Development of strength evaluation method of ceramic reactor for iodine-sulfur process and hydrogen production test in Japan Atomic Energy Agency

竹上 弘彰; 野口 弘喜; 田中 伸幸; 岩月 仁; 上地 優; 笠原 清司; 今井 良行; 寺田 敦彦; 久保 真治

Nuclear Engineering and Design, 360, p.110498_1 - 110498_6, 2020/04

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.110498

日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉を熱源として利用する熱化学法ISプロセスによる水素製造法の研究開発を行っている。ISプロセスの実用化に向けて、主要反応器について耐食性及び処理性能に関する信頼性評価を完了し、これらの成果を基に、全系を実用工業材料で製作した100NL/h-H規模の連続水素製造試験装置を完成させた。本報では、連続水素製造試験でのヨウ化水素溶液の安定的な送液技術を開発することで、水素製造時間を8時間から31時間に延伸することに成功した。また、セラミクス試験体の破壊試験データを用い、セラミックス構造体の強度推定式を作成することができた。

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2018年度

中野 政尚; 藤井 朋子; 根本 正史; 飛田 慶司; 河野 恭彦; 細見 健二; 西村 周作; 松原 菜摘; 前原 勇志; 成田 亮介; et al.

JAEA-Review 2019-048, 165 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-048.pdf:2.69MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2018年4月から2019年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングスに変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目でみられた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の上限値を超過した値の評価について付録として収録した。

Repeatability and reproducibility of measurements of low dissolved radiocesium concentrations in freshwater using different pre-concentration methods

栗原 モモ*; 保高 徹生*; 青野 辰雄*; 芦川 信雄*; 海老名 裕之*; 飯島 健*; 石丸 圭*; 金井 羅門*; 苅部 甚一*; 近内 弥恵*; et al.

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 322(2), p.477 - 485, 2019/11

https://doi.org/10.1007/s10967-019-06696-2

福島県の淡水に含まれる低レベル溶存態放射性セシウム濃度の測定に関する繰り返し精度と再現精度を評価した。21の実験施設が5つの異なる前濃縮法(プルシアンブルー含浸フィルターカートリッジ,リンモリブデン酸アンモニウム共沈,蒸発,固相抽出ディスク、およびイオン交換樹脂カラム)によって10L試料3検体を前濃縮し、放射性セシウム濃度を測定した。全Cs濃度測定結果のzスコアは2以内で、手法間の誤差は小さいことが示された。一方で、各実験施設内の相対標準偏差に比べて、施設間の相対標準偏差は大きかった。

熱化学水素製造法における硫酸分解ガス環境下を模擬した新たな腐食試験装置の開発

広田 憲亮; 笠原 清司; 岩月 仁; 今井 良行; 大橋 弘史; Yan, X. L.; 橘 幸男

材料と環境, 68(6), p.137 - 142, 2019/06

https://doi.org/10.3323/jcorr.68.137

配管内の硫酸流量、装置内での硫酸分解反応の発生、炉心管内の温度分布を把握するために、新たに高温硫酸分解ガスの腐食試験装置を製作した。その上で、超音波流量計を用いて硫酸溶液の流速を常時測定した。結果として、試験装置の入口のSO濃度は、高温ガス炉水素コージェネレーションシステム(GTHTR300C)を想定した水素製造プラントでの硫酸分解器入口のSO濃度とほぼ同等あった。一方で、試験中に出口側のすりあわせ部からは硫酸の漏れが発生した。そこで、流体解析により出口側すりあわせ部の温度分布を調査し、出口側配管から0.05m以上離れた位置では継手部の温度がフッ素継手グリスを使用するのに十分低い温度となることが明らかとなった。実際に改良された炉心管を製作し、出口側のすりあわせ部で再度温度を測定した。その結果、ジョイントグリースの温度限界を下回る温度であり、流体解析における温度分布とほぼ同様となっていた。その後、これまで硫酸の漏洩は発生していない。

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2017年度

中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 根本 正史; 飛田 慶司; 河野 恭彦; 細見 健二; 外間 智規; 西村 朋紘; 松原 菜摘; et al.

