JAEA-Technology
2016-038
DOI:10.11484/jaea-technology-2016-038

HTTR起動用中性子源用の輸送容器の開発
Development of Transportation Container for Neutron Startup Source ofHigh Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)
島﨑 洋祐

澤畑 洋明

川本 大樹

高田 昌二

柳田 佳徳

篠原 正憲

Yosuke SHIMAZAKI, Hiroaki SAWAHATA, Yoshinori YANAGIDA, Masanori SHINOHARA
Taiki KAWAMOTO and Shoji TAKADA

原子力科学研究部門
大洗研究開発センター
高温工学試験研究炉部
Department of HTTR
Oarai Research and Development Center
Sector of Nuclear Science Research

February 2017
Japan Atomic Energy Agency

日本原子力研究開発機構

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HTTR 起動用中性子源用の輸送容器の開発

島﨑

日本原子力研究開発機構

原子力科学研究部門

大洗研究開発センター

高温工学試験研究炉部

洋祐、澤畑

洋明、柳田

佳徳※1、篠原

正憲、川本

大樹、高田

昌二

（2016 年 11 月 29 日 受理）
HTTR（高温工学試験研究炉）では起動用中性子源として、252Cf（3.7 GBq×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、作業員の被ばくのリスク及び中性子源ホルダの誤落下リスク、並びに輸送容器の誤った取扱いによる事故のリスクが確認された。
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。

大洗研究開発センター：〒311-1393※1

茨城県東茨城郡大洗町成田町 4002 番地

技術開発協力員i

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Development of Transportation Container for Neutron Startup Sourceof High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)
Yosuke SHIMAZAKI, Hiroaki SAWAHATA, Yoshinori YANAGIDA※1, Masanori SHINOHARA,
Taiki KAWAMOTO and Shoji TAKADA
Department of HTTR
Oarai Research and Development Center
Sector of Nuclear Science Research
Japan Atomic Energy Agency
Oarai-machi, Higashiibaraki-gun, Ibaraki-ken(Received November 29, 2016)
The High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) has three neutron startup sources (NSs) in
the reactor core, each of which consists of 252Cf with 3.7 GBq. The NSs are exchanged at the interval of
approximately 7 years. The NS holders including NSs are transported from the dealer’s hot cell to thereactor facility of HTTR using a transportation container. The loading work of NS holders to the control
rod guide blocks is subsequently carried out in the fuel handling machine maintenance pit of HTTR.
Technical issues for transportation container, which are the reduction and prevention of radiation
exposure of workers, the exclusion of falling of NS holder and the prevention of misoperation, wereextracted from the experiences in the past two exchange works of NSs in order to develop a safety
handling procedure.
Then, a new transportation container special to the NSs of HTTR was developed to solve thetechnical issues while keeping the cost as low as that for overhaul of conventional container and satisfying
the regulation of A type transportation package.
Keywords: HTTR, Neutron Startup Source, Transportation Container, 252Cf※1 Collaborating Engineerii

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目 次
1. 緒 言 ··················································································································· 1
2. HTTR 起動用中性子源 ····························································································· 2
2.1

HTTR 起動用中性子源の諸元 ············································································· 2

2.2

HTTR 起動用中性子源の交換手順 ······································································· 2

3. HTTR 起動用中性子源の取扱作業におけるリスクと低減策 ················································· 4
3.1

漏えい中性子線・γ線による被ばくリスクの低減························································· 43.2

中性子源ホルダ誤落下のリスクの低減 ···································································· 53.3

輸送容器の誤った取扱いによる事故のリスクの低減···················································· 5

4. 輸送容器の製作 ······································································································ 64.1

輸送容器の管理要領の制定・改定 ········································································ 64.2

設計 ·············································································································· 6

4.3

製作過程の試験・検査 ······················································································· 74.4

引渡し検査······································································································ 8

5. 結 言 ··················································································································· 8
謝 辞························································································································· 8
参考文献 ···················································································································· 9
付録 検査成績書 ······································································································· 17iii

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Contents
1. Introduction ············································································································ 1
2. Neutron Startup Source of HTTR ·················································································· 2
2.1

Outline of Neutron Startup Source of HTTR ······························································ 2

2.2

Neutron Startup Source Exchanging Procedure ··························································· 2

3. Reduction of Risks for Handling Work of Neutron Startup Source of HTTR ······························· 4
3.1

Prevention of Neutron and Gamma Ray Leakage························································· 4

3.2

Exclusion of Falling of NS holder ··········································································· 5

