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奥村 啓介; 岡本 力
no journal, ,
軽水炉使用済燃料の核種生成量を精度よく評価するために、燃焼計算コードMVP-BURNに新たに追加した局所出力規格化機能を適用して照射後試験解析を行い、測定値と計算値の比較から、本機能の有効性を確認した。
海老根 守澄; 片桐 政樹*; 美留町 厚; 中村 龍也; 細谷 孝明*
no journal, ,
シンチレータと波長シフトファイバを用いた中性子イメージ検出器における高精度イメージングを目指して新しいイメージ信号処理回路を開発している。中性子イメージを検出する際必ず要求される
線検出感度の低減に対応するため、波長シフトファイバを配列した構造の検出器に有効な線検出感度低減処理回路を既に発表した重心演算法をベースに開発した。この結果、重心演算法のみの場合に比較し約一桁線検出感度を低減できることを確認した。
He位置敏感型比例計数管システムの開発美留町 厚; 片桐 政樹*; 海老根 守澄; 中村 龍也; 荒井 陽一*; 落合 城仁*
no journal, ,
パルス中性子を用いた中性子散乱装置に使用されているHe位置敏感型比例計数管の計数率特性の向上を目指した検出システムの開発を始めた。高エネルギーの中性子が短時間に計数管に入射した際計数管が飽和し信号の低下あるいは出ない状況を防ぐため定格バイアス電圧より低い電圧で動作させる。このため、S/N比を上げるため高速・低雑音前置増幅器の最適化を行うとともに、高計数率に対応したDSP波形整形回路と組合せた信号処理回路システムの開発を進めた。
須山 賢也; 戸塚 真義; 内山 軍蔵; 高田 友幸*
no journal, ,
原子炉の廃炉で必要となる燃料の取り出しに向けた検討が実施されているが、核燃料が破損しているため元の形状が保持されている保証はなく、さらに燃料の組成や配置その他のパラメータも不明であるため、臨界安全評価においてどのような仮定を置いたとしても、それが非保守的あるいは過度に保守的ではない現実的な設定であるかの合理的な判断を下すことが困難である。そのため破損燃料の臨界安全評価手法の開発に着手するにあたり、今後の臨界安全評価に資する最も基本的な臨界パラメータを算出することとした。
中西 良樹; 中川 明憲; 曽根 智之; 佐々木 紀樹; 中澤 修; 田代 清
no journal, ,
放射性廃棄物処理施設の受入検査では処分上有害なアルミ,鉛,液体等の物質を除去する必要がある。この検査に非破壊検査技術を導入することを目指し、過去に産業用X線CTを用いて試験を行った。しかし、透過能力が不足し金属中の液体の識別ができない、空間分解能の低さから薄板の識別ができないといった課題が明らかとなった。本件では、高透過能力と高空間分解能を有するX線CT装置(日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターに設置)を用いて試験を行った。試験では、鉄製フランジ中にポリエチレン(液体の模擬)を配置した試験体の断層像を取得し、金属に囲まれた液体の識別性能を評価した。また、板厚を変化させたアルミ,鉄,鉛について板厚とCT値の関係から薄板の材質の識別性能の評価を行った。試験の結果、直径20cmの鉄製フランジ中でもポリエチレンと空気の識別が可能であったことから金属中の液体の検出が可能であると考えられる。また、板厚0.37mmまでのアルミ,鉄,鉛の材質の識別が可能であることがわかった。これらから、本装置の適用性は高いと考えられる。
曽根 智之; 佐々木 悠; 中西 良樹; 中澤 修; 田代 清
no journal, ,
放射性セシウムで汚染した廃棄物を焼却施設で安全に処理するための検討で必要となる焼却時のセシウムの移行挙動に関するデータを取得した。試験は、模擬試料を熱分解し発生したガスを燃焼させる熱分解処理及び模擬試料の焼却処理を実施し、装置内へのセシウム移行率を評価した。試験装置は、ガス化炉,焼却炉,バグフィルタ,スクラバ等で構成されるデスクトップ型の処理装置を用いた。また、模擬試料として水酸化セシウムもしくは水酸化セシウムと乾燥草の混合物を用いた。試験の結果、熱分解処理ではガス化炉内に90%以上のセシウムが残留することが、焼却処理では焼却炉内に45%から75%、バグフィルタに20%から30%のセシウムが移行することがわかった。また、バグフィルタにおけるセシウムの捕集率は97%以上であった。これらのことから、焼却処理は熱分解処理に比べて排ガス処理系に対する負荷が大きいことが確認された。
市川 正一; 勝山 幸三; 前田 宏治; 西野入 賢治; 上羽 智之; 小山 真一
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「もんじゅ」高度化炉心及び実証炉のBDI挙動評価を資するため、太径ピン仕様の炉外バンドル圧縮試験を実施する。
在間 直樹; 中島 伸一; 中塚 嘉明; 門 一実
