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永田 寛; 大森 崇純; 前田 英太; 大塚 薫; 中野 寛子; 花川 裕規; 井手 広史
JAEA-Review 2023-033, 40 Pages, 2024/01
JAEA-Review-2023-033.pdf:1.39MB
JMTR原子炉施設は2017年4月の「施設中長期計画」において廃止施設に位置付けられたことから、廃止措置計画認可申請書を原子力規制委員会に提出するに当たり、廃止措置計画に記載する必要がある、廃止措置の工事上の過失等があった場合に発生すると想定される原子炉施設の事故の種類、程度、影響等の評価をするため、廃止措置計画の第1段階で想定される事故について、その種類の選定と程度、一般公衆への被ばく影響の評価を行った。廃止措置計画の第1段階で想定される事故として燃料取扱事故及び廃棄物の保管中の火災を選定し、大気中に放出された放射性物質による一般公衆への被ばく線量の評価を行ったところ、最大でも1.9
10
mSv(廃棄物の保管中の火災)であり、判断基準(5mSv)に比べて小さく、一般公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはないことが分かった。
永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 花川 裕規; 井手 広史
JAEA-Technology 2022-029, 55 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2022-029.pdf:2.77MB
JMTR原子炉施設は、日本原子力研究開発機構が策定した2017年4月の施設中長期計画において廃止施設に位置付けられたことから、廃止措置計画認可申請を原子力規制委員会に提出するにあたり、廃止措置計画に記載する必要がある原子炉施設に残存する放射性物質の推定放射能量のうち、二次汚染物の推定放射能量を評価するため、線量当量率の測定や核計算コード等を用いた放射能量の評価を行った。この結果、総放射能量は、原子炉停止後12年で2.7310
Bq、原子炉停止後21年で1.4610Bqで、一次冷却系統が最も大きい評価となった。放射能量が大きい核種としては、H-3やFe-55、Co-60、Ni-63、Sr-90、Cs-137などであった。評価で得られた放射能濃度から放射能レベル区分を行ったところ、一次冷却系統及び排水系統(第3排水系)がL2に、それ以外の系統はL3に区分された。区分結果に影響を与える核種としては、水力ラビット照射装置やOSF-1照射設備についてはCo-60のみであったのに対し、その他の系統ではH-3、Co-60、Sr-90、Cs-137などであった。今後行う廃棄物の処理処分にあたっては、放射化汚染物の推定放射能量などの評価結果も考慮した上で廃棄物の放射能レベル区分を評価し、それぞれの区分に応じた適切な処理処分方法を検討する。
中野 寛子; 西方 香緒里; 永田 寛; 井手 広史; 花川 裕規; 楠 剛
JAEA-Review 2022-073, 23 Pages, 2023/01
JAEA-Review-2022-073.pdf:2.02MB
材料試験炉部では、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来の照射利用拡大、並びに国内の原子力人材の育成及び確保を目的とし、国内外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR (Japan Materials Testing Reactor)等の研究基盤施設を活用した実践型の実務研修を実施している。本年度の研修は、昨年度に引き続き、国立研究開発法人科学技術振興機構の日本・アジア青少年サイエンス交流事業「さくらサイエンスプラン」に採択され、アジア地域の6か国から12名の若手研究者・技術者が参加し、2019年7月24日から7月31日までの期間で実施した。今回の研修では、原子力エネルギー、照射試験、原子炉の核特性、原子炉施設の安全管理等に関する講義を行うとともに、シミュレータを用いた運転等の実習やJMTR等の施設見学を行った。本報告書は、2019年度に実施した研修についてまとめたものである。
永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 井手 広史
JAEA-Technology 2022-017, 113 Pages, 2022/08
JAEA-Technology-2022-017.pdf:6.17MB
JMTR原子炉施設は2017年4月の「施設中長期計画」において廃止施設に位置付けられたことから、廃止措置計画認可申請を原子力規制委員会に提出するにあたり、廃止措置計画に記載する必要がある原子炉施設に残存する放射性物質の推定放射能量のうち、放射化汚染物の推定放射能量を評価するため、核計算コード等を用いた放射化放射能量の評価を行った。この結果、総放射化放射能量は、9.310
Bq (原子炉停止直後)、2.710
Bq (21年後)、1.010Bq (40年後)、2.410
Bq (100年後)となり、放射化放射能量の大きい構造物は、ベリリウム枠やベリリウム反射体要素、アルミニウム反射体要素、格子板、キャプセル照射装置などの圧力容器内の構造物で、材質はステンレス鋼やベリリウムなどであった。また、全放射化放射能量に対する核種の割合は、原子炉停止後40年あたりまではH-3の割合が高く、その後はNi-63が最も高くなった。参考に、得られた放射化放射能濃度から放射能レベル区分を行ったところ、放射化汚染物の全重量に対する区分ごとの重量の割合は、原子炉停止から100年後にかけて、L1が0.3
0.4% (1013t)、L2が0.00.4% (014t)、L3が1.01.2% (3239t)、CLが98.098.7% (約3200t)となり、コンクリートなどのCLに区分されるものが全体の約9割以上を占めることがわかった。今後行う廃棄物の処理処分にあたっては、二次汚染物の推定放射能量などの評価結果も加え、適切な処分方法に従った区分の評価を行う。
関 美沙紀; 藤田 善貴; 藤原 靖幸*; Zhang, J.*; 吉永 尚生*; 佐野 忠史*; 堀 順一*; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; et al.