3.3

Prevention of Misoperation of Transportation Container ················································ 5

4. Manufacturing of Transportation Container ······································································ 6
4.1

Establishment and Revision of Management Guideline for Transportation Container ·············· 6

4.2

Design ··········································································································· 6

4.3

Test and Inspection in Manufacturing Processes ·························································· 7

4.4

Inspection for Delivery························································································ 8

5. Conclusion ············································································································· 8
Acknowledgement ········································································································· 8References··················································································································· 9Appendix Inspection Reports··························································································· 17iv

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1. 緒

言

HTTR（高温工学試験研究炉）では起動用中性子源として、252Cf（3.7 GBq×3 個）を炉内に装荷し、約 7 年の頻度で交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷から中性子源用輸送容器への収納までは、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が確認された。そこで、確認されたリスクを低減し、かつ、従来の輸送容器を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出来る、新たな輸送容器を設計・製作した。
輸送容器の製作にあたっては、新たに「輸送容器の管理要領」を制定し、これに基づき品質保証活動を実施した。製作過程の試験及び引渡し試験を経て 2015 年 3 月に輸送容器は納品された。
本報では、HTTR 起動用中性子源のための新たな輸送容器の製作について、リスクとその低減策、並びに製作過程における品質保証活動に焦点を当てて述べる。

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2. HTTR 起動用中性子源
2.1 HTTR 起動用中性子源の諸元
HTTR では、優れた中性子収率を有し、高い使用温度（約 600℃）で安定な 252Cf を中性子源として採用しており、252Cf を装荷した 3 つの中性子源ホルダが炉内に装荷されている 1)。HTTR 起
動用中性子源の仕様を表 2.1 に示す 2)。252Cf の半減期が約 2.6 年であること及び炉内に設置している広領域中性子検出器の健全性を確認するための一定の計数率が必要なことから、中性子源の定期的な交換が必要である。HTTR では、2015 年までに 2 回交換を行っている。
中性子源ホルダは SUS316L 製の円柱状のキャプセルで、炉心黒鉛構造物の一つである制御棒案
内ブロックに装荷されている。制御棒案内ブロック内の中性子源ホルダの配置を図 2.1 に示す。
中性子源ホルダが装荷された 3 体の制御棒案内ブロックは、燃料領域にある制御棒案内カラムの最上段に、120°間隔で装荷されている。原子炉圧力容器の断面図を図 2.2 に示す。

2.2 HTTR 起動用中性子源の交換手順
中性子源ホルダの組み立て、中性子源ホルダの中性子源ホルダケースへの装荷及び中性子源ホ
ルダケースの輸送容器への収納は、販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTR へ輸送される。
交換作業の概略図を図 2.3 に示す。
1)

HTTR に搬入された輸送容器は、HTTR 原子炉建家内のメンテナンスピットの最上階のフロアに設置される。新たな中性子源ホルダは、中性子源ホルダケースの昇降及びマニピュ
レータの操作により、メンテナンスピット内の最適な取扱場所（遮へい窓からの距離及びメンテナンスピット床面からの高さがマニピュレータによる取扱作業を行うのに安全かつ容易に行える場所）に置かれる（図 2.3 の(a)）。

2)

同じカラムに設置された、古い中性子源ホルダ入りの制御棒案内ブロック 1 体、可動反射体ブロック 2 体及び遮へい体ブロック 1 体が炉内から燃料交換機（FHM：Fuel Handling
Machine）により引き抜かれ、FHM 内に収納される（図 2.3 の(b)及び(c)）。

3)

FHM は天井クレーンによってメンテナンスピット上に置かれ、ボルトで固定される。その後、古い中性子源ホルダ入りの制御棒案内ブロックは、メンテナンスピット内の取扱場所に置かれる（図 2.3 の(d)）
。

4)古い中性子源入りの中性子源ホルダは、マニピュレータを使用して、制御棒案内ブロックから取り出され、予めメンテナンスピット内に設置していた中性子源保管ブロック内に装荷される。その後、新しい中性子源入りの中性子源ホルダが制御棒案内ブロックに装荷される（図 2.3 の(e)）。

5)新しい中性子源入りの制御棒案内ブロックと古い中性子源入りの中性子源保管ブロックは、
FHM 内に収納される（図 2.3 の(f)）。

6)

中性子源保管ブロックが、HTTR 原子炉建家内の使用済燃料貯蔵ラックに貯蔵される（図2.3 の(g)）
。

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7)

