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涌井 隆; 山崎 和彦*; 二川 正敏
Advanced Experimental Mechanics, 7, p.103 - 109, 2022/08
高放射化物を閉空間に閉じ込めた状態で切断・減容化する技術開発の一環として、鉛含有量が異なる放射線遮へいガラスに対して、Nd-YAGレーザーの照射条件(パワー及び照射回数)を変えた照射試験を実施した。鉛含有量、照射パワー及び照射回数の増加とともに、大きな黒色で凹形状の照射損傷とその周りにき裂が生じた。損傷に及ぼす機械的特性の影響を調べるために、非照射部及び照射部の一般的な機械特性を調べた。評価された機械的特性を基に算出された熱衝撃破壊靭性値は、鉛含有量の増加ともに減少する。黒色の照射領域の微小硬さは、非照射より10%小さくなり、レーザー照射による機械的特性の変化が確認された。
涌井 隆; 山崎 和彦*; 二川 正敏
実験力学, 22(2), p.96 - 104, 2022/06
高放射化物のレーザー溶断技術の開発の一環として、放射線遮へいガラス及び無鉛ガラスに対してパルスレーザー照射試験及び押込み試験を行った。鉛含有量が低いガラスに比べ、鉛含有量が高いガラスの損傷が大きく、損傷発生の閾値が低かった。押込み試験結果を基に、カルマンフィルタ及び有限要素を組み合わせた逆解析により、ガラスの微小塑性挙動を表す材料構成式の定数を同定した。流動応力は、鉛含有量の増加とともに低下し、レーザー照射により低下した。一方、塑性流動抵抗値は、鉛含有量の増加とともに増加し、レーザー照射により増加した。非照射及び照射領域における破壊エネルギーとき裂先端周りの塑性領域寸法を実験結果を基に算出した。それぞれの値は、鉛含有量の増加とともに減少し、レーザー照射により低下した。
瀬谷 道夫; 羽島 良一*; 呉田 昌俊
第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 10 Pages, 2017/02
港湾で扱われる貨物コンテナは容積が大きく重量物も運べるため、核物質が隠されて持ち込まれる危険性が高い。核セキュリティを強化する上では、重遮へい物中の規制外核物質の確実な検知、及び、重遮へい物体の安全な解体により中から核物質を取出すことが不可欠である。このための対応として、(1)確実な核物質検知システムの導入、(2)検知物の正確な内部構造把握、及び(3)核物質性状把握(核兵器か否か、爆発物の混入等)が要求され、これらの情報を使うことにより検知物の安全な解体と核物質の取出しが可能となる。この発表では、(1)については、X線スキャン装置と単色
線利用NRFベース非破壊検知装置の組合せを提案する。後者の装置は重遮へい体に対しては、(2)及び(3)の機能も有している。また、取出された核物質部分に関する(2)及び(3)の機能を持つものとして、小型中性子線源(D-T中性子源)を用いるアクティブNDA装置を提案する。
土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02
被引用回数：1 パーセンタイル：9.98(Nuclear Science & Technology)JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。
安田 良; 三田 尚亮; 西野 泰治; 仲田 祐仁; 野沢 幸男; 原田 克也; 串田 輝雄; 天野 英俊
Nuclear Technology, 151(3), p.341 - 345, 2005/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)照射済燃料・材料の表面微細組織観察をするために原研・燃料試験施設に設置した。FE-SEMは、オペレーターの安全を確保するために、遮へい容器に据え付けられた。その遮へい容器には遠隔操作を円滑に進めるためのマニプレータ等の機器が取り付けられている。また、放射線の影響を低減させるためのコリメータを取り付けたEDSも、観察領域の組成分析をするために設置された。設置後、性能確認のために、金蒸着膜,水素処理したジルカロイ被覆管を観察試験した。その結果、良好な画像が取得できたことから、改造・設置後も所期性能を保っていることを確認した。
森岡 篤彦; 逆井 章; 正木 圭; 石田 真一; 宮 直之; 松川 誠; 神永 敦嗣; 及川 晃
Fusion Engineering and Design, 63-64, p.115 - 120, 2002/12
