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小山 元道*; 山下 享介*; 諸岡 聡; 澤口 孝宏*; Yang, Z.*; 北條 智彦*; 川崎 卓郎; Harjo, S.
鉄と鋼, 110(3), p.197 - 204, 2024/02
被引用回数：0The local plasticity and associated microstructure evolution in Fe-5Mn-0.1C medium-Mn steel (wt.%) were investigated in this study. Specifically, the micro-deformation mechanism during L
ders banding was characterized based on multi-scale electron backscatter diffraction measurements and electron channeling contrast imaging. Similar to other medium-Mn steels, the Fe-5Mn-0.1C steel showed discontinuous macroscopic deformation, preferential plastic deformation in austenite, and deformation-induced martensitic transformation during Lders deformation. Hexagonal close-packed martensite was also observed as an intermediate phase. Furthermore, an in-situ neutron diffraction experiment revealed that the pre-existing body- centered cubic phase, which was mainly ferrite, was a minor deformation path, although ferrite was the major constituent phase.
永井 佑哉; 周治 愛之; 川崎 猛; 會田 貴洋; 木村 泰久; 根本 靖範*; 小沼 武司*; 冨山 昇*; 平野 耕司*; 薄井 康弘*; et al.
JAEA-Technology 2022-039, 117 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2022-039.pdf:11.96MB
日本原子力研究開発機構は多くの原子力施設を保有しているが、その多くで老朽化・高経年化への対応、東日本大震災及び福島第一原子力発電所の事故を受けた耐震化や新規制基準への対応が求められ、多額の予算を要する状況である。このため、役割を終えた原子力施設についても根本的なリスク低減及び維持管理費用の削減のために施設の廃止措置を進めることが望ましいが、廃止措置及び発生する放射性廃棄物の処理処分に必要な施設の整備・維持管理にも多額の費用が必要となる。この状況を踏まえ、原子力機構では(1)継続利用する施設を絞り込む「施設の集約化・重点化」、(2)新規制基準・耐震化対応、高経年化対策、リスク低減対策等の「施設の安全確保」及び(3)廃止措置、廃棄物の処理処分といった「バックエンド対策」を3つの柱とした「施設中長期計画」を策定した。本計画において、プルトニウム燃料第二開発室は廃止施設として位置付けられており、施設内に設置された設備の解体撤去を進めている。今回の解体撤去対象は、焙焼還元炉、ペレット粉砕設備、これらを包蔵するグローブボックスNo.W-9及びW-9と隣々接の工程室内に設置されているグローブボックスNo.D-1とを連結するトンネル形状のグローブボックスNo.F-1の一部であり、許認可等による約4年の作業中断期間を含めて平成26年2月から令和2年2月の約6年間をかけて作業を実施した。本報告書では、本解体撤去における作業実績、解体撤去を通して得られた知見をまとめたものである
川崎 浩平; 小野 高徳; 柴沼 公和; 後藤 健太; 會田 貴洋; 岡本 成利; 品田 健太; 市毛 秀和; 高瀬 龍弥; 逢坂 悠樹; et al.
JAEA-Technology 2022-031, 91 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2022-031.pdf:6.57MB
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構が平成30年12月に公表したバックエンドロードマップにおいては、核燃料サイクル工学研究所内の施設の廃止措置に伴い、核燃料物質をプルトニウム燃料第三開発室(以下「Pu-3」)に集約し、長期的に安定・安全に貯蔵する計画である。核燃料物質の集約化の一環として、Pu-3において非密封のプルトニウム・ウラン混合酸化物(Mixed Oxide、以下「MOX」)粉末を熱処理ペレット化し、封入棒へ充填、密封し、集合体形状に組立て、集合体・保管体貯蔵設備に保管する「保管体化」を計画し、新規制基準を踏まえた保管体化に係る核燃料物質使用変更許可を取得した。この保管体化に当たっては、施設のリスク低減のため、ペレット製造工程内で取り扱うことができるプルトニウム量(熱処理ペレット以外の性状で蓋付きの粉末搬送容器に収納されていない状態の量)を50kgPu以下に制限することから、保管体化の処理の起点となる粉末の秤量及び均一化混合の工程を担う設備を小バッチサイズに対応させた「粉末秤量・均一化混合設備」を開発・設置し、下流の各工程設備での取扱量を小さくすることとした。粉末秤量・均一化混合設備の開発に当たっては、これまでのMOX燃料製造設備の運転・保守経験に基づく故障データを設計に反映し、信頼性・保守性をより向上させた。粉末秤量・均一化混合設備は、令和4年2月よりMOX粉末を使用した運転を開始し、約半年間の運転実績において故障データを反映した設計の妥当性が確認されている。本報告書は、粉末秤量・均一化混合設備の開発を通じて得られた知見と約半年間の運転実績を踏まえた設計の評価及び今後の設備開発における課題をまとめたものである。
ders deformation in an Fe-5Mn-0.1C medium-Mn steel小山 元道*; 山下 享介*; 諸岡 聡; 澤口 孝宏*; Yang, Z.*; 北條 智彦*; 川崎 卓郎; Harjo, S.
