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報告書

ウラン濃縮研究棟の廃止措置

石仙 順也; 赤坂 伸吾*; 清水 修; 金沢 浩之; 本田 順一; 原田 克也; 岡本 久人

JAEA-Technology 2020-011, 70 Pages, 2020/10

JAEA-Technology-2020-011.pdf:3.37MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のウラン濃縮研究棟は、昭和47年に建設され、ウラン濃縮技術開発に関する研究等に用いられてきた。本施設では、平成元年度に発煙事象、平成9年度に火災事故が発生している。本施設は、平成10年度にウラン濃縮に関する研究は終了し、平成24年度に核燃料物質の搬出等を行い廃止措置に着手した。令和元年度、フード等の設備及び火災等による汚染が残存している管理区域の壁, 天井等の解体撤去を行い、管理区域内に汚染が残存していないことを確認して管理区域を解除し、廃止措置を完了した。解体撤去作業において発生した放射性廃棄物は、可燃性廃棄物が約1.7t、不燃性廃棄物が約69.5tである。今後は一般施設として、コールド実験等に利用される。

論文

Current status of decommissioning activities in JAEA; Second midterm plan from FY2010 to FY2014

立花 光夫; 村田 雅人; 田崎 禎之; 臼井 秀雄; 窪田 晋太郎

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1987 - 1996, 2015/09

原子力機構が設立された2005年、原子力機構の研究所又はセンターには230もの様々な原子力施設が建設された。原子力機構は、設立後に不要となった原子力施設について、効率的かつ体系的に廃止措置を進めている。原子力機構の研究所又はセンターにおける原子力施設の廃止措置は、2010年度から2010年度の原子力機構の第2期中期計画に基づいて進めている。第2期中期には2つの原子力施設の廃止措置を完了した。本報告では、第2期中期における原子力機構の廃止措置活動の現状と第3期中期における廃止措置計画の概要を示す。

論文

Development in fission track- thermal ionization mass spectrometry for particle analysis of safeguards environmental samples

Lee, C. G.; 井口 一成; 伊奈川 潤; 鈴木 大輔; 江坂 文孝; 間柄 正明; 桜井 聡; 渡部 和男; 臼田 重和

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 272(2), p.299 - 302, 2007/05

 被引用回数:44 パーセンタイル:94.37(Chemistry, Analytical)

フィッショントラック(FT)-表面電離質量分析(TIMS)法によるパーティクル分析法は、二次イオン質量分析計では分析が難しい粒径1$$mu$$m以下のウラン粒子に対しても同位体比分析が可能であることから、有効な保障措置環境試料分析手法とされている。われわれがすでに開発したFT-TIMS法は、核分裂性物質を含む粒子をFT検出器の中に閉じこめるので、高い検出効率,試料調製の簡便さ,ウラン濃縮度別検出の可能性などの長所がある。しかし、検出器エッチングの際、ウラン粒子の一部が溶解する恐れがある。そこで、粒子と検出器部を分離した2層式FT試料調製法の開発を行っている。従来の2層式試料では、検出器のFTから目的粒子の検出の際、検出器と粒子層とのずれにより目的粒子検出に困難を伴う。われわれが新たに開発している方法では検出器と粒子層の一段を固定することによりそのずれを解決した。その結果、数回のエッチング後も検出器と粒子層のずれが生じないことを確認した。また、本法により検出した天然組成のウラン粒子(NBL950a)のTIMSによる同位体比測定の結果、$$^{234}$$U/$$^{238}$$U及び$$^{235}$$U/$$^{238}$$U同位体比の誤差はそれぞれ5.8%, 1.5%以内であった。発表では、試料調製法の詳細及びTIMSによる同位体比測定結果について報告する。

論文

Influence of uranium enrichment on the etching rate of polycarbonate fission track detector containing uranium particles

Lee, C. G.; 井口 一成; 江坂 文孝; 間柄 正明; 桜井 聡; 渡部 和男; 臼田 重和

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 245(2), p.440 - 444, 2006/04

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.74(Instruments & Instrumentation)