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200リットルドラム缶収納の廃棄物中全ウランを定量する非破壊分析装置を開発した。ウランの
線と廃棄物中に存在するフッ素元素等との反応で生じる
U(,n)中性子と
Uの自発核分裂中性子を、ポリエチレン減速材により熱中性子化し16本のHe比例計数管を用い測定する。バックグランド低減のため、検出器周囲は厚さ100mmのポリエチレンで遮蔽する。さらに中性子発生量は濃縮度依存のため、Ge半導体検出器を併置し
Uの185keV及びUの1001keVにおける線強度比を線エネルギースペクトル解析し濃縮度評価も行う。種々のマトリックスを内蔵した模擬試験体を作成し既知量のウランを内部に配置した試験により較正値を求めた。これを実際の廃棄物中ウラン量の定量に応用し、製錬転換施設のMUF削減に貢献している。
玉井 秀定; 秋本 肇; 高瀬 和之
no journal, ,
福島第一原子力発電所1号機に関して、東北地方太平洋沖地震及び津波の影響による原子炉内の炉心冷却状況を把握するため、原子炉システム過渡解析コードTRAC-BF1を用いて、熱流動解析を実施した。第1報では、原子炉スクラム及び全電源喪失後から炉心露出に至るまでの炉内の冷却材分布の推移を検討し、本報では、非常用復水器の作動状況が異なるケースを感度解析して非常用復水器の炉心冷却への影響を検討した。本報告の解析結果より、炉心溶融を回避あるい遅延させるためには、全電源喪失から約1.5時間後までに非常用復水器を再起動させる必要があることがわかった。
山野 秀将; 田中 正暁; 金子 哲也; 堺 公明; 佐郷 ひろみ*; 廣田 和生*; Xu, Y.*
no journal, ,
冷却系を2ループ構成にして出力の大型化を目指したナトリウム冷却高速炉の設計成立性を確実にするため、大口径エルボ配管部における流力振動特性の把握及び評価手法開発を目的として試験・解析評価を実施してきた。これらの研究成果を集約してホットレグ配管流力振動評価指針(案)を作成した。
山口 正剛; 宇田川 豊; 阿部 弘亨*; 関村 直人*
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日本で開発された燃料被覆管材Zr-Nb合金は、軽水炉環境下での腐食量や水素吸収量が少なく、高燃焼度域での腐食の加速や照射成長が低減されるとして期待されているが、そのメカニズムは現象論的理解に留まっており、開発と規制の両面から機構論に基づいた理解が求められている。本研究は、科学技術振興機構原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブ「先進燃料被覆管材料の水素化及び照射効果の解明に関する研究」として、第一原理計算を用いて結晶粒界における溶質元素(Fe, Cr, Nb, Sn, etc.)の偏析エネルギーや照射欠陥エネルギーを計算し、幾つかの溶質元素が偏析しやすいことなどを見いだした例を示す。
松岡 雷士; 市原 晃; 横山 啓一
no journal, ,
セシウムのレーザー同位体分離を高温の熱分布のある系で実施するための理論研究について報告する。われわれは時間依存シュレーディンガー方程式に基づく量子力学計算によって、テラヘルツ光周波数コムによるCsI分子の熱分布中での同位体選択的な励起挙動について評価した。数値計算の結果、光周波数コムによる同位体選択励起法が熱による回転分布のある系においても高効率で適用可能であることを確認した。また、高温での熱分布の数値計算を現実的な計算時間の範囲で取り扱うための簡易な計算モデルとその近似解析解についても議論する。
沢村 勝; 永井 良治; 西森 信行; 羽島 良一
no journal, ,
レーザーコンプトン光による非破壊核種分析法に用いるエネルギー回収型リニアック(ERL)の超伝導加速器としてスポーク空洞を用いることを検討している。電磁波解析コードを用いたERL用スポーク空洞形状の設計を行い、モデル空洞を製作した。このモデル空洞の高周波測定を行い、計算との比較について報告する。
吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
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地震発生時の原子力システムの挙動を詳細に評価するには、地震加速度付加時の熱流動挙動を正確に把握する必要がある。多くの原子力システムで表れる、気液二相流に対する地震加速度の影響については、気液二相流が複雑な流れであり、実験的に把握することが難しいことから、詳細な検討はほとんど行われていない。これに対し、詳細な数値シミュレーションにより、解析することは可能と考えられるが、データベースが不足しているため、その妥当性を確認することができない。本研究では、簡易的な体系を用いた詳細な実験によりデータベースを取得するとともに、詳細な数値解析手法を発展させ、加速度付加時の詳細二相流挙動解析手法を開発する。開発した解析手法の妥当性を取得したデータベースにより確認することで、地震加速度付加時の気液二相流挙動を詳細に予測できる解析技術を構築する。本報告では、本研究で実施している流体加振実験及び構造物加振実験を模擬した解析の結果を報告する。特に、加速度付加時における壁面近傍での気泡変形挙動について、振動の与え方により、気泡変形が時間的に変化する様子を示すとともに、実験結果との比較結果についても述べる。
