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関根 恵; 松木 拓也; 鈴木 敏*; 蔦木 浩一; 西田 直樹; 北尾 貴彦; 富川 裕文; 中村 仁宣; LaFleur, A.*; Browne, M.*
JAEA-Technology 2019-023, 160 Pages, 2020/03
JAEA-Technology-2019-023.pdf:9.43MB
国際原子力機関(IAEA)は、再処理施設の保障措置をより効果的・効率的に実施するための手法として、再処理施設全体の核物質の動きをリアルタイムに監視する測定技術開発の必要性を研究開発計画(STR-385)で技術的課題として掲げている。この課題に対応するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)では、再処理施設の入量計量槽を含めFP及びマイナーアクチニド(MA)存在下においてもPu量のモニタリングが可能な検出器の技術開発を、2015年から3年間の計画で、東海再処理施設の高放射性廃液貯蔵場にて日米共同研究として実施した。まず、MCNPシミュレーションモデルを作成するためにサンプリングによる高放射性廃液(HALW)組成・放射線調査及びHALW貯槽の設計情報の調査を実施し、シミュレーションモデルを作成した。一方、検出器設計とこのモデルの妥当性を確認するため、コンクリートセル壁内外における線量率分布測定を実施した。さらに、新しく設計された検出器を使用して、コンクリートセル内外においてガンマ線と中性子線を連続的に測定し、放射線特性を把握するとともに検出器の設置位置を最適化した。最後に、シミュレーション結果とガンマ線及び中性子線測定結果に基づいて、Puモニタリング技術への適用性を評価した。その結果、ガンマ線測定と中性子線測定の両方を組み合わせることで、溶液中のPu量の変化を監視できる可能性があることが分かった。この研究において、FPを含むPuを扱う再処理工程全体の保障措置を強化するためのPuモータリングが適用可能であることが示唆された。本稿は、本プロジェクトの最終報告書である。
関根 恵; 松木 拓也; 鈴木 敏*; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣; LaFleur, A.*; Browne, M.*
Proceedings of IAEA Symposium on International Safeguards; Building Future Safeguards Capabilities (Internet), 8 Pages, 2018/11
国際原子力機関(IAEA)は、再処理施設の保障措置をより効果的・効率的に実施するための手法として、再処理施設全体の核物質の動きをリアルタイムに監視するための測定技術開発の必要性を研究開発の長期課題としている。原子力機構は、日本原燃と精製後の核分裂生成物(FP)を含まないPu溶液について、中性子同時計数法を用いた測定システムを開発した。さらに再処理施設全体に適用可能な技術を開発するため、適用性調査研究を米国エネルギー省との共同研究の一環として実施し、核物質生成物が含まれるPu溶液に対してモニタリングが可能となる検出器の開発を行った。本研究開発では、東海再処理施設の高放射性貯蔵場を試験場所とした。まず、HAW貯槽のMCNPシミュレーションモデルを作成するために、HAW貯槽の設計情報の及びHAW組成、放出される放射線の調査を実施した。一方、コンクリートセル内にの検出器の設計及びMCNPモデルの妥当性確認のため、セル内における線量率分布を測定した。設計した検出器を用いて、検出器の設置位置の最適化及びモニタリングに利用可能な放射線を調査するため、セル壁内外において
線スペクトル・中性子線測定を実施した。これらシミュレーション及びセル壁内外における線及び中性子線測定の結果を用いて、Puモニタリング技術への適用性を評価した。その結果、線と中性子測定を組み合わせることにより溶液内のPu量の変化をモニタリングできることが分かった。この結果は、再処理施設におけるFPを含むPu溶液のモニタリングへの適用性があることも示唆している。本論文では、本技術開発のまとめを発表する。
