プルトニウム研究1棟核燃料物質全量搬出作業

伊奈川 潤; 北辻 章浩; 音部 治幹; 中田 正美; 高野 公秀; 秋江 拓志; 清水 修; 小室 迪泰; 大浦 博文*; 永井 勲*; et al.

JAEA-Technology 2021-001, 144 Pages, 2021/08

JAEA-Technology-2021-001.pdf:12.98MB

プルトニウム研究1棟では、施設廃止措置計画に従い管理区域解除に向けた準備作業を進めており、その一環として実施した施設内に貯蔵する全ての核燃料物質の搬出を、令和2年12月のプルトニウム等核燃料物質のBECKYへの運搬をもって完了させた。今後計画されている他施設の廃止措置に活かすため、一連の作業についてまとめ記録することとした。本報告書では、運搬準備から実際の運搬作業の段階まで、核燃料物質使用許可の変更申請のための保管室の臨界評価、運搬容器の新規製作と事業所登録、運搬計画の立案・準備作業及び運搬作業等に項目立てして詳細を記録した。

Prediction of the drying behavior of debris in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station for dry storage

仲吉 彬; 鈴木 誠矢; 岡村 信生; 渡部 雅之; 小泉 健治

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1119 - 1129, 2018/10

https://doi.org/10.1080/00223131.2018.1480429

Treatment policies for debris from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is not decided, however, any policies may include medium and long term storages of debris. Dry storages may be desirable in terms of costs and handlings, but it is necessary to assess generating hydrogen during storages due to radiolysis of accompanied water with debris before debris storages. AlO, SiO, ZrO, UO and cement paste pellets as simulated debris were prepared, which have various porosities and pore size distribution. Weight changes of wet samples were measured at various drying temperatures (100, 200, 300, and 1000C) using a Thermogravimetry, under helium gas flow (50 cc/min) or reduced pressure conditions (reducing pressure rate: 200 Pa in 30 min). From the results, drying curves were evaluated. There is a possibility that cold ceramics can predict drying behaviors of ceramics debris as a simulation because all of the ceramics pellets generally showed similar drying characteristics in this experiment. The cement paste pellets indicated different behavior compared to the ceramics pellets, and the drying time of the cement paste pellets was longer even in 1000C conditions. It is necessary to decide the standard level of the dry state for a drying MCCI products which may be accompanied by concrete.

Dynamics of ion internal transport barrier in LHD heliotron and JT-60U tokamak plasmas

居田 克巳*; 坂本 宜照; 吉沼 幹朗*; 竹永 秀信; 永岡 賢一*; 林 伸彦; 大山 直幸; 長壁 正樹*; 横山 雅之*; 舟場 久芳*; et al.

Nuclear Fusion, 49(9), p.095024_1 - 095024_9, 2009/09

https://doi.org/10.1088/0029-5515/49/9/095024

LHDヘリオトロン装置とJT-60Uトカマク装置におけるイオン系内部輸送障壁形成と不純物輸送のダイナミックスの比較について分析した。特に、両装置においてイオン温度等を測定する荷電交換分光装置の高性能化が行われ、次のような新しい知見を得ることができた。まず、内部輸送障壁の形成位置について、JT-60Uでは形成位置が外側へ拡大しつつ局在化するが、LHDではターゲットプラズマに依存して内側あるいは外側に移動する。また、不純物輸送に関しては、JT-60Uでは内向きの対流があるのに対して、LHDでは外向きの対流によって不純物ホールが形成されることを明らかにした。LHDにおいて観測された外向きの対流は、新古典理論の予想と相反しており、今後さらなる分析を行う予定である。

溶存水素ガスの拡散移行に関する研究

村上 文啓*; 太田 正博*; 鈴木 雅之*; 樋口 和弘*

PNC TJ1277 98-001, 204 Pages, 1998/02

PNC-TJ1277-98-001.pdf:6.59MB

炭素鋼オーバーパックの腐食によって発生する水素ガスが、ベントナイト緩衝材中の間隙水に溶存した形態にて拡散移動していく現象を把握するため、諸外国において提案されている代表的な拡散試験方法について調査した。その結果、溶存水素ガスを対象としたベントナイト中のみかけの拡散係数は110-11110-9m2/sであることがわかった。また、拡散方程式を用いた溶存水素ガスの移動量について解析・評価を行い、試験装置の設計検討に反映させるためのシミュレーションを実施した。その結果、みかけの拡散係数を210-12210-10m2/s、水素発生速度を2.710-22.7Nm3/yとした場合、みかけの拡散係数が大きく水素発生速度が小さい場合には、オーバーパック周辺でのガス蓄積はなく、拡散支配であることがわかった。また、みかけの拡散係数が210-11m2/sの場合、水素発生速度が0.0181Nm3/y以下であればガス蓄積はなく、拡散支配となることがわかった。さらに、これらを踏まえて、我が国のベントナイト材料を対象とした拡散試験手法を選定し、試験装置の設計検討を実施した。

再処理施設周辺環境放射線監視年報 1992年(1月ー12月)

鈴木 猛; 渡辺 均; 清水 武彦; 須藤 雅之; 叶野 豊; 吉田 美香; 高畑 弘樹

PNC TN8440 93-006, 157 Pages, 1993/03

PNC-TN8440-93-006.pdf:5.53MB

東海事業所では、「動力炉・核燃料開発事業団東海事業所再処理施設保安規定、第VII編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、1992年1月から12月までの間に実施した環境モニタリングの結果を取りまとめたものであり、大気及び海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量当量算出結果についても併せて収録した。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

