Unified mercury radioactivity monitoring system at J-PARC and its operation experiences

原田 正英; 関島 光昭*; 森川 宣之*; 増田 志歩; 木下 秀孝; 酒井 健二; 甲斐 哲也; 春日井 好己; 武藤 儀一*; 鈴木 彰夫*; et al.

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011099_1 - 011099_6, 2021/03

https://doi.org/10.7566/JPSCP.33.011099

J-PARC MLFでは、ゲルマニウム半導体検出器(Ge検出器)を用いた線エネルギー解析により、系から漏洩した放射性物質を観測することで、水銀標的及び水銀循環系の故障の兆候を見つけ出すための統合水銀放射能モニター(UHAM)を設置しており、3つのサンプリングポートと放射線モニターとの組み合わせにより構成されている。(1)HAM(水銀容器と冷却水容器のヘリウムガス層を監視する)、(2)CAM(水銀循環系が稼働しているホットセルの空気を監視する)、(3)VAM(水銀容器が設置されているヘリウムベッセル内のヘリウムガスを監視する)。放射性物質の漏洩が検知されると、即座に警報が発報し、加速器制御系へ運転停止信号が送られる。ソフトウェアとハードウェアは、毎年適宜更新されている。例えば、HAMを二重化するための2台のGe検出器の設置、各系統に高計数率時のGe検出器への補償として、NaIシンチレーション検出器の設置を行っている。2015年4月の水銀容器の冷却水の漏洩時には、UHAMは活躍した。すなわち、VAMが、ヘリウムベッセル内の計数率の異常上昇を検知した。その後、測定された放射性物質の情報から、水銀の漏洩ではなく冷却水の漏洩であることを明らかにした。

Generation of radioisotopes with accelerator neutrons by deuterons

永井 泰樹; 橋本 和幸; 初川 雄一; 佐伯 秀也; 本石 章司; 園田 望; 川端 方子; 原田 秀郎; 金 政浩*; 塚田 和明; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 82(6), p.064201_1 - 064201_7, 2013/06

https://doi.org/10.7566/JPSJ.82.064201

A new system proposed for the generation of radioisotopes with accelerator neutrons by deuterons (GRAND) is described by mainly discussing the production of Mo used for nuclear medicine diagnosis. A prototype facility of this system consists of a cyclotron to produce intense accelerator neutrons from the C(d,n) reaction with 40 MeV 2 mA deuteron beams, and a sublimation system to separate Tc from an irradiated MoO sample. About 9.7 TBq/week of Mo is produced by repeating irradiation on an enriched Mo sample (251g) with accelerator neutrons three times for two days. It meets about 10% of the Mo demand in Japan. The characteristic feature of the system lies in its capability to reliably produce a wide range of high-quality, carrier-free, carrier-added radioisotopes with a minimum level of radioactive wastes without using uranium. The system is compact in size, and easy to operate; therefore it could be used worldwide to produce radioisotopes for medical, research, and industrial applications.

遠隔操作型イオンミリング装置の開発

本田 順一; 松井 寛樹; 原田 晃男; 小畑 裕希; 冨田 健

JAEA-Technology 2012-021, 17 Pages, 2012/07

JAEA-Technology-2012-021.pdf:4.17MB

我が国において発電コスト及び放射性廃棄物の低減を目的とした軽水炉燃料の高度利用が進められている。電力事業者は、さらなる高燃焼度化,高出力化に対応するための改良型燃料の開発を進めてきており、国は、これら改良型燃料の申請にかかわる安全規制を行ううえで必要とされる安全基準,指針等を整備するために、常に最新の技術的知見を蓄積することが重要となる。日本原子力研究開発機構では、これらの被覆管材料の微細組織を調べるために遠隔操作型イオンミリング装置を開発した。本装置は、高放射性物質を対象試料として使用するため、遠隔操作型とし、設置する施設の規制及び放射性物質取り扱い上の観点から耐震性を考慮した構造とした。本報告書は、照射後試験装置として開発した遠隔操作型イオンミリング装置の仕様と、その特性試験結果をまとめたものである。

平成22年度技術士第二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る; 選択科目の設問と解説,1

佐々木 聡; 須藤 俊幸; 原田 晃男; 栗原 良一; 山本 和喜; 土田 昇; 清水 勇; 野村 俊文

原子力eye, 57(1), p.66 - 75, 2011/01

http://ci.nii.ac.jp/naid/40017411146

平成22年8月8日に実施された技術士第2次試験「原子力・放射線部門」の筆記試験に関し、選択科目のうち「核燃料サイクルの技術」,「放射線利用」,「放射線防護」の問題と解答のポイントを解説した。

PIE technique of fuel cladding fracture toughness test

遠藤 慎也; 宇佐美 浩二; 仲田 祐仁; 福田 拓司*; 小野澤 淳; 原田 晃男; 木崎 實; 菊池 博之

HPR-366, Vol.1 (CD-ROM), 10 Pages, 2007/03

近年、高燃焼度燃料を使用した出力急昇試験において、被覆管の軸方向に脆性割れが観察されている。この脆性割れは、高燃焼度化に伴う被覆管の水素吸収に起因した機械的特性の劣化と考えられているが、引張試験やバースト試験等の従来からの照射後試験技術では、その抵抗性を評価することは不可能である。燃料被覆管の脆性割れに対する抵抗性評価技術は、高燃焼度化燃料の健全性評価のうえで極めて重要であり、新たな照射後試験技術としての確立が急務となっている。脆性材料の壊れ抵抗性評価は、破壊靱性試験によってのみ可能であるが、規格化された既存の破壊靱性試験標準試験法は、燃料被覆管のような薄肉で細径の管状材料には適用できない。このため、原子燃料工業によって開発されたNCT試験法の照射後試験への適用が提案された。本会議では、原子燃料工業とホット試験室との共同研究で開発したNCT試験法による燃料被覆管の破壊靱性試験のための照射後試験技術として使用済燃料被覆管からのサンプル加工技術,試験片組立技術,疲労予き裂導入技術,被覆管破壊靭性試験等の遠隔操作技術とを適用した照射後試験での有効性について概要を報告する。

