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核燃料教材作成タスクフォース
JAEA-Review 2020-007, 165 Pages, 2020/07
JAEA-Review-2020-007.pdf:6.63MB
原子力科学研究所では、核燃料物質を取り扱う者の技術力の向上を目的に、核燃料取扱主任者免状を有する若手及び中堅職員で構成する核燃料教材作成タスクフォースを組織して、核燃料物質を安全に取り扱うために必要な基礎知識をまとめた。本報告書では、主に、ウラン及びプルトニウムを対象とし、核燃料物質の核的性質, 物理的・化学的性質、及び核燃料物質が物質や人体に与える影響について、基礎的なことも含めて記載した。また、核燃料物質の取扱いを安全に実施するための基礎的事項として、フード及びグローブボックスにおける取扱い、貯蔵及び輸送における注意事項、放射性廃棄物管理、放射線管理、ならびに異常時の措置などについて記載した。さらに、過去の事故・トラブルから学ぶために、国内外の核燃料物質取扱施設における事故事例をまとめた。
篠原 正憲; 石塚 悦男; 島崎 洋祐; 澤畑 洋明
JAEA-Technology 2016-033, 65 Pages, 2017/01
JAEA-Technology-2016-033.pdf:11.14MB
高温工学試験研究炉の起動用中性子源交換作業において、中性子線による作業員の被ばくを低減させるため、燃料交換機遮蔽キャスク下部に仮設中性子遮蔽体を設置した場合の線量当量率をPHITSコードで計算した。この結果、仮設中性子遮蔽体を燃料交換機遮蔽キャスク下部に設置することによって、中性子線による線量当量率を約1桁程度低くできることが明らかとなった。また、実際の交換作業において、仮設中性子遮蔽体を設置した結果、作業員の被ばく積算線量は0.3mSv人となり、前回の0.7mSv人と比較して半減させることができた。
田澤 勇次郎; 西原 健司; 菅原 隆徳; 辻本 和文; 佐々 敏信; 江口 悠太; 菊地 将司*; 井上 昭*
JAEA-Technology 2016-029, 52 Pages, 2016/12
JAEA-Technology-2016-029.pdf:5.34MB
大強度陽子加速器施設J-PARCに建設が予定されている核変換物理実験施設(TEF-P: Transmutation Physics Experimental Facility)ではマイナーアクチノイド(MA)を含む燃料を用いた実験が計画されている。MA含有燃料は高い放射能を有するため、燃料取扱設備は遠隔操作によるシステムとする必要がある。これらの設備の設計製作に必要なデータを取得する試験装置群(MA燃料遠隔取扱試験設備)のうち、燃料装填試験装置の製作及び試験結果について報告する。燃料装填装置で要求される遠隔操作を模擬した試験装置を製作し、模擬炉心に対するMA燃料ピン模擬体の装荷、取出し試験を実施した。製作、試験により、MA燃料を取扱う燃料装填装置の基本概念の成立性が確認された。
澤畑 洋明; 島崎 洋祐; 石塚 悦男; 山崎 和則; 柳田 佳徳; 藤原 佑輔; 高田 昌二; 篠崎 正幸; 濱本 真平; 栃尾 大輔
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 8 Pages, 2016/06
HTTRでは、起動用中性子源として
Cfが使用され、定期的に交換を行っている。本交換作業において、2つの課題が挙げられていた。1つは、中性子線漏洩による作業員の被ばくであり、もう一つは、中性子源輸送容器の取扱性能の信頼性である。中性子線漏洩による被ばく線量の低減については、PHITSコードを用いて漏洩源である燃料交換機の解析を行い、効果的な遮へい方法を考案し、簡易に取付・取外しができるポリエチレン製のブロックと粒子を冷却流路に設置した。その結果、集団線量を約700人・
Svから約300人・Svまで低減できた。中性子源輸送容器については、容器を小さくすることにより、取扱性能を改善して取扱作業を安全に完遂した。
近澤 佳隆; 加藤 篤志; 鍋島 邦彦; 大高 雅彦; 鵜澤 将行*; 猪狩 理紗子*; 岩崎 幹典*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
JSFR実証施設のBOP設備として燃料取扱設備、電源設備、空調・補機冷却系、建屋配置等を対象として、SDCを満足するため設計方針と評価についてまとめた。燃料貯蔵設備については原子炉冷却系と同様の考え方による除熱系の多重・多様化の強化、電源設備については従来の非常用電源の強化に加え代替非常用電源の追加、空調・補機冷却系:安全系機器の依存関係の明確化、多様化の観点から崩壊熱除去を海水冷却で行った場合の影響評価、建屋配置については外部事象評価の概要(地震,津波,風,雪)、分散配置方針、漏えい対策等を中心に安全設計クライテリア及びそのガイドラインの設定の背景となった評価結果を報告する。
坂場 成昭; 古澤 孝之; 川本 大樹; 石井 喜樹; 太田 幸丸