KENO-IVコードベンチマーク計算,9; UO燃料棒格子配列の3連クラスター

野村 靖; 片倉 純一; 下桶 敬則; 鈴木 雅之*

JAERI-M 9168, 34 Pages, 1980/11

JAERI-M-9168.pdf:2.21MB

モンテカルロ法コードKENO-IVと原研で新たに開発整備中の多群定数ライブラリーMGCLとの組合せにより、軽水タンク内のUO燃料棒格子配列の3連クラスターの体系の臨界実験データを用いて、ベンチマーク計算を実施した結果を報告する。実験体系には、3連クラスターばかりでなく1連クラスターを扱ったものもある。また中性子吸収板の付いたクラスターばかりでなく、これの付かないものもある。データの数は全部で48ケースとなり、これらについて実効増倍係数を計算すると、平均値0.9902の周りに標準偏差0.0028で正規分布をなし、実験体系のパラメータ変化に対する傾向は認められなかった。

キラルなスチルベンジアミンから誘導した四座のシッフ塩基を配位子とするY(III), La(III), Gd(III)単核錯体の合成と発光特性

鈴木 かおり*; 槌本 昌信*; 青柳 登; 渡邉 雅之; 中島 清彦*

no journal, , 

キラルなスチルベンジアミンから誘導した四座のシッフ塩基(L)を配位子とするY(III), La(III), Gd(III)単核錯体(CH)N[Ln(L)] (Ln=Y, La, Gd)を合成した。この錯体の発光について調べたところ、光学活性体とラセミ体の結晶で発光の色が異なることがわかった。そこで本研究では、これらのY(III), La(III), Gd(III)単核錯体の結晶性粉末の発光特性について検討した。発光スペクトルは、光学活性体とラセミ体の結晶では発光波長が異なるが、それぞれの結晶を乳鉢ですりつぶした化合物は同一の発光波長を示すことが明らかになった。

核融合DT中性子源FNSを用いた銅ベンチマーク実験

権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*; 鈴木 寛光*

no journal, , 

銅は磁場閉じ込め式核融合炉の超伝導コイルやIFMIFのような加速器中性子源で使われる材料で、核解析で用いられる銅核データの信頼性への要求は極めて高い。そこで原子力機構の核融合DT中性子源FNSで銅核データベンチマーク実験を実施し、放射化箔、核分裂計数管を用いて反応率を測定した。この実験解析をMCNPコード, 核データライブラリーJENDL-4.0, ENDF/B-VII.1(FENDL-3.0), JEFF-3.2を用いて行い、閾反応の反応率は計算値と実験値がよく一致しているものの、低エネルギー中性子に感度を持つ反応の反応率は計算値が実験値を大幅に過小評価することがわかった。銅核データを詳細に調べ、この過小評価を改善するには共鳴領域の弾性散乱、捕獲反応断面積を修正する必要があることを明らかにした。

Drying characteristics of simulated debris in a pretreatment process for dry storage

仲吉 彬; 鈴木 誠矢; 岡村 信生; 渡部 雅之; 小泉 健治

no journal, , 

福島第一原子力発電所からの燃料デブリ取出し後の処置方策は未定であるが、何れの方策でも中長期の収納・保管が必須となる。乾式保管は経済的にも取扱に関しても望ましいと考えられ、事前に保管中における燃料デブリに同伴する水分の放射線分解に起因する水素発生などの影響を評価しておくことが必要と考えられる。そのために、乾式保管の前処理の乾燥工程で、燃料デブリの物理形状や化学形態などがデブリの乾燥挙動に与える影響を理解することが重要となる。燃料デブリは、緻密なもの、クラックを有するもの、多孔質なもの、粒子状のものなど様々な形態で存在している。クラックや気孔はデブリの含水量及び乾燥に影響を与える重要な因子であると推定され、加えて乾燥温度はもちろん重要となる。気孔率, 細孔径分布を変化させたAlO, SiO, ZrO, UOセメントペーストペレットが用意された。同時熱分析装置を用いて、Heガス掃気(50cc/min.)または減圧(30分で200Pa)下で様々な温度(200, 300, 1000C)で100min.加熱しながら、含水試料から水分が蒸発することによる重量変化を測定した、得られた結果から乾燥特性曲線を評価した。

ニトリロトリアセトアミドによるランタノイド抽出パターンに対する計算化学研究

金子 政志; 渡邉 雅之; 鈴木 英哉; 松村 達郎

no journal, , 

ニトリロトリアセトアミド(NTAamide)は、分離変換技術におけるマイナーアクチノイド(MA)/ランタノイド(Ln)相互分離試薬の候補である。我々は、これまでにNTAamideによるAm/Eu分離メカニズムを密度汎関数法を用いて明らかにしてきた。本研究では、計算シミュレーションによるMA/Ln分離挙動の予測精度を向上することを目的として、溶媒抽出におけるNTAamideによる分配比のLnパターンに対して密度汎関数法を適用した。既報の単結晶構造を参照し、1つのLnイオンに対して2つのNTAamideが配位したモデル錯体[Ln(NTAamide)] (Ln = La, Ce, Nd, Sm, Eu, Gd)の、錯生成反応におけるギブズエネルギー変化を計算した。その結果、モデル錯体の構造は、Ln-N(amine)軸方向に3回回転軸、6回回映軸を有することが分かった。また、ギブスエネルギー解析の結果、Sm, Eu, Gd錯体はLa錯体に比べNTAamideの錯生成による安定化が大きく、実験による傾向と概ね一致した。