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吉永 真希夫; 田村 格良; 米田 政夫; 山本 和喜; 佐川 尚司
no journal, ,
JRR-3の高性能化として冷中性子ビームの強度を上げることが計画されている。そのため、冷中性子源発生装置(CNS)の既存の水筒型減速材容器から取り出せる冷中性子の強度を約2倍にすることができる新しい減速材容器を設計・製作し、その耐圧試験を行った。耐圧試験は、「JSME S NA-1-2005『発電用原子力設備規格 維持規格』」及び「15科原安第13号『試験研究用原子炉施設に関する構造等の技術基準』」に従い、最高運転圧力0.3MPaの1.5倍の0.45MPaまで昇圧し、20分間保持した後に圧力を開放する条件で実施した。この間の容器の変位及び歪み等の変化を測定した。その結果、変形は弾性変位の範囲内であり、耐圧試験上問題のないことを確認した。また、実験解析をABAQUSコードを用いて行い、計算結果とよく一致している。本発表は、これらの結果について報告する。
内山 洋平; 加藤 千明; 上野 文義; 山本 正弘
no journal, ,
沸騰硝酸を用いるステンレス鋼製再処理機器においてカソード防食法を適用できるかを明らかにするため、基礎的な検討を行った。材料はSUS304ULCステンレス鋼,溶液は3規定硝酸水溶液,参照電極には飽和銀塩化銀電極(SSE)を用いた。定電位電解試験を行ったところ、沸騰硝酸水溶液中の過不働態域では腐食速度は電位に大きく影響を受け、電位を低下させることで腐食速度を低減できる可能性を見いだした。バナジウムイオンを10g/L添加した沸騰硝酸水溶液中(再処理模擬液)においてカソード防食を行ったところ、腐食速度は約1/40に低減し防食効果が確認できた。
田辺 文也
no journal, ,
JCO臨界事故の原因を構成する事柄として、製品溶液均一化作業手順の貯塔使用から沈殿槽使用への変更に対して計画グループ主任が許可を与えたことがある。スペシャルクルー(SC)副長がこの許可を求める役割と権限を有すると計画グループ主任が認知するうえで、SC主任退職時(1998年3月)の非公式引継ぎが重要な影響を及ぼしたと考えられる。
柴本 泰照; 丸山 結; 中村 秀夫
no journal, ,
BWR運転時の異常な過渡変化を想定した高圧・高質量流束条件でのリウェッティング速度に関するモデルを提案する。本モデルは再冠水過程を対象として開発された液膜伝播モデルのうち、先行冷却を考慮したモデルを改良することで作成した。先行冷却はリウェッティング速度を著しく大きくする効果を持ち、本モデルは実験データを良好に再現した。
千葉 豪; 奥村 啓介
no journal, ,
多群ライブラリのエネルギー群数を増加させることなくMA, FP核種の実効断面積の計算精度向上を図るため、多群ライブラリの作成時にU-238の共鳴吸収による歪みをあらかじめ考慮した中性子束の詳細エネルギースペクトルを重みとして用いる方法を提案する。本手法を適用して作成した107群ライブラリを用いて軽水炉ピンセル体系の燃焼計算を行い、燃焼後数密度をSRAC2006の参照解と比較したところ、MAについてはCm-244を除いて3%以内で、FPについては10%以内で一致することを確認した。
水越 保貴; 藤島 雅継; 坂本 直樹; 雨谷 富男; 大森 雄
no journal, ,
燃料材料試験部が所管する核燃料物質使用施設(照射後試験施設等)は、ホットインからいずれも30年以上経っており、計画的に高経年化対策を施していく必要がある。そこで発電用原子炉等の高経年化対策に適用されている定期安全評価(Periodic Safety Review: PSR)を参考として、平成15年度より独自の手法により施設の安全評価に取組んできた。本報告では、燃材部で構築した手法について報告する。燃材部で構築した手法は、まず、施設を構成する設備ごとに経年化により懸念される補修課題を摘出し、その補修課題ごとに不具合の予兆を捉えるための性能劣化監視指標(PI)を設定する。次に、摘出した補修課題の危険度やPIの信頼性等の要因を数値化し、設備ごとの継続的な安全性を大きく4つにランク付けする。施設の高経年化対策の計画策定にあたっては、この安全性ランクに加え、当該設備が故障した際の影響度についても考慮し、総合リスクポイントを算出する。総合リスクポイントは、高点数ほど保全優先度が高いことを示し、信頼性の高い高経年化計画の策定を可能とした。
藤島 雅継; 水越 保貴; 坂本 直樹; 雨谷 富男; 大森 雄
no journal, ,
