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前田 亮; 古高 和禎; 呉田 昌俊; 大図 章; 飛田 浩; 米田 政夫; 服部 健太朗
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)事故では原子炉燃料と原子炉構造体が溶融凝固した燃料デブリが発生していると考えられている。その廃止措置では保障措置のために燃料デブリに含まれる核物質の計量管理が必要である。原子力センシング研究グループでは、核分裂性核種の総量を非破壊で計測する技術として有望視されている高速中性子直接問いかけ(FNDI)法を用いたデブリ内核物質の非破壊測定技術の開発を行っている。本発表では核物質測定システムの設計とデブリの内容物が測定に及ぼす影響について報告する。
東條 寛; 波多江 仰紀; 佐久間 猛; 濱野 隆; 伊丹 潔
no journal, ,
原子力機構が開発を進めているJT-60SAトムソン散乱計測装置は、プラズマ内の電子温度と電子密度の空間分布の計測を目的とする。本講演では、同計測装置の開発の進展について以下の課題を中心に報告を行う。(1)新しい光学系の設計: プラズマからの微弱な散乱光を集光する光学系の設計を行った。エルノスター型のレンズを改良し、限られた設置空間や要求される検出波長領域に対応させることができるとともに、最大30keVの高電子温度計測を可能とした。(2)新しい電子温度計測法の開発: 厳しい放射線環境では、光学部品の劣化が懸念される。これにより、分光透過率が変化し、電子温度の誤評価が懸念される。これを解決するために、レーザーをプラズマ中に往復させ、それぞれの散乱信号の比を評価することで、光学部品の透過率変化に影響されずに電子温度を決定する手法を提案し、その有効性を実験的に示した。(3)真空容器近傍機器の設計開発: 大型真空窓やシャッターの設計開発の進展についても報告する。
中島 基樹
no journal, ,
日本は水冷却固体増殖方式をITER-テストブランケットモジュール計画において試験し、原型炉においても主案としている。冷却材として水を利用することから構造材料であるF82H鋼と高温高圧水の共存性、特に流動環境下における腐食現象の理解が求められている。本研究では温度300
C、圧力15MPaの高温高圧水中にて円盤試験片を回転させ、流動環境での腐食試験を実施し、溶存酸素量増加に伴う重量変化ならびに酸化物性状の変化について報告する。DOを8ppmまで増加させヘマタイトの保護性皮膜を作成することで、1000rpmの環境下においても重量の減少を抑えることに成功し、流動の影響が極めて小さくなることが明らかとなった。
丸山 孝仁; 野口 悠人; 上野 健一; 武田 信和; 角舘 聡
no journal, ,
ITERブランケット遠隔保守装置は、放射線環境のITER真空容器内で、ブランケットを真空容器に取り付ける。取り付けの際、ブランケットは真空容器側のキーにガイドされ、これによってブランケットの精密な設置(ギャップ0.5mm)が達成される。このため、遠隔保守装置の位置決め機能として、ブランケットをガイドキーに接触させるための非接触位置決め機能と、ブランケットをガイドキーにならわせる接触位置決め機能が必要である。本報告では、非接触位置決め機能としてカメラを用いたロボットビジョンを、接触位置決め機能として力制御をそれぞれ報告する。ロボットビジョンの課題は精度(要求:並進誤差5mm、回転誤差5度以下)である。これまでに行ったひとつのカメラを用いた試験では、最大で並進18.9mm、回転2.6度の誤差があった。精度を向上するため、ロボット動作の分割、カメラを2台へ増設、カメラと同心の拡散照明を設置、という3つの方法を導入した。試験の結果、最大で並進2.0mm、回転0.3度へ精度を向上し、要求精度を達成した。力制御の課題は、狭隘な溝にキーを挿入する際、初期姿勢の誤差によって、キーと溝の間に過大な反力が発生し、ロボットを損傷させる可能性があることである。これを防止するため、反力を抑制するトルク制御の適用性試験を実施し、ガイドキーにならう機能の有効性を確認した。
齋藤 真貴子; 安斉 克則; 丸山 孝仁; 野口 悠人; 武田 信和; 角舘 聡
no journal, ,
ITER遠隔保守装置には、最大440個のブランケットモジュールを最大250Gy/hの高線量環境の中で2年以内に交換することが要求されている。2年間の保守作業の稼働率を上げるためには、構成部品の信頼性を高め故障確率を低減させることが必要となる。このため、構成部品について故障モード影響解析(FMEA)によって、故障モードと致命度を分析し、放射線に関わる故障を抑制する最も重要な要素部品は潤滑剤, オイル漏れ防止用Oリング, 電気絶縁ケーブルであることを特定した。この結果から、ACサーボモータでは、潤滑剤として、ポリフェニルエーテル系合成油の基油と自己保持性のある増調剤である特殊ベントナイトを使用した市販グリースを、電気絶縁ケーブルとして材料入手と製作の容易なPEEK材を選定した。また、ケーブルのシース材では、可とう性とハロゲンフリーの観点から耐燃性架橋ポリオレフィンをベース材とし、耐放性を向上するためラジカル捕捉剤を添加した材料を選定した。照射試験は日本原子力研究開発機構高崎量子応用研究所のCo60
線照射装置を用いて行った。その結果、ACサーボモータにおいては8MGy、ケーブルシース材においては3.2MGyまでの耐放性強度、及び故障モードを確認できた。
Wan, T.; 粉川 広行; 大林 寛生; 岩元 大樹; 武井 早憲; 佐々 敏信; 前川 藤夫
no journal, ,
