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論文

Removal of soluble strontium via incorporation into biogenic carbonate minerals by halophilic bacterium Bacillus sp. strain TK2d in a highly saline solution

堀池 巧*; 土津田 雄馬*; 中野 友里子*; 落合 朝須美*; 宇都宮 聡*; 大貫 敏彦; 山下 光雄*

Applied and Environmental Microbiology, 83(20), p.e00855-17_1 - e00855-17_11, 2017/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:50.78(Biotechnology & Applied Microbiology)

福島第一原子力発電所事故により、放射性ストロンチウムの一部が海洋に漏出した。塩濃度が高い条件では一般的な吸着剤によるSrの除去効率が低いので、本研究では生物起源鉱物による塩水中からの水溶性Srの除去を検討した。海底堆積物から単離したバチルス属細菌のTK2k株は、塩水中のSrの99%以上を除去した。Srはまず細胞表面に吸着し、その後細胞外に形成した炭酸塩鉱物に取り込まれることを明らかにした。

報告書

照射済燃料を浸漬させた人工海水の組成分析

田中 康介; 須藤 光雄; 大西 貴士; 圷 葉子; 吉武 庸光; 山下 真一郎; 関岡 健*; 石ヶ森 俊夫*; 大林 弘; 小山 真一

JAEA-Research 2013-036, 31 Pages, 2013/12

JAEA-Research-2013-036.pdf:3.31MB

東京電力福島第一原子力発電所(1F)の事故では、原子炉の冷却機能維持のために建屋の外部から注水が行われた。その際、緊急措置として一時的に海水が使われ、燃料と海水が有意な時間直接的に接触する状態が生じた。この状態においては燃料から核分裂生成物(FP)等が海水中に溶出することが想定されることから、その溶出・浸出挙動を把握しておくことは、圧力容器,格納容器等構造物の健全性に与える影響を評価する上での基礎的な情報として有用である。そこで、本研究においては、FP等の海水への浸出挙動に係る基礎的な知見を得ることを目的として、照射済燃料を人工海水中で浸漬させて得られた溶液の組成を分析する試験を行った。その結果、海水成分は浸漬試験の前後で大きな変動は確認されなかった。また、浸漬試験後の溶液中における被覆管成分は検出されず、これらの元素の溶出は確認されなかった。FP成分についてはCs, Cd, Mo等が、燃料由来成分についてはU, Pu及びAmがそれぞれ検出された。溶液中で検出された核種において溶出率を評価した結果、地下水を想定した溶液に照射済燃料を浸漬させた試験結果と類似する傾向にあることがわかった。

論文

Annular core experiments in HTTR's start-up core physics tests

藤本 望; 山下 清信*; 野尻 直喜; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 中野 正明*

Nuclear Science and Engineering, 150(3), p.310 - 321, 2005/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:37.38(Nuclear Science & Technology)

HTTRの臨界試験において、解析コードの検証を目的として環状炉心の試験が行われた。この試験では、初臨界炉心,臨界制御棒位置,中性子束分布,過剰反応度等の測定が行われた。これらのデータを被覆粒子の燃料コンパクト中での配置を考慮できるモンテカルロコードMVPで評価した。その結果、環状炉心における反応度に対する被覆粒子燃料の非均質効果は、中実炉心での効果より小さいことが明らかになった。実効増倍率の解析値は測定値と1%$$Delta$$k以下の誤差で一致した。中性子束分布の解析値は測定値とよく一致した。過剰反応度評価においては、制御棒の干渉効果を排除するための修正法を用いた。修正した過剰反応度と解析値は 1%$$Delta$$k/k以下の差で一致した。

論文

高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界試験,2; 環状型燃料装荷による初臨界達成とその予測法

藤本 望; 中野 正明*; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信

日本原子力学会誌, 42(5), p.458 - 464, 2000/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:44.06(Nuclear Science & Technology)

HTTRは1998年11月10日の初臨界を達成した。臨界試験においては、環状炉心の核特性を取得するため、炉心外周部から燃料を装荷した。燃料装荷に先立ち、モンテカルロ計算により16$$pm$$1カラムで臨界と予測していたが19カラムで臨界となった。これは炉心外周から燃料を装荷したため臨界付近で実効増倍率の増加が緩やかでありわずかな評価誤差で臨界量が変わることによるものであった。そこで、解析により不純物等のパラメータを調整して臨界量を変化させた炉心の1/M曲線を複数求め、測定値として比較して最小臨界カラム数を求める1/Mはさみうち法を考案した。この方法により初臨界カラム数を精度良く求めることができた。また、モンテカルロ計算についても見直しを行い、全燃料も装荷した炉心で1%$$Delta$$k/k以下の誤差で評価できることを確認した。

