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甲斐 哲也; 内田 敏嗣; 木下 秀孝; 関 正和; 大井 元貴; 涌井 隆; 羽賀 勝洋; 春日井 好己; 高田 弘
Journal of Physics; Conference Series, 1021(1), p.012042_1 - 012042_4, 2018/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.11(Nuclear Science & Technology)At J-PARC an Off-gas processing system has been utilized to a purging process before the target vessel replacement and an air-flow control procedure to minimize radioactivity release during the replacement. In 2011 the first replacement was carried out after a 500 MWh operation, and the tritium release was measured. It was suggested that the tritium release must be less than that measured at the replacement in 2011 even at the nominal operation of 5,000 MWh. Some procedures of an air-flow control and a rubber plug insertion have been introduced from the replacements in 2013, resulting that the amount of tritium release could be reduced to less than that released in 2011 at the nominal operation.
甲斐 哲也; 春日井 好己; 大井 元貴; 粉川 広行; 羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 関 正和; 原田 正英
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.380 - 383, 2014/04
J-PARC物質・生命科学実験施設の核破砕中性子源では、水銀ターゲットに1MWの大強度陽子ビームを照射し、中性子を生成する。陽子ビーム照射による水銀の核破砕反応により、中性子のみならずさまざまな放射性核種が生成される。著者らは粒子輸送計算コードNMTC/JAM, MCNP/4C及び各種の崩壊生成計算コードDCHAIN-SP 2001による評価を行い、放射性核種の取扱いシナリオを構築した。本発表では、その具体例として、水銀循環設備や気体廃棄物処理設備の設計において、評価結果がどのように活用されたか報告する。また、主としてキセノンやトリチウムの挙動について、施設の運転経験から得た知見を紹介する。報告内容は、核破砕生成物の取扱いに関する知見、液体金属をターゲットとする大強度加速器中性子源や核変換システムなどに役立つことが期待される。
勅使河原 誠; 木下 秀孝; 涌井 隆; 明午 伸一郎; 関 正和; 原田 正英; 伊藤 学; 鈴木 徹; 池崎 清美; 前川 藤夫; et al.
JAEA-Technology 2012-024, 303 Pages, 2012/07
JAEA-Technology-2012-024.pdf:46.04MB
J-PARC構成施設のひとつ核破砕中性子源である物質・生命科学実験施設(MLF)では、中性子を発生するため3GeVまで加速された陽子ビームが、水銀ターゲットに入射する。高エネルギーの陽子や中性子に晒された機器(ターゲット容器,モデレータ,反射体及び陽子ビーム窓)は、照射損傷を受けるため、定期的な交換保守を必要とする。使用済み機器は高度に放射化され、遠隔による交換保守が必要となる。使用済みの機器の交換保守が行える保守シナリオを構築し、必要な設備をホットセル内及びMLF内に導入した。保守シナリオの整合性を確認するため実機を用いて予備試験を行った。本報告書では、使用済み機器(モデレータ・反射体,陽子ビーム窓を対象)について、予備試験を通して得られた知見をもとに、使用済み機器の取り扱いに反映することを目的とし、交換保守に関する問題点と解決策等を報告する。
木下 秀孝; 涌井 隆; 松井 寛樹; 前川 藤夫; 春日井 好己; 羽賀 勝洋; 勅使河原 誠; 明午 伸一郎; 関 正和; 坂元 眞一; et al.
JAEA-Technology 2011-040, 154 Pages, 2012/03
JAEA-Technology-2011-040.pdf:8.08MB
物質・生命科学実験施設(MLF)で発生する放射化機器については、高度に放射化しているものが多く、簡易な保管設備では保管できない。これまで、MLFの放射化物を対象として、原子力科学研究所内施設を利用した保管についての検討を行ってきたが、具体的な実施計画等の立案には至っていない。本報告では、MLFで発生する機器の概要や保管計画検討の経緯,現状での放射化機器発生予定,保管予定施設の状況についてまとめた。放射化機器の発生予定と保管予定施設(ホットラボ)の計画を照らし合わせた結果、双方の計画には隔たりがあることがわかった。また、ホットラボにおいて、現在の建物の状態や保管設備として利用するために必要な改修に関してコスト評価を行った結果、ホットラボを利用することに新規施設の建設と比較して優位性を見いだせないと結論できた。このため、新規施設建設に向けた検討を早急に行うこととした。
酒井 健二; 坂元 眞一; 木下 秀孝; 関 正和; 羽賀 勝洋; 粉川 広行; 涌井 隆; 直江 崇; 春日井 好己; 達本 衡輝; et al.
