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西野 将平; 本橋 昌博; 西田 哲郎; 川崎 一男
日本保全学会第19回学術講演会要旨集, p.73 - 79, 2023/08
核燃料サイクル工学研究所(NCL)には、4基のボイラが設置されており、これらのボイラは設置後約29年が経過している。水管ボイラは多くの水管を有しており、この水管からの漏えいが4回発生している。漏えいは硫酸腐食によるものであると考えられるため、硫酸腐食を減らすためにボイラの運転スケジュール及び運転時間の見直し、継続的な非破壊検査及び漏水が発生するおそれのある水管の計画的な補修を実施した。本報告では、漏水事象を受けたボイラの運転・保守管理方法を改善や非破壊検査の結果について報告する。
中田 陽; 金井 克太; 國分 祐司; 永岡 美佳; 小池 優子; 山田 椋平*; 久保田 智大; 平尾 萌; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; et al.
JAEA-Review 2022-079, 116 Pages, 2023/03
JAEA-Review-2022-079.pdf:2.77MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び茨城県等との「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、令和3年4月1日から令和4年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
中野 政尚; 中田 陽; 金井 克太; 永岡 美佳; 小池 優子; 山田 椋平; 久保田 智大; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; et al.
JAEA-Review 2021-040, 118 Pages, 2021/12
JAEA-Review-2021-040.pdf:2.48MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」,「核燃料物質使用施設保安規定」,「放射線障害予防規程」,「放射線保安規則」及び茨城県等との「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」,「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき,令和2年4月1日から令和3年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
中野 政尚; 藤井 朋子; 永岡 美佳; 小池 優子; 山田 椋平; 久保田 智大; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; et al.
JAEA-Review 2020-070, 120 Pages, 2021/02
JAEA-Review-2020-070.pdf:2.47MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び茨城県等との「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成31年4月1日から令和2年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
中島 健次; 川北 至信; 伊藤 晋一*; 阿部 淳*; 相澤 一也; 青木 裕之; 遠藤 仁*; 藤田 全基*; 舟越 賢一*; Gong, W.*; et al.
Quantum Beam Science (Internet), 1(3), p.9_1 - 9_59, 2017/12
J-PARC物質・生命科学実験施設の中性子実験装置についてのレビューである。物質・生命科学実験施設には23の中性子ビームポートがあり21台の装置が設置されている。それらは、J-PARCの高性能な中性子源と最新の技術を組み合わせた世界屈指の実験装置群である。このレビューでは、装置性能や典型的な成果等について概観する。
川崎 将亜; 中嶌 純也; 吉田 圭佑; 加藤 小織; 西野 翔; 野崎 天生; 中川 雅博; 角田 潤一; 菅谷 雄基; 長谷川 里絵; et al.
JAEA-Data/Code 2017-004, 57 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2017-004.pdf:2.34MB
原子力施設の事故発生時においては、事故による影響及びその範囲を迅速に把握するために、放出された放射性物質による一般公衆への影響や事故による作業者の個人被ばく線量を早期に評価し報告することが求められる。そのため、原子力科学研究所放射線管理部においては、事故発生時の迅速な対応に資するために、一般公衆及び作業者の被ばく線量評価について、評価方法及び必要となる各種パラメータ等を想定される事故事例ごとにまとめ、事例集を整備した。本事例集では、原子力科学研究所で想定される各種事故に加え、過去の原子力事故で放出された放射性物質による被ばく評価について扱っており、これらは緊急時における被ばく評価についての知見・技術の継承にも用いることができる。
吉富 寛; 谷村 嘉彦*; 立部 洋介; 堤 正博; 川崎 克也; 古渡 意彦; 吉澤 道夫; 清水 滋*; Kim, J.-S.*; Lee, J.-G.*; et al.