平成15年度の試行運用を含め、これまでに計6回の照射後試験施設等の安全評価を実施し、合計で約420設備の安全性を毎年度確認してきた。設備ごとに設定した性能劣化監視指標(PI)と安全性ランクは、直接的に運転管理に反映され、高経年化の視点から力点を置くべき設備とその性能劣化の監視項目を明確にし、予防保全の的確性と適時性が向上する。また、この評価のプロセスを通じて、各設備固有の技術・技能の伝承にも役立てられている。ここでは、計装用空気圧縮機のモーターベアリングの磨耗を事例として報告する。ベアリングの磨耗進行は、一般にモーター負荷電流の増加に現れ難く、回転音の変化として現れるため、騒音環境の中では、熟練者による聴音によって感知が可能であった。そこで、この「熟練者の聴音」についてPIを設定することにより、性能劣化を見極めて適切に措置する仕組みが有効に働き、施設の負圧制御に不可欠な圧縮空気の安定供給・運転信頼性の向上を可能とした。このように、安全評価に基づいて、各設備に的確な措置を施しながら施設の安全を確保している。
小藤 博英; 福嶋 峰夫; 明珍 宗孝; Kormilitzyn, M.*; 寺井 隆幸*
no journal, ,
金属電解法における電解精製工程では、液体Cd陰極(LCC)を用いて、超ウラン元素(TRU)の一括回収及び溶融塩中に溶存する核分裂生成物(FP)の除染を行う。LCCによるTRU電解回収性能を評価するため、U, Puとマイナーアクチニド(MA)を用いた小規模電解試験を実施し、電解にてTRUを一括回収できることを確認した。
坂本 直樹; 吉川 勝則; 櫛田 尚也; 永峯 剛; 助川 清志*
no journal, ,
照射後試験施設は、放射能の高い使用済燃料などの放射性物質を扱うため、放射線の遮へい性と気密性を有するホットセル内に照射後試験のためのさまざまな試験機器が設置されている。特に、高速炉で照射したプルトニウム含有燃料集合体を扱う照射燃料集合体試験施設(FMF)はより高い遮へい性能を求められるとともに、集合体単位で取扱うため大型のホットセルとなっていることが特徴である。ホットセル内に設置されたさまざまな試験機器の保守を作業員がホットセル内に入域しなくても行えるように、FMFでは各機器をパワーマニプレータやインセルクレーン等を用いて遠隔操作で作業員が直接保守作業を行えるホットリペア室に移動させ、保守を行う独自の遠隔保守システムを開発した。ホット運転開始以来30年以上が経過し、経年化を考慮した運転管理や機器の保守を要する時期にあるが、開発した遠隔保守システムにより照射後試験機能や施設・設備の運転は適切に維持されており、遠隔保守技術の有効性を実証した。本報では、重さ1.5tonもある部材切断機の遠隔保守の経験やホットセル内機器の経年化対策の実績等について報告する。
高村 篤; 島田 太郎; 大島 総一郎; 宇野 祐一; 軍司 操一*; 伊東 岳志; 助川 武則; 田中 忠夫; 中山 真一
no journal, ,
原子力施設の廃止措置を計画・実施するにあたっては、施設解体撤去時における周辺公衆の被ばく線量を評価して、安全性が確保できることを事前に確認しておくことが必要である。そのため、原子力機構では、被ばく線量評価に必要となるコード及びパラメータの整備を進めている。本研究では、原子炉施設廃止措置時における大気放出経路を対象とした被ばく線量評価において重要なパラメータである切断作業時の放射性粉じんの飛散率について検討した。JPDR解体廃棄物(放射化金属配管及び汚染金属配管)の切断試験を実施して、放射性粉じんの粒径分布,放射能量等のデータを取得するとともに、放射化と汚染による粉じん発生のメカニズムについて考察した。粉じんの粒径分布と放射能量の比較から、0.1
m程度の小粒径側に放射能が濃縮される傾向があることを明らかにするとともに、比放射能の粒径依存性はCo-60とNi-63に違いがないことを確認した。また、今回の試験では内面が汚染した配管を外側より切断したが、汚染金属から気中へ移行する放射性粉じんの粒径は放射化金属のそれより大きく、放射性粉じんの発生メカニズムの違いが示唆された。放射性粉じんの発生メカニズムを推察するとともに、メカニズムを解明するための具体的な課題を抽出した。
平川 康; 小無 健司*
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「水素化物中性子吸収材を用いた革新的高速炉炉心に関する研究開発」の一環として、ハフニウム水素化物中性子吸収体の高温ナトリウム(Na)による腐食特性(共存性)を調査した。
島田 太郎; 高村 篤; 大島 総一郎; 宇野 祐一; 軍司 操一*; 伊東 岳志; 助川 武則; 田中 忠夫; 中山 真一
