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長谷川 信; 近藤 等士; 亀井 玄人; 平野 史生; 三原 守弘; 高橋 邦明; 船橋 英之; 川妻 伸二; 植田 浩義*; 大井 貴夫*; et al.
JAEA-Research 2011-003, 47 Pages, 2011/02
JAEA-Research-2011-003.pdf:3.99MB
原子力発電環境整備機構と日本原子力研究開発機構は協力協定に基づき、2009年度から「TRU廃棄物の処分に係る検討会」を設置し、TRU廃棄物の処分のための検討を実施している。今回の検討では、原子力機構が開発したTigerコードと原子力発電環境整備機構が今後の安全評価に使用を予定しているGoldSimコードについて、同一条件でのベンチーマーク解析を行い、双方の信頼性について確認を行った。2つのコードの解析結果が同程度のものであったことから、両者の解析コードの信頼性について確認ができたものと考える。また、処分場へ処分する想定物量(約19,000m
)が変動した場合の処分場設計への影響について検討を行った。その結果、第2次TRUレポートの概念に基づき評価した場合、10%程度の廃棄体量の増加は、現在の処分場設計に適用している地層処分技術で対処可能であることが確認できた。
坂井 章浩; 天澤 弘也; 仲田 久和; 高橋 邦明; 木原 伸二
JAEA-Technology 2010-021, 152 Pages, 2010/07
JAEA-Technology-2010-021.pdf:7.87MB
研究施設等廃棄物の浅地中埋設処分施設の事業許可申請においては、合理的な廃棄体確認等の観点から、埋設対象の廃棄体に含まれる核種のうち、浅地中埋設処分にかかわる被ばく線量の寄与の大きい核種等を重要核種として選定し、その放射能量と廃棄体の最大放射能濃度を記載する必要がある。本報告書では、研究施設等廃棄物のうち、原子力科学研究所の主要な原子炉施設及び照射後試験施設等から発生する廃棄物を対象とし、それぞれの廃棄物の核種組成比を、汚染源となる物質の元素組成比,照射履歴,廃棄物への移行割合等に基づいて評価し、その評価結果及び原子力安全委員会で提示された基準線量(10
Sv/y)に相当する廃棄物中の放射能濃度を用いて、予備的に重要核種を評価・選定した。浅地中埋設処分対象となる廃棄体のインベントリー(核種及びその放射能)が確定していない段階での廃棄物の核種組成比を用いた予備的な評価結果として、原子炉施設から発生する廃棄物では24核種(
線放出核種6核種を含む)、照射後試験施設等から発生する廃棄物では、30核種(線放出核種12核種を含む)、あわせて33核種(線放出核種12核種を含む)が重要核種として選定された。
星 亜紀子; 亀尾 裕; 片山 淳; 坂井 章浩; 辻 智之; 中島 幹雄; 木原 伸二; 高橋 邦明
JAEA-Data/Code 2009-023, 84 Pages, 2010/03
JAEA-Data-Code-2009-023.pdf:12.81MB