被引用回数：11 パーセンタイル：58.11(Nuclear Science & Technology)JT-60の超伝導トロイダルコイル化に伴う改修計画において、放射線遮へい,核発熱,線量の評価を行った。超伝導コイルの核発熱を数種の真空容器を模擬して評価した。その結果、コイルの核発熱への影響が少ない真空容器の構造を決定した。真空容器の構造は、ステンレス鋼の2重壁構造で内部には中性子線を遮へいするために厚さ100mmの水層を、そして、2重壁の外側には線を遮へいするために厚さ26mmのステンレス鋼を設置する構造とした。また、DD放電に伴い放射化による真空容器内の線量について評価した結果、真空容器内にフェライト鋼を採用することで、ステンレス鋼を用いたときに比べて30%近く、放射化量が低減できることがわかった。
森本 裕一*; 落合 謙太郎; 前川 藤夫; 和田 政行*; 西谷 健夫; 竹内 浩
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1052 - 1056, 2002/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)崩壊熱を正しく予測することは、ITERの事故時安全性の確保のうえで重要である。特に、銅,ステンレス鋼,タングステンの崩壊熱については精度15%以内で予測する必要がある。本研究では、これらのうち銅とステンレス鋼をITERを模擬した中性子スペクトル下で照射し、その崩壊熱を全エネルギー吸収スペクトロメーターで測定した。測定結果を中性子輸送計算コードMCNPによる予測値と比較した結果、崩壊熱を正しく評価するには、銅及びステンレス鋼ともに共鳴吸収に対する自己遮へい効果を適切に考慮する必要があることがわかった。
藤川 正剛; 大久保 実; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 伊与久 達夫
日本原子力学会和文論文誌, 1(4), p.361 - 372, 2002/12
高温ガス炉(HTGR)は、高温の熱を供給することができ、高い固有の安全性を有するなど優れた特徴を有する原子炉である。HTTRは、我が国初のHTGRで、2001年12月7日定格出力30MW原子炉出口冷却材温度約850
に到達し、2002年3月6日使用前検査に合格した。出力上昇試験を、安全に、かつ、確実に行うため、定格出力30MWまでを約10MW,20MW及び30MWと3段階に分割して試験を行った。出力上昇試験は熱出力校正,制御特性,出力係数測定,高温配管の熱変形測定,遮へい性能,燃料及びFPの評価,異常時過渡応答等合計22の試験項目からなる。全ての試験は計画通り行われ、その結果に基づいてHTTRの性能を評価した。本レポートはHTTRの出力上昇試験の結果を報告する。
坂本 幸夫; 遠藤 章; 津田 修一; 高橋 史明; 山口 恭弘
JAERI-Data/Code 2000-044, 191 Pages, 2001/01
JAERI-Data-Code-2000-044.pdf:7.19MB
放射性物質や放射線発生装置を扱う施設の遮へい計算では、スペクトル計算をすることなく、遮へい計算定数を用いて線量を直接評価する方法が、簡便かつ有効であり、広く用いられている。ICRP1990年勧告の国内制度等への取り入れで今後実効線量の評価が必要となる。本報告は、光子・中性子及びベータ線からの制動輻射線に対して、実効線量を評価するための遮へい計算定数をまとめたものである。単色光子に関して、ピルドアップ係数、実効換算係数、及び線量の透過率を整備した。RIからのガンマ線・X線, ベータ線源からの制動輻射線及び中性子源に対して線量率定数及び遮へい体での線量の透過率を整備した。
北端 琢也; 清田 史功; 白鳥 芳武; 井口 幸弘; 松井 祐二; 佐藤 裕之
JNC TN3410 2000-014, 43 Pages, 2000/09
JNC-TN3410-2000-014.pdf:2.37MB
新型転換炉ふげん発電所は核燃料サイクル開発機構法にもとづき、平成15年度までに運転を停止することになっており、現在、廃止にともなう措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という)を実施している。この廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、サイクル機構外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を平成11年12月に設置し、平成11年12月14日に第1回委員会が開催された。平成12年度も引き続き設置され、平成12年8月28日に第2回委員会が開催された。本書は、第2回ふげん廃止措置技術専門委員会において配布された資料集であり、「ふげん」廃止措置への取り組み状況、生体遮へい体コンクリートの放射化量評価、コンクリート中のトリチウム濃度測定方法の検討、「ふげん」の廃止措置技術開発の進め方についてまとめたものである。また、併せて、当該委員会において参考として報告された系統化学除染の実施状況についても記載した。
益村 朋美*; 中島 宏; 中根 佳弘; 笹本 宣雄
JAERI-Data/Code 2000-026, 40 Pages, 2000/06
JAERI-Data-Code-2000-026.pdf:7.21MB
