核燃料物質貯蔵容器の開封点検及び金属容器詰替え作業報告

燃料材料開発部 許認可申請等対応グループ

JAEA-Testing 2024-002, 20 Pages, 2024/08

JAEA-Testing-2024-002.pdf:1.46MB

平成29年6月6日、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター(現在は大洗研究所という。)燃料研究棟において、核燃料物質を収納した貯蔵容器を開封し、内容物の性状を確認する作業中、内容器を二重に梱包していた樹脂製の袋が破裂し内容物が飛散したことにより、作業室内が汚染するとともに、室内にいた作業員が被ばくする事故が発生した。樹脂製の袋が破裂した原因は、封入されていたエポキシ樹脂が線により分解され、発生した水素ガス等により内圧が上昇したことによるものと特定された。燃料研究棟で保有していたプルトニウムを封入した貯蔵容器54個は、同様に内圧上昇の可能性があることから、ホットセルにおいて貯蔵容器の内容物を確認するための開封点検を行い、ガスが発生するおそれのある貯蔵容器については内容物の安定化処理を行った。また、燃料研究棟の所有する核燃料物質は、施設の廃止に向けて集約施設への搬出を計画しており、酸化物原料粉Pu+U:220gを超えて封入している9個の貯蔵容器については、移動用キャスクの制限量の220g以下とするため、貯蔵容器内の一部の金属容器を取り出し、別の貯蔵容器に詰め替える作業を行った。本報告書ではそれぞれの作業の詳細について述べるとともに、許認可申請等、事前対応について述べる。

保管廃棄施設・Lにおける廃棄物容器の健全性確認; 計画立案から試運用まで

川原 孝宏; 須田 翔哉; 藤倉 敏貴; 政井 誓太; 大森 加奈子; 森 優和; 黒澤 剛史; 石原 圭輔; 星 亜紀子; 横堀 智彦

JAEA-Technology 2023-020, 36 Pages, 2023/12

JAEA-Technology-2023-020.pdf:2.79MB

原子力科学研究所放射性廃棄物処理場では、放射性廃棄物を200Lドラム缶等の容器に収納して保管廃棄施設に保管している。保管している廃棄物(以下「保管体」という。)については、これまで保安規定等に基づく外観点検等を行うことで安全に管理している。しかし、屋外の半地下ピット式保管廃棄施設である保管廃棄施設・Lには、保管期間が40年以上に亘る保管体もあり、一部の容器(主としてドラム缶)では、表面のさびが進行しているものも確認された。このため、さらに長期に亘る安全管理を徹底するため、ピットから保管体を取り出し、1本ずつ容器の外観点検、汚染検査を行い、必要に応じて容器の補修や新しい容器への詰替え等を行う作業(以下「健全性確認」という。)を計画し、2019年4月に作業を開始した。本報告書は、健全性確認について、計画立案、課題の検討、試運用等の実績についてまとめたものである。

Local electronic structure of interstitial hydrogen in MgH inferred from muon study

門野 良典*; 平石 雅俊*; 岡部 博孝*; 幸田 章宏*; 伊藤 孝

Journal of Physics; Condensed Matter, 35(28), p.285503_1 - 285503_13, 2023/07

https://doi.org/10.1088/1361-648X/acccc7

Magnesium hydride has great potential as a solid hydrogen (H) storage material because of its high H storage capacity of 7.6 wt%. However, its slow hydrogenation and dehydrogenation kinetics and the high temperature of 300 C required for decomposition are major obstacles to small-scale applications such as automobiles. The local electronic structure of interstitial H in MgH is an important fundamental knowledge in solving this problem, which has been studied mainly based on density functional theory (DFT). However, few experimental studies have been performed to assess the results of DFT calculations. We have therefore introduced muon (Mu) as pseudo-H into MgH and investigated the corresponding interstitial H states by analyzing their electronic and dynamical properties in detail. As a result, we observed multiple Mu states similar to those observed in wide-gap oxides, and found that their electronic states can be attributed to relaxed-excited states associated with donor/acceptor levels predicted by the recently proposed ambipolarity model. This provides an indirect support for the DFT calculations on which the model is based via the donor/acceptor levels. An important implication of the muon results for improved hydrogen kinetics is that dehydrogenation, serving as a reduction for hydrides, stabilises the interstitial H state.