JAEA-Review 2018-025, 171 Pages, 2019/02

JAEA-Review-2018-025.pdf:3.81MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2017年4月から2018年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気, 海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の影響が多くの項目で見られた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東京電力福島第一原子力発電所事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。

U-Pb dating of calcite using LA-ICP-MS; Instrumental setup for non-matrix-matched age dating and determination of analytical areas using elemental imaging

横山 立憲; 木村 純一*; 三ツ口 丈裕; 檀原 徹*; 平田 岳史*; 坂田 周平*; 岩野 英樹*; 丸山 誠史*; Chang, Q.*; 宮崎 隆*; et al.

Geochemical Journal, 52(6), p.531 - 540, 2018/12

https://doi.org/10.2343/geochemj.2.0541

We developed a non-matrix matched U-Pb dating method for calcite by using LA-ICP-MS. The excimer LA was set to generate a low-aspect-ratio crater to minimize downhole U-Pb fractionation. We used He sample ablation gas mixed with Ar carrier gas and additional trace N gas to create a robust plasma setup. The use of N additional gas allowed for low oxide molecular yield for high-sensitivity interface cones with the ICP shield electrode disconnected. Moreover, this resulted in robust ICP plasma against different matrixes in LA aerosols owing to efficient dissociation-ionization of the aerosols by increased plasma temperature. The above setup helped accomplish accurate U-Pb dating of calcite samples by using SRM 612 glass as the standard. We applied this method to the following calcite samples: (1) recently-proposed reference material named WC-1 with a determined U-Pb age of 254.63.2 Ma and (2) a well-preserved fossil specimen of blastoid sp. with an estimated age of 339-318 Ma. The resultant U-Pb ages of the WC-1 and samples were 260.06.7 Ma and 33212 Ma, respectively, which indicate accurate U-Pb dating by this method. Before this U-Pb dating, quantitative distribution maps of the U, Th, and Pb isotopes of each sample were obtained using the LA-ICP-MS imaging technique to select suitable areas for dating.

Current R&D status of thermochemical water splitting hydrogen production iodine-sulfur process in Japan Atomic Energy Agency, 2; Reliability improvements of corrosion-resistant equipment

上地 優; 野口 弘喜; 竹上 弘彰; 田中 伸幸; 岩月 仁; 笠原 清司; 久保 真治

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

原子力機構では、原子力を用いた水素製造法として、高温ガス炉の熱利用法として有力候補の一つである熱化学法ISプロセスに関する研究開発を実施している。原子力機構はこれまでに、ガラス及びフッ素樹脂材料を用いた試験装置により、連続1週間、30NL/hの水素製造を達成した。その後、実用工業材料を用いた主要反応器を製作し、プロセス腐食環境における健全性を確認した。これらの結果を基に、実用工業材料を用いた、水素製造量100NL/h規模の試験設備を建造した。このうちグラスライニング鋼材は、容器、配管及びセンサー保護管等に用いられ、重要な材料の一つである。本報では、グラスライニング製熱電対保護管の信頼性向上に関する技術的要件を整理するとともに、品質向上確認として実施したガラス層のFEM応力解析、熱サイクル試験、曲げ荷重試験及び腐食試験について報告する。

Development of a crack opening displacement assessment procedure considering change of compliance at a crack part in thin wall pipes made of modified 9Cr-1Mo steel

若井 隆純; 町田 秀夫*; 荒川 学*; 柳原 星児*; 鈴木 良祐*; 松原 雅昭*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

