東海再処理施設動力分電盤内制御用電源回路の分離による給電系の安全性向上

後藤 翔; 青木 賢二; 森本 憲次; 坪井 雅俊; 礒崎 尚彦; 古川 竜一; 北川 修; 深谷 康弘*

日本保全学会第17回学術講演会要旨集, p.517 - 520, 2021/07

東海再処理施設では、換気系の排風機を連続運転し、建家、セル、貯槽等を負圧状態に維持することにより、放射性物質の閉じ込め機能を確保している。2011年9月に、特別高圧変電所の定期点検において、分離精製工場の槽類換気系の排風機が、予備機も含めて起動できなくなる事象が発生した。原因は、槽類換気系の排風機の電源供給系統を制御する制御用電源回路内のタイマーの故障によるものであり、制御用電源回路が1号系と2号系で共通であったことから予備機も起動しなかった。再発防止対策として、高放射性廃液を取扱っている分離精製工場、高放射性廃液貯蔵場、ガラス固化技術開発施設の建家換気系、セル換気系及び槽類換気系の排風機の制御用電源回路を1号系と2号系に分離する処置を最優先で行った。また、その他の施設については、1号系と2号系に分離する必要性があるかどうかを検討した上で、同様の処置を行っているところである。本対策を行うことにより、東海再処理施設の給電系統の安全性の向上や各施設の閉じ込め機能が喪失するリスクの低減が図られたことから、その内容について報告する。

Complex chemistry with complex compounds

Eichler, R.*; 浅井 雅人; Brand, H.*; Chiera, N. M.*; Di Nitto, A.*; Dressler, R.*; Dllmann, Ch. E.*; Even, J.*; Fangli, F.*; Goetz, M.*; et al.

EPJ Web of Conferences, 131, p.07005_1 - 07005_7, 2016/12

https://doi.org/10.1051/epjconf/201613107005

近年、物理的な前段分離装置を活用することにより、超重元素の比較的不安定な単一分子の合成と研究が気相化学研究によって可能になった。非常に揮発性の高い106番元素のヘキサカルボニル錯体Sg(CO)の合成は最近の大きな成果である。この成功を受けて、中心金属原子と周囲の配位子間の第一乖離エネルギーの測定を第2世代の実験として実施した。管状の分解反応装置を用いた手法を開発し、短寿命のMo(CO), W(CO), Sg(CO)錯体に適用することに成功した。

In situ synthesis of volatile carbonyl complexes with short-lived nuclides

Even, J.*; Ackermann, D.*; 浅井 雅人; Block, M.*; Brand, H.*; Di Nitto, A.*; Dllmann, Ch. E.*; Eichler, R.*; Fan, F.*; 羽場 宏光*; et al.

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 303(3), p.2457 - 2466, 2015/03

https://doi.org/10.1007/s10967-014-3793-7

金属カルボニル錯体の迅速その場合成を、核分裂や核融合反応によって生成される短寿命同位体を用いた実験によって実証した。高い反跳エネルギーを持つ短寿命核反応生成物を一酸化炭素分子と直接反応させることでカルボニル錯体を合成し、高い揮発性を持つ錯体のみをガス気流によって迅速に搬送し、化学分析・測定装置にかけて検出した。この手法を用いることで、Mo, Tc, Ru, Rh, W, Re, Os, Irの短寿命同位体の揮発性カルボニル錯体の合成に成功した。一方、HfとTaの揮発性錯体は検出されなかった。この手法は超重元素シーボーギウム(原子番号106)の化学研究に既に適用されており、また短寿命遷移金属同位体を用いた核科学研究の様々な分野への応用が今後期待される。

