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報告書

J-PARC/MLF運転制御コミッショニング

酒井 健二; 大井 元貴; 甲斐 哲也; 渡辺 聡彦

JAEA-Technology 2010-001, 35 Pages, 2010/02

JAEA-Technology-2010-001.pdf:12.39MB

J-PARC/物質・生命科学実験施設(MLF)の全体制御システム(MLF-GCS)は、統括制御・インターロック系,MLF-LAN,共有サーバー系,タイミング配信系,人的安全保護系(PPS)などの各サブシステムから構成される。MLF-GCSは、2008年の最初の陽子ビーム入射を目指して設計・構築が進められ、2007年中には、各サブシステム構築が終了し、MLF運転制御コミッショニングが開始され、最初のビーム受入前の限られた時間と厳しい制約の中で、MLF-GCSの各サブシステムの試運転・検査・改修作業が実施された。2008年5月の最初の陽子ビーム受入以降は、ビーム運転の経験に基づきMLF-GCSの各サブシステムを改造し、MLF運転シフト体制を確立し、MLF-GCSの安定で効率的な運用を実現していった。本報告書では、2007年4月から2009年3月までに実施したMLF運転制御コミッショニングについて報告する。

報告書

製錬転換施設における廃止措置の進捗状況; 平成21年度上半期

製錬転換施設廃止措置成果編集委員会

JAEA-Technology 2010-002, 66 Pages, 2010/05

JAEA-Technology-2010-002.pdf:19.73MB

人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設は、湿式一貫製錬法及び六フッ化ウラン転換技術実証に使用した設備と回収ウラン転換技術開発に使用した設備を有する施設で、昭和54年から建設を開始し、昭和56年10月に完成した施設である。平成20年度から、管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年度までに管理区域内の全機器の撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の基本計画を記載するとともに、廃止措置進捗状況として平成21年度上半期の実績工程,廃止措置方法,写真による廃止措置経過,部屋・作業員種別ごとの作業人工実績,解体物・二次廃棄物の発生状況についてまとめたものである。

報告書

転換施設の放射線環境評価; 解体設備のインベントリーと空間線量の評価, 2

高橋 信雄; 横山 薫; 森本 靖之; 島池 政満; 池上 宗平; 杉杖 典岳

JAEA-Technology 2010-003, 92 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-003.pdf:10.76MB

製錬転換施設は「製錬転換施設廃止措置短期計画」に従って、平成20年度に引き続き、平成21年度に水和転換室1Fから3F及び脱水転換室1F,2F,乾式工程フィルタ室を解体する。解体前の評価として解体対象機器の$$gamma$$線計測を行い、放射能インベントリーを評価した。この結果から、解体作業を安全かつ合理的に実施するために、解体前のウラン回収の必要性を検討した。また、製錬転換施設では、回収ウランを使用していることから、解体作業時の外部被ばく量に、回収ウランに含まれるウラン同位体が影響する。このため、回収ウランに含まれる特徴的な核種を評価した。さらに、本報告書にまとめた解体実施前の$$gamma$$線計測データの解析結果をもとに、核種挙動を整理することで、廃棄体確認の方法を検討することに利用できるよう考慮した。

報告書

MOX燃料加工施設PSA実施手順書

玉置 等史; 吉田 一雄

JAEA-Technology 2010-004, 124 Pages, 2010/07

JAEA-Technology-2010-004.pdf:1.72MB

本手順書は、日本原子力研究開発機構が整備したMOX燃料加工施設を対象とする確率論的安全評価(PSA: Probabilistic Safety Assessment)の手順を取りまとめたものである。本手順書は2部構成とし、第1部では、MOX燃料加工施設のPSA実施手順を示し、第2部では第1部の手順を実際に適用するうえで参考となる情報及びモデルプラントを対象に実施した具体的な評価例を示す。

報告書

放射線測定器の性能試験に用いる国内規格に準拠した軟X線標準場の整備

清水 滋; 藤井 克年; 川崎 朋克

JAEA-Technology 2010-005, 72 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-005.pdf:2.44MB

国内規格JIS Z 4511では、国内での放射線防護用測定器の性能試験に用いるX線標準場の設定条件が示されている。日本原子力研究所放射線標準施設棟の軟X線照射装置を用いて、この設定条件に準拠した線質指標0.6, 0.7, 0.8, 0.9の4つのシリーズの軟X線領域における二次標準場を整備した。内容は、X線管電圧6kVから100kVの軟X線領域において、X線場の線質設定,各線量単位のX線スペクトル,空気カーマから線量当量への換算係数等を評価した。これにより、精度の良い線量当量基準量,幅広い試験エネルギー点及び幅広い線量率の供給が可能となり、これらの詳細なデータを明らかにした。

報告書

東濃鉱山閉山措置計画書; 計画検討とりまとめ

鈴木 一; 花木 達美

JAEA-Technology 2010-006, 40 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-006.pdf:6.44MB

東濃鉱山では平成15年度で鉱業活動が終了したことから、原子力機構の中期計画(平成17年度$$sim$$平成21年度)に従い、閉山措置に関する計画を検討することとなっている。本資料は、これまでの検討内容について取りまとめたものである。

報告書

JRR-3を用いた$$^{99}$$Mo製造に関する概念検討

広瀬 彰; 米田 政夫; 木名瀬 政美; 反田 孝美; 和田 茂

JAEA-Technology 2010-007, 68 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-007.pdf:3.76MB

放射性医薬品として核医学の分野で最も多く用いられているテクネチウム-99m($$^{99m}$$Tc)の親核種であるモリブデン-99($$^{99}$$Mo)について、JRR-3を用いた製造を検討する。$$^{99}$$Moは、その供給をすべて輸入に依存している状況にあることから、産業界と共同で$$^{99}$$Moの一部国産化を目指すものである。本報告書では、JRR-3研究用原子炉を用いた(n,$$gamma$$)反応を利用し$$^{99}$$Moを得る「中性子放射化法」による$$^{99}$$Moの製造プロセスの技術的な検討について述べる。

報告書

金属溶融設備における成型工程の合理化の検証

藤平 俊夫; 中塩 信行; 大杉 武史; 石川 譲二; 溝口 崇史; 塙 律; 染谷 計多*; 高橋 賢次*; 伊勢田 浩克; 小澤 一茂; et al.

JAEA-Technology 2010-008, 28 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-008.pdf:5.0MB

減容処理棟に設置されている金属溶融設備は、原子力科学研究所に保管廃棄された低レベル放射性廃棄物のうち、金属廃棄物について溶融し、溶融固化体とすることにより、放射性廃棄物の減容,安定化を図るものである。これまでの試験運転結果を踏まえて、本設備のうち、溶融した金属から金属塊(インゴット)を作製する成型工程の改善工事を実施した。また、平成20年10月から試験運転を実施し、合理化した成型工程の検証を行った。本稿では、試験運転によって得られた合理化した成型工程での処理時間の短縮効果,ユーティリティ消費量の低減効果,保守作業の負担軽減効果等について報告する。

報告書

放射線測定器の性能試験に用いる国内規格に準拠した中硬X線標準場の整備

清水 滋; 澤畠 忠広; 梶本 与一; 志風 義明; 吉原 泰明*; 立部 洋介

JAEA-Technology 2010-009, 78 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-009.pdf:3.06MB

国内規格JIS Z 4511では、国内での放射線防護用測定器の性能試験に用いるX線標準場の設定条件が示されている。原子力科学研究所放射線標準施設棟の中硬X線照射装置のX線管球の破損交換に伴い、新たな機種のX線管球を設置した。このため、われわれは、JISに準拠した線質指標0.6, 0.7, 0.8, 0.9の4つのシリーズの中硬X線領域における二次標準場を再構築した。内容は、X線管電圧20kVから300kVの中硬X線領域において、X線場の線質設定,各線量単位のX線スペクトル,空気カーマから線量当量への換算係数等を評価した。これにより、精度の良い線量当量基準量,幅広い試験エネルギー点及び幅広い線量率の供給が可能となった。われわれは、これらの詳細なデータを明らかにした。

