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大戸 勤; 浅野 典一; 川俣 貴則; 箭内 智博; 西村 嵐; 荒木 大輔; 大塚 薫; 高部 湧吾; 大塚 紀彰; 小嶋 慶大; et al.
JAEA-Review 2020-018, 66 Pages, 2020/11
JAEA-Review-2020-018.pdf:8.87MB
令和元年9月9日の台風15号の強風により、JMTR(材料試験炉)にある二次冷却系統冷却塔の倒壊事象が発生した。その倒壊に至った原因調査及び原因分析を行い、4つの原因が重なって起こったことが特定された。これを受け、JMTR内にある二次冷却系統冷却塔と同時期に設置された木造の冷却塔であるUCL(Utility Cooling Loop)系統冷却塔の健全性調査を行った。健全性調査項目は、UCL系統冷却塔の運転状態の把握、UCL冷却系統の構造材料の劣化状態、点検項目及び点検状況、過去の気象データの確認である。この調査結果から、当該設備を安全に維持・管理するため、点検項目の改善、UCL系統冷却塔の構造材料である木材の交換・補修計画及び今後のUCL系統冷却塔の使用計画を策定するとともに、既存UCL系統冷却塔に代わる新規冷却塔の更新計画を策定した。本報告書はこれらの健全性調査の結果を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=5
11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。
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Al
O 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。
花川 裕規; 川俣 貴則; 小笠原 靖史; 大塚 薫; 大森 崇純; 井手 広史; 土谷 邦彦
UTNL-R-0499, p.11_1 - 11_7, 2019/03
JMTRは平成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を目指して、廃止措置計画認可申請書の作成をすすめている。設備の解体等の廃止措置に伴う作業については、廃止措置計画認可申請書が認可された後に開始する。廃止措置計画認可申請書が認可された後に設備の解体等を円滑に進められるように、最初に解体を行う予定である、二次冷却系統及びプールカナル冷却系統二次側の解体方法について予備的検討を行ったので、その内容について報告する。
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。
竹本 紀之; 菅谷 直人; 大塚 薫; 花川 裕規; 小沼 勇一; 細川 甚作; 堀 直彦; 神永 雅紀; 田村 一雄*; 堀田 浩司*; et al.
JAEA-Technology 2013-013, 44 Pages, 2013/06
JAEA-Technology-2013-013.pdf:4.42MB
日本原子力研究開発機構では、原子炉挙動の理解及び技能向上を図り、原子力発電所を導入しようとしているアジア諸国をはじめとした国内外の原子力人材育成に貢献するため、照射試験炉シミュレータを開発した。本シミュレータは、文部科学省からの最先端研究開発戦略的強化費補助金のうち、世界最先端研究用原子炉の高度利用による国際的研究開発拠点の整備事業の一環として整備したものであり、照射試験炉の一つであるJMTRをベースに設計し、照射試験炉における運転,照射試験,運転時の異常な過渡変化や事故を模擬することにより、これらに対応した原子炉及び照射設備の運転操作訓練を行えるようにした。本報告は、本シミュレータのシミュレーションモデル,ハードウェア仕様及び運転手順についてまとめたものである。
尾上 龍次; 川俣 貴則; 大塚 薫; 関根 勝則; 小池 須美男; 五来 滋; 西山 裕; 深作 秋富
JAEA-Review 2012-010, 116 Pages, 2012/03
JAEA-Review-2012-010-01.pdf:65.41MBJAEA-Review-2012-010-02.pdf:81.33MBJAEA-Review-2012-010-03.pdf:87.98MBJAEA-Review-2012-010-04.pdf:45.25MB
JMTRは、熱出力50MWの軽水減速冷却タンク型の原子炉で、世界で現在稼働中の試験炉・研究炉の中で有数の高い中性子束を発生することができ、昭和43年3月の臨界から平成18年8月まで、原子炉の燃料及び材料の耐久性,健全性の試験や基礎研究,RI(ラジオアイソトープ)の製造等に利用されてきた。原子力機構は、このJMTRを原子力の基盤技術を支える原子炉と位置づけ、平成19年度より4年間で原子炉機器の更新を実施し、平成23年度から再稼働するために、平成18年8月から平成19年3月まですべての原子炉機器について、これまでの運転実績,経年変化の程度について調査し、継続使用する機器と更新する機器を選定した。この中で、保守用の交換部品の調達ができなくなるものについては優先的に更新することとし、再稼働後の保守,施設定期自主検査等の保全活動において、経年変化等の状態が把握できるものについては、重要度に応じて優先順位をつけた。本報告は、JMTR原子炉施設の更新のうち、原子炉冷却系統施設の更新(本体施設)に関するものである。
