海外炉を用いた中性子照射試験,1; キャプセル温度制御システムを用いた照射試験の検討(共同研究)

高部 湧吾; 大塚 紀彰; 冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 井上 修一; 森田 寿; Jaroszewicz, J.*; Migdal, M.*; 小沼 勇一; 飛田 正浩*; et al.

JAEA-Technology 2022-040, 45 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-040.pdf:6.61MB

中性子照射場として中核を担ってきた材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)の廃止に伴い、軽水炉の一層の安全性、信頼性・効率性向上のための技術開発や革新的な原子炉開発に必要な国内照射場が喪失され、照射試験炉の運転技術や照射技術の継承や人材育成も困難な状況となった。こうした課題に対処するため、代替手段として中性子照射場を海外炉に求めた照射試験の実施に係る検討を行った。「ポーランド国立原子力研究センターと日本原子力研究開発機構との間の試験研究炉の研究開発のための共同研究取決め」に基づきポーランド国立原子力研究センター(NCBJ)が所有するMARIA炉(出力30MW)を中性子照射場として、JMTRの有する照射技術の一つである温度制御システムを導入した照射試験の実施可否を検討した。その結果、JMTRの設計・製作基準に則って製作済であったキャプセルに対し改造を施すことで照射試験の実現が可能である見通しが得られた。改造後に浸透探傷検査、絶縁導通試験及びキャプセルの使用温度である室温300Cの範囲における動作試験等を実施し、良好な結果が得られ、MARIA炉への輸送前準備を完了した。

レーザーとロボット技術の連携による福島第一原子力発電所廃止措置作業

川妻 伸二

レーザー研究, 45(7), p.413 - 417, 2017/07

https://doi.org/10.2184/lsj.45.7_413

2011年3月11日の東北地方太平洋沖地震による福島第一原子力発電所事故では、大量の放射性物質が、原子炉建屋内および環境中に放出され、原子炉建屋および原子炉建屋周辺は、高放射線環境になり、作業員が立入れないか、立入れても極めて短時間しか作業できない状況になった。緊急時対応作業では、作業員に代わって20台以上のロボットが投入されたが、一部のロボット等にはレーザー測域センサーなどが用いられた。今後の同発電所の廃炉では、より高放射線下で、今までに経験のない作業が必要となるため、様々なレーザー技術とロボット技術を融合させることが必要となる。レーザー測域センサーに加えて、レーザー診断やレーザー分析などが期待されるが、一方で高放射線環境下での使用のため、耐放射線性化や制御安定性のための課題もある。

光ルミネッセンス測定装置への密封線源の導入と放射線管理; 日本原子力研究開発機構土岐地球年代学研究所での例

徳安 佳代子; 古田 定昭*; 國分 陽子; 梅田 浩司

日本放射線安全管理学会誌, 15(1), p.80 - 87, 2016/07

http://doi.org/10.11269/jjrsm.15.80

地質試料の年代測定を行うため、日本原子力研究開発機構土岐地球年代学研究所に光ルミネッセンス測定装置(Riso TL/OSL DA-20)が導入された。本装置では、試料に人工放射線を繰返し照射して試料に蓄積された線量を求めるため、密封線源を装置へ据付ける必要がある。しかし、本装置の放射線管理に関する情報はほとんどない。そこで本稿では、線源を受入れるまでの流れを紹介するとともに、線源の据付や使用における放射線管理について報告する。

Radiation-induced thermoelectric sensitivity in the mineral-insulated cable of magnetic diagnostic coils for ITER

西谷 健夫; Vayakis, G.*; 山内 通則*; 杉江 達夫; 近藤 貴; 四竈 樹男*; 石塚 悦男; 川島 寿人

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1461 - 1465, 2004/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.04.252

ITERではプラズマ位置制御用磁気センサーとして無機絶縁(MI)ケーブルを用いた磁気コイルを用いるが、これまでの照射試験においてMIケーブルの中心導体と外皮導体間に数Vの起電力(RIEMF)が発生することが観測されており、磁気計測に与える影響が懸念されていた。そこで磁気コイルをJMTRで照射し、照射中に磁気コイルの中心導体両端に発生する起電力を高感度電圧計で測定した。これまで懸念されていたRIEMFによる中心導体両端間の起電力は十分小さいことを確認したが、中性子フルエンスの増加とおもに熱起電力が発生する現象を観測した。この結果をITERの使用条件に外挿すると、1000秒以上の長時間運転では問題となる可能性があることを指摘した。

J-PARCの放射線安全管理設備

宮本 幸博

放計協ニュース, (32), p.2 - 3, 2003/10

http://www.irm.or.jp/news32.pdf

J-PARC(大強度陽子加速器施設)は、日本原子力研究所(原研)と高エネルギー加速器研究機構が共同で、原研東海研究所敷地内に建設中の大型高エネルギー加速器施設であり、施設稼動後は、物質科学,生命科学,原子力工学,素粒子物理,原子核物理等における最先端研究に供される予定である。J-PARCにおいては、ハドロンカスケードにより、エネルギー範囲が広く多様なパルス状放射線が発生し、一般的な放射線測定機器では十分な応答を得られない状況も予想される。また、加速器機器等については、放射化により残留放射線レベルが非常に高くなると予想され、残留放射線レベルに応じて表面汚染も発生する。そこで、J-PARCの放射線安全管理設備を整備するにあたっては、上記の特性に対応するとともに、原子力分野における近年の社会的要請等に配慮しつつ、放射線エリアモニタの特性改善,LAN-PLC方式放射線モニタの開発,自走式エリアモニタの開発,加速器トンネルに対する入退管理の徹底等について検討を進めている。