ISIJ International, 62(10), p.2036 - 2042, 2022/10
被引用回数：11 パーセンタイル：61.61(Metallurgy & Metallurgical Engineering)The local plasticity and associated microstructure evolution in Fe-5Mn-0.1C medium-Mn steel (wt.%) were investigated in this study. Specifically, the micro-deformation mechanism during Lders banding was characterized based on multi-scale electron backscatter diffraction measurements and electron channeling contrast imaging. Similar to other medium-Mn steels, the Fe-5Mn-0.1C steel showed discontinuous macroscopic deformation, preferential plastic deformation in austenite, and deformation-induced martensitic transformation during Lders deformation. Hexagonal close-packed martensite was also observed as an intermediate phase. Furthermore, an in-situ neutron diffraction experiment revealed that the pre-existing body-centered cubic phase, which was mainly ferrite, was a minor deformation path, although ferrite was the major constituent phase.
山本 智彦; 川崎 信史; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 杣木 孝裕*; 鮫島 祐介*; 正木 信男*
Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 7 Pages, 2015/07
Na冷却高速炉は薄肉構造であり地震力を低減するために、免震システムを採用している。SFRに適用する免震装置は、ゴム層を厚くした積層ゴムが用いられている。過去、1/8縮尺モデルで基本的な特性試験を実施しており、今回はハーフスケールの装置を用いた力学特性試験と熱劣化特性試験の計画について報告する。
深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 山本 智彦; 川崎 信史; 杣木 孝裕*; 櫻井 祐*; 正木 信男*
Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 10 Pages, 2015/07
Na冷却高速炉は薄肉構造であり地震力を低減するために、免震システムを採用している。SFRに適用する免震装置は、ゴム層を厚くした積層ゴムが用いられている。この積層ゴムの水平及び上下方向の剛性及び減衰定数を把握するために、直径800mmのハーフスケールの積層ゴムを用いて、水平方向の線形限界や上下方向の降伏応力を上回る範囲で試験を実施することとし、その結果と考察を報告する。
池田 泰久*; 川崎 武志*; 原田 雅幸*; 野上 雅伸*; 川田 善尚*; Kim, S.-Y.*; 森田 泰治; 近沢 孝弘*; 染谷 浩*; 菊池 俊明*
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12
ピロリドン誘導体を用いた沈殿法による高速炉燃料の高度化再処理システムを開発の成果を総合的に発表する。U, Puや他の元素の沈殿挙動、沈殿剤の安定性等の観点から、N-n-ブチル-2-ピロリドンとN-ネオペンチル-2-ピロリドンが、U選択的分離の第一沈殿工程及びU-Pu分離の第二沈殿工程にそれぞれ最適な沈殿剤と判断した。工学的規模の装置による沈殿生成、沈殿分離の試験を実施し、プロセスの成立性を確認するとともに沈殿の直接焼成により燃料ペレットを製造できることを明らかにした。以上の結果から、本システムが将来の高速炉燃料再処理法の一つの候補となりうると評価した。
加藤 崇; 辻 博史; 安藤 俊就; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 河野 勝己; 押切 雅幸*; et al.
Fusion Engineering and Design, 56-57, p.59 - 70, 2001/10
被引用回数：17 パーセンタイル：74.75(Nuclear Science & Technology)ITER中心ソレノイド・モデル・コイルは、1992年より設計・製作を開始し、1999年に完成した。2000年2月末に原研に建設されたコイル試験装置への据え付けが終了し、3月より第1回のコイル実験が開始され、8月末に終了した。本実験により、コイルの定格性能である磁場13Tを達成したとともに、コイルに課せられた設計性能が十分に満足されていることを実証することができた。本論文は、上記実験結果につき、直流通電、急速励磁通電、1万回サイクル試験結果としてまとめる。また、性能評価として、分流開始温度特性、安定性特性、クエンチ特性についても言及する。
辻 博史; 奥野 清*; Thome, R.*; Salpietro, E.*; Egorov, S. A.*; Martovetsky, N.*; Ricci, M.*; Zanino, R.*; Zahn, G.*; Martinez, A.*; et al.
