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大井 元貴
四季, 43, P. 3, 2019/06
J-PARC物質・生命科学実験施設(MLF)では、減速材集合体の放射能低減のための低放射化中性子吸収材として、Au-In-Cd合金の開発を行い、反射体および減速材2号機において実用化した。合金中のインジウムの分布を確認する手法として、パルス中性子イメージングの手法を採用し、インジウムの共鳴ピークに焦点を当てることにより、個別の元素分布を非破壊で測定し、合金が均一であることを確認した。
高田 弘
加速器ハンドブック, p.330 - 333, 2018/04
核破砕中性子源は、高エネルギー陽子ビームを中性子標的に入射し、そこで発生させた中性子を周囲に配置した反射体と減速材で減速し、物質研究等に適した熱・冷中性子を供給する装置であり、中性子生成効率が良い特徴を有する。本件では、初めに中性子標的の基本的特性を解説する。次に、減速材の基本的特性を説明し、特にJ-PARCの1MWクラスの大強度核破砕中性子源で実装した減速材を例に、高強度中性子パルスの発生及び幅の狭い高品質な中性子パルスの整形方法について解説する。さらに、中性子源の設計手順についても記述した。
小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 井澤 一彦; 谷野 秀一; 神永 城太*; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 外池 幸太郎; 三好 慶典; 柳澤 宏司; et al.
JAERI-Tech 2001-057, 54 Pages, 2001/09
JAERI-Tech-2001-057.pdf:4.28MB
NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、平成11年度に引続き、中性子相互干渉体系の臨界実験を行った。この実験では、2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた。炉心タンクの寸法は、厚さ35cm、幅70cm、高さ150cmである。平成12年度には、2基の炉心タンクの間に設置したコンクリート,ポリエチレンの中性子隔離材やハフニウム,カドミウムの中性子吸収材による反応度効果を測定した。本報告書は、平成12年度に実施した計57回の実験に関する運転管理及び燃料管理データをまとめたものである。
梅田 幹; 杉川 進; 重面 隆雄; 三好 慶典; 宮内 正勝; 井沢 直樹
JAERI-Tech 96-058, 28 Pages, 1997/01
NUCEF燃料調製設備には、臨界実験で使用した溶液燃料からウラン及びプルトニウムを分離精製するための精製設備がある。精製設備では、ミキサセトラにおいて臨界質量以上の濃縮ウラン及びプルトニウムを取扱う。また、NUCEFでの臨界実験条件に合わせた溶液燃料を調製するために精製設備の運転モードも多様なものとなり、ミキサセトラは単一故障、誤操作を考慮して全濃度での臨界安全形状としている。本報では、臨界安全形状ミキサセトラの設計、製作及び製作後に行われた機能試験についてまとめた。ミキサセトラの設計では、中性子吸収材(カドミウム)及び中性子減速材(ポリエチレン)を使用し、1段の寸法を制限することによりプロセス条件を満たしつつ臨界安全形状とすることができた。製作後に行われた機能試験では、製作したミキサセトラは安定に運転制御できることが確認され、所定の性能を有することが確認された。
大井 元貴; 井上 広巳*; 勅使河原 誠; 原田 正英; 池田 裕二郎*
no journal, ,
