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報告書

燃料研究棟の汚染に係る空気力学的放射能中央径の評価; イメージングプレートを用いたPu粒子径の分析

高崎 浩司; 安宗 貴志; 橋本 周; 前田 宏治; 加藤 正人; 吉澤 道夫; 百瀬 琢麿

JAEA-Review 2019-003, 48 Pages, 2019/03

JAEA-Review-2019-003.pdf:3.81MB

平成29年6月6日に大洗研究開発センター燃料研究棟の管理区域内において、貯蔵容器の点検等作業中、貯蔵容器内にある核燃料物質が入った容器を封入した樹脂製の袋が破裂した。室内で作業をしていた作業員5名は半面マスクを着用していたが、5名全員が飛散したPu等のダストで汚染され、体内摂取による内部被ばくが生じた。国際放射線防護委員会は作業者による放射性核種の吸入摂取について、空気力学的放射能中央径(AMAD)の1$$mu$$mと5$$mu$$mの実効線量係数を示しており、内部被ばく線量の評価において、放射性粒子のAMADは重要な情報である。事象発生後に採取した室内のスミヤ試料14枚とPuダストモニタのサンプリングろ紙1枚について、イメージングプレートで測定し、画像解析により室内に飛散したPu等の粒子のAMADを評価した。評価の結果、スミヤ試料からは硝酸Pu塩と仮定した場合のAMADは4.3$$sim$$11$$mu$$m以上、酸化Puと仮定した場合のAMADは5.6$$sim$$14$$mu$$m以上と評価された。また、Puダストモニタの集塵ろ紙については、硝酸Pu塩とした場合のAMADは3.0$$mu$$m以上、酸化Puとした場合は3.9$$mu$$m以上と評価された。

論文

Development of ROV system to explore fuel debris in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和也*; Nancekievill, M.*; Watson, S.*; Lennox, B.*; Jones, A.*; Joyce, M. J.*; 奥村 啓介; 片倉 純一*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.199 - 202, 2019/01

福島第一原子力発電所の格納容器(PCV)内の水中燃料デブリ分布を調査するための技術開発として、小型のROVに搭載するソナーシステムの開発実験を行っている。実験は、PCVを模擬し、異なるサイズのソナー、超音波周波数、ビームスキャニング法を用いて、深さの異なる2種類の水槽で実施した。その結果、模擬デブリの形状識別性能と狭い閉空間でのマルチパスによるノイズを特徴付けた。

論文

Development of a radiological characterization submersible ROV for use at Fukushima Daiichi

Nancekievill, M.*; Jones, A. R.*; Joyce, M. J.*; Lennox, B.*; Watson, S.*; 片倉 純一*; 奥村 啓介; 鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和哉*

IEEE Transactions on Nuclear Science, 65(9), p.2565 - 2572, 2018/09

 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

福島第一原子力発電所の格納容器内に水没した燃料デブリを探査する技術の開発に貢献するため、小型の放射線検出器とソナーを搭載した遠隔水中ロボット(ROV)システムの開発を行っている。線量率モニタリングおよび$$gamma$$線分光法のための臭化セリウム(CeBr$$_{3}$$)シンチレータ検出器をROVに統合し、実験室および水中の両条件で$$^{137}$$Cs線源を用いて実験的に検証した。さらに、IMAGENEX 831Lソナーと組み合わせたROVは、水プール設備の底に置いた模擬燃料デブリの形状およびサイズを特徴付けることができた。

論文

Effect of oxidizing metallic ions on corrosion of stainless steel during concentration process simulating High-level Activity Liquid Waste (HALW) concentrator

入澤 恵理子; 加藤 千明; 鴨志田 美智雄*; 袴塚 保之*; 上野 文義; 山本 正弘

Proceedings of European Corrosion Congress 2017 (EUROCORR 2017) and 20th ICC & Process Safety Congress 2017 (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/09

