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報告書

研究施設等廃棄物浅地中処分施設における廃棄体の受入基準の設定; 有害な空げきが残らないこと及び一体となるような充填

仲田 久和; 坂井 章浩; 岡田 翔太; 出雲 沙理; 辻 智之; 黒澤 亮平; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2016-001, 112 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2016-001.pdf:16.71MB

原子力機構が計画している研究施設等廃棄物の浅地中処分施設で受け入れる廃棄体等は、第2種廃棄物埋設規則に規定された廃棄体等の技術基準に適合していることが求められる。廃棄体等のうち、コンクリートピットに埋設する充填固化体の技術基準には、廃棄体内部に有害な空げきがなく、固型化材料等と放射性廃棄物が一体となるように充填することが必要となる。本試験では、放射性廃棄物の分別作業記録に基づき、廃棄物組成を調査し、廃棄体の充填性の観点から保守側にその組成を設定し、設定した組成による模擬廃棄物を作製した。模擬廃棄物は、所定の手順に従い容器へ収納し、今回新たに設定したモルタルの示方配合による充填材の充填、固型化、養生を行って模擬廃棄体を作製した。その後、内部の空げき量の測定をするとともに模擬廃棄体の切断試験を行った。本試験の結果により、今回対象とした不燃性固体廃棄物の充填固化体については、同手順に従うことにより、有害な空げきのないこと及び一体となるような充填等の廃棄体の物理的な性能に係る技術基準について適合できる廃棄体が作製できる見通しが得られた。

報告書

瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討(平成26年度); 掘削影響の修復・軽減技術の開発(委託研究)

深谷 正明*; 畑 浩二*; 秋好 賢治*; 佐藤 伸*; 竹田 宣典*; 三浦 律彦*; 鵜山 雅夫*; 金田 勉*; 上田 正*; 原 朗*; et al.

JAEA-Technology 2016-002, 195 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2016-002.pdf:46.3MB
JAEA-Technology-2016-002-appendix(CD-ROM).zip:16.11MB

瑞浪超深地層研究所計画における平成26年度の工学技術に関する検討5「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の研究の一環として、将来実施が計画されている冠水坑道を地下水で満たす試験に必要となる止水壁他の検討を行った。具体的には、(1)止水壁の機能, 構造, 材料, 施工及び品質管理方法等の検討、(2)冠水坑道を地下水で満たす試験時の止水壁周辺岩盤への影響の解析的予測、を実施した。その結果、予測される最大水圧,温度応力及び地震力に対する岩盤を含む構造安全性、漏水抑制、冠水坑道へのアクセス確保及び計測ケーブルの貫通等の要求を満足する止水壁等の仕様を決定するとともに止水壁設置後の冠水による止水壁周辺岩盤の挙動に関する予察的な知見を得た。

報告書

幌延深地層研究センター350m調査坑道における地下水の地球化学モニタリング装置の改良・開発

女澤 徹也; 宮川 和也; 笹本 広; 曽我 弘一*

JAEA-Technology 2016-003, 25 Pages, 2016/05

JAEA-Technology-2016-003.pdf:2.91MB

日本原子力研究開発機構は、北海道幌延町において、深地層の研究施設を活用した地層科学研究および地層処分研究開発を行っている。幌延地域のような、低透水性の堆積岩および多量の溶存ガスを含有する地下水という特徴的な地下環境においては、原位置の地下水の地球化学データを得ることが難しく、データを取得するための観測技術の開発・改良が課題となっている。このような課題に対する取り組みは、地下施設の建設や埋め戻しに伴う水圧・水質変化を継続的に観測し、信頼性の高いデータを取得する観点からも重要である。幌延深地層研究センターでは、これまでに地下施設内の140m調査坑道において、地下水の地球化学モニタリング装置の開発が行われた。その後、地下施設の建設が周辺地質環境に与える影響を調査するための技術開発の一環として、350m調査坑道における試験坑道掘削に伴う周辺岩盤中の地下水の水圧・水質変化の観測を目的とし、モニタリング装置の改良・開発が行われた。本報では、350m調査坑道における地下水の地球化学モニタリング装置の改良・開発の内容と、開発した装置を用いたデータ取得例について報告する。

報告書

砂利の除染試験; 敷砂利及びバラストの効果的な除染方法の確立

加藤 貢; 田辺 務; 梅澤 克洋; 和田 孝雄

JAEA-Technology 2016-004, 129 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2016-004.pdf:20.42MB

東京電力福島第一原子力発電所の事故により、放射性物質が環境中に飛散したため、空間線量率を下げるべく除染作業が進められている。このうち、住宅、公共施設、墓地、軌道等に敷いている砂利について、物理的な複数の方法により除染試験を行った。試験としては、材質や形状の異なる各砂利に対し、摩砕やブラスト等の除染効果の可能性がある機器を用いて、作業性や安全性における合理的かつ高い除染効果が得られる除染方法を確立することを目的とした。試験結果から、砂利の特徴に応じた除染方法による適用性と除染効果(低減率)を確認できた。一括りに砂利といっても特徴があるため、砂利の特徴に応じた除染方法を選択する必要があることが分かった。また、同じ場所から採取した砂利でも個々の汚染状態に大きなバラツキがあることも分かったため、除染前後の測定では、汚染状態のバラつきに応じた手法と手順、仕様を採用することが肝要である。

報告書

多重極磁場を用いた裾無し小径イオンビーム形成の研究(共同研究)

横田 渉; 百合 庸介; 渡邊 伸一*; 大城 幸光*; 久保野 茂*

JAEA-Technology 2016-005, 21 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2016-005.pdf:2.24MB

