検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 10 件中 1件目~10件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

廃棄物安全試験施設(WASTEF)におけるガンマ線照射利用

佐野 成人; 山下 直輝; 渡邊 勝哉; 塚田 学*; 星野 一豊*; 平井 功希; 池上 雄太*; 田代 信介; 吉田 涼一朗; 畠山 祐一; et al.

JAEA-Technology 2023-029, 36 Pages, 2024/03

JAEA-Technology-2023-029.pdf:2.47MB

廃棄物安全試験施設(WASTEF)においては、令和元年度に原子力科学研究所内の第4研究棟よりガンマ線照射装置「ガンマセル220」を移設し、ガンマ線照射利用が開始された。当初は本装置の所有者である安全研究センター燃料サイクル安全研究ディビジョン サイクル安全研究グループがメインユーザーとして試験を実施していたが、令和4年度以降、日本原子力研究開発機構外部も含む他のユーザーの利用も開始された。ガンマ線照射装置「ガンマセル220」は、カナダNordion International Inc.製であり、平成元年度に購入してから、内蔵される$$^{60}$$Co線源の線源更新を1回実施し、核燃料サイクル等に係る安全研究の目的で、今日まで利用されている。本報告書は、ガンマ線照射装置「ガンマセル220」設備概要、WASTEFにおける許認可、利用状況、保守点検及び今後の展望についてまとめたものである。

報告書

放射線核種溶存溶液中での鋼の電気化学測定法及びイメージングプレートを用いた腐食試験片解析手法の開発

山下 直輝; 青山 高士; 加藤 千明; 佐野 成人; 田上 進

JAEA-Technology 2023-028, 22 Pages, 2024/03

JAEA-Technology-2023-028.pdf:1.9MB

現在廃止措置過程にある福島第一原子力発電所(1F)では、$$^{90}$$Srや$$^{137}$$Csをはじめとする放射線核種が構造物の健全性に及ぼす影響への関心が高まっている。特に1F内で多くの箇所に用いられている炭素鋼は、溶液中の金属カチオンによって腐食挙動が変化することが知られているが、$$^{90}$$Srや$$^{137}$$Csが腐食に及ぼす影響については未解明である。また、腐食挙動を理解するうえでは錆層中の$$^{90}$$Sr及び$$^{137}$$Csの分布を調査することが重要であるが、その手法は未だ確立されていない。本研究ではグローブボックス内で$$^{90}$$Sr及び$$^{137}$$Csを含むNaCl中で炭素鋼の腐食試験を行えるよう、グローブボックスの整備を行った。加えて、溶液中に金属カチオンとして存在する$$^{90}$$Srや$$^{137}$$Csが炭素鋼の腐食挙動に及ぼす影響を明らかにするため、イメージングプレートを用いた錆層中放射線核種の検出手法の確立を試みた。

報告書

ガンマ線照射下でのネプツニウム-237を含む沸騰硝酸水溶液中でのステンレス鋼の電気化学測定手法の開発

山下 直輝; 入澤 恵理子; 加藤 千明; 佐野 成人; 田上 進

JAEA-Technology 2022-035, 29 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-035.pdf:2.54MB

現行の商用再処理プラント(六ヶ所再処理工場)の処理工程で、最も腐食が厳しいステンレス鋼製機器が高レベル廃液濃縮缶である。高レベル廃液濃縮缶では、ウランやプルトニウムを分離した後の抽出廃液を加熱、濃縮して減容する。そのため、硝酸濃度やネプツニウム-237($$^{237}$$Np)等の腐食性金属イオン種の濃度が再処理工程の中で最も高くなり、腐食量が大きいと予想される。本研究では、腐食反応に与えるガンマ線の影響を電気化学的観点から明らかにするため、原子力科学研究所廃棄物安全試験施設の気密コンクリートセル内にある伝熱面腐食試験装置を、ガンマ線照射下で$$^{237}$$Npを含む硝酸水溶液を使った電気化学測定が行えるように改良した。そして、ステンレス鋼表面で起こっている腐食反応に与えるガンマ線の影響を電気化学試験結果から考察した。その結果、ガンマ線の放射線分解により生成したと考えられる化学種に起因するステンレス鋼の自然浸漬電位の変化や、分極曲線の変化を確認した。

