Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
椎名 秀徳; 小野 勝人; 西 雅裕; 宇野 希生; 金沢 浩之; 大井 龍一; 二瓶 康夫
デコミッショニング技報, (61), p.29 - 38, 2020/03
日本原子力研究開発機構(以下、機構という。)原子力科学研究部門原子力科学研究所のホットラボは、日本初の照射後試験施設として、1961年に建設された。施設は、コンクリートケーブ10基、鉛セル38基を備え、機構内外における核燃料物質及び原子炉材料の照射挙動の研究・開発に貢献してきたが、2003年4月から廃止措置を開始した。2010年からはウランマグノックス用鉛セル12基の解体・撤去作業を実施中である。「解体撤去工事は、セル周辺機器の解体撤去、セル内汚染レベル調査に続き、背面扉引抜き、グリーンハウス及び揚重架台の設置、天井・側面板の解体撤去、セル前面部遮蔽体である鉛ブロックの解体の順で実施した。」セル内面の放射性汚染部の剥離には、ストリッパブルペイント等を用いた固着汚染除去方法を用いた。今後も、安全を確保しつつ解体工事の効率化や廃棄物の減容化に向けた取り組みを確実に進める。
椎名 秀徳; 小野 勝人; 西 雅裕; 二瓶 康夫
Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 7 Pages, 2017/00
原子力科学研究所のホットラボは1961年以降、燃料および構造材料の照射後試験のための日本初の施設である。ホットラボは、地上2階地下1階でできており、コンクリートセル10基と鉛セル38基が設置されている。ホットラボでは、2003年に照射後試験が完了した後、研究施設の合理化を促進するために、廃炉計画が実施された。プログラムの第一段階として、PIE装置と照射試料の除染および撤去を行った。鉛セルの解体は、2005年に開始された。現在、26基の鉛セルを解体が完了している。本発表では、鉛セルの解体作業の技術内容を報告する。
上原 寛之; 小椋 数馬; 宇佐美 浩二; 二瓶 康夫; 仲田 祐仁
Proceedings of 52nd Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling Working Group (HOTLAB 2015) (Internet), 5 Pages, 2015/09
RIA時のガス放出挙動を評価するため、GCのソフト及びハード両面からの改良を行った。ハードにおける改良として、PDDを用いることでTCDに対して50倍の感度での検出が可能となった。ソフトにおける改良では、オーバーラップしたKrとN
のピークに対してETG関数を用いた解析により測定条件の変更を供わずに、Krの評価が可能となった。
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。
白数 訓子; 蔵本 賢一; 中野 佳洋; 山下 利之; 木村 康彦; 二瓶 康夫; 小川 徹
Journal of Nuclear Materials, 376(1), p.88 - 97, 2008/05
被引用回数：13 パーセンタイル：63.18(Materials Science, Multidisciplinary)Pu利用法の一つのオプションとして、現行の軽水炉中でPuをほぼ完全に燃焼させ使用済燃料を安定な廃棄物として直接処分できる岩石型燃料とその軽水炉燃焼技術の開発を進めている。この岩石型燃料の照射挙動を評価するために、照射試験を行った。試験には、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)単相燃料,YSZ粒子をスピネルもしくはコランダム中に分散させた粒子分散型燃料,YSZ-スピネル,YSZ-コランダム,YSZ-スピネル-コランダムの均質型燃料を供した。スピネルを含む燃料は化学的に不安定であり、MgOの蒸発,燃料組織の再編成が起きることが明らかになった。燃料のスエリング挙動は燃料を粒子分散型とすることにより改善されることが確認されたが、ガス放出率は均質型燃料よりも高くなった。YSZ単相燃料のガス放出挙動と温度や燃焼度との関係は、UO燃料と類似することが明らかになった。照射試験を行った岩石型燃料のうち、YSZ単相燃料がもっとも優れた照射挙動を示した。
白数 訓子; 蔵本 賢一*; 山下 利之; 市瀬 健一; 小野 勝人; 二瓶 康夫
Journal of Nuclear Materials, 352(1-3), p.365 - 371, 2006/06
被引用回数：4 パーセンタイル：29.92(Materials Science, Multidisciplinary)岩石型燃料の照射挙動の評価を行うため、Puの代わりに20%濃縮ウランを用いて照射試験を行った。試験に供した燃料は、UO固溶安定化ジルコニア(U-YSZ)単相燃料,U-YSZの粉砕片とスピネルまたはコランダムを混合した粒子分散型燃料の計3種である。U-YSZ粒子は、仮焼したU-YSZペレットを粉砕,分級することにより調製した。照射は、日本原子力研究開発機構JRR-3において13サイクル,約300日間行った。X線透過撮影の結果、燃料ペレットには亀裂が見られたものの、燃料ピンの外観変化はほとんど観測されなかった。