JAEA-Technology 2011-039, 121 Pages, 2012/03
JAEA-Technology-2011-039.pdf:10.87MB
本報告では、東日本大震災の発生時におけるJ-PARC物質・生命科学実験施設(MLF)の中性子源ステーションの挙動,被害,復旧状況を調査し、本ステーションの緊急事態に対する安全設計について検証する。大震災発生時、MLFでは、幾つかの機器で大きな揺れを検知した後、外部電源が喪失し、全循環システムが自動停止した。水素は設計通り屋外に放出され、機器異常による水銀,水素,放射性ガスの漏えいも生じなかった。一方、激しい揺れは、遮蔽体ブロックのずれ、建屋周辺の地盤沈下による外部供給配管の破断を引き起こした。この配管破断による圧縮空気の圧力低下は、水銀ターゲット台車固定装置などに影響を及ぼしたが、主要機器の大きな破損までは至らなかった。これらの結果は、本ステーションの緊急事態に対する安全設計の妥当性を実証できたとともに、幾つかの改善点も見いだされた。
酒井 健二; 二川 正敏; 高田 弘; 坂元 眞一; 前川 藤夫; 木下 秀孝; 関 正和; 羽賀 勝洋; 粉川 広行; 涌井 隆; et al.
Proceedings of 20th Meeting of the International Collaboration on Advanced Neutron Sources (ICANS-20) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/03
本報告では、東日本大震災の発生時におけるJ-PARC物質・生命科学実験施設(MLF)の中性子源ステーションの挙動、被害状況を調査する。大震災発生時、MLFでは幾つかの機器で大きな揺れを検知した後、外部電源が喪失し、全循環システムが自動停止した。水素は設計通り屋外に放出され、機器異常による水銀, 水素, 放射性ガスの漏えいも生じなかった。一方、激しい揺れは遮蔽体ブロックのずれ、建屋周辺の地盤沈下による外部供給配管の破断を引き起こした。この配管破断による圧縮空気の喪失は、圧空シリンダーを用いた固定装置や空気操作弁などに影響を及ぼしたが、主要機器の大きな破損までは至らなかった。これらの結果は、本ステーションの緊急事態に対する安全設計の妥当性を実証した。
佐藤 聡; Verzilov, Y.*; 落合 謙太郎; 和田 政行*; 沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; 関 正和; 荻沼 義和*; 川辺 勝*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 44(4), p.657 - 663, 2007/04
被引用回数：9 パーセンタイル：54.87(Nuclear Science & Technology)固体増殖材ブランケット中のトリチウム生成率に関する予測精度を評価するために、原子力機構FNSのDT中性子源を用いて、中性子工学積分実験を行っている。本研究では、DT中性子源の周囲に、核融合炉を想定した反射体を設置し、濃縮増殖材(チタン酸リチウム)2層,ベリリウム3層から成るブランケットモックアップを用いて、核特性実験を行った。トリチウム検出器として、濃縮増殖材(炭酸リチウム)ペレットを適用し、トリチウム生成率分布を詳細に測定した。モンテカルロ計算コードMCNP-4C,核データライブラリーFENDL-2.0及びJENDL-3.3を用いて、数値計算シミュレーションを行った。トリチウム生成率の計算結果の実験結果に対する比(C/E)は0.97
1.17、積算トリチウム生成量のC/Eは1.041.09であった。積算トリチウム生成量は、最新のモンテカルロ計算コード及び核データを用いることによって、10%以内の精度で予測できることがわかった。
成田 脩; 岩田 昇; 礒部 芳弘; 関 正和; 門坂 英盛; 二之宮 和重; 佐藤 治
JAEA-Technology 2006-037, 102 Pages, 2006/06
JAEA-Technology-2006-037.pdf:7.67MB
