東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2020年度

中田 陽; 中野 政尚; 金井 克太; 瀬谷 夏美; 西村 周作; 根本 正史; 飛田 慶司; 二川 和郎; 山田 椋平; 内山 怜; et al.

JAEA-Review 2021-062, 163 Pages, 2022/02

JAEA-Review-2021-062.pdf:2.87MB

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、2020年4月から2021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株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)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。

大型核融合実験装置JT-60Uの解体

池田 佳隆; 岡野 文範; 逆井 章; 花田 磨砂也; 秋野 昇; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; 久保 博孝; 小林 和容; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 13(4), p.167 - 178, 2014/12

https://doi.org/10.3327/taesj.J14.007

JT-60Uを超伝導トカマクJT-60SAに改造するため、JT-60U本体を解体した。JT-60Uは18年間の重水素運転により放射化されており、このJT-60Uの解体は、放射化した核融合装置の解体として我が国初の解体であった。全ての解体品は、将来のクリアランスの適用を考慮し、線量当量率や材料、重量などのデータを記録した。切断技術や保管技術などは、効率的に解体を行うための鍵であった。解体に要した人工数や解体品の放射化レベルなど、他の核融合装置で解体を行う際に有用となる情報を報告する。

Characterization of JT-60U exhaust gas during experimental operation

磯部 兼嗣; 中村 博文; 神永 敦嗣; 都筑 和泰; 東島 智; 西 正孝; 小林 靖典*; 小西 哲之*

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.827 - 832, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.09.039

トカマク試験装置の排ガス組成を知ることは、今後の核融合装置の燃料循環処理系の最適化設計を検討していくうえで非常に重要である。今回、2003年から2004年にかけて実施されたJT-60U試験運転時の排ガス組成を測定し、プラズマ放電内容との相関を調査した。排ガス中における水素同位体の濃度は、放電ごとにピーク値を持ち、高性能プラズマや長時間運転で高い値を示す傾向が見られた。一方、ヘリウムや炭化水素などの不純物成分は、ディスラプション時やグロー放電,テイラー放電といった壁調整放電時に高い濃度で検出された。また、通常のプラズマ放電においても、水素同位体と同様に高性能プラズマや長時間運転で高い濃度を示す傾向が見られ、最大で8%の炭化水素濃度が測定された。

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

https://doi.org/10.1088/0029-5515/44/2/015

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30 mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を用いて、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めた。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/mに耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材、緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

多成分自動分析システムの開発(2); 電位差滴定法自動分析装置の開発

稲田 聡; 鴨志田 政之*; 池田 久; 神長 一博; 鈴木 弘之; 庄司 和弘; 久野 祐輔

PNC TN8410 96-266, 67 Pages, 1996/05

PNC-TN8410-96-266.pdf:2.57MB

[目的]再処理工場における工程管理分析業務の高度化等を目的に,ロボット操作による多種にわたる分析操作の自動化を図る。[概要]東海再処理工場・分析所では,分析操作の自動化に向けて,分析頻度的に最も高いウラン,プルトニウム,酸および放射能濃度等を自動で,同時に測定できる分析システムの開発(多成分自動分析システムの開発という。)を1993年より進めている。本開発は,工程管理分析の高度化,作業効率の向上,個人差による分析値の誤差減少,被ばくの低減化などを目的に,高性能ロボットによる分析操作の自動化を行うものである。具体的には,工程管理分析のうち,67割を占めると考えられる吸光光度法分析,電位差滴定法分析,放射能法分析を各々,自動化すると共に,複合的に組み合わせることにより分析の総合ネットワーク化を図り,多種目の分析を自動で且つ効率良く行うことができるものである。開発計画としては,第1ステップとして実験台系分析室用の自動分析装置(吸光光度法自動分析装置,電位差滴定法自動分析装置,放射能自動分析装置)を開発する。次に,その基礎データを基にグローブボックス系分析室用の自動分析装置を開発し,最終的には,セル系分析室用の分析を自動化する予定である。本報告は,上記第一ステップのうち,実験台系分析室で処理しているウラン,ヒドラジン,酸,アルカリ濃度等の電位差滴定法分析作業を高性能ロボットを用いて自動で分析ができる装置(電位差滴定法自動分析装置)の開発成果を述べたものである。主な成果は次のとおりである。(1)これまで多大な労力を要していた電位差滴定法の分析作業について自動化が図れた。これにより,これまで作業員が行っていた試料の採取,定量,液定ビーカーのセット等の分析操作が省略でき,分析作業の省力化が図られた。(再処理工場95-2キャンペーンにおいて,定常的に使用できることを確認した。)(2)将来のグローブボックス内への自動分析システムの設置の検討を含め,電位差滴定法の自動化に必要な自動処理機器等をユニット化し,小型化を図った。(3)データ処理装置の分析条件登録ソフトプログラムの効率化を図った結果,測定中であっても分析条件の登録変更や追加,削除を容易に設定できるなど,緊急性を要する分析作業にも十分対応可能なシステムとした。(4)ロボットの操作上生じる無駄な操作や,作業工程上の待ち時間に

