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甲斐 哲也; 内田 敏嗣; 木下 秀孝; 関 正和; 大井 元貴; 涌井 隆; 羽賀 勝洋; 春日井 好己; 高田 弘
Journal of Physics; Conference Series, 1021(1), p.012042_1 - 012042_4, 2018/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.11(Nuclear Science & Technology)At J-PARC an Off-gas processing system has been utilized to a purging process before the target vessel replacement and an air-flow control procedure to minimize radioactivity release during the replacement. In 2011 the first replacement was carried out after a 500 MWh operation, and the tritium release was measured. It was suggested that the tritium release must be less than that measured at the replacement in 2011 even at the nominal operation of 5,000 MWh. Some procedures of an air-flow control and a rubber plug insertion have been introduced from the replacements in 2013, resulting that the amount of tritium release could be reduced to less than that released in 2011 at the nominal operation.
関 真和; 前川 知之; 井澤 一彦; 曽野 浩樹
JAEA-Technology 2017-038, 52 Pages, 2018/03
JAEA-Technology-2017-038.pdf:4.6MB
日本原子力研究開発機構では、溶液燃料を用いるSTACY(定常臨界実験装置)施設を「棒状燃料と軽水減速材を用いる熱中性子炉用臨界実験装置(STACY更新炉)」に更新する計画を進めている。これまでのSTACYは、炉心タンクへ供給する溶液燃料の体積を調整する液位制御方式を採用していたが、STACY更新炉は、炉心タンクへ減速材の給水量を調整する水位制御方式を採用する。この水位制御について、これまでに行った基本設計の妥当性を検証するため、実機とほぼ同一構造の設備・機器を用いた給排水系モックアップ試験装置を製作した。モックアップ試験では、最大給水流量の制限、給水流量の調整、給水停止等の性能確認を行った。本書では、STACY更新炉給排水系のモックアップ試験の結果について報告する。
関 真和; 井澤 一彦; 曽野 浩樹
JAEA-Technology 2014-047, 22 Pages, 2015/03
JAEA-Technology-2014-047.pdf:2.33MB
原子力機構では、溶液燃料を用いるSTACY(定常臨界実験装置)施設を「棒状燃料と軽水減速材を用いる熱中性子炉用臨界実験装置」に更新する計画を進めている。STACY更新炉の反応度制御は、現行STACYと同様に、炉心タンクへの給水量を調整する水位制御方式を採用する。この軽水(脱塩水)の水位制御における水面検知に関し、現行STACY(ウラン硝酸水溶液)で使用している電気伝導率変化検知式が使用できないため、浮力による水面検知式のフロートスイッチを採用する。STACY更新炉の安全運転のためには、その水面検知位置は、全水温範囲においても正確かつ確実に作動する必要がある。本書では、STACY更新炉の軽水使用温度範囲(常温
70
C)におけるフロートスイッチ水面検知精度検証試験について報告する。
甲斐 哲也; 春日井 好己; 大井 元貴; 粉川 広行; 羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 関 正和; 原田 正英
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.380 - 383, 2014/04
J-PARC物質・生命科学実験施設の核破砕中性子源では、水銀ターゲットに1MWの大強度陽子ビームを照射し、中性子を生成する。陽子ビーム照射による水銀の核破砕反応により、中性子のみならずさまざまな放射性核種が生成される。著者らは粒子輸送計算コードNMTC/JAM, MCNP/4C及び各種の崩壊生成計算コードDCHAIN-SP 2001による評価を行い、放射性核種の取扱いシナリオを構築した。本発表では、その具体例として、水銀循環設備や気体廃棄物処理設備の設計において、評価結果がどのように活用されたか報告する。また、主としてキセノンやトリチウムの挙動について、施設の運転経験から得た知見を紹介する。報告内容は、核破砕生成物の取扱いに関する知見、液体金属をターゲットとする大強度加速器中性子源や核変換システムなどに役立つことが期待される。
20年度石仙 順也; 住谷 正人; 関 真和; 小林 冬実; 石井 淳一; 梅田 幹
JAEA-Technology 2012-041, 32 Pages, 2013/02
JAEA-Technology-2012-041.pdf:1.6MB
定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)の燃料調製施設においては、臨界実験で使用する硝酸ウラニル溶液を準備するため、実験目的に応じてウラン濃度,硝酸濃度,可溶性中性子毒物濃度等の調整を行っている。平成16年度から平成20年度にかけては、STACY及びTRACYで使用する燃料の調整のため、硝酸ウラニル溶液のU濃縮缶による濃縮及び脱硝を行った。並行して、平成17年度及び平成18年度には、核分裂生成物等の中性子吸収効果を定量するためのSTACY実験のために、可溶性中性子毒物を添加した溶液燃料の調整を行った。この実験が終了した後、平成18年度及び平成19年度にかけて可溶性中性子毒物添加燃料の一部について、ミキサセトラを用いた溶媒抽出法により、中性子毒物の除去を行った。本報告書は、これらの平成16年度から平成20年度に実施した燃料調製施設の運転データについてまとめたものである。
勅使河原 誠; 木下 秀孝; 涌井 隆; 明午 伸一郎; 関 正和; 原田 正英; 伊藤 学; 鈴木 徹; 池崎 清美; 前川 藤夫; et al.