最後に新しい中性子源入りの制御棒案内ブロックが炉内に再装荷される（図 2.3 の(h)）。
上記手順を 3 回繰り返す。

輸送容器は、中性子源交換作業の内、以下の作業で用いられる。
1)

中性子源入りの中性子源ホルダの販売業者のホットセルから HTTR までの輸送。

2)

中性子源ホルダケースの昇降及びメンテナンスピット内の取扱場所への設置。

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3. HTTR 起動用中性子源の取扱作業におけるリスクと低減策
これまでの中性子源交換作業において使用してきた従来の輸送容器は、HTTR 起動用中性子源
専用のものではなかった。このことが原因となり発生する、中性子源ホルダの安全な取扱いに係る以下の 3 つのリスクが確認されていた。
1)

漏えい中性子線・γ 線による被ばくリスク2)

中性子源ホルダ誤落下のリスク

3)

輸送容器の誤った取扱いによる事故のリスク

また、従来の輸送容器は、販売業者の所有物であり、製造から 20 年経過していたこと及び HTTR
起動用中性子源の輸送しか用途がなかったこともあり、維持費削減の観点から廃棄することが検討されていた。このため、業者から輸送容器を買い取り・オーバーホールして使用し続けるか、
新たな輸送容器を製作するかを決めることが必要となった。そこで、3 つのリスクを低減し、かつ、従来の輸送容器を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、新たな輸送容器を製作することとした。本章では、リスクとその低減策について述べる。

3.1 漏えい中性子線・γ線による被ばくリスクの低減
一つ目のリスクは、地震による輸送容器の大きなずれが原因となり発生する漏えい中性子線・γ線による被ばくのリスクである。
従来の輸送容器は、大きい（φ1240 mm、h1855 mm、6.8 t）ため、図 3.1 に示すようにメンテナ
ンスピットの最上階のフロアにボルトで固定することができなかったことから、ラッシングベル
トにより養生版に固縛し、養生版をメンテナンスピットの最上階のフロアにボルトで固定していた 1)。このため、東北地方太平洋沖地震のような大きな地震により輸送容器がずれることによって起こる漏えい中性子線・γ線による被ばくのリスクがあった。
そこで、新たな輸送容器を遮へい能力を維持しつつ小型化し、鋼鉄製のプレートにボルトで固定する構造とすることによって、このリスクを低減できることを見出した。遮へい機能を維持しつつ小型化するために、新たな輸送容器では、中性子線の遮へい材をパラフィンと炭化ホウ素の2 種類を用いることとした。一方、従来の輸送容器では、中性子線の遮へい材をパラフィンのみとしていた。輸送容器と鋼鉄製のプレートの両方をボルト固定の構造とすることにより、地震に対する安定性が向上した。この結果、漏えい中性子線・γ線による被ばくのリスクを低減することができた。新たな輸送容器のサイズは、φ820 mm、h1150 mm、2 t である。新たな輸送容器を図3.2 に示す。
また、輸送容器の小型化により、輸送容器の天井クレーンによる HTTR 原子炉建家内での移動作業の安全性も向上した。さらに、従来の輸送容器は中性子源ホルダケースを輸送容器上部に取り付けられたウインチで昇降する構造であったのに対して、新たな輸送容器は、中性子源ホルダ
ケースがレリーズワイヤで接続され、そのレリーズワイヤをフロアの高さに置いた昇降操作器により昇降する構造としたため、高所作業が不要となり安全性が向上した。図 3.3 に中性子源ホル
ダケースの昇降操作（リハーサル時）の様子を示す。