尾上 龍次; 川俣 貴則; 大塚 薫; 小池 須美男; 西山 裕; 深作 秋富
JAEA-Review 2011-018, 17 Pages, 2011/06
JAEA-Review-2011-018.pdf:2.71MB
JMTRは、熱出力50MWの軽水減速冷却タンク型の原子炉で、世界で現在稼働中の試験炉・研究炉の中で有数の高い中性子束を発生することができ、昭和43年3月の臨界から平成18年8月まで、原子炉の燃料,材料の耐久性,健全性の試験や基礎研究,RI(ラジオアイソトープ)の製造等に利用されてきた。原子力機構は、このJMTRを原子力の基盤技術を支える原子炉と位置づけ、平成19年度より4年間で原子炉機器の更新を実施し、平成23年度から再稼働することとした。更新にあたっては、すべての原子炉機器について、これまでの運転実績,経年変化の程度について調査し、継続使用する機器と更新する機器を選定した。この中で、保守用の交換部品の調達ができなくなるものについては優先的に更新することとし、再稼働後の保守,施設定期自主検査等の保全活動において、経年変化等の状態が把握できるものについては、重要度に応じて優先順位をつけた。本報告は、JMTR原子炉機器の更新のうち、冷却設備の更新についてまとめたものである。
小池 須美男; 五来 滋; 尾上 龍次; 大塚 薫
JAEA-Review 2010-007, 36 Pages, 2010/07
JAEA-Review-2010-007.pdf:5.0MB
JMTR原子炉施設の改修工事に先立ち、「継続使用する設備・機器」の健全性調査の一環として、一次冷却系の主熱交換器の健全性調査を実施した。調査の結果、顕著な腐食,減肉,割れがないことが明らかとなり、主熱交換器の健全性が確認できた。今後、主熱交換器の長期使用にあたっては、定期的な観察と長期保全計画に基づいた保守管理を行う計画である。
海老沢 博幸; 花川 裕規; 浅野 典一; 楠 秀彦; 箭内 智博; 佐藤 信一; 宮内 優; 大戸 勤; 木村 正; 川俣 貴則; et al.
JAEA-Technology 2009-030, 165 Pages, 2009/07
JAEA-Technology-2009-030.pdf:69.18MB
2007年度から開始するJMTR原子炉施設の改修工事に先立ち、「継続使用する設備・機器」の健全性調査を実施した。調査範囲は、原子炉建家を筆頭に、排気筒,一次冷却系の塔槽類,カナルエキスパンドジョイント,UCL高架水槽,二次系冷却塔及び配管,非常用発電機等、多岐にわたった。その結果、一部補修を要する部分が確認され補修を行ったが、今後の長期保全計画に沿った保守管理を行うことで、十分な安全確保と長期使用に耐えうることが確認された。原子炉更新課は、以上の健全性調査の結果を踏まえて改修工事を進めている。
O system and the HI+HO+I system程塚 正敏; Yang, X.*; 奥田 泰之; 小貫 薫
Journal of Chemical and Engineering Data, 53(8), p.1683 - 1687, 2008/07
被引用回数：27 パーセンタイル：72.05(Thermodynamics)熱化学法ISプロセスの熱物質収支に大きく影響する重要な物性であるヨウ化水素酸の気液平衡データの拡充整備を目的として、これまで実測値のなかった0.110.58MPaの圧力範囲における等圧気液平衡データを測定した。常圧域では、ガラス製オスマー蒸留器を用い、共沸(57wt%)近傍組成のヨウ化水素酸にヨウ素を添加したポリヨウ化水素酸(I/HI=04:モル比)の沸点及び気液平衡組成データを取得するとともに、ヨウ素添加に伴う擬共沸組成のHI/HO比増大傾向を確認した。さらに、タンタル及びハステロイ製Gillespie蒸留器を用いて、常圧以上の高圧域における共沸(57wt%)近傍組成のヨウ化水素酸の沸点及び気液平衡組成データを取得するとともに、従来全圧測定結果から推測されていた圧力増加に伴う共沸組成のHI/HO比低下を定量的に明らかにした。
久保 真治; 伊地知 雅典*; 程塚 正敏; 吉田 光徳*; 笠原 清司; 井坂 和義; 田中 伸幸; 今井 良行; 小貫 薫
Proceedings of 2007 AIChE Annual Meeting (CD-ROM), 7 Pages, 2007/11
熱化学法ISプロセスの研究開発において、高熱効率を達成することは重要課題の一つである。この手段として原子力機構が提案した電気透析によるポリヨウ化水素酸濃縮法を適用したフローシートに関するプロセスシミュレーションを実施した。熱物質収支を計算したところ、電気透析器の性能向上,ブンゼン反応溶液の低不純物化,硫酸工程の所用熱量低減、及びプロセス内循環流量最適化を行った場合には、熱効率が40%(HHV)に達することを示した。
小貫 薫; 笠原 清司; 田中 伸幸; 奥田 泰之; 吉田 光徳; 程塚 正敏; 岩月 仁; 今井 良行; 野口 弘喜; 寺田 敦彦; et al.
