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小林 大輔; 山本 昌彦; 西田 直樹; 三好 竜太; 根本 良*; 林 宏幸*; 加藤 圭将; 西野 紗樹; 久野 剛彦; 北尾 貴彦; et al.
日本保全学会第18回学術講演会要旨集, p.237 - 240, 2022/07
東海再処理施設のグローブボックスに取付けられているグローブは、一律に使用期限を定めて定期的に交換している。ゴム製品であるグローブは、使用環境(使用頻度,化学薬品,放射線等)により、劣化度合いが異なることが外観上からも推察される。本件では、様々な使用環境下で定期交換したグローブの物性値(引張強さ,伸び率,硬さ)を測定し、新品グローブの物性値との比較により、劣化の程度並びに使用可能年数を推定した。その結果、外観に異常の無いグローブは、新品グローブの受入基準値以上の物性値であることが分かった。また、外挿した物性値からはこれまで報告されたグローブ損傷時の物性値よりも十分に大きいことから、外観に異常が無く定期的に交換するグローブの物性に劣化は見られず、グローブの使用可能年数は8年と推測された。
西野 紗樹; 坪井 雅俊; 岡田 純平; 三枝 祐; 大森 一樹; 安尾 清志; 瀬下 和芳; 堂村 和幸; 山本 昌彦
日本保全学会第17回学術講演会要旨集, p.541 - 548, 2021/07
廃止措置を進めている東海再処理施設では、安全上リスクが高い高放射性廃液を取扱う高放射性廃液貯蔵場(HAW)及びガラス固化技術開発施設(TVF)の地震・津波等に対する安全対策を最優先で進めている。本発表では、複数の安全対策のうち、津波防護対策について、東海再処理施設に津波が襲来した際に漂流物化する可能性のある建物・設備等を調査後、津波の流況及び漂流物の軌跡解析結果から、両施設への漂流物の到達の有無を評価した。
西田 智*; 西野 創一郎*; 関根 雅彦*; 岡 勇希*; Harjo S.; 川崎 卓郎; 鈴木 裕士; 森井 幸生*; 石井 慶信*
Materials Transactions, 62(5), p.667 - 674, 2021/05
被引用回数：2 パーセンタイル：29.57(Materials Science, Multidisciplinary)In this study, we used neutron diffraction to analyze in a non-destructive method the distribution of internal residual stress in a free-cutting steel bar processed by cold drawing and straightening. The residual stresses were successfully measured with excellent stress balance. The residual stresses generated by the cold-drawing process were reduced by subsequent straightening, and the distribution of residual stresses by finite element method (FEM) simulation was consistent with the measured values by neutron diffraction. As a result of the FEM analysis, it is assumed that the rod was subjected to strong tensile strains in the axial direction during the drawing process, and the residual stresses were generated when the rod was unloaded. Those residual stresses were presumably reduced by the redistribution of residual stresses in the subsequent straightening process.
川崎 将亜; 中嶌 純也; 吉田 圭佑; 加藤 小織; 西野 翔; 野崎 天生; 中川 雅博; 角田 潤一; 菅谷 雄基; 長谷川 里絵; et al.
JAEA-Data/Code 2017-004, 57 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2017-004.pdf:2.34MB
原子力施設の事故発生時においては、事故による影響及びその範囲を迅速に把握するために、放出された放射性物質による一般公衆への影響や事故による作業者の個人被ばく線量を早期に評価し報告することが求められる。そのため、原子力科学研究所放射線管理部においては、事故発生時の迅速な対応に資するために、一般公衆及び作業者の被ばく線量評価について、評価方法及び必要となる各種パラメータ等を想定される事故事例ごとにまとめ、事例集を整備した。本事例集では、原子力科学研究所で想定される各種事故に加え、過去の原子力事故で放出された放射性物質による被ばく評価について扱っており、これらは緊急時における被ばく評価についての知見・技術の継承にも用いることができる。
川崎 一男; 石山 道; 西野 将平; 青木 勝*
ボイラ研究, (391), p.8 - 14, 2015/06
重油のように硫黄を含む燃料を使用するボイラーは、燃焼過程で硫黄分を含んだ燃焼灰が堆積し、堆積物に水分等が含まれるとその水分が腐食性の水溶液となり、水管に腐食(硫酸腐食)が発生しやすい。腐食が発生した水管の一般的な処置としては、施栓処置または部分抜管(交換)等が実施されているが、今回開発した技術は、根本的な原因である堆積物の除去に主眼を置き、腐食発生の抑制を図り、ボイラーの健全性を確保するものである。
尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200804_1 - 4200804_4, 2015/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Engineering, Electrical & Electronic)JAEA is planning performance test of 50 m Toroidal Field (TF) conductor of ITER using Central Solenoid Model Coil (CSMC) test facility at Naka-site in Japan. In order to test the conductor, "TF Insert Coil" (TFIC) is under fabrication in cooperate with Hitachi, Ltd. TFIC is a solenoid coil wound in 1.44 m diameter. It is going to be installed into the bore of CSMC, whose maximum magnetic field is 13 T. The maximum driven current of TFIC is 68 kA. In order to prepare for fabrication of TFIC, several trials of components including windings, removal of Cr plating of the strands, welding and compaction of terminal sleeve were carried out for process qualification. The results of trials showed that the winding dimater satisfied its criterion, the Cr plating was clearly removed using non-woven cloth soaked into HCl solution, the mechanical strengths at 4 K of welds at the terminal were enough. Eventually, the fabrication process qualification of TFIC was completed.