Nuclear Fusion, 41(5), p.645 - 651, 2001/05
被引用回数：57 パーセンタイル：83.45(Physics, Fluids & Plasmas)ITERを構成する3群の超伝導コイルでは、中心ソレノイド・コイルが最も高い磁場13Tを0.4T/s以上の速度で急速励起するパルス動作が要求される点で、最も技術的難度の高いコイルである。そこで中心ソレノイド・コイル工学設計の妥当性を確認し、併せてコイルの製作技術を開発する目的で、中心ソレノイド・モデル・コイルの開発が進められてきた。約8年をかけて完成したモデル・コイルの実験がこの程、国際共同作業として原研で実施され、技術開発目標をすべて満足する実験成果と貴重な技術データが得られた。
野上 雅伸*; 川崎 武志*; 鷹尾 康一朗*; 野田 恭子*; 杉山 雄一*; 原田 雅幸*; 池田 泰久*; 森田 泰治; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*; et al.
no journal, ,
ピロリドン誘導体を用いた沈殿法による高速炉燃料の高度化再処理システムを開発している。このシステムでは、第1沈殿工程で低配位性・低疎水性のピロリドン誘導体を用いてウラニルイオン(U(VI))のみを選択的分離し、第2沈殿工程で高配位性・高疎水性のピロリドン誘導体を用いて残りのU(VI)及びPu(IV, VI)を共沈させて回収する。各種ピロリドン誘導体によるU(VI)沈殿試験の結果、第1沈殿工程用の沈殿剤としてN-n-ブチル-2-ピロリドン(NBP)あるいはN-iso-ブチル-2-ピロリドン(NiBP)が、第2沈殿工程用の沈殿剤としてN-ネオペンチル-2-ピロリドン(NNpP)あるいはN-(1,2-ジメチル)プロピル-2-ピロリドン(NDMProP)が最適であることがわかった。また、U沈殿物の燃料化についても検討を行い、200
C付近でウラン化合物とピロリドン化合物とに熱分解した後に450C以上でか焼することで熱処理後のウラン酸化物中の不純物を低減できることを明らかにした。
米田 政夫; 新居 昌至; 和田 茂; 木村 崇弘*; 川崎 幸三*
no journal, ,
現在、研究炉JRR-3におけるNTD(Neutron Transmutation Doping:中性子核変換ドーピング)シリコンの生産方法は、反転法と呼ばれる照射手法を用いている。反転法では、アルミニウム合金のシリコンホルダーを用いて簡易に実施可能という長所を有する一方で、コサイン分布を有する軸方向の中性子束分布の上側半分を用いて照射するため、一つのシリコンインゴットに対して反転させて2回の照射が必要となり、この反転に伴う時間の非効率が短所である。この照射時間の効率を向上させるためには、反転が不用となるようにホルダー内の軸方向中性子束分布を均一に近付けることが必要であり、そのためのフィルター機能付シリコン照射ホルダー(新型ホルダー)の開発を進めている。新型ホルダーの収納部には、アルミニウム粒子とB
C粒子の合金である中性子フィルターを取り付けている。アルミニウム粒子及びBC粒子の粒径は、各々約30
mであり、BCの密度は約0.27wt%である。本開発において、軸方向の中性子束分布を平坦化可能な新型ホルダーの設計について、核計算コードMVPを用いた解析により明らかにした。
吉田 忠義; 磯崎 航平; 田村 健; 中川 貴博; 川崎 位; 百瀬 琢麿
no journal, ,
平成31年1月30日に発生した核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料第二開発室の管理区域内における汚染事象において、作業員に身体汚染が発生した。身体汚染発生時の措置方法については、平成29年6月に発生した大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染事象の反省から原子力機構共通のガイドラインが制定され、それを基に放射線管理部として要領書が制定されていたが、今回の事象で有効に活用できない部分があった。そこで今回の反省を踏まえた改善を行ったので、その概要について紹介する。
坪田 陽一; 本田 文弥; 中川 貴博; 川崎 位; 池田 篤史; 玉熊 佑紀*; 床次 眞司*; 百瀬 琢麿
no journal, ,
福島第一原子力発電所における燃料デブリの本格取り出し時や核燃料サイクル施設の廃止措置においては、大量の放射性微粒子、特に