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 29(1), p.2 - 9, 2022/06
材料試験炉(JMTR)の炉心構造材はステンレス鋼の他、アルミニウム(Al)やベリリウム(Be)が多く使用されている。廃止措置に当たって、放射性雑固体廃棄物(廃棄体)を作製するが、その埋設基準はドラム缶内に健全性を損なう物質を含まないことおよび最大放射能を超えないことが要求されている。とくに、Alはコンクリート等のアルカリ物質と反応し水素を発生することから、固化体の強度低下、内圧上昇による破損等が課題となっている。本研究では、バイヤー法を応用したAlの安定化処理技術の確立を目的とし、コールド試験にて基本的な処理工程を確立した。また、京都大学研究用原子炉(KUR)にてAl試験片を中性子照射し、本処理工程によるAl中に含まれる添加元素や不純物元素で生成する放射性核種の除去特性を調査した。結果として、本処理工程によりAlをアルミナ(Al
O
)に変換可能であり、通常の放射性廃棄物の処理方法と同様にセメント系充填剤によって固化できる見通しが得られた。さらに、不溶解残渣物の除去により、廃棄物の放射能量を12桁減らすことができることが示唆された。
朝倉 和基; 下村 祐介; 堂野前 寧; 阿部 和幸; 北村 了一; 宮越 博幸; 高松 操; 坂本 直樹; 磯崎 涼佑; 大西 貴士; et al.
JAEA-Review 2021-020, 42 Pages, 2021/10
JAEA-Review-2021-020.pdf:2.95MB
原子力の研究開発施設から発生する放射性廃棄物の処理処分は、取り扱う核燃料物質や材料が多種多様なこと等を踏まえ、放射能濃度を求める必要がある。大洗研究所は、廃棄物を処理する施設のみならず、廃棄物を発生させる施設も含め、埋設処分を見据えた検討に着手している。本報告書は、大洗研究所内で発生する放射性廃棄物の埋設処分に向けて、主要課題のひとつである放射能濃度評価手法について、令和2年度の検討結果を取りまとめたものである。
関 美沙紀; 中野 寛子; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 武内 伴照; 井手 広史; 土谷 邦彦
デコミッショニング技報, (62), p.9 - 19, 2020/09
材料試験炉(JMTR)は、1968年に初臨界を達成して以来、発電用軽水炉を中心に、新型転換炉,高速炉,高温ガス炉,核融合炉等の燃料・材料の照射試験に広く利用されてきた。しかし、法令で定める耐震基準に適合していないため2017年4月に施設の廃止が決定され、現在廃止措置計画の審査を受けている。JMTRでは発電炉とは異なった炉心構造材であるアルミニウムやベリリウムが使用されているため、これらの処理方法を確立し、安定な廃棄体を作製する必要がある。また、蓄積された使用済イオン交換樹脂の処理方法についても検討する必要がある。本報告では、これらの検討状況について紹介する。
関 美沙紀; 石川 幸治*; 佐野 忠史*; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 花川 裕規; 井手 広史; 土谷 邦彦; 藤原 靖幸*; et al.