論文

高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界試験,1; 試験計画,燃料装荷及び核特性試験

山下 清信; 藤本 望; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 中野 正明*; 梅田 政幸; 竹田 武司; 茂木 春義; 田中 利幸

日本原子力学会誌, 42(1), p.30 - 42, 2000/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:27.47(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料は、炉心外周部から装荷し、1999年11月10日に19カラムの環状の炉心状態で初臨界に達した。HTTRの臨界試験項目は、おもに、使用前検査及び高温ガス炉技術の基盤の確立のための試験から構成した。前者の試験では、過剰反応度が制限値以下であることを確認した。後者の試験では、将来型炉として提案されている環状炉心の試験データを取得した。また、制御棒挿入時間が約10秒と長くとも原子炉停止余裕の測定に、逆動特性及び遅れ積分計数法を適用できることを確認した。そのほか、炉心性能を把握するため、制御棒反応度価値曲線、軸方向中性子束分布等を測定した。臨界試験で計画したすべての試験は、成功裏に行われ1999年1月21日に完了した。これらの試験結果から、HTTRは出力上昇試験段階に移行できる状態にあることを確認した。

論文

First criticality prediction of the HTTR by 1/M interposition method

藤本 望; 中野 正明*; 野尻 直喜; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信

JAERI-Conf 99-006, p.328 - 333, 1999/08

HTTRの燃料装荷は炉心の外側から時計回りに装荷し環状炉心を構成した後、内側に装荷する方法で行った。この方法では、炉心の周りに設けた3系統の仮設中性子検出器の燃料装荷途中の応答が各系統毎に異なる。燃料が検出器の近くに装荷されると、その系統の1/Mは大きく変化するが、離れた位置に装荷されたときの変化は小さい。このため、これまでに用いられてきた1/Mの外挿で初臨界のカラム数を予測することが困難であった。よって、新たな方法としてあるカラム数で臨界となる状態での1/Mの変化を解析で求めておき、これと測定値を比較することにより初臨界のカラム数を予測する1/Mはさみうち法を考案した。この方法により、HTTRの初臨界カラム数を精度良く予測することができた。

論文

IKRD法により落下時間が長い制御棒の反応度価値を測定する方法

山下 清信; 竹内 光男; 藤本 望; 藤崎 伸吾; 中野 正明*; 野尻 直喜; 田村 誠司*

日本原子力学会誌, 41(1), p.35 - 38, 1999/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

軽水炉等では制御棒を瞬時に挿入できることから、落下法による反応度測定で制御棒の全挿入が瞬時に完了しなければならない前提条件は満たされていた。反応度事故時でも燃料温度の上昇が緩慢であり安全上、制御棒を急速に挿入する必要がない高温工学試験研究炉では、制御棒駆動機構への負荷を軽減するため挿入時間は12秒以下としている。このような原子炉に従来の落下法を適用すると制御棒の反応度価値は大幅に過小評価され測定誤差が大きくなる。そこで、反応度を連続的に測定できるIKRD法を用いて落下時間が長い制御棒の反応度価値を測定できると考え、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)で確認実験を行った。実験及び解析結果の比較から、IKRD法を用いても反応度価値は、10%以下の誤差で測定できることを確認した。

論文

HTTR臨界試験の結果

藤本 望; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 中野 正明*; 山下 清信; 茂木 春義

UTNL-R-0378, p.5.1 - 5.10, 1999/00

HTTRは1998年7月に燃料装荷を開始し、同年11月に初臨界を達成した。臨界近接では炉心外周部から燃料を装荷し、環状炉心で臨界とした。従来行われてきた1/Mの直線外挿では臨界予測が難しかったため、臨界量も調整した計算により評価した1/Mで測定値をはさみ込むことにより臨界量を予測することができた。臨界試験では、過剰反応度、炉停止余裕、中性子束分布、制御棒反応度価値、熱出力及び動特性パラメータ等の測定を行った。過剰反応度の測定では、制御棒の干渉効果により測定値は実際の値より小さくなる。そのため、解析により補正係数を求め、これを測定値にかけることにより補正を行った。炉停止余裕や中性子束分布測定では、解析値は測定値もよく模擬できていることがわかった。今後、試験結果の検討を進め、解析の高度化を図ることとしたい。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)臨界試験の予備解析結果; モンテカルロコードMVPに基づく解析

