日本保健物理学会講演「ICRP勧告取入れにおける国内動向」印象記

前田 剛

保健物理(インターネット), 54(4), p.220 - 221, 2019/12

https://doi.org/10.5453/jhps.54.220

2019年6月20日に東京大学において「ICRP勧告取入れにおける国内動向」と題した講演が日本保健物理学会の主催、日本放射線安全管理学会の共催の下に開催された。事務局によると参加者は96名であった。ICRP(国際放射線防護委員会)の勧告に対する国内における取入れ状況の解説として、横山須美氏(藤田医科大学)から「円滑な規制運用のための水晶体の放射線防護に係るガイドラインの作成」と題して、眼の水晶体の新しい線量限度の運用に向けた課題の検討状況についての講演後、佐藤直己氏(原子力規制庁)から「ICRP2007年勧告の取り入れに関する国内での検討状況について」と題して、ICRPの2007年勧告の取入れに関する放射線審議会の最近の審議内容についての講演があった。本稿では、各講演の概要及び印象を記す。

Comparison of the extractabilities of tetrachloro- and tetrabromopalladate(II) ions with a thiodiglycolamide compound

成田 弘一*; 前田 泰生*; 所 千晴*; 鈴木 智也*; 田中 幹也*; 元川 竜平; 塩飽 秀啓; 矢板 毅

Analytical Sciences, 33(11), p.1305 - 1309, 2017/11

https://doi.org/10.2116/analsci.33.1305

Using -tetra-2-ethylhexyl-thiodiglycolamide (TEHTDGA) in -dodecane as the extractant, we compared the percentages of Pd(II) extracted from HCl and HBr solutions, and analyzed the structures of the Pd(II)-extractant complexes. TEHTDGA rapidly extracted Pd(II) from both HCl and HBr solutions, predominantly by formation of a 1:2 Pd(II)/TEHTDGA complex. The extractability of Pd(II) from HBr solution was inferior to that from HCl solution. FT-IR spectroscopy and EXAFS measurements indicated that two of the halide ions in the tetrachloro- or tetrabromopalladate(II) ions were replaced by the sulfur atoms of two TEHTDGA molecules. In the [PdBr(TEHTDGA)] complex, the Pd-S bond was shorter than the Pd-Br bond. We suggest that this bond length difference resulted in greater steric hindrance during coordination of TEHTDGA to the Pd(II) atom in the HBr system than in the HCl system, leading to the lower extractability in the HBr system.

80120Cの脱酸素条件の脱イオン水中におけるジルカロイ-4の腐食速度

前田 敏克; 千葉 慎哲; 建石 剛*; 山口 徹治

日本原子力学会和文論文誌, 12(2), p.158 - 164, 2013/06

https://doi.org/10.3327/taesj.J12.026

地層処分環境における使用済燃料被覆管(ハル)からの核種溶出量を評価するうえで重要な母材(ジルカロイ)の腐食挙動を調べるため、水素ガス発生量測定法によって、低酸素条件下、80120Cでのジルカロイの腐食速度を測定した。その結果、いずれの温度においても、腐食量の3乗が腐食時間に比例して増加する"三乗則"で腐食が進行していることがわかった。また、その腐食速度定数は炉水環境条件(高温域)での腐食速度定数の温度依存性の外挿直線上にあり、高温域と、処分環境で想定される100C以下を含む低温域での腐食のしくみが同じであることがわかった。

Upgrading of X-ray CT technology for analyses of irradiated FBR MOX fuel

石見 明洋; 勝山 幸三; 前田 宏治; 永峯 剛; 浅賀 健男; 古屋 廣高

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(12), p.1144 - 1155, 2012/12

https://doi.org/10.1080/00223131.2012.740354

照射された燃料ペレット内の状態を把握するため、原子力機構で開発してきたX線CT技術の改良を行った。本技術の改良では、高感度Si半導体検出器の導入、コリメータスリットの微細化及びX線線源形状の最適化を行った。また、画像解析コードについても中心空孔解析手法の改良や密度識別手法を新たに導入した。本改良によって、照射済燃料集合体等の高解像度X線CT画像を取得することに成功した。また、中心空孔の解析精度が向上し、燃料ペレット内の密度識別についても可能になった。

Helium release from the uranium-plutonium mixed oxide (MOX) fuel irradiated to high burn-up in a fast breeder reactor (FBR)

勝山 幸三; 石見 明洋; 前田 宏治; 永峯 剛; 浅賀 健男

Journal of Nuclear Materials, 401(1-3), p.86 - 90, 2010/06

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2010.04.002

高速実験炉「常陽」で照射した燃料ピンのパンクチャ試験を実施し、燃料ペレットから放出されたヘリウム量を測定した。その結果、燃焼度に比例してヘリウム放出量が増加することを確認するとともに、製造時のAmの含有量も影響していることを確認した。

Comparative study of structures and electrical properties in cobalt-fullerene mixtures by systematic change of cobalt content

境 誠司; 楢本 洋*; Avramov, P.; 矢板 毅; Lavrentiev, V.; 鳴海 一雅; 馬場 祐治; 前田 佳均

Thin Solid Films, 515(20-21), p.7758 - 7764, 2007/07

https://doi.org/10.1016/j.tsf.2007.03.141

Co-C混合薄膜について、Co濃度に依存した構造形成と電気的特性の変化について広い濃度範囲に渡る系統的評価を行った。ラマン分光測定により、Co-C化合物の生成と飽和組成(CoC)が明らかになった。化合物内の結合性が共有結合性のCo-C結合によることが、ラマンピークの組成に依存したシフトやC分子の対称性低下の示唆から明らかになった。Co濃度が希薄な混合薄膜は浅いギャップ間準位からのキャリアの熱励起により説明される伝導性を示した。Co濃度がより高い混合薄膜は、Co濃度に依存してCoクラスター/ナノ粒子に起因するホッピング伝導や金属伝導を示すことがわかった。

