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論文

ホットラボの廃止措置と将来計画,2

高野 利夫; 野沢 幸男; 花田 也寸志; 小野 勝人; 金沢 浩之; 二瓶 康夫; 大和田 功

デコミッショニング技報, (42), p.41 - 48, 2010/09

日本原子力研究開発機構東海研究開発センター原子力科学研究所のホットラボは、昭和36年に建設され、機構内外における核燃料物質及び原子力材料の照射挙動の研究・開発に貢献してきたが、旧原研東海研究所において策定された「東海研究所の中期廃止措置計画」により、平成15年(2003年)4月から廃止措置を開始した。廃止措置は、鉛セルの解体・撤去,コンクリートケーブの汚染除去,管理区域の解除の順に行い、建家の一部は、所内の未照射核燃料物質の一括管理や大強度陽子加速器施設(J-PARC)の運転によって発生する放射化機器の一時保管施設として再利用する計画である。これまでに、鉛セル18基の解体・撤去作業が完了し、残り20基の鉛セルの解体・撤去作業として、セル内装機器の解体・撤去,汚染状況調査及びセル解体により発生する放射性廃棄物量の評価を行った。さらに、コンクリートケーブの汚染除去,建家の管理区域解除までを行う廃止措置全体計画に関する、基本的な考え方に基づいて作業手順を具体化するため、基本シナリオの策定を行った。

報告書

ホットラボの廃止措置; 鉛セル解体・撤去1

野沢 幸男; 高野 利夫; 関野 甫

JAEA-Technology 2007-019, 23 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-019.pdf:5.38MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所(以下、原科研)のホットラボ(RHL)は、原科研の中期廃止措置計画において老朽化による廃止措置対象施設となっている。ホットラボの廃止措置計画では、不用品の解体・撤去,放射性廃棄物の処分,38基の鉛セルの解体・撤去,コンクリートケーブ等の最終汚染除去,不要な特定施設設備の解体・撤去等について部分的・段階的に廃止措置を実施し、使用施設としての設備規模の縮小を計画的に進めることにより合理化を図ることとしている。これまでに鉛セル18基の解体・撤去が完了している。

論文

ホットラボの廃止措置と将来計画

海野 明; 斎藤 光男; 金澤 浩之; 高野 利夫; 岡本 久人; 関野 甫*; 西野 泰治

デコミッショニング技報, (32), p.2 - 12, 2005/09

日本原子力研究所(以下、原研という。)のホットラボは、研究炉で照射された燃料及び材料の照射後試験を実施するために、日本初のホットラボ施設として、昭和36年に建設された。施設は、重コンクリートケーブ10基,鉛セル38基(現在:20基)を備える、地上2階,地下1階の鉄筋コンクリート構造であり、原研における研究計画に貢献してきたが、所内の老朽化施設の合理化の目的により、「東海研究所の中期廃止措置計画」に沿って、平成15(2003)年3月をもって全ての照射後試験を終了し、施設の一部解体・撤去を開始した。これまでに鉛セル18基の解体・撤去を完了している。ホットラボで実施されてきた燃料・材料に関する試験は、燃料試験施設及びWASTEFで引続き実施される予定である。さらに建屋の一部は、所内の未照射核燃料や大強度陽子加速器施設の運転によって発生する放射化機器の一時保管施設としての利用が計画されている。

論文

Effects of silicon, carbon and molybdenum additions on IASCC of neutron irradiated austenitic stainless steels

中野 純一; 三輪 幸夫; 高野 利夫; 塚田 隆

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.643 - 647, 2004/08

 被引用回数:7 パーセンタイル:46.83(Materials Science, Multidisciplinary)

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)における微量元素の影響を調べるために、高純度のSUS304及び316ステンレス鋼を製作し、SiまたはCを添加した。3.5$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)の中性子照射後、照射材に対して低ひずみ速度引張試験(SSRT)を561Kの高温水中で行った。SSRT後に試験片の破面観察を走査型電子顕微鏡(SEM)を用いて行った。中性子フルエンスの増加とともに、ステンレス鋼の降伏応力は増加し、伸びは減少した。SiあるいはMoを含有するステンレス鋼では、6.7$$times$$10$$^{24}$$n/m$$^{2}$$の照射後のSSRTにおいて20%以上の全伸びを示したが、3.5$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$まで照射した全ての試料が降伏応力の増加と10%以下の伸びの低下を示した。SSRT後の破面の粒界型応力腐食割れ(IGSCC)の破面率は中性子フルエンスの増加とともに増加した。Cを含む高純度ステンレス鋼においては、照射硬化が全試料中最大であったにもかかわらず、IGSCC破面率が全試料中最小となり、Cの添加によりIGSCCが抑制された。