野尻 直喜; 中野 正明; 安藤 弘栄; 藤本 望; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信

JAERI-Tech 98-032, 59 Pages, 1998/08

JAERI-Tech-98-032.pdf:2.48MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界試験の事前評価として、連続エネルギー法に基づくモンテカルロ計算コードMVPにより核特性解析を行った。拡散理論による炉心計算では直接モデル化が困難であった、燃料コンパクト、燃料棒、燃料棒挿入孔、反応度調整材等の燃料体内の非均質構造、制御棒及び制御棒挿入孔、後備停止系ほう素ペレット落下孔、炉心構成要素間の間隙等を詳細にモデル化した。解析により、初回臨界は16カラム前後燃料を装荷した状態で到達する見込みであること、その際第1,2,3リング制御棒を全引き抜きし中心制御棒だけを操作することで臨界調節が可能であることを確認した。また、臨界時の制御棒位置、過剰反応度、炉停止余裕等を求めた。これらの解析結果を臨界試験の計画策定に用いた。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)臨界試験の予備解析結果; HTTR核特性解析コードシステムに基づく解析

藤本 望; 野尻 直喜; 中野 正明*; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信

JAERI-Tech 98-021, 66 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-021.pdf:2.63MB

本報は、HTTR核特性解析コードシステムの炉心解析モデルの改良と、このモデルを用いて行った臨界試験の予備解析結果について報告するものである。解析モデルは、BPの軸方向装荷パターンがゼブラ状であること並びに燃料体内での径方向位置をモデル化できるよう及び制御棒挿入孔等からのストリーミングを考慮できるよう改良した。予備解析では、燃料装荷に伴う実効増倍率の変化、中性子検出器の応答確認、逆増倍係数、制御棒反応度価値、炉停止余裕、動特性パラメータ、中性子束分布及び出力換算係数に関する解析を行った。本報に示した結果は、既に試験計画及び使用前検査に用いている。今後は、この結果と臨界試験結果を比較し、モデル及び試験結果の妥当性の確認を行う計画である。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の過剰反応度測定での制御棒干渉効果の解析評価

中野 正明; 山下 清信; 藤本 望; 野尻 直喜; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 徳原 一実*; 中田 哲夫*

JAERI-Tech 98-017, 61 Pages, 1998/05

JAERI-Tech-98-017.pdf:2.68MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の過剰反応度を燃料追加法によって測定する場合について、制御棒の干渉効果が過剰反応度に与える影響を評価した。制御棒が全引き抜き状態の実効増倍率から求める過剰反応度に比べて、制御棒操作を考慮することによって、-10%~+50%程度の測定値が変化することがわかった。また、干渉効果の影響を小さくするためには、被測定制御棒、補償制御棒とも複数の制御棒を用いればよく、(1)被測定制御棒として第3リング制御棒を除く13対を用い、そのうちの1対の反応度測定の際にその他の12対を補償制御棒として用いる組合わせ、(2)第1リング制御棒6対を(1)と同様に用いる組み合わせ、が過剰反応度測定に適していることが明らかになった。

論文

Benchmark problems of start-up core physics of High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

山下 清信; 野尻 直喜; 藤本 望; 中野 正明*; 安藤 弘栄; 長尾 美春; 長家 康展; 秋濃 藤義; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; et al.

Proc. of IAEA TCM on High Temperature Gas Cooled Reactor Applications and Future Prospects, p.185 - 197, 1998/00

本報は、核設計コードの解析精度の向上を目的とした高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界特性試験に関するベンチマーク問題を高温ガス炉に関するIAEA-TCM会議参加国に提供するものである。HTTRの有効炉心直径及び炉心高さは、それぞれ230及び290cmであるので、設計検討された実用高温ガス炉の寸法の約1/2の大きさに相当する。過剰反応度は、実用炉のものとほぼ同じ高い値である。実用炉で計画されている環状炉心の特性を臨界近接時に取得する。これら3点から、HTTRを用いたベンチマーク問題は、実用高温ガス炉設計用核設計コードの解析精度の向上に役立つものと考える。本報告では、棒状の反応度調整材の取り扱いの難しさを含め、これまで原研で行った解析結果についても発表する。

報告書

高温工学試験研究炉の試験燃料体の健全性評価

林 君夫; 塩沢 周策; 福田 幸朔; 鶴田 晴通; 井川 勝市; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 飛田 勉; 白鳥 徹雄; 赤堀 光雄; et al.