理化学研究所のAVFサイクロトロンに設置された低エネルギー不安定核ビーム分離器(CRIB)を用いて原子核物理学研究を実施している東京大学原子核科学研究センター(CNS)と、同様規模のAVFサイクロトロンを有し、材料開発研究のために八極磁場を用いた大面積均一ビーム形成技術を開発している原子力機構高崎量子応用研究所は、サイクロトロンで加速したビームのターゲットにおける強度を高める技術開発を共同研究の下に行った。具体的には、通常大きな裾のあるビーム強度分布を持つサイクロトロンのビームを、CRIBのガスターゲットの直径6mmのオリフィスを損失無く通過させるために、裾無しの小径ビームに形成する技術を検討した。計測したエミッタンスに基づく粒子トラッキングシミュレーションの結果、裾を折畳むには八極磁場が有効で、現在のビームラインに八極電磁石を入れて約10mm径のビームが形成できることがわかった。しかし目標の6mm径に近づけるためには、更に電磁石を導入するとともにビームのエミッタンスを小さくする必要があることが明らかになった。また、ターゲットまでのビームパスレングスとレンズ系の組合せが自由に選べれば目標を達成できる可能性があることもわかった。

報告書

軽イオンマイクロビーム分析/加工システムの改良

江夏 昌志; 石井 保行; 山田 尚人; 大久保 猛; 加田 渉*; 喜多村 茜; 岩田 吉弘*; 神谷 富裕; 佐藤 隆博

JAEA-Technology 2016-006, 41 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2016-006.pdf:14.03MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門高崎量子応用研究所のイオン照射研究施設では、これまでに、3MVシングルエンド加速器におけるMeV級軽イオンマイクロビームによる高空間分解能な局所元素分析・加工システムの開発を行ってきた。ここでは、加速器、ビーム輸送ライン及びマイクロビーム形成装置などの主構成機器に加えて、マイクロPIXE/PIGE(Particle Induced X-ray/Gamma-ray Emission)分析、三次元元素分布分析(PIXE-CT: Computed Tomography)、イオン誘起発光分析(IBIL: Ion Beam Induced Luminescence)及び微細加工(PBW: Proton Beam Writing)への応用研究に用いるための付帯装置・治具類に関する技術的な改良について、これらの機器・装置等の概要とともに纏める。

報告書

第2回再処理施設の定期的な評価報告書

白井 更知; 三浦 靖; 立花 郁也; 大森 悟; 和家 純一; 福田 一仁; 中野 貴文; 永里 良彦

JAEA-Technology 2016-007, 951 Pages, 2016/07

JAEA-Technology-2016-007-01.pdf:11.93MB
JAEA-Technology-2016-007-02.pdf:4.7MB

再処理施設の定期的な評価とは、保安活動の妥当性を確認し施設の安全性及び信頼性向上のための有効な追加措置を摘出・実施することにより、当該施設が安全な状態で運転を継続できる見通しを得る取り組みである。本報告書は、東海再処理施設における第2回の定期的な評価として、以下の4項目に係る評価を行った結果を取りまとめたものである。(1)保安活動の実施の状況の評価では、必要な文書、体制が整備され、保安活動が適切に展開されていることを確認した。(2)保安活動への最新の技術的知見の反映状況の評価では、最新の技術的知見が安全性を確保する上で適切に反映され、安全性・信頼性の向上が図られていることを確認した。(3)経年変化に関する技術的な評価では、安全上重要な施設及び海中放出管を対象に評価を行った結果、「着目すべき経年変化事象」に該当するものはなく、現状の保全を継続することにより、次回の高経年化対策までの供用を仮定した場合においても機器の安全機能が確保されることを確認した。(4)保全のために実施すべき措置に関する十年間の計画の策定では、経年変化に関する技術的な評価の結果から新たに取り込むべき追加保全策はないとの結論に至った。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 「常陽」炉心上部機構の交換

伊藤 裕道*; 大田 克; 川原 啓孝; 小林 哲彦; 高松 操; 長井 秋則

JAEA-Technology 2016-008, 87 Pages, 2016/05

JAEA-Technology-2016-008.pdf:18.11MB

高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の不具合に起因した燃料交換機能の一部阻害に係る復旧措置の一環として、炉心上部機構交換作業を平成26年3月24日に開始し、同年12月17日に完了した。炉心上部機構は、交換することを前提に設計されたものではなく、これまでに交換した実績も有していないため、旧炉心上部機構を引き抜くことができないリスクがあった。このため、旧炉心上部機構ジャッキアップ試験を実施し、旧炉心上部機構を確実に引き抜ける見通しを得た。引き続き、旧炉心上部機構引抜作業を実施し、当該作業を完遂できた。新炉心上部機構据付作業では、装荷前に仮蓋を案内スリーブに通過させることにより装荷に必要なスペースが確保されていることを確認した。また、位置調整・揺動防止のためのガイドローラー及び所定の位置に精度よく据え付けるための拘束治具を使用した。この結果、有害な干渉がなく装荷され、要求据付精度$$pm$$1.02mmに対し、0.35$$pm$$0.1mmの精度で据え付けることができた。

報告書

核燃料再処理施設におけるグローブボックスパネルの更新

山本 昌彦; 白水 秀知; 森 英人; 駿河谷 直樹

JAEA-Technology 2016-009, 58 Pages, 2016/05

JAEA-Technology-2016-009.pdf:3.95MB

東海再処理施設の小型試験設備に設置されたグローブボックスは、長期の使用に伴い、透明パネルが劣化して視認性が低下していた。そこで、予防保全の観点からパネルを更新した。多くのパネルには、可燃性のアクリルが使用されているが、平成23年の福島第一原子力発電所の事故後に制定された新規制基準では、核燃料物質等を取り扱うグローブボックスに不燃性又は難燃性材料の使用が要求されている。本更新では、プラスチックの燃焼性試験規格であるUL94で高い難燃性を示すV-0級に適合したポリカーボネートでパネルを製作し、新規制基準への適合を試みた。なお、グローブボックスの内部は、放射性物質によって汚染されており、更新作業中も閉じ込め機能を維持する必要があった。このため、事前に、汚染状況の調査、作業者の被ばく評価、作業時の放射線防護具の選定を行った。また、パネル開口部はビニール製シートで囲い、周辺にグリーンハウスを設置することで、作業中の放射性物質の閉じ込めを図った。本更新においては、パネルの材質検査、据付・外観検査、グローブボックスの負圧検査、漏えい検査を実施し、閉じ込め機能が更新前と同様に維持できることを検証した。

報告書

Study of HTGR contribution to Japan's CO$$_{2}$$ emission reduction goal in 2050

上地 優; 鈴木 孝一*; Yan, X.

