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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
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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。
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。
中谷 隆良; 酒谷 圭一; 船橋 英之; 西村 務*; 建石 剛*
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余裕深度処分環境における、放射化金属廃棄物であるふげん圧力管からの核種溶出率の設定を目的に、ふげん圧力管材料であるZr-2.5wt%Nb合金の腐食速度の評価試験を開始した。
北辻 章浩; 佐々木 祐二; 津幡 靖宏; 須郷 由美; 白数 訓子; 森田 泰治
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高速増殖炉サイクル研究開発のためのマイナーアクチノイドの新規な相互分離法の開発を目指し、抽出傾向の異なるジアミド抽出剤及び逆抽出剤を併用する溶媒抽出によるAm, Cm及びランタノイドの相互分離について検討してきた。pH領域でランタノイドと高い反応性を持つ、ニトリロ三酢酸(NTA),クエン酸,エチレンジアミン四酢酸,ジエチレントリアミン五酢酸等のアミノポリ酢酸の中心骨格を維持した水溶性アミノポリアセトアミドを新規に合成し、逆抽出剤として用いてランタノイドの抽出分配挙動を調べた。いずれの新規水溶性アミド化合物も硝酸に高い溶解性を示し、逆抽出剤として利用できることがわかった。テトラドデシルジグリコールアミドをn-ドデカン有機相に用いた場合、NTAアミドを水相に加えると重ランタノイドの抽出分配比が顕著に下がり、NTAアミドは重ランタノイドに対し、より高い選択性を示すことがわかった。
湯口 貴史; 國丸 貴紀; 森川 佳太; 上原 倫子; 石橋 正祐紀; 吉田 英一*; 田中 靖治*
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超深地層研究所計画の第3段階における物質移動に関する研究では、研究坑道周辺における物質の移動・遅延に関する現象の把握と特性の取得を目的とする。本報告では、結晶質岩中の物質移動の経路となりうる透水性割れ目の岩石学的特徴を明らかにし、物質移動の化学的・物理学的現象を把握するための研究計画について提示する。
増田 薫*; 村上 裕*; 加藤 修*; 加藤 晃*; 栗本 宜孝; 本田 明
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硝酸塩を含む放射性廃棄物の地層処分後の影響評価システム開発の一環として、微生物による硝酸塩還元反応モデル構築を行った。既往の文献及び基礎試験結果をもとに有機物の消費と関連付けた微生物反応モデルを構築した。別途行った実地下水を用いた試験結果は上記反応モデルにより説明できた。
松永 武; 安藤 麻里子; 小嵐 淳; 佐藤 努*; 長尾 誠也*; 永井 晴康
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福島第一原子力発電所事故に関して、文部科学省による放射性核種の広域蓄積状況の調査がなされた。この調査を補完するために、ある調査メッシュに属する狭域の面積で放射性物質の蓄積状況のばらつきの確認と、そのばらつきに影響を及ぼしうる土壌の物理・化学的特性を調べた。狭域での調査の結果、農耕地,草地,森林等生態系(用地の種別)の違いによる蓄積量の違いは本報告の調査地域では小さいことが見いだされた。また生態系の違いは放射性核種の深度分布の違い、そして今後の深さ方向移動性の違いとして表れる可能性が示唆された。
田中 真悟; 佐藤 治夫; 新里 忠史; 天野 健治; 野原 壯; 岩月 輝希; 村上 裕晃; 杉田 裕; 中山 雅; 阿部 寛信; et al.
