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報告書

HTTR起動用中性子源用の輸送容器の開発

島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 柳田 佳徳; 篠原 正憲; 川本 大樹; 高田 昌二

JAEA-Technology 2016-038, 36 Pages, 2017/02

JAEA-Technology-2016-038.pdf:8.75MB

HTTR(高温工学試験研究炉)では起動用中性子源として、$$^{252}$$Cf(3.7GBq$$times$$3個)を炉内に装荷し、約7年を目途に交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷及び輸送物の製作は、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。中性子源ホルダの制御棒案内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。前回までの中性子源交換作業において、輸送容器に係る中性子源ホルダの取扱い上のリスクとして以下が確認された。(1)作業員の被ばくのリスク、(2)中性子源ホルダの誤落下リスク。そこで、そのリスクを低減し、かつ、製造から20年経過した従来の輸送容器をオーバーホールして使用し続ける場合と同程度のコストで、従来の輸送容器と同じA型輸送物の基準を満足することができる、HTTRの中性子源専用の新たな輸送容器を製作した。

報告書

燃焼度クレジット評価のための等価均一燃焼度及び等価初期濃縮度に関わるデータの整備

野村 靖; 村崎 穣*; 奥野 浩

JAERI-Data/Code 2001-029, 120 Pages, 2001/11

JAERI-Data-Code-2001-029.pdf:6.16MB

原研で取得されたPWR使用済燃料照射後分析データをもとに、使用済燃料貯蔵プール及び輸送容器モデル体系を対象に、燃焼度クレジットを考慮した臨界安全性評価に簡便法として用いられる「等価均一燃焼度」及び「等価初期濃縮度」を導入・整備した。これらの簡便法は、ORIGEN2.1燃焼計算コードとKENO-Va臨界計算コードにより、使用済燃料中軸方向燃焼度分布やその他の誤差変動要因の影響を考慮しないで、使用済燃料輸送・貯蔵体系の中性子増倍率を簡便に求めるために使用される。「等価均一燃焼度」は、これを用いた簡便な解析結果と、核種組成実測値を用いて軸方向燃焼度分布を考慮し燃焼履歴等の影響を保守側に見積もった臨界解析結果が、反応度等価になるように設定した。一方、「等価初期濃縮度」は、同じく核種組成実測値を用いて詳細な条件設定による保守側の解析結果と反応度等価になるように、新燃料の仮定により臨界解析する場合の初期濃縮度として設定した。

論文

Design study of a tritium transport package for future fusion reactors

大平 茂; 鈴木 卓美; 甫出 秀*; 西 正孝

Fusion Engineering and Design, 45(2), p.187 - 195, 1999/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.13

ITERをはじめ従来の核融合炉におけるトリチウム輸送に適用できる大きな容量を持ち、しかも取り扱い等の観点から小型化されたトリチウム輸送容器の設計が初めてなされた。この設計された輸送容器がIAEAの定めるBU型輸送容器の基準を満たすかどうかを確認するために、想定すべき事故条件下での構造解析及び熱解析が行われてきた。9m落下における状態下での構造解析がVDM法により、800$$^{circ}$$C、30分の火災の状態下での熱解析がABAQUSコードを使用してそれぞれ行われ、いずれの解析においてもBU型輸送容器が満足すべき条件を満たした。また、これらの解析に加え設計想定外事象として6000mの深海に輸送容器が沈んだ時の状態における密封境界を構成している一次容器の構造健全性及びトリチウム取り出しのためのグローブボックスとの取り合い並びに操作手順についても検討した。

論文

High purity tritium gas supplied by JAERI for muon catalyzed fusion research at RIKEN-RAL muon facilty