関根 恵; 松木 拓也; 所 颯; 蔦木 浩一; 北尾 貴彦; 中村 仁宣; 富川 裕文
Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2018/07
再処理施設においては、プルトニウム(Pu)モニタリングのさらなる適用拡大を図るため、核分裂生成物(FP)を含むPu溶液中のPu量を測定可能な検出器開発が必要である。Puモニタリングに適用可能な線を調べるため、高線量下、広範囲のエネルギーが測定可能かつ高い分解能を持つCe:GAGG (Ce:Gd
Al
GaO
)シンチレータを装備した検出器(対象:高放射性廃液)を新たに設計・開発した。その検出器を用いて東海再処理施設の高放射性廃液のコンクリートセル内で、同廃液に対し800keV以上の線スペクトル測定を実施したところ、Eu-154由来と考えられるピークを検出した。この測定結果は、中性子の測定結果とMCNPシミュレーションを組み合わせ、Puモニタリング技術開発へ適用していく。本発表では、検出器の選定,設計、線スペクトル測定結果、Puモニタリングへの適用性評価について報告する。本技術開発は、文部科学省核セキュリティ補助金事業の一環として実施している。
関根 恵; 松木 拓也; 所 颯; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣
日本核物質管理学会第38回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2018/04
再処理施設においては、プルトニウム(Pu)モニタリングのさらなる適用拡大を図るため、核分裂生成物(FP)を含むPu溶液中のPu量を測定可能な検出器開発が必要である。中性子測定とあわせて定量化を目指し、Puモニタリングに適用可能な線を調べるため、高線量下、広範囲のエネルギーが測定可能かつ高い分解能を持つCe:GAGG (Ce:GdAlGaO)シンチレータを装備した検出器(対象:高放射性廃液)を新たに設計・開発した。その検出器を用いてコンクリートセル内で、同廃液に対し線スペクトル測定を実施したところ、高エネルギー線(約9.5MeV)を測定可能とし、FPによる線以外の3MeVを超える高エネルギー線スペクトルを初めて確認することができた。本発表では、検出器の設計、線スペクトル測定結果、Puモニタリングへの適用性評価及び今後の計画について報告する。(本技術開発は、文部科学省核セキュリティ補助金事業の一環として実施している。)
松木 拓也; 山中 淳至; 関根 恵; 鈴木 敏*; 安田 猛; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣; LaFleur, A. M.*; Browne, M. C.*
Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2017/07
東海再処理施設(TRP)では、高放射性廃液貯槽(HAW貯槽)で貯蔵している核分裂生成物(FP)を含んだ高放射性廃液(HALW)中に含まれるプルトニウム(Pu)量の監視を目的とした新たな検出器の開発を2015年から2017年までの計画で進めている。これによりHALW中のPu量をリアルタイムに監視することが可能となるため、国際原子力機関が長期課題として掲げている「より効果的・効率的な再処理施設の保障措置」に貢献することが可能となる。本計画の第2段階では、第3段階として予定しているHAW貯槽を格納しているセル内の放射線(中性子及び線スペクトル)測定用検出器の遮へい設計及び設置位置の検討に必要なセル内の線量分布を調査するため、HAW貯槽セル内に設置しているガイドレール中の線量測定、及び線量分布のMCNPシミュレーション計算結果との比較を実施した。本論文では、セル内の線量測定結果、シミュレーション計算結果との比較により明らかとなったシミュレーションモデルの改良点、今後の展開について報告する。
関根 恵; 松木 拓也; 鈴木 敏; 谷川 聖史; 安田 猛; 山中 淳至; 蔦木 浩一; 中村 仁宣; 富川 裕文; LaFleur, A. M.*; et al.
