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論文

How different is the core of $$^{25}$$F from $$^{24}$$O$$_{g.s.}$$ ?

Tang, T. L.*; 上坂 友洋*; 川瀬 頌一郎; Beaumel, D.*; 堂園 昌伯*; 藤井 俊彦*; 福田 直樹*; 福永 拓*; Galindo-Uribarri. A.*; Hwang, S. H.*; et al.

Physical Review Letters, 124(21), p.212502_1 - 212502_6, 2020/05

 被引用回数:9 パーセンタイル:88.96(Physics, Multidisciplinary)

中性子過剰核$$^{25}$$Fの構造が($$p,2p$$)反応で調査した。$$pi 0d_{5/2}$$軌道の分光学的因子は1.0$$pm$$0.3と大きいが、一方で残留核である$$^{24}$$Oが基底状態である割合は約35%,励起状態は約0.65%であることが明らかになった。この結果は、$$^{25}$$Fのコア核$$^{24}$$Oは基底状態とは大きく異なり、$$^{24}$$Oの$$0d_{5/2}$$軌道に陽子がひとつ加わることで$$^{24}$$Oと$$^{25}$$Fの中性子軌道が相当に変化していると推測される。これは酸素同位体ドリップライン異常のメカニズムである可能性がある。

報告書

平成30年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 藤井 朋子; 永岡 美佳; 井上 和美; 小池 優子; 山田 椋平; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; et al.

JAEA-Review 2019-045, 120 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-045.pdf:2.54MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成30年4月1日から平成31年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

報告書

平成29年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 永岡 美佳; 井上 和美; 小池 優子; 山田 椋平; 吉井 秀樹*; 檜山 佳典*; 大谷 和義*; et al.

JAEA-Review 2018-028, 120 Pages, 2019/02

JAEA-Review-2018-028.pdf:2.69MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成29年4月1日から平成30年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

報告書

平成28年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 藤田 博喜; 永岡 美佳; 井上 和美; 小池 優子; 吉井 秀樹*; 檜山 佳典*; 大谷 和義*; 菊地 政昭*; 坂内 信行*; et al.

JAEA-Review 2017-037, 119 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-037.pdf:2.58MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成28年4月1日から平成29年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

報告書

平成27年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 永岡 美佳; 井上 和美; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; 坂内 信行*; et al.

JAEA-Review 2017-001, 115 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2017-001.pdf:3.57MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成27年4月1日から平成28年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

報告書

平成26年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

渡辺 均; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; 坂内 信行*; et al.

JAEA-Review 2015-030, 115 Pages, 2015/12

JAEA-Review-2015-030.pdf:25.28MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成26年4月1日から平成27年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

論文

ボイラー給水処理設備における水処理剤の変更

石山 道; 川崎 一男; 浅野 直紀

ボイラ研究, (366), p.9 - 15, 2011/04

ボイラーの給水処理における脱酸素剤として、ヒドラジンは広く使用されており、核燃料サイクル工学研究所においてもボイラーを設置した平成7年当初から約15年間にわたり継続使用してきた。しかしながら、平成18年3月31日に厚生労働省から「ヒドラジン及びその塩並びにヒドラジン-水和物による健康障害を防止するための指針」が発出され、ヒドラジン類による労働者の健康障害を防止するために事業者が講ずべき措置が定められた。これを機に、当研究所では脱ヒドラジンへの取り組みを開始した。変更にあたっては、代替品の種類や使用実績等の調査,プロセスへの影響等を評価し、代替品の選定を行った。また、代替品を用いた試運転等を行い、プロセスへの影響や効果の確認,排水基準への適合性等を評価した。これらの結果を総合的に判断し、平成22年1月にヒドラジンから代替品に変更し、代替品での給水処理を開始した。ここでは、これらの取り組みのうち、変更前の評価等の内容と変更後の結果について報告する。

論文

Propagation behaviour of general and localised corrosion of carbon steel in simulated groundwater under aerobic conditions

谷口 直樹; 鈴木 宏幸; 川崎 学; 内藤 守正; 小林 正人*; 高橋 里栄子*; 朝野 英一*

Corrosion Engineering, Science and Technology, 46(2), p.117 - 123, 2011/04

 被引用回数:9 パーセンタイル:51.86(Materials Science, Multidisciplinary)

炭素鋼は高レベル放射性廃棄物地層処分におけるオーバーパック候補材料の一つに選定されている。炭素鋼の腐食は全面腐食と局部腐食の二つに分類される。本研究では酸化性雰囲気における炭素鋼の浸漬試験によって全面腐食と局部腐食の進展挙動を調べた。浸漬試験結果,腐食進展速度は環境条件と鋼種に大きく依存した。しかし、孔食係数(最大腐食深さと平均腐食深さの比)の上限はおよそ平均腐食深さのみから決定されることがわかった。実験データと文献データに基づき、Gumbel分布を用いた極値統計解析を適用することによって平均腐食深さからオーバーパックの最大腐食深さを推定する経験的モデルを提示した。