Development and operational experiences of the JT-60U tokamak and power supplies

細金 延幸; 二宮 博正; 松川 誠; 安東 俊郎; 閨谷 譲; 堀池 寛*; 櫻井 真治; 正木 圭; 山本 正弘; 児玉 幸三; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.368 - 385, 2002/09

https://doi.org/10.13182/FST02-A234

本論文ではJT-60U装置及びコイル電源の開発とこれまでの運転経験についてレビューする。JT-60Uは高プラズマ電流,大体積プラズマ,高非円形プラズマを得るため、当初のJT-60装置から大型化された装置である。改造においては、トロイダル磁場コイルの内側の全ての構成機器が新しく製作された。さらに、ダイバータタイルには炭素材の化学スパッタリングを低減するためボロン変換CFC材が使用された。後には、当初の開ダイバータに代わって、NBI用クライオ排気パネルをダイバータ排気装置に用いた排気装置付の半閉ダイバータを設置した。これらの構成機器の開発に導入されたさまざまな技術や工夫,及びそれらの運転経験は、将来のトカマク装置の設計のための貴重なデータを提供するものである。一方、JT-60Uの運転に影響を与えた主要な故障についても述べる。さらに、重水素を燃料に使用するトカマク装置の保守の重要な課題として、容器内作業者の被ばくを抑えるための方策についても紹介する。

IASCC照射試験のための水環境制御装置の線量当量率評価

飛田 正浩*; 板橋 行夫

JAERI-Tech 2002-042, 40 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-042.pdf:2.09MB

軽水炉の高経年化に関連して、照射誘起応力腐食割れ(IASCC;Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は炉内構造物の信頼性に関する重要かつ緊急の検討課題とされており、このような状況から、沸騰水型軽水炉(BWR)の炉内環境を模擬した照射試験を行うことができる高度材料環境照射装置をJMTRに設置するための設計検討を進めている。高度材料環境照射装置は、照射試験片を収納し炉内に装荷する飽和温度キャプセル、飽和温度キャプセルに高温高圧水を供給する水環境制御装置などから構成される。本報告書は、核種評価コードORIGEN-2と遮へい計算コードQAD-CGGP2を用いて、作業の安全性確保のために水環境制御装置が設置されるJMTR原子炉建家炉室B1Fのキュービクルの外壁表面における線量当量率の評価と、原子炉停止後にキュービクル内に立ち入る場合に最も高線量が予想される同装置のイオン交換塔遮へい体表面の線量当量率評価の結果についてまとめたものである。

Development of new technique for temperature control of irradioation capsules

菅野 勝; 北島 敏雄; 本間 建三

KAERI/GP-195/2002, p.71 - 75, 2002/00

最近の照射試験では、原子炉材料の照射損傷機構の詳細な解明を目的として、原子炉起動・停止時などの過渡状態においても常に試料を一定温度に保つことによって温度変動の影響(低温照射効果)を除いた照射試験が要求されている。JMTRでは、照射キャプセルの温度制御に関して、従来の手動操作で行っていた制御方式を改良し、ガス層圧力調節系に、原子炉出力信号でガス層の圧力を調整する先行温度制御回路を組込み、ヒータ出力のフィードバック制御と併用して試料温度を制御する新たな方式を開発することで一定温度制御の自動制御システムを構築した。

原研における事故対応ロボットの開発,2; 耐環境型ロボットの開発

柴沼 清

日本ロボット学会誌, 19(6), p.710 - 713, 2001/09

https://doi.org/10.7210/jrsj.19.710

平成11年9月末に発生したJCO臨界事故では、放射線レベルが高く、事故現場への人のアクセスが困難であった。このため、事故現場の状況についての情報が不十分で、事故の収拾を大幅に遅らせた。このJCO事故のように、原子力施設で事故が発生し、放射線により人がアクセスできない場合、事故をできるだけ早く収拾するために、事故現場に侵入し、情報収集や事故拡大防止・停止処置作業を行うロボットの開発が必要となる。これらの背景の下に、核融合炉用保守ロボットの開発を通して蓄積されたロボット技術及び耐放射線技術の知見と経験を生かして、高い放射線環境下においても、人に代わって情報収集や作業を行うことができる対放射線性に優れたロボットの開発を進めている。本稿では、開発の背景及びロボットの特徴等を中心にその概要を述べる。

グローブボックス解体時における空気中放射能濃度の管理

小林 誠

保健物理, 34(4), p.412 - 414, 1999/12

http://ci.nii.ac.jp/naid/10004558971

TRU核種等で汚染したグローブボックスの解体作業において作業環境中の空気中放射能濃度を評価することは内部被ばくの観点から重要である。そこで、再処理特別研究棟の解体実地試験において、グローブボックス解体時のグリーンハウス内の空気中濃度と表面密度の測定結果から、作業エリアと排気口の空気中濃度の比、及び空気中濃度と表面密度の相関について求めた。その結果、グリーンハウス内の作業エリアと排気口の濃度比は平均で6.4であった。また、空気中濃度と表面密度から求めた再浮遊係数は対数正規分布となり、作業中及び非作業中の中央値は310(cm)、110(cm)であった。本報告では、グローブボックス解体作業で得られたデータを検討し、今後の解体作業に用いる空気中濃度評価のための濃度比及び再浮遊係数について述べる。