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核燃料教材作成タスクフォース
JAEA-Review 2020-007, 165 Pages, 2020/07
JAEA-Review-2020-007.pdf:6.63MB
原子力科学研究所では、核燃料物質を取り扱う者の技術力の向上を目的に、核燃料取扱主任者免状を有する若手及び中堅職員で構成する核燃料教材作成タスクフォースを組織して、核燃料物質を安全に取り扱うために必要な基礎知識をまとめた。本報告書では、主に、ウラン及びプルトニウムを対象とし、核燃料物質の核的性質, 物理的・化学的性質、及び核燃料物質が物質や人体に与える影響について、基礎的なことも含めて記載した。また、核燃料物質の取扱いを安全に実施するための基礎的事項として、フード及びグローブボックスにおける取扱い、貯蔵及び輸送における注意事項、放射性廃棄物管理、放射線管理、ならびに異常時の措置などについて記載した。さらに、過去の事故・トラブルから学ぶために、国内外の核燃料物質取扱施設における事故事例をまとめた。
島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 篠原 正憲; 柳田 佳徳; 川本 大樹; 高田 昌二
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(2), p.260 - 266, 2017/02
被引用回数：5 パーセンタイル：37.92(Nuclear Science & Technology)HTTR(高温工学試験研究炉)では、起動用中性子源として小さなキャプセルに封入された
Cf(3.7GBq)を3個炉内に装荷している。炉内黒鉛構造物の一つである制御棒案内ブロック内に中性子源入りの中性子源ホルダが装荷されており、約7年の頻度で交換している。中性子源入りの中性子源ホルダは輸送容器を使用して販売業者のホットセルからHTTR原子炉建家まで運搬される。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原子炉建家内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から、中性子源取扱作業の安全性向上を目的として輸送容器に係る2つの課題、作業者の被ばくリスク低減・予防及び中性子源ホルダの誤落下防止を抽出した。そして、これらの課題を解決できるHTTR起動用中性子源専用の輸送容器を従来の輸送容器のオーバーホールと同程度のコストで開発した。この結果、新たな輸送容器を使用して実施した中性子源の取扱作業は、安全に完遂された。
古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 金村 卓治
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.286 - 291, 2016/12
被引用回数：10 パーセンタイル：62.47(Nuclear Science & Technology)国際核融合材料照射試験施設(IFMIF)の中性子源として使用されるリチウムは、大気中の酸素や窒素と容易に化学反応を生じる。IFMIFにおいて使用機器の交換の場合には、その機器に付着したリチウムは、酸化リチウムや水酸化リチウムのようなリチウムに変化することから、これらを交換する機器から安全に除去することが要求される。本研究では、候補洗浄剤であるエタノール中における各種のリチウム化合物(窒化物、水酸化物および酸化物)の溶解挙動について、温度および時間をパラメータに調べた。
近澤 佳隆; 加藤 篤志; 鍋島 邦彦; 大高 雅彦; 鵜澤 将行*; 猪狩 理紗子*; 岩崎 幹典*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
JSFR実証施設のBOP設備として燃料取扱設備、電源設備、空調・補機冷却系、建屋配置等を対象として、SDCを満足するため設計方針と評価についてまとめた。燃料貯蔵設備については原子炉冷却系と同様の考え方による除熱系の多重・多様化の強化、電源設備については従来の非常用電源の強化に加え代替非常用電源の追加、空調・補機冷却系:安全系機器の依存関係の明確化、多様化の観点から崩壊熱除去を海水冷却で行った場合の影響評価、建屋配置については外部事象評価の概要(地震,津波,風,雪)、分散配置方針、漏えい対策等を中心に安全設計クライテリア及びそのガイドラインの設定の背景となった評価結果を報告する。
木田 孝; 杉川 進
JAERI-Tech 2004-019, 30 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-019.pdf:1.23MB
