Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
尹 永根; 鈴井 伸郎; 河地 有木; 山口 充孝; 田野井 慶太朗*; 石井 里美; 中西 友子*; 茅野 充男*; 中村 進一*; 渡部 浩司*; et al.
放射線と産業, (133), p.45 - 48, 2012/12
東京電力福島第一原子力発電所事故から飛散した放射性セシウム(Cs-134, Cs-137)による農地の汚染が深刻な問題となっている。生産者, 消費者双方からの極めて強い関心に伴い、土壌や肥料, 農産物などの放射性セシウムの計測や、農作物における放射性セシウムの追跡と、その動態解明といった研究の取り組みが必要である。そこで本稿では、(1)タリウムヨウ化ナトリウムシンチレーションスペクトロメーター(NaI(Tl) spectrometer)を利用した試料中のCs-134及びCs-137の弁別と定量分析の手法の開発や、(2)Cs-137のイメージングが可能なガンマカメラの開発について、われわれが取り組んできた研究やその成果の内容を紹介する。
石川 真澄*; 金子 悟*; 北山 一美*; 石黒 勝彦*; 植田 浩義*; 若杉 圭一郎*; 篠原 伸夫; 奥村 啓介; 茅野 政道; 守屋 登康*
日本原子力学会和文論文誌, 8(4), p.304 - 312, 2009/12
ガラス固化体に関する品質管理では、おもに貯蔵や輸送の観点から重要となる項目が対象とされており、地層処分で対象とする長半減期核種は、これまで研究開発の対象とされてこなかった。ガラス固化体の長半減期核種インベントリ評価では、その信頼性向上に向けて技術開発し、実測データを取得する取り組みが不可欠である。われわれは照射履歴の明らかな使用済燃料の溶解液を用いて、核種の生成・壊変コード及び核データ・ライブラリーの信頼性を向上させるとともに、その適応性を検討する技術開発プログラムを開始した。ガラス固化体の品質管理課題を解決するためには、地層処分の分野ばかりでなく、原子力施設の運転,使用済燃料の再処理及び廃棄物のガラス固化の観点から包括的な研究が必要となる。本研究はこれらを統括する先端的技術開発である。
柳澤 和章; 久米 民和; 幕内 恵三; 田川 精一*; 茅野 光男*; 井上 登美夫*; 武久 正昭*; 萩原 幸*; 清水 雅彦*
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(10), p.1120 - 1124, 2002/10
被引用回数：3 パーセンタイル：23.41(Nuclear Science & Technology)本件は、日本原子力学会からの投稿依頼に応えたものである。発表内容は、平成11年度に調査した「我が国の放射線利用経済規模」及び平成12年度に実施した「我が国と米国の放射線利用経済規模」をとりまとめたものである。調査対象が膨大であるので、(1)工業利用,(2)農業利用,(3)医学・医療利用,(4)原発と放射線利用の4つに仕分けした。本件は(4)原発と放射線利用についての報告である。なお、上記調査はいずれも文部科学省の委託調査(特会)であり、成果の発表にあたっては相手方の了解を得ている。主な成果; 1997年における米国の原子力売上は158b$であり、内訳は放射線利用が119b$(75%),原発売上が39b$(25%)であった。此に対して我が国の原子力売上は99b$で、内訳は放射線利用が52b$(53%),原発売上が47b$(47%)であった。米国の原子力売上は我が国の約1.6倍となったが、米国では工業と医学・医療の分野で放射線利用が積極的になされていることが一つの理由である。相対的であるが、原発売上額は米国よりも我が国の方が大きい。
宮崎 則幸*; 萩原 世也*; 茅野 栄一*; 丸山 結*; 橋本 和一郎*; 前田 章雄*
JAERI-Research 2001-047, 35 Pages, 2001/10
JAERI-Research-2001-047.pdf:1.63MB
原子炉のシビアアクシデント時には、損傷炉心から流入する高温気体からの伝熱や核分裂生成物の崩壊熱によって原子炉冷却系配管が加熱されるが、内圧が高い場合には、高温での短時間クリープで配管が破損する可能性がある。このような配管の構造健全性評価のためには、従来ほとんど考慮されなかった第3期クリープ挙動をも考慮したクリープ構成式を用いて、精度の良い予測法を開発する必要がある。そのため、Kachanov-Ravotnovの等方性損傷理論を用いて第3期クリープ挙動を考慮したクリープ構成式を作成し、別途取得した実験データをもとに構成式の定数を決定するとともに、得られた構成式を用いて等温及び非等温の各クリープ条件で配管の局所有限要素法解析を行った。その結果、損傷変数によって内部損傷の定量評価が可能であり、特に、配管外壁から破損するという、円管を用いた配管高温負荷試験での結果を良く再現することができた。
茅野 栄一; 丸山 結; 前田 章雄*; 原田 雄平*; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 柴崎 博晶*; 湯地 洋子; 工藤 保; 橋本 和一郎*
Proceedings of the 7th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (CREEP7), p.107 - 115, 2001/06