In the PUREX method for reprocessing of nuclear spent fuels, the HNO$$_{3}$$ media with high concentration is heated up to boiling point to dissolve fuels. The process solutions containing oxidizing metallic ions dissolved from spent fuels are very corrosive because of these high oxidizing activities, and the corrosion problem have appeared on the stainless steel concentrators and evaporators such as the intergranular corrosion of stainless steel. We focused how the change of solution composition and temperature on the corrosion rate of stainless steel under the operation condition of High-level Active Liquid West concentrator of reprocessing plant in Japan. The corrosion immersion tests and the electrochemical measurements were performed using R-SUS304ULC as stainless steel test samples and the HNO$$_{3}$$ solutions containing following oxidizing metallic ions. The corrosion rate increased caused by increasing of the HNO$$_{3}$$ and metallic ions concentration. The cathodic polarization curves showed that the current density increased with increasing of the concentration of HNO$$_{3}$$ and metallic ions. Moreover, the results showed that the contribution of Ru and V which can maintain the acceleration effect on the corrosion because of high re-oxidation rate after the reductant with the corrosion reaction in the solution.

論文

A Remote-operated system to map radiation dose in the Fukushima Daiichi primary containment vessel

Nancekievill, M.*; Jones, A. R.*; Joyce, M. J.*; Lennox, B.*; Watson, S.*; 片倉 純一*; 奥村 啓介; 鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和哉*

Proceedings of 5th International Conference on Advancements in Nuclear Instrumentation Measurement Methods and their Applications (ANIMMA 2017) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/06

福島第一原子力発電所の原子炉内部のマッピングを目的とし、放射線検出器を組み合わせた潜水可能なROVシステムを開発している。$$gamma$$線強度のマップを得るとともに放射性同位体を同定するため、CeBr$$_{3}$$無機シンチレータ検出器をROVに組み込んでいる。ROVは、直径約150mmの円筒形状で、自由度5で制御可能な5つのポンプを持つ2つのエンドキャップを備えている。CeBr$$_{3}$$検出器は、熱中性子束をマッピングすることが可能な$$^{6}$$Liホイルを有する単結晶化学蒸着中性子検出器で置き換えることが可能である。

論文

Performance of the H$$_{p}$$(10) and H$$_{p}$$(0.07) measurable electronic pocket dosimeter for $$gamma$$- and $$beta$$-rays

高橋 聖; 関口 真人; 宮内 英明; 橘 晴夫; 吉澤 道夫; 加藤 徹*; 山口 明仁*

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(Suppl.5), p.225 - 228, 2008/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.16(Nuclear Science & Technology)

In this study, the H$$_{p}$$(10) and H$$_{p}$$(0.07) detectable electronic pocket dosimeter(EPD-101) manufactured by ALOKA CO., LTD. was examined for (1) energy dependences for $$gamma$$ and $$beta$$-rays and (2) applicability for actually personal dosimetry in the mixed radiation fields. The energy responses of EPD-101 were obtained by standard irradiation in the Facility of Radiation Standards in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The responses of EPD-101 were shown to be within $$pm$$20% in the irradiated energy range for the both radiations except for $$^{147}$$Pm emitting low-energy $$beta$$-rays. In order to examine the applicability of EPD-101 in actual radiation workplaces, measured values of EPD-101 were compared with those of two other types of dosimeters (glass dosimeters and thermoluminescence dosimeters) in hot cells of the Reactor Fuel Examination Facility in JAEA. As a result, EPD-101 showed lower dose for $$beta$$-ray and higher dose for $$gamma$$-ray than the other two dosimeters. The differences should be attributed to high-energy $$beta$$-emitting sources such as $$^{106}$$Ru-$$^{106}$$Rh in the facility.