加藤 岑生; 黒沢 清行; 須貝 宏行; 棚瀬 正和; 松崎 禎市郎*; 石田 勝彦*; 永嶺 謙忠*

KEK Proceedings 99-11, p.113 - 127, 1999/00

英国のラザフォード・アップルトン研究所(RAL)のRIKEN-RAL施設においてミュオン触媒核融合実験(理化学研究所と原研の共同研究)に協力している。その実験に使用する高純度トリチウムガスを原研が供給した。トリチウムガスは、原研の材料試験炉(JMTR)で中性子照射した$$^{6}$$LiAl合金ターゲットを加熱抽出して得た。ミュオン触媒核融合実験用として、水素を除く必要性から、このトリチウムガスをクロマトグラフ法で分離精製して高純度トリチウムガスにした。また、日本から英国への高純度トリチウムガスを輸送するA型輸送容器及び実験に使用した後のトリチウムガス回収用Zr-Coゲッター容器を含む日本への輸送のためのA型輸送容器それぞれ1基を製作した。この報告では、トリチウムの製造、分離精製、Zr-Coゲッター容器を含むA型輸送要素の製作について報告する。

論文

核融合炉のためのトリチウム確保,2; 核融合炉のための大量トリチウム輸送について

大平 茂

プラズマ・核融合学会誌, 73(8), p.764 - 766, 1997/08

国際熱核融合実験炉(ITER)を運転するためには初期装荷として数キログラムのトリチウムが、また運転中にも基本性能段階で毎年キログラム単位のトリチウムを補充する必要があると言われている。ITERを日本に立地する際には、少なくとも1回の輸送当たり百グラム単位のトリチウムを国際間輸送することになる。原研では現在国際間輸送に使われているものとして最大の容量を持つ25グラムの水素吸蔵合金(ジルコニウムーコバルト合金)を使った輸送容器を開発し、使用しているが、ITERのためのトリチウム輸送にはこれでは不十分であり、大型の輸送容器の問題が必須である。輸送容器の大型化の際の技術的課題は熱除去のバランス、ヘリウム生成による内圧変化等がある。国際間輸送に供する輸送容器に関する規制についても概説する。

論文

Tritium technology research and development at the tritium process laboratory of JAERI

奥野 健二; 小西 哲之; 山西 敏彦; 大平 茂; 榎枝 幹男; 中村 博文; 岩井 保則; 林 巧; 河村 繕範; 小林 和容

Fusion Technology 1996, p.1277 - 1280, 1997/00

原研トリチウムプロセス研究棟では、核融合炉のためのトリチウム技術の研究開発をグラムレベルのトリチウムを用いて約9年にわたって実施している。トリチウムプロセス技術については、気相電気化学反応を利用したプラズマ排ガス処理、深冷分離法及び熱拡散法による同位体分離、ZrCoによるトリチウム貯蔵と輸送、液相同位体欠損によるトリチウム廃液処理法などの研究を集中的に行い、トリチウム燃料サイクル技術の実証をはかってきた。近年はトリチウム安全工学研究の充実をはかり、気体透過膜を利用した空気からのトリチウム除去法、通気式熱量測定法によるトリチウム計量機能を持つ貯蔵ベッド、レーザーラマン分光によるプロセスガスの遠隔多点分析、プラズマ対向材中のトリチウム挙動の研究などを進めている。

論文

Drop test I.II and thermal test of full scale spent fuel shipping cask for a research reactor JMTR

宮澤 正孝; 板橋 行夫; 佐藤 政四; 稲場 幸夫; 明石 一朝; 根本 正; 新保 利定; 小山田 六郎; 二村 嘉明

9th Int. Symp. on Packaging and Transportation of Radioactive Materials, Vol. 3, p.1686 - 1693, 1989/00

JMTRで製作中の使用済燃料輸送容器の設計及び安全解析の評価方法の妥当性を確認するために、フルスケールモデル輸送容器による9m及び1m(標的)落下試験並びに800$$^{circ}$$C30分の耐火試験を実施した。落下試験では、輸送物の減速度及び変形量(緩衝体及びフィン)の測定値が安全解析で得られた値より下まわっており、また輸送物主要部の応力測定結果は解析値に比べて低い値を示した。耐火試験では、密封境界であるOリング部及び収納物(模擬燃料要素)など安全設計に重要な輸送物内部の温度は解析値より低い値を示した。その結果、構造及び熱解析から得られた値が十分安全側の値であること、また試験後の検査等から輸送容器の健全性が確認された。