高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性の評価を目的とした配管信頼性実証試験計画では、配管の口径や材質、試験条件等を変えた破損試験を実施し、種々の試験データを取得している。試験と並行して、試験後解析は汎用有限要素法解析コードABAQUSを用いて行っている。原子力用SUS316冷間引抜管と蒸気発生器伝熱管を用いた試験の解析をまとめた。これらの解析では本計画で作成した3次クリープ域を考慮したクリープ構成式を用いた。冷間引抜管の試験結果とシェル要素を用いた3次元解析の結果は試験結果と比較して、外径増加量は過小評価となり、破断時間が長くなる傾向が見られた。シェル要素とソリッド要素を用いた2次元解析から、この差異はシェル要素に起因することがわかった。蒸気発生器伝熱管の解析では、ソリッド要素を用いた2次元解析を実施し、破断時間が実験結果と良く一致した。
武久 正昭*; 田川 精一*; 柏木 正之*; 富永 洋*; 石川 勇*; 大岡 紀一; 釜田 敏光*; 細淵 和成*; 幕内 恵三; 竹下 英文; et al.
原子力利用の経済規模; NSAコメンタリーシリーズ, No.9, 139 Pages, 2001/01
平成11年度に、原研は科技庁研究技術課(現在、文科省研究振興局量子放射線研究課)から委託調査を受け、「放射線利用の国民生活に与える影響に関する研究」と題する調査を実施した。調査実施主体は原研高崎研である。具体的には原研高崎研のなかに放射線フロンティア研究委員会放射線利用経済効果専門部会を作り、約20名の放射線利用専門家に委員となって戴いた。工業,農業,及び医学・医療といった異なる分野からの委員が参集して下さった。1年間(実質は6ヶ月)の活動により、我が国において放射線利用がどの程度拡がっているが、経済規模(金額)の形で数値が報告された。約8兆6千億円であった。また、成果の一部は放射線利用シンポジウム等で公開された。この成果報告に興味を持たれた田畑米穂先生(東大名誉教授)が、原子力研究システム懇話会から成果報告冊子を出してはどうかと原研に進めて下さった。研究事務局では専門部会に諮ったところ了解が得られた。最終的には「原子力利用の経済規模」という標題で刊行が決まった。標題が放射線利用から原子力利用に変わったのは、原研に東電グループが協力して原発の経済規模を求め、放射線利用と合体してくれたからである。詳細に検討するといろいろ課題は残っているものの、システマティックに我が国の原子力利用の経済規模を求めるのに成功した。本外部発表票の発表者は、上記経済効果専門部会に原研高崎から参加した専門家である。
原田 雄平*; 丸山 結; 前田 章雄*; 茅野 栄一; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純
JAERI-Conf 2000-015, p.309 - 314, 2000/11
シビアアクシデントに関する解析的研究により、軽水炉の一次系高圧シーケンスにおいて、原子炉冷却系配管の破損は、原子炉圧力容器の破損より先に起こる可能性が示された。軽水炉冷却系配管材料の高温強度モデルの確立は、事故の進展を正確に予測し、配管挙動を評価するために重要である。材料試験に基づき、800
以上における0.2%耐力と引張強さは、絶対温度の逆数の2次式で良く表される。ここで、配管材料は、SUS316ステンレス鋼、原子力用SUS316ステンレス鋼、CF8M鋳造二相ステンレス鋼及びSTS410炭素鋼である。高温における短時間クリープ破断時間及び最小クリープ速度は、応力及び温度の関数として修正ノルトン則で良く表される。クリープデータと引張データから、動的再結晶効果の生じる温度領域を明らかにした。
工藤 保; 丸山 結; 柴崎 博晶*; 日高 昭秀; 中村 秀夫; 茅野 栄一; 湯地 洋子; 橋本 和一郎
JAERI-Conf 2000-015, p.216 - 221, 2000/11
シビアアクシデント時に損傷した炉心から発生する核分裂生成物(FP)化合物は、一次系配管を通過する際に、雰囲気中で分解または構造材と相互作用する可能性がある。FP化合物の分解または化学変化は、それらの性質を変えることであり、その後のFP再蒸発等の挙動に大きく影響を及ぼす。そこで、配管信頼性実証試験(WIND)では、模擬FP(ヨウ化セシウム等)と構造材(SUS316等)の相互作用に関するデータ取得のためにFP/構造材相互作用試験を実施している。試験結果から、ヨウ化セシウムは空気侵入条件において分解しやすいこと、セシウムの一部は構造材と相互作用してクロム酸セシウムを生成する可能性があること、分子ヨウ素が構造材中に入り込むことが明らかとなった。
茅野 栄一; 丸山 結; 湯地 洋子; 柴崎 博晶*; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 工藤 保; 橋本 和一郎; 前田 章雄*
JAERI-Conf 2000-015, p.303 - 308, 2000/11