Quality evaluation of graphites and carbon/carbon composites during production of JT-60U plasma facing materials

安東 俊郎; 児玉 幸三; 山本 正弘; 新井 貴; 神永 敦嗣; 堀池 寛; 衛藤 基邦; 深谷 清; 木内 昭男*; 照山 量弘*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 191-194(2), p.1423 - 1427, 1992/09

改造臨界プラズマ試験装置(JT-60U)用第一壁,ダイバータ板材料の製作段階に得られた抜取り検査データに基づき、三種の等方性黒鉛及び四種のC/C複合材に対して、その物理的,機械的特性の品質分布を調べた。評価した物性値は密度,電気比抵抗,熱膨張率,熱伝導率,曲げ強度,引張強度及び圧縮強度である。その結果、平均値で規格化した標準偏差の最大値は、C/C複合材では22.7%%,等方性黒鉛では9.2%であった。したがって、このような材料品質のバラツキを、等方性黒鉛やC/C複合材を用いたアーマタイルの設計で考慮する必要がある。また、これらの物性値間の相関関係も、幾つかの材料で認められた。

JT-60U真空容器排ガス分析と酸素挙動

小林 靖典*; 磯部 兼嗣; 神永 敦嗣; 中村 博文; 都筑 和泰; 東島 智; 小西 哲之*

no journal, , 

JT-60Uで実施された酸素含有ガスによるグロー放電時の排出ガスを分析するとともに、小規模なテストスタンドでの模擬実験を行い、両者を比較検討した。JT-60UのHe-Oグロー放電洗浄ではメタンの排出が促進され、遅れてCOが排出された。これは、壁面から放出された炭素や水素が酸素と化合した後にそれらが反応してメタンを排出して、酸素は何度も再利用され触媒のように働いていると考えられる。また、大気開放直後の酸素が多い時期に実施したHeグロー放電洗浄ではCH, CHの排出が支配的であったが、これは壁面に吸着した酸素が影響していると考えられる。これらの挙動を理解するため、テストスタンドによる詳細な分析を実施し、下記のような初期結果を得た。(1)炭素電極への酸素の吸着が確認された。(2)He-Oグロー放電,Heグロー放電においてCO, COの排出が見られた。(3)酸素吸着量の違いによるCO, COの発生量には有意な差が見られなかった。(4)CO, COの発生量はグロー電流に比例するが、酸素濃度(1%10%)にあまり影響を受けなかった。(2), (3)はJT-60Uで得られた結果とは異なる。その原因の一つとして、JT-60Uのトカマク運転中に照射される水素同位体の影響が考えられるので、今後は水素放電を行った後に酸素グロー放電を行いJT-60Uでの実験をさらに模擬して酸素挙動の分析を進める。

Non-destructive oxide thickness measurement for BWR fuel rod "Development of crud removal technique"

佐藤 篤司; 椎名 秀徳; 片岡 健太郎*; 大友 進*; 垣内 一雄*; 大平 幸一*; 板垣 登*; 神永 敬久; 木村 康彦; 鈴木 和博; et al.

no journal, , 

Oxide thickness measurements of irradiated fuel rods by eddy current test (ECT) method are generally applied for Post Irradiation Examination. But the oxide thickness of BWR type spent fuel rod by ECT is thicker than that by metallography because of the crud deposited on the fuel rod surface. Normally, the hard crud is not so thick, but the hard crud has magnetic property, and this property causes systematic error on oxide thickness measurement by Estate new crud removal technique which could remove the hard crud without removing oxide layer has been developed.