Kinetic and Fourier transform infrared studies on the thermal decomposition of sodium hydride

河口 宗道

Journal of Physical Chemistry C, 125(22), p.11813 - 11819, 2021/06

https://doi.org/10.1021/acs.jpcc.1c00538

等温及び一定加熱のTG-DTA、並びに、500-700Kの温度範囲で焼成前後の水素化ナトリウム(NaH)のFTIR測定を行った。等温TGからはNaH熱分解速度の温度依存性が約620Kで変曲点を持つことが分かった。これは、2種類の拡散水素と不動水素の状態によって引き起こされていると考えられる。またNaHとナトリウム(Na)のFTIRスペクトルは873.4, 1010.4, 1049.5, 1125.7cmで特定の信号が観察された。焼成前のNaHあるいはNaのFTIR信号の積分値は、550K未満あるいは698K以上で焼成した後のNaHの積分値と同程度だった。602-667Kで焼成したNaHのFTIR信号の積分値は焼成前のNaHとNaの中間値であり、これはNa-Na結合が十分に成長しておらず、水素が金属Na中に共存していることを示している。またNaHの熱分解後の反応速度を予測するために、2種類の拡散・不動水素状態を仮定した反応速度モデルを提案した。シミュレーション結果からは、不動水素から拡散水素への遷移速度が約620Kでクロスオーバーするため、それに応じた熱分解速度の温度依存性として620Kで変曲点が見られることを明らかにした。

Conceptual design of an abnormality sign determination system for the general control system of the Materials and Life Science Experimental Facility at J-PARC

酒井 健二; 大井 元貴; 勅使河原 誠; 直江 崇; 羽賀 勝洋; 渡邊 聡彦*

Journal of Neutron Research, 22(2-3), p.337 - 343, 2020/10

https://doi.org/10.3233/JNR-190133

核破砕中性子源やミュオン標的などを安全に効率よく運転するために、物質・生命科学実験施設(MLF)は、専用の全体制御システム(GCS)を有する。GCSは、様々な運転状況下でMLF内の多くの設備機器の監視操作やインターロック系を管理・運用する。2008年の最初の陽子ビームの受け入れ以来、GCSは10年以上も大きなトラブルもなく安定したMLFの運転を実現してきた。GCSはターゲットステーション関連の運転データを保存するデータ蓄積サーバーを有し、蓄積されたデータを調べることで異常事象検知や原因究明に貢献してきた。しかしながら、今後もMLFの安定した運転を継続するには、放射線損傷や経年劣化などに起因するターゲットステーションの潜在的な異常を予知する異常兆候判定システム(ASDS)の導入が必要になってくる。ASDSは、陽子ビーム,ターゲットステーション, 2次ビームなどの多様で長期間に渡る運転データを使った解析に基づいて、ターゲットステーションの僅かな状態変化から異常を判断する。本報告は、GCSの現状、ASDSの概念設計、及びASDSのための多様なデータを包括的に扱う統括データ蓄積サーバーの導入について論ずる。

東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所燃料デブリ等分析について

燃料デブリ等研究戦略検討作業部会

JAEA-Review 2020-004, 140 Pages, 2020/05

JAEA-Review-2020-004.pdf:4.22MB

東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉作業を進めるにあたっては、燃料デブリの取出し及び取出した燃料デブリの保管管理及び処理処分に係る工程設計及び工程管理を行う必要がある。このためには、格納容器・圧力容器内の内部調査や、今後取得される燃料デブリ等サンプルの分析を行うことにより、燃料デブリの特性や堆積状態、核分裂生成物・線量の分布、構造材の破損や腐食状態等の現場の状況を明らかにすることが不可欠である。さらには、これら現場の状況に関して得られた知見や情報を用いて事故時に生じた現象を理解し、事故原因の究明を進めていくことにより得られる知見や情報を適時適切に廃炉の工程設計及び工程管理に反映するとともに、それらを継続的に改良していくことが重要である。廃炉に向けた中長期ロードマップでは、2021年内には初号機の燃料デブリの試験的取出しが目標とされている等、今後、燃料デブリを含むサンプル分析及び内部調査が本格化する。このことから、廃炉作業を安全かつ着実に進めるニーズの観点で、燃料デブリの取出し、保管管理、処理処分及び事故原因の究明においてどのような課題があるのか、その課題を解決するためには燃料デブリについて何をどのように分析すればよいのかについて検討し、推奨としてまとめた。実際に、どこの施設でどの分析をどのような順番で行うかの分析実施計画は、それぞれの目的に応じ優先順位を付けて、本報告書の内容を参考に策定されることが望まれる。