論文

Long term integrity of overpack closure weld for HLW geological disposal, 2; Corrosion properties under anaerobic conditions

小林 正人*; 横山 裕*; 高橋 里栄子*; 朝野 英一*; 谷口 直樹; 内藤 守正

Corrosion Engineering, Science and Technology, 46(2), p.212 - 216, 2011/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:32.74(Materials Science, Multidisciplinary)

炭素鋼オーバーパックの長期健全性を予測するため、還元条件下での炭素鋼溶接部の腐食挙動が調べられた。本研究で用いた試験片は3つの溶接方法(GTAW, GMAW, EBW)から作成された。各試験片には全面腐食が観察され、溶接部における腐食速度は母材と同等かそれ以下となった。浸漬期間中に吸収された水素量は3年間で2.48$$times$$10$$^{-5}$$ mol kg[Fe]$$^{-1}$$(0.05ppm)以下であり、水素脆化の影響がほとんどない値となった。水素脆化感受性は母材で最も大きく、溶接による悪影響はほとんどないことが示された。溶接された炭素鋼オーバーパックは還元条件下で期待される寿命期間中耐食性を有すると考えられる。

論文

ボイラー給水処理設備における運転手法の開発; ヒドラジンに代わる脱酸素剤の選定

石山 道; 川崎 一男; 浅野 直紀

ボイラ・ニュース, (735), P. 6, 2010/09

ボイラーの給水処理における脱酸素剤として、ヒドラジンは広く使用されており、原子力機構核燃料サイクル工学研究所においてもボイラを設置した平成7年当初から約15年間にわたり継続使用してきた。しかしながら、平成18年3月31日に厚生労働省から「ヒドラジン及びその塩並びにヒドラジン-水和物による健康障害を防止するための指針」が発出され、ヒドラジン類による労働者の健康障害を防止するために事業者が講ずべき措置が定められた。これを機に、当研究所では脱ヒドラジンへの取り組みを開始した。変更にあたっては、代替品の種類や使用実績等の調査,プロセスへの影響等を評価し、代替品の選定を行った。また、代替品を用いた試運転等を行い、プロセスへの影響や効果の確認、排水基準への適合性等を評価した。これらの結果を総合的に判断し、平成22年1月にヒドラジンから代替品に変更し、代替品での給水処理を開始した。ここでは、これらの取り組みのうち、変更前の評価等の内容と変更後の結果について報告する。

報告書

ボイラ設備の管理,環境保全及び省エネルギ活動

石山 道; 浅野 直紀; 川崎 一男

JAEA-Technology 2009-066, 79 Pages, 2010/02

JAEA-Technology-2009-066.pdf:15.64MB

核燃料サイクル工学研究所工務技術室が所掌する中央運転管理室(ボイラ設備)は、再処理施設及びプルトニウム燃料製造施設をはじめとする所内各施設で使用する蒸気を製造・供給している。本ボイラ設備は、「労働安全衛生法」及びその他関係法令はもとより、「核原料物質,核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」の適用も受けており、二重規制に基づく管理活動が必要である。これらの規制を受ける中で、蒸気発生プロセスの改善や添加剤の変更等を試みながら、環境負荷の低減やエネルギ使用量の低減に努めてきた。また、品質保証活動により業務の適正化を進めてきた。本報告は、これまでのボイラ設備にかかわる管理活動,環境保全活動,省エネルギ活動及び今後の取り組みなどについて報告する。

報告書

オーバーパック溶接部の耐食性評価に関する研究,4(共同研究)

横山 裕*; 三井 裕之*; 高橋 里栄子; 谷口 直樹; 朝野 英一*; 内藤 守正; 油井 三和

JAEA-Research 2008-072, 232 Pages, 2008/10

JAEA-Research-2008-072.pdf:45.2MB

溶接部(溶接金属及び熱影響部)と母材は材料の性状が異なるため、溶接部の耐食性も母材と異なる可能性がある。本研究ではTIG溶接,MAG溶接及び電子ビーム溶接(EBW)による溶接試験体から切り出した試験片を用いて、炭素鋼溶接部の耐食性について母材との比較を行った。腐食試験は以下の3つの項目に着目して行った。(1)酸化性雰囲気における全面腐食,孔食,(2)すきま腐食進展挙動・応力腐食割れ感受性,(3)還元性雰囲気における全面腐食進展挙動,水素脆化感受性。その結果、TIG溶接及びMAG溶接の溶接金属部において全面腐食と孔食・すきま腐食に対して耐食性の低下が示唆された。この原因として、溶接で使用された溶加材の成分や多層盛溶接の多重熱サイクルによる組織変化の影響を受けた可能性がある。溶加材を使用しないEBWについてはいずれの腐食形態に対しても耐食性の低下は認められなかった。応力腐食割れについては、低濃度炭酸塩溶液中では、母材と同様、いずれの溶接方法における溶接金属部,熱影響部においてもSCC感受性が認められなかった。