保障措置環境試料中の極微細ウラン粒子の検出法として有効なフィッショントラック(FT)法では、ウラン粒子の検出効率は検出器の化学エッチング条件に大きく依存する。本研究では、核分裂性粒子含有FT検出器のエッチング挙動を調べる目的で、ウラン粒子を閉じこめたポリカーボネート製FT検出器を作製し、エッチング速度に対するウラン濃縮度の影響を調べた。エッチング速度は、エッチングによる検出器の重量変化から評価した。全体に、検出器の重量変化はウラン粒子の濃縮度に大きく依存し、高濃縮度のウラン粒子を含む検出器ほど重量減少は大きい。検出器の重量減少の挙動から、エッチング速度が異なる二つ領域の存在が明らかになった。エッチング初期の非線形挙動は、すべての検出器において飛跡が最初に現れるエッチング時間が非線形領域内にあることから、おもに飛跡の出現によると考えられる。その後の直線的な挙動は、出現した飛跡の拡大に対応している。また、粒子1個あたりに換算したエッチング速度は(濃縮度)$$^{2/3}$$に比例することがわかった。このような飛跡のエッチング挙動とウラン粒子の濃縮度との相関を利用することにより高濃縮度のウラン粒子だけを優先的に検出可能であることが示唆された。

論文

Study on the etching conditions of polycarbonate detectors for particle analysis of safeguards environmental samples

井口 一成; 江坂 木の実; Lee, C. G.; 伊奈川 潤; 江坂 文孝; 小野寺 貴史; 福山 裕康; 鈴木 大輔; 桜井 聡; 渡部 和男; et al.

Radiation Measurements, 40(2-6), p.363 - 366, 2005/11

 被引用回数:10 パーセンタイル:59.05(Nuclear Science & Technology)

保障措置環境試料のパーティクル分析において、フィッショントラック法による核分裂性物質を含む粒子の検出法はサブミクロン粒子まで対応できることから特に重要である。演者が開発した方法は、粒子をポリカーボネートフィルタの上に捕集した後、フィルタを溶解,乾燥してフィルム(検出器)にすることで粒子を検出器の中に閉じ込める。熱中性子照射した後、検出器をエッチングすることで粒子を検出する。この方法は操作が簡単であり、粒子を容易に高感度で検出することができる。しかし、エッチングにより、フィルムの表面近傍に存在している粒子が脱落する可能性があるので、適切なエッチング条件を決めることは重要である。今回は、エッチング時間とウランの濃縮度の関係を調べた結果、高濃縮度ほどエッチング時間を短くする必要があることがわかった。

報告書

Proposal of new $$^{235}$$U nuclear data to improve k$$_{eff}$$ biases on $$^{235}$$U enrichment and temperature for low enriched uranium fueled lattices moderated by light water

Wu, H.; 奥村 啓介; 柴田 恵一

JAERI-Research 2005-013, 31 Pages, 2005/06

JAERI-Research-2005-013.pdf:3.29MB

本研究では、低濃縮ウラン燃料体系におけるk$$_{eff}$$過小評価の濃縮度依存性について検討した。ベンチマークテストは、プレリミナリ版のENDF/B-VIIとCENDL-3.1のウラン断面積を含むさまざまな評価済み核データファイルを使用して行った。また、微濃縮体系で最近のJENDLやENDF/Bのウラン断面積評価にみられる温度上昇に伴うk$$_{eff}$$の過小評価についても検討を行った。$$^{235}$$Uと$$^{238}$$Uの核データの書き換え解析を通して、上記の両問題を解決する新しい$$^{235}$$U核データ評価を提案する。新しい評価データのテストは、ICSBEPハンドブックの低濃縮または高濃縮の金属または溶液燃料を含む多様なウラン燃料体系で実施した。その結果、提案する新しい$$^{235}$$Uとプレリミナリ版のENDF/B-VIIの$$^{238}$$Uのデータを組合せると、多くのベンチマーク問題に非常に良い結果を与えることが判明した。

論文

Diagnostics of pulsed plasma in laser ablation of boron compounds

大場 弘則; 佐伯 盛久; 横山 淳

Proceedings of Plasma Science Symposium 2005/22nd Symposium on Plasma Processing (PSS-2005/SPP-22), p.331 - 332, 2005/01

XeClエキシマレーザーを用いてホウ素化合物である、B$$_{4}$$CあるいはBNからのアブレーションを行った。生成したプルームプラズマ中の粒子フラックスをイオンプローブ及び四重極型質量分析計を用いて測定した。プルーム中のイオンの割合は、レーザー強度の増加に応じておおよそ20%程度までになることがわかった。また、中心軸に沿ったプルームプラズマ中の中性のホウ素原子は天然存在比であったのに対して、イオンでは$$^{10}$$Bの濃縮が観測された。