報告書

燃料異常過渡試験のための希釈管の希釈係数測定に関する検討

井上 修一; 小室 忠男; 鍋谷 栄昭; 松井 義典; 飯田 一広; 伊藤 和之; 木村 明博; 菅野 勝

JAEA-Technology 2010-010, 27 Pages, 2012/05

JAEA-Technology-2010-010.pdf:1.99MB

沸騰水キャプセルを用いた燃料照射試験では、燃料破損時においてキャプセルから流出する核分裂生成物(FP: Fission Products)量を炉外に設置した放射線モニターで検出できる最小限にし、FPの原子炉施設内への放出を低減させる目的で沸騰水キャプセル内に希釈管を設けている。JMTR再稼動後に行う燃料異常過渡試験では、広範囲の試験条件の設定が可能なように沸騰水キャプセルの給水流量の増加が計画されている。給水流量が増加すると、放出されるFPの増大が予想されたため、給水流量をパラメータとして希釈管の希釈効果を炉外実験で確認した。本報告は、沸騰水キャプセル内の希釈管の希釈係数測定結果をまとめたものである。

報告書

照射後試験施設の保守技術開発; $$alpha$$雰囲気セル(金相セル)運転下での排気自動制御弁更新手法の考案

水越 保貴; 櫛田 尚也

JAEA-Technology 2010-011, 16 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-011.pdf:1.21MB

金相セルでは原子炉で照射した燃料ピンの切断,研磨及び機器分析等の照射後試験を長年実施しており、セル内部は放射性$$alpha$$核種を含む核燃料物質等の放射性物質により高いレベルで汚染されている。このような$$alpha$$雰囲気セルは法令上及び安全上から常に負圧を維持する必要があるため、排気自動制御弁などのセル空調機器を更新する際は、常時負圧を維持した状態での作業、もしくはセル内の放射性物質を除染した後での作業が要求される。金相セルの排気自動制御弁を更新する方法としては、設計当初セル内の放射性物質を除染した後、セルの排気運転を停止し排気制御弁を更新する方法としていたが、本方法のデメリットとして整備期間が1年間以上にわたるうえ、核燃料物質使用変更許可申請の手続き等膨大な労力が必要である。当該セルには燃料挙動解析用の分析機器が配備され外部からの試験ニーズも非常に高く、1年間以上もセルの使用ができないことは多方面への影響も大きくなる。したがって、今回$$alpha$$セルとして負圧維持を常時行いながら排気制御弁を更新する方法を考案し実施した。これにより、放射性廃棄物の削減,セルの使用停止期間の短縮,排気制御弁更新にかかわる経費の大幅節減を達成した。

報告書

HTTR-IS水素製造システムの安全予備解析

佐藤 博之; 大橋 弘史; 田澤 勇次郎; 坂場 成昭; 橘 幸男

JAEA-Technology 2010-012, 65 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-012.pdf:1.45MB

原子力機構では、高温工学試験研究炉(HTTR)からの高温核熱を用いて、熱化学法ISプロセスにより水素製造を実証するシステム(HTTR-IS水素製造システム)の設計研究を進めている。これまでの検討により、HTTRへの水素製造設備接続における設備変更に伴い、安全評価において新たな事象として解析が必要な事象(運転時の異常な過渡及び事故)及びHTTR安全審査時における事象の代表性もしくは包絡性に変更が生じる可能性がある事象を抽出した。そこで、これらの事象について、将来の国による安全評価に先立ち、システム評価コードを用いて安全予備解析を実施した。解析の結果、中間熱交換器用1次ヘリウム循環機の回転数上昇、2次ヘリウム冷却設備二重管破断などの各事象において、HTTRの安全審査時に定められている運転時の異常な過渡時及び事故時の判断基準を満足することを明らかにした。

報告書

焼却灰のセメント固化試験,1; 模擬焼却灰の基本的固化特性

川戸 喜実; 富岡 修; 高橋 邦明; 目黒 義弘; 坂本 浩幸*; 芳賀 和子*

JAEA-Technology 2010-013, 38 Pages, 2010/07

JAEA-Technology-2010-013.pdf:1.36MB

原子力機構の各拠点から放射性廃棄物として発生する可燃物や難燃物の焼却灰を固型化するために、セメント系固型化材を用いて模擬焼却灰(飛灰)の基本的な固化特性を調べた。固型化材の種類,焼却灰の充填率,固化遅延物質の含有量などの固化条件をパラメータに固化体の一軸圧縮強度を調べるとともに、不溶化剤を添加して固化体からの焼却灰中の重金属成分の溶出率を調べた。普通ポルトランドセメント(OPC),高炉セメント(BB),低アルカリ性セメント(LAC)は、評価の目安とした一軸圧縮強度1.47N/mm$$^2$$を超えることを確認した。一軸圧縮強度は、BBは焼却灰の充填率を40%にすると1.47N/mm$$^2$$を超えなかったが、LACは40%でも1.47N/mm$$^2$$を超えた。BBとLACについて、セメントの硬化遅延物質である鉛と亜鉛の含有量を増加させた固化体を作製し、硬化性への影響を調べた。両固化体ともすべての含有率で1.47N/mm$$^2$$を超える固化体が得られた。重金属の不溶化剤として、硫酸鉄,硫化ナトリウムはクロムに対する抑制効果が認められたが、ゼオライトとベントナイトは顕著な溶出抑制効果が見られなかった。

報告書

水蒸気改質処理法によるウランで汚染された廃TBP/n-ドデカン処理技術開発

中川 明憲; 曽根 智之; 佐々木 紀樹; 中澤 修; 田代 清

JAEA-Technology 2010-014, 46 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-014.pdf:1.76MB

焼却では装置を腐食させる、配管の閉塞を引き起こす、大量の二次廃棄物が発生するなどの理由により処理することが困難なウランで汚染されたリン酸トリブチルの減容処理技術として、水蒸気改質処理法の開発を行った。水蒸気改質処理法は、加熱された水蒸気との接触により難燃物の分解・ガス化を行う水蒸気改質プロセスと、水中で燃焼を行う液中燃焼プロセスを組合せた廃棄物処理法である。水蒸気改質処理法は、廃棄物の減容率が高く、二次廃棄物がほとんど発生しないなどの特徴がある。技術開発の結果として、99.6%の廃棄物の減容率が得られること、排ガス処理系へのウランの移行抑制により排ガス処理系から発生する廃水のウラン濃度が放出基準(0.037mg/L)未満であること、排ガス中のCO濃度及びNOx濃度はそれぞれ茨城県条例等で定められた規制値(100ppm及び250ppm)以下であること、配管の閉塞抑制及び腐食対策技術の開発により装置が長時間処理に耐えうることを確認した。

報告書

研究用原子炉のJRF-90Y-950K型核燃料輸送物の臨界解析; 棒上傾斜落下時の変形量を想定

荒木 正明; 加藤 友章; 新居 昌至

JAEA-Technology 2010-015, 35 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-015.pdf:1.04MB

研究用原子炉JRR-3は、低濃縮ウランシリコンアルミニウム分散型合金を使用した軽水減速軽水冷却のプール型研究炉である。この燃料の輸送容器の仏国ライセンスの取得にあたり、棒上傾斜落下により輸送物の変形が生じても臨界安全性が保たれることを、仏国の審査当局から要求された。このため、JRR-3, JRR-4及びJMTRの新燃料を輸送するためのJRF-90Y-950K型核燃料輸送物について臨界解析を実施した。解析の結果、棒上傾斜落下試験時の変形を考慮しても、臨界安全性は確保されることを確認した。