報告書

オーバーパック溶接部の耐食性評価に関する研究,3(共同研究)

三井 裕之*; 高橋 里栄子*; 谷口 直樹; 大槻 彰良*; 朝野 英一*; 油井 三和

JAEA-Research 2006-080, 322 Pages, 2006/12

JAEA-Research-2006-080.pdf:90.52MB

溶接部(溶接金属及び熱影響部)と母材は材料の性状が異なるため、溶接部の耐食性も母材と異なる可能性がある。本研究ではTIG, MAG及びEBWによる溶接試験体から切り出した試験片を用いて、炭素鋼溶接部の耐食性について母材との比較を行った。腐食試験は以下の4つの項目に着目して行った。(1)不動態化挙動と腐食形態,(2)酸化性雰囲気における全面腐食,孔食・すきま腐食進展挙動,(3)応力腐食割れ感受性,(4)還元性雰囲気における全面腐食進展挙動,水素脆化感受性。その結果、TIG及びMAG溶接金属部において全面腐食と孔食・すきま腐食に対して耐食性の劣化が示唆された。この原因として、溶接で使用された溶加材の成分による影響を受けた可能性がある。溶加材を使用しないEBWについてはいずれの腐食形態に対しても耐食性の低下は認められなかった。応力腐食割れについては、高炭酸塩溶液中では、いずれの溶接方法においても溶接金属部,熱影響部ともに母材に比較して感受性が低下する傾向が認められた。

報告書

オーバーパック溶接部の耐食性評価に関する研究,2(共同研究)

三井 裕之*; 谷口 直樹; 大槻 彰良*; 川上 進; 朝野 英一*; 油井 三和

JAEA-Research 2006-031, 88 Pages, 2006/06

JAEA-Research-2006-031.pdf:4.72MB

炭素鋼オーバーパック溶接部の長期健全性評価に資するため、溶接部において想定される腐食現象を想定して腐食試験計画を策定した。また、この計画に基づいて腐食試験を開始し、炭素鋼溶接部の電気化学特性について母材との比較を行った。EBW溶接材,TIG溶接材について、母材部,熱影響部及び溶接金属部のアノード分極曲線の測定を炭酸塩(0.1M及び0.01M CO$$_{3}$$)溶液中で行ったところ、以下の結果を得た。EBW材については、母材,熱影響部及び溶接金属で金属組織が異なるが、アノード分極曲線に顕著な違いは現れなかった。TIG材については、溶接金属の電流値が全般的に高くなった。0.01M CO$$_{3}$$-pH10の溶液中では、急激な電流値の立ち上がりを伴う、局部腐食的な変化も認められた。

論文

Research activities for development of CTBT-related technologies in JAERI

篠原 伸夫; 浅野 善江; 広田 直樹*; 伯耆田 貴憲; 井上 洋司; 熊田 政弘; 中原 嘉則*; 小田 哲三*; 打越 貴子*; 山本 洋一

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 3 Pages, 2005/10

本国際会議では、包括的核実験禁止条約(CTBT)検証体制に関連する原研の研究活動を報告する。その主題は、(1)CTBT検証制度の概要,(2)沖縄放射性核種監視観測所RN37,高崎放射性核種監視観測所RN38並びに東海実験施設RL11の整備及び運用,(3)放射性核種データのための国内データセンター(JAERI NDC)の整備である。RN38はCTBT機関/準備委員会によって認証され、毎日観測データを国際データセンター(IDC)に送っている。RN37及びRL11では、基盤整備と運用マニュアルを整備中である。JAERI NDCでは、世界中の観測所で測定されたデータをIDCから受信して試験的に解析評価するとともに、核実験あるいは原子力事故に対応するための大気拡散モデルコード(WSPEEDI: Worldwide Version of System for Prediction of Environmental Emergency Dose Information)を用いた放出源情報推定のためのシステム開発を行っている。

報告書

オーバーパック溶接部の耐食性評価に関する研究(共同研究)

