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報告書

多成分硝酸塩水溶液の気液平衡状態推定法の提案

吉田 一雄; 阿部 仁

JAEA-Research 2014-001, 22 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2014-001.pdf:2.97MB

再処理施設では、長時間の全交流電源の喪失等により冷却機能が失われると、放射性廃液を内包する貯槽中の廃液が沸騰する事故が想定される。この事故では、放射性物質は沸騰により発生する蒸気等に搬送され施設外へ移行すると考えられ、事故影響を評価する上では、貯槽を含めた施設内で水蒸気等の熱流動およびエアロゾルの挙動を解析する必要がある。事故解析では、沸騰で生じる水および硝酸の蒸発量は、乾固までの時間余裕、放射性物質の気相への移行量を左右する重要なパラメータであり、これを精度良く求めるには、硝酸の気液平衡に関するデータが不可欠である。本報では、単成分の硝酸塩水溶液の塩効果に係る実験データから硝酸塩モル分率、沸点上昇および平衡状態での気液各相の硝酸モル分率の相関に係る考察をもとに、再処理廃液のような多成分硝酸塩水溶液の気液平衡状態を推定する方法を提案する。

報告書

幌延深地層研究計画における地震研究; 地震観測データおよびそれらの解析結果; 2003$$sim$$2012年度

落合 彰二; 浅森 浩一; 常盤 哲也; 野原 壯; 松岡 稔幸

JAEA-Research 2014-002, 69 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2014-002.pdf:7.39MB

本研究の目的は、地質環境の長期安定性に関する地震データを得るために必要な観測技術と解析技術を検討することである。幌延地域を事例とした地震観測網の整備と約9年間の観測を通じて、多雪寒冷な環境下に対するピットを用いた地震計設置の有効性などの観測技術を確認した。比較的軟弱な地盤における観測点の性能は、バックグラウンドノイズと地震を識別できる加速度が1mGal程度であった。解析技術については、観測データが震源決定に有効な範囲を確認した。また、Multiplet-clustaring法とDouble-Difference法(DD法)を適用することにより、震源決定精度を高めるための解析条件を確認した。これらの解析法は震源が集中するときに適用性が高いと推定された。DD法は震源に近い観測点を含む多数のデータを用いた結果、解析結果の信頼性が向上した。メカニズム解を求めた結果、東西圧縮の逆断層型が認められた。これは想定されている広域応力場や地質構造と調和した。

報告書

環境に沈着した事故由来の放射性セシウムからの$$gamma$$線に対する建物内の遮蔽効果及び線量低減効果の解析

古田 琢哉; 高橋 史明

JAEA-Research 2014-003, 100 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2014-003.pdf:5.04MB

東京電力福島第一原子力発電所で平成23年3月に発生した事故により、放出された放射性セシウムは現在も環境中に残存し、空間線量を高めている。これまでの放射線防護対策では、空間線量率のモニタリング結果により、屋内外の滞在時間及び屋内の線量低減効果を考慮して、線量が推定されてきた。しかし、住民の帰還等の今後に重要となる対策では、個人の線量に着目する等のきめ細やかな線量評価が要求される。その中で、被ばく線量への重要な影響因子となる線量低減効果は、建物の特徴で大きく変化し、同一の建物内でも線量分布が生じる可能性がある。そこで、福島県内の建物の調査を行い、代表的な建物として住宅や多くの人々が集まる公共的な建物を27種類選定して、その用途を考慮して三次元体系でモデル化した。このモデルを用いて環境に沈着した放射性セシウムからの屋内の線量率を粒子・重イオン輸送計算コードPHITSにより計算し、建物による線量低源効果等を導出した。本分析で得られた結果は、福島住民の生活パターンに沿った線量推定において有用な知見を与えるものである。

報告書

電磁法による地上物理探査; 総括報告書

長谷川 健; 山田 信人; 小出 馨

JAEA-Research 2014-004, 177 Pages, 2014/06

JAEA-Research-2014-004.pdf:36.19MB

広域地下水流動研究の一環として、平成9年から平成11年にかけて岐阜県東濃地域においてMT法とCSMT法を組み合わせた地上電磁探査を実施した。その後、花崗岩深部の調査へのMT法の適用性を検討する試験が実施されたが、この試験において当該地域におけるMT法調査の問題点が抽出されていた。これを受けて、当時取得した地上電磁探査データの品質を改めて確認したところ、ほとんどすべての測定点のデータに、JR東海中央本線や中部電力の瑞浪変電所および送電線に起因していると考えられる人工ノイズの混入が認められ、地上電磁探査の解析結果には問題があることが判明した。このような結果を招いた最大の要因は、調査対象地域の電磁界ノイズの特徴を精査することなく、データ取得の簡便性の観点から、高周波数テンソル式CSMT法システムを採用したことにある。すなわち、CSMT法やMT法を用いて地質構造調査を行う場合、特に直流で運行されている鉄道沿線や市街地近郊においては、事前に調査対象地域のノイズの状況を詳細に把握しておき、そのノイズに対処可能な探査システムの選定や、測定仕様の決定を行うことが極めて重要である。

報告書

水底のin-situ放射線分布測定手法の開発

眞田 幸尚; 高村 善英; 卜部 嘉; 土田 清文; 西澤 幸康; 山田 勉; 佐藤 義治; 平山 弘克; 西原 克哉; 伊村 光生; et al.