EUR-28795-EN (Internet), p.788 - 796, 2017/00
国際原子力機関(IAEA)は、再処理施設の保障措置をより効果的・効率的に実施するための手法として、核物質の動きを監視するため、リアルタイム測定技術開発の必要性を長期課題として掲げている。この課題を解決するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)では、核分裂性物質(FP)を含まない精製後のPuを含む溶液中のPu量を監視するシステム(中性子同時計数法)を設計・開発している。再処理施設にはFP及びPuを含む溶液も存在することから、FP存在下においてもPu量の測定が可能な検出器の技術開発を日米共同研究として、2015年から3年間の計画で東海再処理施設の高放射性廃液貯蔵場(HALW)にて実施している。まず、第一段階として、検出器開発のための放射線輸送計算コード(MCNP)計算モデルの作成に必要となる、高レベル放射性廃液(HALW)貯槽の設計情報の調査及び、実際の廃液を採取し、Pu濃度、密度、同位体組成比、核種等の特定を行った。また、Ge半導体により分析したスペクトルデータから各ピークを抽出し、高射性溶液から放出される線源ファイルを、PHITSを用いて作成した。これらの結果は、検出器選定、その遮蔽及び検出器の設置場所を選定するために実施するMCNPの基礎データとして利用する予定である。さらに、検出器の設置場所の検討として、廃液貯槽があるセル外壁において利用可能な放射線を調査するため、線及び中性子検出器による連続測定を実施し、シミュレーションと比較した。線測定についてFP由来の線の影響を受けないとされる3MeV以上の高エネルギー領域も測定した結果、セル外における廃液貯槽由来の放射線測定は難しいことが分かった。本発表においては、研究計画、HALWの組成調査結果及び高放射性溶液の線源ファイルの作成、セル外壁における放射線測定結果について報告する。
松木 拓也; 舛井 健司; 関根 恵; 谷川 聖史; 安田 猛; 蔦木 浩一; 石山 港一; 西田 直樹; 堀籠 和志; 向 泰宣; et al.
Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07
東海再処理施設(TRP)では、高放射性廃液貯槽(HAW貯槽)で貯蔵している核分裂生成物(FP)を含んだ高放射性廃液(HALW)中に含まれるプルトニウム(Pu)量の監視を目的に新たな検出器の開発を2015年から2017年までの計画で進めている。これにより、HALW中のPu量をリアルタイムに監視することが可能となるため、国際原子力機関が長期課題として掲げている「より効果的・効率的な再処理施設の保障措置」に貢献することが可能となる。本計画の第1段階では、HALWから放出される放射線(中性子/線)の強度及びエネルギーの調査として、HALWの線スペクトル分析及びHAW貯槽が設置されているセル外壁での放射線測定を実施した。本論文では、検出器への適用の可能性のある
Pu及び
Pu由来の線ピークの詳細及びセル外壁での放射線測定結果について報告する。
関根 恵; 松木 拓也; 谷川 聖史; 蔦木 浩一; 向 泰宣; 清水 靖之; 中村 仁宣; 富川 裕文
Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07
国際原子力機関(IAEA)は、再処理施設の保障措置をより効果的・効率的に実施するための手法として、核物質の動きを監視するため、リアルタイム測定技術開発の必要性を長期課題として掲げている。再処理施設にはFP及びPuを含む溶液も存在することから、システムの完全性及び先進性を図るため、Pu量の連続測定が可能な検出器の技術開発を、2015年から3年間の計画で、東海再処理施設の高放射性廃液貯蔵場(HAW)にて実施している。本論文においては、本研究の概要、HALW貯槽からの放射線特性に関するシミュレーションによる予備評価、今後の研究計画について報告する。なお、本研究は、文部科学省からの核セキュリティ強化等推進事業費により実施する。