Proceedings of 4th Asian and Oceanic Congress on Radiation Protection (AOCRP-4) (CD-ROM), 4 Pages, 2015/07
A series inter-comparison regarding basic quantities of radiation calibration fields and calibration techniques has been made between KAERI and JAEA since 2006. Air kerma rates of the ISO narrow series X-ray calibration fields and neutron spectra at a point of test in each institute and results revealed that KAERI and FRS-JAEA maintained well-defined calibration fields for X-ray and D
O-Cf neutron calibration fields. Intensive calibrations of personal dosimeters in RI neutron calibration fields and beta-ray calibration fields were performed in both institutes. Results of calibration factors indicate that almost identical calibration factors could be obtained.
Sn conductor for ITER central solenoid高橋 良和; 名原 啓博; 尾関 秀将; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 河野 勝己; 押切 雅幸; 宇野 康弘; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4802404_1 - 4802404_4, 2014/06
被引用回数：23 パーセンタイル：72.33(Engineering, Electrical & Electronic)ITER計画において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当している。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNbn素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。撚線は5段階の撚線で構成され、6本の4次撚線を中心チャンネルの周りに撚り合せたものである。最近、従来の設計より短い撚りピッチの撚線の導体が短尺導体試験(サルタン試験)において繰り返し通電による超伝導性能劣化がない非常に良い特性を示した。しかし、撚りピッチが短いため、同じ外径の撚線を製作するには、より大きなコンパクションを撚線製作時に加える必要があるので、コンパクション・ローラを工夫し、超伝導素線へのダメージを小さくする必要がある。本講演では、この短い撚りピッチの撚線の製作技術及び素線へのダメージの検査方法などについて報告する。
川崎 一男; 石山 道; 薄井 正弘*; 村上 敏則*
ボイラ研究, (382), p.26 - 33, 2013/12
平成23年12月、日常点検において停止中の水管ボイラー1基の水面が通常より低下していることを発見した。開放点検したところ燃焼室内に約2m
の水が溜まっており、蒸気ドラム,水ドラム及び全水管を調査した結果、対流蒸発管の1本に腐食によって貫通した孔があること、隣接する対流蒸発管2本に貫通までには至らないものの、同様なピットがあることを確認した。貫通孔及びピット状損傷の発生原因を調査するため、腐食箇所を切り出し、外面・内面等のマクロ観察,ミクロ観察,表面・断面の元素分析及び化学成分分析等を行った。また、水ドラム上部(対流蒸発管下部)の堆積物については、元素分析,組成分析及び結晶性物質分析等を行った。この結果、貫通孔及びピット状損傷の原因は、水ドラム上部の堆積物に水分が含まれることで硫酸イオンを多く含有する強酸性の水溶液ができ、また堆積物中に入り込んだ硫酸ガスが低温時に凝縮することで硫酸水が堆積物中に生成され、これら腐食性の水溶液による硫酸腐食(局部腐食)であると推定した。
大倉 毅史; 大石 哲也; 滝 光成; 芝沼 行男; 菊地 正光; 秋野 仁志; 菊田 恭章; 川崎 将亜; 三枝 純; 堤 正博; et al.