KURNS Progress Report 2019, P. 279, 2020/08
JMTR施設の廃止措置を進めるにあたり、多くの放射性廃棄物が発生するが、これらはドラム缶等に格納し、コンクリートを充填して、廃棄体とする計画である。しかし、アルミニウムは、コンクリートと反応し水素ガスが発生し、廃棄体を破損することが懸念されている。本研究は、これまで行ってきた湿式法によるアルミニウムの安定化処理法の溶液pHの最適条件を求めることを目的とした。JMTRで多く使用されている2種類のアルミニウム試料を準備し、KURで照射した後、強塩基であるNaOHに溶解した。溶解液をろ過した後、中和処理をしてpH=511にてAl(OH)を生成した。それぞれの工程で得た残差及び溶液は放射化分析を行った。この結果、pH=7, 9にてAl全量の固体としての回収が可能であることが分かった。また、廃液中にはCr-51及びNa-24が含まれることが分かった。Cr-51は全ての条件にて同等の回収率であった。一方でNa-24は中和の際に生成されるNaCl量が相対的に多いことから、溶液中のNa-24が増加したと考えられる。
江口 祥平; 中野 寛子; 大塚 紀彰; 西方 香緒里; 永田 寛; 井手 広史; 楠 剛
JAEA-Review 2019-012, 22 Pages, 2019/10
JAEA-Review-2019-012.pdf:3.37MB
材料試験炉部では、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来の照射利用拡大、並びに国内の原子力人材の育成及び確保を目的とし、国内外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践型の実務研修を実施している。2018年度の研修は、科学技術振興機構の日本・アジア青少年サイエンス交流事業「さくらサイエンスプラン」に採択され、アジア地域の6か国から11名の若手研究者・技術者が参加し、2018年7月31日から8月7日までの期間で実施した。今回の研修では、原子力エネルギー、照射試験、原子炉の核特性、原子炉施設の安全管理等に関する講義を行うとともに、シミュレータを用いた運転等の実習やJMTR等の施設見学を行った。本報告書は、2018年度に実施した研修についてまとめたものである。
関 美沙紀; 石川 幸治*; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 花川 裕規; 井手 広史; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.
KURNS Progress Report 2018, P. 257, 2019/08
JMTR施設の廃止措置を進めるにあたり、多くの放射性廃棄物が発生するが、これらはドラム缶等に格納し、コンクリートを充填して、廃棄体とする計画である。しかし、アルミニウムは、コンクリートと反応し水素ガスが発生し、廃棄体を破損することが懸念されている。本研究は、湿式法によるアルミニウムの安定化処理法の開発を行った。JMTRで多く使用されている2種類のアルミニウム試料を準備し、KURで照射した後、強塩基であるNaOHに溶解した。溶解液をろ過した後、中和処理をしてAl(OH)を生成した。それぞれの工程で得た残差及び溶液は、放射化分析を行った。この結果、Al合金内に含まれる不純物
Crおよび
FeはAl成分と分離することができ、低レベルのAl(OH) の抽出が可能であることが示唆された。今後、Al(OH)の焼成温度の最適化を図り、安定なAlO を製作する条件を決定する。
大塚 薫; 井手 広史; 永田 寛; 大森 崇純; 関 美沙紀; 花川 裕規; 根本 浩喜; 渡辺 正男; 飯村 光一; 土谷 邦彦; et al.
