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大西 貴士; 関岡 健*; 須藤 光雄*; 田中 康介; 小山 真一; 稲葉 優介*; 高橋 秀治*; 針貝 美樹*; 竹下 健二*
Energy Procedia, 131, p.151 - 156, 2017/12
被引用回数：11 パーセンタイル：98.3(Energy & Fuels)再処理におけるガラス固化プロセスの安定運転のために、白金族元素(Ru, Rh, Pd)およびMoを除去し、安定保管または利用するための分離プロセスの研究開発を実施している。白金族元素とMoを一括回収するための無機吸着剤(フェロシアン化物)が開発されている。本研究では、照射済燃料溶解液を用いた吸着試験を行い、Ru, Rh, Pd, MoおよびAmの吸着特性を評価した。その結果、Ru, Rh, Pd, Moはいずれも吸着が認めら、フェロシアン化物が照射済燃料溶解液中においても一定の吸着性能を示すことがわかった。一方、Amは吸着されないことが確認された。Amが吸着しないことにより、白金族元素とMoの相互分離プロセスにAmが混入せず、アルファ核種を含有する二次廃棄物を大量に発生しないことが確認された。
松浦 秀治*; 蓑原 伸正*; 稲川 祐介*; 高橋 美雪*; 大島 武; 伊藤 久義
Materials Science Forum, 556-557, p.379 - 382, 2007/00
アルミ(Al)添加された炭化ケイ素(SiC)中の深いアクセプタ準位の起源を明らかにすることを目的に、Al添加六方晶(4H)SiCに炭素(C)元素のみがはじき出される200keVの電子線を照射し、ホール効果測定により正孔濃度の変化を調べた。その結果、室温での正孔濃度は電子線照射量の増加とともに減少するが、350
C以上の温度では電子線照射の有無によらず正孔濃度は一定となることが判明した。さらに、正孔濃度の温度依存性を解析したところAlアクセプタのエネルギー準位である200meVに加え370meVの深いアクセプタ準位が観測された。また、3
10
/cm
の照射量までは電子線の照射量の増加とともにAlアクセプタ濃度は減少し、深いアクセプタ濃度が増加するが、それ以上の照射量では深いアクセプタ濃度も若干ではあるが減少することが見いだされた。以上の結果より、深いアクセプタ準位に関しては、C空孔(V
)とAlが関与した複合欠陥であること,結晶損傷が大きくなると異なる構造を有する欠陥へ変化することが推測される。
松浦 秀治*; 蓑原 伸正*; 高橋 美雪*; 大島 武; 伊藤 久義
Proceedings of 7th International Workshop on Radiation Effects on Semiconductor Devices for Space Application (RASEDA-7), p.181 - 184, 2006/10
電子線照射による炭化ケイ素(SiC)中の正孔濃度の変化をホール測定により調べた。試料はアルミ(Al)添加六方晶(4H)SiCを用い、200keV電子線を室温にて照射した。正孔濃度の温度依存性を測定・解析することでアクセプタ準位,アクセプタ濃度及び補償濃度を見積もったところ、200meV程度の活性化エネルギーを有するAlアクセプタ濃度は電子線照射により減少すること、それに伴い370meV程度の活性化エネルギーを有する深いアクセプタ濃度が増加することが見いだされた。200keVの電子線ではSiC中の炭素(C)のみはじき出されることから、370meVの深いアクセプタ準位はC空孔に関連する欠陥であることが示唆される。
沢 和弘; 角田 淳弥; 植田 祥平; 高橋 昌史; 飛田 勉*; 林 君夫; 斎藤 隆; 鈴木 修一*; 吉牟田 秀治*; 加藤 茂*
JAERI-Research 2002-012, 39 Pages, 2002/06
JAERI-Research-2002-012.pdf:3.12MB
本報告書は、平成7年度から開始した原研と原燃工との共同研究「連続被覆法により製造した高温工学試験研究炉用燃料の照射健全性実証試験」の結果を示すものである。HTTR初装荷燃料は日本で初めて大量生産を行った高温ガス炉燃料であり、製造過程における品質管理に加え、照射健全性を確認するための照射試験を行った。照射はJMTRの94F-9Aスィープガスキャプセルで実施した。照射試料は初装荷燃料の製造ラインから抜取った。照射開始時の核分裂生成物ガスの放出率から、照射試料には製造時の貫通破損粒子が含まれていないことがわかった。また、HTTRの最高燃焼度3.6%FIMA,最高高速中性子照射量1.510
