Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
柳澤 宏司; 梅田 幹; 求 惟子; 村尾 裕之
JAEA-Technology 2022-030, 80 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2022-030.pdf:2.57MBJAEA-Technology-2022-030(errata).pdf:0.11MB
連続エネルギーモンテカルロコードMVPと評価済み核データライブラリJENDL-5によって、ウラン水素化ジルコニウム燃料棒を用いるTRIGA型原子炉体系の臨界ベンチマーク解析を行った。解析対象は、国際臨界安全ベンチマークプロジェクト(ICSBEP)のハンドブックに掲載されているIEU-COMP-THERM-003とIEU-COMP-THERM-013の二種類のデータであり、中性子実効増倍率、制御棒等の反応度価値について旧バーションのJENDLを使用した結果と比較した。その結果、JENDL-5による中性子実効増倍率はJENDL-4.0よりも0.4から0.6%大きく、制御棒等の反応度価値は、JENDL-5とJENDL-4.0との有意な差は無いことが分かった。これらの解析結果は今後予定しているNSRRの制御棒反応度価値等の解析において、計算精度の確認の参考になるものと考えられる。
直江 崇; 木下 秀孝; 涌井 隆; 粉川 広行; 羽賀 勝洋
JAEA-Technology 2022-018, 43 Pages, 2022/08
JAEA-Technology-2022-018.pdf:7.84MB
大強度陽子加速器研究施設(Japan Proton Accelerator Research Complex, J-PARC)の物質・生命科学実験施設に設置されている核破砕パルス中性子源水銀ターゲットでは、高エネルギー陽子線入射時に水銀中に発生する圧力波が引き起こすキャビテーションによって、ステンレス鋼製のターゲット容器内壁に激しい壊食損傷が生じる。陽子線強度の増加と共に攻撃性が高くなるキャビテーションが引き起こす壊食損傷によって、熱応力を低減するために厚さ3mmで設計されたターゲット容器先端部では、長時間の運転により壊食痕からの水銀漏洩や、壊食痕を起点とした疲労破壊などが生じる懸念がある。これまでに、高出力での長期的な安定運転を実現するために、キャビテーションによる壊食損傷を低減するための取り組みとして、容器内壁への表面改質の適用や、水銀中への微小気泡注入によりキャビテーションの発生源である圧力波の抑制、先端部の2重壁構造化を進めてきた。損傷低減化技術の効果を確認するために容器内壁に形成された損傷を観察する必要があるが、中性子源の運転中に内部を観察することは不可能であるため、運転を終えたターゲット容器の先端部から試験片を切出し、内壁の観察を実施している。ターゲット容器の破損による水銀の漏洩を防ぎつつ、運転出力によって変化する適切な容器の交換時期を検討するためには、運転出力と損傷の関係を明らかにすることが必要である。これまでに、高放射線環境で遠隔操作可能な試験片切出し装置を開発し、実機水銀ターゲット容器からの切出しを通じて、遠隔操作性や、より確実に試験片を切出すための切削条件の検討や切出し手法の改良を重ねてきた。本報では、実機ターゲットでの作業経験、及びモックアップ試験の結果に基づいて改良した遠隔操作による水銀ターゲット容器先端部からの試験片切出し手法に加えて、これまでに実機から試験片を切出した結果の概要についてまとめる。
柳澤 宏司
JAEA-Technology 2021-023, 190 Pages, 2021/11
JAEA-Technology-2021-023.pdf:5.25MB
燃焼による燃料の損耗が少ない低出力の試験研究炉の燃料棒と水減速材で構成される非均質格子体系の臨界特性の解析を、連続エネルギーモンテカルロコードMVP Version2と評価済み核データライブラリJENDL-4.0によって行った。解析では、定常臨界実験装置STACY及び軽水臨界実験装置TCAの二酸化ウラン燃料棒、並びに原子炉安全性研究炉NSRRのウラン水素化ジルコニウム燃料棒の非均質体系についての中性子増倍率の計算結果から最小臨界燃料棒本数を評価した。さらに中性子増倍率の成分である六種類の反応率比をあわせて計算し、単位燃料棒セルの水減速材と燃料の体積比に対する中性子増倍率の変化について説明した。これらの解析結果は、臨界安全ハンドブックでは十分に示されていない試験研究炉実機の燃料棒からなる水減速非均質格子体系の臨界特性を示すデータとして、臨界安全対策の合理性、妥当性の確認に利用できるものと考えられる。
多田 健一
JAEA-Data/Code 2020-014, 30 Pages, 2020/10
JAEA-Data-Code-2020-014.pdf:2.84MB