論文

Measurement of temperature effect on low enrichment STACY heterogeneous core

渡辺 庄一; 山本 俊弘; 三好 慶典

Transactions of the American Nuclear Society, 91, p.431 - 432, 2004/11

温度反応度効果は、臨界事故時の過渡特性を特徴づける主要な因子である。STACYの非均質炉心において二種類の格子配列について一連の温度効果の測定を行った。炉心は、軽水炉用使用済燃料再処理施設の溶解槽を模擬し、軽水炉型の燃料棒と低濃縮度の硝酸ウラニル水溶液から構成される。さまざまな溶液温度における臨界液位を測定した。臨界液位差法を用いて温度による臨界液位の変化から反応度効果を求めた。また、SRACコード及び輸送計算コードTWODANTを用いて温度効果を計算した。温度効果の実験値は、「2.1cmピッチ」については-2セント/$$^{circ}$$C、「1.5cmピッチ」では-2.5セント/$$^{circ}$$Cとなった。また、計算値は実験値に対して約10%以内で一致した。

報告書

JRR-4シリサイド燃料炉心の燃料要素冷却水流量の測定

山本 和喜; 渡辺 終吉; 永冨 英記; 神永 雅紀; 舩山 佳郎

JAERI-Tech 2002-034, 40 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-034.pdf:1.97MB

JRR-4は3.5MWのスィミングプール型研究用原子炉であり、濃縮度低減化計画の下で濃縮度90%の燃料を20%の燃料に交換して1998年7月に臨界に到達した。燃料濃縮度低減計画の一環として流路閉塞事象等の安全解析を実施した結果、熱水力的な余裕を持たせる必要があるとの結論を得たため、炉心の冷却水流量を増加させる検討を実施した。炉心流量を増加させる対策としては、炉心部におけるバイパス流を低減すること及び1次冷却水流量を7m$$^{3}$$/minから8m$$^{3}$$/minへ変更することにより燃料要素の流量を増加させた。流速測定用模擬燃料要素による流量測定の結果、燃料板間の流速は設計値の1.44m/sに対し、1.45m/sとの測定結果が得られ、炉心流量に対する全燃料要素の流量の比が0.88となり、安全解析で用いた0.86を超えていることを確認した。これらの炉心流量増加のための対策を述べるとともに、各燃料要素の冷却水流量測定結果について報告する。

報告書

Proceedings of the 16th International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors; October 4 $$sim$$ 7, 1993, Oarai, Japan

編集ワーキンググループ

JAERI-M 94-042, 450 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-042.pdf:18.14MB

第16回研究・試験炉燃料濃縮度低減化国際会議が、1993年10月4日から7日まで大洗町の大洗パークホテルで開催された。この論文集は、この会議で発表された42件の論文を収めたものである。

論文

Comparison of JRR-4 core neutronic performance between silicide fuel and TRIGA fuel

中野 佳洋; 市川 博喜; 中島 照夫

Proc. of the 16th Int. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, 0, p.313 - 320, 1994/03

JRR-4の燃料濃縮度低減化計画に基き、炉心に低濃縮シリサイド燃料と、低濃縮トリガ燃料を装荷した場合について、両者の核特性解析、炉心性能比較を行った。シリサイド燃料では、ウラン密度を3.0,4.0,4.8g/cm$$^{3}$$と変化させて計算を行った。また、トリガ燃料では、ウラン量を、20,30,45%と変化させた。その結果、ウラン量が増加すると、炉心照射孔内の熱中性子束が低下すること、シリサイド燃料の方が高い熱中性子束を得られること、トリガ燃料の方が高い燃焼度が得られること等が分かった。また、JRR-4の低濃縮燃料として、シリサイド燃料の場合には3.8g/cm$$^{3}$$程度のウラン密度が、トリガ燃料の場合には40%程度のウラン量が適当であろうとの見通しを得た。

報告書

燃料低濃縮化に係わるJMTR安全設計の検討

小森 芳廣; 横川 誠; 猿田 徹; 稲田 征二; 桜井 文雄*; 山本 克宗; 小山田 六郎; 斎藤 実

JAERI-M 93-227, 73 Pages, 1993/12

JAERI-M-93-227.pdf:2.58MB

JMTR燃料の低濃縮化に係わる安全審査において、JMTRの安全性について全面的な見直しを行った。この中で、試験研究炉の安全設計に関する審査指針等に沿ってJMTRの安全設計の基本的な考え方についてレビューし、また、種々の調査及び検討を行うことにより、JMTRの安全性を再確認した。本報告は、これらの結果を中心に、原子炉の安全確保のための基本的な機能の観点からJMTRの安全設計についてまとめたものである。

