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桑原 彬; 相羽 祇亮*; 松井 信*; 南川 卓也
no journal, ,
プラズマ分光分析では、一般的に溶液の気化に伴う膨張に対してプラズマを維持するため、1kW程度の電力を投入し大気圧プラズマを生成する必要がある。大気圧プラズマは、温度に起因したドップラー広がりと圧力に起因した圧力広がりにより、室温のスペクトル幅から約5倍広がり、同位体スペクトルが重畳されてしまう。そこで、本研究では、高圧プラズマにおいて、スペクトル幅に与える圧力広がりの影響を検討したので結果を報告する。
神田 直之
no journal, ,
原子力機構では、昭和48年から平成13年まで、遠心法によるウラン濃縮技術開発を行っていた。開発に伴いウランを含有する廃油が発生し、水蒸気改質(以下、「SR」という。)法により処理する計画である。廃油には不燃性のフッ素含有油及び溶媒が含まれており、SR処理により廃油のフッ素が廃水に移行し、フッ素濃度が5%程度の廃水が発生する。環境省(水質汚濁防止法)が定めるフッ素の一律排水基準は8ppmであり、廃水として放出するためには、数千倍の希釈が必要となり、設備能力の観点から現実的ではない。廃水の放出に向けて、廃水中のフッ素濃度を希釈し、一律排水基準以下とするため、廃油及び廃水からのフッ素除去技術の開発を行った。SR処理の前処理として、廃油に混入しているフッ素を含む溶媒を分離回収する「分留法」とSR処理により発生する廃水中のフッ素をカルシウムと結合・沈殿させ、沈殿物を分離回収する「沈殿法」の2つの手法を用いてフッ素除去試験を実施した。取得したデータを基に、2つの手法を組み合わせたフッ素除去プロセスの評価を行った。その結果、SR法を用いた廃油処理で発生する廃水中のフッ素濃度の低減方法として、「分留法」と「沈殿法」を組み合わせることにより、廃水中のフッ素濃度を希釈にて処理可能な濃度まで低減できることが分かった。
中西 良樹
no journal, ,
保管しているドラム缶のうち、腐食等により放射性物質漏えいの恐れがあるドラム缶は漏えい防止のため新しいドラム缶への詰替えを行っている。しかし、現行の外観目視点検では内面腐食を把握できないため、保管中のドラム缶は内面腐食の急激な進行により、放射性物質が漏えいする恐れがある。この内面腐食の発見手法として、超音波の一種であるSH波を用いた腐食探査技術に着目した。この技術は、探触子(超音波送・受信部)からドラム缶にSH波を入射させ、腐食による減肉部位からの反射波の有無により腐食の存在を、反射波の往復時間から腐食の位置を特定する技術である。本研究では、SH波の入射方向を回転させることによる広範囲の探査を特徴としたSH波回転探査用超音波探傷機を使用し、ドラム缶の内面腐食の有無(位置)や深さを把握する技術を確立する。健全なドラム缶に形状(径、深さ)をパラメータに模擬腐食(人工傷)を加工し、それらの信号応答の測定により、腐食の位置及び深さが把握できること、ドラム缶仕様をパラメータとした信号応答の測定により、ドラム缶の板厚により応答特性が異なることを確認した。さらに、実ドラム缶の測定では、ラベル貼付や再塗装補修による表面凸凹のために、特性が変化する等の知見を得た。今後、実際の腐食による減肉の確認を行う。
中野 寛子; 広田 憲亮; 武内 伴照; 柴田 裕司; 根本 忠洋*; 花本 行生*; 土谷 邦彦
no journal, ,
軽水炉における過酷事故環境下でも炉内の計測データを伝送可能な金属被覆無機絶縁材(MI)ケーブルを開発している。本研究では、過酷事故時の環境を模擬したMIケーブル用シース材の耐食性を調べるため、選定したSUS316及びニッケル基合金NCF600について、過酷事故時の環境を模擬した雰囲気(O
, O/HO, I,I/O,I/HO,I/O/HO, I/O/HO/CO等)中における加熱試験を行い、腐食特性を調べた。その結果、O及びO/HOの雰囲気では、両材料の表面には均一な酸化皮膜が形成されていたが、SUS316の方がNCF600よりも重量増加量は大きく、腐食度が大きかった。Iガスを含んだ雰囲気では、SUS316表面には酸化皮膜の形成のみならず、孔食が見られた。この孔食は、ガス種の違いにより発生形態が異なっていた。以上から、過酷事故時の雰囲気により、シース材は複雑な腐食挙動を示すことが分かった。
吉田 将冬
no journal, ,