東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉は、我が国の最も重要な課題の一つである。この廃炉作業において重要な項目が、燃料デブリの取り出しである。この燃料デブリ取り出し時には、作業者の被ばく等を防ぐ観点から、燃料デブリの臨界防止が求められている。本研究では、燃料デブリの臨界解析に着目し、この燃料デブリの臨界解析に係る計算時間の短縮を目的に、簡易に燃料デブリの臨界性を解析することができる簡易燃料デブリ臨界性解析ツールHAND (Handy Criticality ANalysis tool for fuel Debris)を開発した。予備解析としてHANDを用いて詳細解析で解析すべき解析範囲を絞ることで、詳細解析の試行数の削減に貢献することが期待できる。HANDはExcelのマクロで動作するデータベースである。HANDの入力にはGUIが利用でき、また作図も自動で行うことができる。このようにHANDは誰でも簡単に利用することが可能であり、臨界性を直感的に理解しやすいという特徴を持っている。そのため、本ツールは原子炉物理学の初学者等に対し、臨界について理解するための教育ツールとしての利用も期待できる。本報告書では、HANDの概要と利用方法について説明する。
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。
多田 健一
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 4 Pages, 2019/05
燃料デブリの臨界管理は東京電力福島第一原子力発電所の廃炉作業にとって重要な研究課題の一つである。燃料デブリはその幾何形状や平均燃焼度, 含水率などが不明なため、燃料デブリの臨界性の不確かさは大きい。そのため、廃炉作業計画を作成するためには、非常に多くの条件を検討する必要がある。また、廃炉作業計画作成の効率化のためには、炉物理の専門家以外も容易に臨界性の評価ができることが望ましく、既存の臨界性解析コードでは不十分である。そこで本研究では、高速かつ容易に燃料デブリの臨界性を評価するため、Excelを用いた簡易的な臨界性解析コードHANDを開発した。HANDでは、臨界性評価の経験を持たない廃炉作業の計画作成者や作業者が容易に取り扱えるように、非常にシンプルな入力となっている。また計算結果は数値だけでなくグラフでも表示されるため、直感的に理解しやすい形となっている。HANDを用いることで廃炉作業の計画作成者や作業者が容易に燃料デブリの臨界性評価が可能になることから、HANDを導入することにより、廃炉作業の加速が期待できる。
島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 篠原 正憲; 柳田 佳徳; 川本 大樹; 高田 昌二
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(2), p.260 - 266, 2017/02
被引用回数：2 パーセンタイル：19.65(Nuclear Science & Technology)HTTR(高温工学試験研究炉)では、起動用中性子源として小さなキャプセルに封入された
Cf(3.7GBq)を3個炉内に装荷している。炉内黒鉛構造物の一つである制御棒案内ブロック内に中性子源入りの中性子源ホルダが装荷されており、約7年の頻度で交換している。中性子源入りの中性子源ホルダは輸送容器を使用して販売業者のホットセルからHTTR原子炉建家まで運搬される。中性子源ホルダの制御棒案内ブロックからの取出・装荷はHTTR原子炉建家内のメンテナンスピット内で行う。前回までの中性子源交換作業から、中性子源取扱作業の安全性向上を目的として輸送容器に係る2つの課題、作業者の被ばくリスク低減・予防及び中性子源ホルダの誤落下防止を抽出した。そして、これらの課題を解決できるHTTR起動用中性子源専用の輸送容器を従来の輸送容器のオーバーホールと同程度のコストで開発した。この結果、新たな輸送容器を使用して実施した中性子源の取扱作業は、安全に完遂された。
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。
古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 金村 卓治
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.286 - 291, 2016/12
被引用回数：5 パーセンタイル：36.53(Nuclear Science & Technology)国際核融合材料照射試験施設(IFMIF)の中性子源として使用されるリチウムは、大気中の酸素や窒素と容易に化学反応を生じる。IFMIFにおいて使用機器の交換の場合には、その機器に付着したリチウムは、酸化リチウムや水酸化リチウムのようなリチウムに変化することから、これらを交換する機器から安全に除去することが要求される。本研究では、候補洗浄剤であるエタノール中における各種のリチウム化合物(窒化物、水酸化物および酸化物)の溶解挙動について、温度および時間をパラメータに調べた。
