280076
OGL-1第13次〜第15次燃料体の照射試験
林君夫・沢和弘・白鳥徹雄・菊地啓修・福田幸朔・北島敏雄・伊藤忠春・藁谷兵太
JAERI-Research 2000-001; Jan.2000,116p.

　JMTRに設置された高温・高圧の炉内ガスループOGL-1において照射した第13次〜第15次燃料体の製造，照射及び照射後試験の結果をまとめた．第13次，第15次燃料はHTTR用初装荷仕様燃料であり，前者は製造時破損率を大幅に低下させた高品質燃料，後者はHTTR初装荷燃料と同一の製造装置で製造した燃料である．両者とも，照射中のFPガス放出率，照射後試験結果とも極めて良好であった．第14次燃料は高燃焼度用改良燃料の試作品であり，過渡的昇温後の約1500℃照射中にFPガスのスパイク的放出が検出された．全体としては，第13次〜第15次燃料体のいずれについても，照射中のFPガス放出率，照射後の被覆燃料粒子貫通破損率とも，HTTR初装荷燃料の設計における基準値に比べて十分低い値であり，良好な照射健全性が確認された．

280077
Maxwellian-averaged cross sections calculated from JENDL-3.2
中川庸雄・千葉敏・大崎敏郎*・井頭政之*
JAERI-Research 2000-002; Feb.2000,93p.

　天体核物理の分野での応用のために，評価済み核データライブラリーJENDL-3.2をもとに，中性子捕獲断面積，核分裂断面積，(n,p)反応断面積及び(n,α)反応断面積のマックスウェル平均値を計算した．計算を行った温度(kT)の範囲は，1keVから1MeVである．結果を表で表す．特に中性子捕獲断面積については，ほかの著者による推奨値や最近の測定値との比較をし，軽い核種で大きな差が見つかった．JENDL-3.2は最近の測定データと比較的良く一致しており，軽い核種の領域ではほかの推奨値よりも優れている．

280078
数10MeV領域中性子の平板ファントム内における線量分布に関する研究
中根佳弘
JAERI-Research 2000-003; Feb.2000,110p.

　中高エネルギー粒子場における放射線安全設計を行ううえで2次中性子による線量評価は重要である．本研究は数10MeV領域中性子入射における線量評価手法の確立を目的として，TIARAの40及び65MeV準単色中性子入射における平板ファントム内での中性子束及び線量を測定し，計算結果と比較した．また解析に必要な中性子線源スペクトル及び検出器応答関数を評価した．ファントム内中性子束及び吸収線量計算値は実験値をよく再現し，線量当量においても計算値は実験値をおおむね20%以内で再現したことから，このエネルギー領域における線量評価計算が20%程度の精度で可能であることを明らかにした．また固体飛跡検出器の応答では，開発した応答関数計算コード及び実験の結果から広範な中性子エネルギーに対する応答関数を決定した．

280079
Evaluation of fission cross sections and covariances for ²³³U，²³⁵U，²³⁸U，²³⁹Pu，²⁴⁰Pu，and ²⁴¹Pu
河野俊彦*・松延廣幸*・村田徹*・瑞慶覧篤*・中島豊*・川合将義*・岩本修・柴田恵一・中川庸雄・大沢孝明*・馬場護*・吉田正*
JAERI-Research 2000-004; Feb.2000,76p.

　評価済核データライブラリーJENDL-3.3作成のために，アクチニド核種の核分裂断面積を決定する計算コードSOKを開発した．このコードでは各反応の絶対測定及び相対測定(例えば,Pu-239の核分裂断面積とU-235の核分裂断面積の比)が考慮でき，それらすべてのデータに対する最小自乗フィットにより断面積を求めることができる．今回求めたのはU-233，U-235，U-238，Pu-239，Pu-240及びPu-241の核分裂断面積及びその共分散(誤差)である．本報告書では，評価の手法及び実験値のデータベースについて述べるとともに，得られた結果を評価済データJENDL-3.2及びENDF/B-VIと比較し検討する．

280080
Analysis of chromosome aberation data by hybrid-scale models
I. Indrawati*・熊沢蕃
JAERI-Research 2000-005; Feb.2000,28p.

　線量−反応関係の特性理解及び生物学的線量評価用の校正曲線作成法に役立てるため，染色体異常データの新たな解析法を示す．線形スケールと対数スケールを1つにしたハイブリッドスケールを用いると，通常方眼紙，2種類の片対数方眼紙及び両対数方眼紙を連続的に接続した1つの両混成方眼紙が得られる．この方眼紙を用いると，直線上に並ぶデータ点の傾向から，9種類の線量−反応関係のいずれで適合されるかが知られる．これらの適合モデルを総称してハイブリッドスケールモデルと呼ぶが，本報ではヒトリンパ球の染色体異常データにこれらを適用し，従来モデルの直線−2次式モデルよりもデータへの適合性が勝れていることがわかった．また，直線状校正曲線は推定精度上の利点があるため，これに適したモデルを調べたところ，ハイブリッドハイブリッドモデルがよいことがわかった．

280081
HIP法によるプラズマ対向機器用W-Cu合金接合技術の開発，2; タングステンとアルミナ分散強化銅の接合
斎藤滋・深谷清・石山新太郎・衛藤基邦・秋場真人
JAERI-Research 2000-006; Feb.2000,57p.

　現在，ITER等の大型トカマク炉の設計において，ダイバータ装置のアーマー材としてタングステン合金の適用が検討されており，冷却構造体である銅合金との接合技術を開発する必要がある．われわれは，熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing; HIP)法を用いたタングステンと銅合金の接合技術の開発に着手し，現在までにタングステンと無酸素銅の直接接合は母材強度を達成している．今回はタングステンと，ITERのヒートシンク材候補材であるアルミナ分散強化銅との接合試験を行った．その結果，残留応力や酸化物の形成などの理由により，直接接合は困難であることがわかった．しかし，両者の間に厚さ0.3mm以上の無酸素銅を挟むことで接合に成功した．引っ張り試験の結果，厚さ0.3〜0.5mmでは高温で接合強度が低下するため，厚さ1.0mm以上の無酸素銅間挿材が必要であることがわかった．このときの強度はタングステン/無酸素銅接合体や1000℃で処理した無酸素銅の強度をやや上回ることがわかった．

280082
Estimation of covariances of Cr and Ni neutron nuclear data in JENDL-3.2
柴田恵一・S. Oh*
JAERI-Research 2000-007; Feb.2000,57p.

　JENDL-3.2に収納されている2核種の核データの共分散を推定した．対象となった核種は高速炉の核設計研究で重要な，Cr及びNiである．共分散が求められた物理量は，断面積及び弾性散乱における1次のルジャンドル展開係数である．共分散推定においては，JENDL-3.2の評価に用いたのと同じ方法が用いられた．JENDL-3.2で与えられている反応断面積が実験値をもとに求められた場合は，最小自乗フィッティングコードGMAを用い共分散を推定した．一方，理論計算値の共分散はKALMANシステムにより計算した．ここで得られた共分散データはENDF-6フォーマットでファイル化され，JENDL特殊目的ファイルの1つであるJENDL-3.2共分散ファイルに収納される．

280142
誘導型加速器による大電流電子ビームの発生と伝送
森本巌*・木代純逸*・高山健*・X. Zheng*・前原直・志甫諒
JAERI-Research 2000-008; Feb.2000,59p.

　GW級のFEL発振を行うために，誘導型加速器を用いてkA級電子ビームの発生及び伝送実験を行った．本研究では，カーボン布を用いた冷陰極に1MeV，160nsのパルス高電圧を印加して発生したkA級電子ビームをさらに1MeV追加速し，ビーム損失を抑えて伝送することを目的とした．伝送中の電子ビームはソレノイド磁場を用いて制御した．kA級電子ビームのもつ強い空間電荷効果により，ビームの発散力は大きい．そこでビーム発生部では，EGUNプログラムを用いてビームの発散を抑えた電子銃を設計した．ビーム伝送部では，空間電荷効果を取り込んだプログラムを開発し，ソレノイド磁場によるビーム損失を抑えた伝送を検討した．その結果，電子銃より450Aの電子ビームを引出した．ビーム伝送効率は，1kGの磁場において90%に達し，2MeV，400A，平均ビーム径50mmの電子ビームを伝送することに成功した．

280143
JTMR照射混合窒化物燃料におけるアクチノイド及び核分裂生成物の挙動; 88F-5Aキャプセル
岩井孝・中島邦久・菊地啓修・木村康彦・金井塚文雄・関田憲昭・荒井康夫
JAERI-Research 2000-009; Mar.2000,36p.

　JMTRにおいて最高燃焼度4.1%FIMAまで照射したウラン・プルトニウム混合窒化物燃料中のウラン，プルトニウム及び核分裂生成物の微視的な挙動を調べた．燃料ペレットのX線回折では，燃料マトリクスの格子定数が，照射前に比べて0.1〜0.3%増加していたが，おもに自己照射損傷の蓄積によるものと考えられる．アクチノイド及び核分裂生成物のペレット内の分布は，おおむねペレット内での熱中性子束に依存していたが，Pdについては数μm程度の析出が観察された．燃料と被覆管の境界に，プルトニウムとニッケルを含む介在物が観察され，若干の化学的相互作用が生じた可能性が示唆された．

280144
JMTR照射ウラン・プルトニウム混合窒化物燃料の照射後試験; 89F-3Aキャプセル
岩井孝・中島邦久・菊地啓修・木村康彦・長島久雄・関田憲昭・荒井康夫
JAERI-Research 2000-010; Mar.2000,110p.