日本原子力研究所では、高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性を評価するために配管信頼性実証試験(WIND)計画を実施中である。WIND計画ではこれまでに配管の口径や材質、試験条件等を変えた破損試験を実施し、種々の試験データを取得してきた。これと並行して、実施した試験の試験後解析を行い、解析モデルの適用性を検討してきた。WIND計画で実施されたいくつかの配管破損試験の事例を提示する。さらに、それらの1つである原子力用SUS316冷間引抜管を用いた小口径配管試験の試験後解析を実施した。この解析では3次クリープ域を考慮した構成式を用いた。2次元モデル及び3次元モデルの解析結果の提示、及び試験結果との比較を行った。2次元解析の結果は、配管外径の膨張履歴や試験後の外径と肉厚を良好に再現した。3次元解析の結果は、過小評価ではあるものの、破損時間は推定誤差範囲内に収まった。
柴崎 博晶*; 丸山 結; 工藤 保; 湯地 洋子; 茅野 栄一; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 橋本 和一郎
JAERI-Conf 2000-015, p.225 - 230, 2000/11
日本原子力研究所の配管信頼性実証試験計画では、エアロゾル再蒸発挙動を把握することを目的に配管内エアロゾル再蒸発試験を実施している。配管内エアロゾル挙動試験装置では、前段及び後段試験部としてステンレス鋼直管を水平に設置した。前段試験部にCsIエアロゾルを導入し、一旦沈着させた後に同試験部を段階的に再加熱した。前段試験部から再蒸発したエアロゾルを、温度勾配を設定した後段試験部に沈着させた。また、PWRの状況を模擬するためメタホウ酸を装荷した試験も実施した。メタホウ酸を装荷した試験では、高温部においてセシウムのみが沈着していた。また、試験部温度が上昇するにつれて沈着セシウムに対する沈着ヨウ素の割合が減少していることがわかった。試験後に、ESCAによる分析の結果、沈着したCsIがメタホウ酸と反応してホウ酸セシウム、酸化ホウ素及びヨウ素が生成していると推定された。
湯地 洋子; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 丸山 結; 茅野 栄一; 中村 秀夫; 吉野 丈人*; 鈴木 健祐*; 橋本 和一郎
JAERI-Conf 2000-015, p.231 - 235, 2000/11
日本原子力研究所におけるWIND計画では、原子炉冷却系配管内でのFPエアロゾルの挙動を確認することを目的に配管内エアロゾル挙動試験を実施しており、試験の解析を通してFP移行沈着挙動を精度よく予測する解析モデルの整備と検証を行っている。配管内エアロゾル挙動試験の一つである再蒸発試験の沈着段階(WAV4-D)について、原研が開発したARTコード及び米国SNLが開発したVICTORIAコードを用いて解析し、試験結果と比較して解析モデルの適応性を検討した。試験では擬似FPとしてCsIを用いており、PWR冷却系配管を模擬するために試験部床部にメタホウ酸を装荷している。ホウ酸を考慮しない解析ではARTとVICTORIAの結果がよく一致することを確認した。また、ホウ酸の影響を考慮することで、解析結果が試験結果に近くなることを確認した。
原田 雄平; 丸山 結; 前田 章雄*; 茅野 栄一; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(6), p.518 - 529, 2000/06
シビアアクシデントに関する解析的研究によれば、PWRの1次系高圧シーケンス時には、原子炉冷却系配管が原子炉圧力容器よりも先に破損する可能性が指摘されている。このため、事故進展を予測するためには実機の配管挙動を精度良く評価する必要があり、実機配管材料の高温強度のモデル式が重要となる。そのために配管材料であるSUS316ステンレス鋼、原子力用SUS316ステンレス鋼、CF8M鋳造二相ステンレス鋼及びSTS410炭素鋼の800以上の高温領域の0.2%耐力と引張強さに対して、金相試験などに基づき、微小な析出物の形成による強度の増加を考慮した絶対温度逆数の2次式を作成した。また、本配管材料の高温下の短時間クリープ破断時間と最小クリープ速度に対して、析出物の形成とこれらの再固溶のクリープ強度への影響を考慮した修正Norton則を適用して、従来のLarson-Miller法よりも精度の向上したモデル式を作成した。さらに、最小クリープ速度と応力の関係及び歪み速度と0.2%耐力ならびに引張強さの関係から、動的再結晶効果の生じる温度領域を明らかにした。
甲高 義則; 道野 昌信; 伊藤 芳雄*; 郡司 泰明*; 小沢 健二*; 山下 芳興*; 照沼 誠一*
PNC TN9410 89-129, 50 Pages, 1989/04
高速実験炉「常陽」におけるこれまでの運転・保守経験及び知見を「もんじゅ」へ適切に反映するため、実験炉部原子炉第1課が中心となって「常陽」-「もんじゅ」運転計画検討会等の場を通じて技術交流を行っている。本資料は、上記検討会の一環として設置された「ナトリウム純化系に関する情報交換会」(昭和63年12月設置)の資料として、「常陽」一次系におけるナトリウムの受入れ、初期純化及び出力上昇時の純化運転経験についてまとめたものである。
カメラを駆使した農地汚染問題への取り組み尹 永根; 河地 有木; 鈴井 伸郎; 石井 里美; 山口 充孝; 田野井 慶太朗*; 中西 友子*; 茅野 充男*; 中村 進一*; 渡部 浩司*; et al.