報告書

HTTR水素製造システム炉外技術開発試験装置の構成と機器仕様(受託研究)

加藤 道雄; 林 光二; 会田 秀樹; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 稲葉 良知; 岩月 仁; 高田 昌二; 稲垣 嘉之

JAEA-Technology 2007-022, 209 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-022.pdf:14.46MB

炉外技術開発試験装置(以後、炉外試験装置)は、水素製造システムの過渡挙動及び蒸気発生器によるヘリウム温度変動の緩和性能を調べるため、並びに動特性解析コードの検証データの取得を目的として製作されたものである。炉外試験装置は120Nm$$^{3}$$/hの水素製造能力を有しており、水素製造法についてはメタンの水蒸気改質法(CH$$_{4}$$+H$$_{2}$$O=3H$$_{2}$$+CO)を用いた。原子炉の代わりの熱源として電気ヒータが設置されており、HTTRと同様に化学反応器の入口で880$$^{circ}$$C(4MPa)まで昇温することができる。炉外試験装置は2002年の2月に完成し、2002年3月から2004年12月にかけて7回の運転が行われた。本報告書は、炉外試験装置の構成と主仕様について述べたものである。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置平成16年度試験運転報告(受託研究)

林 光二; 大橋 弘史; 森崎 徳浩; 加藤 道雄; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 高田 昌二; 稲垣 嘉之

JAEA-Technology 2006-013, 73 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-013.pdf:6.27MB

本書は、HTTR水素製造実規模単一反応管試験装置の平成16年度試験運転報告である。平成16年5月に後処理設備の触媒粉塵用フィルタの改修工事を実施した。平成16年6月に第6回試験運転を実施し性能の改善を確認した。平成16年7月に定期検査を実施し、ボイラ設備並びに高圧ガス設備の整備作業と保安検査を終了した。また平成16年10月から第7回試験運転を実施し、化学反応停止試験を行った。その結果、化学反応停止時における蒸気発生器と放熱器による冷却システムの挙動等を確認した。本報告では、これらの試験の概要、結果、保守・点検、並びに運転記録についてまとめた。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置平成15年度試験運転報告(受託研究)

林 光二; 森崎 徳浩; 大橋 弘史; 加藤 道雄; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 高田 昌二; 稲垣 嘉之

JAEA-Technology 2006-012, 98 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-012.pdf:7.83MB

本書は、HTTR水素製造実規模単一反応管試験装置の平成15年度試験運転報告である。平成15年5月から第4回試験運転を、また平成15年10月から第5回試験運転を実施し、(a)起動停止試験、(b)プロセス変動試験、(c)水素連続製造試験、(d)化学反応停止試験を行った。その結果、水素製造システムの長期安定性の確認,化学反応停止時における蒸気発生器と放熱器による冷却システムの挙動把握等の成果が得られた。また、平成15年7月末から定期点検を実施し、ボイラ設備並びに高圧ガス設備の整備作業と保安検査を終了した。本報告では、これらの試験の概要、結果、保守・点検、並びに運転記録についてまとめた。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置平成14年度試験運転報告(受託研究)

林 光二; 大橋 弘史; 稲葉 良知; 加藤 道雄; 会田 秀樹; 森崎 徳浩; 武田 哲明; 西原 哲夫; 高田 昌二; 稲垣 嘉之

JAEA-Technology 2006-011, 132 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-011.pdf:9.47MB

本報告は、HTTR水素製造実規模単一反応管試験装置の平成14年度試験運転について述べたものである。平成14年5月に試験装置の改修工事を実施した。平成14年6月から第2回試験運転を実施し、改修部の性能向上を確認した。平成14年7月末から定期点検を実施し、ボイラ設備並びに高圧ガス設備の整備作業と保安検査を終了した。平成14年10月から第3回試験運転を実施し、(a)起動停止試験、(b)プロセス変動試験、(c)化学反応停止試験、並びに(d)改質器特性試験を行った。試験の結果、水蒸気改質器で生じるヘリウムガス温度変動は、蒸気発生器により目標値以内に緩和できることが確認できた。また、平成15年2月に保守点検を実施した。本報告では、これらの試験の概要、結果、保守・点検、並びに運転記録についてまとめた。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置,平成13年度試験運転報告(受託研究)

林 光二; 稲垣 嘉之; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫*; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 片西 昌司; et al.