　ウラン・プルトニウム混合窒化物ペレットを充填した外径9.4mmのヘリウムボンド型燃料ピン2本を，89F-3Aキャプセルに組み込み，JMTRにおいて最高線出力73kW/mの条件で燃焼度5.5%FIMAまで照射した．約5ヶ月間冷却した後，照射キャプセルを東海研の燃料試験施設へ搬入して，計37項目の非破壊及び破壊試験を実施した．照射後の燃料ピンに有害な欠陥はなく，健全であった．FPガス放出率は約2〜3%と極めて低い値であるとともに，燃料ピンの外径増加率は最大でも約0.4%に留まるという結果を得た．また，ステンレス鋼被覆管内面に有意な腐食は観察されなかった．

280145
熱化学水素製造装置用Fe基及びNi基合金のH ₂O+SO₃環境における高温腐食
倉田有司・鈴木富男・清水三郎
JAERI-Research 2000-011; Mar.2000,56p.

　熱化学水素製造プロセス(ISプロセス)のH₂O+SO₃環境において，容器候補材料の選定に資するため，850℃で1000hまでの腐食試験を行った．この環境における腐食は，腐食膜の形成，剥離，均一腐食，内部酸化と硫化からなる粒界侵食である．耐食性が劣っているのは，SUS304，SUS316，ハステロイC276，優れているのは，2相ステンレスのSUS329J4Lである．そのほかのアロイ800H，ハステロイXRなどは中間の耐食性を示す．FeとCrを含む合金では，多くの場合，酸化膜は外側のFe酸化物，内側のCr酸化物からなる．Sはスケール／金属界面近傍や粒界侵食部に濃縮し，硫化物を形成する．この環境における腐食を粒界侵食深さで整理したとき，粒界侵食深さはほぼ放物線則によって表された．

280211
Fracture mechanics analysis and evaluation for the RPV of chinese Qinshan 300MW NPP under PTS.
He, Y.*・磯崎敏邦
JAERI-Research 2000-012; Mar.2000,58p.

　原子炉圧力容器の想定重大事故のひとつに冷却材喪失(LOCA)があり，その際には，内圧が高い状態でノズルからダウンカマーへと冷却水が注入され，加圧下熱衝撃が生じる．本報は，中国秦山300MW原子力プラント圧力容器に対して想定される小規模LOCA，大規模LOCAの際の加圧下熱衝撃時の破壊力学解析結果をまとめたものである．圧力容器の寿命に対する欠陥の種類や圧力変動の違いの影響を探るため3次元モデルを用い，また応力及び破壊力学解析には弾塑性モデルを用いた．異なるタイプの欠陥及びステンレス肉盛溶接部の影響を種々のPTS変動について調べ，破壊靱性値KICと比較することによりPTS時の破壊評価を行った．

280212
Ti: Sapphireフリーランニングレーザーの発振特性
大図章・西村昭彦・宇佐美力*・的場徹
JAERI-Research 2000-013; Mar.2000,39p.

　次世代の高強度短パルスレーザーとして期待されるYb系固体レーザーの重要な要素技術の一つである励起用光源，フラッシュランプ励起Ti:Sapphire高出力フリーランニングレーザー発振器を開発した．本レーザーには，波長920nm近傍のレーザー光を従来にない長いパルス幅で効率良く高出力かつ高品質で発生させることが要求される．本レーザーの要素技術であるパルス放電，フラッシュランプからの紫外光遮光を最適化し，レーザー発振特性試験を行った．その結果，外径8mmφ，長さ180mmの結晶から波長約800nm及びレーザー繰り返し数0.5Hzで，最高出力6.8J，電源効率0.7%を得ることができた．波長920nmでは，Ybレーザー強励起試験に十分な2J程度を得ることができた．励起用光源の開発の基礎となる設計データ，レーザーのパラメータ依存性及び発振特性について報告する．

280213
非結合型水素モデレータにおけるプリモデレータの拡張効果
原田正英*・勅使河原誠*・甲斐哲也・坂田英明*・渡辺昇*・池田裕二郎
JAERI-Research 2000-014; Mar.2000,40p.

　大強度核破砕中性子源において検討されている非結合型超臨界水素モデレータの高性能化を目指して，核的特性に関する検討を行った．計算には，NMTC/JAERI97コード及びMCNP4Bコードを用いた．計算の結果，平面型のプリモデレータをターゲットとモデレータの間に設置した場合は，中性子強度はプリモデレータ厚さ1.5cmで利得が最大になり，モデレータ内核発熱はプリモデレータ厚さ増加に従って単調に減少するとともに，パルスの時間半値幅はほとんど変わらないことが示された．これは，プリモデレータ導入が，今後の熱中性子モデレータの設計に有効であることを示す．また，プリモデレータをモデレータの周りに巻いて，中性子ビーム引き出し孔側に拡張すると，パルスの時間半値幅はほとんど変わらず，モデレータ内核発熱が軽減されることが示された．さらに，プリモデレータ厚さ1.5cm拡張長さ5cmで最大の中性子強度が得られることが示された．また，プリモデレータの反射体材質依存性として，鉛反射体の方が，ベリリウム反射体より，プリモデレータ効果が大きいことが示された．一方，ポイズンにより中性子特性が向上することが示されたが，MW級に核破砕中性子源では，ポイゾン中での発熱が膨大であることから，その使用は不可能であると結論された．デカップリングエネルギー依存性の計算結果から，デカップリングエネルギー1eVが，モデレータ特性にとって最適であることが示された，モデレータの厚さとモデレータの側面サイズ及び中性子引出し面サイズに関して検討を行った結果，モデレータサイズや中性子ビーム引出し面サイズは，それぞれ12×12×5cm³，10×10cm²が最適であることが示された．以上の結果をもとに，基準非結合型水素モデレータモデルを提案した．

280214
Study on impurity radiation and transport of JT-60U plasmas
石島達夫*
JAERI-Research 2000-015; Mar.2000,94p.

　核融合炉においては，非接触ダイバータが標準シナリオと考えられている．しかしながら，非接触ダイバータの運転領域は不純物が炉心プラズマに混入してしまう局所的に放射損失が高くなる現象(MARFE)に近接しており，MARFEの回避法が課題となっていた．本論文は，分光学的な解析から境界プラズマ層のプラズマ流がダイバータ領域に不純物を留めMARFEを回避するために重要であることを初めて明らかにした．通常のトカマク放電では異常拡散が支配的であり，新古典拡散理論で予測される不純物の選択的な中心への蓄積は観測されない．閉じ込めのよい負磁気Cシア放電においては，電子密度，電子温度，イオン温度が中心領域で増大し，この時，炭素密度及び放射パワーも中心領域で増大していることに着目し，分光学的な計測及び解析を行った．その結果，炭素不純物の増加量は，新古典拡散理論でほぼ説明できることを明らかにした．閉じ込め改善度が高い負磁気シア放電の場合，〜1秒程度の定常維持が続くと中心において不純物が蓄積することにより閉じ込め性能に影響を与える可能性がある．また本研究では炉心のパワーバランスの理解のために重要である放射パワーの解析を行い，不純物と重水素イオンによる制動放射で説明が可能であることを明らかにした．

280146
Analytical evaluation on loss of off-site electric power simulation of the High Temperature Engineering Test Reactor
竹田武司・中川繁昭・橘幸男・高田英治*・國富一彦
JAERI-Research 2000-016; Mar.2000,80p.

　高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験は，高温ガス炉(HTGR)技術基盤の確立と高度化のため1999年9月28日に開始した．出力上昇試験の中で，通常運転(原子炉出力15,30MW)からの商用電源喪失試験が計画されている．そこで，HTTRの商用電源喪失時の原子炉及びプラント過渡挙動の解析評価を行った．なお，本解析評価は，HTGRの性能評価に関するIAEA協力研究計画用ベンチマーク問題として提案されている．本報は，商用電源喪失事象のシナリオ，HTTRの主なコンポーネント及びシステムの概要，詳細な熱及び核データセット，HTGR用プラント動特性解析コードACCORDを用いたベンチマーク問題の事前評価結果を報告するものである．

280147
FCAを用いた窒化物燃料高速炉の模擬実験及び解析
安藤真樹・飯島進・岡嶋成晃・桜井健・大井川宏之
JAERI-Research 2000-017; Mar.2000,36p.

　窒化物燃料高速炉の核特性に対する計算精度評価を目的としてFCAを用いた模擬実験を行った．本研究では，臨界性他の特性量に関してFCAの高速炉標準解析手法を用い標準解を求め，その予測精度について検討した．実験は，1領域炉心であるFCA XIX-2炉心において行った．解析の結果，臨界性(keff)では従来のFCA炉心での解析結果と同程度の予測精度が得られた．Pu燃料板の径方向反応度価値分布では炉心周辺部ほど過大評価となる傾向となった．Naボイド反応度価値の解析では，炉心中心部において約10〜20%の過大評価となり，漏洩項が支配的な炉心周辺部においてC/E値が1に近づいた．輸送補正や非漏洩項の計算精度に問題があると考えられる．

280148
線形誘導加速器に用いる強磁性体の評価
橋本大*・森本巌*・X. Zheng*・前原直・中島充夫*・堀岡一彦*・河野俊之*・志甫諒
JAERI-Research 2000-018; Mar.2000,66p.

