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永井 佑哉; 周治 愛之; 川崎 猛; 會田 貴洋; 木村 泰久; 根本 靖範*; 小沼 武司*; 冨山 昇*; 平野 耕司*; 薄井 康弘*; et al.
JAEA-Technology 2022-039, 117 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2022-039.pdf:11.96MB
日本原子力研究開発機構は多くの原子力施設を保有しているが、その多くで老朽化・高経年化への対応、東日本大震災及び福島第一原子力発電所の事故を受けた耐震化や新規制基準への対応が求められ、多額の予算を要する状況である。このため、役割を終えた原子力施設についても根本的なリスク低減及び維持管理費用の削減のために施設の廃止措置を進めることが望ましいが、廃止措置及び発生する放射性廃棄物の処理処分に必要な施設の整備・維持管理にも多額の費用が必要となる。この状況を踏まえ、原子力機構では(1)継続利用する施設を絞り込む「施設の集約化・重点化」、(2)新規制基準・耐震化対応、高経年化対策、リスク低減対策等の「施設の安全確保」及び(3)廃止措置、廃棄物の処理処分といった「バックエンド対策」を3つの柱とした「施設中長期計画」を策定した。本計画において、プルトニウム燃料第二開発室は廃止施設として位置付けられており、施設内に設置された設備の解体撤去を進めている。今回の解体撤去対象は、焙焼還元炉、ペレット粉砕設備、これらを包蔵するグローブボックスNo.W-9及びW-9と隣々接の工程室内に設置されているグローブボックスNo.D-1とを連結するトンネル形状のグローブボックスNo.F-1の一部であり、許認可等による約4年の作業中断期間を含めて平成26年2月から令和2年2月の約6年間をかけて作業を実施した。本報告書では、本解体撤去における作業実績、解体撤去を通して得られた知見をまとめたものである
浅見 誠*; 高畠 容子; 明道 栄人; 飛田 剛志; 小林 究; 早川 美彩; 薄井 由香; 綿引 博美; 柴田 淳広; 野村 和則; et al.
JAEA-Data/Code 2017-001, 78 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2017-001.pdf:4.92MB
JAEA-Data-Code-2017-001-appendix(DVD-ROM).zip:818.06MB
東京電力ホールディングス(東京電力)福島第一原子力発電所において採取された汚染水(滞留水, 処理水)、汚染水処理二次廃棄物、瓦礫、土壌が分析され、放射性核種濃度等の分析データが報告されている。そこで、東京電力, 日本原子力研究開発機構, 国際廃炉研究開発機構により2016年3月末までに公開されたデータを収集し、データ集としてとりまとめた。また分析試料についての情報、分析により得られた放射性核種濃度等の値を表としてまとめるとともに、主な放射性核種濃度の時間変化を表す図を作成して収録した。電子情報として英訳と収録した分析データを提供する。
Son, N. T.*; Hemmingsson, C. G.*; Paskova, T.*; Evans, K. R.*; 碓井 彰*; 森下 憲雄; 大島 武; 磯谷 順一*; Monemar, B.*; Janz
n, E.*
Physical Review B, 80(15), p.153202_1 - 153202_4, 2009/10
被引用回数：40 パーセンタイル：79.94(Materials Science, Multidisciplinary)耐放射線性半導体デバイスとして応用が期待される窒化ガリウム(GaN)中に、電子線照射により発生する欠陥を電子スピン共鳴(ESR)により調べた。2MeV電子線を1
10
/cm
照射することで欠陥を導入したGaNに対し、77KでESR測定を行ったところ、D1からD4までの4種類の欠陥に起因するESRシグナルが観測された。このうちD2について、
Nの超微細相互作用を詳細に調べたところ、Nサイトを置換した酸素とGa空孔のペア複合欠陥であり、その電荷状態がマイナスであることが判明した。
廃棄物中の非破壊計量技術の開発黒澤 誠; 大内 正市*; 阿部 治郎; 岡根 章五; 薄井 洸
JAERI-Tech 2002-036, 24 Pages, 2002/03
大洗研究所燃料研究棟では、廃棄物中におけるプルトニウムの計量のために、パッシブ
線測定法を採用してきた。近年、ネプツニウムを使用した研究の進展により、プルトニウムとネプツニウムが混在する廃棄物が発生するようになり、パッシブ線測定法では、
Puから放出される線と
Npの娘核種である
Paから放出される線のエネルギーが近似するために、プルトニウムの計量に困難を生じ、計量方法についての検討が必要となった。本試験では、廃棄物非破壊計量試験装置を使用した場合の混在核種による複合スペクトルについて、差引法及び分割法の解析方法を用いてプルトニウムの比較計量を行った。その結果、差引法では廃棄物中のプルトニウム量が100mg以上の場合、約10
15%の誤差となり、また、10mg以下でかつ、プルトニウムとネプツニウムの混在比が1以下の場合、約50%以上の誤差になることがわかった。一方、分割法では100mg以上の場合、約数%15%の誤差となり、また、10mg以下の場合、混在比の変化にかかわらず、約3050%の誤差になることがわかった。以上のことから、アルファ廃棄物中のプルトニウムの計量には、分割法が優れていることがわかり、実廃棄物について応用している。
大内 正市*; 黒澤 誠; 阿部 治郎; 岡根 章五; 薄井 洸
JAERI-Tech 2002-026, 35 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-026.pdf:2.32MB
日本原子力研究所大洗研究所の燃料研究棟108号室(分析室)に設置されているウラン・プルトニウム分析試料の秤量等を行うグローブボックス801-W及び電位差滴定法によりウラン・プルトニウムの定量を行うグローブボックス802-Wの2台は、設置後25年以上経過しており老朽化が著しいため、解体撤去を実施して更新することとした。本報告書は一連のグローブボックス解体撤去作業における技術的知見,評価及び作業内容をまとめたものである。
伊藤 孝雄; 秋野 昇; 海老沢 昇; Grisham, L. R.*; 本田 敦; Hu, L.*; 河合 視己人; 椛澤 稔; 栗山 正明; 日下 誠*; et al.