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東京電力福島第一原子力発電所の事故に伴い放出された放射性物質の土壌中深度方向の分布状態調査の一環として、CsとIの収着分配係数Kdについて検討した。川俣町,浪江町,二本松市において全11地点(12本のジオスライサー試料)各2区間の深度から採取した計24土壌試料に対して、CsとIの収着試験を日本原子力学会標準のバッチ法に準拠して実施した。CsのKdは1,000から100,000(ml/g)の範囲であった。この結果はCsの多くが地表面に沈着している結果と一致している。一方、IのKdは0.4から150(ml/g)の範囲であった。Kdの違いは、両元素の化学形態だけでなく、土壌試料の鉱物組成,陽イオン及び陰イオン交換容量,有機物含有量などの影響を受けたものと考えられるが、これらの影響を明らかにするためにはさらに詳細な実験が必要である。本発表では、土壌の質や土色に着目して検討する予定である。
飯村 秀紀
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Evaluated Nuclear Structure Data File (ENSDF)は、米国核データセンター(NNDC)で維持管理されている、核構造・壊変にかかわる実験データを収集評価したファイルである。内容は数年ごとに再評価することになっており、質量数ごとにまとめられて、各国で評価作業を分担している。日本は質量数120から129を担当している。評価結果は、Nuclear Data Sheetsとして出版される他に、NNDCなどのホームページでも公開されている。
線照射による水及び硫酸水溶液からの水素並びに過酸化水素の発生と添加アルミナ粉体特性効果山田 禮司; 熊谷 友多; 永石 隆二
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粉体特性の異なるアルミナを用いて、アルミナを添加した純水並びに硫酸水溶液に線を照射して発生した水素及び過酸水素の収量測定を行い、それら収量と添加アルミナの粉体特性との相関性について調べた。アルミナを純水に添加した系では、アルミナの結晶構造によらず、水素収量はアルミナ粉体の比表面積の大きい順に大きな値を示した。硫酸水溶液に添加した系では、水素収量はアルミナの結晶構造に依存した。さらに、同じ結晶構造のアルミナで比較した場合、比表面積の大きい試料ほど、水素収量は大きかった。照射後溶液から求めた過酸化水素収量は、純水,硫酸水溶液ともに、アルミナを添加した系では未添加と比較して大きく減少した。アルミナ表面へのOHラジカルや過酸化水素の吸着,励起電子等の液相への移動等が気相への水素放出量を左右すると推察した。
森山 清史*; 丸山 結
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平成17-21年度に原子力安全基盤機構からの受託研究として格納容器内におけるヨウ素化学挙動に関する研究(ガス状ヨウ素試験,ヨウ素化学挙動モデル開発)を実施した。ガス状ヨウ素試験においては、種々の条件でCsI水溶液の線照射を行う小型試験により、放射線化学反応によるガス状ヨウ素放出におけるpH,温度,有機物,気相成分等の影響に関するデータを得た。また、試験データについてヨウ素化学挙動解析コードにより検討した。
中原 将海; 柴田 淳広; 矢野 公彦; 三本松 勇二; 竹内 正行; 鷲谷 忠博
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ウランの粗分離を目的とする冷却晶析法の研究開発をするために、照射済高速炉燃料溶解液を用いたバッチ試験を実施した。硝酸ウラニル六水和物結晶の析出に伴い生成するセシウムとプルトニウムの複塩の挙動について必要な基礎データを取得した。
太田 雅和; 永井 晴康; 小嵐 淳
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土壌中の水状トリチウム(HTO)の根による取り込み過程が陸面生態系内トリチウム移行に及ぼす影響の定量評価を目的として、大気-植生-土壌複合系内トリチウム移行モデルを開発してモデルを用いた数値実験を行った。水素ガス状トリチウム(HT)の大気及び土壌中輸送過程、土壌中の菌の働きによるHTのHTOへの酸化過程をモデル化し、このHTモデルを原子力機構が開発した陸面HTO輸送-有機結合型トリチウム(OBT)生成モデルに組み込んだ。モデルの検証として過去に行われた野外でのHT放出実験を模擬した試験計算を行ったところ、大気から土壌へのHT沈着量の計算値は実測値を相対誤差凡そ10%で予測した。本モデルを用いて草原へのHT沈着を模擬した数値実験を行った。その結果、根による吸水が土壌表層の浅い部分で起きた場合では、深い部分で起きた場合に比べて、土壌に沈着したHTOがより多く根に取り込まれて葉に輸送され、葉から大気へHTOが放出された。そして、根による吸水が浅い部分で起きた場合は深い部分で起きた場合に比べて大気中及び葉の自由水中HTO濃度が高められ、葉のOBT生成量が1桁近く増加した。
丸山 結; Liu, Q.*; 石川 淳; 渡邉 憲夫
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福島第一原子力発電所の事故収束段階を対象に、熱バランス評価から得られる原子炉圧力容器(RPV)内の露出炉心や上部構造材温度,RPV壁の温度及び崩壊熱による水蒸気発生量に基づいて放射性セシウム(Cs)の格納容器外放出量を評価する簡易的な手法を構築した。露出した炉心の割合や格納容器に落下した炉心の割合、RPVに注入した水のリーク割合をパラメータとした試解析を行い、損傷した炉心の冠水状況やRPV注水経路の影響等を把握するとともに、本手法により、計測可能なRPV壁の温度とRPV内部の温度及びCsの放出量を関連付けることが可能であることを確認した。
線バックグラウンド下での中性子スペクトル測定手法の開発,1; 全体概要河原林 順*; 前田 茂貴; 高木 恵輔*; 石原 康平*; 富田 英生*; 森島 邦博*; 井口 哲夫*
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中性子ビームの利用の広がりとともに高線バックグラウンド下での中性子計測の高度化が求められている。われわれのグループでは原子核乾板に着目し、AgBr結晶粒径を制御することにより、中性子起因反跳陽子の検出効率を落とすことなく線起因電子の検出効率を下げることに成功している。本発表では、中性子のエネルギー情報を保持している反跳陽子飛跡長の解析手法について、シリーズ発表の全体の概略を説明するとともに、新型乾板における飛跡の形状について報告する。
須山 賢也; 戸塚 真義; 内山 軍蔵; 高田 友幸*
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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。