J-PARC物質・生命科学実験施設(MLF)の中性子源は25Hz周期でパルス状に入射される陽子ビームを利用した核破砕中性子源であり、特徴の違う3台の液体水素減速材が設置されている。そのうちの2台(非結合型減速材・ポイズン型減速材)には、デカップラーと呼ばれる中性子吸収材を使用している。デカップラーの材料には、Ag/Au-In-Cd合金を使用している。現在は、初号機の減速材を使用しており、2023年度のメンテナンス時に2号機への交換を予定している。さらに、その次の交換で予定している3号機の反射体,減速材容器の製作に併せてデカップラーの製作を進めてきた。近年RoHS指令などCd含有物の製作が困難な事情から、合金の製造から加工までの工程の大半を我々が独自に実施している。2号機では鋳込み整形したものから直接部品を切り出していたが、3号機用のデカップラー製作からは、NCフライス盤を導入し、鋳込み後の部品表面に切削加工を加えることで、2号機用の製作時に比べて、さらに表面状態の改善を行った。本発表では、主に3号機用の反射体,非結合型減速材およびポイズン型減速材用のデカップラー制作について報告する。
山崎 誠志*; 松浦 由幸*; 荒井 陽一; 鈴木 誠矢
no journal, ,
燃料デブリの取出し作業において、再臨界を防止するために中性子吸収材の投入が検討されている。その候補の一つに、非溶解性である固化型中性子吸収材の開発が進められている。この中性子吸収材について、回収した燃料デブリへの影響として、乾燥プロセスに与える影響が懸念されており、乾燥試験が実施されてきた。中性子吸収材の構造分析による観点から乾燥メカニズムを調査した結果について報告する。
舘 義昭; 高木 直行*; 若林 利男*; 高橋 信*
no journal, ,
高速炉炉心の損傷事故時の再臨界防止のため、通常運転時にはMOX燃料の軸芯部(
1
2mm)に留まりMOX燃料の燃焼を妨げず、燃料溶融時に溶融燃料中に分散する中性子吸収材を包含した軸芯燃料の開発を進めている。今回、中性子捕獲断面積の大きいホウ素(B), サマリウム(Sm), ユーロピウム(Eu), ガドリニウム(Gd), ジスプロシウム(Dy)について、融点、沸点などの物性調査とともに燃料溶融時の分散性を模擬物質で検討し、軸芯燃料用中性子吸収材としての適用性を検討した。物性調査からいずれの元素の単体及び酸化物においても融点がMOX燃料の通常運転時の中心温度よりも低く固相が維持できないため、単一構造で適用することが困難なことが判明した。また、Sm, Eu, Dyの単体及びB
O
は沸点がMOX燃料融点よりも低いため適用自体が困難であることが判明した。分散性の評価結果も含めて検討すると、中性子吸収材としては、B, B
C, Gd, GdO, SmO, DyOをWやReなどの高融点金属で被覆したものとすることが必要となることが明らかとなった。
前田 亮; 米田 政夫; 藤 暢輔
no journal, ,
現在、福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリや、核セキュリティ分野における遮蔽体等で隠匿された核物質の非破壊計測法の開発が喫緊の課題となっている。例えば、200Lドラム缶中の数mgの核物質の検出も可能なほど高い感度を持つアクティブ中性子法を用いても、燃料デブリ中に制御棒材料、隠匿核物質の遮蔽体に中性子吸収材が含まれていると計測が不可能になる。これは、アクティブ中性子法では、中性子吸収材の影響を受けやすい熱中性子を利用して核分裂を誘発し、発生した核分裂中性子を計測して核物質量を計測するためである。本研究では、中性子吸収材の影響を受けにくい高速中性子による核分裂を利用して、上記の様な試料にも適用可能な核物質の非破壊計測法を開発した。本発表では開発した手法の詳細と中性子吸収材の影響について評価した結果を報告する。
奥冨 敏文*; 勅使河原 誠; 原田 正英; 大井 元貴; 山口 雄司; 倉本 繁*
no journal, ,
J-PARCの大強度核破砕中性子源の熱中性子吸収材としては、材料の共鳴吸収を組合せることで、高い中性子カットオフエネルギーを実現できる銀/金-インジウム-カドミウム(Ag/Au-In-Cd)合金を使用しているが、近年Cdを用いた材料製作が困難になっている。我々は、新たな熱中性子吸収材として1/v型で高い中性子カットオフエネルギーが期待できるホウ素(
B)に再度着目した。Bは、B(n,
)