JAEA-Research 2014-005, 67 Pages, 2014/05

JAEA-Research-2014-005.pdf:52.68MB

ここでは、水底の放射性セシウムの濃度を直接測定し、換算する手法(in-situ測定手法)の開発を行った。本方法は、p-Scannerと呼ばれる水中での使用可能な、プラスチックシンチレーションファイバ検出器を開発し、水底の広い面積を短時間に直接測定することを実現した。また、p-Scannerで得られた計数率は、検出器で値付けされた水中用の$$gamma$$線スペクトロメータと比較測定を行うことにより、湿潤重量当たりの放射性セシウムの濃度(Bq/kg-wet)に換算できるようにした。開発した手法を、福島県内の農業用ため池に適用し、放射性セシウムの濃度分布マップを作成し、本方法の有用性を示した。

報告書

瑞浪超深地層研究所計画におけるクラックテンソル理論に基づく等価連続体モデル化手法の検討

真田 祐幸; 佐藤 稔紀; 丹野 剛男*; 引間 亮一*; 多田 浩幸*; 熊坂 博夫*; 石井 卓*; 櫻井 英行*

JAEA-Research 2014-006, 124 Pages, 2014/06

JAEA-Research-2014-006.pdf:11.26MB

日本原子力研究開発機構では、結晶質岩を対象とした深部地質環境の調査・解析・評価技術の基盤の整備と、深地層における工学技術の基盤の整備を目標として、岐阜県瑞浪市において超深地層研究所計画を進めている。超深地層研究所計画における岩盤力学分野では、地上からの調査段階において、研究坑道の掘削に伴い周辺岩盤中に生じる掘削影響の評価方法の構築を課題の一つとして設定している。本報告では、深度500mまでの立坑および水平坑道の研究坑道の壁面観察や力学試験データ等を使用してクラックテンソルの算定を行った。そして、深度500mにおけるクラックテンソルを用いて、換気立坑の深度500mおよび深度500m予備ステージの2次元掘削解析を行った。また、第1段階の調査(MIZ-1号孔)結果に基づいて算出した深度500mのクラックテンソルの検証を本報で算定したクラックテンソルを基に行った。さらに、換気立坑の深度170から500mおよび深度500m予備ステージを対象に、基準領域および観察領域を設定し、クラックテンソルの相対誤差を算出するとともに、観察領域の大きさに伴う相対誤差の変動の様子を調べた。

報告書

福島第一原子力発電所事故に係る圧力容器/格納容器の健全性評価技術の開発; 人工海水への照射済燃料成分の溶出と炭素鋼の腐食に及ぼす影響因子の評価

大洗研福島技術開発特別チーム; 福島燃料材料試験部

JAEA-Research 2014-007, 32 Pages, 2014/06

JAEA-Research-2014-007.pdf:9.33MB

福島第一原子力発電所1$$sim$$3号機の格納容器(PCV)、原子炉圧力容器、ペデスタル等の主要構造物は、炉心溶融事象と応急措置的な冷却のために注入された海水の影響により、熱的・化学的・機械的に厳しい環境に曝されている。今後のPCV内の継続的冷却と燃料デブリ取出し作業時の水張りを展望すると、主要構造物の全部あるいは一部は長期にわたり水浸漬状態になると予想される。炉心に注入された冷却水はデブリ等と接触して成分を溶解し、同時に滞留している水と混合して汚染水になる。そこで、50$$^{circ}$$C程度の低温期におけるデブリ等から汚染水への核分裂生成物の移行に着目した。「ふげん」照射済燃料を使用した浸漬試験を行い、核分裂生成物、アクチニド等の溶出特性を評価した。PCVはその内側に存在する核分裂生成物を包蔵する重要な障壁であり、汚染水との接触による腐食特性が注目される。汚染水を想定した人工海水を調整し、50$$^{circ}$$Cにおける浸漬試験と電気化学試験により、PCV構成材料である炭素鋼の腐食特性を評価した。評価にあたっては、影響因子として溶存する核分裂生成物(特に、セシウム)と放射線の化学的効果を考慮した。

報告書

「疎水性, 親水性新規ジアミド化合物によるMA相互分離技術開発」3年間成果のまとめ(受託研究)

佐々木 祐二; 津幡 靖宏; 北辻 章浩; 須郷 由美; 白数 訓子; 池田 泰久*; 川崎 武志*; 鈴木 智也*; 三村 均*; 臼田 重和*; et al.

