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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。
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。
浅野 典一; 西村 嵐; 高部 湧吾; 荒木 大輔; 箭内 智博; 海老沢 博幸; 小笠原 靖史; 大戸 勤; 大塚 薫; 大塚 紀彰; et al.
JAEA-Technology 2021-045, 137 Pages, 2022/06
JAEA-Technology-2021-045.pdf:2.97MB
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。これを受け、材料試験炉部内にUCL系統冷却塔更新検討ワーキンググループを設置し、JMTR内にある二次冷却系統冷却塔と同種の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うとともに、UCL系統冷却塔の構造材料である木材の交換・補修計画及び工事の実施、使用計画、既設UCL系統冷却塔に代わる冷却設備の更新の検討を進めた。その検討の結果、既設UCL系統冷却塔については、木材の腐朽による倒壊のリスクを低減するため、廃止措置後も性能維持施設として管理する空気系統を構成する冷却設備として、新規設置することとした。新規設置に伴い、新たな冷却設備を設計する上での方針と廃止措置計画の認可に必要な設計及びその評価を行い、廃止措置計画認可申請書に反映した。本報告書は、これらの新規空気系統用冷却設備の方針及び設計の評価結果をまとめたものである。
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。
大森 崇純; 大塚 薫; 遠藤 泰一; 武内 伴照; 井手 広史
JAEA-Review 2021-015, 57 Pages, 2021/11
JAEA-Review-2021-015.pdf:6.3MB
JMTR原子炉施設は、日本原子力研究開発機構が2017年4月1日に策定した施設中長期計画において、廃止施設に選別され、2019年9月18日に廃止措置計画認可申請を行い、2回の補正を経て、2021年3月17日に認可を取得した。現在、廃止措置を行うための準備を進めている。JMTR原子炉施設は、1968年3月の初臨界から50年以上経過し高経年化が進んでいるが、原子炉一次冷却系統などについては建設当時から更新されておらず、腐食等によって減肉している可能性があると考えた。そのため、JMTR原子炉施設のうち、冷却水等を取扱う設備を対象とし、配管の健全性調査をおこなった。本調査においては、原子炉一次冷却系統の主循環系統、プールカナル循環系統、CFプール循環系統等に対して、超音波厚さ測定法(UTM: Ultrasonic Thickness Measurement)を用いて配管の肉厚測定を実施した。その結果、これら系統を構成する配管等について、「試験研究用原子炉施設に関する構造等の技術基準平成15年5月30日(15科原安第13号)第3種管40条(管の形状)」に定める計算式から算出した最小肉厚値を満足していることを確認した。今後は、基礎的なデータとして本結果を活用することで、廃止措置期間中においても冷却水循環及び送水設備の配管等に健全性を損なう減肉がないことを定期的に確認していく。
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=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。
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。
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：28 パーセンタイル：69.34(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。