蔦木 浩一; 清水 亮; 杉山 孝行; 中澤 豊; 田中 等; 綿引 優; 武藤 英世
サイクル機構技報, (21), p.33 - 40, 2003/00
東海再処理施設の高放射性廃液貯槽の健全性を確認するために、高放射線環境下でも使用可能な測定ロボットを開発し、貯槽外壁の肉厚測定を行った。測定の結果有意な肉厚の変化は観察されず、貯槽が健全な状態であることを確認した。
蔦木 浩一; 関 正之; 飛田 典幸; 長井 修一朗; 西山 元邦; 井坂 和彦*; 平子 一仁*
PNC TN8410 91-256, 64 Pages, 1991/05
高強度フェライト/マルテンサイト鋼を用いた照射試験計画に先だち,本材料の溶接試験を行いその溶接特性評価の一助とする。TIG及びレーザ溶接法により,高強度フェライト/マルテンサイト鋼を用いて製作した被覆管及び端栓の溶接試験を行った。また本材料は,溶接による焼入れ硬化性を示すため,コールドの焼結炉を用いて溶接後に熱処理(焼きもどし)試験を行った。1. 溶接部断面金相試験において,レーザ溶接の場合は溶接部表面に向かって成長した組織(筋状の組織)が観察された。TIG溶接では,このような現象は観察されなかった。また,結晶粒の大きさはTIG溶接の方が大きくなった。2. 溶接後の溶接部硬さは,どの溶接法の場合も母材よりも大幅に増加した。またレーザ溶接よりTIG溶接の方が硬化度は大きかった。3. 熱処理有り,無し共に引張強度及び単軸クリープ強度は溶接法に関係なく同じような値を示した。
蔦木 浩一; 関 正之; 飛田 典幸; 西山 元邦; 井坂 和彦*; 平子 一仁*
PNC TN8410 91-174, 40 Pages, 1991/02
MA957鋼被覆管を用いての溶接試験に先立ち,被覆管形状を模擬した溶接試験を行いその溶接特性,機械的性質等に関するデータを取得し,同材料の溶接特性評価の一助とする。MA957鋼の棒材を被覆管形状に機械加工し,端栓との溶接をレーザ溶接法により溶接試験を行った。1. 従来の端栓のツバ部をテーパ型に改良することにより,溶接金属部のアンダーカットは改善された。2. 溶接金属部全周に渡り,空孔が多数観察された。3. 引張強度については,常温で約82kg/mm2となりSUS316相当鋼と同等値を示したが,600
を超えると急激な強度低下を示した。また内圧バースト試験についても同様な結果が観察された。4. 元素の分散状態としては,空孔部にチタン,イットリウムが凝集しクロムは若干減少した端栓形状を改良することによりアンダーカットは改善できたが,空孔の発生,イットリウムの凝集は解決されなかった。従って,MA957鋼の溶接は融接法であるレーザ溶接法では,健全な溶接ができないため融接法に変る溶接法を検討する必要がある。
長井 修一朗; 上村 勝一郎; 飛田 典幸; 関 正之; 蔦木 浩一; 平子 一仁*; 三島 毅
PNC TN8410 91-010, 49 Pages, 1991/01
PMW(パルス磁気溶接)法による溶接は固相接合法であるため,従来のX線検査では,PMW溶接部の機械的強度を保証するための接合長さの測定は行えない。そこでX線よりも欠陥分解能の高い超音波を利用した溶接部欠陥検査装置の開発を実施した。本報告書は,この検査装置の設計,製作,試運転の結果とPMW試料を用いての溶接部欠陥検査結果について報告する。本装置の組立精度,駆動精度及び欠陥分解能については,設計値を十分満足したが,自動駆動時の試料形状の認識が完全に行えず,自動駆動時の超音波条件の確保が不十分であった。(結論)自動駆動時の実試料形状と探触子トレース形状の誤差は,設計時に想定した試料形状よりも実際は複雑な形状(2段テーパー等)であるため,それに駆動ソフトが追従できずに生ずると考えられる。従って,今後,この駆動用ソフトを改造することにより探触子のトレース形状を確保できると考える。又,それにより探傷条件の安定が計れれば,超音波による溶接部の欠陥検査は,十分に可能であると思われる。