報告書

使用済核燃料輸送容器の構造解析プログラムの調査,II

矢川 元基*; 幾島 毅

JAERI-M 87-165, 168 Pages, 1987/10

JAERI-M-87-165.pdf:4.04MB

本報告書は、日本原子力研究所の委託により、日本機械孝会研究協力部会RC-62「キャスク構造解析研究分科会」において実施された研究成果(そのII)についてまとめたものである。

報告書

使用済核燃料輸送容器の構造解析プログラムの調査

矢川 元基*; 幾島 毅

JAERI-M 87-156, 312 Pages, 1987/10

JAERI-M-87-156.pdf:6.95MB

本報告書は、日本原子力研究所により、日本機械学会研究協力部会RC-62「キャスク構造解析研究分科会」の研究成果についてまとめたものである。

論文

Measurements of critical masses of non-uniform fuel rod lattice configulations

柳澤 宏司; 須崎 武則; 新田 一雄

Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.84 - 88, 1987/00

現在、燃料集合体の輸送容器等の臨界安全評価では、集合体内の燃料棒の均一配列に対して最適減速条件を仮定しており、配列格子の歪によって生じる不均一配列の効果は考慮されていない。そこで、この不均一配列による臨界質量の変化あるいは加わり得る反応度を明らかにする目的で、TCAを用いて低濃縮UO$$_{2}$$燃料棒配列に対する実験的検討を行った。 その結果、体系の大きさ及び体系内の燃料棒本数を一定とした条件では、不均一配列体系の臨界質量は均一配列体系のそれよりも大きく、加わる反応度は負であることが明らかになった。

論文

Current status of the JMTR Hot Laboratory

大内 正博; 酒井 陽之

Transactions of the American Nuclear Society, 43, p.729 - 730, 1982/00

JMTRホットラボはJMTRで照射した軽水炉燃料、材料及び高温ガス炉、核融合炉材料の照射後試験を1971年以来実施してきた。これまで試験した試料はキャプセル数にして約1000体であり、これらの試験のために従来の試験方法に加えて新しい装置を開発、発展させてきた。最近数年の間に設置され、PIEとして実施された主な装置類としては燃料棒端栓溶接装置、残留ギャップ測定装置、円筒展開撮影装置、遮蔽型X線マイクロアナライザ、計装シャルピー衝撃試験機、C.T.試験装置、材料強度試験及び寸法測定データ処理システム、照射済燃料輸送容器等が挙げられる。さらに今後の研究テーマの動向に即応して試験項目の増加を計るため、本年5基の鉄セルを建設した。これらのセルは1セル当りCo-60相当で18Ciまで取扱いが可能であり、その中の2基のセルは温度及び湿度の調節が可能である。

報告書

放射性廃棄物容器としてのPIC容器の安全性試験,2; PIC容器の樹脂固化体収納容器としての適応性および遮蔽性試験

石崎 寛治郎*; 土尻 滋; 田村 保彦*; 本田 忠博*; 森山 昇; 浅見 晃*; 峯岸 敬一*; 和達 嘉樹; 荒木 邦夫; 天野 恕

JAERI-M 9263, 22 Pages, 1981/01

JAERI-M-9263.pdf:1.18MB

原研と秩父セメント(株)で共同開発したPIC容器の放射性廃棄物プラスチック固化体への適応性を、主として、耐熱性、遮蔽性の面から検討した。その結果、(1)PIC容器は十分な耐熱性を有している、(2)PIC容器のビルドアップ係数はMXで近似できる、(3)輸送基準を満足する200lPIC容器の最大放射能収納量は140mCiであり、原子力発電所から発生する主な廃棄物である濃縮廃液、粒状樹脂および凝縮水浄化系脱塩器の器の粉状樹脂については、その均一固化体の輸送容器として使用できることが判明した。

