Anharmonic Pr guest modes in Pr(OsRu)Sb investigated by inelastic X-ray scattering

筒井 智嗣; 金子 耕士; 宮崎 亮一*; 東中 隆二*; 青木 勇二*; 小林 理気*; 脇本 秀一; Baron, A. Q. R.*; 菅原 仁*; 佐藤 英行*

JPS Conference Proceedings (Internet), 3, p.011060_1 - 011060_5, 2014/06

https://doi.org/10.7566/JPSCP.3.011060

We have investigated the Ru/Os concentration dependence of the Pr guest mode in Pr(OsRu)Sb and its variation with temperature. The Pr guest mode at 3.2 meV in PrOsSb at the N point linearly shifts to a higher energy with the substitution of Ru into the Os site. The energy of the Pr guest mode decreases with decreasing temperature for all compositions, indicating the presence of an anharmonic potential at the Pr site. The slope of the temperature dependence of the guest mode energy is steeper for pure PrOsSb than for the other Pr(OsRu)Sb compounds we measured. The present results imply the importance of the transition metal in determining anharmonicity in Pr(OsRu)Sb.

Precise intensity measurements in the N(n,)N reaction as a -ray intensity standard up to 11 MeV

宮崎 格*; 坂根 仁*; 高山 寛和*; 笠石 昌史*; 東條 暁典*; 古田 昌孝*; 林 裕晃*; 末松 倫*; 楢崎 裕道*; 清水 俊明*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(6), p.481 - 486, 2008/06

https://doi.org/10.3327/jnst.45.481

N(n,)N反応で放出する主要線の絶対強度を0.31.0%の精度で決定した。測定は、KURの中性子導管を用いて実施した。窒素のサンプルとしては、液体窒素及び重水置換メラミンを使用した。測定結果を従来の測定値と比較し、従来の測定データの問題点を指摘した。また、数MeV以上の線エネルギーにおいて、線検出効率の測定値とシミュレーションコードの計算結果に系統的な差の存在することを見いだし問題提起した。

長寿命核中性子捕獲断面積決定に必要な即発線放出率の測定(先行基礎工学研究に関する共同研究報告書)

宮崎 格*; 清水 俊明*; 柴田 理尋*; 河出 清*; 古高 和禎; 中村 詔司; 坂根 仁

JNC TY8400 2005-002, 40 Pages, 2005/06

JNC-TY8400-2005-002.pdf:2.69MB

半減期が数万年に及ぶ長寿命の核分裂生成物(LLFP)を短寿命化させる核変換技術の開発には中性子捕獲反応の精度の良い断面積データが必要である。しかし、放射性核種の中には、放射化法では測定できないか、あるいは極めて測定の難しいものがある。即発線を用いた断面積測定ならその問題の解決を期待できる。そこで、本研究では即発線を測定するのに必要な10MeVまでの高エネルギー線の放出率の標準となるN(n,)N 反応の測定と即発線を用いた捕獲断面積測定手法の開発を目的とする。そのために以下の三つの研究を行った。京都大学原子炉実験所のB-4スーパーミラー中性子導管(B-4孔)にて熱中性子照射測定実験を行った。バランス法とシミュレーション計算を援用したゲルマニウム検出器の効率曲線表現法の開発により、N (n, )N 反応で放出される主要な即発線の放出率を精度0.2-0.9%で決定した。また、Na, Al, V, Mn, Co, Ni, Cu, Pr, W, Au の10核種について、即発線とb壊変線を用いた断面積測定値を比較した。それにより報告されている即発線の放出率が系統的にずれており、過去のデータを測定した際の検出効率がずれていた可能性があることがわかった。Pd (n, )Pd 反応断面積の測定を行った。Pd は放射性廃棄物中に含まれるLLFPであり、その核変換を考える際には同位体として混ざっているPd の断面積も重要である。断面積の下限値を精度6%で決定した。また報告されているPd 周辺の核データから、核構造の類似性に着目して上限値を推定する方法を検討した。放出率の下限値を安全サイドで79%小さい値に見積もった。それに伴い断面積の上限値は27%大きな値になる。

照射後試験廃棄物等処理処分技術検討会 報告書

和田 雄作; 大久保 利行; 宮崎 仁; 細田 博; 堂野前 寧

JNC TN9410 2005-007, 94 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-007.pdf:6.07MB