JAEA-Data/Code 2012-010, 37 Pages, 2012/05
JAEA-Data-Code-2012-010.pdf:2.28MB
2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震によってもたらされた福島第一原子力発電所事故に伴い、原子力科学研究所では、緊急時環境放射線モニタリングを実施した。2011年6月上旬までのモニタリングで得られた結果を提供する。空気試料からはCs-134, Cs-137, I-131, I-132, Te-132, Xe-133などの人為由来放射性核種が検出された。2011年3月15日以降、空間
線量率に連動して、大気中放射性物質濃度の変化した。それぞれのピークでの組成はさまざまな特徴を示した。実測された大気中放射性核種濃度を用いて、吸入摂取によってもたらされる内部被ばくを見積もった。
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。
立松 研二; 川崎 弘嗣; 根本 正博; 村上 正一
JAEA-Research 2009-007, 46 Pages, 2009/06
JAEA-Research-2009-007.pdf:3.96MB
「2100年原子力ビジョン」は、二酸化炭素排出削減とエネルギー安定供給の両立を実現するための具体的かつ定量的な解決策を示し、われわれの暮らしに密接している、エネルギー環境問題への国民議論を喚起することを目的に公表した。本報告書では、当ビジョンを作成する際の土台となった、我が国の2100年に至るエネルギー需給推計に関する分析作業の詳細を述べる。分析に際して、二酸化炭素排出削減及びエネルギー安定供給を念頭に、最終エネルギー消費量を推計し、そこから一次エネルギー供給量を算出した。その結果、一次エネルギー供給量に占める化石燃料の割合を約1/3に縮小する一方で、再生可能エネルギー及び原子力の割合は現在の15%から70%に拡大するシナリオを得た。2100年における二酸化炭素排出量は現在の10%に削減され、要因別削減量の半分が原子力であることが明らかになった。ここで示した将来のエネルギー需給像は一つのシナリオに過ぎないが、二酸化炭素排出削減とエネルギー安定供給の両立を目指した低炭素社会実現の可能性を示すものである。
立松 研二; 川崎 弘嗣; 根本 正博
日本原子力学会誌ATOMO
, 51(6), p.463 - 467, 2009/06
日本原子力研究開発機構は、我が国のエネルギー需給構造が原子力主体に移行することによって我が国の二酸化炭素排出量が大幅に削減する「2100年原子力ビジョン」を2008年10月に発表した。地球温暖化の議論が高まる中で、2100年までの超長期間での原子力の貢献度を具体的かつ定量的に推定し、地球温暖化問題の解決に対する原子力分野の潜在的ポテンシャルを顕示したものである。
坂中 章悟*; 吾郷 智紀*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; 原田 健太郎*; 平松 成範*; 本田 融*; et al.
Proceedings of 11th European Particle Accelerator Conference (EPAC '08) (CD-ROM), p.205 - 207, 2008/06
コヒーレントX線,フェムト秒X線の発生が可能な次世代放射光源としてエネルギー回収型リニアック(ERL)が提案されており、その実現に向けた要素技術の研究開発が日本国内の複数研究機関の協力のもと進められている。本稿では、ERL放射光源の研究開発の現状を報告する。
U doppler reactivity effect in FCA cores simulating light-water-moderated MOX fuel lattices安藤 真樹; 福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 川崎 憲二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 44(4), p.537 - 547, 2007/04
被引用回数：1 パーセンタイル：18.85(Nuclear Science & Technology)軽水減速MOX燃料でのUドップラー反応度のデータを新たに取得し、現行解析コードシステム及び核データの予測精度を評価することを目的として、FCAを用いたUドップラー反応度の測定を実施した。実験では、組成や径の異なる種々の天然ウランサンプルを用い中性子スペクトルを変化させたMOX燃料軽水炉模擬炉心及びウラン炉心において、室温から800
Cまでのドップラー反応度を測定した。解析においては、現行の高速炉及び熱中性子炉標準解析コードシステムと最新の核データJENDL-3.3を用いた。両解析コードとも計算と実験の比(C/E)はMOX炉心に対して0.96から1.06の範囲となり、ウラン炉心と同様に実験誤差の範囲内で良い一致を得た。
Uドップラー効果の予測精度評価; JENDL-3.3ライブラリー及びSRACシステムによる解析(共同研究)川崎 憲二*; 安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 中野 誠*; 松本 英樹*
JAEA-Research 2006-008, 40 Pages, 2006/03
JAEA-Research-2006-008.pdf:3.6MB
軽水減速ウラン燃料模擬体系FCA-XXI-1D2炉心及びMOX燃料模擬体系FCA-XXII-1シリーズ炉心で測定されたUドップラー効果に対する最新の核データJENDL-3.3及び熱中性子炉解析コードシステムSRACを用いた解析手法の予測精度を評価するため実験解析を実施した。解析の結果、拡散計算と実験値との差は800Cにおいて-4%
+11%となり、全般的に過大評価となったが、軽水炉に近い比較的軟らかいスペクトルを持つ炉心においては、おおむね実験誤差の範囲内で実験値と一致した。
) and Cs(7
) by femtosecond laser pulses山田 秀尚; 横山 啓一; 寺西 慶哲*; 杉田 明宏; 白井 稔三*; 青山 誠; 赤羽 温; 井上 典洋*; 上田 英樹*; 山川 考一; et al.