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。
島崎 洋祐; 小野 正人; 栃尾 大輔; 高田 昌二; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 濱本 真平; 篠原 正憲
Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.1034 - 1042, 2016/03
HTTRでは起動用中性子源として、Cf(3.7GBq
3個)を炉心内に装荷し、約7年の頻度で交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷、中性子源ホルダ収納ケース及び中性子源用輸送容器への収納は販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。中性子源ホルダの黒鉛ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回の交換作業において、輸送容器に中性子源ホルダを取扱う上でのリスクが2つ確認された。従来の輸送容器は大型(
1240mm、h1855mm)で床に固定できないため、地震時の輸送容器のズレを原因とする漏えい中性子線・
線による被ばくのリスクがあった。また、中性子源ホルダ収納ケースが長尺(155mm、h1285mm)で、メンテナンスピット内の適切な作業位置に引込めないため、中性子源ホルダの遠隔操作による取扱いが困難となり、ホルダが誤落下するリスクがあった。そこで、これらの問題を解決する、新たな輸送容器を低コストで開発した。まず、被ばくのリスクを排除するために、メンテナンスピット上部のフロアにボルト固定できるよう輸送容器を小型化(820mm、h1150mm)した。また、中性子源ホルダケースをマニプレータで適せつな位置に引き込めるように小型化(75mm、h135mm)かつ単純な構造とし、取扱性を向上させた。その結果、2015年に行った中性子源ホルダ取扱作業は安全に完遂された。同時に、製作コストの低コスト化も実現した。
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。
菊池 満; Fasoli, A.*; 滝塚 知典*; Diamond, P. H.*; Medvedev, S.*; Wu, Y.*; Duan, X.*; 岸本 泰明*; 花田 和明*; Pueschel, M. J.*; et al.
Proceedings of 8th IAEA Technical Meeting on Steady State Operation of Magnetic Fusion Devices (CD-ROM), 20 Pages, 2015/05
D型形状でHモード運転の標準的なトカマクは優れた閉じ込め性能を示すものの、過渡的、定常的な熱負荷の問題で大きな課題を持っている。これらを解決する方法として将来を見据えた幅ひろい考え方として形状制御を用いて熱制御を緩和する方式について講演する。
松田 規宏
放射線遮蔽ハンドブック; 基礎編, p.229 - 288, 2015/03
日本原子力学会の「遮蔽ハンドブック」研究専門委員会により、中性子と線に対する遮蔽研究の最新知見を2冊のハンドブック(基礎編、応用編)にまとめることとなった。著者は、同ハンドブック基礎編において、最近開発した任意の屈曲角を持ったコンクリートダクトに対する線ストリーミングの簡易計算式について解説する。
長屋 俊
カレントアウェアネス, (322), p.13 - 17, 2014/12
学術情報流通の分野ではウェブ上の学術コンテンツの増加、多様化などを背景に学術コンテンツに関連した識別子に注目が集まっている。電子ジャーナルをはじめとした電子情報資源を相互にリンクするとともにリンク切れを回避するための解決モデルとしてDOI(Digital Object Identifier)というデジタル識別子の仕組みが考案された。CrossRefはDOIの登録機関(RA: Registration Agency)としての役割を中核に据えながら、DOI登録や付随した検索サービスのみならずDOI登録の際に収集した書誌情報DBであるメタデータデータベースを活用したサービスを順次拡大している。CrossRefの具体的なサービス事例を参照しながら参加機関のスケールメリットを活かしたサービスや仕組み、メタデータの質・量を拡大することで可能となったCrossRefのサービスを解説した。
川島 寿人; 仙石 盛夫; 上原 和也; 玉井 広史; 荘司 昭朗*; 小川 宏明; 柴田 孝俊; 山本 正弘*; 三浦 幸俊; 草間 義紀; et al.