核燃料サイクル開発機構大洗工学センターではFBRサイクルの確立を目指し、高速炉燃料・材料開発としての照射後試験を進めており、これに伴いTRU核種に汚染された高線量の廃棄物が多く発生し、日本原子力研究所大洗研究所の廃棄物管理施設において保管している。しかし、その施設の貯蔵裕度が逼迫しており、今後の照射後試験を支障なく実施していくためには減容処理施設を用意する必要がある。このため、いくつかの対策案の中から、将来の処分を目指した減容・安定化が可能な廃棄物処理施設の建設が有効との結論を得て計画を進めている。一方、本計画における処理対象廃棄物は、TRU核種で汚染された廃棄物でRI・研究所等廃棄物に区分されるものであり、現伏、処分に向けた技術要件(基準)等は国レベルで整備されていない。そのため、施設設計を進める上では、処分に関する国の技術要件等が将来整備されても、リコンディショニング(手戻り)を行わずそのまま処分できる固化体を作製できることが重要である。このことから、国内外の処理処分に関する技術要件等の調査を実施し、機構内レビューを行いながら極力、手戻りが無いように固化体製作上の管理項目などを設定して施設設計を進めてきた。そこで、設計内容や廃棄体要件設定の考え方等に関して、社内・外の処分に係る有識者、専門家の評価と意見を伺う目的で、大洗工学センター所長の委嘱により「照射後試験等廃棄物処理処分検討秀員会」を平成15年12月平成17年3月の期間で設置した。委員会は、大洗工学センターから処理対象廃棄物性状、プロセス選定、処分対応、品質管理方法などの考え方を説明し、それに対して各委員から意見等を頂く手法で実施した。その結果、廃棄体基準、品質管理、核種分析、処分性能評価等に関して各委員から数々の意見、提言などを頂いた。これらの意見、提言に関しては、今後の施設設計や処理処分計画の立案に反映すべき内容を整理し、それら対する対応方針(案)をまとめた。今後はこれらのフォローを行う必要かおるが、一方では貯蔵施設の裕度も漸減し、上流側での高速炉開発に対して支障を来たす逼迫した状況にある。したがって、今後時間の許される範囲内で処分の全体システムを考慮した処理のあり方について検討を重ね、その結果に可能なかぎり柔軟に対応できるような形で本計画を可及的速やかに進めることが重要と考える。

固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の合理化設計: セル消火実証試験

瀧田 孝治; 堂野前 寧; 松本 誠弘; 菊地 豊; 加藤 徳義; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2002-010, 62 Pages, 2002/11

JNC-TN9410-2002-010.pdf:2.37MB

固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)のセル消化設備の気化器は、コストが高く施設の合理化設計の一環として削減する計画としている。気化器を削減した場合、液化炭酸ガスをセル内に直接放出することとなり、放出した液化炭酸ガスの急激な気化膨張によるセル内の圧力挙動及び消化性能を把握する必要がある。そこで、火災実験室を用いて平成11年度にセル消化実証試験(I)として、液化炭酸ガス放出時の火災実験室内の圧力挙動と可燃物燃焼時の消化性能を確認した。しかし、この試験は機密性のない火災実験室で実施したため、さらに実際のセルを想定した機密性の高い条件下での液化炭酸ガス放出時の圧力挙動を把握する必要がある。このため、大洗工学センター内の大型密封装置(SOLFA-2)を用いてセル消化実証試験(II)を実施した。 得られた成果は、以下の通りである。1)槽内の圧力挙動を把握するため、SOLFA-2の内部圧力は-50mmH2Oに設定し液化炭酸ガスを放出した。その結果、槽内圧力は液化炭酸ガス放出直後に急激に下降し、その後徐々に上昇して短時間で急上昇過程を経てなだらかに下降するという傾向が見られた。2)上記の短時間で急上昇する過程は、槽内に放出した液化炭酸ガスの一部がドライアイスに変化して堆積したものが周囲の熱を奪い昇華して、再び気化することが主な要因と考えられる。3)槽内最低平均温度は全域放出方式において約-48となり、局所放出方式では約-60となった。4)セル内圧力を負圧保持する条件として、液化炭酸ガス放出量を槽内空気の排気流量に対し、約85%に設定することで、負圧を維持できることを見出した。5)槽内圧力の急激な上昇を抑制するには、液化炭酸ガスをゆっくり放出することが効果的であることがわかった。

有害物選別システム設計 蛍光X線分析装置の適用確認

磯山 進; 堂野前 寧; 菊地 豊; 加藤 徳義; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2002-006, 49 Pages, 2002/07