JAERI-M 90-115, 77 Pages, 1990/07

JAERI-M-90-115.pdf:2.65MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の試験燃料体として装荷するB型燃料体の健全性の評価を行なった。B-1型燃料体の被覆燃料粒子の仕様は、ドライバー燃料であるA型燃料体の仕様に比べて、燃料核直径及び被覆層厚さを若干変更したがいずれも安全側への変更である。B-2型燃料体は、SiC層の代わりに高温化学安全性に優れたZrC層を用いるもので、A型燃料体より健全性が向上することを実証している。B-3型燃料体は(U,Th)O$$_{2}$$燃料核-SiC被覆粒子を用いるものであり、HTTRにおける照射条件は、その健全性データが十分取得されている範囲までとした。以上のことから、これらのB型燃料体のHTTR通常運転条件下における、これらのB型燃料体のHTTR通常運転条件下における健全性は保たれると判断した。また、燃料許容設計限界として、運転時の異常な過渡変化時に燃料最高温度が1600$$^{circ}$$Cを超えないことと定めることの妥当性を示した。

報告書

氷粒ブラスト装置の試験研究, II

西本 亘*; 木室 晴視*; 石橋 征二郎*; 宮原 修二*; 山下 三郎*; 林 三雄*; 鈴木 洋二*; 広瀬 康雄*

PNC TJ118 85-06VOL2, 221 Pages, 1985/04

PNC-TJ118-85-06VOL2.pdf:20.84MB

大洗工学センター固体廃棄物前処理施設(WDF)内の$$alpha$$除染セルに於いて,氷粒プラスト装置を除染装置として使用する場合を考えて,装置化を目標とした試験研究を実施した。粒子の選定に関しては,製造法の異なる二種類の粒子についてプラスト試験を実施して比較した。結果は,両者に顕著な差はなく,氷の含有が多くなるほど,硬さの効果で練瓦等の研削能力に勝れ,ドライアイスの含有が多くなるほど,低温の効果で塗料等の剥離能力に勝れていることが分かった。WDFに搬入されるルーズな付着の汚染物や塗装製品の汚染物に対し剥離効果が得られ,粒子製造装置としては,装置の小型化,自動操作化に適するプレミックス法を選定した。選定した粒子について,プラスト性能に影響を及ぼすと考えられる因子をパラメータとし,模擬試験片への投射実験を実施して,研掃力限界におよび研掃効率の把握を行った。また,前年度の設計研究で提起された装置化上の諸問題点について,対策方法を実験あるいは調査検討により解決を行い,WDF向の氷粒プラスト装置の基本設計を実施した。

報告書

氷粒ブラスト装置の試験研究, II

西本 亘*; 木室 晴視*; 石橋 征二郎*; 宮原 修二*; 山下 三郎*; 林 三雄*; 鈴木 洋二*; 広瀬 康雄*

PNC TJ118 85-06VOL1, 21 Pages, 1985/04

PNC-TJ118-85-06VOL1.pdf:1.04MB

大洗工学センター固体廃棄物前処理施設(WDF)内の$$alpha$$除染セルに於いて,氷粒ブラスト装置を除染装置として使用する場合を考えて,装置化を目標とした試験研究を実施した。粒子の選定に関しては,製造法の異なる二種類の粒子についてブラスト試験を実施して比較した。結果は,両者に顕著な差はなく,氷の含有が多くなるほど,硬さの効果で煉瓦等の研削能力に優れ,ドライアイスの含有が多くなるほど,低温の効果で塗料等の剥離能力に優れていることが分かった。WDFに搬入されるルーズな付着の汚染物や塗装製品の汚染物に対し剥離効果が得られ,粒子製造装置としては,装置の小型化,自動操作化に適するプレミックス法を選定した。選定した粒子について,ブラスト性能に影響を及ぼすと考えられる因子をパラメータとし,模擬試験片への投射実験を実施して,研掃力限界および研掃効率の把握を行った。また,前年度の設計研究で提起された装置化上の諸問題点について,対策方法を実験あるいは調査検討により解決を行い,WDF向の氷粒ブラスト装置の基本設計を実施した。