JAEA-Technology 2012-024, 303 Pages, 2012/07
JAEA-Technology-2012-024.pdf:46.04MB
J-PARC構成施設のひとつ核破砕中性子源である物質・生命科学実験施設(MLF)では、中性子を発生するため3GeVまで加速された陽子ビームが、水銀ターゲットに入射する。高エネルギーの陽子や中性子に晒された機器(ターゲット容器,モデレータ,反射体及び陽子ビーム窓)は、照射損傷を受けるため、定期的な交換保守を必要とする。使用済み機器は高度に放射化され、遠隔による交換保守が必要となる。使用済みの機器の交換保守が行える保守シナリオを構築し、必要な設備をホットセル内及びMLF内に導入した。保守シナリオの整合性を確認するため実機を用いて予備試験を行った。本報告書では、使用済み機器(モデレータ・反射体,陽子ビーム窓を対象)について、予備試験を通して得られた知見をもとに、使用済み機器の取り扱いに反映することを目的とし、交換保守に関する問題点と解決策等を報告する。
木下 秀孝; 涌井 隆; 松井 寛樹; 前川 藤夫; 春日井 好己; 羽賀 勝洋; 勅使河原 誠; 明午 伸一郎; 関 正和; 坂元 眞一; et al.
JAEA-Technology 2011-040, 154 Pages, 2012/03
JAEA-Technology-2011-040.pdf:8.08MB
物質・生命科学実験施設(MLF)で発生する放射化機器については、高度に放射化しているものが多く、簡易な保管設備では保管できない。これまで、MLFの放射化物を対象として、原子力科学研究所内施設を利用した保管についての検討を行ってきたが、具体的な実施計画等の立案には至っていない。本報告では、MLFで発生する機器の概要や保管計画検討の経緯,現状での放射化機器発生予定,保管予定施設の状況についてまとめた。放射化機器の発生予定と保管予定施設(ホットラボ)の計画を照らし合わせた結果、双方の計画には隔たりがあることがわかった。また、ホットラボにおいて、現在の建物の状態や保管設備として利用するために必要な改修に関してコスト評価を行った結果、ホットラボを利用することに新規施設の建設と比較して優位性を見いだせないと結論できた。このため、新規施設建設に向けた検討を早急に行うこととした。
酒井 健二; 坂元 眞一; 木下 秀孝; 関 正和; 羽賀 勝洋; 粉川 広行; 涌井 隆; 直江 崇; 春日井 好己; 達本 衡輝; et al.
JAEA-Technology 2011-039, 121 Pages, 2012/03
JAEA-Technology-2011-039.pdf:10.87MB
本報告では、東日本大震災の発生時におけるJ-PARC物質・生命科学実験施設(MLF)の中性子源ステーションの挙動,被害,復旧状況を調査し、本ステーションの緊急事態に対する安全設計について検証する。大震災発生時、MLFでは、幾つかの機器で大きな揺れを検知した後、外部電源が喪失し、全循環システムが自動停止した。水素は設計通り屋外に放出され、機器異常による水銀,水素,放射性ガスの漏えいも生じなかった。一方、激しい揺れは、遮蔽体ブロックのずれ、建屋周辺の地盤沈下による外部供給配管の破断を引き起こした。この配管破断による圧縮空気の圧力低下は、水銀ターゲット台車固定装置などに影響を及ぼしたが、主要機器の大きな破損までは至らなかった。これらの結果は、本ステーションの緊急事態に対する安全設計の妥当性を実証できたとともに、幾つかの改善点も見いだされた。
酒井 健二; 二川 正敏; 高田 弘; 坂元 眞一; 前川 藤夫; 木下 秀孝; 関 正和; 羽賀 勝洋; 粉川 広行; 涌井 隆; et al.