m
,(E
0.18MeV)まで燃料は破損することなく、健全であった。さらに、これらの値の約2倍である燃焼度7.0%FIMA,高速中性子照射量3.110mまで照射を継続したが、著しい追加破損は見られなかった。
高橋 昌史; 植田 祥平; 安田 淳*; 吉牟田 秀治*; 加藤 茂*; 沢 和弘
JAERI-Tech 2001-091, 29 Pages, 2002/01
JAERI-Tech-2001-091.pdf:2.38MB
高温工学試験研究炉(HTTR)では、被覆燃料粒子を燃料としている。被覆燃料粒子の製造は、燃料核工程で行われる。燃料核の製造設備のバッチサイズは、4.3kg-Uで、燃料核はいわゆる外部ゲル化法による硝酸ウラニルを用いた湿式工程である。HTTR燃料の
U濃縮度は、出力分布を最適化して燃料最高温度を低減化するために、3.4~9.9wt%の計12種類で構成されている。HTTR燃料の製造は、原子燃料工業(株)東海事業所のHTR燃料製造施設において行う。平成11年9月30日に発生したJCO事故の重大さを踏まえ、HTTR燃料製造工程を再度見直すことにした。検討の結果、濃縮度10%の以下のウランを取り扱うHTR製造施設の湿式設備の臨界安全対策として、核的に安全な制限値を超えないよう、取り扱うウラン自体の質量を制限するシステムの設置(インターロックの設置等)を行うこととした。これらの検討結果を踏まえて設備の改造を行い、安全性に十分配慮してHTTR第2次燃料の製造に着手する予定である。
佐藤 増雄*; 府川 直弘*; 玉置 哲男*; 高橋 秀治*; 伊藤 篤*; 吉田 恵*; 園田 幸夫*; 山本 博樹*; 丸山 富美*
PNC TJ9164 89-003, 200 Pages, 1989/03
原子力プラントにおける運転・補修業務に伴うプラント管理業務は、特に作業の集中する定期検査時には、種々の作業許可審査や操作禁止札の発行および工程表作成・改定等に多大な労力を費やしており、業務のOA化の推進が必要になってきている。一方、エレクトロニクス技術の高度化により、軽水炉向けに種々のOAシステムの開発が行われている。このような背景を踏まえつつ、FBRプラントとしての特殊性を考慮したプラント管理システムを構築し、将来炉においてもこれを反映することを目的として本検討作業を行っている。プラント管理システムを具体化するために、プラント管理業務の省力化、信頼性、効率性の向上およびこれまでに高速実験炉「常陽」にて蓄積したプラント管理技術の有形化を目的として、高速実験炉「常陽」として最適なプラント管理システムを構築し、また、将来炉においてもこれを適用するために必要なソフトウェア手法およびハードウェアシステムについて幅広く検討する。
高橋 秀治*; 笠間 聖*; 長岡 幸夫*; 平尾 和則*; 橋本 素行*; 榎本 雅己*
PNC TN941 85-118, 415 Pages, 1985/08
MK-2性能試験における異常時過渡応答試験としては、手動スクラム試験および外部電源喪失試験を実施し、(1)熱過渡特性が設計条件を満足すること、(2)プラント保護系,非常系電源その他の機器が設計通りに動作し,プラントを安全な状態で停止できることの確認を行なった。本報告書では,これらの試験のうち外部電源喪失試験について報告する。試験結果の概要は以下の通りである。(1)プラント各部での熱過渡特性は,ほぼ設計条件を満足した。(2)安全保護系,その他の機器の作動時間は,ほぼ設計条件を満足した。(3)無停電および非常系電源は,ほぼ正常に動作した。(4)1次主冷却系のフロー・コーストダウン,ポニーモータ流量は設計値を満足した。(5)電喪後の2次主冷却系における自然循環が確認された(100MW出力からの電喪試験で定格の約5.7%)、(6)冷却材温度制御系の改造により,主冷却器出口Na温度のハンチングは小さく,配管温度の設計値は満足した。
高橋 秀治*; 笠間 聖*; 長岡 幸夫*; 平尾 和則*; 橋本 素行*; 榎本 雅己*
PNC TN941 85-115, 79 Pages, 1985/08