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故から飛散した放射性セシウムにより、広い範囲に及ぶ地域が汚染された。その後、放射性セシウムの定量分析の需要が急激に増加し、4月から食品に対する新基準値の適用に伴い、その分析の負担はさらに増えると予測される。このような状況に対応するには、安価な計測機器を用いた平易な定量分析の方法を開発し、あらゆる現場へ広く普及させる必要がある。それに加え、Cs-137は水田土壌中で物理的減衰と降雨による溶脱を合わせて、半減するまで17年かかると推定した報告があり、長期化する汚染問題の解決に直結した「安全な農作物の作出」や「ファイトレメディエーション」といった、セシウムの動態を人為的に制御しようとする研究がこれから加速すると予想される。そのためには、放射性セシウムの動態を非破壊的かつ連続的に捉える計測技術が必要不可欠である。そこで本研究では、(1)NaI(Tl) spectrometerでは困難だった、試料中のCs-134及びCs-137の弁別と定量解析の手法の開発を行うと同時に、(2)Cs-137のイメージングが可能なカメラの開発に着手した。
尹 永根; 鈴井 伸郎; 河地 有木; 山口 充孝; 田野井 慶太朗*; 中西 友子*; 茅野 充男*; 中村 進一*; 渡部 浩司*; 山本 誠一*; et al.
no journal, ,
農作物などの放射性セシウム(Cs-134及びCs-137)による汚染、あるいはそのリスクに対して、生産者,消費者の双方から極めて強い関心が寄せられている。そのため、食品や土壌,肥料など、膨大な数の試料に対する放射性セシウムの定量分析が求められている。このことから、一般的なNaI(Tl)スペクトロメーターを用いて試料中のCs-134及びCs-137を定量解析する、簡便で追加コストのかからない手法の開発を行った。また、土壌から植物への放射性セシウムの移行性は、土壌の組成、植物の種類、施肥などの諸条件によって桁違いに変わるばかりか、鉱物への固定や有機質の分解などによって時間とともに変化することが示されている。したがって、ある特定の条件下の土壌と植物における放射性セシウムの動態を詳細に解明できる計測系が必要である。そこで、放射性セシウムの土壌-植物系における動態を画像として定量解析するRIイメージング技術の開発研究を進めてきた。本発表では開発に成功した放射性セシウムの簡易分析法と、現在開発を進めている2つの画像化技術を用いた予備的実験結果について報告を行う予定である。
杉本 昌義; Knaster, J.*; Arbeiter, F.*; Cara, P.*; Favuzza, P.*; 古川 智弘; Gioacchino, M.*; Groeschel, F.*; Heidinger, R.*; Ibarra, A.*; et al.
no journal, ,
日本とユーラトムとの間で結ばれた幅広いアプローチ協定の枠組みのもとで2007年より実施されている国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)では、IFMIF工学設計書の作成及びこれに付随する主要要素のプロトタイプの研究開発活動を通じて、その実現に向けた概念を進展させてきている。2013年7月には、実証活動の主要な成果を踏まえた中間工学設計報告書(IIEDR)が完成した。また、プロトタイプによる実証試験として、IFMIFプロトタイプ加速器、EVEDAリチウム試験ループ、高中性子束試験モジュールカプセルなどの建設・試験が進捗している。本発表では、IIEDR及び実証試験の進捗、及び、IFMIF/EVEDAが終了する2017年半ばまでの数年間における期待される成果の概要を包括的に述べる。