朝野 英一*; 谷口 直樹; 川上 進; 油井 三和

JNC TY8400 2004-008, 30 Pages, 2004/04

JNC-TY8400-2004-008.pdf:2.6MB

オーバーパック溶接部の品質を確保し、オーバーパックの長期信頼性を向上させるうえで溶接部耐食性の確認が必要である。本研究では原環センター(RWMC)とサイクル機構(JNC)により、溶接部耐食性評価手法について検討を行った。RWMCではオーバーパックの溶接技術と検査技術の開発を行っており、オーバーパックに適用可能な溶接技術についての情報を提供した。TIG溶接および電子ビーム溶接(EBW)がオーバーパックに適用可能な溶接方法として見通しが得られており、適切な溶接条件を確認するための試験の現状が示された。JNCではオーバーパックの腐食挙動と腐食寿命に関する研究が行われており、処分環境における溶接材の腐食挙動に関する現状の情報が提供された。JNCにおける浸漬試験の結果、代表的な処分環境条件である還元性雰囲気において、EBWにより溶接された炭素鋼は母材と同等の腐食速度となったことが示された。RWMCとJNCからの情報に基づいて溶接部耐食性に関する研究課題を抽出するとともに腐食試験概念を検討した。

口頭

ガラス溶融炉の解体に関する研究,2

小坂 哲生; 浅野 直紀; 伊藤 義之; 小守 正則

no journal, , 

高レベル放射性廃液のガラス固化処理を行うガラス溶融炉の更新に伴い発生した廃溶融炉は、切断・解体し、放射能レベルの適切な分類をしたうえで、廃棄物貯蔵庫へ搬出する計画である。このため、現在、原子力機構はガラス固化技術開発施設で発生した廃溶融炉をレーザ切断装置等で解体する研究を進めている。なお、本研究は原子力機構と電気事業者11社及び日本原燃との共同研究にて実施しているものである。

口頭

炭素鋼オーバーパック溶接部の応力腐食割れ感受性に関する検討

三井 裕之*; 高橋 里栄子*; 大槻 彰良*; 朝野 英一*; 谷口 直樹; 油井 三和

no journal, , 

高レベル放射性廃棄物用炭素鋼オーバーパックの溶接部の応力腐食割れ感受性に関する知見を得る目的で、炭酸ナトリウム-重炭酸ナトリウム混合溶液中での低歪速度引張試験(SSRT)を行った。TIG溶接及び電子ビーム溶接で製作した炭素鋼の厚肉円筒から試験片を切出し、母材,熱影響部,溶接金属及びボンド部の試験を個別に行った。そのデータをもとに炭素鋼オーバーパックの溶接部の応力腐食割れ感受性について検討した。

口頭

Corrosion behavior of the weld zone of carbon steel overpack for HLW final disposal

横山 裕*; 三井 裕之*; 高橋 里栄子*; 大槻 彰良*; 朝野 英一*; 谷口 直樹; 油井 三和

no journal, , 

日本では高レベル放射性廃棄物の地層処分用容器のオーバーパック材料として炭素鋼が候補として検討されている。オーバーパックには、内包するガラス固化体を地下水との接触から1,000年間隔離する閉じ込め性が求められている。オーバーパックは、埋設後に岩盤や地下水,緩衝材から受ける圧力に耐えうる機械的特性と、地下水の接触による腐食の進行に耐えうる耐食性の観点からその板厚が設定されている(1)。一方、オーバーパックは溶接により最終的な封入を完了するが、溶接技術の適用性検討にあたり、母材と同様、機械特性及び耐食性の観点から溶接部の長期に渡る信頼性を確認しておく必要がある(2)。そこで本研究では適用可能性のあるTIG溶接(GTAW),MAG溶接(GMAW),EBW(電子ビーム溶接)の3つの溶接方法による溶接部の腐食挙動を調査するために、埋設初期の酸化性の処分環境を想定した条件における溶接試験片を用いた浸漬試験を行った。

口頭

炭素鋼オーバーパック溶接部の酸化性雰囲気における腐食挙動評価

横山 裕*; 高橋 里栄子*; 朝野 英一*; 谷口 直樹; 内藤 守正

no journal, , 

炭素鋼オーバーパックに適用可能な溶接技術による溶接部の埋設初期の腐食挙動を明らかにするため、酸化性雰囲気における浸漬試験を実施し、以下の結果を得た。(1)酸化性雰囲気の処分環境を想定した条件ではEBWと対照的にTIG溶接及びMAG溶接の溶接金属部に選択的な腐食を生じやすい。その原因として、溶接に用いる溶加材成分の影響や溶接部のミクロ組織の影響を受けている可能性が高い。(2)極値統計解析による評価によると、これらの溶接部の選択的な腐食深さは従来のオーバーパック寿命評価において推定された最大腐食深さを超えるものではない。

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