JAERI-Tech 2005-032, 46 Pages, 2005/06

JAERI-Tech-2005-032.pdf:4.79MB

本書は、HTTR水素製造実規模単一反応管試験装置の平成13年度試験運転報告である。平成13年度は平成14年3月1日から3月13日の2週間に第1回試験運転を実施し、水蒸気改質器の熱流動に関する試験、並びに試験装置の運転訓練を行った。水蒸気改質器の熱流動に関する試験は、ヘリウムガスとプロセスガス間の伝熱特性を評価するものである。本報告では、試験の概要,結果、並びに運転記録についてまとめている。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置の熱交換器の伝熱性能評価結果(受託研究)

清水 明; 大橋 弘史; 加藤 道雄; 林 光二; 会田 秀樹; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 高田 昌二; 森崎 徳浩; 榊 明裕*; et al.

JAERI-Tech 2005-031, 174 Pages, 2005/06

JAERI-Tech-2005-031.pdf:20.71MB

従来、高温ガス炉と水素製造設備を接続するためのシステムインテグレーション技術の確立を目的として、HTTRへメタンガスの水蒸気改質による水素製造設備の接続が検討されて来た。その水素製造設備のモックアップモデルである実規模単一反応管試験装置を2001年度に完成し、これまでに水蒸気改質器をはじめ、各種の熱交換器に関する運転データを取得した。本報告では試験装置の水蒸気改質器,蒸気過熱器,蒸気発生器,放熱器,ヘリウムガス冷却器,原料ガス加熱器,原料ガス過熱器等、試験に使用した熱交換器の仕様と構造,文献に掲載された管外と管内の熱伝達率算出式を摘出整理した。また、試験において実測された各熱交換器の出入口温度,圧力,流量のデータから伝熱性能を評価するコードを新規作成した。実測データから得られた熱貫流率と、伝熱式を使って計算した熱貫流率とを比較し評価した。その結果、全機器において伝熱性能と熱効率が妥当であることが確認できた。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置の改善事項(受託研究)

榊 明裕*; 加藤 道雄; 林 光二; 藤崎 勝夫*; 会田 秀樹; 大橋 弘史; 高田 昌二; 清水 明; 森崎 徳浩; 前田 幸政; et al.

JAERI-Tech 2005-023, 72 Pages, 2005/04

JAERI-Tech-2005-023.pdf:14.86MB

水素製造システムと高温ガス炉の接続技術の確立のため、水蒸気改質法によるHTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置を平成13年度に製作し、同年度に機能試験運転を実施した。引き続き、平成13年度から16年度まで7回の試験運転を実施した。運転期間中に発生した不具合については、その都度、原因の究明,対策案による試験装置の改善を行い、試験を続行してきた。これにより、各種試験を行い、所定の目的を達成した。本報告は、平成13年から平成16年までに実施した試験装置の改善項目について記述したものである。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置触媒粉塵用フィルタノズル部損傷の原因調査と再発防止対策に関する報告(受託研究)

森崎 徳浩; 林 光二; 稲垣 嘉之; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫*; 前田 幸政; 水野 貞男*

JAERI-Tech 2005-009, 37 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-009.pdf:14.33MB

実規模単一反応管試験装置の触媒粉塵用フィルタのノズルフランジと鏡の溶接部近傍の損傷(き裂)に関し、損傷の原因調査及び再発防止対策等について審議検討を行った。損傷の原因は、内面側から発生した応力腐食割れ(SCC)によるものと推定された。このため、触媒粉塵用フィルタ内の凝縮水発生防止,溶接残留応力低減,溶接鋭敏化低減を行うためのフィルタの改修を行った。また、試験装置の類似継ぎ手構造部の健全性確認を実施した結果、いずれの箇所にも欠陥は検出されず、健全性が確保されていることを確認した。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置の機能試験結果報告(受託研究)

稲垣 嘉之; 林 光二; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 片西 昌司; et al.