To solve basic technical issues related to the accelerator-driven system (ADS) that proposed by JAEA, the ADS Target Test Facility (TEF-T) will be constructed within the framework of J-PARC. In the TEF-T, a Lead-Bismuth Eutectic (LBE) spallation target will be installed and bombarded by pulsed proton beams (400 MeV, 25 Hz, 0.5 ms in pulse duration). During its operation, the target vessel would suffer the static stress due to design pressure, thermal stress due to temperature rising and dynamic stress due to pressure waves generated in the LBE. Moreover, the cavitation/erosion damage, which could be caused by the pressure waves and the LBE flowing, might be imposed on the target vessel and be a crucial factor to reduce the target lifetime. In the present study, firstly, the structural analyses for the target vessel were carried out through the numerical simulations. And secondly, the nondestructive diagnostic techniques was investigated through the experiments and numerical simulations based on the cavitation/erosion damage mechanism.
多田 健一
no journal, ,
核データから炉心計算までの全てを国産コードで取り扱うシステムを整備することを目的として、原子力機構では2013年度より、核データ処理システムFRENDY(FRom Evaluated Nuclear Data librarY to any application)の開発を進めている。本発表では、FRENDYの概要及び処理結果の妥当性検証について報告する。
土井 玲祐; 打越 啓之*; 別部 光里*
no journal, ,
セレン溶解度を制限する固相を特定するため、鉄が共存する還元条件下で過飽和法によるセレン溶解度試験を実施した。セレン濃度の経時変化から、系の平衡到達には1ヶ月を要しないことが確認され、平衡到達後のセレン濃度は10
mol/dm
程度であった。一方、沈殿固相のXRDによって検出されたSe含有固相は、FeSe
のみであった。平衡到達後のセレン濃度, 鉄濃度, 酸化還元電位の関係は、FeSeの溶解反応で解釈できるものであった。以上のことから、セレンの溶解度を制限した固相はFeSeであると考えられた。
山本 啓介; 青山 佳男
no journal, ,
放射性物質で汚染された装置等の除染には、酸を用いる浸漬法が広く用いられているが、廃液, スラッジ等が発生するため、二次廃棄物の低減化が課題となっている。この課題を解決する新しい除染法として、マイクロバブルを用いた除染法について試験を行い、その適用性を試みた。マイクロバブルの主な特徴は、表面が負に帯電していること、消滅時には高い衝撃圧力及び熱を生じることが挙げられる。マイクロバブルを汚染面に接触させ、マイクロバブルの消滅時に発生するエネルギーによって分離除去できれば酸の使用を低減することが可能となり二次廃棄物低減につながる。本研究では、まずマイクロバブル発生方式、気泡径等をパラメータとして、除染に有効な発生装置の選定を行った。次に、選定した発生装置を用いて浸漬試験装置を試作し、ウラン化合物で汚染されたウラン濃縮試験装置の器材を切り出したテストピースを対象とした除染試験を実施した。
核種において、マイクロバブル水がイオン交換水に比べ、浸漬時間の初期に除染効果が高くなる傾向がみられ、マイクロバブルを用いた除染が可能であることを確認した。
鈴木 智也; 森田 圭介; 佐々木 祐二; 松村 達郎
no journal, ,
使用済み核燃料の再処理により発生する高レベル放射性廃液は、ガラス固化後、地層処分される。しかし、高レベル放射性廃液に含まれる白金族元素(Rh(III), Ru(III), Pd(II))の高い電気伝導性やガラスへの低い溶解性が、ガラス固化体の生成を阻害することが課題となっている。それゆえ、白金族元素の高レベル放射性廃液からの分離技術の開発は重要である。そこで、本研究では、ベタインを官能基とするスチレン-ジビニルベンゼン共重合体の硝酸水溶液中のRh(III)に関する吸着挙動について検討し、より効率的なRh(III)の回収条件やRh(III)の吸着形態について明らかにした。
岩田 孟; 北村 暁
no journal, ,
過飽和法と未飽和法を用いて水系でのニオブの溶解度を測定した。得られた結果をJAEA-TDBを用いた計算値と比較すると、過飽和法では計算値と近い値であったが、未飽和法では3桁程低い値が観測され、過飽和法と未飽和法の間で溶解度制限固相が異なることが示唆された。
尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.