Proceedings of 20th Meeting of the International Collaboration on Advanced Neutron Sources (ICANS-20) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/03
本報告では、東日本大震災の発生時におけるJ-PARC物質・生命科学実験施設(MLF)の中性子源ステーションの挙動、被害状況を調査する。大震災発生時、MLFでは幾つかの機器で大きな揺れを検知した後、外部電源が喪失し、全循環システムが自動停止した。水素は設計通り屋外に放出され、機器異常による水銀, 水素, 放射性ガスの漏えいも生じなかった。一方、激しい揺れは遮蔽体ブロックのずれ、建屋周辺の地盤沈下による外部供給配管の破断を引き起こした。この配管破断による圧縮空気の喪失は、圧空シリンダーを用いた固定装置や空気操作弁などに影響を及ぼしたが、主要機器の大きな破損までは至らなかった。これらの結果は、本ステーションの緊急事態に対する安全設計の妥当性を実証した。
神谷 富裕; 高野 勝昌; 石井 保行; 佐藤 隆博; 及川 将一*; 大久保 猛; 芳賀 潤二*; 西川 宏之*; 古田 祐介*; 打矢 直之*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 267(12-13), p.2317 - 2320, 2009/06
被引用回数：7 パーセンタイル：47.15(Instruments & Instrumentation)In TIARA facility of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) Takasaki, three-dimensional micro/nano structures with high aspect ratio based on cross linking process in negative resist such as SU-8 have been produced by a technique of mask less ion beam lithography. By bombarding high-energy heavy ions such as 450 MeV Xe
to SU-8, a nanowire could be produced just with a single ion hitting. Then we tried to produce nanowires, of which both ends were fixed in the three-dimensional structure. This paper shows a preliminary experiment using a combination of 15 MeV Ni
ion microbeam patterning and the 450 MeV 
Xe hitting on SU-8.
佐藤 聡; Verzilov, Y.*; 落合 謙太郎; 和田 政行*; 沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; 関 正和; 荻沼 義和*; 川辺 勝*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 44(4), p.657 - 663, 2007/04
被引用回数：9 パーセンタイル：54.87(Nuclear Science & Technology)固体増殖材ブランケット中のトリチウム生成率に関する予測精度を評価するために、原子力機構FNSのDT中性子源を用いて、中性子工学積分実験を行っている。本研究では、DT中性子源の周囲に、核融合炉を想定した反射体を設置し、濃縮増殖材(チタン酸リチウム)2層,ベリリウム3層から成るブランケットモックアップを用いて、核特性実験を行った。トリチウム検出器として、濃縮増殖材(炭酸リチウム)ペレットを適用し、トリチウム生成率分布を詳細に測定した。モンテカルロ計算コードMCNP-4C,核データライブラリーFENDL-2.0及びJENDL-3.3を用いて、数値計算シミュレーションを行った。トリチウム生成率の計算結果の実験結果に対する比(C/E)は0.971.17、積算トリチウム生成量のC/Eは1.041.09であった。積算トリチウム生成量は、最新のモンテカルロ計算コード及び核データを用いることによって、10%以内の精度で予測できることがわかった。
関 修平*; 佃 諭志*; 田川 精一*; 杉本 雅樹; 佐藤 隆博; 及川 将一*; 酒井 卓郎
JAEA-Review 2006-042, JAEA Takasaki Annual Report 2005, P. 145, 2007/02