プルトニウム燃料第二開発室のグローブボックス(GB)の解体撤去工事の工期短縮、コスト低減には、グリーンハウス(GH:汚染拡大防止用の密封型テント)の設置・解体の頻度削減が有効である。そのため、包蔵性を維持しながら解体対象の大型GBを分割し、設置済みのGHへ安全に運搬する技術を開発する。GB分割・運搬技術に係る具体的な手順を考案するとともに、各手順に必要な治具等を自ら設計・製作し、様々な工夫を施した。これらを用いてグローブ作業を模擬したモックアップ試験等を実施した結果、技術的成立性の見通しを得た。GB分割・運搬手順の中で最も重要な「GBの分割」は、高周波シーラーで幅広なビニルシートを溶着する場合、現状のポータブルヘッドの形状では不可能であった。そのため、長い面をシールする方法を確立した。確立した方法で溶着された部分の引張試験を行った結果、通常の方法と同等の引張強度であった。本結果をもとに、作業の効率化及び安全性の更なる向上を図るため、GBの分割・運搬方法の見直し、ポータブルヘッド等の治具の改良を行う。3Dシミュレーションにて検討したGBの水平分離用架台及び移動用台車についてはモックアップ試験に向けた準備を進める。
仁科 匡弘
no journal, ,
管理区域内で汚染が発生した場合、汚染範囲を特定するための汚染検査を実施するが、粉末系汚染の拡散に係る基礎データがないために保守側の対応として天井等を含む工程室全体の検査を求められるケースが生じている。複雑な構造物が多く面積の広い工程室においては作業負荷が大きく、本来業務に多大な支障が生じることになる。そこで、汚染検査範囲の合理化に資するためコールドの試験装置を製作し、MOX模擬粉末としてモリブデン粉末を用いた微粉末の浮遊・拡散挙動を評価した。
Do, V. K.; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹; 高村 禅*
no journal, ,
廃止措置の過程で発生する廃棄物の処分には、放射性元素の分析が必要不可欠である。現在、元素分析にはICP-AESが広く使用されているが、この方法は大容量電源やプラズマガスを必要とし、遮蔽セルやグローブボックス内においてメンテナンス作業等に課題がある。本件ではマイクロ流路内における放電で発生する液体電極プラズマ(LEP)に着目した。これは、導入ガスが不要で小電力でも発生可能であるため、装置を大幅に小型化することができる。さらに、発光分析の励起源として使用すれば、分析に関わる廃液発生量も
Lレベルにまで低減するができる。本件では、LEPを利用し、放射性物質分析のための超小型分析デバイスを開発した。本発表では、実施したCs、Srの分析結果を紹介する。
岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 上羽 智之; 皆藤 威二
no journal, ,
原子力機構では、高速炉用燃料被覆管の候補材として酸化物分散強化型(ODS: Oxide Dispersion Strengthened)鋼被覆管の開発を進めている。ODS鋼はナノサイズの酸化物粒子が母相に微細に分散した鉄鋼材料であり、優れた高温強度と耐照射性を有する。ODS鋼被覆管として、焼き戻しマルテンサイト相を主母相とするマルテンサイト系ODS鋼と再結晶フェライト組織を主母相とするフェライト系ODS鋼があるが、原子力機構では優れた耐照射性と製造性が期待できるマルテンサイト系ODS鋼を第一候補材として研究開発を進めている。マルテンサイト系ODS鋼の研究開発は、従来より9Cr-ODS鋼を中心に進めてきたが、近年、より耐食性を高めた11Cr-ODS鋼に関する研究開発も進められており、両鋼は類似の微細組織および高温強度特性を有することがわかっている。本発表ではマルテンサイト系ODS鋼に関して、均質性が高く高温強度の非常に優れた被覆管が製造可能な完全プレアロイ法の紹介や、将来的な量産体制確立に資する研究開発項目の一つとして、ODS鋼の組織発達に及ぼす加工熱処理の影響について述べる。
Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二; 石塚 悦男
no journal, ,
The Monte-Carlo MCNP code does not provide an appropriate model to simulate random arrangement of coated fuel particles (CFPs) in the fuel compact of high temperature engineering test reactor (HTTR). This study developed a MCNP model for the HTTR by using an explicit random method, namely realized random packing (RRP), to improve the accuracy of the benchmark assessment. Criticality results showed that by using the RRP model the accuracy of HTTR benchmark could be improved in comparison with the conventional uniform model.