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3.2 中性子源ホルダ誤落下のリスクの低減
二つ目は、目測の誤り及びマニピュレータの誤操作が原因となり発生する中性子源ホルダの誤落下のリスクである。
従来の輸送容器の中性子源ホルダケースは長尺（φ155 mm、h1285 mm）のため、メンテナンス
ピット内の中性子源の取扱作業に最適な場所に引き込むことができなかった。これにより、中性
子源ホルダの中性子源ホルダケースからの取出しをメンテナンスピット内の最適な取扱場所から離れた場所で行い、また、中性子源ホルダを最適な取扱場所までマニピュレータで保持した状態で運ぶ必要があった。このため、目測の誤り及びマニピュレータの誤操作を原因とする中性子源
ホルダの誤落下のリスクがあった。従来の輸送容器の中性子源ホルダケースを図 3.4 に示す。
そこで、中性子源ホルダケースを中性子源ホルダを保持する能力を維持しつつ小型化することにより、このリスクを低減できる方法を見出した。小型化により、中性子源ホルダケースをロッ
クナット（中性子源ホルダが中性子源ホルダケースから飛び出さないようにするために、中性子源ホルダケースの上部に取り付ける蓋のような役割を担う部品）を締めたままで、メンテナンス
ピット内の最適な取扱場所まで引き込めるようになった。これにより、中性子源ホルダの取出しが適切な取扱場所で行えるようになり、同時に中性子源ホルダをマニピュレータで保持した状態
で最適な取扱位置まで運ぶ操作が不要となった。この結果、中性子源ホルダ誤落下のリスクを大幅に低減することができた。新たな中性子源ホルダケースのサイズは、φ75 mm、h135 mm である。
新たな中性子源ホルダケースとメンテナンスピット内での中性子源ホルダ取扱作業の改善の様子を図 3.5 及び図 3.6 に示す。
また、従来の輸送容器は、中性子源ホルダを取出すために、中性子源ホルダケースの分離ボタ
ンをマニピュレータで押し、輸送容器上部に取り付けたウインチによって、上蓋部分を持ち上げる操作が必要となる複雑な構造をしていた。一方、新たな中性子源ホルダケースは、ネジ込み構
造とすることで、ロックナットを回すだけで中性子源ホルダの取出しが可能となる単純な構造とした。小型化と単純な構造の採用等により、製作費用の低減も達成することができた。なお、これにより、新たな輸送容器の製作費用を従来の輸送容器を使用し続けるための費用と同程度にすることができた。

3.3 輸送容器の誤った取扱いによる事故のリスクの低減
三つ目のリスクは、輸送容器の誤った取扱いが原因となり発生する事故のリスクである。
従来の中性子源交換作業では、輸送容器の所有者である業者の施設において、輸送容器の取扱方法について説明を受け、取扱訓練を行い、それを基に手順を定めて安全に注意して輸送容器の取扱いを行ってきた。このため、従来の取扱手順は輸送容器の設計思想や取扱・操作手順の根拠を十分に理解して策定したとは言えず、取扱作業時に事故が発生するリスクがあった。
そこで、新しい輸送容器の製作に設計から携わり、その構造を熟知した者が中心となって要領・マニュアルを制定し、その要領・マニュアルを用いて輸送容器の取扱いを行うこととした。これにより、輸送容器の誤った取扱いによる事故のリスクを低減することができた。

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4. 輸送容器の製作
4.1 輸送容器の管理要領の制定・改定
高温工学試験研究炉部では、これまでに輸送容器を保有したことがなかったため、新たに「輸送容器の管理要領」を制定する必要があった。制定にあたっては、まず始めに設計・開発、製作等に係る箇所を 2013 年度に制定し、これを基に仕様書の作成から始まる製作に係る品質保証活動を行った。
そして、製作が進み輸送容器の構造及び取扱方法が明確になってきた段階から改定の準備を開始し、2014 年度に製作の完了に合わせる形で保守及び保管管理等に係る箇所を追加する改定を行った。また、同時期に「輸送容器の取扱い管理、保守及び保管管理マニュアル」も制定した。
さらに、輸送容器の納品後に実施した実際の使用場所でのリハーサルで判明した取扱作業に係るキーポイントを反映する改定も実施した。

4.2 設計設計においては、3 章における課題を解決するために必要な要求事項を満足する設計となっていること及び以下の仕様、遮へい性能、取扱機能等を満足することをチェック項目に据えて、設計図面及び遮へい解析書等の提出図書の審査を実施した。

4.2.1 仕様
以下を仕様として定めた。
1)

外形寸法 ：図 4.1 に示すように、HTTR で保有するベースプレートに設置可能な寸法及び形状とし、可能な限り小型化すること。

2)

遮蔽材料

：中性子線
γ線

3)

パラフィン、B4C 等

タングステン合金、鉛等

漏洩線量率：表面における 1 cm 線量当量率が 2 mSv/h を超えないこと。
表面から 1 m 離れた位置における 1 cm 線量当量率が 100 μSv/h を超えないこと。

4)

収納部移動量：最大 15 m

4.2.2 遮へい性能
HTTR 起動用中性子源である 252Cf（線源強度：3.7×109 Bq -0%、3.7×109 Bq +15%）3 個を収納し、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施行規則第十八条の五 A 型輸送物に係る技術上の基準を満足する十分な遮へい能力を有すること。
A 型輸送物に係る技術上の基準は以下のとおりである。
1)