報告書

セメント固化体及び焼却灰試料の放射化学分析と標準試料の作製

石森 健一郎; 原賀 智子; 島田 亜佐子; 亀尾 裕; 高橋 邦明

JAEA-Technology 2010-016, 54 Pages, 2010/08

JAEA-Technology-2010-016.pdf:2.38MB

これまでに放射性廃棄物に含まれる放射性核種の簡易かつ迅速な分析法を開発し、その方法を用いて模擬溶融固化体や実金属廃棄物試料などを分析することにより適用性を検証した後、その成果を分析指針としてまとめている。本検討では、この分析指針に示した分析法を用いてセメント固化体及び焼却灰試料を分析し、これらの廃棄物試料を分析する際の課題の抽出と分析法の改良を行った。焼却灰試料は放射能濃度が比較的高かったため、汚染防止を考慮した試料の粉砕・均一化について検討し、また焼却灰及びセメント固化体のCa含有量が多いことを考慮した試料溶解操作フローを作成した。さらに、これらの廃棄物試料に適用するための反応セル型質量分析装置を用いた$$^{129}$$I迅速分析法を開発した。分析指針に基づく核種分析試験では、事前に実施した$$gamma$$線核種分析($$^{60}$$Co,$$^{137}$$Cs)から他の$$alpha$$$$cdot$$$$beta$$線放出核種の放射能濃度を推定し、検出可能と予想された$$^{3}$$H,$$^{14}$$C,$$^{36}$$Cl,$$^{63}$$Ni,$$^{90}$$Sr及び$$alpha$$核種を中心に分析を行い、適用した分析法の有効性を確認した。

報告書

地下深部岩盤の歪変化のメカニズムに関する研究(共同研究)

堀内 泰治; 平野 享; 池田 幸喜; 松井 裕哉

JAEA-Technology 2010-017, 122 Pages, 2010/07

JAEA-Technology-2010-017.pdf:35.17MB
JAEA-Technology-2010-017-appendix(CD-ROM).zip:28.63MB

大深度立坑を掘削する際に掘削前方の岩盤のひずみ変化は、立坑掘削において安全上最も重要となる突発湧水や山はね等の突発事象の発生可能性を予測し、それらに対する施工対策を講じるための情報を得る手段の一つと期待される。日本原子力研究開発機構の瑞浪超深地層研究所では、研究坑道掘削工事において掘削したパイロットボーリング孔に高精度ひずみ計を設置し、研究坑道掘削中に取得された深度500m地点での岩盤のひずみデータについて、地球潮汐といった定常的な外力変動や地震及び発破などの瞬間的な外力変動によって、岩盤でどのような変形が生じたかを分析した。その結果、評価できるデータの取得期間は短いものの、その間のデータ分析などから幾つかの重要な知見を得た。また、今回使用した高精度ひずみ計は、鉛直深さで300m程度離れた場所の発破による微少変形を観測しえたことから、掘削面前方の岩盤の剛性の違いなどの岩盤状況を相当離れた位置から把握できる可能性が示された。

報告書

燃料異常過渡試験装置の系統設計

細川 甚作; 飯村 光一; 小川 光弘; 冨田 健司; 山浦 高幸

JAEA-Technology 2010-018, 269 Pages, 2010/08

JAEA-Technology-2010-018.pdf:5.75MB

日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、2011年度に材料試験炉(以下、JMTRという。)を再稼働させる予定で改修計画が進められている。再稼働後におけるJMTRを活用した軽水炉燃料の中性子照射試験設備として、「異常過渡試験装置」を設置する計画である。異常過渡試験装置は、高燃焼度に達した軽水炉燃料の安全性評価技術,破損影響評価技術の開発に役立てることを目的に軽水炉燃料を照射試料とする出力急昇試験を行う照射施設である。本報告では、JMTRへ設置予定の異常過渡試験装置の詳細設計のうち、系統設計についてまとめたものである。

報告書

燃料高負荷環境照射試験装置の設計検討

小川 光弘; 飯村 光一; 細川 甚作; 菅野 勝

JAEA-Technology 2010-019, 178 Pages, 2010/07

JAEA-Technology-2010-019.pdf:20.16MB

JMTRは平成23年度の再稼働に向けて、現在、照射試験の準備を行っている。この照射試験のうち、照射計画のひとつに燃料高負荷環境照射装置がある。この燃料高負荷環境照射試験は高燃焼度に達した軽水炉燃料(ウラン燃料及びMOX燃料)の照射試験をより実機の軽水炉プラントに近い照射環境下で実施することを計画している。平成19年度は高負荷環境照射装置の(1)系統設計及び(2)炉内管の耐震計算と、高燃焼度に達した燃料棒内の被覆管及びペレット間の燃料挙動を調べる限界内圧試験装置の(3)系統設計を実施した。また、燃料試料の破損した場合の(4)燃料破損検出システムの検討及び(5)排水処理システムの検討を実施した。

報告書

研究用原子炉JRR-3重水冷却設備のヘリウム圧縮機の更新

大場 敏充; 福島 学; 竹内 真樹; 宇野 裕基; 大和田 稔; 寺門 義文

JAEA-Technology 2010-020, 31 Pages, 2010/07

JAEA-Technology-2010-020.pdf:1.33MB

研究用原子炉JRR-3では、炉心で発生する中性子を効率よく熱化するため、炉心部の周りに重水反射体が設けている。また、原子炉運転中に発生する$$gamma$$線による発熱によって重水反射体の温度が上昇するが、これを冷却するために重水冷却設備が設置されている。重水冷却設備は重水系設備及びヘリウム系設備で構成しており、ヘリウム系設備は重水のカバーガスであるヘリウムガスを循環している系統である。また、ヘリウム系は重水タンク内で発生した重水の放射線分解ガスである重水素と酸素を再結合させる役割を持つ。ヘリウム圧縮機は使用開始後、定期的な分解点検の実施及び消耗部品の交換を行いながら使用してきた。しかしながら、近年においては、シールオイルの漏えいによりヘリウム圧縮機が自動停止する事象が多発した。不具合の解消のためには更新が必要であると判断し、平成19年に更新を行った。本報告書は更新に至るまでの経緯と更新時の改良点について述べ、今後の保守管理に資するものである。

報告書

研究施設等廃棄物の埋設処分における安全評価上重要核種の選定,3; RI・研究所等廃棄物に係る主要放射性廃棄物発生施設毎の重要核種の予備評価

坂井 章浩; 天澤 弘也; 仲田 久和; 高橋 邦明; 木原 伸二

JAEA-Technology 2010-021, 152 Pages, 2010/07

JAEA-Technology-2010-021.pdf:7.87MB

研究施設等廃棄物の浅地中埋設処分施設の事業許可申請においては、合理的な廃棄体確認等の観点から、埋設対象の廃棄体に含まれる核種のうち、浅地中埋設処分にかかわる被ばく線量の寄与の大きい核種等を重要核種として選定し、その放射能量と廃棄体の最大放射能濃度を記載する必要がある。本報告書では、研究施設等廃棄物のうち、原子力科学研究所の主要な原子炉施設及び照射後試験施設等から発生する廃棄物を対象とし、それぞれの廃棄物の核種組成比を、汚染源となる物質の元素組成比,照射履歴,廃棄物への移行割合等に基づいて評価し、その評価結果及び原子力安全委員会で提示された基準線量(10$$mu$$Sv/y)に相当する廃棄物中の放射能濃度を用いて、予備的に重要核種を評価・選定した。浅地中埋設処分対象となる廃棄体のインベントリー(核種及びその放射能)が確定していない段階での廃棄物の核種組成比を用いた予備的な評価結果として、原子炉施設から発生する廃棄物では24核種($$alpha$$線放出核種6核種を含む)、照射後試験施設等から発生する廃棄物では、30核種($$alpha$$線放出核種12核種を含む)、あわせて33核種($$alpha$$線放出核種12核種を含む)が重要核種として選定された。