JNC-TN9410-2002-006.pdf:1.84MB

環境保全課では、大洗工学センター内で発生する放射性固体廃棄物、および日本原子力研究所大洗研究所内の廃棄物管理施設に保管中の固体廃棄物Bを、高密度に減容処理し、将来の埋設処分に対応した廃棄体として作成することを目的とした、固体廃棄物処理技術開発施設(以下「LEDF」という)の建設計画を進めている。LEDFでは、埋設時に問題となる物質等を除去するため、人手による受入廃棄物仕分けプロセスを有しているが、仕分け精度、信頼性、作業負担低減を目的に、有害物選別装置の導入を検討している。本試験では、選別装置の一つとして、蛍光X線分析装置に着目し、廃棄物模擬試験片による選別試験を行い、LEDFへの有害物選別装置としての適用性を検討した。以下に検討結果を示す。1)選別性能:単体金属であれば前処理もほとんど必要なく、ほぼ確実に選別できるが、廃棄物の表面付近のみの測定であるため、表面に塗装メッキ、不純物などがある場合は選別が困難となる。2)測定位置:廃棄物は測定部に可能な限り密着させる必要があり、隙間が 4mmを超えると材質選別が不可能となる。3)放射線影響:放射線の影響によりバックグラウンドが高い場合は、各材質の蛍光X線ピークの判別が困難になり、材質判別が出来なくなる傾向があることが判った。特にアルミニウムは蛍光X線のピークが低いため影響を受け易い。 結論として、蛍光X線分析装置は有害物選別装置としての適用性は有しているが、放射線環境下での利用は問題が多く、セル内設置は困難である。LEDFに適用するには、目視選別の補助として、セル外設置にて使用するのが合理的と思われる。

インキャン式焼却溶融炉のキャニスタ耐久性試験

菅谷 敏克; 加藤 徳義; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2001-018, 114 Pages, 2001/09

JNC-TN9410-2001-018.pdf:12.35MB

インキャン式焼却溶融炉を主要処理プロセスとする焼却溶融設備を設置した (仮称)固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の建設計画を進めている。インキャン式焼却溶融炉は、セラミック製キャニスタ内で放射性廃棄物の焼却・溶融固化を行い、キャニスタごと廃棄することを特徴とする。一方、焼却量がキャニスタ容積で制限されることから、焼却量を増やす運転方法として、焼却後に残る焼却灰を溶融減容後、更に焼却を繰り返す運転が考えられる。しかし、本運転法は焼却-溶融を繰り返し行うことにより、溶融とキャニスタの接触時間が延長することでキャニスタ母材の減耗量が減少したり、キャニスタにかかる熱負荷(熱サイクル)が増え、キャニスタ母材の材料強度の低下といったキャニスタの健全性を損なうことが考えられた。そこで、本試験は、廃棄物収納容器として使用しているセラミック製キャニスタに、模擬廃棄物を投入し、焼却温度1000、溶融温度1500を繰り返し(1,3,10バッチ)負荷し、キャニスタの減耗速度、高温曲げ強度の変化を確認した。以下に結果を示す。(1)溶湯のキャニスタ母材との接触時間の延長による減耗量の増加は、今回の試験の最大減耗速度が0.09mm/hであり、従来の減耗速度1mm/hと比較しても十分少ない値であった。また、キャニスタ母材の高温曲げ強度は、平均で3Mpaであり、熱負荷をかける試験の前後で変化は見られなかった。(2)今回の試験から、焼却温度1000、溶融温度1500の繰り返しによってキャニスタの健全性を損なう要因は、キャニスタ母材の酸化を防止するために塗布されているグレーズ(ガラス製コ ーティング材)の母材からの剥がれによって、母材が酸化劣化を起こし、ぜい化により脆くなった部分が溶湯と接触することで、局部的に減耗することが要因であることが分った。(3)グレーズは、耐熱温度が1300程度で、溶融運転温度1500では耐熱温度を超えることになるため、温度変化の繰り返しによってガラスであるグレーズが溶融と固化を繰り返したことから、キャニスタ母材との熱膨張率の違いも影響し、キャニスタ内面のグレーズに剥がれが発生したと考える。 (4)グレーズが剥がれた部分のキャニスタ母材の酸化劣化量 (キャニスタ壁面から母材内部への酸化劣化の進行深さ)は、キャニスタ強度計算から算出した許容減耗量である4.

