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飛田 実*; 今田 未来; 大森 剛*; 生天目 勉*; 鬼澤 崇*; 黒澤 勝昭*; 原賀 智子; 青野 竜士; 水飼 秋菜; 土田 大貴; et al.
JAEA-Data/Code 2022-007, 40 Pages, 2022/11
JAEA-Data-Code-2022-007.pdf:1.99MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物よりコンクリート、焼却灰、セラミックフィルタ及び耐火レンガを試料として採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和2年度から令和3年度に取得した24核種(
H、
C、
Cl、
Ca、
Co、
Ni、
Sr、
Nb、
Tc、
Ag、
I、
Cs、
Ba、
Eu、
Eu、
Ho、
U、
U、Pu、
Pu、
Pu、
Am、
Am、
Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。
眞田 幸尚; 宗像 雅広; 森 愛理; 石崎 梓; 嶋田 和真; 廣内 淳; 西澤 幸康; 卜部 嘉; 中西 千佳*; 山田 勉*; et al.
JAEA-Research 2016-016, 131 Pages, 2016/10
JAEA-Research-2016-016.pdf:20.59MB
2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。ここでは、平成27年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果と川内原子力発電所周辺で行ったバックグラウンド線量率のモニタリング結果についてまとめた。
谷川 聖史; 向 泰宣; 飛田 浩; 倉田 典孝*; 小林 希望*; 高瀬 操*; 牧野 理沙; 大図 章; 中村 仁宣; 栗田 勉; et al.
56th Annual Meeting of the Institute of Nuclear Materials Management (INMM 2015), Vol.1, p.693 - 701, 2016/00
原子力機構ではHe-3 (He)検出器の代替技術としてZnS/
B
O
セラミックシンチレータを用いた中性子検出器の開発を進めてきた。この検出器は、ASAS(代替サンプル測定システム)と呼び、現在査察でMOX粉末等の測定に使用しているHeタイプのサンプル測定システム(INVS)を参考としたものである。Heの代替技術としてPuの測定が可能なことを示すために、原子力機構ではASASを設計・試作し、実際のプルトニウム(MOX粉末)を用いた測定試験を実施した。測定試験では、検出器の基本性能評価を行い、個々の性能についてINVSとの比較を実施した。その結果、代替He中性子検出器(ASAS)の技術開発に関し、実際に使用している査察機器(INVS)と遜色のない定量性を示すことができた。
He中性子検出器を用いた在庫サンプル測定装置(ASAS)の開発,1; ASAS検出器の設計・製作大図 章; 飛田 浩; 呉田 昌俊; 谷川 聖史; 向 泰宣; 中道 英男; 中村 仁宣; 栗田 勉; 瀬谷 道夫
核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/12
原子力機構では、中性子検出器に標準的に使用されているHeガスの近年の世界的な供給不足に対処するため、Heガスを使用しないZnSセラミックシンチレータを用いた代替中性子検出器を開発している。また、この開発と並行して保障措置で広く使用されるPuインベントリ評価用測定装置HLNCC(High Level Neutron Coincidence Counter)の代替装置ASAS(Alternative Sample Assay System)を代替中性子検出器を用いて開発している。ASASの開発では、中性子モンテカルロ計算コード(MCNPX)によるシミュレーション設計を実施し、24本の代替中性子検出器を用いれば従来のHLN CCと同等の性能を有することが明らかになった。本発表では、シミュレーション設計で得られたASASの中性子検出効率、Die-away time等の性能とASASの内部構造について報告する。
He中性子検出器を用いた在庫サンプル測定装置(ASAS)の開発,2; ASAS測定試験結果谷川 聖史; 向 泰宣; 栗田 勉; 牧野 理沙; 中村 仁宣; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊; 瀬谷 道夫
核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/12