　線形誘導加速器では，磁化率の関数として強磁性体コア材のB-H曲線を得ることが重要である．インダクションモジュールのコスト評価のために，薄片の強磁性体，ケイ素鋼板，ファインメットを含むアモルファスを10T/μsまでの磁化率において，高磁化率におけるコア損失の観点からファインメット材が最も優れていることの結論に達した．またコア材のエネルギー損失や熱伝導の評価からファインメットコアでは，1kHzまでの繰返し運転が可能である結論を得た．

280149
JRR-3M冷中性子実験孔C2-3における中性子スペクトル及び中性子束の測定
川端祐司*・海老沢徹*・田崎誠司*・鈴木正年・曽山和彦
JAERI-Research 2000-019; Mar.2000,20p.

　研究用原子炉JRR-3Mでは，従来考えられていた冷中性子よりさらに長波長中性子を利用した新しい実験が提案されるようになってきた．このような傾向に対応するため，より長波長領域までの中性子スペクトル測定及び中性子束測定を冷中性子実験孔(C2-3)において行った．中性子スペクトルは，飛行時間法とθ-2θ法を併用することにより，従来より長波長領域まで大きく延長した波長4.5nmまで測定した．その結果，この範囲では急激なスペクトル変化はなく，この領域の中性子が利用可能であることが確認された．また，金箔放射化法による中性子束絶対測定の結果は2.3×10⁸n/cm²/sとなった．約10年前のJRR-3M建設当時の特性測定の結果と比較すると，測定位置が原因と考えられる以上の差異はなく，経年劣化による影響はほとんどないことが確認された．

280281
TITAN: 要素モンテカルロシミュレーション事故発生頻度解析プログラム
野村靖・玉置等史・金井茂*
JAERI-Research 2000-020; Apr.2000,116p.

　再処理施設のような複雑な機器構成からなるプラントシステムで，機器の故障が発生してから事故に至るまで比較的時間余裕のある状況では，その間の適切な運転員対応等によって事故発生を回避することができる．このような複雑な時間的要素を含む解析モデルに対して，柔軟に対応して事故発生頻度を求めることのできる要素モンテカルロ法シミュレーション解析プログラムTITANを開発した．本報告は，要素モンテカルロ法コードTITANに組込まれた事故発生頻度を求めるための基本的方法について述べ，ひな型モデルの解析を通してTITANの解析精度，解の収束状況，並列化による計算の高速化について記し，さらに，実規模のプラントモデルとしてドイツの再処理施設モデルにおけるレッドオイル爆発事故の解析結果を示した．また，TITANの使用手引書を付録につけた．

280215
ブチルアミン電解基礎試験; ブチルアミン溶媒洗浄剤に対応した電解条件の検討
亀井一成・宝徳忍・朝倉俊英・渡辺眞樹男・内山軍蔵・藤根幸雄
JAERI-Research 2000-021; Mar.2000,29p.

　日本原子力研究所において着手している再処理プロセス高度化研究の一項目として，ソルトフリー技術がある．この技術を適応した溶媒洗浄剤として，ブチルアミン化合物を用いた方法を，過去にプロセス安全研究室で開発した．今回，ブチルアミン洗浄剤開発の一環として，廃棄物発生量低減のための分解基礎試験を行った．分解には，有機物分解で開発実績があり，方法としては一般的かつ簡便である，銀酸化触媒を用いた電解法を検討した．この方法が，ブチルアミン電解に適応できる，硝酸濃度，銀触媒濃度，ブチルアミン濃度，電解電位及び温度の各条件を調査，検討し，電解時に発生する副生成物の有無を調査した．

280351
JAERI's contribution to the IAEA coordinated research programme on ''assuring structural integrity of reactor pressure vessels'' (CRP-IV); Final report (Contract research)
鬼沢邦雄・鈴木雅秀
JAERI-Research 2000-022; May 2000,46p.

　原研では，1997年9月から，｢原子炉圧力容器の健全性確保｣に関するIAEAとの協力研究を開始した．本研究の目的は，小型の破壊靱性試験片から，原子炉圧力容器の健全性解析に有用な破壊靱性評価手法を確立することである．本報告書は，本協力研究の最終報告書として，JRQ及び受託研究で使用している2種類の鋼材に対して実施した中性子照射前後の試験結果をまとめたものである．本研究から，シャルピー型試験片から求めた破壊靱性参照温度T₀は，米国ASTMの推奨温度での試験により，標準1TCT試験片から求めたT₀と良く一致すること，照射後の参照温度T₀は，推奨温度での6〜8本の試験片により求められること，などが明らかとなった．また，逸脱したデータの取り扱いや複数試験温度のデータ解析法などについては，さらなる試験が必要である．

280352
A Spatial discretization of the MHD equations based on the finite volume - spectral method
三好隆博*・NEXTグループ
JAERI-Research 2000-023; May 2000,17p.

　トーラス配位における高βプラズマのダイナミクスに関するMHDシミュレーション研究に向けて，新たに，有限体積−スペクトル法に基づく圧縮性MHD方程式の離散化公式を提出した．本手法では，ポロイダル断面においてセル中心有限体積法を，トロイダル方向の微分演算子に関してはスペクトル法を適用した．ただし，磁場の発散ゼロを数値的に満足し続けるよう，回転演算子のポロイダル成分に関してのみ三角形セル辺の中点に定義した．ここでは，磁場と半径の積が三角形セル内で線形に分布していると仮定した．本離散化により，実形状プラズマのシミュレーションが数値的な特異性なく処理可能になると期待される．

280353
4群群分離プロセスのNUCEF内群分離試験装置によるコールド試験及びセミホット試験
森田泰治・山口五十夫・藤原武・溝口研一*・久保田益充*
JAERI-Research 2000-024; Jun.2000,55p.

　現在開発中の4群群分離プロセスについて，NUCEFのプロセスセル内に設置した群分離試験装置により，模擬高レベル廃液を用いたコールド試験，及び少量の実高レベル廃液とTcを添加した模擬廃液を用いたセミホット試験を実施した．前処理工程，抽出工程，硝酸沈殿工程，活性炭吸着工程及び無機イオン交換体吸着工程の各工程を一連の操作で試験し，Am，Tcを含め各元素はほぼ想定どおり分離されることを確認した．例えば，抽出工程においてAmは，99.99%以上が抽出され，99.92%が抽出溶媒より逆抽出された．脱硝沈殿工程では，Tc沈殿率として96.6%が得られた．以上の試験により，群分離試験装置の元素分離性能を確認することができた．また，実高レベル廃液による群分離試験の結果と比較するためのデータを取得することができる．

280282
低減速スペクトル炉の導入効果に関する分析
立松研二・佐藤治・田中洋司*
JAERI-Research 2000-025; May 2000,74p.

　我が国の長期原子力発電システムに低減速スペクトル炉を導入した場合の影響を，ウラン資源の有効利用の視点から評価した．分析においては，炉型の組み合わせと前提条件の異なる多数のケースを設定し，多様な条件下で低減速スペクトル炉の導入効果を検討するとともに，低減速スペクトル炉の炉心特性と天然ウラン消費量の関係を検討した．その結果，低減速スペクトル炉のプルトニウム所要量と転換比が天然ウラン消費量に大きな影響を与えること，原子力発電規模の伸びが小さい場合には控えめな性能の低減速スペクトル炉でも天然ウラン消費量を低い水準に抑制できるが，多様な将来条件の下で低減速スペクトル炉をFBRの本格的な代替技術として利用するためには，プルトニウム所要量と転換比の改善が必要であることなどが明らかになった．

280421
TCAを用いた低減速スペクトル炉臨界実験計画
嶋田昭一郎*・秋江拓志・須崎武則・大久保努・碓井修二*・白川利久*・岩村公道・久語輝彦・石川信行
JAERI-Research 2000-026; Jun.2000,74p.

　原研では軽水炉技術高度化研究の一環として，ウラン資源の有効利用，プルトニウムの多重サイクル，及び高燃焼度・長期サイクル運転等の広範囲なニーズに対応するため，軽水炉型低減速スペクトル炉を今後のエネルギーシステムの中核と位置づけて研究開発を進めている．低減速スペクトル炉は現在，概念の想像段階にあるが，今後はその成立性につき確認する必要がある．成立性の条件として，まず核設計上の2つの重要な設計要求である，転換比が1.0以上，ボイド係数が負という条件を臨界実験等によって確認する必要がある．そこで，これまでに諸外国及び原研で行われた低減速スペクトル炉に有効と考えられる実験についてレビューし，現在使用可能なデータはほとんど存在せず，新たな臨界実験の必要性を確認して，原研のTCA臨界実験装置を用いたMOX臨界実験を計画した．TCAはタンク型の軽水臨界実験装置である．低減速スペクトル炉の臨界実験のためにはMOX燃料を用意する必要があり，さらにMOX燃料使用のため実験装置の改良が必要である．本レポートは臨界実験の概略計画を立て，予備解析を行い臨界実験に必要なMOX燃料棒数と種類の概略値を求め，またMOX燃料を使用する実験方法について考察して，必要な実験施設の変更に関して検討したものである．

280354
Incident-energy dependence of the fragmentation mechanism reflecting the clustering structure of the ¹⁹B nucleus
竹本宏輝*・堀内昶*・小野章*
JAERI-Research 2000-027; May 2000,28p.

　B(ホウ素)アイソトープは中性子数の増加に伴い，クラスター構造が発達すると理論的に予想されているが，まだ，実験的には確認に至っていない．そこで，反対称化分子動力学を用いて，¹⁹BのHe-Li的なクラスター構造を反映したフラグメント生成機構について調べ，¹⁹Bのクラスター構造を検証する新しい実験的手法を提案するとともに，そのために必要な実験条件を明らかにした．この¹⁹Bのクラスター構造はHeとLiアイソトープの同時生成として，重イオン反応に反映されるが，その反応機構は入射エネルギー依存する．入射エネルギーが35MeV/nucleon前後の¹⁴Nを標的核とした重イオン反応では¹⁹Bのクラスター構造はHeとLiアイソトープへの同時崩壊という形で反映され，入射エネルギーが増加するにつれ，このような反応機構は見られなくなる．このような入射エネルギー依存性は，標的核が及ぼす平均場の効果と二核子衝突の効果の競合によって説明できる．基本的には，標的核からの平均場の効果は¹⁹Bをクラスター崩壊される方向に働き，二核子衝突は¹⁹Bのクラスター構造を壊す方向に働く．また，低エネルギー領域では，¹⁹Bの中性子過剰性のために陽子移行反応を伴った機構が現れるために，Liアイソトープの生成に占める¹⁹BのHeとLiアイソトープへのクラスター崩壊の割合は減少する．したがって，これらの結果から，¹⁹Bのクラスター構造を実験的にHeとLiの同時計測から検証するためには，入射エネルギーが〜30MeV/nucleon，標的核は質量数の大きなものを用いるのが，最適な実験条件であるとの結論に達した．

280422
砂質土壌からのラドン散逸に影響を及ぼす環境因子
小嵐淳*・天野光・安藤麻里子
JAERI-Research 2000-028; Jul.2000,24p.