JAEA-Research 2014-008, 220 Pages, 2014/06

JAEA-Research-2014-008.pdf:41.81MB

文部科学省からの委託事業、原子力システム研究開発事業で行った研究「疎水性,親水性新規ジアミド化合物によるMA相互分離技術開発」3年間の成果をまとめる。本事業は次の3つのテーマからなる、(1) MA+Ln一括分離技術開発:DOODA基礎特性評価、(2)Am/Cm/Ln相互分離技術開発: Ln錯体の基礎特性評価,溶媒抽出分離法,抽出クロマトグラフィー法、(3)分離技術評価: プロセス評価。(1)では新規抽出剤であるDOODAの基礎特性の成果をまとめた。(2)では新規配位子が配位した金属錯体の構造解析結果、抽出剤を使った溶媒抽出結果、及び抽出クロマトグラフィーでのカラム分離結果をまとめた。(3)ではこれら結果を総合して相互分離フローを作成し、それぞれフラクションの元素量,放射能量,発熱量の評価を行った。

報告書

配管合流部体系に関する高サイクル熱疲労現象の研究; 流体から構造材への温度変動伝達挙動評価

木村 暢之; 小林 順; 亀山 祐理*; 長澤 一嘉*; 江連 俊樹; 小野 綾子; 上出 英樹

JAEA-Research 2014-009, 104 Pages, 2014/07

JAEA-Research-2014-009.pdf:15.23MB
JAEA-Research-2014-009-appendix(CD-ROM).pdf:17.88MB

本研究では、T字管体系配管合流部におけるサーマルストライピングを対象とし、枝配管からの噴流が主配管壁面に沿って流れる壁面噴流条件における非定常の熱伝達挙動を明らかにする試験(WATLON試験)を実施した。試験では、流体温度分布と構造材温度分布の同時計測および構造材温度分布と主配管内の流速分布の同時計測を行い、流体混合部における壁面への熱伝達率および伝達挙動の局所流速依存性を把握した。試験の結果、壁面噴流条件での熱伝達率は、温度変動が特に大きい領域において、平滑な直管を対象としたDittus-Boelterの相関式に比べ、およそ2倍から6倍となることがわかった。さらに、壁面近傍における流速の増加と壁面における熱伝達率は相関があることがわかった。

報告書

超深地層研究所計画(岩盤の水理に関する調査研究); 研究坑道掘削に伴う地下水流動場及び地下水水質の変化を考慮した地下水流動のモデル化・解析; 2011年度

尾上 博則; 前村 庸之*; 木村 仁*; 菱谷 智幸*; 水野 崇; 竹内 竜史; 岩月 輝希

JAEA-Research 2014-010, 35 Pages, 2014/06

JAEA-Research-2014-010.pdf:59.86MB

本研究では、超深地層研究所計画の第2段階における調査研究で構築された瑞浪超深地層研究所周辺の水理地質構造概念を考慮した水理地質構造モデルを用いて、研究坑道掘削を模擬した地下水流動解析や移流分散解析を実施し、深度500mまでの研究坑道の掘削に伴う地下水流動や地下水水質の変化の再現性の確認を行った。その結果、研究坑道からの湧水量やそれに伴う地下水圧および塩化物イオン濃度の変化傾向を概括的に再現することができ、水理地質構造概念の妥当性を示すことができた。

報告書

坑道周辺岩盤の概念再構築に関する研究; 平成25年度(委託研究)

小島 圭二*; 大西 有三*; 青木 謙治*; 杤山 修*; 西垣 誠*; 登坂 博行*; 吉田 英一*; 尾方 伸久

JAEA-Research 2014-011, 43 Pages, 2014/09

JAEA-Research-2014-011.pdf:56.68MB

本報告書は地層処分におけるニアフィールド(NF)コンセプトをより現実的に再構築する研究に関するものである。地層処分施設における地下坑道周辺岩盤を含むニアフィールドでの、現実的な核種移行シナリオとして、処分場の掘削-操業期間-閉鎖後の時系列変化を、ステージ0からIVの5段階に区分して、特に処分場閉鎖後の各時空間断面における「場」の状態や要因の相互作用の網羅性を重要視した検討課題のリストを提示した。さらに、これまでの研究成果を反映・発展させ、地下水シナリオで重要となる断層・割れ目に着目した現実的なニアフィールド核種移行の構造モデルの検討を行った。

報告書

平成25年度福島第一原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

眞田 幸尚; 西澤 幸康; 卜部 嘉; 山田 勉; 石田 睦司; 佐藤 義治; 平山 弘克; 高村 善英; 西原 克哉; 伊村 光生; et al.

JAEA-Research 2014-012, 110 Pages, 2014/08

JAEA-Research-2014-012.pdf:169.17MB
JAEA-Research-2014-012(errata).pdf:0.27MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。本資料では、平成25年度に実施した航空機モニタリングの結果についてまとめる。

報告書

地下水中のコロイド調査手法の構築

大森 一秋; 宗本 隆志; 長谷川 隆; 新宮 信也*; 萩原 大樹; 岩月 輝希

JAEA-Research 2014-013, 29 Pages, 2014/08

JAEA-Research-2014-013.pdf:48.04MB

本報告では、深部花崗岩中の地下水に含まれるコロイドに関する調査手法の検討とその結果についてとりまとめた。具体的には、ボーリング孔に設置している水圧・水質モニタリング装置に機材を直結した限外ろ過システムと、バッチ式気密容器に地下水を採取して限外ろ過を行うシステムについて検討・評価を行った。また、限外ろ過法に代わる方法としてクロスフローろ過法について検討・評価を行った。その結果、各調査手法が持つ長所・短所についての知見を得ることかできた。

