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論文

Release behavior of radionuclides from MOX fuels irradiated in a fast reactor during heating tests

田中 康介; 佐藤 勇*; 大西 貴士; 石川 高史; 廣沢 孝志; 勝山 幸三; 清野 裕; 大野 修司; 浜田 広次; 所 大志郎*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 536, p.152119_1 - 152119_8, 2020/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

照射済高速炉MOX燃料の加熱試験(2773K, 2973K及び3173K)により放出したFP等が沈着したサンプリングパーツにおける核種分析結果に基づき、高速炉MOX燃料からのFP等の放出挙動を評価した。その結果、FP核種の放出速度は、従来の軽水炉燃料で得られている知見と同等または低い値となる傾向を示した。また、燃料組成については、先行研究結果で得られた軽水炉燃料におけるデータのばらつきの範囲内にあることがわかった。

報告書

バッグイン・バッグアウト方式による大型グローブボックスのアクリルパネル交換技術

桜庭 直敏; 沼田 正美; 古宮 友和; 市瀬 健一; 西 雅裕; 冨田 健; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 宮田 精一; 黒澤 達也; et al.

JAEA-Technology 2009-071, 34 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-071.pdf:21.07MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所の廃棄物安全試験施設(WASTEF)では、TRU核種を取り扱う大型グローブボックスの維持管理技術の一環として、バッグイン・バッグアウト方式によるアクリルパネルの交換技術を開発し、劣化が生じたアクリルパネルの交換作業に適用した。その結果、グローブボックス内の部分的な除染作業を行うだけで、負圧維持条件下で安全にアクリルパネルの交換ができた。また、グリーンハウスを用いてエアラインスーツを着用した作業者が直接アクリルパネルの交換を行う従来技術に比べ、安全性,作業性及びコスト等の面で極めて有効な作業技術であることが実証された。

論文

ゴム系Oリングを使用したHeガスの透過漏洩抑制法

大場 敏弘; 井上 広己*; 菊地 泰二; 高 勇; 千葉 雅昭; 石川 和義; 津田 和美*; 武山 友憲; 磯崎 太*; 照沼 勲*; et al.

NIFS-MEMO-36, p.121 - 124, 2002/06

原子力機器である容器等は厳重な機密性が要求されることから、これらの容器に対して極めて精度の高い漏洩検査が実施され、健全性の確認が行われている。この精度の高い検査法として、透過性の高いヘリウムガスを使用するヘリウム漏洩検査法が広く利用されている。しかし、このヘリウムガスは透過性が高いために漏洩検査のシール材として用いられるゴム系Oリングを透過漏洩して、検査を妨害する要因となる場合もある。著者等は、この問題を回避するためにゴム製Oリングを二重に装着する方法を考案し、この方法について実験を行った。その結果、予測を遥かに上回る透過漏洩の遅延現象が観察され、この現象を解析した。この結果、フランジに二重に装着したOリング間の空間の存在が、ヘリウムガスの透過漏洩を抑制する極めて有効な作用をすることがわかった。

報告書

多重Oリング装着によるヘリウムガスの透過漏洩抑制

大場 敏弘; 菊地 泰二; 高 勇; 磯崎 太*; 千葉 雅昭; 石川 和義; 井上 広己*; 照沼 勲*; 沢辺 正樹*; 津田 和美*; et al.

JAERI-Tech 2001-067, 29 Pages, 2001/11

JAERI-Tech-2001-067.pdf:1.93MB

原子力関連機器の気密漏洩検査としてヘリウム漏洩検査が行われているが、この検査においては検査箇所の気密を維持するためにシール用ガスケットとしてゴム製のOリングが使用される。一方、ヘリウムは透過性が強いため該Oリングをも透過漏洩し、漏洩検査時にこのヘリウムが検出され検査が阻害される問題がある。この問題を回避するためにOリングを2重に装着してヘリウムをシールする方法を考案し、ヘリウム透過漏洩量の時間変化の測定試験を行った。この結果、2重に装着したOリング間の空間の存在がOリングを透過して漏洩するヘリウムを抑制するうえで極めて有効であることが確認された。