　H-3，C-14等の放射性ガスの地表循環挙動を解明するために，希ガスであるラドンを用いて，土壌からのガスの湧出挙動を解析した．土壌からのラドン散逸への環境因子の影響を調査するために，日本原子力研究所・東海研究所の砂質土壌で，密閉チェンバー法によるラドン散逸率の連続測定を行った．ラドン散逸率と環境因子の相関解析の結果，土壌表層から20cm程度までの深さの体積含水率が土壌からのラドン散逸率に支配的に影響を及ぼしていることが示され，高含水率でより大きなラドン散逸率の減少を導いた．土壌が乾燥している状態では，大気圧の変化量もラドン散逸との間に負の相関関係が認められ，短時間の気圧の変化は地表面近傍環境におけるガス輸送に影響を与えていることがわかった．また，大気−土壌間の温度差との関連性も見られ，温度勾配によるガス輸送の考慮が必要であることが示された．放射性希ガスであるラドンを対象とした本研究によって，ほかのガス状物質の表層土壌中輸送や地表面における湧出・沈着挙動に関する基礎的な情報が提供された．

290001
核融合動力炉A-SSTR2の物理検討
西尾敏 ; 牛草健吉 ; 植田脩三 ; Polevoi, A.* ; 栗田源一 ; 飛田健次 ; 栗原良一 ; Hu, G.* ; 岡田英俊* ; 村上好樹* ; 安島俊夫* ; 安藤俊就 ; 小原祥裕 ; 西正孝 ; 實川資朗 ; 山田禮司 ; 河村弘 ; 石山新太郎 ; 岡野邦彦* ; 佐藤文武* ; 栗山正明 ; 関泰 ; 菊池満 ; 二宮博正
JAERI-Research 2000-029; Oct.2000,105p.

　本論文は，定常トカマク核融合原型炉SSTR，コンパクトで高出力の改良型定常トカマク動力炉A-SSTR及び環境適合性を高め稼働率向上を目指した大型核融合動力炉DREAM等の設計をベースに，高い経済性，稼働率を有し環境適合性に優れた小型で大出力の高効率核融合動力炉A-SSTR2のプラズマ物理の成立性を論じたものである．JT-60で得られている実験データをもとにこれからの炉心プラズマ研究の進展を予測して，主半径6.2m，小半径1.5mでプラズマ電流が12MAの高磁場トカマクとし，規格化β値4で4GWの核融合出力とした．超伝導コイルは高温超伝導を用いた高磁場コイルとし，最大経験磁場を23Tとした．超伝導マグネット系の簡素化及び強い電磁力支持の観点から，中心ソレノイドコイル無しの設計とするとともに，分解・保守用大型水平ポートを想定して，ポロイダル磁場コイルを装置の上下に6個の設置することとした．このような著しく簡素化されたコイル系で，プラズマの平衡，形状制御性，着火，12MAまでの非誘導電流駆動立ち上げ，ダイバータを検討し，A-SSTR2概念の成立性が明らかにされている．

280491
電子ビーム加熱蒸発ウラン原子ビーム中プラズマの特性
大場弘則・西村昭彦・小倉浩一・柴田猛順
JAERI-Research 2000-030; Aug.2000,17p.

　電子ビーム加熱で生成した原子ビーム中には，蒸発部で発生したプラズマが含まれている．原子法レーザーウラン濃縮では，このプラズマを取除く必要があり，そのためにプラズマの特性を知ることが重要である．本研究では，ウランプラズマの電子温度及びイオンの割合を静電プローブで測定した．電子温度は0.13eVで蒸発面温度に比べ低い値であった．原子ビーム中イオン量の割合は最大で3%以上であった．電子ビーム入力を一定に保ちながら電子ビームの加速電圧を低くした時，加熱用電子ビーム電流が増大し，電子によるウランの電離断面積も大きくなるため，原子ビーム中のイオン量の割合が増加した．このことは，蒸発部生成プラズマは蒸発ウラン原子と加熱用電子ビームとの衝突電離で発生することを示している．

280686
A Global MHD model of the jovian mangetosphere
三好隆博*・草野完也*
JAERI-Research 2000-031; Sep.2000,47p.

　高速回転する磁気圏と高速プラズマ流との非線形相互作用に関する磁気流体力学(MHD)シミュレーションに基づき，新たな大域的木星磁気圏モデルを提案した．特に本研究では，高速プラズマ流の流入境界条件として，惑星間空間磁場(IMF)を含有する．または含有しない定常太陽風を仮定した．シミュレーション結果より，木星磁場圏の大域的磁力線構造は，太陽風と同時に，木星自身の高速自転に大きな影響を受けていることがはっきりしたと示された．また，磁気圏尾部における磁気再結合が，磁気圏内のプラズマ対流構造に大きな影響を与えていることがわかった．これらの構造が，太陽風動圧の強度やIMFの極性など太陽風パラメータのわずかな差異に応答し，定性的にも変化することが明らかになった．

280492
電子ビーム加熱蒸発時の液面くぼみの観測
大場弘則・柴田猛順
JAERI-Research 2000-032; Aug.2000,17p.

　電子ビーム加熱で生成した原子ビームは変動する．原子法レーザー同位体分離や原子衝突実験に原子ビームを用いる時，原子ビーム密度はできるだけ安定していることが望ましい．原子ビーム変動の要因を調べるため，CCDカメラを用いた三角測量法で，ガドリニウム，セリウム及び銅蒸発面のくぼみ深さを測定した．蒸気圧と液面の静水圧との釣り合いから推定したくぼみ深さは測定値と一致した．また，3〜4mmのくぼみが形成されると，原子ビームの周期的な変動が始まることがわかった．

280493
電子ビーム加熱で生成したウラン原子の準安定準位分布
大場弘則・西村昭彦・小倉浩一・柴田猛順
JAERI-Research 2000-033; Aug.2000,17p.

　原子法レーザーウラン濃縮では，電子ビーム加熱で生成したウラン原子にレーザー光を照射し，²³⁵Uのみをイオン化して回収する．電子ビーム加熱でウランを蒸発させると熱励起や電子ビームによる励起で蒸発原子が上準位に多く分布する可能性があり，準位分布はレーザー分離の対象となる原子密度を知るうえで重要である．ここではレーザー誘起蛍光法でウラン原子の準安定準位密度を測定した．準位密度分布から求めた原子励起温度は推定蒸発面温度(〜3000K)より低く，蒸発量を増加させるとともに2000K程度まで低下し，蒸発した原子のほとんどが基底準位及び下準位に分布することがわかった．

280494
Development of simplified evaluation models for the first power peak during a criticality accident and its verificatin by the TRACE code simulated results based on CRAC experimental data
野村靖・崎野孝夫*・Nikolaevna, S. O.*
JAERI-Research 2000-034; Jul.2000,95p.

　溶液燃料を扱う再処理施設等における万一の臨界事故発生においては，第1出力ピークの発生を把えて，警報発報により従事者の速やかな待避を促して事故による被ばくを最小限に抑える必要がある．本報告では，臨界警報装置の設計・設置に役立てるため，事故時に予測される第1出力ピークの大きさ，及び放出エネルギーを簡易に評価できるモデルを開発したので，その内容を述べる．また，フランスで公開されたCRAC過渡臨界実験データをもとに，過渡臨界解析コードTRACEを用いたシミュレーション結果により，簡易評価モデルの妥当性を検証したので，その結果について述べる．

280616
低減速スペクトル炉心の研究; 平成10〜11年度(共同研究)
将来型炉研究グループ・炉物理研究グループ・熱流体研究グループ
JAERI-Research 2000-035; Sep.2000,316p.

　原研と原電は，低減速スペクトル炉心に関する主要な特性を評価するとともに同炉心に関する基礎基盤的研究を実施することを目的に，平成10年度より共同研究｢低減速スペクトル炉心の研究｣を開始，平成11年度に第1フェーズの研究を終了した．炉心概念の検討では，高転換比，長期サイクル運転あるいはプルトニウムの多重リサイクルが可能な炉心として，BMW型炉心3炉心，PWR型2炉心の概念を構築した．核計算手法の研究では，モジュラー型核熱結合炉心解析コードシステムの開発，及びモンテカルロ摂動計算手法の高精度化を行った．熱水力設計手法の研究では，炉心の熱工学的成立性を評価した．また，臨界実験の予備調査として，燃料棒本数，プルトニウム富化度等の概略値を求めるとともに，実験施設の改造方法を検討した．

280687
核融合実験炉におけるECHランチャーの中性子遮蔽概念設計
高橋幸司・今井剛・毛利憲介*・森清治*・野本恭信*
JAERI-Research 2000-036; Sep.2000,26p.

　核融合実験炉における電子サイクロトロン波加熱／電流駆動(ECH/ECCD)ランチャーの中性子遮蔽に主眼を置いた概念設計について述べる．1ポートあたり20〜25MWのEC波が入射可能で，超伝導コイルや真空窓(ECHトーラス窓)を中性子線などの放射線による損傷から保護する遮蔽性能を有することが必要である．それらの条件を満たすようなECHランチャー用ブランケットや導波管束，遮蔽体の概念設計検討を行うとともに，その概念設計検討をもとに2次元の遮蔽解析を行い，ECHランチャー詳細設計のための有効な設計指針を得た．

290002
JT-60Uにおける高密度ELMy Hモードプラズマの閉じ込め劣化
浦野創* ; 鎌田裕 ; 白井浩 ; 滝塚知典 ; 井手俊介 ; 藤田隆明 ; 福田武司
JAERI-Research 2000-037; Oct.2000,38p.