Experiment and analyses for 14 MeV neutron streaming through a dogleg duct

山内 通則*; 落合 謙太郎; 森本 裕一*; 和田 政行*; 佐藤 聡; 西谷 健夫

Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.542 - 546, 2005/12

https://doi.org/10.1093/rpd/nci236

核融合炉にはRF加熱ポートや計測用プラグ周りの間隙等、屈曲を設けた放射線ストリーミング経路が幾つかあり、遮蔽設計上の問題となる。モンテカルロ計算はストリーミング効果の詳細評価に重要であるが、一方簡易計算はストリーミング効果を軽減するための設計オプションの選定に有効である。実験と解析によりこれらの計算法の信頼性を評価した。実験は原研FNSの14MeV中性子源により、高さ170cm,幅140cm,厚さ180cmの遮蔽体に断面が30cm30cmの2回屈曲ダクトを設けた体系で行った。モンテカルロ計算は実験体系,線源周り構造体、及び実験室を詳細にモデル化し、MCNP/4CコードとFENDL/2及びJENDL-3.3ライブラリーを用いて行った。実験値との差は30%以内であった。簡易計算はDUCT-IIIコードによって行った。その結果は屈曲によるストリーミング成分の変化を良好に再現し、充分な信頼性を持つことを確認した。すなわち、モンテカルロ計算法とともに簡易計算法もまた遮蔽設計評価のために有効な役割を果たすと期待できる。

Shutdown dose evaluation experiment for ITER

森本 裕一*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 堀 順一; 山内 通則*; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.643 - 648, 2003/09

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(03)00198-4

ITERでは、運転停止後にクライオスタット内で人間による直接保守作業を実現することが重要な課題であり、停止後の線量を精度よく評価する必要がある。しかしながら停止後線量評価手法の精度は実験的に確認されていなかった。原研FNS(Fusion Neutronics Source)では、線量評価手法の精度評価を目的としたベンチマーク実験を実施した。実験は、線源領域と直管ダクトでつながれたキャビティー(作業空間)を模擬した体系で実施し、14MeV中性子を合計60時間照射後、冷却期間をITERで想定されている10秒(11.6日)として線量を測定した。ITER JCTで開発されたモンテカルロ法に基づく線量評価手法を用いて、照射10秒後における1cm線量当量率を評価した結果、この手法は実験値を10%以内の精度で再現可能であることがわかった。

均圧注入系を模擬した体系に生じるカオスの研究; 受動的安全炉の特性解析,原子力基礎研究 H12-012(委託研究)

班目 春樹*; 岡本 孝司*; 田中 源太郎*; 森元 雄一郎*; 佐藤 聡*; 近藤 昌也

JAERI-Tech 2003-017, 156 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-017.pdf:5.31MB

原子炉圧力容器と格納容器気相部とを加圧管と注入管によって繋いだ均圧注入系の挙動をU字管内の液柱で模擬した実験と解析を行った。実験は、カバーガスをU字管内気相部に一定流量で注入してゆき、水位があるレベルに達するとガスを放出、水位が回復するとガス放出を停止することによって行った。実験の結果、ガス放出の周期は一定間隔とはならず、大きくばらつくことがわかった。そこで、圧力上昇時と下降時それぞれの挙動に対し線形方程式を立て、それをつないだ区分線形モデルを作成した。区分線形モデルは接線分岐,周期倍分岐,周期加算分岐といったカオス特有の性質を示したため、ガス放出の周期がばらついたのはカオスである可能性が高いことを示した。

Radioactivity production around the surface of a cooling water pipe in a D-T fusion reactor by sequential charged particle reactions

堀 順一; 前川 藤夫; 和田 政行*; 落合 謙太郎; 山内 通則*; 森本 裕一*; 寺田 泰陽; Klix, A.; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 63-64, p.271 - 276, 2002/12

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(02)00127-8

核融合将来炉の廃棄物処理及び安全設計を推進するためには、核融合炉材料に対して一次中性子反応のみならずシーケンシャル反応による放射能生成過程を考慮することは重要である。特に冷却材の水によって多数の反跳陽子が生成される冷却管表面においては、シーケンシャル反応によって望ましくない放射化物の生成が顕著となることが懸念される。このような背景から、本研究では冷却水を模擬したポリエチレン板に核融合炉材料箔(V,Fe,W,Ti,Pb,Cu)を層状に積み重ねた試料に対して14MeV中性子照射を行い、シーケンシャル反応生成物である51Cr,56Co,184Re,48V,206Bi,65Znの実効生成断面積及び生成量の深さ分布を求め、計算値との比較を行った。現在解析中であるため、結果は講演にて報告する。