原子力機構では、Heガスの世界的な供給不足の課題を受け、その代替中性子検出器としてZnSセラミックシンチレータを用いた中性子検出器の設計・開発を進めてきた。この検出器を用いた測定装置ASAS(代替He在庫サンプル測定装置)は、現在査察でMOX粉末等の測定に使用しているHe型のINVS(在庫サンプル測定装置(HLNCCタイプ))を参考としている。ASASがHLNCCタイプの代替装置としてPuの定量ができることを示すため、実際のMOX粉末を用いた測定試験及びINVSとの比較測定を実施した。測定試験では、検出器の基本性能評価(検出効率及び中性子の消滅時間)の他、測定の不確かさ評価等を実施した。その結果、ASASの基本性能はINVSに劣るものの、MOX粉末(少量サンプル)を用いた校正を行った結果、ASASの測定不確かさ評価ではINVSとほぼ同等の定量性を示すことを確認した。
中村 仁宣; 向 泰宣; 飛田 浩; 中道 英男; 大図 章; 呉田 昌俊; 栗田 勉; 瀬谷 道夫
Proceedings of 37th ESARDA Annual Meeting (Internet), p.45 - 53, 2015/08
原子力機構ではHe-3の代替技術としてZnS/BOセラミックシンチレータを用いた中性子検出器の開発を進めてきた。この検出器はASAS(代替サンプル測定システム)といい、現在査察でMOX粉末等の測定に使用しているHe-3タイプのサンプル測定システム(INVS)を参考としたものである。He-3の代替技術としてPuの測定ができることを示すため、原子力機構ではASASを設計・製作し、実際のプルトニウム(MOX粉末)を用いた測定試験(デモンストレーション)を実施した。測定試験では、検出器の基本性能評価(FOM評価)のほか、測定のばらつきや不確かさ評価を行なうとともに、個々の性能についてINVSとの比較を実施した。その結果、代替He-3による中性子検出器(ASAS)の技術開発に関し、課題はあるものの、実際に使用している査察機器(INVS)と遜色のない定量性(測定不確かさ)を示すことができた。
飯島 和毅; 戸村 努*; 飛田 実*; 鈴木 康之*
Radiochimica Acta, 98(9-11), p.729 - 736, 2010/11
被引用回数：2 パーセンタイル：17.99(Chemistry, Inorganic & Nuclear)模擬地下水-ベントナイトコロイド-花崗岩の三元系におけるCs及びAmの分配挙動を調べた。花崗岩の添加によりベントナイトコロイドから核種が脱離するのが認められたことから、ベントナイトコロイドに対するCs及びAmの収着挙動は可逆であった。また、イオン交換と表面錯体反応に基づき、ベントナイトコロイドの高いエッジサイト密度を考慮した収着モデルにより、三元系におけるベントナイトコロイドへの核種収着挙動を説明することができた。
大戸 勤; 木村 正; 宮内 優; 根本 宣昭; 飛田 健治; 深作 秋富; 高橋 邦裕
JAEA-Review 2010-017, 21 Pages, 2010/07
JAEA-Review-2010-017.pdf:7.68MB
2007年度から開始したJMTR原子炉施設の改修工事に先立ち、JMTR再稼働後も長期的に使用する原子炉建家関連施設・設備のうちカナルエキスパンドジョイントについて健全性調査を実施した。健全性調査では、目視による外観観察,サンプリング供試体による性能検査(表面観察,硬さ試験)を行い健全性が十分維持されていることを確認した。カナルエキスパンドジョイントの今後の継続的使用にあたっては、定期的な点検及び補修を計画的に実施することが、カナルエキスパンドジョイントの健全性を維持するうえで重要である。
宮内 優; 木村 正; 大戸 勤; 根本 宣昭; 飛田 健治; 深作 秋富; 高橋 邦裕
JAEA-Review 2010-008, 106 Pages, 2010/06
JAEA-Review-2010-008.pdf:8.89MB
2007年度から開始したJMTR原子炉施設の改修工事に先立ち、JMTR再稼働後も長期的に使用するコンクリート構造物(排気筒,トレンチ,カナル室壁,フィルタバンク廻り)について健全性調査を実施した。健全性調査では、コンクリートの表面劣化,反発度(非破壊強度推定),コア供試体による圧縮強度,静弾性係数,中性化深さ,鉄筋腐食,塩分含有量について、それぞれ調査を行い健全性が十分維持されていることを確認した。その後、調査結果をもとに排気筒とトレンチについて、塗装の剥離等の劣化の進行抑制の観点から、再塗装などの補修を実施した。コンクリート構造物の今後の継続的使用にあたっては、これまで実施してきた建家外表面の塗装を含む定期的な点検及び補修を計画的に実施することが、健全性を維持するうえで重要である。
木村 正; 大戸 勤; 宮内 優; 根本 宣昭; 飛田 健治; 深作 秋富; 高橋 邦裕
JAEA-Review 2010-001, 27 Pages, 2010/03
JAEA-Review-2010-001.pdf:18.81MB