論文

原子力利用の経済規模

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。

論文

ZrC-coated particle fuel for high temperature gas-cooled reactors

湊 和生; 小川 徹; 沢 和弘; 関野 甫; 高野 利夫; 喜多川 勇; 石川 明義; 冨田 健; 大枝 悦郎

Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 8 Pages, 1999/00

ZrC被覆粒子燃料は、その優れた特性から、現行のSiC被覆粒子燃料に代わり得る候補であり、高温ガス炉の直接ヘリウムサイクルやプルトニウム燃焼に寄与できるのではないかと考えられている。ZrC被覆燃料粒子の高温での健全性及び核分裂生成物の保持特性について、照射後加熱試験により調べた。その結果、ZrC被覆粒子燃料の優れた高温特性を明らかにした。また、1400$$^{circ}$$Cから1650$$^{circ}$$Cにおいて照射試験を行った。ZrC被覆粒子燃料にはとくに異常は認められなかったが、SiC被覆粒子燃料には、核分裂生成物のパラジウムによる腐食が認められた。

論文

日本原子力研究所と産業界の共同研究

石川 勇

Radioisotopes, 46(9), p.657 - 663, 1997/09

RI・放射線の産業利用の現状を把握し、利用の活性化及び標準化を図るために、日本アイソトープ協会理工学部会内に設けられた「放射性同位元素等の産業利用専門委員会」で討論された資料とともに、原研における産業界との共同研究の現状を紹介し、多くの人の理解を得る資料である。内容は、外部の人が原研の施設や制度を利用するための情報と利用開発室における産業界との共同研究の実施例として、(1)非破壊検査に関する事例、(2)放射線応用計測法に関する事例、(3)トレーサ利用技術に関する事例について紹介する。

論文

RI線源による中性子ラジオグラフィ

石川 勇

Radioisotopes, 46(8), p.567 - 572, 1997/08

ラジオアイソトープ中性子源を利用するラジオグラフィ技術について、概要と国内における研究及び利用状況と諸外国の状況について紹介した。国内の状況では、原研が昭和50年度から進め、基礎的な実験結果を踏まえて1mgの$$^{252}$$Cf中性子源を装備した中性子ラジオグラフィ装置へ至るまでの経緯とそれにより得られた研究成果について述べた。国外の状況については、利用が盛んなアメリカの状況を紹介するとともに将来の予測についても若干言及した。

論文

RI中性子

石川 勇

Radioisotopes, 45(10), p.646 - 651, 1996/10

最近、盛んになってきた中性子利用の現況を把握するため、「中性子による計測と利用シリーズ」としての総括的な解説の一つである。ここでは、放射性同位元素(RI)の($$alpha$$,n)反応による中性子源、($$gamma$$,n)反応による中性子源、自発核分裂による中性子源について、各々の種類と原理、特徴などについて、これまでに原研で得た経験も交えて解説した。

論文

Applied techniques based on neutron radiation in JAERI

石川 勇

Proc. of 11th KAIF/KNS Annual Conf., 0, p.611 - 619, 1996/00

日本原子力研究所、アイソトープ部が、民間企業、公的機関、原研の基礎研究グループと協同で開発した、$$^{252}$$Cf線源を用いる中性子応用技術のうち、いくつかの注目すべき応用例についての報告である。1)高精度コークス水分計として、$$^{252}$$Cfからの中性子とガンマ線の同時透過測定をパルス波形弁別技術により実現した。2)中性子吸収トレーサ技術を石炭液化実験プラントにおいて、石炭スラリーの流れの観測のために採用した。3)中性子の多重散乱や十分な熱化によって、鉄板ではさまれたプラスチックフィルムの厚さ計を開発した。4)原研で開発された中性子イメージングプレートの応用技術に関することなどの内容を紹介した。