表面における 1 cm 線量当量率が 2 mSv/h を超えないこと。

2)

表面から 1 m 離れた位置における 1 cm 線量当量率が 100 μSv/h を超えないこと。

なお、遮へい性能については、遮へい計算書により示し、漏洩線量率検査により確認することを要求事項とした。

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4.2.3 取扱機能等
HTTR 起動用中性子源の交換及び以下を取扱機能に係る要求事項として定めた。
1)

輸送時にトラック等への固縛に必要なフック等を設けること。

2)

トラックへの積載時及び HTTR 施設内での取扱時に必要なクレーンフックを設けること。

3)

HTTR 施設内での取扱時、設置に必要なボルト穴を設けること。また、ボルト等も納品
すること。

4)

中性子源ホルダ 3 個を昇降可能な昇降機能、それら 3 個を輸送容器内で収納又は把持する機能、遮へい機能、シャッター等による出入機能を有すること。

5)

輸送容器設置面より最大 15 m 下まで、線源が安全に昇降可能なこと。

6)

収納又は把持機能は、昇降中の機器への接触により線源が外れ落下しない構造であること。

7)収納又は把持機能では、ホットセル内のマニピュレータ 2 本により線源が取外し及び取付けできること。なお、線源はホットセル内で 1 個取出し、残りは再度輸送容器内に戻すことができること。

8)

容器表面、線源ホルダを収納又は把持する部位を表面汚染の除去ができるような表面仕上げとすること。

9)

供用後に実施する定期的な点検（外観点検）を容易に行えるよう考慮した設計であること。

4.3 製作過程の試験・検査製作過程における試験検査として、以下の 1)～10)の 10 項目を実施した。
1)

材料検査

2)

溶接検査

3)

外観検査

4)

員数検査

5)

寸法検査

6)

作動試験

7)

吊上試験

8)

重量試験

9)

取扱試験

10) 漏洩線量率試験
3)外観検査、4)員数検査、5)寸法検査及び 6)作動試験の一部は工場での立会検査とした。特に
6)作動試験については、原子力機構の職員も操作をおこない、確実に操作できることを確認した。
1)の材料検査では、金属材料についてはミルシート及びメーカからの検査成績表により検査及び確認を実施した。それ以外の材料であるパラフィンについては SDS によりパラフィンであることを、炭化ボロンについてはメーカの分析表から炭化ボロンが含有されていることを確認した。
10)の漏洩線量率試験は、公益社団法人日本アイソトープ協会において、2015 年の 1 月に納品された 3 個の 252Cf を用いて実施した。252Cf を装荷した 3 個の線源ホルダを輸送容器に装荷した-7-

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状態で測定し、その結果を基に換算を行い 252Cf の減衰がない状態（仕様に定める最大の線源強度 3.7×109 Bq -0%）でも A 型輸送物の基準である表面 2 mSv/h、輸送容器表面 1 m の距離で 100
μSv/h を満足することを確認した。
全ての検査項目について判定基準を満足した。

4.4 引渡し検査
輸送容器は、2016 年の 3 月に HTTR 原子炉建家内に搬入され、以下の 1)～3)の引渡し検査を実
施した。
1)

外観検査

2)

員数検査

3)

作動検査

3)の作動検査については、製作過程の検査と同様に原子力機構の職員による作動確認も行った。
全検査項目について判定基準を満足していることが確認され、輸送容器は納品された。

5. 結

言

過去の中性子源交換作業で確認されたリスクを低減するために、輸送容器の管理要領を制定し新たな輸送容器の製作を行った。その結果、以下の成果を得た。
1)

小型化と簡易な構造の採用により、従来輸送容器を使用し続ける場合と同程度のコストでA 型輸送容器の基準を満足させつつ、予防処置を図れる新たな輸送容器を完成させた。

2)

中性子源ホルダの取扱作業の予防処置を図った新たな輸送容器を完成させた。

3)

輸送容器の取扱い管理、保守及び保管管理マニュアルを制定するとともに、リハーサルで判明した取扱いに係るキーポイントを反映する改定も実施した。

4)

中性子源交換作業のうち、輸送容器に係る作業の安全性を向上させた。

なお、2015 年度に実施された中性子源の取扱作業はトラブル等の発生が無く安全に完了した。

謝辞

本報告書をまとめるにあたり貴重なご助言を頂いた高温工学試験研究炉部

伊与久達夫氏に感謝いたします。また、本輸送容器を製作いただいたポニー工業（株）の関係者各位に感謝いたし
ます。

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参考文献
1)

竹田、飛田、茂木 他, “高温工学試験研究炉の本設中性子源に対する取扱い技術の確立”,
JAERI-Tech 99-053, 1999, 57p.