報告書

オーブン法によるECRイオン源からの金属イオンビーム生成

仲野谷 孝充; 松田 誠

JAEA-Technology 2010-022, 35 Pages, 2010/07

JAEA-Technology-2010-022.pdf:4.52MB

原子力機構-東海タンデム加速器では気体元素の多価イオンを生成・加速する目的でECRイオン源が高電圧端子内に設置されている。ECRイオン源はその特性上、気体元素の大電流の多価イオンビームを容易に生成できるが、金属元素のイオンの生成は容易ではない。そのため、金属イオンは負イオン源で生成して通常のタンデム加速方式で加速している。しかし、ECRイオン源から金属イオンを生成・加速できれば、負イオン源に比べてビーム強度,ビームエネルギーが飛躍的に増加する可能性があり、加速器施設の利便性を大きく向上させることができる。そのためECRイオン源からの金属イオン生成と加速を目指して、オーブン法による金属ビームの開発を行った。開発したオーブンを用いて実験室内に設置したテスト用ECRイオン源にて各種金属元素のイオン生成試験を実施した。その結果、16種類の金属元素のイオン化に成功し、運転パラメータ,質量スペクトルデータを得ることができた。本報告では開発したオーブンの構造及び性能,金属イオンビームを生成する際の元素ごとの特徴や質量スペクトルデータ等についてまとめた。

報告書

タンデム加速器高圧ガス製造施設の運転管理; 点検整備と経年劣化の評価及び六フッ化硫黄排出抑制対策

田山 豪一; 仲野谷 孝充; 乙川 義憲; 月橋 芳廣; 関 信夫*; 小野寺 輝夫*; 仁杉 光*

JAEA-Technology 2010-023, 42 Pages, 2010/09

JAEA-Technology-2010-023.pdf:4.81MB

原子力科学研究所のタンデム加速器高圧ガス製造施設は、六フッ化硫黄(以下、「SF$$_{6}$$」という)ガスを回収,充填するための施設である。SF$$_{6}$$ガスは、加速器タンク内に設置される加速器の高い電気絶縁の確保のために使用される。SF$$_{6}$$を取り扱う研究機関では、国内最大級の高圧ガス製造施設である。当施設は現在まで31年間運転してきており、施設の点検整備を実施するとともに経年劣化への対策も進めてきている。SF$$_{6}$$ガスは、地球温暖化対策の推進に関する法律で温室効果ガスとして指定され、排出量の削減を厳しく求められている。原子力科学研究所では環境配慮促進の一環としてSF$$_{6}$$排出抑制対策を重要な課題としている。われわれにおいては、当施設のSF$$_{6}$$ガス排出抑制対策を継続して実施してきた。本報告書は、長年に渡る運転管理における点検整備の経緯,経年劣化の評価,SF$$_{6}$$排出抑制対策について取りまとめたものである。

報告書

平成21年度原子力総合防災訓練における自家用車避難訓練,災害時要援護者自家用車避難訓練及び大規模集客施設一時滞在者帰還訓練の評価

川上 剛; 山本 一也; 福本 雅弘

JAEA-Technology 2010-024, 83 Pages, 2010/08

JAEA-Technology-2010-024.pdf:3.88MB

2009年12月21日,22日に茨城県で開催された国の原子力総合防災訓練において、自家用車を使用した訓練として、「自家用車避難訓練」,「要援護者避難訓練」,「大規模集客施設一時滞在者帰還訓練」が実施された。これらの訓練における車両挙動の把握と評価を目的として、訓練参加者に対するアンケート,GPS測位データ,空中や地上からの観察や撮影画像をもとに分析評価を実施した。また、訓練期間中に実施された交通量調査のデータをもとに、交通規制による周辺部の影響について分析した。その他、自家用車避難を含む避難手段の選択状況や、要援護者避難,大規模集客施設帰還の課題を把握することを目的として、訓練参加者にアンケートをもとに分析を実施した。

報告書

A Study on dose evaluation for Tokaimura criticality accident termination

金盛 正至; 須藤 俊幸; 田中 憲一*; 高田 純*

JAEA-Technology 2010-025, 11 Pages, 2010/08

JAEA-Technology-2010-025.pdf:1.55MB

1999年9月、東海村のJCO臨界事故の終息作業を行うにあたり、事前に中性子線と$$gamma$$線の測定を行い作業計画を立案したが、作業の結果作業員の線量は沈殿槽近傍で事前評価の約50倍程度となった。本報告書では、はじめに事前評価が約50分の1の評価となった原因を探り、その原因に対する考察を行った。さらに、同様な臨界事故が発生した場合の、放射線の事前評価方法について報告する。臨界事故時の線量測定にあたっては、レムカウンタによる測定など、手法は妥当なものであった。しかし、臨界発生地点と測定地点の間に、コンクリート等水分を含む建材を使用した建物・構造物がある場合、中性子線・$$gamma$$線は、遮蔽あるいは散乱しその比率も変化する。特に、距離が100m程度以上の遠距離データの取り扱いには注意を要する。臨界事故時には、作業地点の線量予測をする際に100mより遠い地点の線量測定値を含めたことに加え、距離-線量率の関係をsemi-logプロットして外押して予測を行ったため、臨界事故地点近傍の線量予測が低い値となった。本報では、臨界発生場所から、建築物等による、遮蔽・散乱のほとんどない40m程度から100m程度までの近距離の測定結果を基礎にlog-logプロットの外押により線量を評価した。

報告書

結晶質岩を対象とした坑道掘削における湧水抑制対策の計画策定と施工結果に関する考察

見掛 信一郎; 山本 勝; 池田 幸喜; 杉原 弘造; 竹内 真司; 早野 明; 佐藤 稔紀; 武田 信一; 石井 洋司; 石田 英明; et al.

JAEA-Technology 2010-026, 146 Pages, 2010/08

JAEA-Technology-2010-026.pdf:41.08MB
JAEA-Technology-2010-026-appendix(CD-ROM).zip:83.37MB

現在、瑞浪超深地層研究所において進めている研究坑道掘削工事では、坑道掘削に先立ちボーリング調査を行い、掘削範囲の地質や地下水状況を把握したうえで坑道を掘削している。調査の結果、深度200m付近の換気立坑側や深度300m研究アクセス坑道で大量湧水が発生する可能性が高いことがわかった。このため坑道掘削時の湧水を抑制する技術として、坑道掘削に先立ち掘削範囲周辺の割れ目にセメントを注入する工法(プレグラウチング)を行った。本報告書は、プレグラウチングの計画と実施過程で得られた技術的知見を取りまとめたものである。

報告書

単極性静電ステアラーが引き起こすレンズ効果とその軽減対策

遊津 拓洋; 松田 誠; 沓掛 健一

JAEA-Technology 2010-027, 21 Pages, 2010/08

JAEA-Technology-2010-027.pdf:4.64MB

原子力科学研究所のタンデム加速器では、大電流化へ向けて高電圧ターミナルへ電子サイクロトロン共鳴イオン源を設置したが、高電圧ターミナル内でのビーム輸送効率が低かった。そこでビーム軌道のシミュレーションを行ったところ、静電ステアラーが強力なレンズ効果を持ち、ビーム下流の光学機器で十分に軌道修正ができないことがわかった。静電ステアラーは平行平板上の電極に電圧を印加し、電極間の電界によってイオンビームを偏向させる装置である。高電圧端子の静電ステアラーは対の電極板の両方に正の高電圧を印加するため電極間に高電位が生じ、これがレンズ効果を引き起こすと考えられる。レンズ効果を抑える方法として、電極電圧を必要最低限の値に制御することとした。シミュレーションにより、電極電圧を10分の1に設定することで、レンズ効果をビーム光学上問題にならない程度に抑えられることを明らかにした。実際に静電ステアラー制御回路に改良を加えてビーム調整試験を行い、ビーム輸送効率が大きく向上することを確認した。