UTNL-R-0499, p.12_1 - 12_8, 2019/03
材料試験炉(JMTR: Japan Materials Testing Reactor、以下、「JMTR」と言う)は、昭和43年に初臨界を達成して以来、発電用軽水炉燃料や材料の照射試験を中心に、新型転換炉, 高速炉, 高温ガス炉, 核融合炉などの燃料・材料の照射試験に広く利用されてきた。平成29年4月に公表された「施設中長期計画」において、JMTRは廃止施設として決定し、平成30年度末までに廃止措置計画認可申請書を原子力規制庁へ申請することとなり、廃止措置の準備のための組織変更、申請書作成に必要な各種評価を行った。本発表は、作成した廃止措置計画認可申請書に記載する主な評価結果と廃止措置に向けた技術開発課題について報告する。
大塚 薫; 花川 裕規; 永田 寛; 大森 崇純; 武内 伴照; 土谷 邦彦
UTNL-R-0496, p.13_1 - 13_11, 2018/03
材料試験炉(JMTR: Japan Materials Testing Reactor、以後、「JMTR」と言う)は、昭和43年に初臨界を達成して以来、発電用軽水炉燃料や材料の照射試験を中心に、新型転換炉, 高速炉, 高温ガス炉, 核融合炉などの燃料・材料の照射試験に広く利用されてきた。平成29年4月に公表された「施設中長期計画」において、JMTRは廃止施設として決定し、平成30年度末までに廃止措置計画認可申請書を原子力規制庁へ申請することとなり、廃止措置の準備のための組織変更、申請書作成に必要な各種評価を開始した。本発表は、施設中長期計画が公表されて以降、平成29年度に実施した検討状況の概略について報告する。
江口 祥平; 柴田 裕司; 今泉 友見; 永田 寛; 谷本 政隆; 楠 剛
JAEA-Review 2017-032, 26 Pages, 2018/02
JAEA-Review-2017-032.pdf:2.44MB
照射試験炉センターでは、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来の照射利用拡大、並びに国内の原子力人材の育成及び確保を目的とし、国内外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践型の実務研修を実施している。本年度の研修は、科学技術振興機構の日本・アジア青少年サイエンス交流事業「さくらサイエンスプラン」に採択され、アジア地域の6か国から10名の若手研究者・技術者が参加し、2017年7月24日から8月4日までの期間で実施した。今回の研修では、原子力エネルギー、照射試験、原子炉の核特性、原子炉施設の安全管理等に関する講義を行うとともに、シミュレータを用いた運転等の実習やJMTR等の施設見学を行った。本報告書は、2017年度に実施した研修についてまとめたものである。
平山 英夫*; 近藤 健次郎*; 鈴木 征四郎*; 谷村 嘉彦; 岩永 宏平*; 永田 寛*
EPJ Web of Conferences, 153, p.08010_1 - 08010_3, 2017/09
被引用回数：2 パーセンタイル：78.04(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所3号機のシールドプラグ上は高線量率となっており、この主要な線源を調査するために鉛製コリメータ付CdZnTe検出器を用いて光子線の波高分布を測定した。その結果、低エネルギー光子線の寄与が大きいことがわかった。0.662MeV光子のピーク計数率から、60cm厚コンクリート製のシールドプラグ1層目下部のCs-137放射能密度は、8.110
5.710
Bq/cm
であると評価された。Cs-137が、半径6mのシールドプラグの下部隙間に、シールドプラグ上5箇所で評価した放射能密度の平均値2.610Bq/cmで均一に付着しているとすると、Cs-137の合計放射能は30PBqと見積もられる。
武内 伴照; 大塚 紀彰; 柴田 裕司; 永田 寛; 遠藤 泰一; 松井 義典; 土谷 邦彦
KAERI/GP-418/2015, p.110 - 112, 2015/00
開発中の鉛エミッタ自己出力型
線検出器(SPGD)及び白金40%ロジウム合金自己出力型中性子検出器(SPND)について、炉内照射試験に先立って線照射試験を行った。2006000Gy/hの範囲における試験結果から、SPGDの出力電流はおよそ10%の誤差精度で線量率に比例することがわかった。一方、SPNDにおいては、出力電流は線量率に比例しなかった。また、出力電流は負の極性であり、その絶対値はSPGDよりも1桁程度低かった。こうした出力挙動の違いは、エミッタの形状や大きさの違い及びMIケーブル部から発生した電流成分の影響によるものであると考えられる。
武内 伴照; 柴田 晃; 永田 寛; 木村 伸明; 大塚 紀彰; 斎藤 隆; 中村 仁一; 松井 義典; 土谷 邦彦
Proceedings of 3rd Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2013), p.52 - 58, 2013/11
LWRの炉計装システムは、原子炉運転中から炉停止中の状況を監視できるシステムとなっていた。しかしながら、そのシステムは、福島第一原子力発電所で起きたシビアアクシデント時では電源喪失のため作動せず、事故後の対応が遅れた。このため、炉心損傷事故が起きても測定できる原子炉計装システムの開発が必要不可欠となった。本研究は、JMTRに蓄積された照射技術を活用し、測定技術を含めた監視システムの開発を行っている。本報告では固体電解質型の水素濃度センサー、ヒーターを備えている熱電対型の水位計、自己出力型のSPGD線検出器及びCCDカメラによる原子炉の情報の定量化のためのチェレンコフ光の画像解析システムの4つの計装システムの開発について紹介する。開発後は、JMTRで炉内確認テストを実施し、放射環境下での特性も調べる予定である。
綿引 俊介; 花川 裕規; 今泉 友見; 永田 寛; 井手 広史; 小向 文作; 木村 伸明; 宮内 優; 伊藤 正泰; 西方 香緒里; et al.