JAERI-Tech 2003-034, 129 Pages, 2003/05

JAERI-Tech-2003-034.pdf:7.62MB

HTTR水素製造システムの中間熱交換器から下流の水素製造設備を模擬した実規模単一反応管試験装置の機能試験の結果について報告する。本試験装置は、HTTR水素製造システムの水蒸気改質器反応管1本を実寸大で模擬した装置で、熱源には原子炉の代わりに電気ヒータを用いて、HTTR水素製造システムと同じ温度・圧力の条件で試験を行うことができる。試験装置は、平成9年より設計,製作を開始し、平成13年9月に据付を完了した。平成13年10月から平成14年2月まで実施した機能試験において、各設備の性能確認を行うとともに、高温ヘリウムガスを熱源として120m$$^{3}$$N/hの水素製造を達成して、試験装置を完成させた。また、本報告では、機能試験時に発生した不具合事項とその対策についても合わせて述べる。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置のヘリウムガス循環機の性能確認試験結果(受託研究)

清水 明; 加藤 道雄; 林 光二; 藤崎 勝夫; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 片西 昌司; 高田 昌二; 稲葉 良知; et al.

JAERI-Tech 2003-033, 105 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-033.pdf:8.35MB

HTTR水素製造システムのモックアップモデルとして建設した「実規模単一反応管試験装置」のヘリウムガス循環機に付き、2001年度に実施した総合機能試験結果を解析し、その特性を述べた。試験データを解析し、昇温値,電力,昇温値に関する性能曲線を求めた。また、これらの性能曲線を使い「循環機性能予測計算コード」を作成した。さらに、ヘリウムガス供給系主循環設備の全体圧力損失を評価した。ヘリウムガス循環機は、試験において圧力2.7MPa~4.0MPa,流量250g/s~400g/s,昇温値~250kPaの運転が必要となるが、最大入力電力150kW,最大回転数12,000rpm以内という循環機運転制限値内で達成できることが確認できた。

報告書

HTTR水素製造システムの炉外技術開発試験;水蒸気改質器の構造の製作上の技術課題(受託研究)

稲垣 嘉之; 大内 義弘; 藤崎 勝夫; 加藤 道雄; 宇野 久男; 林 光二; 会田 秀樹

JAERI-Tech 99-074, p.63 - 0, 1999/10

JAERI-Tech-99-074.pdf:3.0MB

HTTR熱利用系として、天然ガスの水蒸気改質(反応式:CH$$_{4}$$+H$$_{2}$$O=3H$$_{2}$$+CO)による水素製造システムが計画されている。HTTRと水蒸気改質システムの接続の前に、安全性及び制御性の実証、水素製造性能の確認等を目的として、HTTR水銀製造システムの1/30スケールモデルである炉外技術開発試験装置の製作を進めている。炉外技術開発試験装置は、中間熱交換器から下流の主要機器を模擬したもので、原子炉の代わりに電気ヒーターを使用して110Nm$$^{3}$$/hの水素を製造する能力を有する。水蒸気改質器は、水蒸気改質により水素を製造する主要な機器である。炉外技術開発試験装置の水蒸気改質の製作においては、ヘリウムガスからの熱の有効利用並びにコンパクトな構造を目指して、バイヨネット型触媒管の採用、触媒管外表面に設けた直交フィンによるヘリウムガスの伝熱促進等の工夫を行った。また、伝熱促進を行うためには触媒管の肉厚を10mm程度にする必要があるため、触媒管の設計においては、ヘリウムガスとプロセスガスの全圧を考慮する全圧設計ではなく、両者の差圧をもとに触媒管の肉厚を定める差圧設計を適用した。この設計方法は、高圧ガス保安協会より初めて認可された。また、水蒸気改質器は可燃性ガスと電気ヒーターを内蔵することから防爆構造とした。本報告書は、炉外技術開発試験装置の水蒸気改質器の構造、触媒管差圧設計及び防爆構造の認可にかかわる内容について述べたものである。

