 藤田 直幸*; 檜山 和彦*; 鈴木 宏和*; 鴨川 敏幸*; 横須賀 徹*; et al.

JAEA-Technology 2020-020, 73 Pages, 2021/03

JAEA-Technology-2020-020.pdf:8.26MB

高速増殖原型炉もんじゅでは、現在、廃止措置が進められており、その第一段階として、炉心に装荷している燃料を取り出す工程がある。炉心の燃料集合体は、エントランスノズルが炉心支持板の連結管に挿入され自立しており、周辺の集合体によりパッド部を介して支え合い炉心体系を維持する構造となっている。そのため、燃料を取り出した場所に模擬燃料集合体を装荷し、燃料集合体を安定させる必要があった。このような背景を受け、もんじゅ炉心燃料集合体の製造経験のあるプルトニウム燃料技術開発センターへ、もんじゅ側から模擬燃料集合体の製造依頼があり、製造を行った。この報告書は、装荷する模擬燃料集合体の設計、製造、出荷について報告するものである。

論文

Demonstration of remote fabrication for FBR MOX fuel at the PFPF

高橋 三郎; 菊野 浩; 白茂 英雄; 久芳 明慈; 安部 智之; 武田 誠一郎

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、1966年から現在まで40年以上にわたってMOX燃料の技術開発を行い、さまざまな経験・知見を蓄積してきた。プルトニウム燃料第三開発室(PFPF)は、それまでの第一及び第二開発室における技術開発及び運転の経験を踏まえ、1988年に世界に先駆けて遠隔自動化設備を導入し、これまで高速炉「常陽」,高速増殖炉「もんじゅ」の燃料を製造してきた。これらの燃料製造を通して、ホールドアップ問題など運転上多くの経験を積んできた。これらの経験を踏まえ、工程設備を新たに開発するとともにプロセス技術を改良してきた。その結果、製造設備の接触型保守技術を持った、遠隔自動運転によるMOX燃料製造技術がPFPFにおいて実規模レベルで実証された。

論文

The H-Invitational Database (H-InvDB); A Comprehensive annotation resource for human genes and transcripts

山崎 千里*; 村上 勝彦*; 藤井 康之*; 佐藤 慶治*; 原田 えりみ*; 武田 淳一*; 谷家 貴之*; 坂手 龍一*; 喜久川 真吾*; 嶋田 誠*; et al.

Nucleic Acids Research, 36(Database), p.D793 - D799, 2008/01

 被引用回数:51 パーセンタイル:71.37(Biochemistry & Molecular Biology)

ヒトゲノム解析のために、転写産物データベースを構築した。34057個のタンパク質コード領域と、642個のタンパク質をコードしていないRNAを見いだすことができた。

報告書

燃料製造機器試験室における試作機による試験報告書

三島 毅; 郡司 保利; 菊野 浩; 岡本 成利; 村上 隆; 佐藤 俊一

JNC TN8410 98-007, 201 Pages, 1998/11

JNC-TN8410-98-007.pdf:30.03MB

プルトニウム燃料加工施設(以下「Pu-3ATRライン」と言う。)については、平成2年度までに実施してきた設計及びプルトニウム燃料第三開発室FBRラインの運転経験に基づく知見を踏まえて、平成4年度Kら5年度にかけて調整設計を実施し、設備製作発注に備えることとしていた。この調整設計においては、ペレット製造工程設備の処理能力及び性能の向上を図るため、これまでに動燃事業団として実績のない(1)ロータリープレス機、(2)大型バッチ式焼結炉、(3)大型乾式研削設備に着いて試作機による確認試験を実施し、Pu-3ATRライン設備の製作設計に反映する予定としていた。これらの設備については、燃料製造機器試験室に据え付け、平成7年4月のプルトニウム燃料工場技術評価検討会にて承認された「燃料製造機器試験室における試作機による試験計画書」(焼結設備の試験は除く)を基本として、模擬原料及びウラン原料粉末を用いて性能、メンテナンス性及びホールドアップ対策確認等の観点から試験を実施した。なお、焼結設備については、運転上の安全性及びメンテナンス性の観点から試験の中止を技術評価検討会の了承を得たものの、プルトニウム燃料工場燃料製造施設建設室の判断にて可能な範囲で試験を実施した。本報告書は、コールド試験結果と一部実施したウラン試験の結果についてまとめたものであり、大型バッチ式焼結炉については導入が不可能であるものの、ロータリープレス機及び研削設備については、課題は残っているもののMOXを使用した試験により性能を確認した上で導入を図るべきとの結論に至った。