JAEA-Technology 2016-010, 24 Pages, 2016/07

JAEA-Technology-2016-010.pdf:1.05MB

我が国では、地球温暖化対策の一環として、2030年までに26%、2050年までに80%の二酸化炭素(CO$$_{2}$$)排出量の削減を目標として掲げている。これを達成するためには、省エネやコージェネレーション、CO$$_{2}$$フリーエネルギーの導入など、様々な対策を実施する必要がある。原子力機構では、水素製造や蒸気供給、海水淡水化など、発電のみならず多様な熱利用が可能な高温ガス炉に関する研究を進めており、これまでに実用高温ガス炉の基本設計であるGTHTR300Cを提案している。本稿では、我が国のCO$$_{2}$$排出量削減に係る高温ガス炉のポテンシャルを明らかにするため、国内での水素利用、熱供給ならびに海外での水素供給、淡水供給によるCO$$_{2}$$削減量を算出した。その結果、国内では、年間2.07億トンのCO$$_{2}$$削減、海外では、年間2.10億トンのカーボンオフセットが見込まれる。これは、2050年のCO$$_{2}$$削減目標である9.13億トンの45.7%に相当し、高温ガス炉がCO$$_{2}$$排出量削減への高いポテンシャルを有することを明らかにした。

報告書

低アルカリ性セメント系材料の長期浸漬試験

瀬野 康弘*; 野口 聡*; 中山 雅; 杉田 裕; 須藤 俊吉; 棚井 憲治; 藤田 朝雄; 佐藤 治夫*

JAEA-Technology 2016-011, 20 Pages, 2016/07

JAEA-Technology-2016-011.pdf:7.56MB

放射性廃棄物の地層処分では、地下施設の建設にセメント系材料の使用が想定されている。一般に、土木・建築分野で使用されている普通ポルトランドセメント(以下、OPC)を用いた場合、セメント起源の高アルカリ性間隙水(pH=12.5以上)が浸出し、周辺の緩衝材や岩盤の性能を低下させる可能性がある。そこで、セメント系材料に起因する浸出水のpHを低下させることを目的として、低アルカリ性セメントが開発されている。日本原子力研究開発機構では、低アルカリ性セメントの候補として、フライアッシュ高含有シリカフュームセメント(High-volume Fly ash Silica fume Cement、以下、HFSC)を開発した。これまでに幌延深地層研究センター地下研究施設の坑道で、HFSCを用いた吹付けコンクリートの原位置施工試験を通じ、吹付けコンクリートとしての施工性を確認してきた。本報告は、実際の地下施設の施工において適用可能と考えられる配合で作製されたHFSCセメントペースト硬化体について、その長期的なpH挙動を把握することを主な目的として実施している浸漬試験について、これまでに得られた結果をまとめたものである。

報告書

再処理施設の火災時条件におけるRu及びEuの有機溶媒への分配挙動と有機溶媒燃焼時の放出挙動(受託研究)

天野 祐希; 渡邊 浩二; 真崎 智郎; 田代 信介; 阿部 仁

JAEA-Technology 2016-012, 21 Pages, 2016/06

JAEA-Technology-2016-012.pdf:1.81MB

再処理施設における有機溶媒の火災事故時の安全性評価に資するため、共除染工程に存在する放射性元素のなかで比較的揮発性が高い化学形をとる可能性があるRuの溶媒抽出挙動を調査した。Ruについて溶媒中のTBPやTBP劣化物の濃度等の有機溶媒の組成や抽出温度をパラメータとした抽出試験を行い、火災事故時の抽出特性データを取得した。また、火災事故時の各元素の放出特性を把握するため、Ru及び核分裂生成物の代替物質としてEuを抽出した溶媒の燃焼試験を行い、溶媒の燃焼に伴うRu及びEuの放出割合を取得した。

報告書

福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた瓦礫・植物などの放射性核種分析手法に関する検討

関 晃太郎; 佐々木 誉幸*; 秋元 友寿*; 徳永 貴仁; 田中 究; 原賀 智子; 上野 隆; 石森 健一郎; 星 亜紀子; 亀尾 裕

JAEA-Technology 2016-013, 37 Pages, 2016/07

JAEA-Technology-2016-013.pdf:2.09MB

研究施設等廃棄物を対象に構築した簡易・迅速分析法にもとづき、福島第一原子力発電所構内で採取された瓦礫や植物などに適用可能な分析フローを作成し、その適用性について検討した。検討の結果、分析対象核種を高い回収率で、$$^{90}$$Srや$$^{137}$$Csなどの核分裂生成物の影響を受けることなく、放射能濃度を定量が可能であることが確認できた。

報告書

実用高温ガス炉の設計基準事象選定

佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史

JAEA-Technology 2016-014, 64 Pages, 2016/06

JAEA-Technology-2016-014.pdf:4.21MB

本検討では、日本原子力学会の研究専門委員会「高温ガス炉の安全設計方針」においてとりまとめられた「実用高温ガス炉の安全要件」に基づき、安全評価にあたり必要な設計基準事象について、高温ガス炉の固有の特性を考慮して決定論的手法を基本としつつ、確率論的手法を導入した選定方針を検討した。また、設計基準事象選定方針を原子力機構設計の発電用実用炉へ適用し、設計基準事象を選定した。これらの結果、在来の原子炉施設の安全評価では設計基準事象とされなかった、安全系の機能喪失を重畳した事故シーケンスを網羅し、かつ、要求する安全性に対応した設計基準事象選定の考え方を構築するとともに、発電用実用炉の設計基準事象選定を完了した。

報告書

JRR-3制御棒駆動装置100%位置検出器の更新

大内 諭; 車田 修; 上石 瑛伍; 佐藤 正幸; 池亀 吉則; 和田 茂

JAEA-Technology 2016-015, 42 Pages, 2016/06

JAEA-Technology-2016-015.pdf:3.53MB

JRR-3制御棒駆動装置100%位置検出器は、原子炉の停止状態を確認するための方法のひとつとして制御棒が完全に挿入されたことを確認するための位置検出器である。100%位置検出器は、定期的な保守等により機能維持し、使用しているが、使用開始から25年以上が経過しているため、経年化が進み、検出機能が低下する事象が多くみられた。また、JRR-3で使用していた検出器は既に製造が終了しており、同機後継機種においても、JRR-3の制御棒駆動装置に適合しないことが確認されたことから、JRR-3の制御棒駆動装置に適合する検出器を選定することが必要であった。そのため、JRR-3の制御棒駆動装置の着座部を模擬した試験治具を製作し、それを用いてJRR-3の制御棒駆動装置に適合する100%位置検出器を詮索、選定し、試験を行った。試験時においては、想定外の事象発生にみまわれたが、改善策を考案し、対策を施すことでJRR-3の制御棒駆動装置に適合する検出器として更新することができた。本報告は、制御棒駆動装置100%位置検出器の選定から更新にかかる交換作業などについてまとめたものである。