大強度陽子加速器計画施設の概略遮へい設計に適用する目的で、簡易計算式(Moyerモデル,Teschの式)に基づくバルク遮へい計算、経験式(Stapletonの式)に基づく中性子スカイシャイン計算から構成される概略遮へい計算システムを、ユーザーの利便性を考慮してMicrosoft Excel上に作成した。本報告書では、作成した概略遮へい計算システムのマニュアルを提供するとともに、大強度陽子加速器計画施設の施設基本設計に反映させる必要遮へい厚さの計算で使用した、Moyerモデルのパラメータ等の遮へい計算条件を整理して示した。例に示されている数値は1999年12月8日現在のデータに基づいている。
角田 淳弥; 沢 和弘; 茂木 春義; 板橋 秀治; 北見 俊幸; 圷 陽一; 渕田 安浩*; 川口 徹*; 守屋 正裕*
JAERI-Research 99-054, p.41 - 0, 1999/09
JAERI-Research-99-054.pdf:1.19MB
高温工学試験研究炉の1次上部遮へい体は、鉄枠中に遮へい体であるコンクリート(グラウト)を封入したものである。1次上部遮へい体の主な機能は、燃料取扱フロア、スタンドパイプ室の線量当量率が遮へい区分の制限値を満足するように炉心からの中性子及び線を減衰させることである。温度が上昇した場合に特に重要になるもののひとつに、中性子遮へいに大きな影響を与えるコンクリート中の水の含有量(含水量)がある。そこでコンクリート温度と含水量の関係を把握するために、炉外試験を行った。本試験結果に基づき、コンクリートからの水の散逸挙動のモデルを作成した。そのモデルを1次上部遮へい体に適用した結果、1次上部遮へい体の温度が110以下であれば、遮へい評価に用いている含水量が保持されるという結論を得た。
小川 益郎; 椎名 保顕; 文沢 元雄; 武田 哲明; 高田 昌二; 久保 真治; 稲葉 良知
JAERI-Tech 98-062, 126 Pages, 1999/01
高温工学試験研究炉(HTTR)において、1次上部遮へい体昇温の原因について、数値計算、模擬実験等により検討した結果、1次上部遮へい体の昇温は、おもに、アニュラス部パージガス流量の低下によって生じていると考えられる。このアニュラス部パージガス流量が低下する原因を熱流体工学上妥当、製作上現実的と考えられる範囲内では、特定することができなかった。そこで、アニュラス部パージガス流量が低下する仮想的な原因を幾つか仮定し、そのもとで、HTTR定格運転時の1次上部遮へい体温度を予測した。仮定した幾つかの原因のもとでは、HTTR定格運転時のアニュラス部パージガス流量は、0.899g/sから2.69g/sの範囲となり、これらの値を入力した2次元熱流体計算の結果、コンクリート温度の計算値は、40
C以下から約86Cまで変化する結果となった。
野上 嘉能; 加藤 直人; 豊島 光男; 石田 忍; 飛田 典幸; 上村 勝一郎
PNC TN8410 93-200, 78 Pages, 1993/06
本報告書は,「常陽」運転工程第25サイクルから照射開始予定のB型特殊燃料集合体(B8)に装荷する特殊燃料集合体特殊燃料要素(HAM)の製造,加工における諸デ-タを整理,収録したものである。本特殊燃料要素の照射試験目的は,TRU消滅処理研究の一環として241Am含有率の高いペレットを充填した燃料ピンを高速炉で照射し,TRU燃料ピン照射のための其礎デ-タを取得するものである。本特殊燃料は241Am含有量が高く(241Am/METAL=0.90wt%)かつ6.5mm径の被覆管に装荷可能なA1M09ピンを解体し,試料ペレットを再充填したものである。本特殊燃料要素は,1991年5月にA1M09ピンの解体を行い,1991年10月に要素製造を終了した。
菊池 康之; 中川 庸雄; 浅見 哲夫; 川合 将義*; 松延 広幸*; 神田 幸則*
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(8), p.593 - 603, 1985/00
被引用回数：13 パーセンタイル：47.95(Nuclear Science & Technology)日本の評価ずみ核データライブラリーの第2版のJENDL-2が完成した。第1版のJENDL-1は高速炉への応用を主な目的として、72核種のデータを収録して、1977年に公開になった。その後、熱中性子炉、遮へい、核融合炉の分野でも使用できる汎用ライブラリーを目指して、JENDL-2の作成が始められた。この度完成したJENDL-2には、181核種の評価ずみ核データが収録されている。データの評価は、中性子エネルギー10
eVから20MeVの広い範囲で行われ、データはENDF/B-IVフォーマットでファイル化された。JENDL-2のベンチマークテストの結果、高速炉、熱中性子炉、遮へいの分野では十分に使えることが確認された。本稿では、JENDL-2のための核データ評価とベンチマークテストの概略を述べる。
田中 隆一; 中村 義輝; 須永 博美; 鷲野 正光; 松本 明*; 苅谷 道郎*