日本原子力研究所及び核燃料サイクル開発機構は、「環境情報の提供の促進等による特定事業者等の環境に配慮した事業活動の促進に関する法律」(1)(以下「環境配慮促進法」という。)に基づき、他の89の法人とともに特定事業者として各事業年度の環境配慮活動の結果を環境報告書として当該年度終了後六月(6か月)以内に作成・公表することが義務づけられた。両法人は、2005年10月1日の独立行政法人日本原子力研究開発機構の発足に伴い解散し、同年9月30日に17事業年度を終了した。業務を引き継いだ原子力機構は、6か月以内の2006年3月末までに両法人の環境報告書を作成することになった。当該報告書の作成は、環境配慮促進法に基づく最初の報告であり、また、他の法人に先駆けて報告書をまとめることになり、参考とする先例がなかったことから、データ収集から報告書の作成まで、手探り状態の試行錯誤が続けられた。この間、環境報告書の公表に耐える正確なデータの収集と整理の方法,収集したデータの解析と環境活動の評価,これらの材料から環境報告書に仕上げるための問題点の整理と解決方法,毎年繰り返される今後の作業への効率化方策等の知見が得られた。これらの知見,環境配慮活動のデータを整理することは、環境報告のダイジェスト版である公表した環境報告書のバックデータ集となるだけでなく、今後、環境報告書を作成することになる他の機関にも参考になることが考えられることから、技術資料として取りまとめることとした。
沓掛 忠三; 関 正和; 田中 滋; 荻沼 義和*; 阿部 雄一; 山内 通則*
Fusion Science and Technology, 41(3), p.555 - 559, 2002/05
核融合中性子源(FNS)では、DT中性子発生用のターゲットとして、チタン金属にトリチウムを吸蔵したターゲットを使用している。ターゲットのトリチウム量測定とトリチウム分布を測定することは、中性子発生特性を向上する基礎データとして、また、トリチウムの安全取り扱い上で重要である。FNSではイメージングプレート(IP)を使用し、ターゲットのトリチウム放射能測定と、トリチウム平面分布測定を行った。IPによる測定は、遮光と汚染防止のためポリエチレン・アルミニウムのラミネートシートを使用し、ターゲットから放出される特性X線に1分間露出して測定した。IPの校正は既知の小型トリチウムターゲットを使用し校正を行った結果、トリチウム放射能が0.1GBqから30TBqの範囲で直線性のよい測定が可能であることがわかった。また、使用前後のターゲットのトリチウム分布測定の結果から、中性子発生率の最適化を検討するための、入射イオンビームのフォーカス,トリチウム消耗率の分布測定が可能となった。
金正 倫計; 杉本 昌義; 関 正和; 小栗 英知; 奥村 義和
Review of Scientific Instruments, 71(2), p.963 - 965, 2000/02
被引用回数：1 パーセンタイル：20.05(Instruments & Instrumentation)国際核融合材料照射施設(IFMIF)用のイオン源の設計検討を行った。今回設計したイオン源の特徴は、(1)ビーム引き出し部の電子温度を下げるための磁気フィルタを設置、(2)カスプ磁場領域の最弱磁場強度部分にフィラメントを設置、(3)マイクロ波入力可能なフランジ形状等である。ビーム引き出し部に磁気フィルタを設置することにより、引き出し部の電子温度が下がり、重水重分子イオンの生成率が小さくなるので、重陽子ビーム強度を大きくすることができる。また、カスプ磁場領域の低磁場部分にフィラメントを設置することにより、フィラメントの局部的な加熱が減少し、フィラメントの長寿命化が期待できる。さらに、マイクロ波放電も可能な構造であるので、1つのイオン源で2種類の違ったプラズマ生成法で、ビームの引き出しが可能となる。今回、イオン源本体とビーム引き出し系の形状について設計検討を行ったので報告を行う。
宮本 直樹*; 関 正和; 金正 倫計; 小栗 英知; 奥村 義和
JAERI-Tech 99-010, 27 Pages, 1999/02
核融合中性子工学研究用D-T中性子源(FNS)の中性子束強度増大のために、新たに重水素イオン源を設計製作し試験を行った。このイオン源はバケット型であり、多極磁場型プラズマ源と3枚電極の引出部から構成される。高プロトン比を得るためにイオン生成部に強力なプラズマ閉じ込め磁場及び磁気フィルターを持つことを特徴とする。試験の結果、引き出し電圧50kVでビーム電流130mA、発散角10mrad、プロトン比80%の水素ビーム引き出しに成功し、FNSの前段加速系において90mA以上の重水素イオンビームを得られる見通しを得た。
落合 謙太郎; 佐藤 聡; 高倉 耕祐; 山内 通則*; 沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; 関 正和; 川辺 勝*; 今野 力; et al.