　JT-60UのHモードプラズマをコア部及びペデスタル部に分離することによって，密度の増加による熱エネルギー閉じ込め性能低下の支配的な要因を解析した．ペデスタル部の熱エネルギーは，タイプIのELMの制約によって，密度に対してほぼ一定に保たれるが，コア部の熱エネルギーもほぼ一定で変化しない傾向が認められた．オフセット非線形比例則に基づく閉じ込め改善度を評価したところ，MHD不安定性で決まるペデスタル部に比べてジャイロボーム的輸送で支配されるコア部の性能低下が著しいことがわかった．高密度領域では，ペデスタル肩の温度の低下に伴って，コア部の実効的熱拡散係数が増加する傾向が見られた．高βpHモードでは，内部輸送障壁形成によりコア部のエネルギーが増加するが，同時に周辺部安定性が改善され，ペデスタル部のエネルギーも増加した．

280761
吸着及び触媒酸化法による群分離試験廃液からの放射性核種の除去
山岸功 ; 山口五十夫 ; 久保田益充*
JAERI-Research 2000-038; Sep.2000,40p.

　実高レベル廃液の群分離試験の際に発生した放射性廃液からの放射性核種除去技術を開発し，実際の廃液に適用した．高硝酸濃度廃液については，脱硝せずに直接中和処理することにより処理期間を短縮し，フェロシアン化物及びチタン酸によりCs及びSrを選択的に吸着できたので二次廃棄物発生量も低減した．これまで処理手段がなかった錯形成剤含有廃液についても，白金触媒共存下で錯形成剤(DTPA)を酸化分解することにより，錯形成核種を沈殿として除去できることを明らかにした．これらの技術で除去困難な核種はSb-125及びCo-60であったが，試作したTi基材の交換体を用いることにより，4000以上の除染係数でSbを除去することができた．

280688
RI・研究所等廃棄物にかかわる統合化処分システムについて
萩原茂*・坂本義昭・武部愼一・奥田勝三*・小川弘道
JAERI-Research 2000-039; Sep.2000,119p.

　RI・研究所等廃棄物の処分は，その放射能濃度に応じて，素堀り処分・コンクリートビット処分・地下深部埋設処分に区分することが考えられている．これまで，これらの処分は個別のサイトで，それぞれの安全評価などが進められている．しかし，我が国では処分場立地の困難さがあり，限られた処分サイトを有効に活用する方法として，同一平面内でこれらの処分システムを立体的に配置する統合化処分システムについて検討を行った．ここでは，この統合化処分システムについて，新第三紀以降に形成された堆積岩中への処分場建設を想定し，岩盤力学的な観点から処分場の概念設計，及びその結果に基づく建設費の算定を行った．これらの結果から，新第三紀以降に形成された堆積岩において，地上に素堀り処分場・地下50m付近に地下空洞式浅地中埋設処分場・地下100mまたは200mに地下深部埋設処分場を，立体的に設置することは十分に可能であることがわかった．また，処分場建設の観点からは，国内における処分場用地取得の困難さを考慮すると，必要な用地面積が個別処分場の設置に比べ半分でよいことからも，統合化処分システムは有効であると推察された．

280617
Critical and subcritical masses of curium-245, -246 and -247 calculated with a combination of MCNP4A code and JENDL-3.2 library
奥野浩・川崎弘光*
JAERI-Research 2000-040; Sep.2000,44p.

　キュリウム同位体3核種(²⁴⁵Cm,²⁴⁶Cm及び²⁴⁷Cm)の臨界質量を日本の評価済核データライブラリのJENDL-3.2と連続エネルギーモンテカルロ中性子輸送計算コードMCNP4Aとを用いて算出した．中性子増倍率k_eff=0.9及び0.8に対する質量も同様な方法で算出した．30cm厚さのステンレス鋼を反射体とする²⁴⁶Cm金属及び²⁴⁶CmO₂-H₂Oの未臨界質量(k_eff=0.9に対応)は，それぞれ25.2及び41.8kgと計算された．²⁴⁵Cmの最小臨界質量として，微粒状²⁴⁵Cm金属と水の均質混合球状体系で十分な厚さの水反射体に囲まれた場合に65.6gとの結果を得た．²⁴⁷Cmの対応量は2.19kgと求められた．参考までに²⁴⁵Cm，²⁴⁶Cm及び²⁴⁷Cmの裸の金属体系で，評価済核データライブラリをJENDL-3.2からENDF/B-VIに置き換えて臨界質量を計算したところ，対応量はそれぞれ23%，45%及び2%だけ小さくなり，核データライブラリの依存性が大きいことがわかった．本報告書は，米国原子力学会基準ANSI/ANS-8.15(特別なアクチニド核種の臨界管理)改訂のため準備した．

280618
OECD/NEA burnup credit criticality benchmarks phase IIIA; Criticality calculations of BWR spent fuel assemblies in storage and transport
奥野浩・内藤俶孝*・安藤良平*
JAERI-Research 2000-041; Sep.2000,179p.

　この報告書は，経済開発機構原子力機関(OECD/NEA)の後援の下に燃焼度クレジット臨界計算ワーキンググループで実施されたベンチマーク問題IIIAの最終結果を示す．ベンチマーク問題は，1層の沸騰水型原子炉使用済燃料集合体配列モデルの中性子増倍率(k_eff)に対する，現行の計算コード及びデータ・ライブラリの組み合わせが持つ予測能力を確認することを意図している．全部で22題のk_effを計算するベンチマーク問題を提案している．以下のパラメタの効果を検討する:冷却期間，FP核種考慮の有無，軸方向燃焼度分布考慮の有無，燃焼時の軸方向ボイド率分布または一定ボイド率の考慮．22題のうち5題の問題については，軸方向の核分裂割合の分布も要求している．9か国からなる17機関の寄与により，21組の結果を提示している．参加者により計算されたk_eff値の平均値からの相対的な広がりは，ほぼ±1%δk/kの幅に収まっている．また，核分裂割合分布計算値の平均からのずれは，多くの場合において±5パーセントの範囲内にあるとの結果を得ている．

290003
格子ガス気液モデルを用いた外力場中における液滴変形に関する研究
海老原健一 ; 渡辺正
JAERI-Research 2000-042; Oct.2000,43p.

　格子ガス気液モデルは，格子ガスに粒子間の長距離相互作用を付加することにより，粒子的手法を用いて一成分二相流体をシミュレーションすることができるモデルである．今回は，このモデルを用いて，重力を想定した外力場中での液滴の変形について調べたことを報告する．この気液モデルには，付加する長距離相互作用の種類によって，maximalモデルとminimalモデルの2つのタイプのモデルがあり，maximalモデルによってシミュレーションされた液滴の変形は，minimalモデルによるそれより，実験で得られる液滴の変形に近いことが観察された．

290004
瞬時計測型流路断面平均ボイド率計の開発
渡辺博典 ; 井口正 ; 木村守 ; 安濃田良成
JAERI-Research 2000-043; Nov.2000,77p.

　筆者らは核熱結合を模擬したBWR熱流動安定性試験を実施している．この試験では高温高圧条件下でのロッドバンドル内気液二相流平均ボイド率を瞬時に計測することが必要である．しかしながら，これらの条件を満たす実用的なボイド率計が見あたらなかった．そこで新たに実用的なコンダクタンス型ボイド率計を開発した．本ボイド率計では，流路内の二相流ボイド率と二相流電気伝導度との相関関係を利用し，流路断面平均ボイド率の非定常計測を行う．本ボイド率計では，金属製流路容器自体を一方の電極とし，流路中心に設置した中心電極(L型線電極)を他方の電極とし，両電極間の電流を計測する．この電極配置により模擬燃料棒のような金属製内装物のある複雑な流路でも流路内の断面平均ボイド率を瞬時に計測することが可能になった．本ボイド率計を用いて，空気・水2相流による校正試験を行った結果，ボイド率αは電流比I/I₀(I₀は,満水時の電流)を用いて，α=1-I/I₀で近似できることがわかった．この関係は，ボイド率が0%〜70%の広い範囲で成立した．両者の差は最大で約10%であった．この差の理由は，ボイド分布や中心電極が気泡で覆われることによる電気的絶縁などによる．本ボイド率計は構造・原理ともに簡明なため，多くの気液二相流研究に適用が可能である．

290005
ITER用トリチウム貯蔵ベッドからのトリチウム透過量評価
中村博文 ; 林巧 ; 鈴木卓美 ; 吉田浩* ; 西正孝
JAERI-Research 2000-044; Oct.2000,24p.

　通気式熱量計測型トリチウム貯蔵ベッドからのトリチウム透過を，国際熱核融合炉(ITER)で現在提案されている運転モードについて計算・評価した．評価の結果，合理化に伴って新たに提案されている運転モードでは，最もトリチウム透過が大きいと考えられる条件下での評価において従来の運転方法に比べ，積算透過率が約2倍となるとの結果を得た．しかし，透過するトリチウム量としてはITERでの計量管理制度の範囲内であることを確認した．一方，トリチウムの安全管理や通気式計量ベッドの性能維持の観点からは，熱量測定と真空断熱性能維持のために，適切なトリチウムの処理が必要であることが示唆された．さらに，構成材料をステンレス鋼から銅に変えることにより，透過量低減が図られる可能性が示唆された．

280689
Mg, Mg-NbおよびTi添加UO₂の高燃焼度照射挙動
白鳥徹雄・芹澤弘幸・福田幸朔・藤野威男*・佐藤修彰*・山田耕太*
JAERI-Research 2000-045; Sep.2000,74p.

　軽水炉燃料の高燃焼度におけるスエリングやFPガス放出の増加等を抑制する目的で，添加物入りUO₂燃料を試作し，その照射挙動を調べた．添加物は，Mg，Mg-Nb，Tiの3種で，比較観察用の無添加UO₂とともにJRR-3Mにおいて1000℃以下の温度と最高94GWd/tまでの燃焼度の条件でキャプセル照射した．照射後試験として，試料の外観観察，形状・密度変化測定，熱拡散率測定，光学顕微鏡及びEPMAによる観察と分析を行った．その結果，通常の無添加UO₂に対して添加物入りUO₂の顕著な影響はみられなかったが，スエリング率，熱伝導率，組織変化に関する高燃焼度特性の貴重なデータを得た．

290006
水素添加ジルカロイ−4燃料被覆管の620Kにおける高速加圧バースト試験
永瀬文久 ; 大友隆 ; 上塚寛
JAERI-Research 2000-046; Dec.2000,31p.