no journal, ,
国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル・フィールド(TF)コイル用超伝導導体の性能を評価するため、原子力機構はTFインサート・コイル(TFIC)という直径1.44mで8.875ターンの巻線部を有するTF導体を用いたソレノイドコイルをメーカーとの協力により製作した。TFICは、原子力機構の所有する中心ソレノイドモデルコイル施設の中心ボアに据付され、最大13Tまでの外部磁場環境下で性能試験が行われる。TFICの製作にあたっては、TF導体及びTFICの構造を考慮した製作技術を確立する必要があった。原子力機構では、その製作過程で適用する製作技術について試作を実施し、超伝導素線へのダメージが無く、構造的強度が十分で、かつ、製作プロセスが適切に完了可能であるかという観点から、解体試験及び極低温度を含む温度領域での機械試験を実施した。上記試験の結果から、各製作プロセスである導体巻線・Crめっき除去・電気継手部の溶接・熱処理・導体絶縁のための樹脂含浸工程を確立し、TFインサート・コイルの製作を問題なく完了することができた。本発表では、上記試作結果とTFICの製作プロセスについて報告する。
清水 恒輝; 小山 勇人; 青山 佳男
no journal, ,
廃止措置、廃棄体化の業務において、核燃料施設から発生する固体廃棄物の分析データの蓄積は不可欠である。しかし、固体廃棄物の分析前処理法として実施する試料の溶解には、HFやHClなどのハロゲン酸を用いた酸分解が行われているが、ハロゲン酸は金属に対する腐食作用が強く、ダクト、配管等に腐食が発生するため、固体の分析試料を取り扱える施設が制限されている。これらの問題を解決するため、ハロゲン酸を用いない固体廃棄物試料の溶解法の開発を行う。本試験では廃止措置で大量に発生するコンクリートの完全溶解を目的に、一般に難溶解で知られる二酸化ケイ素とコンクリート試料を対象に、酸溶解試験を行った。その結果、二酸化ケイ素については強リン酸を用いることで溶解する傾向が見られた。しかし、コンクリートを強リン酸で酸溶解するとリン酸カルシウムが沈殿し、コンクリートを前処理する必要であることを確認した。コンクリートを硝酸で前処理し得られた残渣を対象に強リン酸で酸溶解を行った結果、強リン酸を用いることで、残渣を溶解することを確認したため、コンクリートの全量溶解への見通しを得た。
佐藤 淳也; 鈴木 眞司; 榊原 哲朗; 目黒 義弘; 中澤 修
no journal, ,
非晶性アルミノシリケート粉体から形成されるジオポリマーは、福島廃棄物の汚染核種Cs, Srや機構廃棄物の有害重金属Pb, Cdなどをセメントよりも高性能に閉じ込める可能性を持っており、次世代の固型化材として有望である。そこで、これら元素を添加した固化試料の溶出試験を実施し、イオンの価数及びジオポリマーの組成をパラメータとする金属イオンの保持性能を調べるとともに、Siに着目した固体NMRスペクトルを解析することで、各元素の固定化機構を考察した。Cs, Srと比較してPb, Cdでは溶出性が低く、NMRスペクトルの解析結果からCs, SrとPb, Cdでは固定化様式が異なっていることが示唆された。
小嶋 健介; 奥村 啓介
no journal, ,
日本原子力研究開発機構(JAEA)では汎用核計算コードシステムMOSRAを開発している。衝突確率法に基づく格子計算モジュールMOSRA-SRACは本システムの中核を成しており、その検証の一環として、可燃性毒物を有するBWR燃料集合体の燃焼計算を対象としたベンチマーク「Burnup Credit Criticality Benchmark Phase IIIC」の解析を行った。本解析を行うにあたり、本モジュールの体系入力における制限により、ベンチマーク体系の一部を均質化しモデル化する必要性があった。この均質化による影響を含め、本モジュールの適用性を検証するため、連続エネルギーモンテカルロ法を利用するMVP-BURNとの比較を実施した。この結果、本モジュールの同集合体に対する適用性が確認できた。
吉田 雅史; 花田 磨砂也; 小島 有志; 柏木 美恵子; 戸張 博之; 平塚 淳一; 秋野 昇; 遠藤 安栄; 小又 将夫; 藻垣 和彦; et al.