線スキャニングの結果、不揮発性核種はペレット内に存在していることが確認された。一方、燃料内におけるCsの移行が多少観察された。またプレナム部において、
Csと
Csの分布の違いが見られた。燃料ペレットの取り出しを行ったところ、すべての燃料でボンディングが見られなかった。前回よりも低い照射温度にて行われた今回の照射試験では、スピネルの分解及び組織の再編成は見られなかった。
原田 克也; 仲田 祐仁; 原田 晃男; 二瓶 康夫; 安田 良; 西野 泰治
JAERI-Tech 2004-034, 13 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-034.pdf:0.69MB
燃料ペレットの微小領域における融点測定を目指し、既存のペレット融点測定装置を使用して少量の燃料ペレットで測定を可能とするために、燃料ペレットを封入するタングステンカプセルの改良及び試料の少量化に起因する不明瞭なサーマルアレストから融点を決定する方法の確立を行った。その結果、サーマルアレスト法による微小試料の融点測定が可能となり、照射済燃料ペレットの微小領域での融点測定に有効であることを確認した。本報は、ペレット融点測定装置を用いた微小試料の融点測定技術開発の概要を報告するとともに、タンタル[Ta],モリブデン[Mo],酸化ハフニウム[HfO]及び未照射UOペレットを用いて実施した測定結果をまとめたものである。
荒井 康夫; 岩井 孝; 中島 邦久; 長島 久雄; 二瓶 康夫; 勝山 幸三*; 井上 賢紀*
Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1686 - 1693, 2003/00
高速実験炉「常陽」で約4.3at.%(約40GWd/t)まで照射したウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ピンの照射挙動を報告する。ピーク線出力は71kW/m、オーステナイトステンレス鋼被覆管最高温度は約905Kであると評価された。高い線出力照射であるにもかかわらず組織再編は穏やかであった一方で、MOX燃料と比較すると高いスエリング速度と小さなFPガス放出率を示した。照射試験に用いた混合炭化物燃料は超化学量論組成を有していたが、ステンレス鋼被覆管との間の化学的相互作用の兆候はみとめられなかった。また、ほぼ同じ照射条件で照射したウラン・プルトニウム混合窒化物燃料との照射挙動の比較を行った。
14 PWR type fuel rod prior to pulse irradiation in NSRR柳澤 和章; 笹島 栄夫; 片西 昌司; 藤城 俊夫; 三瓶 真一; 二瓶 康夫; 三村 英明; 大枝 悦郎; 山原 武; 森本 研次*
JAERI-M 91-218, 199 Pages, 1992/01
美浜2号機にて使用した1414PWR型燃料棒に対し、原研ホット試験室にてパルス前の照射後試験を実施した。これは商用炉供用期間末期の燃料性能に関するデータを手得する目的で実施されたものである。得られた非破壊及び破壊試験データをとりまとめ、本報告書に収録した。反応度事故(RIA)に係る安全性研究の観点から、当該燃料棒は本試験後に短尺化され、原研原子炉安全性研究炉(NSRR)にてパルス照射に供試された。収録したデータは、予備照射した燃料棒のRIA破損に関するメカニズム究明にとって将来とも重要なものになると思われる。
神永 敬久; 二瓶 康夫; 木村 康彦; 菊池 博之; 高橋 五志生; 松浦 孝信; 鈴木 和博; 北村 敏勝; 佐藤 泰雄; 畑中 一男*
no journal, ,
原子力船「むつ」使用済燃料集合体(1111型、バーナブルポイズン棒9本含む。濃縮度3.24%, 4.44%の2種類)は通常の軽水炉燃料集合体と構造,寸法,濃縮度が異なりそのままでは再処理施設での受入・再処理ができないため、(1)バーナブルポイズン棒及び側板がないこと,(2)形状がPWR型と同等であること,(3)燃料集合体1体あたりの濃縮度が4.0%未満であることの受入条件に見合うよう、燃料試験施設において再組立用スケルトン(PWR1515型相当)に燃料棒(
10.581123mm)を軸方向に3段重ねて挿入した。また、シンブル管内にも燃料棒を挿入して効率化を図り、使用済燃料集合体全34体(全燃料棒3,808本)を挿入し、再組立集合体6体を完成させた。再組立集合体は外観検査,寸法・重量測定等を実施し、異常のないことを確認後、燃料貯蔵プールで保管・管理している。今後、核燃料サイクル工学研究所再処理技術開発センター再処理施設へ輸送し、再処理する計画である。