三島 毅*; 飛田 典幸; 関 正之; 蔦木 浩一; 千田 茂久
PNC TN8430 88-004, 41 Pages, 1988/10
PWR燃料要素は,炉内での外圧が高いため燃料要素内の圧力を大気圧より高くしている。その為,燃料要素内にH-を加圧封入した後に,TIG溶接法にて加圧孔のスポット溶接密封を行っている。しかし,TIG溶接法は高圧雰囲気下でアークをスタートさせると電極の消耗が著しく,同一電極での再アークスタートは極めて困難である。このような問題点を解決するため,加圧孔のスポット溶接密封法としてレーザ溶接法が一つの解決策として揚げられている。しかし一方では,レーザ溶接方法は単位面積当たりのエネルギー密度が高いのでジルコニウム合金を形成している主要元素が溶融蒸発してしまい,耐腐食性が減少してしまうとも考えられている。本溶接評価試験は,今後P-サーマル燃料要素及びATR燃料要素の製造にレーザ溶接法が採用できるかどうかを評価するために行った基礎研究である。以下に,試験結果の概要を示す。1)レーザ溶接法の溶接性について。1作業性はTIG溶接法より(はるかに)容易である。2溶接金属部表面にアンダカットが生じる。3溶接金属部の硬さは,母材と比べて約100H-硬化する。この現象はディフォーカス(以下--距離と称す。)を短くするとその傾向が顕著に現れる。4内圧バースト試験では,母材よりも溶接金属部が強くなる。5レーザ溶接法では,
0.8--では径が大きすぎ加圧孔を0.5--にする必要がある。(通常TIG溶接では,0.8--)
三島 毅*; 飛田 典幸; 関 正之; 蔦木 浩一; 豊島 光男*; 井坂 和彦*
PNC TN8430 88-006, 73 Pages, 1988/09
(目的)本改良型端栓の溶接評価試験は,FBR燃料要素製造時に従来から使用されているツバ型端栓の欠点を補うために,新たに考案した改良型端栓(端栓と被覆管の嵌合形状がテーパ型になっている端栓)の溶接特性を調査する試験である。(方法)改良型端栓と被覆管を組合せ,TIG溶接法にて溶接を行い,以下に示す項目の溶接特性を評価した。1)改良型端栓と各種被覆管を組合せて溶接を行い,溶接特性を把握する。2)改良型端栓の電極位置の設定誤差許容範囲を把握する。3)改良型端栓製作時の寸法公差の許容範囲を確認する。(結果)溶接を行った結果を以下に示す。1)改良型端栓は,ツバ型端栓より全ての被覆管鋼種において引張強度が優れている。2)改良型端栓は,ツバ型端栓より溶接ビード外径が小さくなる。3)改良型端栓は,ツバ型端栓より電極位置の設定範囲が広い。4)改良型端栓は,ツバ型端栓より端栓加工(嵌合部直径)時の寸法公差許容範囲を広く設定できる。5)改良型端栓は,被溶接物に合わせ溶接条件(電極位置)を変える必要が無い。6)改良型端栓は,ツバ型端栓より溶接時の入熱量を多くする必要があるが,端栓のテーパ部に溝を付けることにより改善できる。(結論)今回試作した改良型端栓の溶接特性は,従来から使用されているツバ型端栓よりも種々な面(機械的特性,溶接性,各種材料への適用性,電極位置の設定位置の誤差許容範囲及び製作時の寸法公差の許容範囲)で優れている事が判明した。特に各種被覆管材料を同一溶接条件で溶接が可能であること。又,電極位置の設定誤差許容範囲が広いことは,自動化工程に無くてはならないことである。以上の内容からしても,本改良型端栓はツバ型端栓より優れている言える。しかし,ツバ型端栓と同等の溶け込み深さを得る為には,溶接時の入熱量を若干ではあるが多くする必要があるが,端栓のテーパ部に溝を付けることにより改善できる。今後は,溝付端栓の溶接特性を把握する試験を実施する。
三島 毅*; 飛田 典幸; 関 正之; 蔦木 浩一; 豊島 光男*; 井坂 和彦*
PNC TN8430 88-003, 59 Pages, 1988/08
