東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2022年度

國分 祐司; 中田 陽; 瀬谷 夏美; 小池 優子; 根本 正史; 飛田 慶司; 山田 椋平*; 内山 怜; 山下 大智; 永井 信嗣; et al.

JAEA-Review 2023-046, 164 Pages, 2024/03

JAEA-Review-2023-046.pdf:4.2MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2022年4月から2023年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目で見られた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の範囲を外れた値の評価について付録として収録した。

Neutron stress measurement of W/Ti composite in cryogenic temperatures using time-of-flight method

西田 真之*; Harjo, S.; 川崎 卓郎; 山下 享介*; Gong, W.

Quantum Beam Science (Internet), 7(1), p.8_1 - 8_15, 2023/03

https://doi.org/10.3390/qubs7010008

In this study, the thermal stress alterations generated in a tungsten fiber reinforced titanium composite (W/Ti composite) were evaluated by the neutron stress measurement method at cryogenic temperatures. The W/Ti composite thermal loads were repeated from room temperature to the cryogenic temperature (10 K), and alterations in thermal residual stress were evaluated using the neutron in situ stress measurement method. In this measurement, the stress alterations in the titanium matrix and the tungsten fibers were measured. This measurement was carried out by TAKUMI (MLF-BL19) of J-PARC, a neutron research facility in the Japan Atomic Agency. The measurement method of TAKUMI is the time-of-flight (TOF) method. Owing to this measurement method, the measurement time was significantly shortened compared to the angle-dispersion type measurement by a diffractometer. As a result of the measurement, large compressive stresses of about 1 GPa were generated in the tungsten fibers, and tensile stresses of about 100 MPa existed in the titanium matrix. The thermal stresses due to the temperature change between room temperature and cryogenic temperature is caused by the difference of thermal expansions between the tungsten fibers and the titanium matrix, and these stress values can be approximated by a simple elastic theory equation.

Corrosion behaviour of FeCrAl-ODS steels in nitric acid solutions with several temperatures

高畠 容子; 安倍 弘; 佐野 雄一; 竹内 正行; 小泉 健治; 坂本 寛*; 山下 真一郎

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 9 Pages, 2018/10

https://euronuclear.org/events/topfuel/topfuel2018/fullpapers/TopFuel2018-A0080-fullpaper.pdf

事故耐性軽水炉燃料の燃料被覆管として開発されているFeCrAl-ODS鋼の硝酸腐食評価を、使用済燃料再処理工程に対して燃料被覆管腐食生成物が与える影響を評価するために実施した。3mol/L硝酸における腐食試験を、60C, 80C,沸騰条件において実施し、浸漬試験の試験片に対してはXPS分析を行った。沸騰条件にて最も腐食が進展し、腐食速度は0.22mm/yであった。酸化被膜内のFe割合は減少しており、CrとAlの割合は増加していた。腐食試験の結果、FeCrAl-ODS鋼は高い硝酸腐食耐性を持つため、再処理工程中の溶解工程において許容可能であることを確かめた。

掘削体積比エネルギーを用いた原位置岩盤物性評価に関する研究(共同研究)

引間 亮一*; 平野 享*; 山下 雅之*; 石山 宏二*; 丹野 剛男*; 真田 祐幸; 佐藤 稔紀

JAEA-Research 2013-040, 51 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2013-040.pdf:6.86MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発では、岩盤の力学特性や初期応力状態を評価して岩盤力学モデルを構築し、坑道掘削時の力学的安定性を評価するとともに、岩盤の長期的な挙動を評価することが重要な課題とされている。坑道掘削前のボーリングコアなど限られた情報からでは、割れ目を含む原位置岩盤の力学特性を精度よく評価することは困難であるため、原位置岩盤の力学特性を簡便で精度よく把握する手法として、掘削機械の掘削データから得られる掘削体積比エネルギーに基づく原位置岩盤物性評価手法に関する研究を実施した。その結果、以下の知見を得た。(1)基礎実験から得られたSEによる強度推定式より、原位置の岩盤強度を概ね正しく評価することができ、その誤差は2030%であった。(2)基礎実験から得られた削孔速度による強度推定式では、岩盤強度を正しく評価できないことがわかった。(3)1つの推定式からより広範囲の岩盤強度を算出できる可能性を示した。本報告書は、2010年度2012年度の3年間で実施した共同研究の成果をまとめたものである。