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原子力施設の廃止措置を計画実施するにあたっては、施設炉解体撤去時における周辺公衆の被ばく線量を評価して、安全性が確保できることを事前に確認しておくことが必要である。そのため、原子力機構では、被ばく線量評価に必要となる計算コード及びパラメータの整備を進めている。本研究では、原子炉施設廃止措置時における大気放出経路を対象とした被ばく線量評価において重要なパラメータである切断作業時の放射性粉じんの飛散率を、実機を用いた切断試験によって取得するとともに、これまでおもに非放射性材料を用いて蓄積されてきた既存データの妥当性について検討した。原子力機構に保管廃棄中のJPDR解体廃棄物のうち放射化金属配管及び汚染金属配管を対象としてエアプラズマによる気中切断試験を実施し、切断時に飛散する放射性粉じんの移行挙動にかかわる各種データを取得した。放射化金属についてのCo-60及びNi-63粉じんの飛散率は0.002-0.01であった。この値は、既存のデータを合理的に説明できる範囲で一致することを確認した。汚染金属についての放射性粉じんのCo-60飛散率は0.4以内でばらついたが、既存のデータ0.7の保守性を支持する結果が得られた。
米田 政夫; 山本 和喜; 馬籠 博克; 一色 正彦*; 佐川 尚司
no journal, ,
6インチ径シリコンを用いた中性子ドーピング(Neutron Transmutation Doping: NTD)が行われている研究炉JRR-3において、12インチ径シリコンを均一に照射するための照射条件について計算コードMVPを用いて評価した。既存の照射技術ではシリコン照射筒の設置位置が炉心に近いほどスペクトルが硬化し均一性は向上するが、炉心に最も近い場合でも目標とする均一性(偏差が1.1以下)の達成は難しい。そこで、アルミに1%ホウ素を混入させた熱中性子フィルターを用いることにより均一な照射を図った。フィルターを用いた場合でも均一性及びドーピング反応量からシリコン照射筒は炉心に近い方が有利であるが、炉心に近いほど高速中性子束が高くなり、シリコンの照射欠陥の問題が生じる恐れがある。これらの条件のもと計算を行った結果、ドーピング反応量と高速中性子の影響のバランス等を考慮し、炉心から10cm離れた位置に照射筒を設置することが良いことがわかった。ここで検討した体系を用いると、仮にJRR-3の運転を年間8サイクル、シリコン照射設備の稼働率を50%とすると1本の照射筒による年間シリコン(抵抗率50
cm)生産量は25トンとなる。
助川 武則; 島田 太郎; 宇野 祐一; 大島 総一郎; 伊東 岳志; 高村 篤; 田中 忠夫; 中山 真一
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原子力施設の廃止措置終了後の敷地を解放しようとする場合、施設の操業及び廃止措置に起因し、敷地に残存する放射性物質が、ある基準値以下であることを確認することが必要である。そのためには、あるエリアが履歴情報から放射性物質の影響を受けていない領域(非影響領域)であるかどうかを判断して、区分することが合理的であると考えられる。原子力施設の敷地内及び周辺では、事業者及び周辺自治体によって継続的あるいは定期的に環境モニタリングが実施され、蓄積されたデータは公開されている。本検討では、東京電力福島第一及び福島第二原子力発電所の環境モニタリングデータを参考に、発電所敷地内のエリアが非影響領域であると判断するための情報となり得るかどうかを検討した。ダストモニタの検出目標レベルのCo-60がモニタ周辺の空気中に常時存在し、40年間に渡って土壌に蓄積したと仮定すると、表層濃度は0.0045Bq/gになると試算された。この値は、例えばドイツの濃度基準0.03Bq/g(敷地を無条件解放する場合の土壌に残存するCo-60濃度)と比較して有意な差があり、ダストモニタによるモニタリングデータが非影響領域の判断に有効であることがわかった。一方、モニタリングポストでの空間線量率データについては、基準(例)を下回るような濃度に対応できず、非影響領域の判断には不十分であることがわかった。
荒井 陽一; 荻野 英樹; 小野瀬 努*; 加瀬 健; 中島 靖雄
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放射能等による溶媒劣化を避けるため、シャットダウン時において溶媒を工程内から排除する必要がある。フラッシュアウトの運転の操作性の観点からは、ドレインライン等の液抜き構造の採用が考えられるが、閉じ込め性の観点等から遠心抽出器には採用していない。したがって、液抜き構造に頼らず、抽出器の運転により溶媒を押し出す操作(溶媒フラッシュアウト運転)について確立する必要がある。本報告では、ホット工学試験施設に適用を予定している工学規模の遠心抽出器を用い、溶媒フラッシュアウト運転に関する運転データの取得を行った。
玉井 秀定; 永吉 拓至; 上遠野 健一; 伊藤 敬; 高瀬 和之