報告書

コンパクト化したナトリウム冷却炉の温度成層化現象に関する実験研究; 自然循環条件における成層界面挙動評価

萩原 裕之; 木村 暢之*; 小野島 貴光; 長澤 一嘉*; 上出 英樹; 田中 正暁

JAEA-Research 2014-014, 178 Pages, 2014/09

JAEA-Research-2014-014.pdf:53.12MB

日本原子力研究開発機構で設計検討が行われているナトリウム冷却高速炉(JSFR)では、原子炉スクラム時において、炉上部プレナム内に温度成層化現象が発生する。成層界面では鉛直方向に急峻な温度勾配が形成され、時間経過とともに成層界面が上昇すると、炉容器壁に熱荷重が発生する。これまでに、強制循環試験(15%流量)を実施し、炉容器壁の熱応力に対して構造健全性を担保できる見通しを得ている。今回、1/11縮尺上部プレナム水流動試験装置により、強制循環から自然循環へ系統運用を変更した試験を実施した。加えて、直接炉心冷却系熱交換器(DHX)を運転した試験を実施した。本試験により、自然循環に系統運用を変更することで、成層界面での温度勾配が1/3程度に低下し、スクラム時の炉容器壁の構造健全性の裕度が大幅に増加することを明らかにした。また、DHXを運転した場合、DHX出口からの低温流体により、炉容器壁に急峻な温度勾配が生じることを明らかにした。

報告書

Preliminary conceptual design of the secondary sodium circuit-eliminated JSFR (Japan Sodium Fast Reactor) adopting a supercritical CO$$_{2}$$ turbine system, 1; Sodium/CO$$_{2}$$ heat exchanger

木曽原 直之; 阪本 善彦; 小竹 庄司*

JAEA-Research 2014-015, 33 Pages, 2014/09

JAEA-Research-2014-015.pdf:27.33MB

ナトリウム冷却高速炉の安全性と経済性の更なる向上のために、超臨界炭酸ガスタービンシステムのJSFRへの適用性を検討した。本検討は、超臨界炭酸ガスタービンシステムを1次ナトリウム系に直結した2次系削除型JSFRに関するものである。ナトリウム/炭酸ガス熱交換器はこのシステムの重要機器の一つであることから、その構造や炭酸ガスリーク時の安全性に関して述べる。ナトリウム/炭酸ガス熱交換器は、PCHE方式とし、き裂進展防止と熱膨張低減のためにSiC/SiCセラミック複合材料をPCHEの材料に用いた。また、製作性や補修性の観点から多数の小型の熱交換PCHEモジュールを、その容器の中で組み合わせる構成とした。熱交換器における炭酸ガスリークも評価し、この結果、炉心や1次ナトリウムバウンダリーへの影響は無いことがわかった。

報告書

Preliminary conceptual design of the secondary sodium circuit-eliminated JSFR (Japan Sodium Fast Reactor) adopting a supercritical CO$$_{2}$$ turbine system, 2; Turbine system and plant size

木曽原 直之; 阪本 善彦; 小竹 庄司*

JAEA-Research 2014-016, 60 Pages, 2014/09

JAEA-Research-2014-016.pdf:22.38MB

ナトリウム冷却高速炉の安全性と経済性の更なる向上のために、超臨界炭酸ガスサイクルタービンシステムのJSFRへの適用性を検討した。本検討は、超臨界炭酸ガスタービンシステムを1次ナトリウム系に直結した2次系削除型JSFRに関するものである。超臨界炭酸ガスタービンのシステム構成、ヒートマスバランス、主要機器の設計検討について述べる。また、原子炉建屋とタービン建屋内の機器・配管の配置も検討し、建屋の大きさを評価した。この結果、従来の2次系を有する蒸気タービンを採用したJSFRと比較すると、原子炉建屋容積及びタービン建屋容積は、それぞれ7%、40%削減することが明らかとなった。また、サイクル熱効率は41.9から42.3%であり、水・蒸気システムのJSFRとほぼ同じであることわかった。

報告書

土壌に分布した放射性セシウムによる外部被ばく線量換算係数の計算

佐藤 大樹; 古田 琢哉; 高橋 史明; 遠藤 章; Lee, C.*; Bolch, W. E.*

JAEA-Research 2014-017, 25 Pages, 2014/08

JAEA-Research-2014-017.pdf:15.8MB

福島第一原子力発電所事故により、土壌に広範囲にわたって沈着した放射性セシウムがもたらす外部被ばくによる公衆の実効線量の評価に必要な線量換算係数を解析した。モンテカルロ法に基づく3次元放射線輸送コードPHITSを用いて、Cs-134及びCs-137が土壌中0.0g/cm$$^{2}$$, 0.5g/cm$$^{2}$$, 2.5g/cm$$^{2}$$, 5.0g/cm$$^{2}$$及び10.0g/cm$$^{2}$$のいずれかの深さに一様平板分布している条件で線量解析を進め、新生児, 1歳, 5歳, 10歳, 15歳及び成人の換算係数データを整備した。また、放射性セシウムが沈着した土壌上に1ヶ月, 1年または50年、滞在した場合の積算実効線量への換算係数も評価した。解析の結果、年齢が低くなるほど実効線量が大きくなることを示すとともに、全年齢の実効線量が、現在モニタリングされている地表面から高さ1mでの周辺線量当量H$$^{*}$$ (10)よりも小さいことを確認した。また、現行の放射線障害防止法関連法令の基礎となっている国際放射線防護委員会(ICRP)の1990年勧告と、将来導入が見込まれる2007年勧告で定義された評価法による実効線量では、大きな差異を生じなかった。この他、指数分布をはじめとした体積分布線源に対応した線量換算係数を導出する手法や、評価した換算係数データを今回の事故後の線量評価に適用するための手法を提案した。