報告書

ラジオアイソトープに関するBM型輸送物の安全性試験および輸送

岡根 章五; 加藤 久; 反田 孝美; 大杉 稔; 鈴木 恭平; 伊藤 康博; 介川 達

JAERI-M 8752, 43 Pages, 1980/03

JAERI-M-8752.pdf:2.13MB

製造部では昭和52年5月から昭和54年1月の約2年間にわたり、改正された「放射性同位元素等車両運搬規則」に従ってB(M)型輸送容器の製作および整備を実施した。輸送容器は、引出型線源収納容器用(鉛厚15cm)と円筒型線源収納容器用(鉛厚15cmと8cm)の2種類に分類される。また、B型適用核種としては$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir(6540Ci)と$$^{3}$$$$^{2}$$P(188Ci)がある。輸送物の全重量は、引出型用で1800kgあり、円筒型用のうち鉛厚15cmのものは1500kgで8cmのものは840kgである。これらを使っての実証試験結果および理論解析結果から、改正された規則に適合し十分安全性をもっていることを確認した。同時に製作したA型輸送容器に関しても簡単に附記した。

論文

使用済み燃料輸送容器の諸問題

沢井 定

日本原子力学会誌, 7(3), p.167 - 168, 1965/00

近い将来必要エネルギーの多くを原子力に求めることはもはや疑いのない現在、使用済み燃料の輸送はそれの貯蔵や再処理とともに皆の関心を集めるようになり、最近わが国においてもこの問題について原子力産業会議が検討会をもったり、あるいはJRR-2使用済み燃料のアメリカ送還や東海発電炉燃料の再処理に関連して世の中にクロ-ズアップされてきた。この使用済み燃料の輸送を規制する法規は日本ではまだ制定されてないが、これに関し世界の情況はどのようになっているか、またこの輸送問題で重要な輸送容器について設計するという観点から問題点を少し拾ってみたい。

口頭

新輸送容器製作による起動用中性子源取扱い作業の安全性向上

島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 柳田 佳徳; 篠原 正憲; 川本 大樹; 高田 昌二

no journal, , 

HTTR(高温工学試験研究炉)では、起動用中性子源として、$$^{252}$$Cf(3.7GBq$$times$$3個)を炉内に装荷し、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から輸送容器への収納までは、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。また、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において、輸送容器に係る中性子源ホルダの取扱い上のリスクが確認された。また、従来の輸送で使用していた輸送容器は、製造から20年経過していたこともあり、新たな輸送容器を製作することとなった。そこで、確認されたリスクを低減し、かつ、従来の輸送容器を使用し続ける場合と同程度のコストで、従来の輸送容器と同じA型輸送物の基準を満足することができる、新たな輸送容器を製作した。

口頭

新輸送容器製作による起動用中性子源取扱作業の安全性向上

島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 柳田 佳徳; 篠原 正憲; 川本 大樹; 高田 昌二

no journal, , 

HTTR(高温工学試験研究炉)では起動用中性子源として、$$^{252}$$Cf(3.7GBq$$times$$3個)を炉内に装荷し、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から中性子源用輸送容器への収納までは、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。中性子源ホルダの制御棒案内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。前回までの中性子源交換作業において、輸送容器に係る中性子源ホルダの取扱い上のリスクが確認された。また、従来の輸送で使用していた輸送容器は、製造から20年経過していたこともあり、新たな輸送容器を製作することとなった。そこで、確認されたリスクを低減し、かつ、従来の輸送容器を使用し続ける場合と同程度のコストで、従来の輸送容器と同じA型輸送物の基準を満足することができる、新たな輸送容器を製作した。中性子源の受入作業及び中性子源交換作業のうち輸送容器に係る作業を実施した作業員の被ばく線量が検出下限値以下であり、前回の作業から減少したことから、新たな輸送容器により起動用中性子源取扱作業の安全性が向上したことを確認した。

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