Mass production of NbSn conductors for ITER toroidal field coils in Japan

高橋 良和; 礒野 高明; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 名原 啓博; 松井 邦浩; 辺見 努; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 押切 雅幸; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4801904_1 - 4801904_4, 2012/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2011.2178053

ITER計画において、原子力機構は2010年3月からトロイダル磁場(TF)コイル用導体を調達している6極の中で、先駆けて実機導体の製作を開始した。TFコイルは高さ14m,幅9mで、7個のダブルパンケーキから構成されている。導体の単長は最大760mであり、通電電流値は11.8Tの磁場中において68kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、900本のNbSn素線と522本の銅素線で構成されている。2010年12月までに、約60トンのNbSn素線を製作した。これは、日本の分担分の約55%に相当する。また、11本の実機導体を製作し、日本分担分(33本)の約30%に相当する。実機導体は、ほぼ毎月1本ずつ製作している。本発表では、760mの銅ダミー導体の製作を通して確立した導体製作技術を中心に、高品質を確保する品質管理技術などの量産技術を紹介する。この量産体制の確立は、ITER建設の推進に大きく貢献している。

原位置岩盤物性評価のための掘削体積比エネルギー利用について; 瑞浪超深地層研究所における研究計画

引間 亮一; 佐藤 稔紀; 真田 祐幸; 丹野 剛男; 平野 享*; 山下 雅之*; 石山 宏二*

平成23年度(2011年)資源・素材学会秋季大会講演集, p.265 - 266, 2011/09

地層処分技術に関する研究開発では、坑道掘削時の力学的安定性評価を行うことに加えて、岩盤の長期的な挙動を評価することが重要となっている。さらに、坑道掘削後には掘削影響領域が生じ、地下水や物質の選択的な移行経路になることも想定される。しかし、坑道掘削前の岩芯など限られた情報からでは、力学特性や割れ目の分布などの不確実性を伴う原位置岩盤を正確に評価することは困難であり、広範囲にわたる地下施設では、すべての位置を精密な原位置調査を実施することは現実的でない。一方、岩盤性状の変化は削岩機やTBMの掘削データから推定できることが以前から知られており、掘削体積比エネルギーが岩盤性状を現す一つの指標として提案されている。本報告では、既存文献から掘削体積比エネルギーを用いて掘削影響領域を評価できる可能性を示した。掘削体積比エネルギーは、施工時の掘削機械のデータから算出できるため、トンネル線形に沿った連続したデータとして取得でき、広範囲にわたる原位置での岩盤物性や掘削影響領域を評価することができる可能性は高いと期待される。

Design of a -1 MV dc UHV power supply for ITER NBI

渡邊 和弘; 山本 昌則; 武本 純平; 山下 泰郎*; 大楽 正幸; 柏木 美恵子; 谷口 正樹; 戸張 博之; 梅田 尚孝; 坂本 慶司; et al.

Nuclear Fusion, 49(5), p.055022_1 - 055022_5, 2009/05

https://doi.org/10.1088/0029-5515/49/5/055022

ITER中性粒子入射装置には-1MVの直流電源システムが必要であり、日本とEUが分担して製作する計画である。原子力機構は、日本国内機関としてITER中性粒子入射装置電源システムのうち、-1MVの直流超高圧発生部,伝送系, -1MV絶縁変圧器,サージ抑制装置などの超高電圧の主要な機器を分担する。これまでに、これら機器の設計を行った。インバータ電源の周波数については、回路定数から150Hzが適切な値であることを示し、採用された。直流超高圧の絶縁については、長時間の電界分布の変化を考慮し、その主要な機器の設計を行った。サージ抑制機能についても、回路解析を行い、サージブロッカによるエネルギー吸収素子や抵抗素子を適用することにより、負荷である加速器への流入エネルギーを20ジュール程度以下に抑制できることを確認した。