no journal, ,
原子力機構では、ITERに設置する水冷却固体増殖材テストブランケットモジュール(ITER/TBM)の研究開発を進めている。TBMは低放射化フェライト鋼(F82H),冷却水,トリチウム増殖材,中性子増倍材(ベリリウム)から構成され、それらが交互に繰り返される複雑な多層構造をしている。トリチウム増殖材としては、
Liを濃縮したLi
TiO
あるいはLiOで、直径1mmのペブルが用いられる。FNSではITER/TBMの核特性を明らかにするために、TBMを模擬した体系によるDT中性子照射実験を実施した。炭酸リチウムペレット及び酸化リチウムぺブルによる液体シンチレーションカウンタ法でトリチウム生成率(TPR)を測定し、トリチウム増殖材模擬層における詳細なトリチウム生成率分布を実験的に明らかにした。
羽賀 勝洋; 涌井 隆; 直江 崇; 粉川 広行; 木下 秀孝; 勅使河原 誠; 春日井 好己; 関 正和; 花野 耕平; 鈴木 徹; et al.
no journal, ,
ターゲット容器は表面線量が10Sv/h以上に放射化しており、取扱はすべて遠隔操作で行う必要があるため、円形のノコギリ歯であるホールソーを用いた試験片切出し装置を新たに開発し、これを用いて圧力波による影響を最も受けると考えられるビーム窓部中心の壁面から外径50mmの試験片を切出すことに成功した。目視観察で、試験片中心にはキャビテーション壊食が生じていると考えられる箇所が見られた。また、これに続く新型ターゲット容器への交換作業も、コミッショニング時に確認したシナリオに従い完了することができた。これらの作業で水銀系統から大気放出された放射性ガスは、事前の予測値を上回る結果となり、今後のビーム出力上昇に備えて放射性ガスの処理方法を再検討する必要性が認識された。本講演では、試験片切出し作業とターゲット容器交換作業の概要を説明するとともに、試験片表面の粗さ測定と、新型ターゲット容器の水銀流動特性試験結果の速報を報告する。
甲斐 哲也; 関 正和; 植野 英樹; 木下 秀孝; 大都 起一; 勅使河原 誠; 粉川 広行; 春日井 好己
no journal, ,
J-PARC核破砕中性子源の水銀循環系では、さまざまな放射性核種が生成される。水銀ターゲット容器交換等、系を大気に開放する必要がある作業では、揮発性であるトリチウム(半減期12年)とXe-127(半減期36日)の放出を抑制する必要がある。このため、ヘリウムガスフラッシングにより系内を浄化するが、これに伴う大量の廃棄ガスの処理が課題となっている。そこで、廃棄ガスからXe-127を除去することを目的とした試験を行った。この結果、液体窒素で冷却した活性炭トラップを用いて、Xe-127の濃度を6時間で1/100まで減少させることに成功した。また、活性炭トラップを100
Cまで昇温し、Xe-127を脱離させることに成功した。本試験の結果により、冷却活性炭トラップを用いて廃棄ガス中のXe-127を十分に除去できることが確認された。
甲斐 哲也; 内田 敏嗣; 木下 秀孝; 関 正和; 植野 英樹; 羽賀 勝洋; 粉川 広行; 涌井 隆; 直江 崇; 高田 弘
no journal, ,
J-PARC核破砕中性子源施設では、2014年夏に水銀ターゲット容器からの照射後試験(PIE)試料片切出し、及び容器交換作業を行った。容器内に生成・蓄積したトリチウムは、作業前にヘリウムを注入しこれを気体廃棄物処理設備に引き込むフラッシングを行っても十分に回収できず、容器が大気開放された時に設計目標の放出管理値に近い量が排気される懸念があった。対策として、大気開放時には気体廃棄物処理設備でガス引込運転を行い、水銀循環系の内部へ向かう気流を形成し、外部への放射性ガスの放出を抑制した。