　RIA条件下における高燃焼度燃料棒の破損挙動を調べるために，水素を添加した被覆管に対する高速加圧バースト試験を620Kで実施した．本試験は，NSRRパルス照射時に高燃焼度燃料棒で生じる急激なPCMIを模擬するものである．水素濃度と半径方向の水素化物分布を変えた非照射Zry-4管を，最大加圧速度0.2MPa/msで加圧し破裂させた．試験の結果，被覆管は昇圧開始後400ms以内に破裂した．高燃焼度燃料被覆管を模擬し被覆管外面に水素化物を集積させた被覆管は，試験の比較的早い段階に破裂し，破裂圧力は相対的に低下した．また，水素化物集積する領域の厚さが100μmを超える被覆管では，周方向残留ひずみは非常に小さく，1.1〜2.8%であった．本試験の結果は，620Kにおいても，被覆管外面への水素化物集積が，パルス照射時の高燃焼度燃料棒の破損挙動に重要な役割を果たすことを示している．

290007
軽水炉圧力容器用ステンレス肉盛クラッドの残留応力と経年劣化評価(受託研究)
西山裕孝 ; 鬼沢邦雄 ; 出井義男 ; 鈴木雅秀
JAERI-Research 2000-047; Oct.2000,32p.

　軽水炉圧力容器内面のステンレス肉盛クラッドに用いられている代表的な2種類の溶接方法，すなわち，エレクトロスラグ溶接(ESW)，サブマージドアーク(SAWM)によってクラッド供試材を製作し，溶接残留応力分布を明らかにするとともに，クラッド材の熱時効及び中性子照射脆化について評価した．クラッド部には降伏応力に達する程度の引張応力，母材溶接熱影響部に圧縮応力が存在することが明らかとなった．400℃×10000hの熱時効においては，ESW，SAWMクラッド材とも降伏応力の上昇，延性脆性遷移温度(DBTT)の高温側へのシフト及び上部棚吸収エネルギー(USE)の低下が生じた．290℃，1.2〜1.5×10¹⁹n/cm²(E>1MeV)の中性子照射によっても同様な変化を示した．これらの変化は，ESW，SAWMともほぼ同程度であったが，初期値についてはESWの方がDBTTが低くUSEが高かった．また，クラッド材と母材の中性子照射によるDBTTシフトを比較した場合，クラッド材のシフト量は母材に比べて小さいという結果が得られた．

290008
NSRR実験用照射済BWR燃料の燃焼特性及びパルス照射時の発熱量評価
中村武彦 ; 高橋正人* ; 吉永真希夫
JAERI-Research 2000-048; Nov.2000,77p.

　NSRRでは照射済燃料を用いたパルス照射実験により，燃焼の進んだ燃料の反応度事故時挙動を調べている．反応度事故の大きさはパルス状の出力上昇によって燃料に付与される発熱量あるいはピーク燃料エンタルピで示される．照射済燃料の場合，燃焼度に応じて残留核分裂性物質の量及び中性子吸収体として働く核分裂生成物(FP)の量及びその分布が変化するため，炉出力と発熱量の関係は燃焼度，濃縮度等によって異なる．特に低濃縮の発電用燃料の場合，定常照射中の中性子スペクトルの違いが核分裂性物質の大部分を占めるプルトニウム(Pu)の生成量に影響するため燃焼挙動は複雑で，その評価は特に重要である．本研究では，NSRR照射済BWR燃料実験に用いた燃料を対象にORIGEN2，RODBURN，SWATの3種のコードによる燃焼計算結果を実測した組成と比較し，計算の妥当性を検討した．さらに，得られた組成を用いてNSRRパルス照射時の発熱量を計算し，FP測定により実験的に評価した値と比較検討した．この結果，ボイド率の違いによる中性子スペクトルの変化が，燃焼及びPuの生成に大きく影響し，その結果NSRR実験での発熱量を変化させることを示した．また，ボイド率等を適正に評価することにより，発熱量を実験評価上十分な精度で評価できることを明らかにした．本研究では，実験上重要であるが実測が困難な半径方向の出力分布，FP生成量の分布等が評価され，燃焼特性及びFPガス放出挙動を評価するうえで重要な知見が得られた．

290009
OSCAAR calculations for the handford dose reconstruction scenario of BIOMASS thema 2
本間俊充 ; 井上佳久* ; 富田賢一*
JAERI-Research 2000-049; Oct.2000,101p.

　本報告書は，日本原子力研究所で開発した事故影響評価コードOSCAARを国際原子力機関が主催するBIOMASS計画テーマ2のハンフォード線量再構築シナリオに適用した結果を記載したものである．このシナリオは米国ハンフォードのピュレックス化学分離施設で1963年9月2〜5日に起きた¹³¹Iの大気中への事故的放出に関係するものである．この解析によって，OSCAARで用いている¹³¹Iの大気中拡散・沈着及び食物連鎖移行モデルを実測データを用いて検証した．排気筒高さの気象データ及び周辺地上観測所のデータを内挿して得られた風速場から計算された大気拡散・沈着の結果は一部，予測性能に限界があったが，OSCAARの食物連鎖移行モデルは比較的，精度のよい評価が可能であった，また，モンテ・カルロ法に基づくOSCAARに結合された不確実さ・感度解析手法は，このシナリオ計算を通して機能が確認され，事故影響評価に最も重要な影響を与えるパラメータの決定に有用であった．

290010
BWR燃料及び模擬燃料の熱容量及び熱的時定数の比較
井口正
JAERI-Research 2000-050; Sep.2000,107p.

　BWR燃料と模擬燃料の伝熱特性，特に熱容量及び熱的時定数を検討した．BWR燃料からの単位長さあたりの熱容量cpρA(kJ/mK)は，300℃から800℃の範囲では，0.34kJ/mKから0.36kJ/mKの範囲にあると見積もられる．模擬燃料の熱容量は，製作上のばらつきの影響，高さ位置の違いの影響は小さく，温度が高いほど大きい．異常時炉心伝熱試験の模擬燃料の熱容量は，600Kで約0.38kJ/mKとなり，この値は実機平均値(0.35kJ/mK)の+9%である．一方，核熱結合試験の模擬燃料の熱容量は，600Kで約0.42kJ/mKとなり，この値は実機平均値の+20%である．熱的時定数は，表面熱伝達率，熱拡散率，ギャップコンダクタンスに関係する．表面熱伝達率が小さい場合，表面熱伝達が伝熱を支配し，熱的時定数は表面熱伝達率に関係する．表面熱伝達率が大きい場合，内部熱伝導が伝熱を支配し，熱的時定数は熱拡散率に関係する．前者の場合，1点近似モデルが成立し，時定数は表面熱伝達率に反比例する．この場合，表面熱伝達率が1kW/m²Kのとき，BWR燃料，模擬燃料の熱的時定数はそれぞれ約10s，約13sと見積もられた．一方，後者の場合，時定数は表面熱伝達率にかかわらず，熱拡散率に逆比例する一定値に漸近する．この場合，BWR燃料では約5s，模擬燃料では1s以下と見積もられた．ギャップコンダクタンスが小さくなると，ギャップ部の伝熱が支配的になり，この場合熱的時定数はギャップコンダクタンスに関係する．

290162
Ultrafast, ultrahigh-peak power Ti:sapphire laser system
山川考一 ; 青山誠* ; 松岡伸一* ; 赤羽温 ; 加瀬貞二* ; 中野文彦* ; 匂坂明人*
JAERI-Research 2000-051; Jan.2001,43p.

　われわれは，100TW，20fsチタンサファイアレーザーシステムをペタワットパワーレベルにするための最近の発展的開発について述べる．また，このような極短パルス高ピークパワーレーザーのコントラストや時間的，空間的な位相等のパルス特性評価技術についても述べる．レーザー光の位相とパルス波形をSHG-FROGにより評価した．その結果，パルス幅20fsにおいて高次の位相分散を含んでいることが判明した．さらに，2次と4次の分散項をバランスさせることで，位相の最適化が可能であることがわかった．またパルスコントラストを高ダイナミックレンジ相互相関法により測定した結果，コントラスト比が1:10^-6であることが判明した．これは，増幅過程におけるASEの影響によると考えられる．

290163
地層中における地下水の移行性と放射性核種の移行挙動; カナダ原子力公社との協力研究の成果
小川弘道 ; 長尾誠也 ; 山口徹治 ; 向井雅之 ; 宗像雅広 ; 坂本義昭 ; 中山真一 ; 武田聖司 ; 木村英雄 ; 熊田政弘 ; 村岡進
JAERI-Research 2000-052; Jan.2001,101p.