論文

石炭液化反応器へのRI技術の応用

石川 勇

Radioisotopes, 45(5), p.349 - 350, 1996/00

高温・高圧での反応を利用する石炭液化技術では、その苛酷な条件下における液化反応器内の混合状態、滞留時間分布などの情報取得にRIの技術が使われている。特に最近では、放射性トレーサを利用する方法よりも非放射性トレーサとカリホルニウム-252中性子源との組合せによる中性子吸収法が用いられていることを紹介している。この報告は、石炭液化技術の分野で、液化反応器内でのスラリーの挙動解析と反応器の設計に重要な情報を得るための放射性及び非放射性トレーサによる実験研究報告の概要をレビューとしてまとめたものである。

論文

Electronic imaging for Cf-252 based neutron radiography

持木 幸一*; 赤池 裕貴*; 村田 裕*; 茂木 照十三; 石川 勇

Proc. of 2nd Int. Topical Meeting on Neutron Radiography System Design and Characterization, 0, p.335 - 342, 1995/00

中性子ラジオグラフィの研究は、原子炉では高い中性子束が得られるため、動的現象の可視化も試みられるようになったが、施設のコストや被検体の制限などで応用が限られてしまう。一方アイソトープなど低い中性子束の中性子源を用いる研究は、応用の新しい分野を開拓するための技術開発が重要である。$$^{252}$$Cf中性子源を用いる中性子ラジオグラフィのために2値化変換と最小値フィルタ処理を備えた光子係数撮像法を多機能電子撮像システムを用いて試みた。その結果ラジオグラフィのコントラストと空間分解能は、信号処理方式により改善することが出来た。

報告書

中性子エネルギースペクトル調整照射したステンレス鋼の電気化学的腐食挙動

塚田 隆; 芝 清之; 中島 甫; 園部 清美; 喜多川 勇; 松島 秀夫; 関野 甫; 高橋 五志生; 糸永 文雄; 石川 明義

JAERI-M 92-169, 26 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-169.pdf:2.76MB

原子炉中性子照射が構造材料の耐食性に与える影響を調べるために、米国オークリッジ国立研究所の研究炉(ORR)において核融合炉第1壁条件を近似する中性子エネルギースペクトル調整照射を行った試料について、遠隔操作型電気化学測定装置により電気化学的再活性化(EPR)試験及び定電位電解試験を実施した。試験材料は316型ステンレス鋼であり、60,200,330,400$$^{circ}$$Cで約8dpaまで照射されたものである。電気化学的腐食試験の結果として;(1)EPR試験により、400$$^{circ}$$C照射材でのみ電位-電流曲線に再活性化ピークが認められた。しかし、このピークは粒界腐食によるものではなく粒内の腐食によるものであり、照射誘起偏析に起因すると考えられる。(2)定電位電解試験により、不純物元素の偏析によると考えられる粒界腐食が検出された。これらの結果を高速炉で照射した材料の電気化学的腐食試験の結果及び、照射後高温水中応力腐食割れの試験結果と比較検討した。

報告書

高速炉照射したステンレス鋼の電気化学的腐食挙動

芝 清之; 塚田 隆; 中島 甫; 園部 清美; 喜多川 勇; 松島 秀夫; 関野 甫; 野沢 幸男; 高橋 五志生; 糸永 文雄; et al.

JAERI-M 92-166, 27 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-166.pdf:2.35MB

平成3年度に原研及び動燃による共同研究として開始した「中性子照射材料の破壊特性評価試験」のうち、東海研ホットラボにおいて実施した電気化学的腐食試験の結果について報告する。原研では平成元年度より炉心構造材料の照射腐食割れの研究を行っている。照射腐食割れの発生機構を研究するには、照射材の応力腐食割れ試験とともに耐食性に対する照射の影響について調べることが必要である。本研究では、高速実験炉「常陽」において7$$times$$10$$^{22}$$n/cm$$^{2}$$まで照射された燃料集合体ラッパー管材を試料として、遠隔操作型電気化学測定装置により、電気化学的再活性化(EPR)試験及び過不働態電位域において定電位電解試験を実施した。これらの試験の結果として、原子炉中性子照射に起因すると考えられる耐食性の劣化が検知された。