報告書

レーザー光を用いた燃料デブリ・炉内構造物取出しに向けた研究,2; 平成25年度研究成果

村松 壽晴; 山田 知典; 羽成 敏秀; 武部 俊彦; Nguyen, P. L.; 松永 幸大

JAEA-Research 2014-018, 41 Pages, 2014/09

JAEA-Research-2014-018.pdf:42.21MB

福島第一原子力発電所の廃止措置作業では、燃料と炉内構造物とが溶融混合凝固した燃料デブリなどを取出し対象とする必要がある。この燃料デブリは、米国・スリーマイル島原子力発電所2号機での知見から、形状不定、高硬度、多孔質、多成分などの特徴を持つと考えられ、これを的確に取出すことのできる工法を確立する必要がある。本報では、高出力・高出力密度、局所加工性、遠隔操作性に優れ、更には靭性によらず溶断・破砕を行うことが可能なレーザー光を熱源とした切断工法を対象とし、燃料デブリの取出しに必要となる要素技術を開発することを目標とした研究計画を策定するとともに、これに基づいた2013年度(平成25年度)の研究成果について記載した。

報告書

環境に近い廃棄物等のリスク受容に係る研究(共同研究)

田中 勝*; 五福 明夫*; 石坂 薫*; 佐藤 和彦; 長濱 洋次

JAEA-Research 2014-019, 103 Pages, 2014/12

JAEA-Research-2014-019.pdf:12.1MB

日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センター、岡山大学、鳥取環境大学及び廃棄物工学研究所は、ウラン鉱山の跡措置や産業廃棄物の処分の安全性に係る市民のリスク認知や関係者間の信頼醸成について平成19年度より研究を行っている。平成23年度は、今般の東日本大震災及び東京電力福島第一原子力発電所事故のような大災害が、これまでの調査で得られてきた市民のリスク認知様式に対してどのように影響を及ぼしているかを理解するための調査を実施した。調査は、岡山県下の市民を対象としてアンケートを行い、事故発生前後の結果を比較した。また、災害廃棄物の安全性に係る意識についても別途調査を実施した。調査の結果、ウラン鉱山の跡措置のリスク認知については、放射線への関心や知識、放射線への忌避感、及び情報リテラシーには大きな変化が認められなかった一方で、国や事業主体、科学技術や基準に対する信頼の低下が認められた。災害廃棄物のリスク認知については、多くの市民が災害廃棄物の広域処理の必要性を認識する一方で、放射性物質への懸念も認められた。

報告書

結晶質岩を対象とした長期岩盤挙動評価手法に関する研究; 2013年度(委託研究)

福井 勝則*; 羽柴 公博*; 佐藤 稔紀; 真田 祐幸; 桑原 和道

JAEA-Research 2014-020, 50 Pages, 2014/11

JAEA-Research-2014-020.pdf:2.8MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分時においては、長期にわたる坑道の安定性の評価が要求される。このため、岩石や岩盤の時間依存性挙動を把握することは、坑道の長期安定性を評価する上で重要な課題である。そこで、岩石や岩盤の時間依存性挙動を、精密な試験や観察・計測から直接的に検討する手法(現象論的方法)で解明し、岩盤構造物の長期挙動予測評価手法を開発する研究を行ってきた。本報告書は、2013年度に実施した岩石や岩盤の時間依存性挙動に関する研究をまとめたものである。第1章では、研究内容とその背景を概括した。第2章では、1997年度から16年間継続している田下凝灰岩のクリープ試験結果について報告した。第3章では、結晶質岩の時間依存性挙動把握のためのデータの整理と分析結果について報告し、このデータの利用方法の一つの例として、時間依存性を考慮した岩盤分類について考察した。第4章では原位置試験計画の策定のため、原位置岩盤の数値解析手法の向上に関する検討を行った。

報告書

超深地層研究所計画, 地質・地質構造に関する調査研究; 深度500mステージの地質・地質構造

川本 康司; 窪島 光志*; 村上 裕晃; 石橋 正祐紀; 笹尾 英嗣

JAEA-Research 2014-021, 30 Pages, 2014/11

JAEA-Research-2014-021.pdf:6.79MB

日本原子力研究開発機構では、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を岐阜県瑞浪市において進めている。本計画は、「深部地質環境の調査・解析・評価技術の基盤の整備」及び「深地層における工学技術の基盤の整備」を全体目標として定め、「第1段階:地表からの調査予測研究段階」、「第2段階:研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階:研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなる計画である。現在は、第2段階及び第3段階の調査研究を進めている。そのうち第2段階では、「研究坑道の掘削を伴う調査研究による地質環境モデルの構築及び研究坑道の掘削による深部地質環境の変化の把握」を段階目標の一つとして調査研究を進めている。本報告書では、第2段階での主要課題の一つである地質構造モデル構築作業の一環として、第2段階における地質・地質構造の調査研究結果に基づき、瑞浪超深地層研究所の深度500mステージの坑道掘削範囲で認められた地質・地質構造について取りまとめた。