　カナダ原子力公社はURLと名付けられた地下研究施設を運営する世界でも有数の原子力研究機関である．日本原子力研究所は，我が国の高レベル放射性廃棄物地層処分の安全評価手法確立に寄与するために平成6年3月から平成10年9月までの期間にわたり，上記の施設での研究を中心にカナダ原子力公社と協力研究を実施した．本協力研究協定では，(1)URLにおける原位置条件下での亀裂媒体における核種移行実験，(2)URL及び浅地中の地下水を対象にした地下水中の溶存有機物の影響評価研究，(3)環境同位体による広域な地下水流動の研究，(4)地下水の流れ及び核種移行のモデル化に関する研究も平行して進めた．本報告書は，4年半にわたる協力研究協定の成果概要をとりまとめたものである．

290011
Numerical analysis of optimum ECCD for localized driven curent profile in a tokamak plasma
濱松清隆 ; 福山淳*
JAERI-Research 2000-053; Nov.2000,13p.

　標的磁気面に局在する電流を駆動するための最適化された電子サイクロトロン波の入射条件を数値解析により求めた．ここでは，O−モード基本波が低磁場側から入射される場合を解析した．波動入射条件は波動の入射方向と入射位置そして周波数により決定される．赤道面から入射される波の入射方向をトロイダル方向とポロイダル方向の両方向にスキャンして最適入射方向を解析した．光線が磁気面と接する位置で電流が駆動される(接線共鳴)時，ドップラー効果による電流の広がりが著しく抑制されることを示した．ビーム入射位置と波動周波数に対する，接線共鳴による駆動電流の依存性を解析し，最適な入射位置と最適な波動周波数を示した．さらに，電子温度に対する接線共鳴入射条件の依存性が弱いことを示した．

290262
ECH装置CVDダイアモンド真空窓の応力解析
高橋幸司 ; 小松崎学*
JAERI-Research 2000-054; Mar.2001,23p.

　核融合実験炉に必要とされる電子サイクロトロン波加熱(ECH)装置の伝送系・結合系において，ECH装置の真空隔壁として使用する化学気相成長(CVD)ダイアモンド真空窓(トーラス窓)の応力解析を行った．ABAQUSコードによる解析結果は，ダイアモンド窓の圧力試験結果と良い一致を示し， 実機サイズとほぼ同等となる有効径70mm，厚さ2.25mmの窓は，1.45MPa(14.5気圧)の圧力まで耐えうることが判明した．また，真空あるいは安全隔壁としてのダイアモンド窓の設計指針を得た．

290012
高性能被覆管材料選定のための金属−水素相互作用の基礎的検討
小河浩晃* ; 佐分利禎* ; 木内清
JAERI-Research 2000-055; Nov.2000,57p.

　本研究では，水素脆性に対する抵抗性の高い被覆管やライナー材選定の観点から，代表的な金属材料と水素の相互作用に関する基礎検討を行った．その抵抗性は，実用温度での水素の溶解度に依存する．水素の溶解度は，hcp<fcc<bccのように結晶構造に大きく依存し，拡散係数とも相互関係を有することがわかった．高純度の高融点金属では，bcc系金属の方がhcp系よりも水素脆性に対する高い抵抗性が期待される．fcc金属材料では，水素圧力と温度に依存した統計熱力学的な溶解挙動を示す．しかし，最大溶解度がbcc系金属と比較して低く，過剰な水素が格子欠陥にトラップされる．熱中性子断面積の低いNbは，核変換反応により多量の水素を生成しやすいオーステナイト合金等の被覆管材の水素脆性防止用ライナー材として有用と考えられる．

290081
金属細線を挿入した多孔性流路の伝熱促進
武田哲明
JAERI-Research 2000-056; Dec.2000,27p.

　本研究では，金属細線を挿入した高多孔性流路の伝熱及び圧力損失特性を調べることが目的である．ここでは，鉛直正方形流路と水平円管流路を用いて実験を行い，流路内に銅線を挿入した場合の熱伝達特性について調べた．実験の結果，流路内に銅線を挿入すると除熱量は増大し，除熱量増大の効果は加熱壁の温度上昇に伴い増大した．空隙率が0.993〜0.998の範囲で銅線を挿入した正方形流路及び円管流路では，壁温度が170℃以下の一定熱流束条件下において，滑らかな伝熱面流路の場合に比べて約20%程度の伝熱促進効果があった．

290164
水素同位体の金属中相互透過に関する研究; インコネル600における水素と重水素の相互透過
武田哲明 ; 岩月仁*
JAERI-Research 2000-057; Jan.2001,17p.

　高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する水素製造システムでは，中間熱交換器や水蒸気改質器に使用される高温耐熱合金の水素同位体透過が重要な問題となる．本研究では水素と重水素の相互透過過程が金属管を透過する重水素量に及ぼす影響を調べることが目的である．実験の結果，相互透過における重水素透過量は重水素が単独で透過する場合に比べて減少した．また管外の水素分圧の増大に伴い，重水素透過率は減少した．同位体HDの生成と金属表面での原子分率を考慮した計算モデルを用いて重水素透過量を定量的に予測することができた．

290165
天然ガスの二酸化炭素改質反応に関する研究
大橋弘史 ; 榊明裕* ; 稲垣嘉之
JAERI-Research 2000-058; Jan.2001,64p.

　天然ガスの二酸化炭素改質反応(CO₂改質反応)は，液体燃料合成プロセスやメタノール合成の原料に適した合成ガス(一酸化炭素と水素)製造プロセス，温室効果ガスである二酸化炭素をエネルギーとして価値のある物質に変換する環境負荷低減技術等として注目されている．原研においても，水蒸気改質反応の応用技術として，HTTR水素製造システムを1/30スケールで模擬した炉外技術開発試験装置を用いた試験の実施を検討している．そこで，本研究では，CO₂改質反応及び二酸化炭素と水蒸気を同時に供給しCO₂改質反応と水蒸気改質反応を組み合わせた場合について，数値解析による改質器性能解析を行い，圧力，温度，原料ガス組成，触媒活性の転化率，生成ガス組成，Heガス熱消費量等に対する影響及び触媒失活，触媒管閉塞の原因となる炭素析出の可能性を明らかにした．

290166
OSCAAR calculations for the Iput dose reconstruction scenario of BIOMASS theme 2
本間俊充 ; 松永武
JAERI-Research 2000-059; Jan.2001,63p.

　本研究書は，日本原子力研究所で開発した事故影響評価コードOSCAARを国際原子力機関が主催するBIOMASS計画テーマ2イプート線量再構築シナリオに適用した結果を記載したものである．このシナリオはチェルノブイル事故で高汚染したロシアのブリアンスク地域の河川流域と農作地帯における¹³⁷Csの汚染を扱ったものである．このシナリオ解析は，OSCAARの長期被曝経路モデルの実測データによる検証及び各評価モデルに関連した不確実さの主たる要因の同定に用いられた．OSCAARの長期被曝経路モデルは，回答を求められた多くの農作物あるいは自然食品中の10年間にわたる¹³⁷Cs濃度の再評価に大方成功した．しかしながら，¹³⁷Csの土壌下方への移行のモデル化は依然として十分ではなく，長期の食物汚染の予測には，植物が利用可能な形態の土壌セシウムの時間変化を予測するより詳細なモデルが必要である．

290167
軽水炉モデルプラントの広範な事故シナリオに対する環境影響評価
本間俊充 ; 石川淳 ; 富田賢一* ; 村松健
JAERI-Research 2000-060; Dec.2000,80p.

　日本原子力研究所(原研)で実施した軽水炉モデルプラントの内的事象に関するレベル2PSAから得られたソースタームを用いて，モデルサイトの周辺公衆に対する健康影響を評価した．本評価では，代表的な5つの炉心損傷事故シーケンスそれぞれについて，ソースタームに著しく大きな影響を及ぼす4つの格納容器破損シナリオ(ドライウェル過圧破損，ウエットウェル過圧破損，格納容器ベントによる管理放出，格納容器スプレーによる事故終息)を対象として，個人線量，集団線量，早期及び晩発性の健康影響を評価した．この評価には，原研で開発した確率論的環境影響評価コードOSCAARを用いた．主要な結論として，過圧破損シナリオでは防護対策の実施により早期の健康影響の発生は避けられること，晩発性の健康影響の確率は十分小さいこと，格納容器ベントによる管理放出あるいは格納容器スプレーによる事故終息のシナリオでは，特にヨウ素やセシウムの揮発性物質の環境への放出量の低減により，防護対策を考慮しなくとも周辺公衆の個人線量及び集団線量の十分な低減が図られることが示された．

290168
トカマク核融合装置による低域混成波電流駆動システムに関する研究
前原直
JAERI-Research 2000-061; Jan.2001,104p.

　5GHz LHCDシステムに必要不可欠な大出力クライストロン，高周波真空窓，低ガス放出アンテナ及びプラズマ対向用アンテナ先端部モジュールの開発研究について報告する．クライストロン開発では0.7μPのビームパービアンスを用いた設計により715kW-63%の出力及び効率を短パルスクライストロンで実証した．高周波窓ではピルボックス部の寸法をオーバーサイズにすることにより1MW-CWが可能であることがわかった．低ガス放出アンテナの開発では，高温で機械特性に優れたアルミナ分散強化銅を用い，ガス放出率は300℃で4×10^-6Pam³/sm²の十分低いレベルであることがわかった．先端部モジュールの開発では炭素系繊維材を用い，46MW/m²-100秒の定常運転を実証し，ガス放出率も十分低いレベル(10^-5Pam³/sm²: at 120℃)であることがわかった．

290169
Study on natural convection heat transfer in vertical annular space of a double coaxial cylinder
稲葉良知 ; 武田哲明
JAERI-Research 2000-062; Feb.2001,73p.