日本原子力研究開発機構から発生する放射性廃棄物の合理的な埋設処分に向けて、廃棄体に含まれる安全評価上重要となる核種の濃度を、スケーリングファクタ法等の統計的手法により決定する方法を構築する必要がある。このため、平成10年度から平成19年度にかけて日本原子力研究開発機構原子力科学研究所から発生し、アスファルト又はセメントにより均質・均一に固化される低レベル放射性廃液(56試料)について放射化学分析を実施し、17核種に対する放射能濃度データ(563データ)を取得した。さらに取得したこれらの核種について、原子力発電所から発生する低レベル放射性廃棄物の処分において採用されているスケーリングファクタ法でKey核種としている
Co又は
Csとの相関関係を調査し、均質・均一固化体に対する合理的な放射能濃度決定方法構築のための基礎資料としてまとめた。
木原 伸二; 矢幡 胤昭; 南条 篤史*; 高橋 孝三; 尾曽 智重*; 根本 俊行; 安藤 昇; 大久保 秀文*
JAERI-Research 97-037, 43 Pages, 1997/05
JAERI-Research-97-037.pdf:1.85MB
流動層と酸化銅触媒とを組み合わせた使用済イオン交換樹脂の焼却技術に係わる開発の一環として、コールド燃焼試験とホット燃焼試験を行った。コールド燃焼試験においては、樹脂を焼却した場合の減重比は約10,000であり、スス等の黒色未燃物だけを対象にすると100,000以上であった。ホット燃焼試験のうち、RIを吸着させた模擬廃樹脂を焼却した場合、焼却炉に投入されたRIの約10%が炉内の流動媒体に、約50%~70%が酸化銅触媒にそれぞれ付着し、約20%~40%が排ガス浄化系に移行した。JMTRの実廃樹脂を用いた場合の放射性物質の分布状況も模擬廃樹脂を燃焼した場合と同様であった。
田代 晋吾; 谷口 彰正*; 三田村 久吉; 馬場 恒孝; 妹尾 宗明; 上薗 裕史; 青山 三郎; 松本 征一郎; 高橋 伸二*; 森谷 俊夫*; et al.
JAERI-M 9192, 33 Pages, 1980/11
再処理廃液を用いた高レベル放射性廃棄物ガラス固化体のホット評価試験を実施するため、ガラス固化体作製装置の製作を進めているが、詳細設計を前にその装置のモックアップ試験を行った。その結果、上段加熱によるブロッキングの防止、窒素ガスのバッブリングによるガラスの均質化と廃棄物の揮発、新しいフリーズバルブ機構によるガラスの取出し方法等にホット試験を行うにあたっての有用な情報を得た。
矢板 由美*; 酒井 仁志*; 遠藤 洋*; 大谷 知未*; 高橋 嘉明*; 及川 景晴*; 村田 裕俊*; 福嶋 峰夫; 川妻 伸二
no journal, ,
原子炉建屋内に遠隔除染技術を適用するのに先立ち、除染技術の選定、適用計画に資することを目的として、建屋内の汚染状態、汚染形態等を把握するための基礎データ取得を行った。
鬼塚 博徳*; 矢野 雅洋*; 根本 裕二*; 高橋 拓也*; 金田 雅之*; 村田 裕俊*; 千金良 貴之*; 福嶋 峰夫; 川妻 伸二
no journal, ,
福島第一原子力発電所1号機から3号機において、原子炉建屋の汚染状況を把握するために基礎データ取得を行った。本報告では、基礎データ取得状況の総括と今後の調査計画及び遠隔除染装置開発の概要について紹介する。
高橋 良和; 名原 啓博; 布谷 嘉彦; 諏訪 友音; 堤 史明; 押切 雅幸; 尾関 秀将; 渋谷 和幸*; 河野 勝己; 川崎 努*; et al.