「もんじゅ」高燃焼度炉心取替燃料用のバックアップ被覆管材として,試作された改良オーステナイト鋼6鋼種の被覆管について,端栓との溶接性及び溶接部の機械的特性を端栓の材質との関連において把握するための試験を行った。試験は,以下の様に分けて実施した。試験1:改良オーステナイト鋼の被覆管とSUS316相当鋼の端栓を溶接した試験試験2:改良オーステナイト鋼の被覆管と同鋼種の端栓を溶接した試験 以下に試験結果の概略を示す。1外観については,6鋼種共アンダーカット,クラック,ピンホール,着色はみられず,また,溶接ビート幅も全周にわたって均一であった。2断面金相状態については,6鋼種共被覆管肉厚以上の溶け込みがあり,溶接部は,SUS316相当鋼と同様な金属組織が観察された。3溶接部の引張強さは,6鋼種共素管の引張強さに比べ約94%に低下している。また,これらの値はSUS316相当鋼の引張強さと同等な値であった。4内圧バーストについては,6鋼種共被覆管部から破裂した。破裂値は,平均で約1400--/cm2で素管とほぼ同等の値であった。以上の結果から改良オーステナイト鋼の被覆管と端栓の溶接性及び溶接部の機械的特性は、端栓が同鋼種であっても、SUS316相当鋼であっても、同等の結果が得られた。従って、改良オーステナイト鋼被覆管の溶接は、従来通りのTIG溶接法及び溶接条件で可能であることを確認した。
三島 毅*; 飛田 典幸; 関 正之; 蔦木 浩一; 千田 茂久; 鹿倉 栄*
PNC TN8430 88-002, 95 Pages, 1988/06
(目的)酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼の品質の安定性,合金設計及び溶接手法については確立されていないため,溶接を行い溶接手法の選択,溶接特性,機械的性質等に関するデータを取得する。(方法)ODSフェライト鋼(以下MA956及びMA957に分類して称す)を板状に圧延した試験片を利用し,パルスTIG溶接法及びレーザ溶接法により溶接試験を行った。(結果)パルスTIG溶接法1溶接金属部にマイクロクラック,気孔が観察され,断面には,多数のブローホール,結晶粒の成長が観察された。2イットリウム)(以下「Y」と称す)の分散状態については溶接金属部表面,ブローホールの発生位置にピークが観察された。3引張強度については母材よりも50%低下した。(常温)レーザ溶接法1溶接金属部にマイクロクラックは観察されなかったがMA957の溶接金属部断面にブローホールが観察された。2Yの分散状態については溶接金属部表面,断面,端部に検出された。また,溶接金属部断面にはTiが集まっている。3引張強度は常温でSUS316相当鋼とほぼ同じ値を示し母材強度ともさほど変わりはなかった。またパルスTIG溶接法よりも高い値を示した。(結論)分散強化型フェライト鋼を溶接する場合は,クラック,ブローホール等の欠陥が発生し易いパルスTIG溶接法では,殆ど不可能であると思われる。レーザ溶接法についても溶接欠陥は生じたが欠陥形状が微小なので今後の試験方法次第で改善出来る可能性がある。
鹿倉 栄; 飛田 典幸; 関 正之; 豊島 光男; 蔦木 浩一; 千田 茂久
PNC TN8430 88-015, 40 Pages, 1988/01
(目的)新材料の燃料要素加工に関する新溶接技術開発の一環として、圧接法の一種である摩擦溶接試験を実施した。(方法)試験に用いた材料は酸化物分散強化型フェライト鋼(MA957)棒材(INCO社製)である。摩耗溶接装置は、制動式を使用した。(結果)以下に試験結果の概略を示す。1試料の表面には、軟化した母材の一部がバリ状に発生し概観は良くない。2溶接部の硬さは、母材に比べ25%程軟化した。3溶接部にはボイドのような欠陥の発生は無かった。但し、組織が表面方向に流れているのが観察された。4引張強度は、母材強度と比較すると約20%程減少した。5元素分析結果は、Y2O3等の凝集は無かった。(結論)摩擦溶接法では圧接時に外表面にイバリが発生するが、このイバリは、摩擦熱により接合部が軟化し遠心力により外表面に押し出された物であり、旋盤等による機械加工で十分に除去することが可能である。また、酸化物分散強化フェライト鋼を通常使用されているTIG溶接法及びレーザ溶接法などの融接法で溶接すると、溶接金属部に多数のブローホールが発生するとともに、耐熱性を強化する目的のために母材内に均一に分散させたY2O3が凝集し、母材よも強度的に低下してしまうが、摩擦溶接法では、融接法のような現象は確認されなかった。その為、酸化分散強化フェライト鋼等を溶接する方法は、摩擦溶接等の固相接合が適していると考えられる。また、摩擦溶接法は接合部にイバリが生じるとともに、薄肉管の圧接機が開発されていない為