2)

高温工学試験研究炉部, “HTTR（高温工学試験研究炉）の試験・運転と技術開発（2013 年度）”,
JAEA-Review 2014-041, 2014, 140p.

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表 2.1 HTTR 起動用中性子源の仕様 2)

図 2.1 制御棒案内ブロック中の中性子源ホルダの配置

図 2.2 中性子源ホルダ入りの制御棒案内ブロックの配置- 10 -

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図 2.3 HTTR 起動用中性子源の交換作業の流れ- 11 -

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図 3.1 従来の輸送容器

図 3.2 新たな中性子源用輸送容器- 12 -

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図 3.3 中性子源ホルダケースの昇降操作（リハーサル時）

図 3.4 従来の輸送容器の中性子源ホルダケース 1)- 13 -

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図 3.5 新たな輸送容器の中性子源ホルダケース- 14 -

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JAEA-Technology 2016-038＊1＊2＊1 中性子源ホルダを遮へい窓から離れた高さのある位置で取り出して、
マニュピレータで保持したまま取扱場所まで運ぶため、中性子源ホルダの誤落下のリスクがあった。
＊2 中性子源ホルダを取扱場所で取り出せるように改善したため、中性子源ホルダの誤落下のリスクを大幅に低減した。

図 3.6 中性子源ホルダ取扱作業の改善- 15 -

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図 4.1 輸送容器設置イメージ- 16 -

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付録

検査成績書

本検査成績書は、試験・検査報告書から検査結果のみを抜粋したものです。
但し、個人名が特定できる箇所は伏せてあります。

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良好

良好

良好

良好

良好

良好

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国際単位系（SI）
表１．SI 基本単位
SI 基本単位

基本量

名称
記号
長
さメ ートル m
質
量 キログラム kg
時
間
秒
s
電
流ア ンペア A
熱力学温度 ケ ル ビ ン K
物 質 量モル mol
光度 カ ン デ ラ cd

表２．基本単位を用いて表されるSI組立単位の例
SI 組立単位
組立量
名称
記号
面
積 平方メートルm2
体
積 立方メートルm3
速 さ ， 速 度 メートル毎秒m/s
加速度 メートル毎秒毎秒
m/s2
波
数 毎メートルm-1
密 度 ， 質 量 密 度 キログラム毎立方メートル
kg/m3
面
積
密
度 キログラム毎平方メートル
kg/m2
比
体
積 立方メートル毎キログラム
電流
密
度 アンペア毎平方メートル
磁 界 の 強 さ アンペア毎メートル
量 濃 度 (a) ， 濃 度 モル毎立方メートル
質量
濃度 キログラム毎立方メートル輝
度 カンデラ毎平方メートル屈折率 (b) （数字の） １
比 透 磁 率 (b) （数字の） １

乗数
24

10
1021
1018
1015
1012
109
106
103

3

m /kg
A/m2
A/m
mol/m3
kg/m3
cd/m2
1
1

102
101

ヨ

表５．SI 接頭語
記号
乗数
名称
タ
Ｙ
シ
10-1 デ

ゼ
タ
エ ク サ

Ｚ
Ｅ

10-2

ペ
テ

タ
ラ

Ｐ
Ｔ

ギ
メ

ガ
ガ

Ｇ
Ｍ

マイクロ
ノ
10-9 ナコ
10-12 ピ
10-15 フェムト

キ
ロ
ヘ ク ト
デ
カ

ｋ
ｈ
da

10-3
10-6

記号

セ ン チ
ミ
リ

ト
10-18 ア
10-21 ゼ プ ト
10-24 ヨ ク ト

d

c
m
µ
n
p
f
a
z
y

表６．SIに属さないが、SIと併用される単位
名称
記号
SI 単位による値
分
min 1 min=60 s
時
h 1 h =60 min=3600 s（a）量濃度（amount concentration）は臨床化学の分野では物質濃度（substance concentration）ともよばれる。
（b）これらは無次元量あるいは次元１をもつ量であるが、そのことを表す単位記号である数字の１は通常は表記しない。

d
°
’