再処理工程における硝酸ヒドラジンは、硝酸ヒドロキシルアミン(HAN)と同様に熱化学的に不安定な物質であることが知られている。このため、硝酸ヒドラジンの反応に関する基礎データを整備するために、圧力容器型反応熱量計等により硝酸ヒドラジンと硝酸の反応により発熱が開始する温度,発熱量,発熱開始温度に及ぼす不純物の影響,一定温度で長時間保持した場合の自己加速反応等を測定した。本報告書は試験で得られた硝酸ヒドラジンと硝酸の反応基礎データ及び再処理工程における硝酸ヒドラジンの安全取扱条件の評価についてまとめたものである。
中川 繁昭; 菊地 孝行; 藤崎 伸吾; 山下 清信; H.O.Menlove*
IAEA-SM-351/89, 15 Pages, 1997/00
HTTRの保障措置上の特殊性は、原子炉圧力容器内及び使用済燃料貯蔵プール内の核燃料物質在庫量の検認の際に、圧力容器の蓋を開けて直接目視により検認することができない。HTTRの燃料交換には、大型重量物である燃料交換機、制御棒交換機及び床上ドアバルブの移動、固定を伴うため、1炉心全部の燃料を交換するのに約200日を要する。HTTRの保障措置では燃料体の移動経路に査察官の立会を必要としない燃料移動監視システムUFFMを取り付ける。UFFMは、HTTRの燃料交換時に原子炉圧力容器の上部のスタンドパイプと燃料交換機のインターフェイスとなり、燃料の炉心からの唯一の移動経路である床上ドアバルブ1に取り付ける。UFFMは取り付けスペースの制限から、その有効長をHe-3中性子検出器3インチ、2つの電離箱はそれぞれ2.5インチ、5インチとする。UFFMの特性試験の結果、既存の検出器と比べて遜色なく、HTTRの燃料交換時における使用済燃料移動の検出を十分できることが確認できた。
山口 康市; 槇本 梁雄*; 工藤 博司
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(11), p.948 - 952, 1982/00
被引用回数：2 パーセンタイル：32.43(Nuclear Science & Technology)10Ciレベルのトリチウムを取り扱うグローブボックスの空気雰囲気中に漏洩したトリチウムを除去する目的で、運搬可能な小型トリチウム除去装置(TRE)を開発した。この装置はT
、HT、CH
Tのような気体状トリチウムを貴金属/アルミナ触媒で酸化し、ゼオライトペレットに吸着させるものである。 TREの性能試験をトリチウムガス(HT)を用いて実施した結果、ガス循環流速200lh
触媒温度200
Cの条件で、トリチウム濃度が0.64Ci・m
-から7
10
Ci・mまで3時間以内に減少した。さらに、種々の運転条件でHT-HTOの酸化転換率を求めた。これについても報告する。
再処理研究室
JAERI-M 6486, 20 Pages, 1976/03
大フッ化ウランを安全に取扱うための指針として物性値、取扱い法などをまとめた。内容の主なものは物理的、化学的および核的性質、燃焼性、腐食性、生体に対すろ有害性、検知法、輸送・貯蔵・取扱上の注意、廃棄物処理、消火法、衛生上の予防措置および救急措置である。(JAERI-memo-3662(1969)を公開するものである。)
再処理研究室; フッ素化学研究室
JAERI-M 6485, 17 Pages, 1976/03
フッ素を安全に取扱うための指針として物性値、取扱い法などをまとめてある。内容の主なものは、物理的、化学的性質、燃焼性、腐食性、生体に対する有害性、検知法、輸送・貯蔵・取扱上の注意、廃棄物処理、消火法、衛生上の予防措置および救急処置である。
直江 崇; 木下 秀孝; 涌井 隆; 猿田 晃一
no journal, ,
J-PARC物質・生命科学実験施設に設置されている水銀を標的に用いたパルス核破砕中性子源では、SUS316L製の標的容器がキャビテーションによる壊食と照射損傷を受けるため遠隔操作により交換可能な構造としている。キャビテーションによる壊食損傷を定量的に評価するために、使用後の標的容器を遠隔操作で切出し、内壁の損傷を観察している。標的容器交換及び切出しは、長さ40m幅13m高さ12mのホットセル内で実施するが、準備・片付け作業ではホットセル内に入域する。標的システムからの放射線とホットセル内に残存する汚染のため作業にはリスクがあるため、室内の線量を下げるための遮蔽体の設置、作業環境の線量マップの作成とそれに基づいた作業計画の策定、空気中トリチウム濃度に応じた適切な防護具の着用、作業エリア区画による汚染拡大防止などの作業安全管理を実施した。その結果、外部被ばくは計画値を大きく下回りビーム出力が増加に伴い作業環境の線量が増加しているにもかかわらず前年よりも低い値を維持できた。