報告書

軽水炉環境助長割れ現象解析装置の開発

中野 純一; 塚田 隆; 辻 宏和; 寺門 正吾; 高野 利夫; 遠藤 慎也

JAERI-Tech 2003-092, 54 Pages, 2004/01

JAERI-Tech-2003-092.pdf:14.05MB

照射誘起応力腐食割れ(Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking, IASCC)は中性子照射,応力及び高温水等の腐食環境が複雑に作用して生じる炉内構造材料の損傷現象であり、軽水炉の高経年化に伴う重要な検討課題となっている。IASCCにおけるき裂の発生・成長のメカニズムを解明するにはき裂成長のプロセスとき裂発生のプロセスを分離して検討することが必要である。そのため、照射材を用いて高温高圧水中での低ひずみ速度試験(Slow Strain Rate Test, SSRT)を無人で長時間連続して行いながら、試験片表面のその場観察が可能な装置を開発した。本装置の性能確証試験として、未照射のSUS304ステンレス鋼試験片を用いて561K, 9MPaの高温高圧水中において、試験片表面のその場観察を実施しながらの引張試験と未観察でのSSRTを行った。それらの結果から以下のことを確認した。(1)ホットセル内での遠隔操作による試験片の取扱・観察,データの記録が可能であること。(2)高温水中でのその場観察が可能であり、試験片形状は平板型が観察に適していること。(3)長期の試験期間において、試験条件を一定に制御可能であるとともに無人で安全にデータ取得が可能であること。

報告書

燃料溶解液を用いる伝熱面腐食試験装置の開発(受託研究)

本岡 隆文; 寺門 正吾; 高野 利夫; 木内 清

JAERI-Tech 2001-089, 52 Pages, 2002/01

JAERI-Tech-2001-089.pdf:5.05MB

原研では、使用済燃料再処理施設に設置される燃料溶解槽材料の腐食に対する安全性を、実機規模の構造体を用いた小型モックアップ試験及び小型試験片を用いた実験室規模の比較試験により評価している。本報告書では、燃料溶解槽材料であるジルコニウムの伝熱面腐食に関して、これまでのコールド腐食試験が実再処理環境を模擬しているかを検証するために開発した使用済燃料を溶解した硝酸溶液が取り扱える伝熱面腐食試験装置について、装置の仕様と性能評価試験、比較試験並びにホット試験の結果をまとめた。開発装置は、耐放射性に優れた部品から構成されており放射線照射下での使用に耐えることができ、常圧沸騰条件での使用と試験液漏洩防止を考慮している。性能評価試験より長時間にわたり安全に伝熱面腐食試験が行えること、溶解槽模擬液を用いた比較試験より既設装置と同様の試験結果が得られることを確認した後、燃料溶解液を用いたホット試験を行った。ジルコニウムは燃料溶解液中伝熱状態でも優れた耐食性を示すことが明らかとなった。今後、開発した伝熱面腐食試験装置により、ホット環境での有益な腐食試験データが蓄積されることが期待できる。

論文

Integrity confirmation tests and post-irradiation test plan of the HTTR first-loading fuel

沢 和弘; 角田 淳弥; 植田 祥平; 鈴木 修一*; 飛田 勉*; 斎藤 隆; 湊 和生; 高野 利夫; 関野 甫

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(6), p.403 - 410, 2001/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:50.11(Nuclear Science & Technology)

HTTRの初装荷燃料は日本初の大量生産による高温ガス炉燃料であるため、その品質を慎重に調べる必要がある。そこで、製造時関連の品質管理の他に、運転中の燃料の健全性を確認するための試験を原研において行った。試験は(1)SiC層破損率確認試験,(2)照射後燃料加熱試験及び(3)加速照射試験より成る。製造時のSiC層破損率確認測定では、製造過程のSiC層破損率測定に加え、原研がSiC層破損率を測定し、測定値が95%信頼限度内で一致することを確認した。燃料コンパクトの照射後加熱試験を行い、加熱した燃料コンパクト内に破損粒子がないことを確認した。$$^{137}$$Csの拡散係数の測定値は、従来の試験燃料と同等以上の保持能力であることを示した。さらに、製造した燃料の加速照射試験を行い、HTTRにおける最大燃焼度33GWd/tの約2倍まで破損が生じていないことがわかった。今後実施する予定の照射後試験計画についても述べた。

