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畠山 祐一; 平井 功希; 池上 雄太*; 佐野 成人; 冨田 健; 宇佐美 浩二; 田上 進
JAEA-Technology 2024-020, 33 Pages, 2025/03
JAEA-Technology-2024-020.pdf:2.21MB
廃棄物安全試験施設(WAste Safety TEsting Facility: WASTEF)は、使用済燃料の再処理によって発生する高レベル放射性廃棄物の長期貯蔵とその後の地層処分に関する安全性試験研究を実施することを目的として、昭和57年12月に運転を開始した施設である。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、ネプツニウム、アメリシウムなどの放射性同位元素を使用できる大型施設である。施設には、消防法及び使用施設等の技術基準に関する規則に基づき建家全体を対象とした自動火災報知設備が設置されている。これは、安全管理上重要な位置付けにあり、健全性、信頼性の十分に高い設備であるが、設置後30年以上の長期使用により自動火災報知設備の構成機器のうち、火災受信盤の老朽化が著しく、更に使用部品の多くが生産中止となり調達が不可能な状態となったため、設備の性能・維持が困難な状況に陥ってきた。そのため、WASTEFの安全・安定な運転を確保する目的で、火災受信盤の更新を実施した。本報告書では、令和4年度に実施した火災受信盤の更新についてまとめたものである。
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
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。
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、
Srや
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、Srや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Sr及び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Sr及び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Srや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。
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(
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。
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。
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。
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
/
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。
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：17 パーセンタイル：64.68(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
10
からDyNの9.5410K
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。
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。
冠城 雅晃; 佐藤 優樹; 田上 進; 平井 功希; 佐野 成人; 宇佐美 浩二
no journal, ,
本発表は、高線量率線場の利用に特化した高性能放射線計測システム、6脚ロボット、多様な試験が可能な放射線実証場(マルチ放射線プラットフォーム)という3つの構成要素からなる燃料デブリ取り出しに向けた研究プログラムを紹介する。放射線計測システムは、Csの高線量率環境下において、Co線源を測定することに成功し、また、6脚ロボットは、階段などの障害の昇降を乗り越えることができる高機動性を有する。マルチ放射線プラットフォームは、原子力機構内の廃棄物試験施設(WASTEF)のホットセルを利用したもので、放射性物質を利用した放射線計測器性能評価、ロボットのモックアップ(ホットモックアップ)、また、耐放射性試験まで可能にするマルチな実証場である。最終的には、6脚ロボットに放射線計測システムを搭乗させてのホットモックアップを実施することで3つの要素技術を統合させることによる相乗効果を目指す。
河 侑成; 端 邦樹; 岡田 祐次; 牛島 寛章; 光井 研人; 冬島 拓実; 石島 暖大; 仁尾 大資; 渡邊 勝哉; 田上 進; et al.
no journal, ,
発電用軽水炉の原子炉圧力容器(RPV)においては、中性子照射脆化を考慮した構造健全性評価が実施されている。軽水炉の60年超運転での安全確保のためには、高照射量領域まで中性子照射したRPV鋼の照射脆化データを拡充し、RPVの健全性評価の精度向上を図る必要がある。本研究では、RPV鋼の溶接熱影響部の照射脆化感受性の確認等を目的としてJRR-3を用いて中性子照射試験を行い、廃棄物安全試験施設(WASTEF)にて照射後試験を実施することとした。国内PWR比較標準材や、銅含有量が高く照射脆化が大きいと考えられるRPV鋼を対象として、PWRの60年運転に相当する照射量約710
n/cm
まで、照射温度290
10
Cを目標に照射した。その後、WASTEFまで照射キャプセルを輸送し、キャプセルの解体作業やフルエンスモニタを用いた照射量評価を行った。発表では引張試験等の照射後試験結果を報告する。
渡邊 勝哉; 河 侑成; 松本 直弥*; 星野 一豊*; 佐野 成人; 田上 進; 宇佐美 浩二; 端 邦樹; 知見 康弘
no journal, ,
原子炉の長期運転に伴い、原子炉圧力容器(RPV)は中性子照射を受けて脆化する。長期運転での安全性確保のためには、照射脆化したRPV鋼の機械的特性の適切な評価が必要である。照射後のRPV鋼は放射化しているため、ホットセル内で遠隔操作により取り扱う必要がある。原子力機構ではRPV鋼の機械的特性試験のための試験装置類を廃棄物安全試験施設(WASTEF)に整備し、研究開発を行っている。具体的には、照射試料の受け入れ、マニプレータを用いた遠隔での試料の切断・切削・放電加工等によるMini-C(T)試験片やSS3試験片の製作、破壊靭性試験や引張試験を行っている。本発表では、WASTEFで実施している研究開発のうち、試験片の加工技術や試験の実施状況を報告する。
)
Moを原料とする大量
Tc製造技術の開発,4; 高線量Moを用いた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, ,
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Moに代わり、天然Moの中性子放射化法によるMoを原料とした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Moによる高線量Tc製造プロセス検証試験を実施した。本試験では、線スペクトロメトリにより、原料Mo及び製品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。
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.