日
度
分

表３．固有の名称と記号で表されるSI組立単位
SI 組立単位
組立量
他のSI単位による SI基本単位による
名称
記号
表し方
表し方
（ｂ）
平
面
角 ラジアン(ｂ)
rad
m/m
1
（ｂ）
(ｂ)
(c)
2
2
立
体
角 ステラジアン
sr
1
m /m
周
波
数 ヘルツ（ｄ）
Hz
s-1
力
ニュートン
N
m kg s-2
圧力
応
力 パスカル,Pa
N/m2
m-1 kg s-2
エ ネ ル ギ ー , 仕 事 , 熱 量 ジュールJNm
m2 kg s-2
仕 事 率 ， 工 率 ， 放 射 束 ワット
WJ/s
m2 kg s-3
電
荷
電気量 クーロン,
CsA
電 位 差 （ 電 圧 ） , 起 電 力 ボルト
VW/A
m2 kg s-3 A-1
静電
容量 ファラドF
C/V
m-2 kg-1 s4 A2
電
気
抵
抗 オーム
Ω
V/A
m2 kg s-3 A-2
コ ン ダ ク タ ン ス ジーメンス
S
A/V
m-2 kg-1 s3 A2
磁
束 ウエーバWb
Vs
m2 kg s-2 A-1
磁
束
密
度 テスラ
T
Wb/m2
kg s-2 A-1
イ ン ダ ク タ ン ス ヘンリーH
Wb/A
m2 kg s-2 A-2
セ ル シ ウ ス 温 度 セルシウス度(ｅ)℃K
光
束 ルーメンlm
cd
cd sr(c)照度 ルクスlx
m-2 cdlm/m2
Bqs-1
放 射 性 核 種 の 放 射 能 （ ｆ ） ベクレル（ｄ）
吸収線量, 比エネルギー分与,
グレイ
Gy
J/kg
m2 s-2カーマ
線量当量, 周辺線量当量,Sv
J/kg
m2 s-2シーベルト（ｇ）
方向性線量当量, 個人線量当量酸素
活性 カタールkat
s-1 mol

1 d=24 h=86 400 s
1°=(π/180) rad1’=(1/60)°=(π/10 800) rad”1”=(1/60)’=(π/648 000) radha 1 ha=1 hm 2=104m2
L，l 1 L=1 l=1 dm3=103cm3=10-3m3t
1 t=103 kg

秒
ヘクタール
リットル
トン

表７．SIに属さないが、SIと併用される単位で、SI単位で表される数値が実験的に得られるもの
名称
記号
SI 単位で表される数値
電 子 ボ ル ト
ダ ル ト ン
統一原子質量単位

eV
Da
u

天

ua

文

単

位

1 eV=1.602 176 53(14)×10 -19J

1 Da=1.660 538 86(28)×10-27kg
1 u=1 Da

1 ua=1.495 978 706 91(6)×1011m

表８．SIに属さないが、SIと併用されるその他の単位
名称
記号
SI 単位で表される数値
バー
ル bar １bar=0.1MPa=100 kPa=10 5Pa
水銀柱ミリメートル mmHg １mmHg≈133.322Pa(a)SI接頭語は固有の名称と記号を持つ組立単位と組み合わせても使用できる。しかし接頭語を付した単位はもはや
コヒーレントではない。
(b)ラジアンとステラジアンは数字の１に対する単位の特別な名称で、量についての情報をつたえるために使われる。
実際には、使用する時には記号rad及びsrが用いられるが、習慣として組立単位としての記号である数字の１は明示されない。
(c)測光学ではステラジアンという名称と記号srを単位の表し方の中に、そのまま維持している。
(d)ヘルツは周期現象についてのみ、ベクレルは放射性核種の統計的過程についてのみ使用される。
(e)セルシウス度はケルビンの特別な名称で、セルシウス温度を表すために使用される。セルシウス度とケルビンの単位の大きさは同一である。したがって、温度差や温度間隔を表す数値はどちらの単位で表しても同じである。
(f)放射性核種の放射能（activity referred to a radionuclide）は、しばしば誤った用語で”radioactivity”と記される。
(g)単位シーベルト（PV,2002,70,205）についてはCIPM勧告2（CI-2002）を参照。