Physical Review A, 72(6), p.063404_1 - 063404_5, 2005/12
被引用回数：6 パーセンタイル：31.38(Optics)量子制御による近接準位の超高速で精確な選択の実証を報告している。波形整形器で位相ロックされたフェムト秒パルス対を作り、これによってセシウム原子を基底状態からCs(7)及びCs(7)状態へ二光子吸収によって励起させているそれぞれのスピン-軌道状態からの蛍光検出によって、励起状態のポピュレーションを測定している。パルス対の位相差を制御することによって、精確な超高速選択が達成されている。パルスペアの遅延時間400フェムト秒以内の条件において、選択比の最小に対する最大の比は1000を超えている。
Uドップラー効果の測定(共同研究)安藤 真樹; 川崎 憲二*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 松浦 豊*; 金子 裕司*
JAERI-Research 2005-026, 39 Pages, 2005/09
JAERI-Research-2005-026.pdf:4.37MB
軽水炉でのドップラー係数評価の信頼性向上に資することを目的とし、FCAを用いて軟スペクトル場(ウラン燃料及びMOX模擬燃料)においてUのドップラー効果を測定した。MOX模擬燃料体系では、減速材ボイド率により中性子スペクトルを系統的に変化させた。測定には外径の異なるピン形状サンプルを用い800Cまでのドップラー効果実験データを取得した。JENDL-3.2を用い、従来のFCA高速炉体系でのドップラー効果の実験解析に用いてきた標準的な解析手法により解析を実施した。その結果、予測精度の燃料組成やサンプル組成に対する依存性はなく、ほぼ全サンプルについて計算値は実験誤差の範囲内で実験値とほぼ一致した。中性子スペクトルを変化させたMOX模擬燃料体系については、予測精度のスペクトル依存性も見られなかった。
川合 將義*; 古坂 道弘; Li, J.-F.*; 川崎 亮*; 山村 力*; Mehmood, M.*; 栗下 裕明*; 菊地 賢司; 竹中 信幸*; 鬼柳 善明*; et al.
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.1087 - 1096, 2003/07
中性子源として最高性能を誇るタングステン固体ターゲットを実用化するため、薄板状のタンタル被覆タングステンターゲットを製作した。ポイントは熱応力を下げるため、数mmの薄板にし、かつ温度監視のために熱電対孔を設けつつ、HIPによる拡散接合で製作したことである。HIP条件は既に明らかにした条件で行い、超音波顕微鏡観察の結果、接合は完璧であった。もう一つの方法として、複雑形状に対応でき、かつタンタル厚さを薄くできる電気メッキ法も確立した。
線校正場の構築古渡 意彦; 谷村 嘉彦; 堤 正博; 川崎 克也; 吉澤 道夫
no journal, ,
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所放射線標準施設では、ファンデグラーフ加速器を用いた高エネルギー線校正場の構築を目指している。本校正場は、特にBWR周辺で見られる6MeV程度の高いエネルギーを有する線の、正確な測定のために必須である。本校正場では、
F(p,
)
O反応を利用して6-7MeVの光子を発生させ、線校正場を構築する。校正場構築にあたり、高エネルギー光子特有の課題が幾つか挙がっている。本発表では、本校正場構築のために克服すべき課題を挙げ、校正場構築の現状について報告する。