粒子の飛散が想定される。従来型の1チャンネルのSi半導体と捕集ろ紙を用いた線用ダストモニタでは計数率上限が高くないことや、ろ紙への捕集であるためその場の空気中濃度の算出が困難である等の課題があった。本件では前述の課題解決を目指し、捕集ろ紙を使わず、扁平型流路を流れるエアロゾルからの線をシンチレータと多チャンネル光電子増倍管にて直接計測するダストモニタを設計し、試作した。同試作機のU
O
線源に対する検出効率は約80.8%であり、約3MBqの
Am線源を用いた試験においては20Mcpm以上での測定が可能であった。従来型のSSBDを用いたダストモニタの10倍以上の高計数率でも動作することが確認された。ラドンチャンバーを用いた試験において空気中の核種の濃度変化にスムーズに追従することを確認した。
田村 健; 磯崎 航平; 吉田 忠義; 中川 貴博; 川崎 位; 百瀬 琢麿
no journal, ,
平成31年1月30日に発生したプルトニウム燃料第二開発室の管理区域内における汚染について原子力機構は、汚染の原因に加え、作業員が身体汚染検査を受けて管理区域から退出するまでに実施した処置対応の問題も含めて原因究明を行い、再発防止策を策定した。このうち特に作業員が管理区域退出するまでに実施した放射線管理対応について挙げられた問題点と再発防止対策について報告する。
磯崎 航平; 田村 健; 吉田 忠義; 中川 貴博; 川崎 位; 百瀬 琢麿
no journal, ,
平成31年1月30日に核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料第二開発室の管理区域内において、室内に設置された線用空気モニタが吹鳴する空気汚染が発生した。警報が吹鳴した時点で、室内には作業員9名がいたが、皮膚汚染や内部被ばくはなかった。事象の概要、問題点と対策及び身体汚染措置要領書の改善をシリーズで報告する。このうち本発表では事象の概要について報告する。
線被ばく評価大津 彩織; 坪田 陽一; 内田 真弘; 中川 貴博; 川崎 位
no journal, ,
【1.背景・目的 】組織反応に関するICRP声明を受けて国内法令の見直しが検討され、水晶体の等価線量限度は実効線量と同じ「5年間で100mSvかつ年間最大50mSv」に引き下げられる見込みである。日本原子力研究開発機構核燃料サイクルエ学研究所における水晶体の線量は、均等被ばくの場合は胸部、不均等被ばくの場合は頸部に着けたTLDバッジで評価しているが、この線量限度引き下げに対し、現在の管理方法を適用できるかを検討する必要がある。本研究では、MOX燃料を取り扱うグローブボックスでのグローブ作業を模擬したファントムを実フィールドに設置し、水晶体付近(頭部)・頸部・胸部の線及び中性子線量の実測による比較試験を行った。また、グローブ作業では末端部(手部)の管理も重要であることから併せて試験を実施した。【2.試験内容】 同研究所のMOX燃料施設において、中性子線量率の高いグローブボックス(以下、GBという。)を選定し、中性子線・線の線量率分布を測定した。なお、中性子線量の測定には、小さく軽量の中性子線用サーベイメータ(以下、軽量型という。)とレムカウンタ(型式Studsvik 2202D)の2種類のサーベイメータを使用し、軽量型を用いてGB内外の線量率を測定した。この測定結果を元に次のファントムを用いた試験を実施した。頭部・胸部・末端部を模擬したファントムを図のように設置し、線についてはTLD、中性子線については、TLD・固体飛跡検出器・バブル線量計をファントム上に配置して被ばく線量を実測した。【3.試験結果】 グローブ作業の環境における中性子線・線の線量率分布を測定したところ、軽量型はレムカウンタと比較して測定部が小型であるため、GB内外の線量率を測定でき、ポートの内部と表面の線量率の比を把握することができた。作業者を模擬したファントムと線量計を用いて実測した末端部(手部)と体幹部の線・中性子被ばく線量の比はポートの内部と表面の線量率の比と同程度であった。また、中性子被ばく線量は頭部(水晶体部とみなした場合)の値と胸部の値はほぼ同じであった。線被ばく線量は頭部
胸部
頸部であり、今回の試験では胸部の値を超えることはなかった。以上の結果から、今回の試験環境においては現在の管理方法でも水晶体の等価線量は過小評価にはならないと推測された。
線用ダストモニタの要素技術開発坪田 陽一; 本田 文弥; 中川 貴博; 川崎 位; 玉熊 佑紀*; 床次 眞司*; 百瀬 琢麿
no journal, ,