報告書

Statistical thermodynamic properties of uranium hexafluoride

小田 哲三

JAERI-M 93-052, 49 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-052.pdf:1.11MB

UF$$_{6}$$統計熱力学的諸性質を広い温度領域にわたって計算し、特に200の分子振動準位についての結果は300Kの温度におけるポピュレーション順にテーブル化した。さらに、UF$$_{6}$$V$$_{3}$$バンドカンターについてのシミュレーションと同位体選択性についての評価を行い、これによると多数のホットバンドによる重畳の結果、スペクトルは準連続的な形状を示すが同位体選択性はわずかながら吸収波長に対して依存性を示すことがわかった。本研究は遠心分離ウラン濃縮プラントの保障措置を目的とした「光吸収濃縮度モニタシステム」の設計に不可欠な情報となるだけでなく、一般の赤外スペクトルの解析にも充分役立つ結果を提供するものである。

論文

Release of fission products from silicide fuel at elevated temperatures

二村 嘉明; 斎藤 実; 小山田 六郎; 桜井 文雄; 小森 芳廣; 齋藤 順市; 岩井 孝; 清水 道雄; 中川 哲也

Nucl. Saf., 33(3), p.334 - 343, 1992/07

JMTR燃料の濃縮度低減化計画の一環として、低濃縮ウラン燃料の安全評価に資するため、シリサイド燃料の高温時における核分裂生成物(FP)の放出に関する実験を行った。シリサイド及びアルミナイド燃料のミニプレートをJMTRにおいて燃焼度約22%及び65%まで照射した。これらの照射試料はホットラボにおいて600$$^{circ}$$C~1100$$^{circ}$$Cまで100$$^{circ}$$C毎に加熱し各温度におけるFP放出量を測定した。実験の結果、シリサイド燃料のFP保持力は、世界の試験・研究炉で広く使用されているU-Al合金燃料及びアルミナイド燃料のFP保持力と比較して同等以上であることが明らかとなった。

論文

Dimensional stability of low enriched uranium silicide plate-type fuel for research reactors at transient conditions

柳澤 和章; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(3), p.233 - 243, 1992/03

本報は、試験研究炉用低濃縮ウラニウムシリサイド小型板状燃料を用いた過渡実験研究の結果について、報告するものである。パルス照射は安全性研究炉(NSRR)を用いて行った。得られた結果は、以下の通りである。(1)燃料板温度が400$$^{circ}$$C以下では、供試燃料板は非常に良い寸法安定性を示し、燃料破損はなかった。(2)540$$^{circ}$$C以上では、Al-3%Mg合金被覆材に割れが生じた。被覆材の溶融温度640$$^{circ}$$Cを越えると、曲がりの増加、溶融アルミの流動によって露出した芯材部分の割れにより、燃料板は健全性を喪失した。この様な状況になっても、燃料板の破砕や機械的エネルギの発生は、燃料温度971$$^{circ}$$Cまで全く見られなかった。(3)971$$^{circ}$$C付近の高温領域では、燃料芯材と溶融芯材アルミスは溶融アルミ被覆材との反応が生じた。

報告書

Development of a safeguards evaluation method that has false alarm analysis as a key element and its application to a centrifuge enrichment plant

西村 秀夫

JAERI-M 91-219, 98 Pages, 1992/01

JAERI-M-91-219.pdf:2.81MB

有効で効率的な保障措置を実施するためには、保障措置の有効性を評価する保障措置評価法の開発が必要である。本研究では、従来の転用探知確率の他に、誤警報の可能性を系統的に分析することの重要性に着目した評価法を開発し、これを遠心法ウラン濃縮施設へ適用した。まず、遠心機カスケードにおける濃縮過程を記述する数学モデルを公開試料を基に確立し、コンピュータ化した。次に、これを商業規模のモデル施設へ適用し、誤警報を避ける観点から過渡運転、誤操作を含む通常の運転を分析し、また、転用探知の観点から高濃縮ウランの生産が理論上可能なシナリオについて分析した。さらに、主要なアノーマリを摘出し、これを誤りなく判定できるかどうかという観点から遠心法ウラン濃縮施設におけるLFUA法の有効性を検討した。なお、本研究は、JASPASの一環(JA-4)として実施したものであり、本報告書は、その最終結果を記述している。