2007年度から開始したJMTR原子炉施設の改修工事に先立ち、JMTR再稼働後も長期的に使用するUCL高架水槽の健全性を評価するため、基礎部について経年劣化の著しい位置を選定して調査を実施した。健全性調査では、基礎ボルトについては劣化の進行している箇所があること、ベースプレート,胴部側板については一部減肉が見られるものの、溶接接合部には特に異常がないことを確認した。その後、調査結果をもとにUCL高架水槽全体について、美観及び塗装の剥離,腐食による減肉等の劣化の進行抑制の観点から、再塗装等の補修を実施した。UCL高架水槽の今後の継続的使用にあたっては、基礎部の定期的な点検及び補修を計画的に実施することが、健全性を維持するうえで重要である。
木村 正; 大戸 勤; 宮内 優; 根本 宣昭; 飛田 健治; 深作 秋富; 高橋 邦裕
JAEA-Review 2009-054, 73 Pages, 2010/03
JAEA-Review-2009-054.pdf:6.79MB
2007年度から開始したJMTR原子炉施設の改修工事に先立ち、JMTR再稼働後も長期的に使用するコンクリート構造物である原子炉建家について健全性調査を実施した。健全性調査では、コンクリートの表面劣化,反発度(非破壊強度推定),コア供試体による圧縮強度,静弾性係数,中性化深さ,鉄筋腐食,塩分含有量について、それぞれ調査を行い健全性が十分維持されていることを確認した。原子炉建家の今後の継続的使用にあたっては、これまで実施してきた建家外表面の塗装を含む定期的な点検及び補修を計画的に実施することが、コンクリート構造物の健全性を維持するうえで重要である。
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。
植田 祥平; 飛田 勉*; 沢 和弘; 富本 浩; 小澤 太教; 猪井 宏幸; 梅田 政幸
JAEA-Research 2008-096, 34 Pages, 2009/01
JAEA-Research-2008-096.pdf:10.12MB
高温ガス炉運転中における燃料体の温度測定を目的として温度モニターの開発を行っている。温度モニターは、融点の異なる合金製ワイヤーを石英管に封入したもので、22種類の温度モニターにより温度600
1400
Cを測定範囲としている。温度モニターの照射特性を調べるため、JMTRでキャプセル照射を実施し、照射後試験としてX線ラジオグラフ,EMPA観察を行った。照射後試験の結果、開発した温度モニターは、照射温度が1100C以下なら90日程度、50日以下であれば照射温度13001350Cまでは使用可能と推定された。
此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.
JNC TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06
JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB
ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。
植田 祥平; 江森 恒一; 飛田 勉*; 高橋 昌史*; 黒羽 操; 石井 太郎*; 沢 和弘
JAERI-Research 2003-025, 59 Pages, 2003/11
JAERI-Research-2003-025.pdf:2.53MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験を実施した。HTTRの燃料性能を評価するため、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装,燃料破損検出装置(FFD),1次冷却材サンプリング設備により1次冷却材中の放射能濃度を測定した。その結果、1次冷却材中放射能濃度は10Bq/cm以下であり、Kr及びXe核種の濃度は0.1Bq/cm以下であった。
Kr放出率(R/B)値は、原子炉出力60%以下において約2
10
、定格30MW出力時において約710であった。事前解析によるKr放出率の予測値は、測定値とよく一致し、希ガスの放出機構が、燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランの核分裂により生成し、反跳から拡散へと変化することが示された。
沢 和弘; 飛田 勉*
Nuclear Technology, 142(3), p.250 - 259, 2003/06
被引用回数：12 パーセンタイル：62.85(Nuclear Science & Technology)照射健全性を補償するためにHTTRの最高燃焼度は3.6%FIMAに制限されている。燃焼度を延長した場合の燃料挙動を検討するために、照射試験を行った。被覆燃料粒子のバッファ層とSiC層は5%FIMAを超えても健全性を保てるよう厚く設計した。これらの燃料コンパクトは、ORNLのHFIRと原研のJMTRのキャプセルで独立に照射した。放出率の測定値と計算値の比較から、両方の照射試験中に追加の破損が生じたことがわかった。内圧破損モデルでは、照射末期においても健全粒子のSiC層には引張応力は作用せず、破損は生じないと評価された。考えられる破損機構として、製造時のSiC層破損粒子の貫通破損又は加速照射による過度の内圧上昇が考えられるが、さらに検討が必要である。