EIM-82-24, p.9 - 18, 1982/00
放射線遮へい用の窓ガラスが放射線により破損事故を起すことはすでに20年前から報告されている。原因はガラス内の空間電荷蓄積により放電破壊を起すためと考えられているが、電荷蓄積の機構については全く未解決のまま残されている。われわれは絶縁体バルク内の電子平衡下でもコンプトン電子の前方放出と線の減衰に起因する負電荷の推積があることを見出し、この問題の定性的かつ定量的な解明を試みた。電荷蓄積挙動の計算は一次元モデルを仮走し、理論的に得られた電荷推積率分布と実験的に得られた非照射下導電率、放射線誘起導電率をもとにしてポアッソン方程式を解くことによって行われた。その結果、飽和電界はMV/cmレベルに達し、それが線量率と温度に依存することがわかった。一方ガラス試料の耐放射線性を調べる照射実験では放電破壊を起すものと起さないものに分かれたが、この結果は計算結果とよく対応し、遮へいガラスの耐放射線性を解析計算によって評価し得る可能性が出てきた。
Thの70群および,25群炉定数中川 正幸; 西原 宏*; 三木 一克*; 核設計*; 京都大学原子核工学科*
JAERI-M 4927, 22 Pages, 1972/08
トリウム232のJAERI-FAST-SET型炉定数を作成した。核データは、ENDF/
-IIを用い、計算手法は、J-F-Sのために開発された方法を用いた。46.5keV以下を共鳴領域として扱い、非分離域では、統計的手法により共鳴パラメータを作る。又この領域では、詳細スペクトル計算を行い、実効断面積を求め自己遮蔽因子の表を作成した。46.5keV以下以上はスムース領域として処理した。最後に今回のセットと、従来のセットの比較検討を行った。
大井 元貴; 原田 正英; 甲斐 哲也; 相澤 一也; 佐藤 浩一; 増山 康一; 春日井 好己
no journal, ,
J-PARC物質・生命科学実験施設(MLF)では、大強度の3GeV陽子ビームを用いて発生した中性子およびミュオンを用いて物質科学・材料科学等の実験を行っている。MLFでは、施設の運用開始から段階的にビーム出力を増強しており、2014年3月には約300kWの陽子ビーム出力で運転を行っていた。最終的には1MWの陽子ビーム出力を目指しており、今後のビーム出力の増加を進めるにあたり、利用実験に供している中性子実験装置(20台)について、実際の中性子ビームを用いてその遮へい体の遮へい性能を評価した。その結果、20台中16台の中性子実験装置で、遮へい体表面の線量が十分に低いことを確認した。残り4台の中性子実験装置では、特定のビーム条件において、遮へい体表面で高い線量が生じることを確認した。それらの中性子実験装置に対しては、図面を再確認し遮へいの再計算を行い、原因を考察した。そして、測定結果を元に、原因を究明し、対策を施すことで、1MWのビーム運転においても、全ての中性子実験装置で、十分に低い線量を担保できる見通しを得た。
原田 正英; 内田 敏嗣; 関島 光昭; 羽賀 勝洋; 粉川 広行; 木下 秀孝; 高田 弘
no journal, ,
J-PARCの核破砕中性子源では、大強度3GeV陽子ビームを水銀ターゲットに入射させ、発生する中性子ビームを様々な実験装置に供給している。ステンレス316L製の水銀ターゲット容器は、ビーム照射等に伴う材料特性の劣化のため、最大でも5000MWh程度の照射後に交換する計画である。照射後水銀ターゲット容器は、物質・生命科学実験施設の保管スペースに一時的に保管した後、J-PARC内の別の保管用建屋に運搬し、保管する計画である。この運搬のためには、専用の運搬キャスクを準備する必要があり、平成28年度その準備に着手した。運搬キャスクは、高度に放射化した照射後水銀ターゲット容器を収納し、運搬キャスク表面の線量が所内輸送基準(2mSv/hr以下)を満足する遮へいが必要となる。そのため、照射後水銀ターゲット容器実機の線量実測値を活用し、粒子輸送計算コードPHITS及びMCNPX、誘導放射能計算コードDCHAIN-SPを駆使して、精度の高い遮へい計算を行った。その結果、鉄で、最大厚さ22.5cmの遮へいが必要であることが分かった。
林 宏一; 松嶌 聡; 野崎 達夫
no journal, ,
「ふげん」では、汎用のクリアランス測定装置では測定できないような大型機器のクリアランス測定方法を検討している。クリアランス測定のような微小な放射能を測定する場合、バックグラウンド線量を低減させて測定を行う必要があるため、クリアランス測定装置では、厚い遮へい体の中で測定を行っている。しかし、大型機器の測定は、大型機器より大きな測定装置や遮へい体が必要となる。このため、環境放射線の測定に用いられている熱ルミネセンス線量計や蛍光ガラス線量計を大型機器の表面に貼り、その上からバックグラウンド線量を低減させることができる遮へい体で覆いながら測定することを検討している。本件は、上記を踏まえ平面や曲面に簡単に設置できる遮へい体の要求仕様を説明するものである。