本試験は,100MW外部電源喪失試験の2次主循環ポンプ再起動後に行なわれたものである。本試験の目的は,外部電源喪失による原子炉停止後の崩壊熱を,主冷却系により除去できることを確認することである。▲試験結果の概要は以下の通りである。▲1)原子炉出力100MWよりの外部電源喪失試験後において,主冷却系により崩壊熱除去をすることができ,温態待機状態への移行が行なわれた。▲2)上記の過程で,冷却材温度変化率が―50
/hrを越えないことが確認された。▲3)中心燃料集合体出口Na温度に異常な上昇のないことが確認された。▲
高橋 秀治*; 笠間 聖*; 長岡 幸夫*; 平尾 和則*; 橋本 素行*; 榎本 雅己*
PNC TN941 85-114, 280 Pages, 1985/08
MK―2性能試験における異常時過渡応答試験としては,手動スクラム試験および外部電源喪失試験を実施し,▲1)熱過渡特性が設計条件を満足すること▲2)プラント保護系,非常系電源その他の機器が設計通りに動作し,プラントを安全な状態で停止すること▲の確認を行なった。▲本報告書では,これらの試験のうち手動スクラム試験について報告する。試験結果の概要は以下のとおりである。▲1)2次冷却材温度制御系の改造により,プラント各部での熱過渡特性は設計条件を満足した。▲2)安全保護系の動作時間は設計条件を満足した。▲3)制御棒―5のスクラム時間に経時変化が生じていることがわかったが,その変化はほぼ安定状態に入っている。▲
大西 貴士; 関岡 健*; 須藤 光雄*; 田中 康介; 小山 真一; 高橋 秀治*; 稲葉 優介*; 針貝 美樹*; 竹下 健二*
no journal, ,
高レベル放射性廃液中に含まれる白金族元素(Ru, Rh, Pd)およびMoを選択的に除去し、ガラス固化製造プロセスのより効率的に運転することを目的として、本研究グループではRu, Rh, PdおよびMoを一括回収するためにフェロシアン化アルミニウム(AlHCF)を合成し、収着特性を評価している。本収着剤に対してAmが収着すると、運転時に発生する二次廃棄物に
核種が混入することになり、処理処分方策を検討するうえで問題となる。そこで、本収着剤に対しても照射済燃料溶解液を用いたホット試験を実施し、Amを含む放射性核種共存下におけるRu, Rh, Pd, MoおよびAmの収着特性を調べた。その結果、本試験条件下において、AlHCFに対して、MoおよびPdが比較的高い割合で収着され、かつ、Amが収着されないことを確認した。
岡田 英俊*; 内田 俊介*; 内藤 正則*; 知見 康弘; 塙 悟史; 小嶋 正義*; 高橋 秀治*; 木倉 宏成*
no journal, ,
原子力発電プラントは検査対象箇所が膨大であるため、適切な検査により信頼性の向上を図るためにはリスク評価に基づいて重点検査箇所を絞り込むことが重要である。リスク評価に基づく保全戦略に資するため、応力腐食割れ(IGSCC)を支配する腐食電位、SCC感受性、溶接部残留応力などの諸因子の不確実さを考慮して、SCC亀裂進展速度及び機器の予寿命を評価した。その際、残留応力分布と亀裂深さにより決まる応力拡大係数の関係も考慮した。本評価により、予寿命評価の不確実さに寄与する因子を示すとともに、プラント管理においてそれら諸因子の不確実さの低減化を図ることの重要性を示した。
鎭目 結稀*; 高田 敦*; 難波江 裕之*; 鈴森 康一*; 大場 弘則; 赤岡 克昭; 若井田 育夫; 木倉 宏成*; 高橋 秀治*; 遠藤 玄*
no journal, ,
光ファイバを用いたレーザー誘起ブレークダウン分光法(LIBS)では、レーザー光を光ファイバにより導き、対象物体に照射してプラズマを生成し、その原子発光を再び光ファイバで導いて分光分析することで元素分析を行う。先端の計測部では半導体などを用いないことから、高い耐放射線性を実現できる。測定には、レーザー照射部であるプローブを計測対象に精度よく近づける必要がある。LIBSプローブを長尺ロボットアームの先端に取り付けることにより、廃炉内の核物質の分布状況を広範囲に調査することが出来るが、一方で重力によるたわみなどが原因で詳細な位置姿勢の制御は困難である。そこで、直動機構と倣い機構によって手先位置姿勢誤差を吸収する機能を持つエンドエフェクタを開発し、ワイヤ干渉駆動型マニピュレータを用いた実験によりその有効性を確認した。