論文

Benefits from new applications of new types of gauges using nuclear techniques in the iron making process

富永 洋; 石川 勇

Nucl. Geophys., 5(1-2), p.137 - 140, 1991/00

鉄鋼業において製品の品質を高めるのに製造工程を安定に制御するため、核技術を応用した高精度計測機器の開発を行った。焼結プラントの工程でコンベア上の鉄鉱石などの原料の状態を調べるため$$^{137}$$Cs線源を用い、コンプトン散乱した$$gamma$$線を利用した挿入型の密度計を開発した。また、高炉へ供給するコークス中の水分を調べるために$$^{252}$$Cf中性子線源を用い、高速中性子線と$$gamma$$線の透過率を測定する高精度の水分計を開発した。いずれの計測器もこれまでの製造工程では適用されていなかったもの、あるいはこれまでのものに改良を加えたもので、その技術的効果は顕著で多くの情報を得ることができ、また経済的利益も著しく製造コストの削減に寄与している。

論文

放射能測定用双子型伝導微少熱量計

源河 次雄; 小林 勝利; 竹内 紀男; 石川 勇; 保泉 澄

Radioisotopes, 37(3), p.155 - 158, 1988/00

主として純$$beta$$放射体測定用として、保守管理が容易で高感度高安定な熱量計を開発した。試料セルは、0.5mm厚のアルミニューム製で、内寸が46.5mm$$times$$54.0mmの大きさを持ち、左右対称に2個セットされている。 各セルには化合物半導体の感熱素子が3個宛取りつけられ、試料からの熱は、これらを通ってアルミニウ恒温体に流れる。本装置により約3.7GBq(100mCi)のトリチウム水を測定し液体シンチレーション計数法と比較し5%以内での一致をみた。

論文

Nondestructive elememtal analysis by the method of neutron resonance absorption

石川 勇; 立川 登; 大久保 牧夫; 富永 洋

Transactions of the American Nuclear Society, 56(SUPPL.3), p.31 - 32, 1988/00

120MeV電子ライナックからのパルス状熱外中性子の飛行時間測定の装置を利用し、被測定試料を透過した中性子の共鳴吸収スペクトルを解析する手法を被破壊元素分析に適用した。特に原子力分野の産業界において、残留放射能との関連で重要な鉄鋼中のコバルトの含有量について実験し、さらにその分析性能、限界等を検討した。

口頭

高速炉の炉心損傷評価技術(レベル2PSA)の開発,1; 概要とスコープ

丹羽 元; 栗坂 健一; 佐藤 一憲; 飛田 吉春; 神山 健司; 山野 秀将; 宮原 信哉; 大野 修司; 清野 裕; 石川 浩康; et al.

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷評価技術(レベル2PSA)を開発するため、炉心物質再配置過程の解析手法及び格納容器内事象の解析手法を新たに開発するとともに、レベル2PSAに必要な技術的根拠を整備する。本発表は4件のシリーズ発表の一部として概要とスコープを紹介するものである。

口頭

高速炉の炉心損傷評価技術(レベル2PSA)の開発,3; 格納容器内事象に関する評価手法の開発

清野 裕; 大野 修司; 石川 浩康; 西村 正弘; 佐藤 勇; 宮原 信哉

no journal, , 

格納容器内事象解析コードCONTAIN/LMRに内蔵されているデブリ-コンクリート相互作用計算モデルの改良に資するため、プログラム調査を通じて改良事項を抽出するとともに、必要な要素試験について準備を開始した。

口頭

高速炉の炉心損傷評価技術(レベル2PSA)の開発,5; 平成19年度の研究開発の進捗

中井 良大; 栗坂 健一; 佐藤 一憲; 飛田 吉春; 神山 健司; 山野 秀将; 宮原 信哉; 大野 修司; 清野 裕; 石川 浩康; et al.

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷評価技術(レベル2PSA)を開発するため、炉心物質再配置過程の解析手法及び格納容器内事象の解析手法を新たに開発するとともに、レベル2PSAに必要な技術的根拠を整備する。

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