報告書

氷粒ブラスト装置の設計研究

清水 信*; 木室 晴視*; 綾部 統夫*; 河野 保昌*; 宮原 修二*; 山下 三郎*; 金沢 和夫*; 林 三雄*; 吉崎 正人*

PNC TJ118 83-05VOL2, 222 Pages, 1984/03

PNC-TJ118-83-05VOL2.pdf:14.66MB

氷粒プラスト法についてプラスト性能ならびに適用性についての試験検討を行い,これをもとに氷粒プラスト装置の概念設計を実施した。除染性能に関しては,性能に影響を及ぼすと考えられるプラスト圧力,氷/ドライアイス混合比等をパラメータとして模擬試験片への投射実験を実施し最適プラスト条件の把握を行うと同時に除染機構の推定を行った。氷粒プラスト装置を$$alpha$$除染セルならびにグローブボックスへの適用性の調査を行うと共に剥離物の廃棄物処理系への移行量について実験にて確認を行った。又投射時に氷粒プラスト装置が発する騒音について調査を行い騒音の低減化について検討を行った。以上の調査検討に装置上の検討を加え$$alpha$$除染セルに設置する氷粒プラスト装置の概念設計を実施した。

報告書

氷粒ブラスト装置の設計研究; 昭和58年度

清水 信*; 木室 晴視*; 綾部 統夫*; 河野 保昌*; 宮原 修二*; 山下 三郎*; 金沢 和夫*; 林 三雄*; 吉崎 正人*

PNC TJ118 83-05VOL1, 42 Pages, 1984/03

PNC-TJ118-83-05VOL1.pdf:1.06MB

氷粒ブラスト法について,ブラスト性能ならびに適用性についての試験検討を行い,これをもとに氷粒ブラスト装置の概念設計を実施した。除染性能に関しては,性能に影響を及ぼすと考えられるブラスト圧力,氷/ドライアイス混合比等をパラメータとして模擬試験片への投射実験を実施し,最適ブラスト条件の把握を行うと同時に除染機構の推定を行った。氷粒ブラスト装置をアルファ除染セルならびにグロ沍プボックスへの適用性の調査を行うと共に,剥離物の廃棄物処理系への移行量について実験にて確認を行った。又投射時に氷粒ブラスト装置が発する騒音について調査を行い騒音の低減化について検討を行った。以上の調査検討に装置上の検討を加えアルファ除染セルに設置する氷粒ブラスト装置の概念設計を実施した。

報告書

Preparation and properties of B$$_{4}$$C for MK-2

Yamashita, Mitsuo*; Saruwatari, Mitsuyoshi*; Shigi, Tadasuke*; Nishikawa, Akira*; Hara, Masatsugu*

PNC TN251 75-21, 40 Pages, 1975/05

PNC-TN251-75-21.pdf:1.97MB

None

口頭

柔軟な移行期燃料サイクルシステムの開発,3; U分別

山下 淳一*; 深澤 哲生*; 河村 文雄*; 星野 国義*; 笹平 朗*; 湊 和生; 赤堀 光雄; 荒井 康夫

no journal, , 

軽水炉(LWR)から高速増殖炉(FBR)への移行期において、種々の不確定要因に柔軟に対応できる燃料サイクルシステム(FFCI: Flexible Fuel Cycle Initiative)を考案した。本システムにおいて、約90%のウランを分別除去する技術及びウラン分別後の残り(リサイクル原料:Pu, U, FP, MA)の特性について調査検討した。U分別技術としては、FSで開発中の晶析法,米国AFCIで開発中のUREX法及び乾式法として溶融塩電解法やフッ化物揮発法のいずれも適用可能であるが、回収Uの有効利用のためには高除染なU回収技術が適当である。また、リサイクル原料の基本特性から、その取扱いや貯蔵冷却時において、従来の高レベルガラス固化体と同様の技術が適用できる見通しを得た。

口頭

照射済燃料を浸漬させた人工海水の組成分析

田中 康介; 須藤 光雄; 大西 貴士; 圷 葉子; 大林 弘; 小山 真一; 吉武 庸光; 山下 真一郎; 関岡 健*; 石ヶ森 俊夫*

no journal, , 

破損燃料から溶出した核種が炉内水環境に与える影響についての基礎的な知見を得る研究の最初のステップとして、照射済燃料を100$$^{circ}$$Cの人工海水中に6時間, 12時間, 18時間浸漬させ、得られた溶液の組成を分析した。

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