本研究は、高速炉(SFR)配管のLBB評価に使用されるき裂開口変位(COD)評価法を確立するために実施した。SFR配管については、LBB成立を前提に定期検査における体積試験を連続漏えい監視に代えることが想定されている。SFR配管は改良9Cr-1Mo鋼製で、内圧が低く、薄肉大口径である。改良9Cr-1Mo鋼は、従来のオーステナイト系ステンレス鋼と比較して高強度低延性である。LBB評価では、これらを考慮して貫通き裂からの冷却材漏えい率を適切に推定しなければならない。漏えい率はCODと強く関係するので、適切なCOD評価法を確立する必要があるが、薄肉大口径の高強度低延性材料製SFR配管に適用可能なCOD評価法は未だ提案されていない。そこで本研究では、改良9Cr-1Mo鋼の薄肉大口径管に適用可能なCOD評価法を提案した。すなわち、パラメトリックな有限要素解析(FEA)で計算したCODを弾性、小規模降伏と大規模降伏の各成分に分解し、それぞれ多項式近似して与えた。さらに、周方向貫通き裂を有する改良9Cr-1Mo鋼管を用いた4点曲げ試験の結果との比較により、その適用性について検討した。その結果、CODを過大評価する場合があることが分かった。LBB評価では小さめの漏えい率を想定する方が安全側であるため、ここではLBB評価にはCODの弾性成分のみを考慮することを推奨した。

Conceptual design of the iodine-sulfur process flowsheet with more than 50% thermal efficiency for hydrogen production

笠原 清司; 今井 良行; 鈴木 孝一*; 岩月 仁; 寺田 敦彦; Yan, X.

Nuclear Engineering and Design, 329, p.213 - 222, 2018/04

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.11.046

原子力機構が開発を行っている商用高温ガス炉GTHTR300C(Gas Turbine High Temperature Reactor Cogeneration)を熱源とした、熱化学水素製造IS(iodine-sulfur)プロセスのフロー計算による概念設計を行った。水素製造効率を向上させる以下の革新的技術を提案し、プロセスに組み込んだ:ブンゼン反応排熱の硫酸フラッシュ濃縮への回収、硫酸濃縮塔頂からの硫酸溶液投入による硫酸留出の抑制、ヨウ化水素蒸留塔内でのヨウ素凝縮熱回収。熱物質収支計算により、GTHTR300Cからの170MWの熱によって約31,900Nm/hの水素製造が見積もられた。革新的技術と、将来の研究開発により期待される高性能HI濃縮、分解器、熱交換器の採用によって、50.2%の水素製造効率の達成が見込まれた。

岐阜県南東部に分布する中新統瑞浪層群および岩村層群のジルコンU-Pb年代とジルコンFT年代の再評価

笹尾 英嗣; 檀原 徹*; 岩野 英樹*; 平田 岳史*

地質学雑誌, 124(2), p.141 - 150, 2018/02

地質学的な変動帯に位置する我が国の地質環境中における核種の保持・移行挙動についての理解を深めるため、東濃ウラン鉱床を事例とした研究を行ってきた。その一環として、東濃ウラン鉱床を胚胎する中新統瑞浪層群と瑞浪層群に隣接して分布する岩村層群に挟在する凝灰岩中のジルコンを用いたフィッション・トラック年代測定を行った。しかし、それ以前に知られていた微化石年代等とは100万年程度の差が生じることが課題として残された。そこで、瑞浪層群および岩村層群に挟在する凝灰岩3試料のジルコンU-Pb年代測定を行った結果、以下のような年代値が得られた:瑞浪層群の本郷層細久手火山礫凝灰岩は18.80.3Ma、明世層Ak-12凝灰岩は17.80.4Ma、岩村層群遠山層牧部層中部のTy-12凝灰岩は18.40.4Ma。この結果は、再評価したジルコンフィッション・トラック年代と誤差範囲内で一致し、既報の微化石および古地磁気層序と整合的となった。この結果から、瑞浪層群と岩村層群の堆積年代を次のように推定した:瑞浪層群の本郷層は1918Ma、明世層は約18Ma、岩村層群遠山層牧部層中部は約18Ma。