Fusion Science and Technology, 49(2), p.168 - 186, 2006/02
被引用回数：3 パーセンタイル：24.11(Nuclear Science & Technology)JFT-2Mトカマクでは、SOL/ダイバータプラズマの物理を理解し、熱・粒子を能動的に制御するための実験研究を進めてきた。1984年のJFT-2M実験開始後10年間は開ダイバータ形状で、ダイバータプラズマの内外非対称性,熱・粒子の輸送,ELM中のSOL電流特性等が明らかとなり物理的理解を進めた。局所排気,境界摂動磁場印加,ダイバータバイアス,周辺加熱などの先進的手法を取り入れ、熱・粒子を能動的に制御できることを実証した。ダイバータでの熱・粒子独立制御性向上を目指し、1995年に熱・粒子束流を考慮しながらダイバータ開口部を狭める閉ダイバータ化を実施した。ダイバータ部から主プラズマ周辺への中性粒子の逆流を抑える遮蔽効果が有効に機能し、主プラズマの高閉じ込め状態を劣化させることなく、ダイバータ板熱負荷を低減するための強力ガスパフが可能となり、n
=410
m
, T=4eVまでの低温高密度ダイバータプラズマを実現することができた。また、高閉じ込めモード中、周辺プラズマにおいて特有の揺動が現れることがわかり、閉じ込めとの関係が示唆された。本論文はこれらの成果のレビューである。
勅使河原 誠; 相澤 秀之; 原田 正英; 木下 秀孝; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; 神永 雅紀; 加藤 崇; 池田 裕二郎
JAERI-Tech 2005-029, 24 Pages, 2005/05
JAERI-Tech-2005-029.pdf:3.38MB
J-PARCの物質・生命科学実験施設に設置する核破砕中性子源の建設が進められている。その中心部に設置されるモデレータや反射体は、放射線損傷により定期的に保守を必要とする。設置される機器の保守に必要な遠隔操作機器の設計概念並びに保守シナリオの検討の現状をまとめた。使用済みモデレータや反射体は、減容した後、施設外に運び出し保管する。この計画に従って遠隔操作機器の設計を行った。保守作業は、配管の着脱等の一部人手による作業を除いて、すべて遠隔操作によって行う。配管の着脱作業については、ベリリウム(
Be)の蓄積のため、将来的に配管接続部に遠隔化を図れる構造とした。6台の遠隔操作機器が必要となり、モデレータや反射体以外に陽子ビーム窓やミュオンターゲットの保守にも対応する。保守のシナリオは、使用済み機器の交換作業及び保管作業からなる。前者は、運転停止中に行う。運転停止期間を可能な限り短くするため廃棄作業と分離した。これら保守に必要な日数を見積もったところ、交換作業は約15日程度必要となり、保管作業については、乾燥作業(約30日)後に、約26日程度となった。
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：10 パーセンタイル：55.72(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。)
中村 博雄; Riccardi, B.*; Loginov, N.*; 荒 邦章*; Burgazzi, L.*; Cevolani, S.*; Dell'Ocro, G.*; Fazio, C.*; Giusti, D.*; 堀池 寛*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.202 - 207, 2004/08
被引用回数：14 パーセンタイル：66.09(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、重陽子-リチウム(Li)反応による加速器型中性子源であり、国際協力で3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)を2002年末まで実施した。本報告では、液体LiターゲットのKEP活動の結果、それを反映した設計と今後の展望について述べる。液体Li流動特性評価のための水模擬実験及び液体Li流動実験,液体リチウム純化系開発のためのトリチウムと窒素不純物制御用材料特性評価,放射化したターゲットアセンブリの交換のための遠隔交換アームの概念設計と基礎実験,安全性評価,計測系の概念検討等を実施した。KEP活動に続いて、Liターゲットの長時間安定運転を実証するため、移行期間を経てLi試験ループを中心とした工学実証・工学設計フェーズを開始する予定である。