この結果、PIE試験片切出作業における放射性ガス放出量を、2011年に行った気流制御を伴わない同作業と比較して、1/6程度に留めることができた。今回の累積ビーム照射量を考慮すると、気流制御による実質的な抑制効果は1/30程度と評価できる。また、ターゲット容器交換作業(2011年にも気流制御を実施)では、使用済ターゲット容器配管に閉止栓をすることや、合理的な気流制御を行った結果、放出量は累積ビーム照射量の比から推定した量の7割程度となった。この一連の作業により、放射性ガスの放出量を、施設計画時の設計目標値を下回るように制御する手法の見通しを得た。
若狹 有光; 行川 正和; 浦野 創; 林 伸彦; 井手 俊介; 小関 隆久
no journal, ,
EDASは、幅広いアプローチ活動(BA)の一環であるイーター遠隔実験センターのために開発される実験データ解析ソフトウェアである。EDASの目的は、実験参加者がデータ解析を遂行するための基本的な環境を提供し、データ解析ソフトウェアの信頼性と実用性を実証し、ITER遠隔参加に向けた技術的なプラットホームを確立することである。EDASは、統合データ解析・表示(eGis), プラズマ平衡解析(eSurf), 空間分布データ解析(eSlice)の3つのソフトウェアで構成される。本発表では、現在までの開発状況を報告する。
鈴木 善貴; 新関 智丈*; 北河 友也*; 西方 香緒里; 松倉 実*; 長谷川 良雄*; 棚瀬 正和*; 福光 延吉*; 山内 悠輔*; 有賀 克彦*; et al.
no journal, ,
高濃縮ウランの使用制限、核セキュリティ及び核分裂生成物の廃棄の観点から、中性子放射化法((n,
)法)による
Mo/
Tcの製造技術開発を進めている。(n,)法により生成されたMoの比放射能は核分裂法((n,f)法)によって生成されたMoの比放射能に比べて極めて低い。一方、Mo/Tcジェネレータでは、Mo吸着剤としてアルミナ(AlO)が広く使用されている。このため、(n,)法に適用するには、高いMo吸着能を有するAlOの開発が必要不可欠である。本研究では、AlOの特性改善のため、EPMA、赤外分光法、XPS等の表面分析により、AlO表面におけるMo吸着挙動を調べた。この結果、赤外分光法とXPSの測定結果により、Moの吸着サイトはAlO表面のOH
基にMoO
として、吸着していることが分った。
増田 志歩; 甲斐 哲也; 原田 正英; 木下 秀孝; 関 正和; 高木 素則; 春日井 好己; 羽賀 勝洋
no journal, ,
J-PARCの核破砕中性子源では水銀をターゲット材料として使用している。水銀の核破砕生成物のうち気体状の核種(トリチウム, 希ガス, 水銀蒸気)の大部分は、水銀循環系内のサージタンクのカバーガス(ヘリウム)に蓄積すると想定される。毎年実施している水銀ターゲット容器交換作業では、容器の取り外しに先立ち、気体廃棄物処理設備でカバーガスを受け入れている。これまでの運転経験から、一定量のトリチウムや希ガスが水銀循環系の内壁に付着したままであるため、交換作業時にはこれらの核種が水銀循環系からホットセルへ放出するのを抑制する必要があることが明らかになった。そこでカバーガスの受入に加えて、水銀循環系内を複数回ヘリウムパージし、系内の放射能濃度の低減を図った。その結果、希ガスの低減は十分な効果が得られたが、トリチウムに関しては十分でなかった。このため交換作業の際には、真空ポンプを用いて水銀循環系を経由して空気を気体廃棄物処理設備へ引き込むことにより、開放部で空気が内部に向かう流れを形成(気流制御)し、系外へのトリチウム放出抑制を図ることとした。本報告では、水銀ターゲット交換における気体廃棄物処理設備の役割を紹介するとともに、希ガスやトリチウム放出抑制の効果や、今後の高度化の展望について述べる。