渡辺 均; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 後藤 一郎*; 木部 智*; et al.
JAEA-Review 2014-040, 115 Pages, 2015/01
JAEA-Review-2014-040.pdf:4.26MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」,「核燃料物質使用施設保安規定」,「放射線障害予防規程」,「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」,「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき,平成25年4月1日から平成26年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
住谷 秀一; 渡辺 均; 宮河 直人; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; et al.
JAEA-Review 2013-041, 115 Pages, 2014/01
JAEA-Review-2013-041.pdf:19.01MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成24年4月1日から平成25年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
島田 賢也*; 東口 光晴*; 有田 将司*; 生天目 博文*; 谷口 雅樹*; 藤森 伸一; 斎藤 祐児; 藤森 淳; 高田 恭孝*; Shin, S.*; et al.
Journal of Magnetism and Magnetic Materials, 310(2, Part1), p.e57 - e58, 2007/03
近藤半導体CeRhAs及び半金属CeRhSbの電子状態を、40-5948eVの放射光を利用した光電子分光により調べた。光励起断面積のエネルギー依存性に基づき、これらの物質のp-d-f状態を明らかにした。
玉井 広史; 松川 誠; 栗田 源一; 林 伸彦; 浦田 一宏*; 三浦 友史; 木津 要; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 工藤 祐介; et al.
Plasma Science and Technology, 6(1), p.2141 - 2150, 2004/02
被引用回数：2 パーセンタイル：6.59(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60定常高ベータ化計画(JT-60改修計画)の最重要課題は高ベータ,臨界クラスのパラメータを持つ高性能プラズマの100秒程度以上の維持を実証することである。このため、高ベータプラズマを達成するためのプラズマパラメータや運転シナリオ,制御手法の検討を行うとともに、超伝導磁場コイルの要素技術の開発を始め、放射線遮蔽や真空容器等の設計検討及び試験開発を行い、その成立性を確認した。本発表は、以上の物理・工学設計と試験開発の進捗状況を詳述する。
石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Chujo, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
原型炉の経済性と環境適合性のさらなる向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉と同様に強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御を持ち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。JT-60の既存設備を最大限活用し、新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現を目指し、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という重要課題に取り組むことができるよう設計を行った。
石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Cho, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
被引用回数：33 パーセンタイル：70.05(Physics, Fluids & Plasmas)原型炉の実現に向けて経済性と環境適合性の向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉で想定されているように、強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御をもち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。既存のJT-60設備を最大限に生かし、原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現に向けて、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という克服すべき課題に取り組むための設計を行った。
関口 信忠; 西野 治*; 若山 直昭*; 岩崎 敏夫*; 荒木 等*; 宮沢 竜雄*
日本原子力学会誌, 22(9), p.604 - 615, 1980/00
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)除去技術の開発西野 将平; 石山 道; 川崎 一男
no journal, ,
再処理施設の液移送等で使用する蒸気を製造している水管ボイラ内の堆積物の除去技術を開発し、水管の硫酸腐食防止を図ることを目的とする。水管ボイラは、燃焼過程中においてA重油に由来する硫黄及び材料に由来する酸化鉄等を含む燃焼灰が沈降し、対流蒸発管群下部に堆積する。この堆積物が何らかの原因で吸水した場合は、高濃度の硫酸イオンを含有する強酸性となる。平成23年12月には、この堆積物が誘発要因として、ボイラ水管の腐食孔による漏えいが発生した。堆積物は非常に強固で、高圧洗浄等では容易に除去することが難しく、また対流蒸発管群は約30mm間隔で千数百本に及ぶため、この堆積物を容易に除去する技術の開発に向け、技術調査及び浸漬試験等による材料への影響評価等を実施する。
西野 翔; 谷村 嘉彦; 江幡 芳昭*; 吉澤 道夫; 吉富 寛; 川崎 克也
no journal, ,
一般的に、中性子線量計のレスポンスはエネルギー依存性が大きく、線量計を校正する際は、実際の作業現場に似たエネルギースペクトルをもつ中性子校正場を利用することが望ましい。原子力機構・放射線標準施設では、コンクリートを減速材に用いた減速中性子校正場を整備していたが、東日本大震災による被害を受け、現在使用を取りやめている。そこで、放射線標準施設では、熱中性子校正場に用いられている黒鉛パイル及び
Am-Be中性子線源を用いた、新しい減速中性子校正場の構築を進めている。本講演では、新校正場の基本設計、及び中性子スペクトルや線量率など校正場特性の数値計算結果を報告する。
尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.