　高温ガス炉の炉容器冷却システムの1つのに，水による冷却パネルを用い，自然対流と熱放射により間接的に炉心を冷却するシステムがある．高温工学試験研究炉(HTTR)においても，このシステムが採用されている．本研究では，HTTRの原子炉圧力容器−冷却パネル間の熱伝達特性を調べるため，内筒を加熱，外筒を水により冷却した同心二重円筒容器内の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する実験を行った．実験において，加熱壁面−冷却壁面間距離を代表長さとしたレイレー数は，ヘリウムに対して6.8×10⁵<Ra<1.8×10⁶，窒素に対して4.2×10⁷<Ra<10⁸となった．試験空間内の自然対流と熱放射の効果について調べ，その結果熱放射を伴う自然対流伝達の相関式をレイレー数，試験空間のアスペクト比，加熱壁面・冷却壁面温度及び熱放射率の関数として得た．また実験を模擬した数値解析を行い，実験結果に対する解析の妥当性を評価したところ，両者は比較的良く一致した．

290263
原子炉施設の浮体式海上立地に関する検討，1; 浮体式原子力発電施設の概念検討(受託研究)
藪内典明 ; 高橋政男* ; 中沢利雄 ; 佐藤和夫* ; 島崎潤也 ; 落合政昭
JAERI-Research 2000-063; Feb.2001,69p.

　原子炉施設の海上立地方式は，浮体式，着定式及び埋立式に分類することができる．浮体式海上立地方式による原子力発電施設(以下，｢浮体式原子力発電施設｣という．)は，免震性，設計標準化，工期短縮など多くの特長を有している反面，陸上原子力発電所とは異なる安全体系の確立が必要であるとされる．しかしながら，これらの検討はこれまで必ずしも十分行われていない現状にある．本報告書では，浮体式原子力発電施設の安全を設計上どのように考慮すべきかを検討するために，検討対象とする浮体式原子力発電施設の概念検討及び浮体構造物の安全性評価に関する調査を行った結果を述べている．前提として，日本の外洋に面した水深20m程度の沖合で，防波堤により得られる静穏海域に，110万kW級の発電用加圧水型原子炉施設を搭載する浮体構造物を係留することを想定した．調査検討の結果，浮体構造物は長さ300m×幅80m×高さ35m，総排水量約30万トンの規模となり，既存の造船所のドックで十分建造し得ることがわかった．また，波浪等による浮体構造物の運動シミュレーションを実施した結果，防波堤に防護された浮体構造物は，原子炉施設を搭載するのに十分な安定性を有していることが確認された．

290264
原子炉施設の浮体式海上立地に関する検討，2; 浮体式原子力発電施設の安全性の検討(受託研究)
藪内典明 ; 高橋政男* ; 中沢利雄 ; 佐藤和夫* ; 島崎潤也 ; 落合政昭
JAERI-Research 2000-064; Feb.2001,76p.

　浮体式海上立地方式による原子力発電施設(以下,｢浮体式原子力発電施設｣という．)について，前報では，モデルとして110万kW級の発電用加圧水型原子炉施設を搭載する浮体構造物を水深20m程度の沖合に係留することを想定した概念検討を行い，また，波浪等による応答解析を行って，浮体構造物の運動が安定したものであることを示した．本報告書では，浮体式原子力発電施設の安全性に関し，基本的な設計方針，設計で考慮する自然現象の設定の考え方，安全上の機能について検討した．加えて，大型浮体構造物の運動特性解析技術の現状に関する調査を行った．調査検討の結果，浮体構造物の安定性の確保が浮体式原子力発電施設の健全性確保の基本となること，また，浮体構造物の安定性評価では，S1及びS2地震に加え，S1及びS2暴風雨のような規模の暴風雨を考慮する必要があること，さらに，設計で考慮する暴風雨の規模の設定が浮体式原子力発電施設の現実に向けた主要な課題の1つであることを明らかにした．

290170
Analysis of occupational exposure to ionizing radiation at the VAEC's hospital No.103 in 1994
Hieu, N. M.* ; 熊澤蕃
JAERI-Research 2000-065; Feb.2001,28p.

　本報告書は医療分野における放射線防護体系と線量分布の関係を調べるため，ベトナム原子力委員会(VAEC)第103病院32名の線量データを対数正規及び混成対数正規モデルを適用して解析したものである．解析した1994年の月線量データはVAEC制定基準4.2mSv/月に比べ十分低く，全線量範囲で対数正規性を示す反面，大多数のデータが存在する0.3mSv/月以下の線量域に着目すると，被ばく低減効果を反映する混成対数正規性が確認された．月線量データを職種，線源，作業者または月別に層別化しても分布則性の傾向は同じであった．年線量データも全線量域で対数正規性の反面，1mSv以下では同様に被ばく低減を反映する混成対数正規性を示した．これより，病院における線量分布にも注意深く分析すれば，実際の被ばく低減努力の効果が確認でき，防護の有効性評価が可能になることが知られた．

290171
Analyses of PWR spent fuel composition using SCALE and SWAT code systems to find correction factors for criticality safety applications adopting burnup credit
Hee, S. S. ; 須山賢也 ; 望月弘樹* ; 奥野浩 ; 野村靖
JAERI-Research 2000-066; Jan.2001,131p.

　同位体組成の計算をオブリハイムPWR型原子炉の26個の使用済燃料サンプル及び7つのPWR型原子炉の55個の使用済燃料サンプルを対象とし，SCALE4.4コードシステムのSAS2Hモジュールで27，44及び238群の断面積ライブラリ，及びSWATコードシステムで107群断面積ライブラリを用いて実施した．オブリハイム原子炉からのサンプルの解析では，幾何形状モデルはSCALE4.4/SAS2HとSWATそれぞれに対して作成した．7つのPWR型原子炉からのサンプルの解析では，SCALE4.4/SAS2Hに既に適用された幾何形状モデルをSWATのモデルに直接変換した．これら4種類の計算結果を測定データと比較した．便宜上，測定値対計算値の比をパラメタとした．この比が1より小さいとき，計算値は測定値よりも1大きく，1に近いと測定との一致がよい．燃焼度クレジットを採用した臨界安全評価のための多くの重要な核種について，この研究で適用した4つの計算手法は一般的に測定値とよい一致を示した．しかし，さらに細かく見ると，以下の点に気づく: (1)オブリハイムPWR型原子炉の選ばれた16サンプル(26サンプルのうち16サンプルはNd-148法で測定されたが，10サンプルはNd-148法より信頼性の低いCs-137非破壊法で測定された)では，Pu-239及び-241で1より小さな比となった．(2)Am-241とCm-242については，16サンプル及び55サンプルともに，1より大きな比となった．(3)Sm-149は55サンプルで1より大きな比となった．(4)SWATは概してSAS2Hよりも大きな比の値を示した．燃焼度クレジットを取り入れた，最近のPWR燃料などを含めた中性子増倍率の保守的な評価のために，核種組成の計算値に掛ける補正因子を，71サンプル(選択した16サンプルと55サンプルとを併せたもの)の測定値対計算値の比に基づき生成した．

290341
Modeling of fuel performance and fission product release behaviour during HTTR normal operation; A Comparative study on the FZJ and JAERI Modeling approach
Verfondern, V* ; 角田淳弥 ; 植田祥平 ; 沢和弘
JAERI-Research 2000-067; Mar.2001,127p.

　HTTRの運転中の燃料及び核分裂生成物挙動を予測するために，ユーリッヒ研究所で安全設計に用いられてきた手法を適用した．計算は110日の高温試験運転を含むHTTRの想定運転計画に基づき行った．その結果，追加破損率は製造時の2倍程度の約5×10^-6と予測された．安全裕度を見込んだ安全評価では，最大1×10^-3の破損率となった．燃料コンパクトからの金属FPの拡散放出は，銀で10%(ノミナル値)，50%(安全評価値)と評価された．同様に，ストロンチウム(ノミナル値1.5×10^-3,安全評価値3.1×10^-2)，セシウム(ノミナル値5.6×10^-4,安全評価値2.9×10^-2)と評価された．セシウムの結果は，原研のモデルによる結果と傾向的に良く一致した．さらに，ZrC被覆燃料粒子の照射健全性及び核分裂生成物放出挙動についても計算を行い，データベースの拡充が必要であるとの結論を得た．

290265
高速噴流ノズルの壁面加工粗さが自由表面噴流に与える影響に関する実験
中村弘史* ; 井田瑞穂* ; 中村博雄 ; 中村秀夫 ; 江里幸一郎 ; 秋場真人
JAERI-Research 2000-068; Feb.2001,30p.

　国際核融合材料照射施設(IFMIF)では，液体リチウムの噴流ターゲットを生成するため，金属製縮流ノズルを用いる．本研究では，ノズル製作時に必要とされる加工精度等を決定するため，ノズルの内面粗さが自由界面の乱れに与える影響について，内表面の加工粗さの異なる二種類のノズルを用いた水模擬実験による検討を行った．また，噴流周りの雰囲気圧力の影響についても調べた．その結果，表面加工粗さが▽(100μm)の場合，液面の乱れは大きく，流速が高速になると液滴の発生も観察されたが，▽▽▽(6.3μm)の場合，液面の乱れは鏡面仕上げの場合と同程度であり，十分使用に耐えることを確認した．また，液面の乱れの雰囲気の影響は小さいことがわかった．

290266
強制冷凍超電導コイルの流量低下現象とコイル安定運転限界に関する研究
杉本誠
JAERI-Research 2000-069; Mar.2001,134p.

　強制冷凍超電導コイルでは，この運転条件により，冷媒である超臨界ヘリウムの供給流量が低下することを本研究において初めて見いだした．この流量低下現象には，コイルのパルス運転(定常流量低下現象)によるものと，コイル内の常伝導転移(非定常流量低下現象)によるものがあり，それぞれの場合で流量低下量を精度良く予測できるようにした．これにより，コイルのパルス運転では，必要な最小流量を算出できる手法を確立した．また，常伝導転移による流量低下から，内部で消費されたエネルギーを予測し，精度のよい動作判定方法を開発した．