宮崎 康典; 渡部 創; 佐野 雄一; 小藤 博英; 竹内 正行; 石神 龍哉*; 江夏 昌志*; 佐藤 隆博*
no journal, ,
使用済燃料の再処理工程で発生する高レベル放射性廃棄物には、長寿命核種や発熱性核種であるマイナーアクチノイドが含まれており、これらを取り除くことで地層処分における廃棄物減容化や有害度低減に繋がる。そこで、抽出クロマトグラフィを用いたMAの選択的分離回収を検討している。これまでに、高分子ポリマーで塗布した多孔質SiO粒子にCMPO等の抽出剤を含浸させた吸着材を作製し、カラム運転中に想定される放射線分解物の特定及び挙動調査を行ってきた。本研究では、
線を模擬したTODGA/SiO-P吸着材の放射線耐性評価と理論計算による結合解離メカニズムの解明を目的に、Heイオンの照射試験を実施した。Heイオン照射に対して、酸の有無による抽出剤の分解生成物に違いが見られた。硝酸を加えてスラリー状態で照射した場合、アミドC-N結合の解離のみが起きたが、乾燥状態ではアミドC-N結合に加えてエーテルC-O結合の解離も見られた。この違いはプロトン付加した分子構造に依存すると考え、量子化学計算を用いて結合解離エネルギー(BDE)を求めた。フリーのDGAのエーテル結合のBDEは、アミド結合よりも小さい。一方、プロトン付加した構造では、エーテル結合はアミド結合よりもBDEが大きくなる。つまり、結合解離が起きにくいと予想された。この結果は実験で得られた結合解離パターンと傾向が一致した。今後、照射線量と吸着材の劣化生成量における相関を調査し、抽出クロマトグラフィに用いる吸着材の再利用性を含めた研究を行う。
水田 直紀; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受
no journal, ,
原子力機構では、高温ガス炉炉心の運転サイクルの長期化を目指し、燃料コンパクトの高充填率化に関する技術開発を行っている。本研究では、高充填率燃料コンパクトの製作性を確認するため、33%の被覆粒子充填率を目標として燃料コンパクトを製作し、被覆燃料粒子のSiC層破損率、燃料コンパクトの圧縮破壊荷重および燃料コンパクト内の被覆燃料粒子の均一性を測定した。その結果、被覆燃料粒子のSiC層破損率はHTTR初装荷燃料の製造レベルと同程度あるいはそれ以下となり、圧縮破壊荷重はHTTR規格を上回った。また、燃料コンパクト内において被覆燃料粒子が均一に分布していることを確認した。以上の評価結果より、高充填率燃料コンパクトの製作性を確認した。
山本 崇裕; 伊藤 主税; 前田 茂貴; 伊東 秀明; 関根 隆
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の不具合に起因した燃料交換機能の一部阻害に係るトラブルへの復旧措置の一環として、平成26年に炉心上部機構(UCS)を交換した。ここでは、UCSが交換することを前提に設計されたものではなく、これまでに交換した実績も有していないことを踏まえ、旧UCS撤去に向けた機器設計・作業被ばく量推定等にあたり、UCS表面線量率を点減衰核計算コード(QAD)を用いて算出し、これを原子炉容器内線量率測定における実測値により補正し、評価値とした。本報告では、旧UCSが収納されたキャスク表面の
線強度分布について計算値と測定値を比較し、当該評価の精度を検証した。キャスク表面線強度分布の測定には、プラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)検出器を使用した。その結果、計算値と測定値におけるキャスク表面線強度分布が一致すること、また、約1
1.5のC/Eが得られることを確認した。
静川 裕太; 関尾 佳弘; 山県 一郎; 赤坂 尚昭; 前田 宏治