インキャン式高周波加熱を用いた焼却溶融設備の確証試験

菅谷 敏克; 堂野前 寧; 加藤 徳義; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2000-002, 149 Pages, 1999/12

JNC-TN9410-2000-002.pdf:23.51MB

建設計画を進めている固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)では、高線量廃棄物である可燃物、PVC、ゴム、使用済イオン交換樹脂及び不燃物の処理方法として、「インキャン式高周波加熱」を用いた焼却溶融設備(セラミック製の廃棄物収納容器を高周波による誘導加熱で昇温し、容器内の廃棄物を対象物によって焼却・溶融する設備)を計画している。試験は、焼却溶融設備の設備設計の最適化を目的として、処理対象廃棄物に対する処理性能(処理能力、処理条件など)や運転条件及び処理中に発生するオフガス中の放射性核種の除去性能条件、また、焼却溶融後の生成物である溶融固化体の性状(核種、主要構成成分の均一性、固化体の強度など)の確認を行った。試験装置は、LEDFで実際に使用される規模の焼却溶融装置(パイロット装置)を用いた。また、放射性核種を使用したホット試験を要するものについては、実験室規模の機器を用いて行った。以下に、主な試験結果を要約する。(1)パイロット装置を用いて処理能力を確認した結果、可燃物・難燃物に対して6.7kg/h、樹脂に対して13.0kg/h、石膏以外の不燃物に対し30.0kg/hであった。また、このときの処理条件は幾つかのパラメータの中から選定し、運転温度については、可燃物・難燃物が1000、樹脂が1300、不燃物は1500、燃焼空気については、空気量は90Nmの3乗/h、空気温度は300、吹き込み速度は約20m/sが最適であった。(2)焼却溶融設備に必要な処理量が得られる一日の運転時間を確認した結果、可燃物、PVCやゴムなどの焼却対象廃棄物の焼却時間は5時間、焼却前後のキャニスタ昇温、残燃時間は各30分必要であった。不燃物などの溶融時間は、焼却灰の保持時間と石膏の溶融時間を考慮して5時間、キャニスタ昇温時間30分が必要であった。(3)パイロット装置により焼却溶融炉からセラミックフィルターまでの系統除染係数を確認したところ、実廃棄物の主要非揮発性核種(Co、Cs、Ce)に対し、10の5乗以上であった。(4)実験室規模の機器を用いて、高温オフガス中の揮発性ルテニウムを除去する高温Ru吸着塔の設計条件を確認した結果、粒径0.8から1.7mmの鉄担持シリカゲルに対して、滞留時間3秒以上を確保することで、除染係数10の3乗が得られるとともに、吸着材寿命は約1年であることがわかっ

廃棄物貯蔵容器の移動・運搬技術等に関する調査

菅谷 敏克; 中野 朋之; 宮崎 仁; 飛田 祐夫

PNC TN9420 94-015, 80 Pages, 1994/07

PNC-TN9420-94-015.pdf:2.92MB

動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センター内における新型動力炉開発に係わる照射後試験等の試験、研究業務で発生する放射性固体廃棄物の低線量化、高減容化処理を行うことを目的として、固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の建設を計画している。LEDFの処理対象廃棄物としては、センターの各施設から発生する大型固体廃棄物の他、現在「高レベル固体貯蔵施設」に金属密封缶の状態で保管されている「高線量固体廃棄物」がある。本報は、LEDFの廃棄物処理工程検討に資するため、廃棄物の移動・運搬技術と開缶に関する技術の現状について調査を行ったものである。移動・運搬技術の調査では、一般産業界における移動・運搬技術や使用機器についての実情や動向、また原子力業界の利用状況についての調査を行った。また、開缶技術の調査では、現在使用されている金属密封缶をモデルに原子力業界及び産業界において缶を開けるために使用されている装置、及び利用可能な切断技術や方法について調査を行った。

The Large-scale numerical simulation of nuclear power plant on ITBL grid infrastructure, 1; System outline

Tian, R.; 宮崎 明美; 松原 仁; 中島 憲宏; 谷 正之

no journal, , 

原子力プラントは、圧力容器,中間熱交換器など多数の複雑な部品からなる大規模組立構造物であり、それぞれが互いに連成することによって外力に抵抗する。したがって、原子力プラントの各部品が他の部品、あるいは全体に及ぼす影響を明らかにすることは、構造工学上極めて重要な課題である。従来、このような問題を取り扱う場合、原子力プラントは、一体構造物と仮定され、各部品間に生じる相互作用力を加味した全体挙動の評価は不可能であった。本研究では、原子炉と一次冷却系に対して、ITBLグリッド環境の利用による部品間接続を加味した三次元有限要素法の構築を試みた。本発表では、ITBLグリッド環境における原子力プラント全体解析実現のためのシステム構成概念、及び、部品間接続の取り扱いについて述べる。