no journal, ,
ITERやJT-60SAといった核融合炉用負イオン源では、1mを超える大面積の引出領域から負イオンビームを安定かつ一様に生成することが要求されている。そこで、ITER用負イオン源(1280孔)とほぼ同数の孔数を有し、引出領域が1m
0.5mのJT-60負イオン源(1080孔)を用いたビームの一様生成試験を実施した。その結果、JT-60負イオン源の従来の磁場構造をテント型構造に改良することで、ビームの一様性を従来よりも20%改善した。さらに、その一様な領域から32Aビーム生成を実証した。これは、ITER負イオン源の孔数で換算すると、約38Aに匹敵し、ITERの要求値である40Aのビーム生成の見通しを得ることができた。
水谷 義隆*; 本田 真樹*; 西 剛史*; 林 博和
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原子力機構におけるADSを用いたMA核変換用の燃料の研究開発では、ZrNを不活性母材としたTRU(Pu+MA)窒化物燃料がADS燃料の第一候補である。これまでに原子力機構において、ZrN-TRU窒化物試料などの実験室規模の製造試験及び物性測定試験を実施してきた。燃料成分であるTRU窒化物の製造方法については、TRU酸化物を原料として用い、炭素粉末と混合成型し、窒素気流中で加熱する炭素熱還元法、及び乾式再処理によって回収されるTRU-Cd合金を窒素気流中で加熱する蒸留窒化法の研究開発を行ってきた。酸化物を原料とした炭素熱還元法は、商用サイクルで発生した高レベル放射性廃棄物から分離回収したMA溶液を酸化物に転換してから窒化物製造を行う工程での利用が考えられているが、粉砕混合工程などにおける粉末の取扱いによるダストの発生などが課題である。本研究では、この課題を解決するため、MA溶液を原料として、ダストの発生を抑制して窒化物製造に適した酸化物-炭素粉末混合体を製造する方法である、脱水ゲル化法による粒子製造手法の開発を目的とした。試験の結果、希釈材ZrとTRUを模擬したDyが均一な粒子が製造可能であることを確認した。また、炭素を含むZr酸化物粒子を炭素熱還元処理することで、窒化粒子を製作可能であることを確認した。一方、炭素熱還元処理後も炭素が残留しており、今後の課題と考えられる。
須藤 彩子
no journal, ,
MCCI生成物の性状評価のため、コンクリート上でステンレス鋼, ZrO, Zr, (U,Zr)O等の炉心材料を局所集光加熱により溶融させ、コンクリートとの界面付近での反応生成物と熱劣化の状態を調べた。コンクリート上で(U
Zr)O粉末の成型体を加熱したところ、先ず成型体の溶融が始まり、次いで伝熱により溶融したコンクリートと液相で混ざり合った。固化後に縦方向に切断し、断面を金属顕微鏡及びSEM/EDXで観察したところ、成型体部分は概ね元の形状を保っているものの、溶融固化した(U,Zr)O粒子とケイ酸ガラスの2相から成っていることがわかった。前者にはCaO及び微量のFe及びMg酸化物が固溶していた。後者のガラス中には少量のZrとUが溶け込んでいた。一方、元の成型体の下端に相当する部分は、(U,Zr)Oの破砕粉は溶融していないものの、UとZrを含有したケイ酸ガラスが上部から下部へと下がってきていることを確認した。なお、コンクリートの溶融界面より下は、セメント部分の脱水により非常に脆くなっていた。
森本 憲次; 礒崎 尚彦; 安尾 清志
no journal, ,
高放射性廃液貯槽の圧空系に設置されている三方弁は、貯槽内の液を撹拌(パルセーション)するため、圧空により6分間隔でポジションの切替えを行っている。駆動部の気密用Oリングが摩耗すると、駆動圧が漏れポジションを切替えられないため交換が必要となる。また、駆動圧の供給系に貯槽内のガスが漏れ、清浄な電磁弁の系統に汚染が拡大する。このため、従来のOリング構造による駆動部に変え、ベローズを用いた新たな構造の三方弁を開発し、試験により性能の確認をした。
夏目 恭平; 吉田 清; 木津 要; 小出 芳彦
no journal, ,
日本原子力研究開発機構那珂核融合研究所にあるプラズマ実験装置JT-60は、日欧による共同実施によって、電磁石を超伝導化する改造を行っている。超伝導磁石は、コイル導体の超伝導状態への転移のために極低温ヘリウムを用いて冷却される。JT-60SAヘリウム冷凍機は、温度4.5Kで9kWという、アジア最大級の冷凍能力を持つ。また、冷媒分配システムは、超伝導磁石(4.6K)、クライオポンプ(3.7K)、高温超伝導電流リード(50K)、サーマルシールド(80K)といった様々な温度の多様な機器に冷媒を供給する。本発表では、JT-60SAヘリウム冷凍機及び冷媒分配システムの製作と設計、さらにそれらに伴う要素研究として、真空中に設置された配管内を流れる冷媒の温度を配管外部に設置する測温抵抗体によって測定する方法について述べる。