報告書

硝酸ニトロシルルテニウムの熱分解に伴う揮発性ルテニウム化学種の放出挙動の検討

阿部 仁; 真崎 智郎; 天野 祐希; 内山 軍蔵

JAEA-Research 2014-022, 12 Pages, 2014/11

JAEA-Research-2014-022.pdf:1.03MB

再処理施設における高レベル濃縮廃液の沸騰乾固事故時の安全性評価に資するため、揮発性の観点から公衆への影響が大きいと考えられるRuの放出挙動を検討した。Ruは、主に廃液の乾固の進行に伴って気相中へ放出されることが報告されている。本研究では、廃液の乾固段階におけるRuの放出挙動を把握するため、乾固物中に存在すると予想されるRu硝酸塩の熱分解に伴うRuの放出割合を測定するとともにRuの放出速度定数を導出した。この放出速度定数を用いてRu硝酸塩の昇温に伴うRuの放出速度を計算したところ、模擬廃液を加熱したビーカースケール実験で得られたRuの放出挙動を矛盾なく再現できることを確認した。

報告書

Study on numerical simulation of bubble and dissolved gas behavior in liquid metal flow

伊藤 啓; 田中 正暁; 大野 修司; 大島 宏之

JAEA-Research 2014-023, 34 Pages, 2014/11

JAEA-Research-2014-023.pdf:4.48MB

ナトリウム冷却高速炉の1次冷却系には、気泡もしくは溶存ガスの形態で不活性ガスが存在する。不活性ガスは、炉心反応度擾乱やIHX伝熱性能低下を引き起こす可能性があるため、高速炉の安定運転のためには不活性ガス挙動を調査する必要がある。しかし、不透明な液体金属中の不活性ガス挙動を実験的に調べることは困難であるため、著者らは、炉内における気泡・溶存ガス濃度分布を計算できるプラント挙動解析コードSYRENAを開発している。本研究では、SYRENAコード内で用いているモデルの高度化を行って解析精度の向上を図るとともに、様々な液体金属流れ場中の気泡挙動を解析するために必要となる新たなモデルの開発を行う。開発したモデルの検証としてナトリウム冷却大型高速炉の解析を行い、炉内の複雑な気泡挙動が計算できることを確認する。

報告書

福島第一原子力発電所事故後の汚染地域における外部被ばく線量の決定論的評価手法の開発

高原 省五; 飯島 正史; 嶋田 和真; 串田 輝雄; 白鳥 芳武

JAEA-Research 2014-024, 57 Pages, 2015/01

JAEA-Research-2014-024.pdf:5.49MB

福島第一原子力発電所事故後の汚染地域において代表的個人の外部被ばく線量を決定論的に評価するために、居住地の放射線量率及び生活行動に関する調査を実施するとともに、統計分析を行ってこれらの被ばく要因の統計分布を特定した。居住地の放射線量率は対数正規形で分布していた。また、自宅滞在者、屋内作業者及び屋外作業者の生活行動を調査したところ、屋外での滞在時間の分布形は職業によって異なっており、自宅滞在者及び屋内作業者の屋外滞在時間は対数正規分布、屋外作業者の屋外滞在時間は正規分布形となっていた。これらの被ばく要因と個人線量との関係を分析するために、個人線量の実測値を目的変数とする重回帰分析を実施したところ、汚染の地域差や生活行動の個人差によって生ずるこれら被ばく要因の変動によって個人線量にも統計的に有意な違いが生じていることが明らかになった。被ばく要因の統計情報をもとに、決定論的な線量評価モデルを作成して代表的個人の線量を評価した。評価結果を個人線量の実測値と比較したところ、評価値は実測値の95パーセンタイルよりも高い値となっており評価の保守性を確認することができた。

報告書

EDC試験手法による反応度事故時の燃料被覆管破損に及ぼす水素化物偏在及び2軸応力状態の影響の評価

篠崎 崇; 三原 武; 宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹

JAEA-Research 2014-025, 34 Pages, 2014/12

JAEA-Research-2014-025.pdf:6.05MB

EDC(Expansion-Due-to-Compression)試験は、燃料被覆管の機械特性試験の一手法であり、反応度事故(RIA)時におけるペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)に着目した試験手法である。本研究では、高燃焼度燃料被覆管に見られる"水素化物リム"を模擬するために外周部に水素化物を偏析させた未照射被覆管を使用し、高燃焼度燃料のRIA時に被覆管に負荷される機械的条件を模擬したEDC試験を実施した。試料の水素濃度および偏析した水素化物の厚みが増加すると、試験後試料の周方向残留ひずみが低下する傾向が見られた。また、RIA時に被覆管外面の水素化物に発生するき裂を模擬するため、外面に予き裂を有する被覆管(RAG管)を作製し、この試料を対象としたEDC試験を行った結果、試料の予き裂深さが増加するにつれて破損時の周方向全ひずみが低下する傾向が見られた。さらに、RAG管試料に軸方向引張荷重を負荷することで2軸応力状態とし、EDC試験を実施した。このような2軸応力状態では、単軸引張条件である通常のEDC試験と比較して破損時の周方向全ひずみが低下する傾向が見られた。