報告書

廃棄物安全試験施設の研究開発と保守管理(令和3年度)

佐野 成人; 山下 直輝; 星野 一豊*; 塚田 学*; 澤口 迪弥*; 大竹 良徳; 市瀬 健一; 田上 進

JAEA-Technology 2022-034, 47 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-034.pdf:2.81MB

廃棄物安全試験施設(WASTEF)は、使用済軽水炉燃料等の再処理で発生する高レベル放射性廃棄物固化体の長期貯蔵とその後の地層処分に関する安全性評価のための実験施設として、昭和57年12月に運転を開始した歴史ある施設である。本施設は、コンクリートセル5基、鉛セル1基、グローブボックス6基、フード7基から構成され、ウラン、プルトニウムを含む核燃料物質、TRUを含む放射性同位元素を使用できる大型施設である。本施設では、研究部門から依頼された研究開発をホット材料試験課において実施している。また保安規定に基づく保守管理として、巡視・点検、自主検査等を併せて実施している。本報告書は、WASTEFの設備概要、令和3年度における運転、保守及び管理業務の結果及び今後の展望についてまとめたものである。

報告書

バックエンド研究施設(BECKY)の運転管理; 第一期中期計画平成17年度$$sim$$平成21年度

田上 進; 清水 修; 佐野 成人; 今泉 明子; 飛田 浩; 永崎 陽輔; 黒羽根 史朗

JAEA-Review 2010-079, 90 Pages, 2011/03

JAEA-Review-2010-079.pdf:3.02MB

バックエンド研究施設(BECKY)は、核燃料サイクルや放射性廃棄物に関する安全研究及び基礎・基盤研究を実施する研究施設として、平成6年から供用を開始している。本施設は、コンクリートセル3基,鉄セル3基,グローブボックス30基,フード20基から構成される汎用性のある大型施設である。本施設の運転・保守及び管理は、保安規定に基づいて実施され、巡視点検,施設定期自主検査,保守点検等を行っている。また、核燃料物質使用にかかわる許認可変更業務を執り行うことで、研究開発を支援している。本報告書は、第一期中期計画(平成17年度$$sim$$平成21年度)のバックエンド研究施設の運転管理についてまとめたものである。

報告書

TRU高温化学モジュール(TRU-HITEC)の保守管理

田上 進; 佐野 成人; 音部 治幹; 赤堀 光雄; 黒羽根 史朗

JAEA-Technology 2010-034, 65 Pages, 2010/10

JAEA-Technology-2010-034.pdf:3.56MB

TRU高温化学モジュール(TRU-HITEC)は、乾式再処理プロセス及び酸化物燃料における超ウラン元素(TRU)の挙動に関する各種基礎データを取得するための試験設備として、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)のバックエンド研究施設(BECKY)に平成15年2月に設置完了し、平成16年12月からホット試験を開始している。本設備は、3基の$$alpha$$/$$gamma$$セルと1基のグローブボックスから構成されており、セル及びグローブボックス内を高純度アルゴン雰囲気に制御可能な大型設備としては国内唯一である。このため、本設備でこれまで実施してきた保守管理及び設備不具合の改善から得られた経験は、類似設備の保守管理においても役立つものである。本報告書はTRU高温化学モジュールの維持管理を目的に実施してきた保守点検及び経験に基づいて改善した事項についてまとめたものである。

論文

Lattice thermal expansions of (Dy,Zr)N solid solutions

高野 公秀; 田上 進; 湊 和生; 小崎 完*; 佐藤 正知*

Journal of Alloys and Compounds, 439(1-2), p.215 - 220, 2007/07

 被引用回数:15 パーセンタイル:64.64(Chemistry, Physical)