口頭

Development of gloves and their quality management in JAEA

菊野 浩

no journal, , 

第5回INSAF/MOX-WG会合において、プルトニウム燃料技術開発センターにおけるグローブの開発と品質管理について紹介する。

口頭

Am含有MOX粉末を用いた遮蔽材のガンマ線遮蔽効果測定及び解析コードとの比較

岡田 豊史; 柴沼 智博; 本田 文弥; 米野 憲; 菊野 浩

no journal, , 

MOX中のプルトニウムは、分離精製からの時間経過に伴い$$^{241}$$Puの$$beta$$崩壊により$$^{241}$$Amが生成するため、その取扱いにおいては$$^{241}$$Amが放出する約60keVの低エネルギーのガンマ線に対する遮蔽対策が重要となる。また、$$^{241}$$Amを含むMOXの線量率の測定データは貴重なデータとなる。本研究では$$^{241}$$Amを含有するMOXを線源とし、遮蔽材の厚さと測定距離を変化させてガンマ線の線量率を測定した。また解析コードを用いて解析・検証を行い、遮蔽材の遮蔽性能を解析コードで評価できることを確認した。

口頭

もんじゅ模擬燃料集合体の設計・製造

榊原 博; 青木 伸廣; 武藤 雅祐; 小田部 隼; 高橋 謙二*; 藤田 直幸*; 檜山 和彦*; 鈴木 宏和*; 鴨川 敏幸*; 横須賀 徹*; et al.

no journal, , 

現在、高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置は第1段階と呼ばれる燃料体取出し期間にある。この炉心燃料集合体の取出し作業では、その取出し箇所に、代替構造物である模擬燃料集合体を装荷する必要がある。模擬燃料集合体は、炉心燃料集合体と外観形状こそ同じものの、核燃料ではないためその内部構造は異なる。原子力機構のプルトニウム燃料技術開発センターでは、この模擬燃料集合体を設計し、製造を行った。設計にあたり、炉心燃料集合体の重量の模擬やナトリウム流路の確保等の設計要求事項に加え、残部材の活用、プルトニウム燃料第三開発室の既存設備を使用すること等を考慮した。また製造にあたり、事前に模擬燃料集合体組立の作業性等を確認し、抽出した課題について対策を行った。結果、模擬燃料集合体120体について、炉側の製造打診から納入まで約3年で完遂した。本発表では、模擬燃料集合体の設計・製造について報告する。

口頭

プルトニウム取扱施設等への電動ファン付き全面マスクの導入

塩谷 聡; 中川 貴博; 山崎 巧; 立原 丈二; 周治 愛之; 菊野 浩

no journal, , 

原子力機構では、Pu取扱施設等における作業員の負担軽減・安全性向上(内部被ばく防止)を図るために、当該施設で使用する呼吸用保護具として、新たに「電動ファン付き全面マスク」を導入した。本マスクの導入にあたり、JISに準ずる漏れ率測定試験を実施したので、その結果を報告する。本試験では、チャンバー内に本マスクを装着した被験者が入り、その中で定められた動作(踏み台昇降等)を行う間に、チャンバー内及び面体内のNaCl濃度を測定して漏れ率を算出した。被験者数は10名である。試験の結果、本マスクの漏れ率は、電動ファン停止時でも$$<$$0.01%(防護係数: $$>$$10,000)であり、高い防護性を有していることを確認した。

口頭

Am含有MOXの線量率測定方法の改善と遮蔽解析コードを用いた評価の向上

岡田 豊史; 堀井 雄太; 坪田 陽一; 米野 憲; 菊野 浩

no journal, , 

本研究では、$$^{241}$$Puの$$beta$$崩壊に伴い生成した$$^{241}$$Amを含有するMOX及びPuO$$_{2}$$を線源としたガンマ線線量率を測定し、その結果を利用し、遮蔽材の遮蔽性能を考慮した作業員の被ばく線量を、遮蔽解析コードで精度良く評価することを目的とする。線量率の測定に用いたMOXは気密構造のグローブボックス内で取り扱われるため散乱線の影響が大きく、また、近隣の設備の影響からバックグラウンドが高い測定環境であり、これが実測値と解析コードによる計算値に差が生じる一因となっていた。このため、測定方法を改善(線源の配置見直し、シャドーシールド法による散乱線の除去)し、従来の評価に比べ実測値と計算値(解析コード: ANISN)の差が小さい測定データを取得することができた。更に、同測定値を用いて、放射線挙動を模擬するモンテカルロ計算コードPHITSによる解析でも同様の評価ができることを確認し、PHITS導入の見通しを得た。

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