鹿倉 栄*; 飛田 典幸; 関 正之; 蔦木 浩一; 横内 洋二*
PNC TN8420 87-003, 88 Pages, 1987/05
将来の商業規模MOX燃料要素の製造,あるいは,新被覆管材料への適用を図り,高品質低コスト燃料要素を製造するために,従来より採用されているTIG溶接法以外の溶接法について,その可能性を把握する。 (方法) 各国で燃料要素加工に採用している溶接法の調査結果から最も有望とされているPulsedMagnetic Welding(以下PMWと称す)法の文献調査を行うとともに,昭和62年10月に開かれた日米専門家会議においてPMW法による試験片の製作を依頼した。製作された試験片を用い各種試験検査を行い,溶接特性を評価した。 (結果) 文献の調査結果では,PMW装置の原理,構造,溶接性及び検査方法についての概略を把握することができた。 試験片を検査した結果,接合部の断面は波状になり固体圧接法特有の現象が観察された。 また,機械的強度については,TIG溶接法と同等の強度を示した。 (結論) 今回調査したPMW装置は,今後新材料の開発に伴い,TIG溶接法で溶接不可能な材料が採用された場合,また,製造工程の簡略化による製造コストの低減化を推進する場合等には特に魅力的な溶接方法である。 しかし,わが国においても本装置は開発段階にあり,実用化には期間が必要である。また,燃料要素の実機製造法として採用するには,更に十分な開発を行う必要がある。
横内 洋二*; 関 正之; 栢 明*; 豊島 光男*; 堤 正順*; 蔦木 浩一; 衣笠 学*; 井坂 和彦*
PNC TN843 84-05, 168 Pages, 1984/04
高速実験炉「常陽」照射用炉心特殊燃料集合体は,UNIS-B2(以下B2Mと称す)及びUNIS-B3(以下B3Mと称す)から構成されており,高速原型炉「もんじゅ」標準型炉心燃料の確性試験及びプレナム有効容積の異なる3種類(14.7cc,10.4cc,8.0cc)による,内圧クリープ損傷和等に関する照射挙動の調査,ならびに,タグガスの有無により燃料破損位置決め効果試験さらに,被覆管材の確性試験を目的としている。 照射開始時期は,B2Mは第3サイクルから照射されB3Mは,12サイクルまでに照射され燃料要素平均燃焼度約91,000MWD/TMと高燃焼度試験を行う。 本燃料要素の加工は,昭和58年2月に先行試験を実施したのち,同年6月から約1ヶ月間で燃料要素各32本(B2M,B3M)製造終了し,その後自主検査及び官庁検査を行い,同年11月17日に大洗工学センターへ向け出荷した。 さて本報告書は,燃料要素の製造工程データをまとめたものである。また,添付資料には照射後解析等で使用頻度の高いデータをピックアップし共通データとしてまとめ,さらに,燃料要素個々のペレット配列をまとめたものを詳細データとして掲載した。
白土 陽治; 山中 淳至; 蔦木 浩一; 吉野 保之; 岸 義之; 磯部 洋康
no journal, ,
I-131は高放射性廃液中に含まれるCm-244等の自発核分裂により生成する。MOX使用済燃料には通常の軽水炉燃料より多くのCmが含まれていることから、今後の高燃焼度燃料・MOX使用済燃料再処理の基盤データとしてI-131の工程内挙動の把握を実施した。調査の結果、高放射性廃液貯槽のCm-244濃度から求めたI-131の発生量及びオフガス中のI-131量から求めたオフガス中(アルカリ洗浄塔)への移行割合は約0.1%である。また、オフガスのアルカリ洗浄液中のI-131の濃度が検出下限値以下であることから、高放射性廃液中で発生したI-131はほとんど溶液中に留まると考えられる。