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)4号機で使用された軽水炉用燃料ロッドの上部端栓はZircaloy-2製ボルトとSUS304L製のナットで構成されており、ねじ部はすきま構造を形成している。そのため、事故時の緊急措置として投入された海水に一度晒されていることから、すきま部に海水成分が残留する場合、共用プールへの移送後においてもすきま腐食が進行し、燃料集合体の健全性に影響を与える可能性がある。本試験では、1F事故時の水質環境においてすきま腐食等が発生する海水浸漬条件を見出すことを目的として、SUS304LとZircaloy-2を組み合わせた試験片を用いてすきま再不動態化電位測定を系統的に実施した。その結果、SUS304Lの同種金属接触すきま試験片については、塩化物イオン濃度10ppm、液温50
Cではすきま再不動態化電位は自然浸漬電位Espよりも卑となり腐食が進行する傾向を示したが、液温80Cの条件においては同種金属接触試験片、SUS304LとZircaloy-2の異種金属接触試験片ともにEspよりも貴となり、腐食が進行しない傾向を示した。
菊地 紀宏; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の安全性向上および設計最適化の一環として、定格運転時を含む様々な運転条件下における燃料集合体内の熱流動評価の高精度化が求められている。高速炉計算工学技術開発部では、効率的に燃料集合体の熱流力設計や安全性評価へ適用するため、サブチャンネル解析コードASFREを整備してきた。本発表では、炉内冷却特性評価において重要な要因となる集合体間径方向熱移行が存在する条件でのナトリウム試験を対象に解析を実施して、適切に冷却材温度を評価できることを示し、ASFREの妥当性確認結果について報告する。
多田 康平; 北脇 慎一; 渡部 創; 比内 浩; 柴田 淳広; 野村 和則
no journal, ,
CPFにて実施している乾式再処理試験では、化学分析に伴い塩化物イオンを含む廃液が発生している。塩化物イオンを含む廃液は、腐食の観点から施設廃液設備に廃棄することができないため、一時保管設備内で保管してきたが、現在、保管容量の7割に達している。さらに、これらの廃液にはU, Puも含まれている。本研究は、塩化物イオンを除去し、U, Puを環境レベルまで低減した上で廃棄する方法を確立することを目的とした。この目的を達成するため、硝酸銀を用いた沈殿処理法、CMPOを用いた抽出クロマトグラフィー法を組み合わせた処理フローを提案し、実液を用いたホット試験にて確認した。その結果、硝酸銀を用いた沈殿分離処理により、塩化物イオンを目標濃度以下まで低下させることができた。その際、U, Puが塩化銀沈殿物に同伴しないことも確認した。また、CMPOを用いた抽出クロマトグラフィー処理により、放射性元素が環境レベルまで低減できる見通しを得た。本結果より、今回提案した処理フローが、乾式再処理試験から発生した廃液を処理するために有効な手法であることが明らかとなった。
粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 野村 和則
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所では燃料デブリが滞留水と接触し、放射性物質が水へ移行することにより汚染水となっている。この放射性物質の移行挙動を把握することは事故廃棄物の処理処分やデブリ取出を検討する上で重要となる。そこで本研究では滞留水分析値から放射性物質の移行挙動を推定し、実験的に評価するための手法を検討した。汚染水濃度や溶出速度の推定値からは原子炉格納容器(上流)とタービン建屋以降(下流)で滞留水中のプルトニウムの挙動が顕著に異なることがわかった。プルトニウムの挙動を実験的に評価するための予察試験として構造材の収着試験方法の検討及び滞留水を模擬したプルトニウム溶液の調製方法の検討を実施し、ホット試験を実施する条件等を決定した。今後ここでの検討を踏まえたプルトニウムの浸漬試験を行い、建屋に残留するプルトニウム量の評価等を行う。
松原 菜摘; 永岡 美佳; 藤田 博喜; 中野 政尚