報告書

レーザー光と非金属との相互作用に関する基礎研究及び福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた研究計画; コンクリートへのレーザー照射挙動の評価

山田 知典; 村松 壽晴

JAEA-Research 2014-026, 28 Pages, 2015/02

JAEA-Research-2014-026.pdf:18.03MB

コンクリートのような組成不定の不均一複合材料に対する物性-レーザー照射条件-レーザー照射挙動の理解を金属と同レベルに引き上げる一助とするために、コンクリートの主要な構成材料であるモルタルにレーザーを照射した際の挙動を評価した。(1)水セメント比の影響3条件の水セメント比を持つ試験片に対し、5条件のパワー密度、5条件のレーザー照射時間の合計75条件でレーザー照射試験を行った。実施した全ての試験条件でセメント試験片を破砕できることが確認できた。破砕によって生成した照射痕は、同じ照射時間の場合、パワー密度が大きいほど、また同じパワー密度の場合、照射時間が長いほど深くなった。(2)モルタルの種類によるレーザー照射挙動の評価細骨材が互いに異なる3種類のモルタル試験片に対し、固定した条件で、5条件のパワー密度、5条件のレーザー照射時間、合計75条件のレーザー照射試験を行った。実験の結果、レーザー照射によって3種類のモルタルは最終的に全て溶融したが、溶融に必要なパワー密度は細骨材の種類に大きく依存することが分かった。

報告書

結晶質岩を対象とした連成現象が長期挙動におよぼす影響に関する研究; 2013年度(委託研究)

市川 康明*; 木本 和志*; 佐藤 稔紀; 真田 祐幸; 桑原 和道

JAEA-Research 2014-027, 25 Pages, 2015/02

JAEA-Research-2014-027.pdf:16.92MB

岩石や岩盤は、クリープや応力緩和などの時間依存的挙動を示すことが知られており、その性質を把握することは長期の力学的安定性を評価するための重要な課題となる。これまでの研究より、長期挙動に影響をおよぼす力学と化学の連成現象をモデル化・解析する手法を開発することが課題として抽出された。この連成現象にも影響をおよぼすマイクロクラックの評価については、長期岩盤挙動研究において重点的に取組むべき課題でもある。本研究は、結晶質岩のマイクロクラックによる、超音波の散乱減衰挙動を調べるための数値解析および計測技術の開発を行ったものである。数値解析には、FDTD法(時間領域差分法)を用い、二重節点(split node)により、亀裂をモデル化した。開発したシミュレーション手法によって弾性波モデリングの上で有用な知見が得られることが分かった。一方、計測技術の開発である超音波計測では、接触型超音波探触子により入射波を岩石試料中に送信し、受信はニードルハイドロフォンの位置を精密に制御しながら水中で計測を行う水浸法によって行った。その結果、岩石試料中の弾性波の散乱減衰を評価するために有用な情報を取得できることが分かった。

報告書

放射性セシウムの影響を受けた廃棄物由来再生製品の利用に対する線量評価

高井 静霞; 武田 聖司; 木村 英雄

JAEA-Research 2014-028, 13 Pages, 2015/02

JAEA-Research-2014-028.pdf:1.92MB

福島第一原子力発電所事故に伴い大気中に放出された放射性Csによって汚染された可能性のある廃棄物は、物量低減及び資源の有効活用のために可能な範囲で再資源化され再生製品として利用されている。環境省では、流通している廃棄物由来の再生製品に含まれる放射能濃度等の実状を把握するため、再生製品に関する調査を行った。その結果、大部分の再生製品中の放射性セシウム濃度は現行の再生製品中の放射性Cs濃度の基準値100Bq/kgを下回ったものの、一部の再生製品から100Bq/kgを超える濃度が検出された。本研究では、環境省の調査で高い放射性Cs濃度が検出された再生製品を対象に、それらを利用した場合の作業者および公衆に対する線量を評価した。まず、環境省の調査結果に基づき再生製品の利用に伴う被ばく経路およびパラメータを設定し、測定された再生製品中の放射性Cs濃度に基づき各被ばく経路での線量を求めた。導出した線量を線量のめやす値(10$$mu$$Sv/y)と比較した結果、1検体を除く全ての再生製品で被ばく線量は10$$mu$$Sv/y以下を下回り、調査された再生製品の利用に対する安全性が確認された。また、再生アスファルト混合物の1検体に対しては被ばく線量が26$$mu$$Sv/yと10$$mu$$Sv/yを上回ったが、その値はICRP Pub.104が示す些細な線量レベルの範囲内に収まっており、安全性は担保できていると考えられる。

報告書

金属基板スーパーミラーの特性評価

田村 格良; 加島 洋一; 曽山 和彦

JAEA-Research 2014-029, 12 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2014-029.pdf:1.89MB

炉心近傍に設置された中性子導管は、ガラス基板に含まれるホウ素と中性子の(n,$$alpha$$)反応や、$$gamma$$線による励起や電離作用等によって長期間の照射の後に損傷を生じる。本研究では、耐放射線性を有する中性子導管を開発するために、中性子導管を構成する中性子ミラー基板に関してアルミニウムにニッケルを電着した基板を用いて耐放射線性スーパーミラーを試作し、その表面粗さ及び平坦度をZYGO干渉計, X線反射率計及び中性子反射率計を用いて特性評価を行った。その結果、基板の表面粗さ0.2-0.3nm(rms)、m=3スーパーミラーで中性子反射率が76%の非常に高い性能を有していることを確認した。

報告書

概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化,3; NUMO-JAEA共同研究報告書(2013年度)(共同研究)

柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 牧野 仁史; 若杉 圭一郎; 三ツ井 誠一郎; 北村 暁; 吉川 英樹; 小田 治恵; 石寺 孝充; et al.