種々の分子量のポリスチレン(PS)薄膜にイオンビームを照射したときに得られたナノワイヤーの長さや太さを原子間力顕微鏡で観測し、その結果をイオントラックのエネルギー付与モデルと高分子ゲル化理論から考察した。得られたナノワイヤーの直径は、イオンビームのLET、及びPS薄膜の分子量に比例して増大した。また、その形状は、PS薄膜の分子量が大きい場合にはロッド状に、小さい場合には縮れたワーム状となることが明らかになった。薄膜の分子量の違いを積極的に利用することで、個々のイオンビームから、異なった形態を有するナノ構造物を形成できる可能性のあることがわかった。
成田 脩; 岩田 昇; 礒部 芳弘; 関 正和; 門坂 英盛; 二之宮 和重; 佐藤 治
JAEA-Technology 2006-037, 102 Pages, 2006/06
JAEA-Technology-2006-037.pdf:7.67MB
日本原子力研究所及び核燃料サイクル開発機構は、「環境情報の提供の促進等による特定事業者等の環境に配慮した事業活動の促進に関する法律」(1)(以下「環境配慮促進法」という。)に基づき、他の89の法人とともに特定事業者として各事業年度の環境配慮活動の結果を環境報告書として当該年度終了後六月(6か月)以内に作成・公表することが義務づけられた。両法人は、2005年10月1日の独立行政法人日本原子力研究開発機構の発足に伴い解散し、同年9月30日に17事業年度を終了した。業務を引き継いだ原子力機構は、6か月以内の2006年3月末までに両法人の環境報告書を作成することになった。当該報告書の作成は、環境配慮促進法に基づく最初の報告であり、また、他の法人に先駆けて報告書をまとめることになり、参考とする先例がなかったことから、データ収集から報告書の作成まで、手探り状態の試行錯誤が続けられた。この間、環境報告書の公表に耐える正確なデータの収集と整理の方法,収集したデータの解析と環境活動の評価,これらの材料から環境報告書に仕上げるための問題点の整理と解決方法,毎年繰り返される今後の作業への効率化方策等の知見が得られた。これらの知見,環境配慮活動のデータを整理することは、環境報告のダイジェスト版である公表した環境報告書のバックデータ集となるだけでなく、今後、環境報告書を作成することになる他の機関にも参考になることが考えられることから、技術資料として取りまとめることとした。
井澤 一彦; 関 真和; 広瀬 秀幸; 神永 城太; 青山 康夫; 吉田 博; 曽野 浩樹; 小川 和彦; 桜庭 耕一
UTNL-R-0453, p.9_1 - 9_10, 2006/03
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のSTACY施設(定常臨界実験装置)は、ウラン硝酸水溶液,プルトニウム硝酸水溶液、及びウラン・プルトニウム混合硝酸水溶液を燃料とする臨界実験装置で、溶液燃料体系のベンチマークデータの取得、及び再処理施設における臨界安全裕度の確認を目的としている。STACY施設では、平成7年2月の初臨界以降、平成18年3月までに、炉心タンクの形状や寸法、また燃料の組成を変更しながら533回の運転を実施してきている。平成17年度には、再処理施設の溶解工程を模擬した非均質炉心において核分裂生成物を模擬した可溶性毒物を付加した溶液燃料を用いた運転を行った。本報告では、今回運転を行うにあたって、燃料調製及び臨界液位推定に用いた手法について紹介する。
石仙 順也; 関 真和; 阿部 正幸; 中崎 正人; 木田 孝; 梅田 幹; 木原 武弘; 杉川 進
JAERI-Tech 2005-004, 53 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-004.pdf:5.92MB
本報告書は燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)へ10%及び6%濃縮硝酸ウラニル溶液燃料を供給することを目的として、平成6年度から平成15年度までに実施したウラン酸化物燃料の硝酸による溶解及び硝酸ウラニル溶液の濃縮・脱硝についての特性試験及び運転記録をまとめたものである。
沓掛 忠三; 関 正和; 田中 滋; 荻沼 義和*; 阿部 雄一; 山内 通則*
Fusion Science and Technology, 41(3), p.555 - 559, 2002/05