表４．単位の中に固有の名称と記号を含むSI組立単位の例
SI 組立単位
組立量
SI 基本単位による
名称
記号
表し方
-1
粘
度 パスカル秒
Pa s
m kg s-1
力 の モ ー メ ン ト ニュートンメートル
Nm
m2 kg s-2
表面
張力 ニュートン毎メートル
N/m
kg s-2角
速度 ラジアン毎秒
rad/s
m m-1 s-1=s-1
角
加速度 ラジアン毎秒毎秒
rad/s2
m m-1 s-2=s-2
熱 流 密 度 , 放 射 照 度 ワット毎平方メートル
W/m2
kg s-3
熱 容 量 , エ ン ト ロ ピ ー ジュール毎ケルビン
J/K
m2 kg s-2 K-1
比 熱 容 量 ， 比 エ ン ト ロ ピ ー ジュール毎キログラム毎ケルビン J/(kg K)
m2 s-2 K-1
比 エ ネ ルギ ー ジュール毎キログラム
J/kg
m2 s-2
熱伝
導率 ワット毎メートル毎ケルビン W/(m K) m kg s-3 K-1
体 積 エ ネ ル ギ ー ジュール毎立方メートル J/m3
m-1 kg s-2
電界の強さ ボルト毎メートル
V/m
m kg s-3 A-1
電荷密
度 クーロン毎立方メートル C/m3
m-3 s A
表面
電
荷 クーロン毎平方メートル C/m2
m-2 s A電 束 密 度 ， 電 気 変 位 クーロン毎平方メートル C/m2
m-2 s A誘
電率 ファラド毎メートル
F/m
m-3 kg-1 s4 A2
透磁率 ヘンリー毎メートル
H/m
m kg s-2 A-2
モ ル エ ネ ル ギ ー ジュール毎モル
J/mol
m2 kg s-2 mol-1
モルエントロピー, モル熱容量 ジュール毎モル毎ケルビン J/(mol K) m2 kg s-2 K-1 mol-1
照 射 線 量 （ Ｘ 線 及 び γ 線 ） クーロン毎キログラム
C/kg
kg-1 s A
吸収線
量率 グレイ毎秒
Gy/s
m2 s-3放射
強度 ワット毎ステラジアン
W/srm4 m-2 kg s-3=m2 kg s-3
放射輝
度 ワット毎平方メートル毎ステラジアン W/(m2 sr) m2 m-2 kg s-3=kg s-3
酵 素 活 性濃 度 カタール毎立方メートル kat/m3
m-3 s-1 mol

名称

オングストローム
海
里
バ
ー
ン

Å
Ｍ

１Å=0.1nm=100pm=10-10m
１M=1852m

b

ノ
ネ
ベ

ト
パ
ル

kn
Np
Ｂ

１b=100fm2=(10-12cm) 2 =10-28m2
１kn=(1852/3600)m/s

ル

dB

ッ
ー

デ

シ

ベ

SI単位との数値的な関係は、対数量の定義に依存。

エ

表９．固有の名称をもつCGS組立単位
名称
記号
SI 単位で表される数値
ル
グ erg 1 erg=10-7 J

ダ
ポ

イ
ア

ス
ス

ト ー ク
チ
ル

フ
ガ

ォ

ン dyn 1 dyn=10-5N
ズ P 1 P=1 dyn s cm-2=0.1Pa s
ス St 1 St =1cm2 s-1=10-4m2 s-1
ブ sb 1 sb =1cd cm-2=104cd m-2
ト ph 1 ph=1cd sr cm-2 =10 4lx
ル Gal 1 Gal =1cm s-2=10-2ms-2

マ ク ス ウ エ ルガ
ウス
エルステッド（ ａ）

Mx
G
Oe

1 Mx = 1G cm2=10-8Wb
1 G =1Mx cm-2 =10-4T
1 Oe (103/4π)A m-1（a）３元系のCGS単位系とSIでは直接比較できないため、等号「は対応関係を示すものである。

キ
レ
ラ

名称
ュ
リ
ン

レ
ガ

ト

表10．SIに属さないその他の単位の例
記号
SI 単位で表される数値
ー Ci 1 Ci=3.7×1010Bq

ゲ

ン

ン R
ド rad
ム rem
マ γ

フ
ェ
ル
ミ
メートル系カラット

1 R = 2.58×10-4C/kg

1 rad=1cGy=10-2Gy
1 rem=1 cSv=10-2Sv
1 γ=1 nT=10-9T
1 フェルミ=1 fm=10-15m

ト
標

準

気

1 メートル系カラット = 0.2 g = 2×10-4kg
ル Torr 1 Torr = (101 325/760) Pa
圧 atm 1 atm = 101 325 Pa

カ

ロ

リ

ー

cal

ミ

ク

ロ

ン

µ

大

」

1 cal=4.1858J（｢15℃｣カロリー），4.1868J（｢IT｣カロリー），4.184J（｢熱化学｣カロリー）

1 µ =1µm=10-6m（第8版，2006年）