報告書

研究用原子炉JRR-3の2次冷却設備冷却塔の保守管理

福島 学; 大和田 稔; 太田 和則; 竹内 真樹; 後藤 真悟; 今橋 正樹; 寺門 義文

JAEA-Technology 2010-028, 24 Pages, 2010/09

JAEA-Technology-2010-028.pdf:1.01MB

研究用原子炉JRR-3の2次冷却系設備の一つに冷却塔がある。冷却塔は、炉心等で発生した熱を2次冷却設備を介して、大気に放散する設備である。JRR-3の共用運転を開始して以来、冷却塔の点検保守を定期的に実施し原子炉の安全安定運転を行ってきた。これまで、2次冷却材温度の制御方式として、送風機の運転台数を増減する方式としてきたが、運転台数が増減した直後は、一時的に2次冷却材温度が変動し、その結果熱出力も変動する事象が生じていた。これに対し、送風機の回転数を連続的に調整するように改良することで、外気温の変動が原子炉熱出力の安定性に与える影響を緩和することができた。本報告書は、これまで実施してきた冷却塔の保守管理及び送風機回転数の制御方式の改良について具体的に記述するとともに、点検記録をまとめ、今後の保守管理に活用できるようにしたものである。

報告書

ITER中性粒子入射装置用直流-1MV電源回路の過渡解析

山本 昌則; 渡邊 和弘; 山中 晴彦; 武本 純平; 山下 泰郎*; 井上 多加志

JAEA-Technology 2010-029, 60 Pages, 2010/08

JAEA-Technology-2010-029.pdf:10.49MB

ITER用中性粒子入射装置電源は、エネルギー1MeVで電流40Aの負イオンビームを加速するための-1MV超高電圧直流電源システムである。原子力機構はITER国内機関(JADA)として、-1MV超高電圧発生部,冷却水絶縁供給用高電位デッキ2, -1MV絶縁トランス,電力トランスミッションライン,サージ抑制機器,現地での電源試験のための機器等、主要な超高電圧機器の調達を担当する。中性粒子入射装置を安定に動作させるためには、イオン源加速部で発生する放電破壊時に電源から加速部へ流入するサージエネルギーを抑制し、加速部が放電破壊によって損傷されることを防ぐことが必要である。このために、電源回路にはサージ抑制機能が必要となる。ITER中性粒子入射装置電源のサージ特性について、最新のITERサイト機器配置等の諸条件を考慮した等価回路を作成し、回路解析コードEMTDCを用いてサージ抑制機器の最適化設計を行った。その結果、放電破壊の際のイオン源加速部への流入エネルギーをITERの要求値50J以下に対して25J程度に抑制できることを確認した。これによって、ITER用NBI電源における要求性能を満足するサージ抑制機能の実現の見通しを得た。

報告書

特定用途向け集積回路(ASIC)用MOSFETの雑音評価(委託研究)

山岸 秀志*; 藤 健太郎

JAEA-Technology 2010-030, 16 Pages, 2010/09

JAEA-Technology-2010-030.pdf:1.38MB

J-PARCのような強力パルス中性子源を用いた中性子散乱実験装置に使用される二次元中性子検出器システムでは、数100チャンネルに及ぶ微小信号をリアルタイムで計測し、データを記録することが要求される。二次元中性子検出器の高速性と高位置分解能の両方を達成するためには多チャンネル微小信号を高いS/Nで個別に読み取り、信号処理することが要求される。高速かつ低雑音の多チャンネル計測システムを実現するには高性能ASICの開発が不可欠である。このASIC開発には高いgmのMOSFETエレメントが必要である。このため、これに必要な高いgmで低雑音のMOSFET構造の設計とその雑音評価を行った。

報告書

JT-60U電子サイクロトロン加熱装置の長パルス入射における問題点と対策

平内 慎一; 鈴木 貞明; 佐藤 文明; 小林 貴之; 長谷川 浩一; 横倉 賢治; 森山 伸一

JAEA-Technology 2010-031, 24 Pages, 2010/09

JAEA-Technology-2010-031.pdf:1.71MB

JT-60U電子サイクロトロン加熱(ECH)装置は、周波数110GHzの高周波によりJT-60Uプラズマに対し局所加熱/電流駆動を行い、閉じ込め性能を向上させるものである。ECH装置は、大電力の高周波を発生する大電力発振系、発生した高周波を伝送する伝送系及びプラズマに入射するアンテナ等から構成される。ECH装置の長パルス入射運転には、伝送系機器での高周波放電を抑制して高周波を効率よく伝送させることが重要な課題である。本報告では、実際の長パルス入射試験(0.5MW, 30秒)における、伝送系機器の放出ガスの増加,温度上昇,エージング過程で発生した真空窓での放電等の問題点と、それを解決するために行った真空排気系の改良,冷却系の整備,アーク検出装置の整備等の放電防止対策及び、新ダミーロードの導入について記載する。

報告書

製錬転換施設における廃止措置の進捗状況; 平成21年度下半期

製錬転換施設廃止措置成果編集委員会

JAEA-Technology 2010-032, 115 Pages, 2010/09

JAEA-Technology-2010-032.pdf:29.72MB

人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設は、湿式一貫製錬法及び六ふっ化ウラン転換技術実証に使用した設備と回収ウラン転換技術開発に使用した設備を有する施設で、昭和54年から建設を開始し、昭和56年10月に完成した施設である。平成20年度から、管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成26年度までに給排気設備等の付帯設備の解体・閉止措置等を含む管理区域内の全機器の撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の基本計画を記載するとともに、廃止措置進捗状況として平成21年度下半期の実績工程,廃止措置方法,写真による廃止措置経過,部屋・作業員種別ごとの作業人工実績,解体物・二次廃棄物の発生状況についてまとめたものである。

報告書

ふげん発電所の機器撤去に掛かる人工数評価モデルの検討,1; 第3・4給水加熱器室の機器撤去の解体工程

芝原 雄司; 立花 光夫; 石神 努; 泉 正憲; 南光 隆

JAEA-Technology 2010-033, 42 Pages, 2010/10

JAEA-Technology-2010-033.pdf:1.02MB

「ふげん」において2008年度に実施した第3・4給水加熱器室の機器撤去作業のうち解体工程に掛かる人工数を管理データ評価システム(PRODIAコード)により計算し、既存の評価式の「ふげん」への適用性を評価した。その結果、JPDR解体の実績データから得た既存の評価式による人工数の計算結果は実績データと大きく異なった。特に、第3・4給水加熱器の撤去に掛かる人工数の計算結果はそれぞれ実績データの1.8倍、及び3.3倍となった。また、第3給水加熱器と第4給水加熱器の重量がほぼ同じであるにもかかわらず、その撤去に掛かる人工数は約2倍の違いが見られた。これらの違いについて検討し、違いの主な要因は、(1)既存の評価モデルの作業構成(粗断・細断・収納)と第3・4給水加熱器の作業構成(粗断・仮置き)が異なっている、(2)切断回数が第3給水加熱器と第4給水加熱器で異なっている、にあることから、給水加熱器の作業構成を考慮した新たな評価式を作成し、再度、第3・4給水加熱器の撤去に掛かる人工数を評価した。計算結果は実績データとよく一致し、新たに作成した評価式の妥当性を確認した。

報告書

TRU高温化学モジュール(TRU-HITEC)の保守管理

田上 進; 佐野 成人; 音部 治幹; 赤堀 光雄; 黒羽根 史朗

JAEA-Technology 2010-034, 65 Pages, 2010/10

JAEA-Technology-2010-034.pdf:3.56MB

TRU高温化学モジュール(TRU-HITEC)は、乾式再処理プロセス及び酸化物燃料における超ウラン元素(TRU)の挙動に関する各種基礎データを取得するための試験設備として、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)のバックエンド研究施設(BECKY)に平成15年2月に設置完了し、平成16年12月からホット試験を開始している。本設備は、3基の$$alpha$$/$$gamma$$セルと1基のグローブボックスから構成されており、セル及びグローブボックス内を高純度アルゴン雰囲気に制御可能な大型設備としては国内唯一である。このため、本設備でこれまで実施してきた保守管理及び設備不具合の改善から得られた経験は、類似設備の保守管理においても役立つものである。本報告書はTRU高温化学モジュールの維持管理を目的に実施してきた保守点検及び経験に基づいて改善した事項についてまとめたものである。

