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高野 利夫; 野沢 幸男; 花田 也寸志; 小野 勝人; 金沢 浩之; 二瓶 康夫; 大和田 功
デコミッショニング技報, (42), p.41 - 48, 2010/09
日本原子力研究開発機構東海研究開発センター原子力科学研究所のホットラボは、昭和36年に建設され、機構内外における核燃料物質及び原子力材料の照射挙動の研究・開発に貢献してきたが、旧原研東海研究所において策定された「東海研究所の中期廃止措置計画」により、平成15年(2003年)4月から廃止措置を開始した。廃止措置は、鉛セルの解体・撤去,コンクリートケーブの汚染除去,管理区域の解除の順に行い、建家の一部は、所内の未照射核燃料物質の一括管理や大強度陽子加速器施設(J-PARC)の運転によって発生する放射化機器の一時保管施設として再利用する計画である。これまでに、鉛セル18基の解体・撤去作業が完了し、残り20基の鉛セルの解体・撤去作業として、セル内装機器の解体・撤去,汚染状況調査及びセル解体により発生する放射性廃棄物量の評価を行った。さらに、コンクリートケーブの汚染除去,建家の管理区域解除までを行う廃止措置全体計画に関する、基本的な考え方に基づいて作業手順を具体化するため、基本シナリオの策定を行った。
野沢 幸男; 高野 利夫; 関野 甫
JAEA-Technology 2007-019, 23 Pages, 2007/03
JAEA-Technology-2007-019.pdf:5.38MB
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所(以下、原科研)のホットラボ(RHL)は、原科研の中期廃止措置計画において老朽化による廃止措置対象施設となっている。ホットラボの廃止措置計画では、不用品の解体・撤去,放射性廃棄物の処分,38基の鉛セルの解体・撤去,コンクリートケーブ等の最終汚染除去,不要な特定施設設備の解体・撤去等について部分的・段階的に廃止措置を実施し、使用施設としての設備規模の縮小を計画的に進めることにより合理化を図ることとしている。これまでに鉛セル18基の解体・撤去が完了している。
安田 良; 三田 尚亮; 西野 泰治; 仲田 祐仁; 野沢 幸男; 原田 克也; 串田 輝雄; 天野 英俊
Nuclear Technology, 151(3), p.341 - 345, 2005/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)照射済燃料・材料の表面微細組織観察をするために原研・燃料試験施設に設置した。FE-SEMは、オペレーターの安全を確保するために、遮へい容器に据え付けられた。その遮へい容器には遠隔操作を円滑に進めるためのマニプレータ等の機器が取り付けられている。また、放射線の影響を低減させるためのコリメータを取り付けたEDSも、観察領域の組成分析をするために設置された。設置後、性能確認のために、金蒸着膜,水素処理したジルカロイ被覆管を観察試験した。その結果、良好な画像が取得できたことから、改造・設置後も所期性能を保っていることを確認した。
安田 良; 西野 泰治; 三田 尚亮; 仲田 祐仁; 原田 克也; 野沢 幸男; 天野 英俊
JAERI-Tech 2002-081, 34 Pages, 2002/10
JAERI-Tech-2002-081.pdf:11.76MB
発電コストの効率化及び廃棄物の低減を目的として軽水炉燃料の高燃焼度化が計画されているが、高燃焼度化に伴う燃料挙動の変化に関する情報が、燃料の安全評価上必要とされている。燃料を高燃焼度化した場合、燃料ペレット及びジルカロイ被覆管にリム組織,水素化物などさまざまな微細組織が形成され、燃料の燃焼挙動に影響を及ぼすことが懸念されている。これらの微細組織の形成機構を検討するために、燃料・材料の表面微細組織の形状,寸法及び組成に関する知見が重要となる。日本原子力研究所ホット試験室では、微細組織の観察に有効である高分解能走査型電子顕微鏡を燃料試験施設に開発・整備した。本装置は、高放射性物質を試料として使用するため、遠隔操作式であり、遮へい能力,耐震性及び負圧維持を十分に担保した遮へい体並びにマニプレータ等の付属機器を設置し、安全性及び操作性を考慮した構造とした。また、組成分析するために可変型コリメータなどを組み込んだ高放射性試料対応エネルギー分散型検出器(EDS)を設置した。ジルカロイ水素吸収管及び酸化膜形成管を用いた特性試験を行った結果、高倍率10,000~30,000倍でも鮮明な撮影が可能であり、所期性能が維持されていることを確認した。
C湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔; H.Nabielek*; 関野 甫; 野沢 幸男; 高橋 五志生
Journal of Nuclear Materials, 224, p.85 - 92, 1995/00
被引用回数：57 パーセンタイル：97.16(Materials Science, Multidisciplinary)ZrC被覆UO
燃料粒子からの核分裂生成物の放出挙動について、1600C、4500時間の照射後加熱試験により調べた。核分裂ガスの放出の監視及び加熱後の粒子の試験結果から、加熱中の粒子の内圧破損は生じていなかった。粒子研磨面観察では,ZrC層のパラジウム腐食及び熱的劣化は観察されなかった。核分裂生成物の
Cs、
Cs、
Ru、
Ce、
Eu、及び
Euは、照射後加熱中に被覆層を通って粒子外へ放出された。ZrC被覆層におけるCsおよびRuの拡散係数を放出曲線から評価した。ZrC層のCs保持能は、SiC層よりも、たいへん優れていることが明らかになった。
芝 清之; 塚田 隆; 中島 甫; 園部 清美; 喜多川 勇; 松島 秀夫; 関野 甫; 野沢 幸男; 高橋 五志生; 糸永 文雄; et al.
JAERI-M 92-166, 27 Pages, 1992/11
平成3年度に原研及び動燃による共同研究として開始した「中性子照射材料の破壊特性評価試験」のうち、東海研ホットラボにおいて実施した電気化学的腐食試験の結果について報告する。原研では平成元年度より炉心構造材料の照射腐食割れの研究を行っている。照射腐食割れの発生機構を研究するには、照射材の応力腐食割れ試験とともに耐食性に対する照射の影響について調べることが必要である。本研究では、高速実験炉「常陽」において7
10
n/cm
まで照射された燃料集合体ラッパー管材を試料として、遠隔操作型電気化学測定装置により、電気化学的再活性化(EPR)試験及び過不働態電位域において定電位電解試験を実施した。これらの試験の結果として、原子炉中性子照射に起因すると考えられる耐食性の劣化が検知された。
椎名 秀徳; 野沢 幸男; 小野 勝人; 西 雅裕; 高野 利夫; 石川 明義
no journal, ,
The Research Hot Laboratory (RHL) in Japan Atomic Energy Agency (JAEA) is the first facility in Japan for the post irradiation examination (PIE) on reactor fuels and structural materials, which had contributed to advancement of the fuels and materials since 1961. The building of RHL consists of two stories above ground and a basement, in which 10 heavy concrete and 38 lead cells were installed. In RHL, all operations for PIE had been completed in 2003. Then the decommissioning program has been implemented in order to promote the rationalization of research facilities in JAEA. As the first step of the program, PIE apparatuses and irradiated samples were removed from the cells, which have been managed as radioactive wastes. The dismantling of lead cells was initiated in 2005. At present 20 lead cells are successfully dismantled. This paper shows technical review of dismantling operations and waste management for the lead cells.