Fusion Engineering and Design, 51-52, p.1039 - 1047, 2000/11
被引用回数：15 パーセンタイル：68.65(Nuclear Science & Technology)JT-60用負イオンNBI装置では高エネルギーの中性粒子ビーム入射運転を出力上昇運転と並行して行っている。ここでは、ビーム特性の評価がビームパワー増加及び最適化のために重要である。この評価のため、ビームラインからの中性子発生量、ビーム発散、ビームラインの熱負荷及び対向面上ビーム分布を使用した。中性子発生量は重水素ビームパワーに比例するので、重水素負イオン電流の状況を簡単に把握できる。NBIのドリフトダクトとイオンダンプで見積もられたビーム発散及び機器の熱負荷はイオン源の運転パラメータ最適化及び入射ビームパワー評価のため使った。ドリフトダクトで測定したビーム発散は設計値の5ミリラジアンにほぼ一致していた。対向面の熱負荷分布はビーム軸を求めるために使われる一方中性粒子ビームの分布を監視するうえでも有効であった。
玉田 正男; 越川 博; 諏訪 武; 吉岡 照文*; 臼井 博明*; 佐藤 壽彌*
Polymer, 41(15), p.5661 - 5667, 2000/07
被引用回数：17 パーセンタイル：52.1(Polymer Science)N,N'-diphenyl-N,N'-bis(4-methylphenyl)-[I,I'-biphenyl]-4,4'-diamine(TPD)を有する新規アクリルモノマーを合成し、エレクトロルミネッセンス(EL)素子のホール輸送層に応用した。まず、モノマー薄膜を真空蒸着により作製し、その後、真空中で紫外線を照射して予備的に重合させてから、真空を保ったまま400Kまで加熱した。得られた厚さが60nmの薄膜の重合率は96%で薄膜表面は非常に平坦であった。この表面平坦性は420Kの加熱まで維持された。これらの真空蒸着及び重合のプロセスについては反射赤外スペクトルによりその場観察した。この手法で重合した薄膜を用いることにより、モノマー薄膜の場合と比較して約3倍の効率を有するEL素子を作製することができた。
玉田 正男; 越川 博; 細井 文雄; 諏訪 武; 臼井 博明*; 小坂 篤史*; 佐藤 壽彌*
Polymer, 40(1), p.3061 - 3067, 1999/00
トリフェニルアミンメチルアクリレート薄膜を230Kから290Kの範囲のインジューム・スズ酸化物基板上に真空蒸着により作製した。エレクトロルミネッセンス素子の構築を目指して、この薄膜に引き続き真空中でUV光を照射し重合させた。真空中での薄膜の重合をフーリエ変換赤外反射吸収法により調べた。UV光の照射により重合率はほぼ100%に達した。基板温度が高い場合、重合時間は短縮されたが、薄膜表面の凹凸が増加した。重合のメカニズムはモノマー消費速度の次数からラジカル重合機構で説明が可能であった。数平均分子量はUV強度が減少するに従い増加した。
塚田 隆; 芝 清之; 中島 甫; 薄井 洸; 近江 正男; 後藤 一郎; 加藤 佳明; 中川 哲也; 川又 一夫; 田山 義伸; et al.
JAERI-M 92-165, 41 Pages, 1992/11
原研及び動燃による共同研究「中性子照射材料の破壊特性評価試験」のうち、高速炉「常陽」で使用済みのラッパー管を供試材として行った、水中応力腐食割れ性評価試験の結果について報告する。原研では平成元年度より炉心構造材料の照射腐食割れ研究を行っており、一方動燃では燃料集合体の照射後水中裸貯蔵に関連して水環境下での照射後ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)感受性評価が課題となっている。本研究では、照射量810
n/cm(=約40dpa)のラッパー管より試験片を製作し、溶存酸素32ppmの純水中で60
C、200C、300Cにおいて低歪速度引張試験を実施した。その結果、60Cでは完全な延性破断を確認したが、300Cの水中では破断面の一部に粒界破面が観察された。これらの結果から、高速炉照射したステンレス鋼は、常温においてはSCC感受性を示さないが、高温水中においてはSCC感受性を持つようになると考えられる。
野田 健治; 杉本 昌義; 加藤 義夫; 松尾 秀人; 渡辺 勝利; 菊池 輝男; 薄井 洸; 大山 幸夫; 大野 英雄; 近藤 達男
Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.1367 - 1371, 1992/00
被引用回数：9 パーセンタイル：65.13(Materials Science, Multidisciplinary)重陽子加速器をベースとするエネルギー選択型中性子照射実験装置(ESNIT)は高中性子エネルギー・高中性子束の照射場での材料試験が可能な施設であり、しかもこの中性子源がつくる照射場における中性子エネルギースペクトルが約5~15MeVの間でピーク性とピークエネルギーの選択性とを有している。このエネルギー領域の中性子による材料重照射試験が核融合炉材料開発にとって必須の手段として期待され、現在の要素技術検討が進められている。本稿ではESNITを用いる核融合炉材料研究とその特徴、ESNITの技術的検討の現状についてのべる。