報告書

パッシブ$$gamma$$法によるコンテナ等廃棄物中ウラン量の測定技術開発(技術報告; 検証試験)

鈴木 敏*; 小松崎 崇*; 助川 泰弘*; 大木 耕一

JAEA-Technology 2010-035, 134 Pages, 2010/09

JAEA-Technology-2010-035.pdf:22.59MB特願 2003-417626   公報

放射性廃棄物を保管廃棄する場合、核燃料物質の使用等に関する規則第2条の11の記録として放射性物質の数量を記録するとともに、計量管理上ウラン量を把握する必要があり、廃棄物中の放射性物質量を測定評価することは、廃棄物の管理上必要である。本報告書は、コンテナ等に封入されたウラン廃棄物中のウラン量評価に適用するパッシブ$$gamma$$法を用いた非破壊測定装置のシステム改良と測定試験等についてまとめたものである。結果は次の通りである。(1)コンテナ廃棄物中のウラン量を真値に対して約$$pm$$50%で評価できる。(2)再測定による評価値の再現性は、約$$pm$$50%である。(3)ドラム缶測定装置とのクロスチェックにより、本装置の実廃棄物中ウラン量評価の妥当性を確認した。(4)放射性物質濃度が1Bq/gより高い場合は対向対評価法、それより低い場合はグロス法、線源の偏在や遮へい効果が大きい場合は線源位置設定法が有効である。(5)検出下限値は、コンテナ1tの場合、NaI(Tl)検出器では、中央部で約20gU-238、表層部で約3gU-238である。Ge検出器では、中央部で約70gU-238、表層部で約10gU-238である。(6)コンテナ廃棄物のうち約8割がクリアランスの対象となる可能性がある。

報告書

HTTR高圧ガス製造施設の保守管理

関田 健司; 新垣 悦史; 若林 宏

JAEA-Technology 2010-036, 42 Pages, 2010/11

JAEA-Technology-2010-036.pdf:2.9MB

高温工学試験研究炉(以下、HTTR)では、高圧ガス製造施設として液化窒素製造施設が設置されており、1次ヘリウム純化設備及び2次ヘリウム純化設備のコールドチャコールトラップ、また、1次ヘリウムサンプリング設備及び2次ヘリウムサンプリング設備のガスクロマトグラフ質量分析計の不純物ガストラップに液体窒素を使用している。HTTRの液化窒素製造施設は、法令に基づいて定期自主検査を行っており、その結果、各項目とも規定値の範囲内であることから、設備の維持管理は適切である。また、これまでの液体窒素貯蔵タンクの液位監視の実績、及び原子炉運転中及び原子炉停止中における液体窒素の消費量から、貯蔵タンクへの充填時期,充填回数及び充填量を考慮した効率的かつ有効な液体窒素の使用量を明確にした。本報は、これまでに行ってきた定期自主検査の実施方法及び結果、さらに、設備の管理方法と実績についてまとめたものである。

報告書

パラジウム膜を介した水素移動におけるガス境膜抵抗の影響

岩井 保則; 山西 敏彦

JAEA-Technology 2010-037, 23 Pages, 2010/11

JAEA-Technology-2010-037.pdf:1.61MB

核融合燃料循環システムにおいてパラジウム拡散器は水素同位体の高純度精製を担う。パラジウム膜を介した水素移動について素反応に基づく数値計算コードを作成し、水素移動過程におけるガス境膜抵抗の影響を定量的に評価した。パラジウム膜を介した水素移動では操作温度が上昇するにつれ透過側表面脱離律速から拡散律速に律速段階が移行する。律速段階が移行する境界温度はパラジウムの有効膜厚が薄くなるにつれて高温側にシフトした。近年、パラジウム膜は水素フラックス向上のために薄膜化する傾向があるが、膜厚が10$$mu$$m以下になる場合は拡散抵抗の低下に対して相対的にガス境膜抵抗の影響が無視できなくなり、水素フラックスは薄膜化による期待値より大幅に小さくなった。また核融合燃料循環システムにてありうる供給ガス中に含まれる水素分圧が小さいケースではガス境膜抵抗の影響による水素フラックスの低下が特に顕著となる傾向を明らかとした。

報告書

HTTR長期連続運転の結果の概要; 高温・並列50日運転

栃尾 大輔; 濱本 真平; 猪井 宏幸; 島崎 洋祐; 関田 健司; 近藤 雅明; 七種 明雄; 亀山 恭彦; 齋藤 賢司; 江森 恒一; et al.

JAEA-Technology 2010-038, 57 Pages, 2010/12

JAEA-Technology-2010-038.pdf:2.36MB

HTTRは平成10年の初臨界達成後、定格運転及び高温試験運転の出力上昇試験を経て、現在、供用運転を行っている。高温ガス炉を実用化するにあたり、高温ガス炉システムが長期にわたって熱利用系に安定な熱供給ができることを実証しなければならない。そこで、HTTRでは、平成22年1月より高温・並列運転で50日連続運転を行い、HTTRは長期にわたって熱利用系に安定な熱供給ができることを確認した。また、高温試験運転での長期連続運転に伴うデータを取得することができた。本報は、運転より得られたHTTRの高温試験運転での長期連続運転に関する特性をまとめたものである。

報告書

排気中放射性ヨウ素のモニタリング手法の検証(再評価)と高度化への提言

小嵐 淳; 三上 智; 宮内 亨; 小沢 友康*; 横田 友和*; 中田 陽; 秋山 聖光; 百瀬 琢麿

JAEA-Technology 2010-039, 34 Pages, 2010/12

JAEA-Technology-2010-039.pdf:1.13MB
JAEA-Technology-2010-039(errata).pdf:0.08MB

より安定で信頼性が高く、効率的な排気中放射性ヨウ素のモニタリング手法を確立することを目的として、東海再処理施設で実施しているモニタリング手法の基礎となる捕集・測定技術及び放出評価法に関する試験・検討を行った。特に、(1)活性炭含浸フィルターと活性炭カートリッジを組合せたヨウ素捕集方法の捕集効率の評価と、そのサンプリング流量率依存性の解明,(2)活性炭カートリッジに捕集されたヨウ素の放射能定量法の確立,(3)活性炭カートリッジによるヨウ素捕集の適用限界の評価,(4)排気中放射性ヨウ素の連続監視システムの構築を目指した。得られた結果に基づいてモニタリング手法を再評価し、現在のモニタリング手法の妥当性を検証するとともに、手法の高度化へ向けた技術的要件を提示した。

報告書

電位規制クーロメトリーによる硝酸プルトニウム溶液の精密分析と不確かさ評価

山本 昌彦; 石橋 篤; 永山 哲也; 駿河谷 直樹; 黒沢 明; 檜山 敏明

JAEA-Technology 2010-040, 28 Pages, 2010/12

JAEA-Technology-2010-040.pdf:0.97MB

プルトニウムは核燃料取扱施設の計量管理,保障措置において最も重要な元素であり、その分析には、高い精確さが求められる。そこで本研究では、プルトニウムの精密分析を目的として電位規制クーロメトリーを用いた、分析用標準物質の候補となるプルトニウム調製溶液の値付け分析及びその不確かさ評価を実施した。クーロメトリーの測定装置は、最新の国際規格であるISO12183:2005に準拠するように装置及び測定前処理条件を最適化した。プルトニウム金属標準物質NBL CRM-126から調製した測定試料を分析した結果、分析値と表示値の差は0.1%以下であり、相対標準偏差は0.05%(n=19)で良好にプルトニウムの測定ができることがわかった。また、MOX粉末から調製したプルトニウム溶液の分析値は15.5995$$pm$$0.0036mgPu/gであり、ISO/BIPM-GUMに基づき本試料の不確かさを算出したところ、信頼区間がおよそ95%を示す包含係数k=2として計算した相対拡張不確かさは0.023%であった。クーロメトリーによる分析値は同位体希釈質量分析法による分析結果とも良好に一致し、MOX粉末から調製したプルトニウム溶液を精確に値付けすることができた。