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自然循環運転による革新的水冷却炉や中小型BWRにおいては、上部プレナム内自由液面からの液滴キャリーオーバー特性の高精度予測が設計上解決すべき重要課題となっている。この液滴キャリーオーバー特性を実験的に把握し、機構論的な予測技術を開発するための基盤研究を、原子力エネルギー基盤連携センターの軽水炉熱流動技術開発特別グループにおいて進めている。本報告では、データベースの拡充を図るとともに既存液滴キャリーオーバー予測モデルの適用範囲の拡張性を調べるために、等エンタルピ変化を利用した絞り熱量計を用いて、圧力1.5-2.5MPa,蒸気流束0.4-1.9m/sの条件において液滴クオリティを計測し、蒸気流量や水面からの高さなどの影響を既存モデルと比較した成果について述べる。その結果、実機運転条件に該当する高蒸気流束領域において、既存モデルを改良することにより液滴キャリーオーバー特性を良好に予測できることを確認した。今後、実機評価を進める予定である。
中村 剛実; 熊田 博明; 山本 和喜; 岸 敏明; 和田 茂
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JRR-4で実施されているホウ素中性子捕捉療法では、従来は熱中性子ビームを用いた治療が実施されていたが、最近では、熱外中性子ビームを主体にした症例が非常に多くなっている。このような症例に対して治療効果を向上させるには、生体内の深部に形成している悪性腫瘍細胞を多く破壊する必要がある。そこで、深部線量の増強を行うために、中性子ビーム設備内にある黒鉛を撤去して熱中性子成分を少なくさせた熱外中性子ビームに対する特性解析を行い、黒鉛撤去の熱外中性子ビームの有用性について検討を行った。直方体の軟組織ファントムの表面に厚さ0.02cmの皮膚の層をモデルした体系をビーム孔出口に設置し、この軟組織内の腫瘍組織線量等をMCNPコードで計算し比較検討を行った。皮膚線量10Gy-Eqで照射時間を制御した条件では、深さ2cmから6cm間の積分値の比が1.11, 6cmから10cm間では1.15となり、黒鉛を撤去した熱外中性子ビームの方が深部線量を増強していることがわかった。本解析結果より、黒鉛を撤去した熱外中性子ビームはBNCT医療照射に対して有用であると考えられる。このため、今後、特性測定を行い臨床研究への適応を図る。
荻原 寛之*; 安堂 正己; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 秋場 真人; 廣瀬 貴規
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ITERテストブランケット第一壁開発の一環として、アーマ材であるベリリウムと構造材であるフェライト鋼F82Hの異材継手を熱間等方圧加圧法により試作した。接合部の脆化の要因となるベリリウム-鉄金属化合物の形成を抑制するため、ベリリウムの接合表面には拡散障壁となるクロム薄膜を形成し、接合温度はF82H鋼の標準的な焼きならし、焼き戻し温度である960
C及び750Cとした。強度試験及び金相試験から、F82Hの焼き戻し温度において接合した継手が高強度であり、接合強度は界面に形成された反応層厚さの二乗に反比例する関係を見いだした。このことは、より低温での接合により反応相形成を抑制することで、継手強度を改善できることを示唆している。
小山 勇人; 曽根 智之; 佐々木 紀樹; 山下 利之
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水蒸気改質処理法は、廃棄物中の有機物のガス化を行うガス化工程,ガス化した有機物の酸化分解を行う燃焼工程,排ガス中のリン酸等の除去を行う排ガス処理工程から構成される。水蒸気改質処理法による天然ウランで汚染したTBP/n-ドデカン廃溶媒約3000Lの連続処理試験を実施し、所定のガス化性能(廃棄物ガス化率,ウラン分離率)が得られること及び安定した燃焼特性(燃焼温度,排ガス中のCO濃度等)を維持できることを確認した。
熊田 博明; 中村 剛実; 櫻井 良憲*; 丸橋 晃*; 小野 公二*; 松村 明*
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BNCTが実施されているJRR-4の熱外中性子ビームは、混入する熱中性子の割合が高く、治療時に中性子ビームが入射する皮膚の線量が高くなってしまい、相対的に病巣に付与できる治療線量が制限されてしまっている。この混入する熱中性子を低減することによって線量分布を改善し、病巣への治療線量を増強させるため、ビーム孔手前に熱中性子をカットできるフィルターを配置して、生体内の線量分布を改善することを検討した。種々の評価解析から熱中性子フィルターを配置することで最大線量を10パーセント増加できるとともに、そのピーク位置を5mm深部に移動させ、さらに深さ5cmの位置での線量を20パーセント増加できることを確認した。一方この熱中性子フィルタを用いることで中性子ビーム強度が低下してしまう。そこで重水タンク内の重水厚さを従来の8cmから5cmに減少させ、中性子ビーム強度の増強を図った。このビームモードの変更と熱中性子フィルターを組合せて、照射時間を延長させることなく治療線量を増強する方法を検討した。