燃料研究棟汚染事故における現場復旧作業報告

燃料研究棟汚染事故に関する現場復旧チーム

JAEA-Review 2019-001, 58 Pages, 2019/03

JAEA-Review-2019-001.pdf:10.74MB

2017年6月6日、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター(現在は大洗研究所という。)燃料研究棟の実験室(108号室)において、核燃料物質を収納したウラン・プルトニウム貯蔵容器を点検するためフード内で貯蔵容器の蓋を開封する作業を行なっていた際に、貯蔵容器内の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂し、ウランとプルトニウムの一部がフード外へ飛散して実験室内が汚染するとともに、点検作業に関わっていた作業員5名が内部被ばくする事故が発生した。事故発生後に組織された現場復旧チームは、事故直後から現場の汚染状況を把握するとともに、実験室内のグローブボックス等の設備機器を含め実験室の床, 壁, 天井等全域の除染を実施した。除染作業では、室内の設備機器の設置状況や汚染形態、汚染状況等を考慮し、手作業による拭き取り除染を実施するとともに、本手法にて除染できない狭窄部等についてはストリッパブルペイントによる剥離除染を併用することとした。その結果、浮遊性汚染については検出限界未満まで除染することができた。固着性汚染についてはストリッパブルペイントによる剥離除染後、養生等の措置を行った。本報告は、他の核燃料物質の取扱い施設、特にプルトニウム等の放射性物質を取り扱う施設においても大いに参考となるものであり、今後の施設設備廃止に伴う除染作業の計画等に活用されることを期待する。

Level 1 PRA for external vessel storage tank of Japan sodium-cooled fast reactor in scheduled refueling

山野 秀将; 鳴戸 健一*; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

日本におけるナトリウム冷却高速炉では、使用済み燃料は炉心から炉外燃料貯蔵槽(EVST)に移送される。本論文では、日本の次期ナトリウム冷却高速炉システムのEVSTのPRAを実施することによって燃料破損に至る支配的な事故シーケンスの同定を記述する。設計情報に基づき、本研究では起因事象の同定、イベントツリー解析、フォルトツリー解析、人間信頼性解析、事故シーケンスの定量化を行った。この論文では、燃料損傷頻度は10/年程度と評価された。2次系のナトリウム凍結を考慮することで、燃料損傷頻度は2倍増加した。支配的なシーケンスは、ダンパ開の共通原因故障及び待機系統の運転モードへの切り替えに関する人的過誤であった。また、重要度解析によりリスク重要度の高いものを示した。

Level 1 PRA for external vessel storage tank of Japan sodium-cooled fast reactor in scheduled refueling

山野 秀将; 鳴戸 健一*; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2017/11

日本におけるナトリウム冷却高速炉(JSFR)では、使用済み燃料は炉心から炉外燃料貯蔵槽(EVST)に移送される。本研究の目的はEVSTのPRAを実施することによって燃料破損に至る支配的な事故シーケンスを同定することである。JSFRにおけるEVST冷却系は1次系と2次系からなる独立4系統である。JSFR設計情報に基づき、本研究では起因事象の同定、イベントツリー解析、フォルトツリー解析、人間信頼性解析、事故シーケンスの定量化を行った。燃料損傷頻度は10 /年程度と評価された。燃料損傷頻度を高くするのは主に冷却系の除熱機能喪失であった。また、支配的な起因事象は除熱運転1系統故障であった。

Surface modifications of hydrogen storage alloy by heavy ion beams with keV to MeV irradiation energies

阿部 浩之; 徳平 真之介*; 内田 裕久*; 大島 武

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 365(Part A), p.214 - 217, 2015/12

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2015.07.085

ニッケル水素電池の負極材として広く使用されている水素吸蔵合金LaNiAlに対して、keVからMeVオーダー領域での重イオン照射を行い表面改質を図った。これまでに、水素吸蔵合金に対してイオン照射することで水素吸蔵能が向上すること、表面付近に形成された酸化被膜等により吸蔵能が影響されることを明らかにしている。そこで今回は、酸素イオンを選択し、試料表面付近に酸素注入できるkeVから内部まで侵入させることのできるMeVオーダーまでのエネルギーで、110cmまでのフルエンスを照射した。その結果、酸素イオン照射した試料は水素吸蔵初期反応速度が未照射に比べ数倍向上すること、表面付近に酸素を導入できるkeVオーダーの照射はMeVオーダーの照射に比べて水素吸蔵初期反応速度の向上に有用であることが判明した。