JAEA-Research 2014-030, 457 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2014-030.pdf:199.23MB

原子力機構(JAEA)がこれまで蓄積してきた技術やノウハウを、原子力発電環境整備機構(NUMO)が今後行う精密調査地区の選定等の処分事業に適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくための具体的な考え方と進め方を策定すること等を目的として、2011年度よりJAEAとNUMOは以下の3つのテーマについて共同研究を進めている。(1)水理の観点からみた母岩の適性を評価する方法に関する検討: 水理地質構造モデル構築手法の事例調査に基づいて、得られた知見を評価ツリーとして整理し、モデルの不確実性やそれらの評価項目への影響等についての検討を行った。(2)シナリオの構築方法に関する検討: 状態設定手順を実務的な観点から、さらに見直すとともに、セメント影響とガラス溶解挙動について、知見の体系的な整理と不確実性の影響について解析的検討を行った。(3)核種移行パラメータの設定方法に関する検討: 母岩の分配係数を対象に、国内外の事例調査をもとに複数の設定手法を整理し、堆積岩及び花崗岩への適用を通じ妥当性や課題を確認した。溶解度について、溶解度制限固相の決定を含む設定手法を検討し、主要核種への適用を通じ妥当性や課題を確認した。

報告書

地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究; 平成25年度成果報告(共同研究)

藤田 朝雄; 棚井 憲治; 中山 雅; 澤田 純之*; 朝野 英一*; 齋藤 雅彦*; 吉野 修*; 小林 正人*

JAEA-Research 2014-031, 44 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2014-031.pdf:16.11MB

原子力機構と、原環センターは、原環センターが受注した「地層処分実規模設備整備事業」の工学技術に関する研究を共同で実施するために、「地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究」に関して、共同研究契約を締結した。本共同研究は、「地層処分実規模設備整備事業」における設備整備のための工学技術に関する研究(調査、設計、製作、解析等)を共同で実施するものである。なお、本共同研究は深地層研究所(仮称)計画(平成10年10月、核燃料サイクル開発機構)に含まれる地層処分研究開発のうち、処分システムの設計・施工技術の開発や安全評価手法の信頼性確認のための研究開発の一環として実施されている。本報告は、上記の共同研究契約に関わる平成25年度の成果についてまとめたものである。具体的成果としては、平成20年度に策定した全体計画に基づき、緩衝材定置試験設備や、実物大の緩衝材及びオーバーパック(模擬)の展示を継続するとともに、緩衝材定置(実証)試験を実施した。また、緩衝材の浸潤試験を継続した。

報告書

核変換を導入した燃料サイクルの多面的評価

西原 健司

JAEA-Research 2014-032, 29 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2014-032.pdf:5.0MB

高速増殖炉もしくは加速器駆動システムを用いた核変換を導入した核燃料サイクルの平衡期におけるマスフロー評価から、環境適合性、経済性、核拡散抵抗性を評価した。いずれの場合も高速増殖炉のみで核変換を実施するシナリオが、加速器駆動システムを組み合わせるシナリオよりも優れていたが、その差は小さいことを明らかにした。

報告書

核変換物理実験施設を用いた炉物理実験による加速器駆動核変換システム炉物理パラメータの不確かさの低減効果

岩元 大樹; 西原 健司; 方野 量太*; 福島 昌宏; 辻本 和文

JAEA-Research 2014-033, 82 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2014-033.pdf:6.53MB

核変換物理実験施設(TEF-P)を用いた炉物理実験による鉛ビスマス冷却型加速器駆動核変換システム(ADS)の炉物理パラメータ(臨界性及び冷却材ボイド反応度)に対する核データに起因する不確かさの低減効果を、炉定数調整法に基づいて評価した。核データライブラリにはJENDL-4.0を使用し、TEF-Pで実施する実験には、ADS実機燃料を模擬したマイナーアクチノイド(MA)燃料(MA重量:約30kg)を装荷した体系及び装荷していない体系のそれぞれに対して臨界性、鉛ボイド反応度、反応率比、サンプル置換反応度、燃料置換反応度の5種類の実験を想定した。解析の結果、TEF-Pで想定する実験をすべて実施することで、ADSの炉物理パラメータに対する不確かさを、臨界性に対して1.0%から0.4%程度に、冷却材ボイド反応度に対して9.4%から4.2%程度に低減できることがわかった。また、ADS臨界性の不確かさ低減に対しては燃料置換反応度が効果的であり、冷却材ボイド反応度の不確かさ低減に対しては鉛ボイド反応度実験が効果的であることがわかった。これらの低減効果は、装荷するMA燃料の組成と物量に大きく依存するが、目的に応じた実験を実施して、これらのデータと既存の炉物理実験データベースを組み合わせることで、炉物理パラメータの不確かさを効率的に低減できることが明らかになった。

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