no journal, ,
ITER中心ソレノイドの導体用撚線は、撚りピッチが短い導体は電磁力の繰り返し負荷に対する超伝導性能の低下がないことは既に報告した。撚りピッチが短い撚線は撚り合わせて圧縮成形する前の外径が大きくなるため、圧縮成形作業において圧縮率が高くなり、素線の変形を小さくする必要がある。このため、撚りピッチを最適化するための試作を行った。その結果、素線のダメージ(変形)は画期的に小さくなった。並行して、人工的に変形を施した素線のIcを測定し、変形のIcへの影響を測定した。両者の結果より、Icが低下しない撚線を開発することができたので実機撚線の製作を開始した。また、この撚線の機械的特性を引張試験により評価した。試作状況,機械的特性と合わせて、実機撚線の製作状況を報告する。
布谷 嘉彦; 名原 啓博; 高橋 良和; 押切 雅幸; 堤 史明; 高村 淳; 中瓶子 伸二; 渋谷 和幸*
no journal, ,
国際合意されたITERの責任分担において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)及びトロイダル磁場コイル用の超伝導(Nb
Sn)ケーブルインコンジット導体を担当している。実規模での導体の性能試験をスイスのSULTAN試験装置により、特に、CSコイルの運転に対応する繰り返し通電による電磁力サイクルが性能に与える影響の評価を行っている。素線変形を少なくするために、CS導体では撚線の撚りピッチが長い(NTP)仕様での設計を当初考えたが、NTPの導体は連続通電に対して特性が低下することがわかった。しかし、撚りピッチを短くしたころ、特性低下が認められなかった。これは撚りピッチを短くしたことにより、素線間の機械的結びつきが強くなり、撚線の剛性が高まったためと理解されている。その他、ITER超伝導導体製作における技術課題とその取り組みについて概説する。
布谷 嘉彦; 高橋 良和; 押切 雅幸; 堤 史明; 名原 啓博; 高村 淳; 中瓶子 伸二; 渋谷 和幸*; 諏訪 友音; 松田 英光*
no journal, ,
国際合意されたITERの日本調達分担に基づき、日本原子力研究開発機構はITER超伝導導体の製作を行っている。日本はトロイダル磁場(TF)コイル用導体と中心ソレノイド(CS)用導体の製作を担当しており、TF導体では415mと760mの導体をそれぞれ9本及び24本、またCS導体では613mと918mの導体をそれぞれ7本及び42本製作している。導体はステンレス製コンジットを用いたCICであり、TF導体の製作は残り2本となっており、CS導体についてはこれから本格的に製作を開始するところである。導体製作では直状のジャケット管に撚線を引き込む方式を用いているが、引き込みの結果、撚線のツイストピッチが伸展するなど、当初では予期しなかった導体製作上の問題点とその対処及び導体製作の進捗について紹介する。
高橋 良和; 諏訪 友音; 名原 啓博; 尾関 秀将; 布谷 嘉彦; 押切 雅幸; 堤 史明; 高村 淳; 渋谷 和幸*; 中瓶子 伸二; et al.
no journal, ,
ITER計画において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当し、製作したCS導体をコイル製作担当の米国に送付することになっている。CSコイルは高さ約12m、外径約4mで、6個のモジュールを積み重ねた構造を有する。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNbSn素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。圧縮成型される前のジャケットは、外寸法51.3mm、穴の直径35.3mm、単長7m、重さ約90kgである。このジャケットは、出荷前に非破壊検査により、最大許容サイズの欠陥がないことを確認する必要がある。内及び外表面の欠陥は、渦電流探傷(ECT)法 で、内部の欠陥は、超音波探傷(UT)法で行われる。今回は、表面のECTについて、その技術と検査実績を報告する。
布谷 嘉彦; 諏訪 友音; 高橋 良和; 押切 雅幸; 堤 史明; 中瓶子 伸二; 渋谷 和幸*
no journal, ,
原子力機構は国際合意されたITERにおける調達分担に基づき、超伝導導体(導体)の製作を行っている。トロイダル(TF)磁場コイル用導体について、全体の25%の製作(33本)及び中心ソレノイド(CS)コイル用導体全量(49本)の製作を担当している。これまでに、TF導体に用いる超伝導素線の製作は全て完了し、また31本の撚線製作と導体製作が終了しており、2014年中に全量の製作が終了する。CS導体では5本の撚線製作と4本の導体製作が終了している(全て4月末現在)。CS導体の製作は2017年まで続く計画である。導体開発では、初めに試作した導体サンプルを用いた性能試験を行った。特にCS導体はITERの運転回数(3万回を予定)と同じ繰り返しの電磁力を受けるが、高い変形強度が期待できる導体を構成する超伝導撚線の撚りピッチを短くする改良を行うことにより、繰り返しの電磁力に耐える高性能な導体を開発することがでた。製作進捗状況とその他技術的課題の解決について報告する。