Neutronics experiment of Li-enriched breeding blanket with LiTiO/Be/F82H assembly using D-T neutrons

落合 謙太郎; Klix, A.; 堀 順一; 森本 裕一*; 和田 政行*; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1147 - 1150, 2002/08

http://wwwndc.jaea.go.jp/nd2001/proc/pdf/2_1147.pdf

核融合DEMO炉の増殖ブランケットの概念設計として熱化ブランケットデザインが挙げられてる。熱化ブランケットではトリチウムの増殖を行うために、リチウム6の濃縮が不可欠となっている。今回FNSではリチウム6同位体を濃縮した増殖材の候補材である濃縮チタン酸リチウム材を用い、ブランケット体系による核融合中性子照射実験を行い、濃縮チタン酸リチウム材で生成される。トリチウム量の精度を検証する実験を行うことで、ブランケットの設計尤度を検証を行った。また併せて、構造材候補であるフェライト鋼(F82H)の放射化実験も同じ体系で行った。実験の結果、トリチウムの生成は計算と10%の範囲内で一致し、設計尤度が10%程度であることを示した。また、フェライト鋼の放射化精度も計算の10%以内であることがわかった。

Performance test of micro-fission chambers for in-vessel neutron monitoring of ITER

山内 通則*; 西谷 健夫; 落合 謙太郎; 森本 裕一*; 堀 順一; 海老澤 克之*; 河西 敏

JAERI-Tech 2002-032, 41 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-032.pdf:2.62MB

ITER(ITER-FEAT)真空容器内の中性子モニターの開発を目的として、12mgの二酸化ウランを用いたマイクロフィッションチェンバーとウランのないダミーチェンバーを製作し、性能試験を行った。基本性能として、MIケーブルを取り付けたダミーチェンバーの真空リーク率、チェンバー内の導体と外側容器の絶縁性能、50Gまでの加速度に対する耐性はいずれも設計要求条件を満たした。線に対する感度試験は日本原子力研究所高崎研究所のCoガンマ線照射装置によって行った。それによれば、ITER-FEATブランケット背後の環境で、線に対する感度は中性子に対する感度の0.1%以下と評価できた。また14MeV中性子に対する検出器の応答は東海研究所の核融合中性子源(FNS)によって試験した。その結果、20(室温)から250までの範囲で計数率と中性子束の良好な直線性が確認できた。遮蔽体がある場合の検出器応答は遮蔽ブランケットの模擬体を用いて試験を行い、MCNP計算の結果と良く一致したデータが得られた。それによると中性子の減速により検出器の感度は上昇するが、遮蔽体の変動による感度の変化は小さい。結論として、本マイクロフィッションチェンバーはITER-FEATの中性子モニターとして充分な性能を有することがわかった。

核融合炉開発計画における核融合中性子工学の役割; 核融合炉発電を目指して

中村 博雄; 森本 裕一*; 落合 謙太郎; 杉本 昌義; 西谷 健夫; 竹内 浩

JAERI-Review 2000-016, 47 Pages, 2000/10

JAERI-Review-2000-016.pdf:3.15MB

本研究計画は、第三段階核融合研究開発基本計画における核融合中性子工学に関する研究の具体化を目的としている。核融合原型炉実現までの核融合中性子工学における研究開発の全体像を明らかにして、効率的な研究開発の推進に資する。また、ブランケット・材料開発計画での核融合中性子工学の役割を明確にする。本計画書では、研究開発として、ブランケット・材料開発での遮蔽・増殖性能、種々の材料に関する核特性の研究評価、センサー材料・絶縁材料等の機能性材料、構造材料の照射基礎過程の研究、炉内計装技術の開発研究について述べた。また、その研究開発に必要な照射装置については、現在の主力装置の核融合中性子源施設(FNS)の利用法と改造計画、今後の主力となる国際核融合材料照射施設(IFMIF)の開発研究についての記述した。