no journal, ,
国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル・フィールド(TF)コイル用超伝導導体の性能を評価するため、原子力機構はTFインサート・コイル(TFIC)という直径1.44mで8.875ターンの巻線部を有するTF導体を用いたソレノイドコイルをメーカーとの協力により製作した。TFICは、原子力機構の所有する中心ソレノイドモデルコイル施設の中心ボアに据付され、最大13Tまでの外部磁場環境下で性能試験が行われる。TFICの製作にあたっては、TF導体及びTFICの構造を考慮した製作技術を確立する必要があった。原子力機構では、その製作過程で適用する製作技術について試作を実施し、超伝導素線へのダメージが無く、構造的強度が十分で、かつ、製作プロセスが適切に完了可能であるかという観点から、解体試験及び極低温度を含む温度領域での機械試験を実施した。上記試験の結果から、各製作プロセスである導体巻線・Crめっき除去・電気継手部の溶接・熱処理・導体絶縁のための樹脂含浸工程を確立し、TFインサート・コイルの製作を問題なく完了することができた。本発表では、上記試作結果とTFICの製作プロセスについて報告する。
名原 啓博; 諏訪 友音; 尾関 秀将; 櫻井 武尊; 梶谷 秀樹; 井口 将秀; 辺見 努; 下野 貢; 海老澤 昇; 佐藤 稔; et al.
no journal, ,
ITER中心ソレノイド(CS)用の導体を用いて、長さ約80mのソレノイド状のサンプル(ITER CSインサート導体)を製作し、那珂核融合研究所にあるCSモデル・コイルによってその導体性能を評価した。CSはITERにおいてパルス運転を行うことから、本試験では16000回の繰返し通電と3回の昇温・再冷却を行い、適宜、性能評価試験を実施した。その結果、分流開始温度は設計値(13T, 40kAにおいて5.2K)に対して1.5K以上の大きな裕度があることを明らかにした。また、2014年にスイスにあるSULTAN試験装置を用いて実施した、長さ約3mの直状サンプルの評価結果と比較し、両者が論理的に整合した結果であることを示した。
礒野 高明; 河野 勝己; 尾関 秀将; 齊藤 徹; 名原 啓博; 諏訪 友音; 下野 貢; 海老澤 昇; 佐藤 稔; 宇野 康弘; et al.
no journal, ,
原子力機構ではITER中心ソレノイド(CS)用導体の調達を進めており、今回、その超伝導性能をCSモデル・コイル試験装置を用いて評価した。試験において、16000回の繰り返し通電、3回の室温までの熱履歴を行い、分流開始温度(Tcs)の変化を測定した。また、試験コイルがフープ力により歪むことのTcsへの影響及びクエンチ試験を実施した。本稿では、これらの試験方法について報告する。
岡田 純平; 西野 紗樹; 照沼 龍輝; 高橋 直樹; 磯前 日出海
no journal, ,
再処理施設の廃止措置を安全かつ効率的に進めるためには、一部の粉末系グローブボックス(以下、「GB」という)内に滞留するMOX粉末の回収が必要であるが、従来技術ではその過程において大量の二次廃棄物が発生するという課題があった。そこで、本研究では前述した課題解決のため、レーザーによる粉末回収技術に着目した。現在、レーザー除染は原子力発電所において、高いレーザーパワー密度で照射が行われているが、激しい火花が発生するためGB内での適用は難しい。そこで、GB内でレーザー除染を適用できる条件を検討した。粉末系GB内MOX粉末調査結果を踏まえて、保守的な模擬試験体を作製し、レーザー照射試験を実施した。その結果、レーザーパワー密度を低下させても、付着物の除去が可能であり、火花の発生を低減できたことから、GB内へレーザー除染を適用できる見通しが得られた。
西野 紗樹; 根本 良*; 林 宏幸*; 小林 大輔; 磯前 日出海; 佐久間 修平; 滝本 美咲; 奥山 駿; 海野 基義; 北尾 貴彦
no journal, ,
東海再処理施設のプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)は、使用済燃料を再処理し精製した硝酸プルトニウム溶液からMOX粉末を製造する施設であり、プルトニウムをグローブボックス越しに至近距離で取扱うため、厳しい放射線管理が要求される作業環境である。ICRPの声明を受け、令和3年4月に眼の水晶体の等価線量限度が引き下げられたことから、より厳格な被ばく管理の実施を目的として、PCDFの作業員の水晶体付近での被ばく線量測定及び被ばく低減対策の検討を実施した。現在PCDFを含む東海再処理施設は、廃止措置に移行しており、主な外部被ばくの要因である、PCDF工程内で発生した廃棄物のグローブボックス内での取扱作業を想定して、作業性及び遮へい能力を総合的に評価した結果、放射線防護メガネを防護具として選定し、令和3年度から作業内容に応じた着用を開始している。