no journal, ,
高温ガス炉の熱利用系である熱化学水素製造法ISプロセスにおいて、高い熱効率を達成するためには効率的なヨウ化水素処理方法の確立が重要であり、われわれは、ブンゼン反応工程から供給されるHIx溶液をあらかじめ電解電気透析によって濃縮した後に蒸留処理を行う方法を検討している。これまでに、電解電気透析による濃縮が可能であることを実験的に確認するとともに、フローシート解析により、40%台の熱効率達成に必要な課題が透析膜及び電極触媒の改良であることを明らかにした。
吉田 光徳; 奥田 泰之; 程塚 正敏; 久保 真治; 小貫 薫; 日野 竜太郎
no journal, ,
日本原子力研究開発機構(原子力機構)では高温ガス炉(HTGR)を用いた熱化学法ISプロセス水素製造の研究開発を進めている。本報告ではISプロセスのヨウ化水素(HI)濃縮工程へ電解濃縮を適用するための試験結果について報告する。
程塚 正敏; 奥田 泰之; 吉田 光徳; 久保 真治; 小貫 薫; 日野 竜太郎
no journal, ,
原子力機構では、高温ガス炉の核熱を利用して、地球温暖化の原因物質と考えられている二酸化炭素を排出することなく、水から水素を製造する熱化学法IS(Iodine-sulfur)プロセスの研究開発を実施している。現行の水素製造法に対する優位性を図るためには熱効率の向上が欠かせない。効率向上には、ヨウ化水素のみを留出する蒸留塔が必須である。この蒸留塔を設計する際に必要な気液平衡データの取得を開始し、共沸組成濃度までのデータが得られた。
程塚 正敏; Yang, X.*; 奥田 泰之; 久保 真治; 小貫 薫; 日野 竜太郎
no journal, ,
ISプロセスの熱収支向上に不可欠なポリヨウ化水素酸の気液平衡測定を大気圧下で行った。
奥田 泰之; 程塚 正敏; 久保 真治; 小貫 薫
no journal, ,
ISプロセスの熱効率向上には蒸留設計が重要であるが、その設計に不可欠なヨウ化水素酸の蒸気圧に関する知見が不足している。本発表では、この蒸気圧の測定方法について報告する。一般に蒸気圧データは、蒸留による分離プロセスの設計・運転を行う際に不可欠な、気液平衡データや共沸データを知るうえで、最も重要な基礎物性である。しかしながら、ISプロセスで用いるヨウ化水素酸については、その高い腐食性により、測定装置を設計することが困難であったため、ほとんどデータが取得されていない。循環法,流通法,静置法といった、既存の高圧測定方法では、装置形状が複雑になるため、腐食に耐えうる材料(おもに金属ではタンタル,テフロン,耐圧ガラス)では設計が困難なためである。そこで近年、同様に高い腐食性をもっている超臨界水などの蒸気圧データ測定に適用されている、シンセティック法に着目し、蒸気圧測定装置を製作した。
渡邊 淳*; 福本 正勝*; 大塚 裕介*; 上田 良夫*; 新井 貴; 朝倉 伸幸; 仲野 友英; 佐藤 正泰; 柳生 純一; 落合 謙太郎; et al.
no journal, ,
JT-60Uのダイバータ板上の炭素堆積層中に含まれるタングステン量を測定するために、今まではエネルギー分散型X線分光法(EDX)をおもに用いてきた。この方法では入射する電子ビームのエネルギーによって分析可能な深さが決まる。電子ビームエネルギーが20keVの場合、この深さは約10
mであることを実験及びモンテカルロ計算によって明らかにした。よって、内側ダイバータ板上など堆積層の厚さが数十m以上である場合には堆積層中のすべてのタングステンを検出することができず、タングステン量を過小評価する可能性がある。この場合には堆積層の破断面を分析するか、放射化分析法など他の分析法を用いる必要がある。