報告書

HTTRを用いた熱負荷変動試験(非核加熱試験); 温度過渡に対する高温ガス炉システム応答特性の確認

本多 友貴; 栃尾 大輔; 中川 繁昭; 関田 健司; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 佐藤 博之; 坂場 成昭; 高田 昌二

JAEA-Technology 2016-016, 16 Pages, 2016/08

JAEA-Technology-2016-016.pdf:2.84MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、温度過渡に対する高温ガス炉システム全体の応答特性を明らかにしシステム解析コードに反映することを目的とし、熱負荷変動試験(非核加熱試験)を実施した。原子炉システムでの熱負荷変動特性に対して、炉床部炉内構造物等のフィン効果等が影響する。一方、原子炉の運転中では炉心での発熱による干渉により、フィン効果の定量化が困難となる。このため、本試験では、上記弊害を排除できる非核加熱という理想的な条件において実施した。熱負荷変動試験(非核加熱試験)は、温度過渡に対する原子炉の応答特性を確認する核熱供給試験(非核加熱試験)と、中間熱交換器の応答特性を確認する熱利用系異常模擬試験(非核加熱試験)により成る。HTTRを用いた2つの非核加熱試験により、温度過渡に対する高温ガス炉システムの応答特性データを取得した。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 高速炉における原子炉容器内観察技術開発,3

奥田 英二; 佐々木 純; 鈴木 信弘; 高松 操; 長井 秋則

JAEA-Technology 2016-017, 20 Pages, 2016/07

JAEA-Technology-2016-017.pdf:5.75MB

供用中のナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内補修作業においては、当該作業の確実な遂行のため、作業監視や観察に用いる原子炉容器内観察技術の確保が必須となる。ナトリウム冷却型高速炉における原子炉容器内観察では、高温・高線量率・限定されたアクセスルートの制約により、一般的に、耐放射線ファイバスコープやペリスコープが観察ツールとして用いられるが、高速実験炉「常陽」では、観察画像の画質・鮮明度向上を目的とし、耐放射線カメラを用いた原子炉容器内観察を実施した。本観察を通して蓄積された経験やデータは、稀少な知見として、今後のナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内観察技術の開発に資するものと期待される。

報告書

フレキシブルコンテナに収納した汚染土壌等の単位濃度あたりの1cm線量当量率の算出

菅谷 敏克; 阿部 大智; 武部 愼一; 中谷 隆良; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2016-018, 20 Pages, 2016/09

JAEA-Technology-2016-018.pdf:2.41MB

東北地方太平洋沖地震に伴う原子力発電所の事故により放出された放射性物質による汚染について、生活環境等の除染作業が行われてきた。除染に伴って発生した土壌や草木(汚染土壌等)は各自治体でフレキシブルコンテナバック(通称フレコン)に収納して保管されている状況である。これら大量に発生した汚染土壌等の処理・処分や再利用・再生利用等を効率的に進めるために、フレコンの表面で測定した線量から内容物の放射能濃度を推定するための単位放射能濃度あたりの1cm線量当量率について「点減衰核積分計算コード」QAD-CGGP2Rを用いて算出した。本報で示した結果は、大量に発生した除染土壌等について、表面の線量が判っている場合には放射能濃度を合理的に求めることができるものと考える。

報告書

研究施設等廃棄物のトレンチ処分施設における遮水機能の設計検討(共同研究)

坂井 章浩; 黒澤 亮平*; 仲田 久和; 岡田 翔太; 出雲 沙理; 佐藤 亮*; 北村 洋一*; 本田 泰丈*; 高岡 克樹*; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2016-019, 134 Pages, 2016/10

JAEA-Technology-2016-019.pdf:8.25MB

日本原子力研究開発機構では、コンクリート, 金属などの安定五品目以外の廃棄物をトレンチ処分するため、遮水シートを設置したトレンチ処分施設(以下、「付加機能型トレンチ処分施設」)の設計を進めている。付加機能型トレンチ処分施設では、遮水シートにより浸出水の浸透防止や集排水機能を果たす設計としているが、重機等の接触による損傷等によりその機能が十分に発揮されない場合も想定される。本研究では、遮水シート等の遮水層構造に着目し、遮水シート及び低透水性材料等の特性、多層構造の効果及び損傷要因等の外部条件への対応を考慮し、浸出水の漏出及びそれに伴う放射性物質の漏出に関して、抑制機能の高い遮水機能システムについて検討した。その結果、排水層, 遮水シート及び低透水性層を組合せた層が、浸出水の漏出抑制に最も有効であることを確認した。また、セシウムを含む廃棄物を処分する場合、セシウム吸着シートの設置を評価した。本研究で検討した遮水層は、研究施設等廃棄物の付加機能型トレンチ処分施設の設計に活用するとともに、放射性物質を含む一般・産業廃棄物の管理型処分等の設計にも適用可能と考えられる。

報告書

濃縮工学施設における廃止措置の進捗状況; 平成26年度下半期

松本 孝志; 高橋 信雄; 林原 健一; 石森 有; 美田 豊; 垣屋 秀好

JAEA-Technology 2016-020, 80 Pages, 2016/11

JAEA-Technology-2016-020.pdf:17.8MB

人形峠環境技術センターの濃縮工学施設は、ウラン濃縮プラントの技術的基盤を確立することを目的として建設された施設である。施設内に2つのプラントがあり、天然ウラン及び、回収ウランを用いた濃縮ウランの製造試験を昭和54年度から平成元年度まで行った。平成26年度からは廃棄物調査や澱物調査等を実施する区画を整備するため、平成31年度までの計画でウラン濃縮プラントを構成するプロセス設備やユーティリティ設備などの管理区域内設備を解体・撤去する。本報告書は、濃縮工学施設の廃止措置の基本計画に基づき、廃止措置進捗状況として平成26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及び部屋・作業員種別毎の作業人工実績、についてまとめた。