Development of the Unattended Spent Fuel Flow Monitoring Safeguards System (UFFM) for the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) (Joint research)

中川 繁昭; 梅田 政幸; Beddingfield, D. H.*; Menlove, H. O.*; 山下 清信

JAEA-Technology 2007-003, 24 Pages, 2007/02

JAEA-Technology-2007-003.pdf:3.61MB

HTTRの保障措置手法において、使用済燃料ブロックの員数勘定を実施するために非立会型の使用済燃料フローモニターを適用した。使用済燃料フローモニターは、「接近困難な」場所にある使用済燃料ブロックの移動を非立会で検認できるようにし、査察業務量を減らせるようにした。設計・製作を工夫し、燃料ブロックの移動経路に沿った狭い空間にうまく組み込んだ。使用済燃料フローモニターは、2組の検出器管,GRANDと呼ばれる電子機器及びコンピュータから構成する。1組の検出器管は2つの電離箱と1つHe-3中性子計数管を収納している。また、2組の検出器管からの信号変化の時間遅れが大きくなるように、検出器管の先端に形状に工夫を加えたタングステン製のコリメータを設置した。IAEAの受入検査を実施し、使用済燃料フローモニターが使用済燃料ブロックを検知するために十分な機能を有していること、信号変化の時間遅れが使用済燃料ブロックの移動方向を決定するために十分であることを示した。使用済燃料フローモニターについては、HTTRの使用済燃料ブロックの員数勘定を実施するために有効であることが確認され、IAEAの保障措置機器として承認された。

First test results for the ITER central solenoid model coil

加藤 崇; 辻 博史; 安藤 俊就; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 河野 勝己; 押切 雅幸*; et al.

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.59 - 70, 2001/10

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(01)00235-6

ITER中心ソレノイド・モデル・コイルは、1992年より設計・製作を開始し、1999年に完成した。2000年2月末に原研に建設されたコイル試験装置への据え付けが終了し、3月より第1回のコイル実験が開始され、8月末に終了した。本実験により、コイルの定格性能である磁場13Tを達成したとともに、コイルに課せられた設計性能が十分に満足されていることを実証することができた。本論文は、上記実験結果につき、直流通電、急速励磁通電、1万回サイクル試験結果としてまとめる。また、性能評価として、分流開始温度特性、安定性特性、クエンチ特性についても言及する。

高温工学試験研究炉の燃料体からの線測定; 方法と結果

藤本 望; 野尻 直喜; 高田 英治*; 山下 清信; 菊地 孝行; 中川 繁昭; 小嶋 崇夫; 梅田 政幸; 星野 修; 金田 誠*; et al.

JAERI-Tech 2001-002, 64 Pages, 2001/02

JAERI-Tech-2001-002.pdf:3.64MB

HTTRの炉心内の情報を得ることを目的として、炉心から燃料体を取り出し再装荷する過程での燃料体からの線の測定を行った。測定は、燃料体が通過する床上ドアバルブに設置したGM管及びCZT半導体検出器と、スタンドパイプ室に設置したエリアモニタで行い、炉内のウラン濃縮度配分の対称性を考慮して4カラムの燃料体計20体について行った。測定の結果GM管及びCZT検出器による測定では、各カラムでの軸方向の相対分布は解析とほぼ一致したが、炉心上部では解析値が高く、炉心下部では低くなった。エリアモニタによる測定でも軸方向の分布を測定することができた。さらにカラム間の比較も行った。今後は測定結果について詳細な解析・評価を行い、炉内出力密度分布等の評価精度の向上に役立てる予定である。