報告書

高圧圧縮充填固化体の空げき率評価

須藤 智之; 中塩 信行; 大杉 武史; 三村 竜二; 石原 圭輔; 里見 慎一; 明道 栄人; 門馬 利行; 小澤 一茂

JAEA-Technology 2010-041, 38 Pages, 2011/01

JAEA-Technology-2010-041.pdf:4.73MB

高減容処理施設の高圧圧縮装置は、原子力科学研究所に保管されている低レベル固体廃棄物のうち、原子炉施設等から発生した金属廃棄物について最大約2,000tの圧縮力で圧縮処理を行うことにより放射性廃棄物の減容を行うものである。高圧圧縮処理後の圧縮体を容器に収納し、固型化材料等により容器と一体化した高圧圧縮充填固化体は、将来のコンクリートピット型廃棄物埋設処分の対象となる。高圧圧縮充填固化体は、埋設処分にかかわる法令上の技術基準を満足する必要があり、その一つに固化体内部の空げき率がある。本稿では、高減容処理施設で実際の廃棄物に適用している処理手順及び方法を模擬して作製した圧縮体をモルタルにより容器と一体化した高圧圧縮充填固化体について、コンクリートピット型廃棄物埋設処分を念頭に空げき率の評価を行い、その健全性を確認した。

報告書

事故時線量に関する補足的検討

金盛 正至; 須藤 俊幸; 田中 憲一*; 高田 純*

JAEA-Technology 2010-042, 11 Pages, 2011/01

JAEA-Technology-2010-042.pdf:0.94MB

東海村臨界事故は、原子力の緊急事態に関する対応を検討する貴重な材料と考えられる。これまでに実施した、線量評価及び管理法に関する考察であるJAEA-Technology 2009-043「臨界事故終息作業時の線量管理方法の考察」では、臨界事故終息作業時の線量管理方法について考察を行った。その結果、40m程度から100m程度までの近距離の測定結果を基礎に、線量の再評価を行い、個人線量と比較し60-80%程度の精度で一致することについて述べた。本報では、線源から100m程度までの距離と、それから遠方の距離における放射線の減衰について、方対数/両対数プロットの妥当性、及びプロット点数の影響について検討した。その結果、中性子線の高い線量場における作業の、線量評価等のための線量の目安について、(1)作業者の年間線量限度、(2)作業者の当該作業以外の線量、(3)測定誤差、の三点を考慮し、年間20mSvの2分の1の10mSv程度とすることにより、安全裕度をもって作業できることを確認するとともに、実際の線量管理を行ううえでの、両対数の利用できる範囲、測定点の数の持つ意味合いについて取りまとめた。

報告書

研究施設等廃棄物の概念設計に供する前提条件の調査及び設定

天澤 弘也; 坂井 章浩; 坂本 義昭; 仲田 久和; 山本 正幸*; 河田 陽介*; 木原 伸二

JAEA-Technology 2010-043, 153 Pages, 2011/01

JAEA-Technology-2010-043.pdf:9.72MB

独立行政法人日本原子力研究開発機構埋設事業推進センターでは、「埋設処分業務実施に関する計画」に基づき、研究施設等廃棄物の浅地中埋設施設(以下、「埋設施設」という。)の透明かつ公正な立地選定を行う観点から、立地基準及び立地手順を策定する予定である。このため、「核原料物質,核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(原子炉等規制法)」及び「放射性同位元素等による放射線障害の防止に関する法律(放射線障害防止法)」等に定められた施設の技術基準,我が国における自然環境,社会環境等の立地条件,埋設対象廃棄物の廃棄体性状,含有核種,放射能濃度及び廃棄体の発生予測等に基づいて合理的な埋設施設の設備仕様,レイアウト等の概念検討を行うこととしている。本報告書は、埋設施設の概念設計に必要なこれらの前提条件のうち、立地条件について調査・検討を行い、必要な条件について取りまとめを行ったものである。

報告書

深度400m以深の換気立坑掘削において実施したプレグラウチングの施工結果と考察

石井 洋司; 渡辺 和彦; 神谷 晃; 早野 明; 見掛 信一郎; 竹内 真司; 池田 幸喜; 山本 勝; 杉原 弘造

JAEA-Technology 2010-044, 92 Pages, 2011/02

JAEA-Technology-2010-044.pdf:11.73MB

岐阜県瑞浪市において建設を進めている「瑞浪超深地層研究所」は、高レベル放射性廃棄物の地層処分の技術基盤を整備するため、おもに花崗岩を対象とした深地層の科学的研究を進めている。現在実施中の研究坑道掘削工事において掘削範囲の地質や地下水状況を把握するために坑道掘削に先立ちパイロットボーリング調査を行ったところ、深度400m付近の換気立坑掘削領域において深度200m付近よりも透水性は低いものの高圧の湧水が発生する可能性が高い区間が存在することがわかった。そこで坑道掘削時の湧水を抑制することを目的として掘削範囲周辺に超微粒子セメントを用いたプレグラウチングを行った。その結果、低透水性・高湧水圧の岩盤であっても湧水量低減効果を確認することができた。本報告書は、プレグラウチングの施工結果と考察,得られた技術的知見などを取りまとめたものである。

報告書

放射線グラフト重合法により作製した捕集材を用いた瑞浪超深地層研究所における湧水処理の検討; 2008年度成果報告書(共同研究)

弥富 洋介; 保科 宏行; 瀬古 典明; 島田 顕臣; 尾方 伸久; 杉原 弘造; 笠井 昇; 植木 悠二; 玉田 正男

JAEA-Technology 2010-045, 10 Pages, 2011/02

JAEA-Technology-2010-045.pdf:1.16MB

東濃地科学センター瑞浪超深地層研究所(以下、研究所)では、研究坑道掘削工事に伴う湧水に含まれる天然由来のフッ素及びホウ素について、環境基準値以下の濃度まで除去した後、湧水を河川に放流している。一方、量子ビーム応用研究部門環境・産業応用研究開発ユニットでは、放射線グラフト重合法で作製した捕集材により、海水や温泉水などに含まれる低濃度の希少金属捕集の実績があることから、2006年度から共同で湧水中のフッ素・ホウ素の効率的な除去方法について検討を行ってきた。これまでの研究によって、捕集材を用いて湧水中のフッ素・ホウ素の除去が可能であり、ホウ素除去については、イオン交換樹脂よりも高速処理が可能であることが明らかになっている。しかし、吸着性能は湧水のpHに大きく影響することから、2008年度はホウ素除去について中性域の湧水を用いた捕集材の再生利用試験を行い、吸着性能を把握した。その結果、2009年度行った再生利用試験結果よりも吸着性能が向上したが、再生利用時の性能は低下した。その理由として、フッ素除去後の湧水を用いたため、一度吸着したホウ素を溶離する際に、フッ素除去処理に使用する薬剤等が十分に除去できなかったためと考えられる。さらに、本研究を実施するにあたって設定した目標と、これまで得られた成果との比較及び研究所の排水処理を取り巻く状況について考察し、本研究の取りまとめを行った。

報告書

On performance experience and measurements with Ningyo Waste Assay System (NWAS)

在間 直樹; 中島 伸一; 金田 弘司; 門 一実

JAEA-Technology 2010-046, 31 Pages, 2011/02

JAEA-Technology-2010-046.pdf:2.84MB
JAEA-Technology-2010-046(errata).pdf:0.05MB

200リットルドラム缶に封入されたウラン廃棄物のNDA測定を中性子及び$$gamma$$線を用いて測定する装置の開発試験を行ったので、その状況を報告する。測定装置は中性子線測定用として16本のヘリウム-3比例計数管と$$gamma$$線測定用として大口径NaI(Tl)シンチレーション検出器を兼ね備えている。種々のマトリックスと異なる化学形・濃縮度のウラン線源を200リットルドラム缶に装荷して試験を行った。1年に渡る試験の結果、装置の特性を把握することができ、近々人形峠環境技術センター製錬転換施設に貯蔵されているウラン廃棄物ドラム缶の測定を開始する予定である。本研究は米国ロスアラモス国立研究所との共同研究に基づくものである。

報告書

Technical report on the Korea-Japan software collaboration

稲村 泰弘; So, J.-Y.*; 中島 健次; 鈴木 次郎*; 中谷 健; 梶本 亮一; 大友 季哉*; Moon, M.-K.*; Lee, C.-H.*; 安 芳次*; et al.