報告書

J-PARC物質・生命科学実験施設BL22「螺鈿」における偏極度解析装置の磁場環境の最適化(受託研究)

廣井 孝介; 篠原 武尚; 林田 洋寿*; Su, Y.; 甲斐 哲也; 及川 健一

JAEA-Technology 2016-021, 14 Pages, 2016/10

JAEA-Technology-2016-021.pdf:16.4MB

J-PARCの物質・生命科学実験施設(MLF)BL22に設置されたパルス中性子イメージング用ビームライン「螺鈿」では、偏極中性子を利用した磁気イメージング手法の技術開発が精力的に行われている。「螺鈿」では、偏極中性子による磁気イメージングを実施するための偏極度解析装置が整備されたが、機器間の磁場接続を改善し、ビーム経路中で中性子偏極度の低下を防ぐことにより、偏極中性子輸送性能を向上させる余地があった。そこで「螺鈿」の偏極度解析装置内の磁場分布をシミュレーションにより評価し、偏極度低下の原因を特定するとともに、磁場接続の最適化を行い、ビーム経路中の中性子偏極度を高く保つことができる機器配置を決定した。さらに計算により求めた最適条件について中性子ビームを利用した実験を行った結果、波長や場所の違いによる偏極度の変動が改善され、約4cm角の視野範囲全体に渡って均一な偏極度を得ることができた。本報告ではシミュレーションに基づく磁場環境評価と最適化の結果および、シミュレーション結果の妥当性を実験的に検証した研究成果に関して報告する。

報告書

PHITSコードによる中性子照射下ベリリウムからの反跳トリチウム放出率計算(共同研究)

石塚 悦男; Kenzhina, I. E.*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2016-022, 35 Pages, 2016/10

JAEA-Technology-2016-022.pdf:3.73MB

試験研究炉の一次冷却水中へのトリチウム放出機構解明の一環として、ベリリウム炉心構成材からの反跳トリチウム放出率を評価するためPHITSコードを用いた場合の計算方法について検討した。この結果、線源に中性子またはトリトンを用いた場合、両者とも反跳トリチウム放出率は同程となったが、トリトン線源の計算速度が2桁程度速いことが明らかとなった。また、トリトン線源を用いて反跳トリチウム放出率を有効数字2桁の精度で求めるためには、単位体積あたりのヒストリー数が2$$times$$10$$^{4}$$ (cm$$^{-3}$$)程度になるまで計算すれば良いことが明らかとなった。更に、トリトン線源を用いてベリリウム炉心構成材の形状と反跳トリチウム放出率の関係を調べたところ、反跳トリチウム放出率はベリリウムの体積当たりの表面積に対して線形となったが、従来の式を使って求めた値の約半分となった。

報告書

研究施設等廃棄物浅地中処分施設における廃棄体の受入基準の設定; 充填固化体の耐埋設荷重

岡田 翔太; 出雲 沙理; 仲田 久和; 辻 智之; 坂井 章浩; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2016-023, 129 Pages, 2016/11

JAEA-Technology-2016-023.pdf:8.95MB

第二種廃棄物埋設規則に規定された廃棄体の技術基準の一つには、「埋設された場合において受けるおそれのある荷重に耐える強度を有すること。」とされ、国によって確認を受けなければならない。そのため、日本原子力研究開発機構では、これまでに各拠点における技術基準に適合する廃棄体の作製に備えて、廃棄体作製に係る基本手順を検討してきており、一部の拠点においてはその検討結果を採り入れて不燃性の固体状の放射性廃棄物を分別し、これに係る作業記録を作成して保管・管理している。本報告では、その際の分別作業記録に基づき廃棄物の組成を設定し、基本手順に従い容器へ収納、モルタル充填材の充填、固型化、養生を行って模擬廃棄体を作製して、コンクリートピット埋設設備に俵積み方式で埋設処分した場合を想定した実載荷試験と、トレンチ埋設設備に埋設処分した場合を想定した実載荷試験を行い、それぞれの模擬廃棄体の変位量及びひずみ量等を測定し模擬廃棄体の耐埋設荷重を設定した。

報告書

研究施設等廃棄物の処理・処分のための前処理作業について,1

石原 圭輔; 横田 顕; 金澤 真吾; 池谷 正太郎; 須藤 智之; 明道 栄人; 入江 博文; 加藤 貢; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.

JAEA-Technology 2016-024, 108 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-024.pdf:29.74MB

研究機関, 大学, 医療機関, 民間企業等において放射性同位元素や放射線発生装置, 核燃料物質等が使用され、多様な低レベル放射性廃棄物(以下「研究施設等廃棄物」という。)が発生しているが、これらの研究施設等廃棄物については、処分方策が確定されておらず、各事業者において長期間に亘り保管されている状況である。高減容処理施設は、研究施設等廃棄物のうち、主に、原子力科学研究所で発生する低レベルの$$beta$$$$gamma$$固体廃棄物を対象に、将来の浅地中埋設処分(以下「埋設処分」という。)に対応可能な廃棄体を作製することを目的として建設された施設である。埋設処分に対応可能な廃棄体を、安全、かつ、効率的に作製するためには、「予め廃棄物を材質ごとに仕分け、形状等を整えるとともに、埋設処分等に係る不適物等を除去すること」が極めて重要である。本稿では、この研究施設等廃棄物の処理・処分のための解体分別及び前処理について報告を行うものである。