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.147 - 154, 2004/10
被引用回数：11 パーセンタイル：55.63(Nuclear Science & Technology)HTTRは、炉心構造物,原子炉圧力容器,原子炉冷却設備,計測制御設備,原子炉格納施設等により構成される。本報では、その他設備となる、ヘリウム純化設備,ヘリウムサンプリング設備及びヘリウム貯蔵供給設備のヘリウム系の補助設備、並びに燃料取扱及び貯蔵設備について、設計の概要を述べる。ヘリウム純化設備は、1次系及び2次ヘリウム系に設置され、冷却材中の化学的不純物を除去する。ヘリウムサンプリング設備は、化学的不純物の濃度を測定する。ヘリウム貯蔵供給設備は、通常運転時にヘリウム圧力を安定に保つ。燃料取扱及び貯蔵設備は、新燃料及び使用済燃料を安定かつ安全に取扱うための設備である。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)
岩井 保則; 山西 敏彦; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 西 正孝; Willms, R. S.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(6), p.661 - 669, 2002/06
被引用回数：14 パーセンタイル：65.5(Nuclear Science & Technology)ITERの燃料循環システムでは、水素同位体分離システム(ISS)を構成する深冷蒸留塔内にトリチウムの大部分が滞留することが予想されている。そのため、高い精度を有するISS内水素同位体滞留量解析評価手法が安全確保の観点から強く求められている。ISS内のインベントリー評価手法の確立のために日米協力のもと、ロスアラモス研究所トリチウムシステム試験施設の有するITER規模の深冷蒸留塔を用いた実験を計画し実施した。この結果を評価し、今回提案した数値解析評価手法により深冷蒸留塔内の水素同位体滞留量を精度よく評価できることを確認し、本手法がITER規模の深冷蒸留塔に有効であることを明らかとした。本手法の精度は塔内の濃度分布に依存せず、特に重水素の液ホールドアップ率は塔の形状の違いにほとんど影響されないことを見いだした。またITER規模の深冷蒸留塔では液の滞留量に対してガスの滞留量も無視できないことを見いだした。
高田 英治*; 藤本 望; 野尻 直喜; 梅田 政幸; 石仙 繁; 足利谷 好信
JAERI-Data/Code 2002-009, 83 Pages, 2002/05
JAERI-Data-Code-2002-009.pdf:3.51MB
HTTRの燃料体からの
線を測定する出力分布測定を行う時点で、燃料交換機,制御棒交換機,スタンドパイプ室周辺,メンテナンスピット周辺での線量当量率の測定を行った。出力分布測定作業は、炉心で照射された燃料体を取り扱う初めての機会であるので、機器の遮へい性能の確認,想定外のストリーミングパスの有無の確認を目的とした測定及び作業中の放射線モニタリングを行った。その結果、線量当量率は予測値以下であり、機器の遮へい上問題は見つからなかった。また、作業環境の測定によるデータを取得することができ、将来の作業環境予測のためのデータを取得することができた。
猪 博一*; 植田 祥平; 鈴木 紘; 飛田 勉*; 沢 和弘
JAERI-Tech 2001-083, 46 Pages, 2002/01
JAERI-Tech-2001-083.pdf:6.31MB
本報は、高温照射試料取扱設備(使用済燃料検査室(I))の設計条件及び設計結果をこれらの主要な設備ごとにまとめたものである。高温照射試料取扱設備は、同じ建家内にあるHTTRで照射を行った使用済燃料,高温照射試料を対象として検査及び照射後試験の一部を行う小型のセルである。本設備は既設の高温工学試験研究炉(HTTR)原子炉建家内の限られたスペースに追設するものであり、取合条件を考慮して限られたスペースを有効に利用できるよう設計した。本設備は3つのセルで構成され、主要な設備として使用済燃料等からの中性子線及び線を遮蔽するための遮蔽体,換気空調装置,試料の取扱に用いる内装機器等がある。今後、本設備及び大洗研究所のホットラボを利用してHTTR燃料・材料の照射後試験を実施し、高温ガス炉技術基盤を確立するとともに、長期的にはHTTRにおける照射試験・照射後試験を通じて、要素技術の開発,先端的基礎研究を行っていくこととしている。
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。
バックエンド技術部
JAERI-Review 2000-013, 49 Pages, 2000/09
JAERI-Review-2000-013.pdf:3.26MB