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故(原発事故)により、海洋へストロンチウム-90(
Sr)、セシウム-134(
Cs)、137(
Cs)が放出された。原子力機構では、それらの海水や海産生物等への影響について、茨城県沖合海域で調査を行っている。カレイ及びヒラメ中Cs濃度への原発事故の影響は減少傾向にある中、平成27年度に魚体中Cs濃度の上昇原因として魚体の大きさによる関連性を観測した。一方、カレイ及びヒラメ(可食部)中Sr濃度は、原発事故影響は確認されていない。Srは化学的性質がカルシウムと類似することから体内において骨に蓄積することが知られているが、魚体骨部におけるSr濃度の報告は、その分析の煩雑さからほとんどない。したがって、魚体骨部におけるSr濃度レベルを把握することを目的とし、環境試料中Sr自動分析システムを用いて分析・測定を行った。その結果を報告する。
大野 真平; 川野邊 崇之*; 綿引 博美; 柴田 淳広; 野村 和則
no journal, ,
高レベル放射性物質研究施設(CPF)では、U, Puを取扱う試験を実施するため核物質含有試料が発生し保管されている。これらを取扱う施設では、核物質の増減と在庫量を伝票と実物確認で正確に管理する必要がある。そのためには、表面電離型質量分析装置による核物質を含む試料の濃度及び同位体組成比の確定が不可欠である。しかし、CPFでは質量分析装置更新後、健全性の確認が実施されていない。そこで本発表では、U, Pu保管試料の濃度及び同位体組成比確定を目的とし、質量分析装置の立上げに係る健全性評価を実施した。有意差検定及びU, Pu標準試料の測定により、装置の健全性及び測定値の信頼性が保証され立上げ作業が完了した。実際にU, Puを含む試料を測定した結果、本装置により濃度及び同位体組成比を確定することが可能となった。
高木 聖也; 高野 公秀
no journal, ,
MA核変換用燃料としてZrNを母材とした窒化物燃料が研究されている。MA核変換用窒化物燃料では20mol%から40mol%の幅広い組成でMA窒化物をZrN母材に固溶させるため、これまでに燃料設計上必要な組成での熱伝導率測定が少量のMAを用いたホット試験により行われてきた。今後、照射試験による物性評価の際、その熱伝導機構を詳細に把握しておくことが重要となるが、MAを用いたパラメトリックな試験は困難である。そこで本研究では、MAの模擬物質としてDy希土類元素を用い、Dy
Zr
N模擬窒化物試料の熱-電気伝導相間を明らかにすることで、MA核変換用窒化物燃料の熱伝導機構に関する基礎的な知見を得ることを目的としている。
梅田 良太
no journal, ,
高速炉蒸気発生器伝熱管で生じるウェステージ現象に対して、現象論に基いた分離効果実験手法の開発及びウェステージ計測誤差を排除可能な新機構の考案など実験手法高度化の検討結果を報告する。
佐藤 優樹; 小澤 慎吾*; 寺阪 祐太; 冠城 雅晃; 宮村 浩子; 谷藤 祐太; 川端 邦明; 和泉 良*; 鈴木 敏和*; 鳥居 建男
no journal, ,
東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(以下、1F)の事故により1F建屋内外に放出された放射性物質について、詳細な除染計画の立案や作業員の被ばく線量の低減のために、飛散した放射性物質を可視化するための技術開発が求められている。日本原子力研究開発機構は放射性物質を可視化するための装置として、小型・軽量なコンプトンカメラを製作し、千代田テクノルと共同で動作試験を進めている。加えて、広いエリアの屋外環境や1F建屋内部の高線量率環境における遠隔での放射線イメージングを目的とし、コンプトンカメラをドローン等の遠隔機器に搭載することによる遠隔放射線イメージングの技術開発を同時に進めている。本発表では、測定システムの概要を紹介し、福島県浜通り地域屋外におけるコンプトンカメラの性能評価試験の結果と、今後の1F建屋内へのシステム導入に係わる検討について発表する。