原子力施設の焼却灰の溶融固化に関する検討

小澤 達也; 前田 敏克; 水野 大; 馬場 恒孝; 中山 真一; 堀田 克敏*

JAEA-Technology 2006-001, 11 Pages, 2006/02

JAEA-Technology-2006-001.pdf:2.2MB

TRU廃棄物のうち、金属や非金属といった不燃性の雑固体廃棄物を対象とした処理方法の一つとして、溶融固化処理法が有望視されている。TRU廃棄物のうち、フィルタや金属類については、その仕様から概略の組成を把握することが比較的容易であり、溶融時における組成調整が可能である。しかし、焼却灰の組成は焼却対象物や焼却条件などに依存するため、組成調整が困難である。そこで、TRU廃棄物に区分される焼却灰を単独で溶融固化処理する可能性について検討するため、原子力施設から発生した焼却灰組成を参考として模擬焼却灰を調合し、溶融固化試験を実施した。その結果、いずれの試料についても、大きな気泡や分相が存在せず、割れのない固化体が得られること、並びに焼却灰の組成によっては難溶性の析出物が生成するものの、その分布は一様で均質な固化体となることを確認した。これらの結果から、焼却灰を単独で溶融固化することにより、核種閉じ込め性能の評価が可能な均質な固化体とすることが可能であり、その固化体には耐浸出性についても優れた性能を期待できるとの見通しを得た。

Study on dissolution behavior of molten solidified waste

水野 大*; 前田 敏克; 馬場 恒孝*

JAERI-Conf 2005-007, p.225 - 229, 2005/08

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-2005-007.pdf

スラグのバリア性能を定量的に評価するため、スラグの処分で考えられえる影響因子によってスラグの溶解特性がどのように影響するかを研究している。それらの因子は、スラグ組成の多様性に起因するもの(CaO/AlO/SiOの割合など)と処分環境の不確定性に起因するもの(セメント材の共存など)に分けて考えられる。本報では、今までに行った溶解特性試験のうち、スラグ中のCaO/AlO/SiOの割合,スラグ中の析出相及びセメント共存に着目した結果についてまとめる。

太径中空燃料を用いた内部増殖炉心概念の設計研究

前田 誠一郎; 高下 浩文; 大川 剛; 樋口 真史*; 安部 智之

JNC TN8400 2003-019, 185 Pages, 2003/08

JNC-TN8400-2003-019.pdf:11.78MB

技術開発が最も進み、燃料サイクルにおいてプルサーマルと共通した技術基盤を有する燃料オプションであるMOX燃料を前提とし、早期に実現可能なFBR実用化段階炉心・燃料候補として"太径中空燃料を用いた内部増殖炉心"の検討を進めている。本概念では、太径燃料を用いて燃料体積率を高めることにより、炉心燃料部でのプルトニウム増殖(内部増殖)を可能にし、ブランケット装荷量を最小限まで低減することで、燃料サイクルに循環する物量を大幅に低減し、経済性を向上させている。本検討では、実用化戦略調査研究におけるプラント設計等との取り合い条件を可能なかぎり満足させた3500MWth級の大型炉心に対して設計検討を行い、内部増殖炉心概念の特徴を把握した。被覆管材にODS鋼の使用を想定し、最大高速中性子照射量として約510n/cmを条件として、ブランケットをも含む全炉心での取出平均燃焼度が約130GWd/t(炉心部のみ;約150GWd/t)と大幅な高燃焼度化が達成できることが示された。また、内部増殖炉心では燃焼に伴う反応度変化が小さく、容易に長期運転が可能であると共に空間的、時間的に出力分布が安定していることから冷却特性上も有利であることが確認された。ここで、中性子経済を向上するために比較的高い炉心高さを指向したことに対応して、Naプレナム等のNaボイド反応度低減方策について検討を行った。さらに、導入シナリオの多様性を考慮して、燃焼度を低下させて、増殖性能を追求した炉心像の可能性についても検討した。なお、高燃料体積率、低比出力等の従来概念を超える特徴を有する本炉心概念に対して、炉心崩壊事故のような過酷な条件下での挙動についての知見が十分ではなく、今後、事象進展を把握した上で設計に反映する必要があるものと考えられる。

Reassembling Technique for Irradiation vehicle at Fuel Monitoring Facility(FMF)

前田 宏治; 永峯 剛; 中村 保雄; 三次 岳志; 松元 愼一郎

第3回照射後試験に関する日韓セミナー, 0 Pages, 1999/00

FMFにおいて「常陽」特殊集合体および材料照射用リグについて、解体、中間検査、除染および再組立の一連の作業を遠隔で支障なく実施し、「常陽」における継続照射に供してきた。FMFにおける遠隔再組立技術の確立が一般の照射試験と異なる継続照射試験の導入を可能にし、より柔軟な照射試験を計画できるようになった。現在までに継続照射された燃料集合体は127GWd/t、照射量1.71023n/cm2にまで達している。今後計画されている様々な試験に対応した再組立技術の開発だけでなく、新規性の高い試験装置の導入も図っている。本件では、遠隔再組立てに関わる技術とその成果について報告する。