報告書

STACYにおけるMOX溶解試験残液の安定化処理

小林 冬実; 住谷 正人; 木田 孝; 石仙 順也; 内田 昇二; 神永 城太; 大木 恵一; 深谷 洋行; 曽野 浩樹

JAEA-Technology 2016-025, 42 Pages, 2016/11

JAEA-Technology-2016-025.pdf:17.88MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のSTACY施設では、平成12年から15年にかけて、プルトニウム溶液臨界実験に向けたMOX粉末燃料の溶解に関する基礎試験を実施した。溶解試験で生じた硝酸ウラニル溶液と硝酸プルトニウム溶液からなるMOX溶解試験残液を貯蔵設備にて貯蔵するにあたり、溶液の状態から酸化物へ転換する安定化処理が必要である。さらに、臨界安全の観点から、安定化処理後の酸化物に含まれる水分量を管理する必要がある。MOX溶解試験残液を安定化する方法として、溶液中のウランをアンモニアにより、プルトニウムをシュウ酸により沈殿させ、焙焼して酸化物とする方法を選定した。本報告書は、MOX溶解試験残液に含まれるウラン及びプルトニウムの安定化処理に係る検討及び作業の結果をまとめたものである。本報告書で示した手順に基づく実規模での安定化処理の結果、ウランの回収率は95.6%、プルトニウムの回収率は95.0%であった。また、安定化処理後の酸化物を窒素雰囲気下で再焙焼し、速やかにビニールバッグで溶封することで、酸化物の含水率を低く保つとともに水分の再付着を防止した。

報告書

プルトニウム転換技術開発施設における硝酸プルトニウム溶液の安定化処理に係る分析業務報告; 平成26年4月$$sim$$平成27年12月

堀籠 和志; 鈴木 久規; 鈴木 快昌; 石橋 篤; 田口 茂郎; 稲田 聡; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

JAEA-Technology 2016-026, 21 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-026.pdf:1.14MB

東海再処理施設のプルトニウム転換技術開発施設では、平成26年4月から硝酸プルトニウム溶液を安定な形態のウラン・プルトニウム混合酸化物に転換し、硝酸プルトニウム溶液が有する水素発生などの潜在的ハザードを低減するための安定化処理を実施してきた。本処理を円滑に進めるため、同分析設備では、ウラン・プルトニウム混合酸化物粉末及びその原料となる硝酸ウラニル溶液、硝酸プルトニウム溶液を試料とした各種の分析業務を実施してきた。本報告書は、平成26年4月から平成27年12月までに実施した約3,500件の分析及び分析設備の保守・点検などの関連する業務の実績についてまとめたものである。

報告書

アルミナ吸着剤のMo吸着/溶離に関する予備試験

鈴木 善貴; 石田 卓也*; 鈴木 祐未*; 松倉 実*; 黒崎 文雄*; 西方 香緒里; 三村 均*; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2016-027, 24 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-027.pdf:4.15MB

照射試験炉センターでは、(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo製造に関する技術開発を行っている。(n,$$gamma$$)反応による$$^{99}$$Mo製造は簡便な方法であり、核不拡散や廃棄物管理の観点からも有利である。しかしながら、本方法による$$^{99}$$Moの比放射能が低いことから、高い放射能濃度を有する$$^{99m}$$Tc製品の製造が困難である。これまで、高いMo吸着効率を持つ無機高分子ジルコニウム化合物(Polyzirconium Compound: PZC)及び無機高分子チタニウム化合物(Polytitanium Compound: PTC)のようなMo吸着剤の開発が進められている。これらのMo吸着剤のジェネレータへの利用のためには、Mo吸着剤に含まれる構成元素の影響を評価し、$$^{99m}$$Tc製品の品質を保証することが必要である。本報告書において、Mo吸着剤の開発の現状調査を行い、医療用$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tcジェネレータに使用されているアルミナに着目し、結晶構造や比表面積のような異なった特性による3種類のアルミナのMo吸着特性/Mo溶離特性を調べた。

報告書

直流アーク放電発光分光法によるMOX粉末中の金属不純物元素の定量; 粉末試料直接定量のための標準添加法の適用

古瀬 貴広*; 田口 茂郎; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

JAEA-Technology 2016-028, 19 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-028.pdf:1.79MB

使用済核燃料の再処理過程を経て得られたMOX(ウラン・プルトニウム混合酸化物)粉末は、キャラクタリゼーションのために金属不純物元素の定量分析が必要となる。本分析には、粉末試料を溶解することなく直接定量が可能となる直流アーク放電発光分光法が有用とされるが、検量線を作成する際にマトリックスマッチングなどの問題を克服できる標準物質の選択が最も重要な課題であった。本報告では、試料マトリックスの影響を考慮して既知量の不純物金属を含む八酸化三ウランを標準物質として用いた標準添加法を適用することによって、比較的有意量が試料中に含まれる鉄, クロム, ニッケルの定量を試み、良好な結果が得られることを明らかにした。

報告書

MA燃料遠隔取扱試験設備の製作及び試験結果,3; 燃料装填試験装置

田澤 勇次郎; 西原 健司; 菅原 隆徳; 辻本 和文; 佐々 敏信; 江口 悠太; 菊地 将司*; 井上 昭*

JAEA-Technology 2016-029, 52 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-029.pdf:5.34MB

大強度陽子加速器施設J-PARCに建設が予定されている核変換物理実験施設(TEF-P: Transmutation Physics Experimental Facility)ではマイナーアクチノイド(MA)を含む燃料を用いた実験が計画されている。MA含有燃料は高い放射能を有するため、燃料取扱設備は遠隔操作によるシステムとする必要がある。これらの設備の設計製作に必要なデータを取得する試験装置群(MA燃料遠隔取扱試験設備)のうち、燃料装填試験装置の製作及び試験結果について報告する。燃料装填装置で要求される遠隔操作を模擬した試験装置を製作し、模擬炉心に対するMA燃料ピン模擬体の装荷、取出し試験を実施した。製作、試験により、MA燃料を取扱う燃料装填装置の基本概念の成立性が確認された。

報告書

高クロム鋼伝熱管の急速加熱ラプチャ実験

梅田 良太; 栗原 成計; 下山 一仁

JAEA-Technology 2016-030, 50 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-030.pdf:5.22MB