原子力開発の初期に建設された施設を中心に世界各国で廃止措置プロジェクトが進められており、原子力施設の廃止措置は世界的な課題となっている。経済協力開発機構・原子力機関では将来の廃止措置に備えて、共通する問題点の協議、情報交換等を目的に「原子力施設廃止措置プロジェクトに関する科学技術情報交換協力計画協定」を1985年9月に締結し、協力が進められた。本協力は、現在12か国が参加しており、世界各国の廃止措置に関する情報を交換するうえで、非常に重要な役割を果たしつつある。参加プロジェクトは、原子力発電所、再処理施設、核燃料・放射性物質取扱施設、等があり、その規模も研究用原子力施設から商業用原子力施設(原子力発電所)まで多岐に及んでいる。また、これらの参加プロジェクトに関する情報交換とは別に、廃炉費用評価、廃棄物再利用、除染技術、等に関する作業部会が設けられ、より具体的に現状技術の評価が行われた。このうち、廃炉費用評価、廃棄物再処理に関する作業部会では、その目的を終了し報告書が公開されている。本報告書はこれらの協力における1999年10月までの活動について述べたものである。
竹田 武司; 飛田 勉*; 茂木 春義; 五味 邦博*
JAERI-Tech 99-053, 57 Pages, 1999/07
高温工学試験研究炉(HTTR)の本設中性子源(NS)には、優れた中性子収率を有し、使用温度(約600
C)で安定なCfを用いた。NSは、フランスで製作し、日本アイソトープ協会のホットケーブに移送後、放射性同位元素輸送容器から取り出した。NSをホルダに入れることにより、遠隔での取り扱いによるNSの交換を可能にした。NS入りホルダは、放射性同位元素移動容器に収納してHTTRに移送した。HTTRのメンテナンスピットにおいて、マニプレータを遠隔操作することにより、新たに考案したNS用取り扱い治具を介して、ホルダを制御棒案内ブロックのNS挿入孔に装荷した。炉心とメンテナンスピット間の制御棒案内ブロックの移動は、燃料交換機を用いて行った。提案した取り扱い手順で、NSはHTTRの炉心に安全かつ確実に装荷でき、HTTRのNSに対する取り扱い技術を確立した。
中川 繁昭; 菊地 孝行; 藤崎 伸吾; 山下 清信; H.O.Menlove*
IAEA-SM-351/89, 15 Pages, 1997/00
HTTRの保障措置上の特殊性は、原子炉圧力容器内及び使用済燃料貯蔵プール内の核燃料物質在庫量の検認の際に、圧力容器の蓋を開けて直接目視により検認することができない。HTTRの燃料交換には、大型重量物である燃料交換機、制御棒交換機及び床上ドアバルブの移動、固定を伴うため、1炉心全部の燃料を交換するのに約200日を要する。HTTRの保障措置では燃料体の移動経路に査察官の立会を必要としない燃料移動監視システムUFFMを取り付ける。UFFMは、HTTRの燃料交換時に原子炉圧力容器の上部のスタンドパイプと燃料交換機のインターフェイスとなり、燃料の炉心からの唯一の移動経路である床上ドアバルブ1に取り付ける。UFFMは取り付けスペースの制限から、その有効長をHe-3中性子検出器3インチ、2つの電離箱はそれぞれ2.5インチ、5インチとする。UFFMの特性試験の結果、既存の検出器と比べて遜色なく、HTTRの燃料交換時における使用済燃料移動の検出を十分できることが確認できた。
加藤 正平; 石川 冬比右*; 山本 英明
EPA-520/1-90-013, p.44 - 56, 1990/00
施設の解体、改造にともなって放射能の発生する可能性のある施設について、国内の関連施設の数量を調査し、また、解体経験のある施設について調査した。これにより、施設の種類と残留放射能の性質を検討した。
仙石 盛夫
JAERI-M 86-034, 7 Pages, 1986/03
粒子制御の最適化によるエネルギ-閉じ込め時間の改善の方法が提案される。ペレット入射と断続中性粒子入射加熱の組み合わせにより、プラズマ周辺部での粒子補給量を低減でき、エネルギ-閉じ込め時間が改善された。ペレット入射およびダイバ-タ(あるいはポンプリミタ-)による粒子排気を併用することにより エネルギ-閉じ込め時間の改善が期待される。ペレット入射により、より高い中性子発生率とより低いトリチウムインベントリ-が期待できることも示している。
相沢 作衛; 寺門 正吾
JAERI-M 84-233, 167 Pages, 1985/01
燃料試験施設のX-セルは、Pu系燃料の高放射能取扱い施設としての試験研究施設である。遠隔操作のためセルに装備されているマニプレータは、西ドイツ・Hans Walischmiller社製A100型M/SマニプレータおよびA15型トングマニプレータの二種類で、いずれの機種も原研の高放射能取扱い施設における使用経験が全くなかった気密の保持可能な新型機種である。特にA100型は、三分割構造の特徴を有し、在来機種とはその構造うを違いている。本報告は、X-セル、X-鉛セルおよび気密ボックスでのこれらマニプレータの保守取扱い作業を考慮し、保守技術の確立をめざして調査検討された成果をまとめたものである。この保守技術開発によって得られた成果は、保守用図面などの資料整備を含め、(1)マニプレータ保守関連設備の有用性の確認、冶工具類の整備(2)マニプレータの保守における基本的保守技術の確立(3)マニプレータ各操作機能に対する保守技術の確立と技術的設定基準の開発、などである。