報告書

使用済燃料の溶解と溶解液の調製法の選定(受託研究)

本岡 隆文; 寺門 正吾; 高野 利夫; 浜田 省三; 木内 清

JAERI-Tech 2001-023, 29 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-023.pdf:2.21MB

ピュレックス法を採用する六ヶ所再処理施設において耐硝酸性が重要となる主要機器の耐食安全性の評価試験として、実機規模の構造体を用いた小型モックアップ試験と小型試験片を用いて捕捉データを取得する実験室規模の比較試験を実施している。溶解槽材料の寿命評価では、高濃度のTRU,RFを含む強放射性の硝酸溶液を試験液として扱うため、燃料溶解液に対するモックアップ試験液の模擬性が重要である。本研究では、伝熱面腐食等の評価に必要なホット試験技術開発を実施した。六ヶ所再処理施設の受入基準最大の高燃焼度の使用済燃料を想定して、使用済燃料の溶解及び腐食試験液の調製等の各プロセスを選定した。選定したプロセスをもとにして、WASTEFのNo.3セルにおいて、使用済燃料の硝酸溶液溶解試験を行い、その溶解液を耐食性評価試験に必要な腐食試験に調製した。

論文

Fission product release behavior from individual coated fuel particles for high-temperature gas-cooled reactors

湊 和生; 沢 和弘; 高野 利夫; 冨田 健; 石川 明義; Baldwin, C. A.*; Gabbard, W. A.*; Malone, C. M.*

Nuclear Technology, 131(1), p.36 - 47, 2000/07

 被引用回数:55 パーセンタイル:95.08(Nuclear Science & Technology)

個々の被覆燃料粒子からの核分裂生成物の放出挙動を照射後加熱試験により調べた。1700$$^{circ}$$C,270時間及び1800$$^{circ}$$C,222時間の加熱試験の前後に、個々の被覆燃料粒子の核分裂生成物のインベントリを$$gamma$$線計測により求め、加熱試験による核分裂生成物の放出率を被覆燃料粒子毎に算出した。$$^{110m}$$Ag,$$^{134}$$Cs,$$^{137}$$Cs及び$$^{154}$$Euの放出が検出された。個々の被覆燃料粒子の核分裂生成物放出挙動は同一ではなく、粒子毎に大きく異なっていることを見いだした。加熱試験後のX線ラジオグラフ及び粒子断面積観察では、この原因を明らかにできなかったが、SiC被覆層の亀裂の有無だけでは説明できないことを明らかにした。

論文

Retention of fission product cesium in ZrC coated fuel particles for high-temperature gas-cooled reactors

湊 和生; 小川 徹; 高野 利夫; 関野 甫; 冨田 健

Journal of Nuclear Materials, 279(2-3), p.181 - 188, 2000/06

 被引用回数:32 パーセンタイル:88.17(Materials Science, Multidisciplinary)

ZrC被覆燃料粒子は、高温ガス炉用SiC被覆燃料粒子の代わる候補のひとつである。ZrC被覆燃料粒子の優れたセシウムの保持特性の機構を明らかにするために、照射後加熱試験前後の個々のZrC被覆燃料粒子のセシウムのインベントリを$$gamma$$線計測により求めるとともに、X線ラジオグラフにより個々の粒子を観察した。内側の高密度熱分解炭素層が破損し、ZrCと燃料核とが反応している粒子では、燃料核のセシウム保持能力が高く、逆に、内側の高密度熱分解炭素層が健全な粒子では、燃料核のセシウム保持能力が低いことを見いだした。

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。

口頭

Decommissioning program of research hot laboratory in JAEA; Technical review of dismantling works for the lead cells

椎名 秀徳; 野沢 幸男; 小野 勝人; 西 雅裕; 高野 利夫; 石川 明義

no journal, , 

The Research Hot Laboratory (RHL) in Japan Atomic Energy Agency (JAEA) is the first facility in Japan for the post irradiation examination (PIE) on reactor fuels and structural materials, which had contributed to advancement of the fuels and materials since 1961. The building of RHL consists of two stories above ground and a basement, in which 10 heavy concrete and 38 lead cells were installed. In RHL, all operations for PIE had been completed in 2003. Then the decommissioning program has been implemented in order to promote the rationalization of research facilities in JAEA. As the first step of the program, PIE apparatuses and irradiated samples were removed from the cells, which have been managed as radioactive wastes. The dismantling of lead cells was initiated in 2005. At present 20 lead cells are successfully dismantled. This paper shows technical review of dismantling operations and waste management for the lead cells.

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