JAEA-Technology 2013-021, 43 Pages, 2013/07
JAEA-Technology-2013-021.pdf:5.12MB
世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により、その数は減少しているが、原子力発電の導入を計画している国では、原子力人材育成、科学技術の向上、産業利用、軽水炉の安全研究のために、試験研究炉の必要性が高まっている。日本原子力研究開発機構では、平成22年度より試験研究炉設計のための環境整備及び人材育成のため、汎用小型試験研究炉の検討を開始し、平成24年度までに概念検討を行う予定である。平成23年度は、汎用小型試験研究炉の炉心構成の検討、汎用性及び実用性の高い照射設備の検討及びMo製造のためのホットラボ設備の検討を実施した。その結果、炉心構成の検討結果として、照射物を考慮した原子炉の未臨界度及び連続運転時間について確認するとともに自動制御運転中における反応度外乱に対する原子炉の過渡応答について、定格出力運転中の汎用小型試験研究炉は、自動制御運転が十分に可能であることを確認できた。また、照射設備の検討としては、Mo-99のような短半減期ラジオアイソトープの効率的な大量生産の実現が期待できることを確認し、ホットラボ設備の検討においては、Mo製造,RI搬出等を考慮したうえで迅速に試料を配布できるセル・設備を考案した。
永田 寛; 井上 修一; 山浦 高幸; 土谷 邦彦; 長尾 美春
JAEA-Technology 2013-008, 30 Pages, 2013/06
JAEA-Technology-2013-008.pdf:2.24MB
JMTRの改修は平成22年度に完了し、平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震に対する補修も完了し、現在、JMTR再稼働に向けた準備を実施している。JMTR再稼働後は、軽水炉の安全研究や基礎基盤研究、医療用ラジオアイソトープ等の生産のための照射試験が実施される予定である。一方で、利用者にとって魅力的な試験炉とするため、利用性の向上を検討してきた。その一環として、照射利用申込から照射試験完了までの期間(ターンアラウンドタイム)短縮について検討した。検討にあたっては、別途試作した照射キャプセルの製作プロセスを分析した。その結果、照射キャプセルの部品の共通化や電気ヒータ等の計装類については既製品を利用し、検査工程の見直し等により、これまで製作に6か月要していた照射キャプセルについては、その製作期間を約2か月短縮できることがわかった。
永田 寛; 山浦 高幸; 長尾 美春
UTNL-R-0483, p.10_3_1 - 10_3_9, 2013/03
JMTRの再稼働後の照射試験においては、これまでよりも精緻な温度制御や温度予測などが求められており、照射キャプセルを設計するうえでは、特に照射温度予測評価についての高度化が求められている。このことから、これまでの照射キャプセルの設計手法のうち照射温度の評価方法についてレビューを行うとともに、今後、利用性向上に向けて、さまざまな解析を行える新たな計算コードを適用するため、FINAS/STARコードなどの整備・検討を行った。また、照射キャプセルの部品の共通化の検討も行い、設計期間を短縮することが可能となった。
木村 伸明; 竹本 紀之; 永田 寛; 木村 明博; 那珂 通裕; 西方 香緒里; 谷本 政隆; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 宇根崎 博信*; et al.
KURRI Progress Report 2011, P. 219, 2012/10
原子炉の核的・熱的情報をリアルタイムで取得するための計測技術開発の一環として、京都大学研究用原子炉(KUR)に炉内監視システムを設置し、原子炉出力変更時及び定常運転時(1MWと5MW)におけるチェレンコフ光の計測・評価を行った。炉内監視システムは分光システムと画像システムから構成されており、分光システムを用いて、チェレンコフ光の波長の測定及び異なる透光率のNDフィルタ(Neutral Density Filter)によるチェレンコフ光の絶対放射照度と透光率との相関関係の評価を行った。その結果、透光率はNDフィルタのカタログ値と良い一致を示した。次に、画像システムを用いて、NDフィルタ及びカメラの絞りを変更してチェレンコフ光の観察を行い、得られた画像の解析を行った。その結果、解析データから得られた透光率は、分光システムで得た透光率特性と同様な結果が得られた。今後、測定方法及び画像解析方法について改善を行い、測定精度の向上及び炉内情報との関連性について検討を行っていく。