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管が貫通破損した場合、高温・高速かつ高アルカリ雰囲気の反応ジェットが生成される(ナトリウム-水反応)。反応ジェットが隣接する伝熱管全体を覆うと、伝熱管の高温化によって機械的強度が低下し、伝熱管内圧で膨出破損に至ることがある(高温ラプチャ)。高温ラプチャの評価では、伝熱管温度に相当する伝熱管材料のクリープ強度を材料強度の基準値(破損クライテリア)としており、内圧による管壁のフープ応力と当該破損クライテリアを比較することで破損を判断する。このため、高温ラプチャ現象を模擬した伝熱管破損実験から得られる知見を踏まえて、破損クライテリアの妥当性を確認することが非常に重要である。本報告書では、原子力機構が所有する伝熱管破損模擬試験装置(TRUST-2)を用いて、高クロム系鋼の細径伝熱管の単管試験体及び密着型の二重試験体を対象に、最高1500Kまでの超高温条件で内圧加圧型の急速加熱伝熱管ラプチャ実験を行い、破損形態や破損強度特性などを明らかにするとともに、破損クライテリアの妥当性を検討した。

報告書

人形峠鉱山における坑廃水処理の沿革と現状

長安 孝明; 瀧 富弘; 福嶋 繁

JAEA-Technology 2016-031, 53 Pages, 2017/02

JAEA-Technology-2016-031.pdf:4.42MB

人形峠鉱山では人形峠産鉱石を対象に、国産ウラン鉱石から四フッ化ウランまでの湿式一貫製錬法の工業化試験を行うために、鉱山保安法に基づく認可を得て昭和39年(1964年)に製錬所を建設して、技術開発に取組んだ。製錬所の操業に伴い発生する鉱さい等をたい積する目的で鉱さいたい積場を設置し、鉱さいたい積場からの上澄水は、同たい積場下流側に設けられた坑廃水処理施設で適切に処理を行ってきた。昭和57年(1982年)製錬所の工業化試験は終了し、その後は主に旧坑道から発生する坑水の一時貯留場として、鉱さいたい積場を活用している。人形峠環境技術センターではこれまで、核原料物質鉱山特有の課題である坑廃水中に含まれる微量のウランやラジウムの処理技術開発に取組み、安全な処理に努めてきた。現在も鉱さいたい積場からの上澄水は坑廃水処理施設で処理を行った後に吉井川水系池河川(いけごうがわ)へ排出しているが、処理水の水質は、当センターで定める河川への排出基準を十分満足しており、安定した処理を継続している。本資料は、人形峠鉱山における坑廃水処理の沿革、処理技術開発の取組みおよび坑廃水処理の現状についてまとめたものである。

報告書

浅地中処分施設の周辺環境における予備的な三次元地下水流動解析

坂井 章浩; 黒澤 亮平*; 戸塚 真義; 仲田 久和; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2016-032, 117 Pages, 2017/02

JAEA-Technology-2016-032.pdf:12.84MB

原子力機構廃棄物対策・埋設事業統括部では、原子力機構及び国内の研究施設などから発生する低レベルの放射性廃棄物(研究施設等廃棄物)の浅地中埋設処分を計画している。研究施設等廃棄物の浅地中処分では、放射性物質の移行評価のモデルを構築するため、立地環境をモデル化した3次元地下水流動解析を行うこととしている。しかし、現在、立地場所が決定していないことから、立地場所を対象とした評価はできない状況にある。一方、平成10年度に原子力機構の原子力科学研究所の敷地内における極低レベルコンクリート廃棄物の埋設実地試験において、3次元地下水流動解析が実施されている。当解析は処分施設周辺の地質環境をモデル化して有限要素法による計算コード3D-SEEPコードを用いて評価されている。本報告書は、浅地中処分を対象とする3次元地下水流動解析の予備的評価として、埋設実地試験に対して行われた評価に基づき、最新の知見を用いて3D-SEEPコードでモデルを再構築し、評価を実施した。この結果、適切な評価体系モデルの構築で、将来の研究施設等廃棄物の浅地中処分環境における3次元地下水流動解析は、十分に実施可能であると考えられる。

報告書

PHITSコードを用いたHTTR原子炉起動用中性子源の交換作業に伴う遮蔽計算

篠原 正憲; 石塚 悦男; 島崎 洋祐; 澤畑 洋明

JAEA-Technology 2016-033, 65 Pages, 2017/01

JAEA-Technology-2016-033.pdf:11.14MB

高温工学試験研究炉の起動用中性子源交換作業において、中性子線による作業員の被ばくを低減させるため、燃料交換機遮蔽キャスク下部に仮設中性子遮蔽体を設置した場合の線量当量率をPHITSコードで計算した。この結果、仮設中性子遮蔽体を燃料交換機遮蔽キャスク下部に設置することによって、中性子線による線量当量率を約1桁程度低くできることが明らかとなった。また、実際の交換作業において、仮設中性子遮蔽体を設置した結果、作業員の被ばく積算線量は0.3mSv人となり、前回の0.7mSv人と比較して半減させることができた。

報告書

セシウムスパッターイオン源を利用した電子付着によるC$$_{60}$$負イオン生成技術の開発

薄井 絢; 千葉 敦也; 山田 圭介

JAEA-Technology 2016-034, 21 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2016-034.pdf:82.52MB

高崎量子応用研究所では、タンデム加速器を用いた高速(MeV級)クラスターイオンの照射効果に関する研究を加速するために、クラスターイオンの中でも特に大きな照射効果を持つC$$_{60}$$イオンビームの高強度化に取り組んだ。既存のセシウムスパッター型負イオン源(SNICS,米国National Electrostatics Corp.製)を利用し、従来のスパッター方式に変わる新たな負イオン生成法として電子付着による負イオン化機構をこれに組み込んだ。その結果、従来の1,000倍の強度のC$$_{60}$$負イオンを12時間安定に生成することに成功した。本報告書では、従来の生成方法の課題を示し、SNICSの簡便な改造でそれを解決する電子付着方式について詳説する。

報告書

瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討(平成27年度); 掘削影響の修復・軽減技術の開発(委託研究)

深谷 正明*; 竹田 宣典*; 三浦 律彦*; 石田 知子*; 畑 浩二*; 鵜山 雅夫*; 佐藤 伸*; 大熊 史子*; 早金 沙綾香*; 松井 裕哉; et al.