報告書

アスファルト固化処理施設火災・爆発事故の原因究明試験と環境影響評価

藤根 幸雄; 村田 幹生; 阿部 仁; 高田 準一; 塚本 導雄; 宮田 定次郎*; 井田 正明*; 渡辺 眞樹男; 内山 軍蔵; 朝倉 俊英; et al.

JAERI-Research 99-056, p.278 - 0, 1999/09

JAERI-Research-99-056.pdf:22.73MB

東海再処理施設アスファルト固化処理施設における火災爆発事故について、原研の調査検討会が行った原因究明にかかわる試験及び環境影響評価の結果を報告する。原因究明にかかわる試験においては、実廃液サンプルの化学分析、アスファルト塩混合物の熱分析、暴走的発熱反応試験、発煙時の可燃性ガス分析などを行った。環境影響評価では、環境モニタリングデータと大気拡散シミュレーションコードSPEEDIによる解析結果より、環境へ放出されたCs量を推定した。また、一般住民の被ばく線量評価を行った

口頭

$$gamma$$$$beta$$線混合場での電子ポケット線量計の適応性

高橋 聖; 関口 真人; 橘 晴夫; 星 慎太郎; 吉澤 道夫; 加藤 徹*; 山口 明仁*

no journal, , 

従来、原子力科学研究所では$$gamma$$$$beta$$線混合場の作業の線量管理には熱ルミネセンス線量計(TLD)を補助線量計として多く使用してきた。今回、$$gamma$$$$beta$$線同時測定が可能なアロカ社製70$$mu$$m線量当量対応形電子ポケット線量計(EPD)について、$$beta$$線に対するエネルギー特性試験及び実作業環境場における70$$mu$$m線量当量のTLD(UD-808型)との比較測定を行った。EPDの$$beta$$線エネルギー特性試験は原科研放射線標準施設の$$beta$$線標準照射場において行った。実作業環境場でのEPDとTLDの比較は、使用済燃料取扱施設でEPD, TLD及び原科研において被ばく管理上の基本線量計として使用しているガラス線量計を同時に胸部に装着し、各線量計による70$$mu$$m線量当量を測定して行った。EPDの$$beta$$線のエネルギー特性は、残留最大エネルギー0.5MeV$$sim$$2.2MeVで$$pm$$30%の許容範囲内に収まっていることが確認できた。また、実作業環境場での70$$mu$$m線量当量の測定結果について、EPDの方がTLDよりも基本線量計であるガラス線量計に近い指示値を示した。EPDは、線量の表示や内蔵メモリーによる時系列データの取込み等の機能面に優れており、また取扱が容易であることから、$$gamma$$$$beta$$線混合場の作業における線量管理について有用であると考えられる。

口頭

大洗研究開発センター燃料研究棟汚染・内部被ばく事故,3; 作業員の被ばく評価にかかる放射線管理情報等の測定及び調査

加藤 祥成; 橋本 周; 宮内 英明; 安宗 貴志; 前田 英太; 高崎 浩司; 吉澤 道夫; 百瀬 琢麿

no journal, , 

本発表では、主として作業員の内部被ばく線量評価及び内部被ばく経路の推定に資するために実施した種々の測定手法及び結果について報告する。作業員が着用していた半面マスクについて調査した結果、半面マスク接顔部の広い範囲で汚染が確認された。このことから、樹脂製の袋が破裂した際に直接浴びたPu等の粒子及び顔面に付着した汚染が、半面マスクと顔面の間に入り込み、内部被ばくを引き起こした可能性が高いと推定した。

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