燃料デブリの本格取り出し時のデブリ切断や核燃料施設の廃止措置における核燃料付着物の解体においては、大量の放射性微粒子の飛散が想定される。従来型のSi半導体を用いたダストモニタでは耐湿性や耐ノイズ性、ろ紙の目詰まり等の課題があった。本件では捕集ろ紙を使わず、扁平型流路を流れるエアロゾルからの線をシンチレータと多チャンネル光電子増倍管にて直接計測するダストモニタを設計し、試作した。同試作機は20Mcpm以上の高計数率での測定が可能であり、空気中の核種の濃度変化にスムーズに追従することを確認した。
ダストモニタの要素技術開発坪田 陽一; 吉田 将冬; 本田 文弥; 床次 眞司*; 中川 貴博; 川崎 位
no journal, ,
「その場」における空気中放射性物質濃度のリアルタイム測定を目指し、捕集ろ紙を使わず、扁平流路内の粒子濃度を直接計測するダストモニタを試作し、性能評価を実施した。試作機は高湿度環境で動作し、従来のSSBDを用いた機器の10倍以上の計数率を測定可能であった。
ダストデータの取得及び解析吉田 将冬; 川崎 浩平; 會田 貴洋; 坪田 陽一; 菊池 遼*; 本田 文弥
no journal, ,
核燃料物質を取扱ったGBの解体は、密閉したテント内で囲い、内部でエアラインスーツを着用した作業者が切断等の作業を行う。エアラインスーツの使用は、作業環境の空気中濃度限度が定められることから、テント内の空気中放射性物質濃度を常時モニタする管理が求められる。今後、同種作業の安全遂行を図るため、作業の実データに基づき、ダストの発生・挙動について整理・解析する。「常陽」MOX燃料製造に供した乾式GBの解体撤去作業を記録した映像に、ダストモニタの指示値データを同期し、ダスト評価・解析のインプットデータとした。作業内容は約20項目に細分し、作業開始・終了時刻、その際のダストモニタの指示値をデータベース化した。解析の結果、短時間でダストが上昇する傾向が強く、高リスクの作業、ダストの上昇に時間を要することから中リスクの作業,時間に依存せずダストの上昇が見られない低リスクの作業の三つに分類することができた。飛散量の解析では、ダストが最も飛散した作業は、GB缶体の切断・細断で約15kBqであり、総作業時間も約10.6時間と全作業中で2番目に多い。飛散量は工具の種類・特性に関連することも解析より判明している。解析の結果は今後のGB解体撤去作業において、エアラインスーツ作業の放射線安全、および効率的な作業計画立案等に有効な資料となる。今後もGB解体撤去作業からデータを取得し、ダストの発生・挙動の解明、飛散量の抑制、工具特性による影響等、同種作業の安全に資する解析を行う。
諸岡 聡; 川崎 卓郎; Harjo, S.; 山下 享介*; 小山 元道*; 澤口 孝宏*; 芳賀 芳範
no journal, ,
第3世代先進高張力鋼とされるQ&P鋼や5mass%前後のMnを添加した中Mn鋼等は、フェライト,マルテンサイト、及びオーステナイトを利用している。この三相の微視組織では、オーステナイトの存在により、鋼は塑性変形をさらに拡大することができ、オーステナイト自体が塑性変形すると、マルテンサイトに変態し、鋼の全体的な強度が向上する。特に、Millerにより提起された中Mn鋼は、2相域焼鈍し、その温度に保持することで、高温域におけるオーステナイト中にC, Mnを濃化させ、30vol.%以上の多量のオーステナイトを残存させることを可能とした。その結果として、第3世代先進高張力鋼の目標に合致する優れた強度-延性バランスを発揮することができる。これまで、Koyamaらは、5Mn-0.1C鋼において、室温における機械特性と詳細な微視組織観察の結果から変形機構の解明を進めている。一方で、Yamashitaらは、低温における機械特性を評価し、室温(298K)と比較して、降伏強度が非常に高くなることを報告しているが、その原因については言及していない。そこで、本研究では、中性子回折法による低温環境下その場測定を用いて、5Mn-0.1C鋼の低温挙動を観測し、低温環境における特異な力学特性の解明を進めることを目的とする。
関根 直紀; 江田 考志; 高崎 和亨*; 川崎 貴啓*; 稲川 拓夢*; 茅野 雅志
no journal, ,
日本原子力研究開発機構 プルトニウム燃料技術開発センターにおけるMOX試料中の金属不純物含有率分析の手法として、新たにICP-AESの導入を検討している。MOX試料の主成分であるPuやUの発光スペクトルは非常に複雑であり、連続したバックグラウンドの上昇や分光干渉をもたらす。そのため、MOX試料中の金属不純物元素を精度よく定量するためには、分析の前処理としてPuやUを除去する必要がある。本発表では、その前処理に係る試験の概要と結果について報告する。