ZrNはMA含有窒化物燃料の希釈材の一候補として考えられている。ここでは、粉末冶金法で調製したZrN, DyN及び(Dy,Zr)N固溶体について高温X線回折法で格子定数の温度依存性を測定し、線熱膨張係数を得た。293Kから1300Kまでの平均線熱膨張係数は、ZrNの7.86$$times$$10$$^{-6}$$からDyNの9.54$$times$$10$$^{-6}$$K$$^{-1}$$までDy含有量の増加とともに増大した。熱膨張係数の組成依存性の結果からの類推により、ZrNを希釈材としたMA含有窒化物燃料の熱膨張係数はMA含有窒化物より低く抑えられること、またその結果燃料の融点あるいは分解温度は高くなる効果が期待できる。

口頭

天然Mo(n,$$gamma$$)$$^{99}$$Moを原料とする大量$$^{99m}$$Tc製造技術の開発,4; 高線量$$^{99}$$Moを用いた$$^{99m}$$Tc製造プロセスにおける分析

薗田 暁; 梅田 幹; 田上 進; 黒羽根 史朗; 三好 慶典; 田仲 睦*; 石川 幸治*; 津口 明*; 蓼沼 克嘉*

no journal, , 

$$^{99}$$Moの国産化を実現するため、従来の高濃縮ウランを原料とする核分裂法を用いた$$^{99}$$Moに代わり、天然Moの中性子放射化法による$$^{99}$$Moを原料とした$$^{99m}$$Tc製造技術開発(500Ci規模)を目指して、JRR-3で照射した80Ciレベルの$$^{99}$$Moによる高線量$$^{99m}$$Tc製造プロセス検証試験を実施した。本試験では、$$gamma$$線スペクトロメトリにより、原料$$^{99}$$Mo及び製品$$^{99m}$$Tcの定量分析を行うとともに、Nb等の放射化不純物の分析を行い、高線量$$^{99m}$$Tc製造プロセス検証のためのデータを取得した。発表では、プロセス検証試験で実施した分析の詳細及び各核種のプロセス内分布について報告する。

口頭

オープンファシリティと働き方改革に向けたホット試験施設の取り組み

入澤 恵理子; 加藤 千明; 山下 直輝; 佐野 成人; 田上 進

no journal, , 

原子力科学研究所廃棄物安全試験施設では、核燃料物質やRIを用いた原子力分野での様々な金属材料に関する試験研究・技術開発を行っている。オープンファシリティや働き方改革を目標にリモート化やオープンオフィスの整備等を検討しており、その取り組み内容について紹介する。

口頭

Effect of gamma ray on anode reactions on the surface of stainless steel in the nitric acid solution

入澤 恵理子; 加藤 千明; 山下 直輝; 佐野 成人; 田上 進

no journal, , 

This reprocessing solution is highly corrosive to stainless steel. It was shown that the dissolution of oxidizing metal ions causes the cathodic reaction to occur in a higher potential range than in pure nitric acid solutions. And, it has been suggested that the anodic reaction is not sensitive to dissolved metal ion species, but is determined by the concentration of nitric acid and pH. On the other hand, the radiation released from the fuel-derived radionuclides can cause radiolysis of the reprocessing process solution. It is known that nitrous acid is produced by radiolysis of nitric acid media and reaction of nitric acid with radiolysis products. The formation of nitrite is thought to affect the cathodic reaction among the corrosion reactions on the surface of stainless steels. In this study, the effect of gamma-ray on corrosion rate of stainless steel in the nitric acid solution with and without the oxidizing cation was investigated by the immersion corrosion tests and polarization behaviors. And in our previous results, the differences in anodic localization curves of stainless steels in the nitric acid solution with and without gamma irradiation were confirmed. Therefore, in this study the constant potential polarizations of stainless steel in nitric acid solution under gamma irradiation were performed, and the current efficiency was calculated from the weight loss and electric quantity before and after the polarization. The difference in the current efficiency was discussed to determine the difference in anodic reactivity with and without gamma irradiation.

10 件中 1件目~10件目を表示
  • 1