JAEA-Technology 2016-035, 153 Pages, 2017/02

JAEA-Technology-2016-035.pdf:37.6MB

超深地層研究所計画における平成27年度の工学技術に関する検討のうち、「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の研究の一環として、現在実施中の再冠水試験に伴う止水壁や冠水坑道周辺岩盤の挙動に関する詳細検討を行った。その結果、特に止水壁の温度変化については、解析結果と止水壁内の計測結果がよく一致しており、設計時に検討したクーリング対策工により温度応力によるひび割れの発生は防止できたと考えられる。また、冠水に伴う止水壁と岩盤境界の挙動についても、水-応力連成解析結果と種々の計測結果との比較検討により、解析で設定したモデルは概ね適切との結論を得た。

報告書

ウラン及び長半減期核種を含んだ研究施設等廃棄物を対象とした処分方策に関する技術的検討

菅谷 敏克; 中谷 隆良; 佐々木 利久*; 中村 康雄*; 坂井 章浩; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2016-036, 126 Pages, 2017/02

JAEA-Technology-2016-036.pdf:7.28MB

ウラン及び長半減期核種を含んだ廃棄物の処分における特徴としては、処分施設の管理期間終了後の安全評価において、数万年以降に被ばく線量の最大線量が出現することにある。これらの特徴を持つ幅広い放射能濃度範囲のウラン及び長半減期核種を含んだ研究施設等廃棄物の処分の方策は未だ決定されていないことから、処分方策の決定に資することを目的とした処分に係る技術的な検討を行った。本報告書は、ウランを含んだ比較的放射能濃度の低い廃棄物に対して、トレンチ処分とクリアランスについての技術的検討を行うとともに、ウラン及び長半減期核種を含んだ中深度処分対象の濃度範囲となる廃棄物に対しては、濃度制限シナリオによる技術的検討を行った。

報告書

物質移動に関わるパラメータ値の取得

岩崎 理代*; 濱 克宏; 森川 佳太*; 細谷 真一*

JAEA-Technology 2016-037, 62 Pages, 2017/02

JAEA-Technology-2016-037.pdf:8.69MB

超深地層研究所計画における物質移動に関する調査研究は、研究坑道周辺の数mから100m程度のブロックスケールを対象にして、岩盤中の物質移動に関わる現象の理解を進めつつ、物質移動に関わるパラメータ値の測定技術および物質移動に関わるモデル化、解析、評価技術を体系的に整備することを目標として実施している。物質移動に関する調査研究の一環として、割れ目の地質学的特徴と物質移動に関するパラメータ値の関係の把握を目的とした試験を行った。本報告書は、これらの試験結果について取りまとめたものである。

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

プルトニウム研究1棟廃止措置準備作業

瀬川 優佳里; 堀田 拓摩; 北辻 章浩; 熊谷 友多; 青柳 登; 中田 正美; 音部 治幹; 田村 行人*; 岡本 久人; 大友 隆; et al.

JAEA-Technology 2016-039, 64 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2016-039.pdf:5.24MB

本報告書は、プルトニウム研究1棟の廃止措置に関して施設利用者である研究グループが主体的に取り組んだ準備作業についてまとめたものである。プルトニウム研究1棟は、平成25年度から推進された原子力機構改革において、廃止措置対象施設の一つに選定された。廃止措置の決定により、それまで施設を利用してきた研究グループは、実験器具及び測定機器を撤去し、核燃料物質の一部及び放射性同位元素を他施設へ運搬する必要が生じた。放射化学研究グループでは、廃止措置準備を円滑に実施するため平成27年4月に「プルトニウム研究1棟使用機器撤去作業チーム」を立ち上げ、使用機器の撤去、薬品の処分、放射能汚染した可能性がある水銀の安定化処理、核燃料物質の安定化処理、核燃料物質・放射性同位元素の他施設への運搬グローブボックス汚染状況の調査について計画を立案し実施した。核燃料物質の使用の許可に関わる作業を除き、作業は平成27年12月に完了した。本報告書では、今後の老朽化施設廃止の際に役立てられるように、これらの作業について細目立てし、詳細に報告する。

報告書

Neutronic characteristic of HTTR fuel compact with various packing models of coated fuel particle

Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二

JAEA-Technology 2016-040, 16 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2016-040.pdf:2.89MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界特性に対する被覆粒子燃料(CFP)のトランケーション(切欠き)の影響を調べるため、燃料コンパクト中のCFPの配列に関する4つの異なるモデル、すなわち、規則配列でトランケーションの有無のモデル、不規則配列でトランケーションの有無のモデルを作り、モンテカルロコードMCNP6、ENDF/B-VII.1ライブラリを使って臨界計算を実施した。この結果、トランケーションありのモデルの無限実効増倍率は、k$$_{rm inf}$$トランケーション無しの場合と比較して小さくなり、規則・不規則配列に関係しないことを明らかにした。さらに、4因子公式の4因子の比較により、k$$_{rm inf}$$の違いが主に共鳴を逃れる確率によるものであることを明らかにした。また、共鳴を逃れる確率の違いはCFPのトランケーションモデルの等価直径が小さくなり、自己遮蔽効果の影響により共鳴領域で捕獲反応が増加するために生じることを明かにした。

報告書

3Dプリンタによる照射後試験治具の造形

宮井 博充; 鈴木 美穂; 金沢 浩之

JAEA-Technology 2016-041, 46 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2016-041.pdf:5.54MB

日本原子力研究開発機構の燃料試験施設では、原子力発電所で照射された燃料の健全性や安全性評価のための照射後試験を実施している。照射後試験の試料は小さく形も様々であることから、マニプレータによる試料の取扱いを容易にするため、試料形状に合わせて作られた様々な治具が用いられている。冶具は従来機械加工により作られている。今回、治具の寸法精度を向上させるとともに製作時間を短縮することを目的として、3Dプリンタを用いたPLA樹脂製の治具の造形を試みた。当該3Dプリンタの造形精度については、造形物寸法は設計寸法より凹部では小さく、凸部では大きくなる傾向のあることが分かった。このことから目的とする寸法の造形物を作る際は、この傾向を考慮した設計寸法にする必要がある。また、治具へのカーボン蒸着性は良好で、治具は走査型電子顕微鏡(SEM)観察にも適用できることが分かった。そして治具は研磨やエッチング工程に対しても問題はなく、金相試験用の治具としても用いることができることが分かった。

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