核融合中性子源(FNS)では、DT中性子発生用のターゲットとして、チタン金属にトリチウムを吸蔵したターゲットを使用している。ターゲットのトリチウム量測定とトリチウム分布を測定することは、中性子発生特性を向上する基礎データとして、また、トリチウムの安全取り扱い上で重要である。FNSではイメージングプレート(IP)を使用し、ターゲットのトリチウム放射能測定と、トリチウム平面分布測定を行った。IPによる測定は、遮光と汚染防止のためポリエチレン・アルミニウムのラミネートシートを使用し、ターゲットから放出される特性X線に1分間露出して測定した。IPの校正は既知の小型トリチウムターゲットを使用し校正を行った結果、トリチウム放射能が0.1GBqから30TBqの範囲で直線性のよい測定が可能であることがわかった。また、使用前後のターゲットのトリチウム分布測定の結果から、中性子発生率の最適化を検討するための、入射イオンビームのフォーカス,トリチウム消耗率の分布測定が可能となった。
金正 倫計; 杉本 昌義; 関 正和; 小栗 英知; 奥村 義和
Review of Scientific Instruments, 71(2), p.963 - 965, 2000/02
被引用回数：1 パーセンタイル：20.05(Instruments & Instrumentation)国際核融合材料照射施設(IFMIF)用のイオン源の設計検討を行った。今回設計したイオン源の特徴は、(1)ビーム引き出し部の電子温度を下げるための磁気フィルタを設置、(2)カスプ磁場領域の最弱磁場強度部分にフィラメントを設置、(3)マイクロ波入力可能なフランジ形状等である。ビーム引き出し部に磁気フィルタを設置することにより、引き出し部の電子温度が下がり、重水重分子イオンの生成率が小さくなるので、重陽子ビーム強度を大きくすることができる。また、カスプ磁場領域の低磁場部分にフィラメントを設置することにより、フィラメントの局部的な加熱が減少し、フィラメントの長寿命化が期待できる。さらに、マイクロ波放電も可能な構造であるので、1つのイオン源で2種類の違ったプラズマ生成法で、ビームの引き出しが可能となる。今回、イオン源本体とビーム引き出し系の形状について設計検討を行ったので報告を行う。
宮本 直樹*; 関 正和; 金正 倫計; 小栗 英知; 奥村 義和
JAERI-Tech 99-010, 27 Pages, 1999/02
核融合中性子工学研究用D-T中性子源(FNS)の中性子束強度増大のために、新たに重水素イオン源を設計製作し試験を行った。このイオン源はバケット型であり、多極磁場型プラズマ源と3枚電極の引出部から構成される。高プロトン比を得るためにイオン生成部に強力なプラズマ閉じ込め磁場及び磁気フィルターを持つことを特徴とする。試験の結果、引き出し電圧50kVでビーム電流130mA、発散角10mrad、プロトン比80%の水素ビーム引き出しに成功し、FNSの前段加速系において90mA以上の重水素イオンビームを得られる見通しを得た。
落合 謙太郎; 佐藤 聡; 高倉 耕祐; 山内 通則*; 沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; 関 正和; 川辺 勝*; 今野 力; et al.
no journal, ,
原子力機構では、ITERに設置する水冷却固体増殖材テストブランケットモジュール(ITER/TBM)の研究開発を進めている。TBMは低放射化フェライト鋼(F82H),冷却水,トリチウム増殖材,中性子増倍材(ベリリウム)から構成され、それらが交互に繰り返される複雑な多層構造をしている。トリチウム増殖材としては、
Liを濃縮したLi
TiO
あるいはLiOで、直径1mmのペブルが用いられる。FNSではITER/TBMの核特性を明らかにするために、TBMを模擬した体系によるDT中性子照射実験を実施した。炭酸リチウムペレット及び酸化リチウムぺブルによる液体シンチレーションカウンタ法でトリチウム生成率(TPR)を測定し、トリチウム増殖材模擬層における詳細なトリチウム生成率分布を実験的に明らかにした。
青山 康夫; 小室 迪泰; 関 真和; 井澤 一彦; 曽野 浩樹; 小川 和彦; 柳澤 宏司; 三好 慶典
no journal, ,
軽水減速型非均質体系の臨界実験装置であるSTACY更新炉について、軽水炉の反応度投入事象解析コードEUREKA-2を用いて、運転時の異常な過渡変化における反応度投入事象の動特性解析を行った。臨界実験装置であるSTACY更新炉は非常に多種多様な炉心が想定されることから、解析にあたっては炉心構成範囲の中から解析結果を最も厳しく評価するパラメータから成る仮想的な炉心(代表炉心)を選定した。代表炉心について動特性解析を行った結果、異常な過渡変化時に発生する炉出力は最大で800W程度であり、また棒状燃料の温度上昇は最大で7C程度である。したがって、仮に昇温実験で減速材温度を70Cまで上昇させた時に事象が発生しても、棒状燃料の最高温度は80C以下であり、ペレット熱膨張量及びギャップガスの圧力上昇は小さい。STACY更新炉は、投入反応度が80￠以下の遅発臨界に制限されるよう設備設計され、かつ出力が上昇しても低い出力(220W)でスクラムする設計となっているため、事象が発生しても棒状燃料被覆管はペレット熱膨張及びギャップガス内圧により機械的に破損することなく、通常運転に復帰できる状態で事象が収束される。