JAEA-Technology 2010-047, 74 Pages, 2011/02

JAEA-Technology-2010-047.pdf:15.03MB

この報告書は、日韓中性子チョッパー型分光器用ソフトウェア共同開発について2007年から2009年の2年間の活動内容をとりまとめたものである。共同開発の背景,開発作業の内容等について述べている。また、2010年以降に続く次の共同開発についての議論にも触れる。詳細な技術情報等は、付録として収録している。

報告書

TRU廃棄物処分にかかわる核種移行データ; 有機物(セメント混和剤)共存下におけるプルトニウムの溶解度試験結果

須黒 寿康; 西川 義朗*; 綿引 聖*; 加川 昭夫; 飯島 和毅

JAEA-Technology 2010-048, 32 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2010-048.pdf:0.89MB

TRU廃棄物処分の安全評価上不可欠なプルトニウム(Pu)の有機物(セメント混和剤)共存下における溶解度データを取得するための試験を実施した。試験で使用したセメント混和剤は、TRU廃棄物処分場で使用される可能性のあるナトリウムフォルムアルデヒド酸系化合物及びポリカルボン酸系化合物を選定した。試験は、処分環境を模擬した極低酸素濃度(O$$_{2}$$濃度1ppm以下),還元条件(還元剤:亜ジチオン酸ナトリウム)でバッチ式溶解度試験を行った。その他の試験条件として、Puの初期添加濃度は10$$^{-6}$$Mの1ケース、液相は(1)蒸留水を水酸化ナトリウムによりpHを12.5に調整した溶液,(2)セメント間隙水を想定した普通ポルトランドセメントの浸漬液及び(3)セメントが固化した後の間隙水中に存在するセメント混和剤の成分を想定し、分子量別に分画(分画分子量5,000の限外ろ過膜を透過する低分子量成分とろ過される高分子量成分に分画)した溶液の3ケースとした。また、温度は室温(298$$pm$$5K)、試験期間は7, 14, 28及び56日を基本とした。その結果、セメント混和剤が存在しない場合のPuの溶解度(約10$$^{-10}$$mol/dm$$^{3}$$)に対し、セメント混和剤が存在すると、セメント混和剤の種類や濃度にかかわらずPu濃度は2$$sim$$3桁上昇した。また、分子量別の試験から高pH条件では、高分子量成分よりも低分子量成分のセメント混和剤の方がPu濃度をより上昇させる傾向が示された。

報告書

「常陽」原子炉容器内構造物の放射化量と$$gamma$$線量率分布の測定評価

伊東 秀明; 前田 茂貴; 内藤 裕之; 秋山 陽一; 宮本 一幸; 芦田 貴志; 野口 好一; 伊藤 主税; 青山 卓史

JAEA-Technology 2010-049, 129 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2010-049.pdf:6.99MB

「常陽」では、計測線付実験装置の試料部が変形して原子炉容器内の炉内燃料貯蔵ラックから突き出て炉心上部の機器等と干渉しており、「常陽」を再起動するためには、炉心上部機構(UCS)を交換することが不可欠である。そのためには、30余年の使用期間中に放射化し、線量率が数百Gy/hに達するUCSを炉容器内から取り出すための大型キャスクの製作が必要である。炉心から約1.5m上方のUCSの中性子照射量の計算精度を考慮して約1桁の設計裕度を見込むと、キャスクの総重量が取扱いクレーンの最大荷重100トンを超過する約160トンとなり、設備改造や復旧経費の増加が予想された。このため、海外でも実施例の少ない炉容器内の$$gamma$$線量率を実測して計算誤差にかかわる設計余裕を低減することによりキャスク遮へい厚さを削減することとした。実機で想定される広域の線量率をカバーし、約200$$^{circ}$$Cの高温環境に耐える$$gamma$$線量率測定装置を製作し、$$^{60}$$Co校正照射施設で$$gamma$$線検出器の校正曲線及び温度特性を確認した。炉容器内の他の構造物や集合体の放射線の混成場を考慮して評価するため、UCSと検出器の相対位置やナトリウムの液位を変えた条件で詳細な線量率分布を測定し、解析値で内挿することによりC/E:1.1$$sim$$2.4に評価精度を高めた。上記の結果を反映することによりUCS交換キャスクの遮へい厚さを削減でき、総重量を100トン未満とできる見通しが得られたことから、設備改造を要することなくUCS交換が可能となった。

報告書

OSL型リングバッジの開発

宮内 英明; 吉富 寛; 佐藤 義高; 橘 晴夫; 高橋 史明

JAEA-Technology 2010-050, 17 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2010-050.pdf:1.53MB

原子力規制関係法令では、外部被ばくによる線量が最大となるおそれのある部位が体幹部以外の部位である場合には、当該部位について測定することが定められており、原子力科学研究所においては熱ルミネセンス線量計を用いたリングバッジにより測定してきた。今回われわれは、小型の光刺激ルミネセンス線量計(OSL線量計)を用いた新たなリングバッジを開発し、照射試験及びモンテカルロシミュレーション計算によりその特性を検証し線量評価手法を確立した。

報告書

MOX燃料製造施設の放射線管理へのイメージングプレートの適用

佐川 直貴; 山崎 巧; 黒澤 重行*; 井崎 賢二; 水庭 春美; 高崎 浩司

JAEA-Technology 2010-051, 35 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2010-051.pdf:1.83MB

イメージングプレートを用いた画像解析手法は最近の技術であり、放射能強度分布の情報をPSLという単位で得ることができるものである。われわれはMOX燃料製造施設の放射線管理にイメージングプレート(IP)を適用させるため、放射線管理試料を用いてプルトニウム(Pu)のPSL画像について調査を行った。また、バックグラウンドを約99%除外する閾値によってPSL画像からスポットを抽出し、さらに40ピクセル以上のスポットを抽出することによってプルトニウムの識別を行った。そして識別したPuのスポット領域のPSL強度から平均バックグラウンドを差し引き、フェーディングを考慮した換算計数によってPuのスポットの放射能量を評価した。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ性能試験(炉心確認試験)結果報告書

城 隆久; 後藤 健博; 矢吹 健太郎; 池上 和律; 宮川 高行; 毛利 哲也; 久保 篤彦; 北野 彰洋; 中川 浩樹; 川村 義明; et al.

JAEA-Technology 2010-052, 84 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2010-052.pdf:17.14MB

高速増殖原型炉もんじゅは、平成7年12月に発生した2次主冷却系ナトリウム漏えい事故後、運転を停止していたが、平成22年5月6日に14年5か月ぶりに性能試験を再開した。性能試験は、3段階に分けて実施していく計画であり、その最初の段階の炉心確認試験を78日間に渡って実施し、同年7月22日に終了した。炉心確認試験は、制御棒価値,プラント内外の空間線量当量率,冷却材やカバーガスの純度確認及び1次主冷却系循環ポンプのコーストダウン特性を測定する試験等、合計20項目の試験で構成される。平成22年5月8日に臨界を達成、長期停止・燃料交換後炉心でも十分な精度で臨界予測が可能であることを実証した後、国の使用前検査により安全上の技術基準を満足していることを確認した。その後、研究開発を目的とした試験を行い、おもに零出力炉物理特性(特に、Am-241を多く含む炉心の特性)の把握に資するデータを収集した。また、日本原子力学会を通じて大学等から提案のあった未臨界度の測定法を検討するための試験も実施するとともに、中性子計装の健全性確認のための測定や核出力校正の確認、1次主冷却系循環ポンプコーストダウン特性確認等を実施した。

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