Li反応により生成したヘリウム(He)が材料脆化を引き起こすため、大強度中性子源では使用が困難とされてきたが、He生成の生じないガドリニウム(Gd)等、別の熱中性子吸収材を混在させることでBの中性子吸収を抑制し、脆化を軽減するとともにBの高い中性子カットオフエネルギーを生かす、プレデカップリングと呼ぶ概念を考案した。本研究では、プレデカップリングの概念に基づき、母材であるアルミニウム(Al)中に炭化ホウ素(BC)と酸化ガドリニウム(GdO)を分散させた材料開発に着目した。今回、Al中にBC、GdOを分散させた材料をAlの粉末焼結を用いて試作し、その材料において引張試験を行い、機械的特性を調査した結果及び今後の展望について報告する。
舘 義昭; 高木 直行*; 矢野 眞理*; 若林 利男*
no journal, ,
高速炉の燃料損傷時の再臨界防止のため、軸芯部に中性子吸収体を包含する軸芯燃料の開発を進めている。溶融時に軸芯部の中性子吸収体を均質に分散させるため、代替物質による評価試験を通して適切な軸芯燃料構造を検討し、軸芯燃料の材料的な成立性を評価した。
鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 岡村 信生; 渡部 雅之; 川野 昌平*; 川原田 義幸*
no journal, ,
福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出し時の臨界防止用に、水ガラスを主成分として酸化ガドリニウムを混合した固化型非溶解性中性子吸収材の開発を進めている。燃料デブリ表面に水ガラス吸収材を被覆した状態での乾燥挙動への評価を評価するため、模擬試験体を用いて実施した試験結果を報告する。
荒井 陽一; 鈴木 誠矢; 岡村 信生; 渡部 雅之; 川野 昌平*; 川原田 義幸*
no journal, ,
福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出し時の臨界防止用に、水ガラスを主成分として酸化ガドリニウムを混合した固化型非溶解性中性子吸収材(以下、水ガラス吸収材)の開発を進めている。燃料デブリ表面に水ガラス吸収材を被覆した状態での乾燥挙動への影響を評価するために実施した模擬試験体を用いた試験概要や予備検討に関して報告する。
鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 渡部 雅之; 川野 昌平*; 川原田 義幸*
no journal, ,
福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出し時の臨界防止用に、水ガラスを主成分として酸化ガドリニウムを混合した固化型非溶解性中性子吸収材(以下、水ガラス吸収材)の開発を進めている。燃料デブリ表面に水ガラス吸収材を被覆した状態での乾燥挙動への影響を評価するために実施した模擬試験体の寸法等のパラメータ試験に関して報告する。
前田 亮; 米田 政夫; 藤 暢輔
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃炉において原子炉格納容器から取り出した物には、核燃料を含む燃料デブリだけでなく炉内構造物等も含まれているため、全てを燃料デブリとして扱うことは必ずしも合理的でない。このため、原子炉から取り出した物の核物質量に応じた仕分けと、そのための非破壊計測技術開発が国際廃炉研究開発機構(IRID)補助事業で検討されている。また、昨今の世界情勢を受けて核セキュリティ分野において、隠匿された核物質検知技術の重要性が増してきている。様々な組成を有する燃料デブリや隠匿核物質の非破壊計測では、透過率が高く、核物質に特有の核分裂を引き起こす中性子を利用した手法が最も適用可能性が高い。しかし、これらには中性子吸収材が含まれている可能性が有り、既存の中性子を利用した非破壊計測技術の単独での適用は困難である。我々のグループでは中性子吸収材の影響を受けない非破壊核物質計測法の開発を進めている。本講演では、これまでに開発してきた高速核分裂中性子同時計数法(FFCC)による非破壊核物質計測装置の概念設計に関する報告を行う。
中村 勤也*; 太田 宏一*; 高野 公秀
no journal, ,
想定される軽水炉重大事故時の溶融炉心温度において、新型中性子吸収材(Eu,Hf)O
と溶融燃料(U,Zr)Oを反応させた結果、2600
Cで両者は溶融しEuがUと共存することを確認した。これは、事故進展過程に加え事故終息後の廃止措置および長期保管時の再臨界リスクを大幅に抑制する性能を有することを示唆する。