論文

Preparation of pure tritium for a liquid D$$_{2}$$/T$$_{2}$$ target of muon-catalyzed fusion experiments

工藤 博司; 藤江 誠; 棚瀬 正和; 加藤 岑生; 黒沢 清行; 須貝 宏行; 梅澤 弘一; 松崎 禎市郎*; 永嶺 謙忠*

Applied Radiation and Isotopes, 43(5), p.577 - 583, 1992/00

ミュオン触媒核融合($$mu$$CF)実験で必要とする高純度、高濃縮トリチウムを50TBqレベルで調製した。同位体濃縮にはガスクロマトグラフ法を、化学的精製には活性ウランによるトリチウム化物生成反応を利用するシステムを考案し、最終的には同位体純度99.9%以上、化学的純度99.7%以上の高品位トリチウムガスを得た。特に、$$mu$$CF実験の妨害となる$$^{3}$$Heおよび$$^{4}$$Heの混入は、調製直後の値として0.02%以下に抑えることができた。このトリチウムガス(300ml)をD$$_{2}$$ガスと混合(1:2)してターゲット容器に充填し、20Kで液化後$$mu$$$$^{-}$$ビームで照射した。$$mu$$CFサイクルにおける$$alpha$$-付着率として$$omega$$$$_{s}$$o=0.39$$pm$$0.14%を得た。

論文

Feasibility study of laser spectrometry for measuring uranium enrichment in gaseous UF$$_{6}$$

小田 哲三; 小山 謹二; 高橋 伸一*

Proc. of the 4th Int. Conf. on Facility Operations-Safeguards Interface, p.303 - 306, 1992/00

遠心分離ウラン濃縮プラントカスケードエリアに対する濃縮度遠隔測定技術の可能性を実証するため、UF$$_{6}$$赤外レーザー分光法に関する研究を行った。濃縮度0.72,40.8,93.1%においてUF$$_{6}$$の赤外吸収スペクトルを測定し、さらにスペクトルシミュレーション手法を開発しこれを実測スペクトルと比較することによりその有効性を検証した。本研究の結果から、赤外レーザー分光法によるUO$$_{6}$$濃縮度測定技術のフィジビリティが確認された。

論文

Feasibility study of laser spectrometry for measuring uranium enrichment in gaseous UF$$_{6}$$

小田 哲三; 高橋 伸一*; 小山 謹二

Transactions of the American Nuclear Society, 61(SUPPL.1), p.44 - 45, 1991/10

遠心分離ウラン濃縮プラントカスケードエリアに対する濃縮度遠隔測定技術の可能性を実証するため、UF6赤外レーザー分光法に関する研究を行った。濃縮度0.72、40.8、93.1%においてUF$$_{6}$$の赤外吸収スペクトルを測定し、さらにスペクトルシミュレーション手法を開発しこれを実測スペクトルを比較することによりその有効性を検証した。本研究の結果から、赤外レーザー分光法によるUF$$_{6}$$濃縮度測定技術のフィジビリティが確認された。

論文

Initial results of helium ash experiment in the JT-60 lower divertor

中村 博雄; 飛田 健次; 平山 俊雄; 小出 芳彦; 新井 貴; 栗山 正明; 久保 博孝; 草間 義紀; 杉江 達夫; 杉原 正芳; et al.

Fusion Technology, 18, p.578 - 582, 1990/12

核融合炉実現のためには、DT反応で生じたヘリウム灰の空プラズマ中での含有量を5~10%に制御する必要がある。以上から、ヘリウム灰排気特性は、トカマク実験での重要な課題である。しかし、従来の実験は、DIIIにおけるジュール加熱プラズマのみである。本報告は、JT-60の下側ダイバータ配位で、5~18MWのNB加熱を行い、ヘリウム灰排気特性を調べた。ヘリウムの補給は、ガスパフの他に、核融合炉でのヘリウム灰発生分布を模擬して、ヘリウムNB入射による中心補給も行った。以上の結果、NB加熱時には、高電子密度放電を実施して、ヘリウムが高リサイクリングとなり、ダイバータ部ヘリウム圧力を高く出来、ヘリウム灰排気が楽になることが明らかとなった。

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