植田 祥平; 飛田 勉*; 猪 博一*; 高橋 昌史*; 沢 和弘
JAERI-Tech 2002-085, 41 Pages, 2002/11
JAERI-Tech-2002-085.pdf:2.66MB
被覆燃料粒子をさらに高温領域で使用するために、従来の被覆層として使用されている炭化ケイ素(SiC)よりさらに耐熱性の高い被覆材を用いることが有効である。炭化ジルコニウム(ZrC)は約2000
の高温下で健全性を保ち、通常運転条件下での燃料核移動,核分裂生成物による腐食に対して耐性が高く、GENERATION-IVにおいてはVHTR燃料の候補として提案されている。商用規模でのZrC被覆燃料粒子の開発を行うため、先行研究のレビューにより今後の研究開発の課題を摘出し、これに基づいて研究開発計画を作成した。本研究では臭化物プロセスによる100gバッチ規模のZrC蒸着試験装置を製作し、各種試験を実施することとした。本報告では先行研究のレビュー,摘出した研究開発課題及び研究計画,ZrC蒸着試験装置の概要について述べる。
線エネルギー分析装置の校正試験植田 祥平; 飛田 勉*; 高橋 昌史*; 沢 和弘
JAERI-Tech 2002-055, 24 Pages, 2002/07
JAERI-Tech-2002-055.pdf:1.04MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の運転中の燃料及び気体状核分裂生成物挙動の評価及び1次冷却材中の短半減期希ガス濃度から被覆燃料粒子の破損率を推定するため原子炉保護設備の放射能計装,燃料破損検出装置による領域別の
線測定に加えて、1次ヘリウムサンプリング設備の試料採取装置により1次冷却材を採取し、線エネルギー分析装置により試料中の短半減期希ガスの定量分析を行い、核種ごとの希ガス濃度及び放出率(R/B)値を求めている。そのため、HTTRの運転に先立ち、133Xe線源及び固体線源を用いて希ガス濃度の絶対値を求めるための線エネルギー分析装置の校正試験を実施した。本報では、エネルギー分析装置の校正方法及び結果について述べる。
沢 和弘; 角田 淳弥; 植田 祥平; 高橋 昌史; 飛田 勉*; 林 君夫; 斎藤 隆; 鈴木 修一*; 吉牟田 秀治*; 加藤 茂*
JAERI-Research 2002-012, 39 Pages, 2002/06
JAERI-Research-2002-012.pdf:3.12MB
本報告書は、平成7年度から開始した原研と原燃工との共同研究「連続被覆法により製造した高温工学試験研究炉用燃料の照射健全性実証試験」の結果を示すものである。HTTR初装荷燃料は日本で初めて大量生産を行った高温ガス炉燃料であり、製造過程における品質管理に加え、照射健全性を確認するための照射試験を行った。照射はJMTRの94F-9Aスィープガスキャプセルで実施した。照射試料は初装荷燃料の製造ラインから抜取った。照射開始時の核分裂生成物ガスの放出率から、照射試料には製造時の貫通破損粒子が含まれていないことがわかった。また、HTTRの最高燃焼度3.6%FIMA,最高高速中性子照射量1.510
m
,(E
0.18MeV)まで燃料は破損することなく、健全であった。さらに、これらの値の約2倍である燃焼度7.0%FIMA,高速中性子照射量3.110mまで照射を継続したが、著しい追加破損は見られなかった。
猪 博一*; 植田 祥平; 鈴木 紘; 飛田 勉*; 沢 和弘
JAERI-Tech 2001-083, 46 Pages, 2002/01
JAERI-Tech-2001-083.pdf:6.31MB
本報は、高温照射試料取扱設備(使用済燃料検査室(I))の設計条件及び設計結果をこれらの主要な設備ごとにまとめたものである。高温照射試料取扱設備は、同じ建家内にあるHTTRで照射を行った使用済燃料,高温照射試料を対象として検査及び照射後試験の一部を行う小型のセルである。本設備は既設の高温工学試験研究炉(HTTR)原子炉建家内の限られたスペースに追設するものであり、取合条件を考慮して限られたスペースを有効に利用できるよう設計した。本設備は3つのセルで構成され、主要な設備として使用済燃料等からの中性子線及び線を遮蔽するための遮蔽体,換気空調装置,試料の取扱に用いる内装機器等がある。今後、本設備及び大洗研究所のホットラボを利用してHTTR燃料・材料の照射後試験を実施し、高温ガス炉技術基盤を確立するとともに、長期的にはHTTRにおける照射試験・照射後試験を通じて、要素技術の開発,先端的基礎研究を行っていくこととしている。