反射電子像の画像解析による被覆管の水素濃度測定

小野澤 淳; 原田 晃男; 本田 順一; 安田 良; 仲田 祐仁; 金沢 浩之; 西野 泰治

JAEA-Technology 2006-010, 19 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-010.pdf:2.3MB

スウェーデン・スタズビック社によって開発された反射電子像法は、走査型電子顕微鏡によって撮影された反射電子像(BEI)によりジルカロイ被覆管中の水素化物を同定し、母材と水素化物の面積比から水素濃度を評価する手法であり、被覆管中の局所的な水素濃度測定に対して非常に有効な手法である。このBEI法を照射後試験に適用するにあたり、試料調製法とBEI撮影条件,画像解析手法について改良を行った。また、改良BEI法の有効性を確認するため、未照射試料を用いて高温抽出法と比較を行った結果、本手法が高温抽出法による水素濃度測定と同程度の信頼性を持つことが確認できたため、照射後試験への適用性についても期待ができる。

高燃焼度燃料ペレット融点測定技術の開発; 微小試料の融点測定技術

原田 克也; 仲田 祐仁; 原田 晃男; 二瓶 康夫; 安田 良; 西野 泰治

JAERI-Tech 2004-034, 13 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-034.pdf:0.69MB

燃料ペレットの微小領域における融点測定を目指し、既存のペレット融点測定装置を使用して少量の燃料ペレットで測定を可能とするために、燃料ペレットを封入するタングステンカプセルの改良及び試料の少量化に起因する不明瞭なサーマルアレストから融点を決定する方法の確立を行った。その結果、サーマルアレスト法による微小試料の融点測定が可能となり、照射済燃料ペレットの微小領域での融点測定に有効であることを確認した。本報は、ペレット融点測定装置を用いた微小試料の融点測定技術開発の概要を報告するとともに、タンタル[Ta],モリブデン[Mo],酸化ハフニウム[HfO]及び未照射UOペレットを用いて実施した測定結果をまとめたものである。

X-ray diffraction and Eu-Mssbauer spectroscopic study of the HfEuO()(0x1.0) system

原田 大実*; 日夏 幸雄*; 正木 信行; 中村 彰夫

Journal of the American Ceramic Society, 85(3), p.647 - 652, 2002/03

https://doi.org/10.1111/j.1151-2916.2002.tb00145.x

1500~1550空気中で作成されたハフニア-ユウロピア固溶体酸化物EuHfO系を粉末X線及びEu-メスバウア分光を用いて研究した。X線の結果は0.20x0.725の広い組成域でフルオライト(螢石)型の固溶体が生成することを示した。この固溶体相はx=0.50近傍(0.45x0.575)ではパイロクロア型の長距離秩序構造を、またこの両側の0.20x0.40,0.60x0.725では無秩序欠陥螢石構造を取ることがわかった。3価ユウロピウム(Eu)のメスバウアスペクトルのアイソマーシフト(IS)の値は、パイロクロア相の生成するx~0.5付近で顕著な極小値を取ることが明らかになった。この結果は、従来から言われているEu-Oボンド結合長とISとの相関関係に照らして、パイロクロア相が最長のEu-Oボンド長を持っていることを示唆する。X線構造解析から得られるこれら固溶体相のEu-Oボンド長に関するデータは、このEu-メスバウア結果を支持する。

Revaporization of CsI aerosol in a horizontal straight pipe in a severe accident condition

柴崎 博晶*; 丸山 結; 工藤 保; 橋本 和一郎*; 前田 章雄*; 原田 雄平*; 日高 昭秀; 杉本 純

Nuclear Technology, 134(1), p.62 - 70, 2001/04

https://doi.org/10.13182/NT01-A3186

原研の配管信頼性実証試験(WIND)計画において、シビアアクシデント条件下における原子炉冷却系配管を模擬したステンレス鋼製水平直管を用い、配管内エアロゾル再蒸発試験を実施した。模擬FPとしてヨウ化セシウムを試験部に導入し配管内に一旦沈着させ、前段試験部を再加熱することにより再蒸発した模擬FPを後段試験部に沈着させ沈着分布を測定した。ほとんどすべてのヨウ化セシウムがその沸点を大幅に下回る温度で再蒸発し、後段試験部に沈着させ沈着分布を測定した。ほとんどすべてのヨウ化セシウムがその沸点を大幅に下回る温度で再蒸発し、後段試験部に沈着した。また、一次冷却材中に含まれているホウ酸の影響を調べるため、試験部にメタホウ酸を装荷したケースも実施した。試験後に沈着物の化学分析を行った結果、ホウ酸セシウムの存在が推測された。試験部に導入そせたヨウ化セシウムと、高温においてメタホウ酸が変化した酸化ホウ素とが反応してホウ酸セシウムが生成したと考えられる。

Evaluation of high temperature tensile and greep properties of light water reactor coolant piping materials for severe accident analyses

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

https://doi.org/10.3327/jnst.37.518

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。