小野寺 直幸; 吉田 啓之; 高瀬 和之
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超臨界圧軽水炉の冷却材として用いられる超臨界圧水は、擬臨界点近傍で物性値が急激に変化するため、通常の水とは異なる乱流挙動を示す。この乱流挙動により誘起される伝熱劣化現象は、被覆管温度の急激な上昇に結びつくため、超臨界圧軽水炉の熱設計における重要な問題となっている。しかし、擬臨界点近傍における乱流挙動は、そのメカニズムを含め把握されておらず、伝熱面温度測定結果との比較のみで熱設計手法の評価が行われている。本研究ではラージエディ・シミュレーション(LES)を用いた乱流解析手法を、超臨界圧水の熱流動解析に拡張することで、伝熱劣化現象のメカニズムを含めた乱流挙動を把握し、熱設計手法の評価や改良を行うことを目的とする。超臨界圧水の乱流解析の課題としては、急激な物性値変化に対応した乱流モデルがないこと、圧力場の複雑化による過大な計算付加と解析精度の低下が挙げられる。本報告では、急激な物性値変化に対応するために開発した、コヒーレント構造に基づく乱流モデルの概略を示すとともに、LESコードに組み込むことで実施した擬臨界点近傍における乱流構造の変化を含む超臨界圧水伝熱解析の結果を示す。
渡壁 智祥; 北村 誠司; 月森 和之; 森下 正樹
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高速炉用の薄肉配管が過大な地震荷重を受けた場合の破損様式と強度について明らかにするために検討を行っている。本報では、比較的薄肉なエルボ配管の破損様式が繰返しの荷重による疲労き裂貫通であることを示した。
宮部 昌文; 大場 正規; 赤岡 克昭; 飯村 秀紀; 反保 元伸; 大場 弘則; 丸山 庸一郎; 若井田 育夫
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「次世代燃料の遠隔分析技術開発とMOX燃料による実証的研究」におけるアブレーション共鳴吸収分光法を用いた同位体の分析特性に関する報告である。同位体分光分析に必要となる最適な観測条件を見いだすため、アブレーションにより生じたウラン原子やイオンのプルームの空間分布やその時間変化を調べた。この結果をもとに、共鳴吸収分析を行うのに適したタイミングや観測位置,ガス圧等を検討した結果、ウランの検出下限値として数100ppmを達成した。
小嶋 健介; 奥村 啓介; 岡本 力
no journal, ,
PWR及びBWRの使用済燃料集合体中のガドリニウム量を評価するために、燃焼計算コードMVP-BURNと日本の最新核データJENDL-4.0を用いて、UO
燃料と可燃性毒物入り燃料(UO-GdO
)の燃料集合体あたりにおける核種生成量を評価した。これにより、使用済燃料集合体中のガドリニウム同位体について、初期添加毒物の燃焼残存量と核分裂による生成量の寄与が定量的に明らかとなった。
西原 健司; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 辻本 和文; Pyeon, C. H.*; 八木 貴宏*
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パルス中性子法に対して新たに統計的手法(最尤法)を適用し、未臨界度とともに中性子寿命を得る手法を開発した。KUCAにおいて複数の未臨界度に対して、異なる周波数のDT中性子源を入射する実験を行い本手法で妥当な結果が得られること示した。
柴田 恵一
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2010年に公開されたJENDL-4.0では215核種のFP(Z=30-68)データのうち、約40核種の連続領域断面積の見直しが行われなかった。エルビウムはそのようなデータの一つである。可燃性毒物としてその断面積の重要さに鑑み、今回、安定同位体の中性子断面積を10
eVから20MeVまでのエネルギー範囲で評価した。10keV以上の評価には、Hauser-Feshbach理論に基づく統計模型コードPODを用い、光学ポテンシャル,原子核準位密度,線透過係数は最新の知見を考慮して決定した。中性子光学模型ポテンシャルとしては、国枝等がチャネル結合法により求めた値を使用した。評価結果は、既存の実験データをよく再現しており、信頼度の高い評価済みデータを得ることができた。