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小野 洋輔; 横山 仁志*; 渡辺 直樹; 宮内 正美; 周治 愛之; 塩田 行人; 大代 操
no journal, ,
プルトニウム燃料施設から発生する放射性廃棄物はPuを含んでおり、国際原子力機関の査察下に置かれている他、核物質防護等の観点から厳格に保管管理されている。このためPu系廃棄物のPu含有量を迅速かつ正確に把握することは、極めて重要である。Pu系廃棄物の管理を合理的に行うため、新たに簡易型廃棄物非破壊測定装置(PWAS)を考案し、その特性試験を行った。その結果、PWASは計量管理機器であるWCASと同様にPu含有量とReal Rateの相関関係が直線的であることを確認した。これによりPu含有量の測定においてPWASが適用できるという見通しを得た。
松本 一浩; 藤田 朝雄
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分研究において、人工バリアの物理的安定性に影響を及ぼす事象の一つに、周辺岩盤亀裂への緩衝材の流出/侵入現象が考えられている。周辺岩盤亀裂への緩衝材の侵入現象よって緩衝材自体の密度が低下し、人工バリアに期待される諸機能が低下する場合には、放射性核種の閉じ込め性能へ影響を及ぼすことが懸念される。緩衝材の流出/侵入現象は人工バリア設置後において、地下水の再冠水により発生する現象であり、長期に渡り継続するものと考えられる。したがって、本挙動評価においては、長期間に渡る時間スケールを対象とした評価が必要であり、地層処分システムの安全性を評価するうえで、緩衝材の流出/侵入現象における人工バリア性能への影響を評価するために現象に即したモデルを構築することが必要である。本研究では、緩衝材の侵入現象の理解並びに、侵入現象評価モデルの構築に資するために、侵入現象の時間依存性について長期的な実験による挙動の把握を行った。
高治 一彦*; 稲葉 薫*; 松本 一浩; 藤田 朝雄
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分研究において、人工バリアの物理的安定性に影響を及ぼす事象の一つに、周辺岩盤亀裂への緩衝材の流出/侵入現象が考えられている。長期にわたる周辺岩盤亀裂への緩衝材の流出/侵入現象に伴う緩衝材密度低下を評価するためには、現象に即したモデルの構築と適切なパラメータの設定が重要である。本研究では実験データに基づいた予測評価手法の構築と、最新の実験結果を対象としたシミュレーションによるモデルの適用性の確認を行い、既往の予測評価手法の最適化に向けた課題抽出を行った。
大谷 洋史; 東浦 則和; 水井 宏之; 遠藤 伸之*; 片桐 源一*; 大塩 正*; 小川 秀夫*
no journal, ,
ふげんの使用済みイオン交換樹脂は、減圧酸素プラズマ法による減容安定化処理装置にて減容・安定化(無機化)処理を行い、残渣(以下「灰化樹脂」と言う。)をセメントにより混練固化し、廃棄体として処分場へ搬出する計画である。この廃棄体を製作するうえでは「均一・均質固化体の廃棄確認方法」(JNES-SSレポート)や「余裕深度処分廃棄体の製作にかかわる基本要件」(日本原子力学会標準)等の諸条件を満足する必要がある。今回、廃棄体製作技術開発のための調査として、水和阻害物質によるセメント混練固化体への影響に着目し、ふげんの使用済みイオン交換樹脂の水和阻害物質含有量を踏まえた模擬灰化樹脂を用いてセメント混練固化試験体を製作し、その特性を確認した。調査の結果、過去の知見を反映した灰化樹脂の配合割合(35wt%)の条件下においても、廃棄体の廃棄確認において重要な「一軸圧縮強度」は、その基準値を上回る等の結果が得られ、水和阻害物質によるセメント混練固化への影響は認められなかった。
澤田 誠; 薮内 友紀子; 新井 信義; 金井塚 清一; 山下 清信; 仲川 憲生; 村上 博幸; 中村 和幸
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文部科学省からの受託事業として原子力機構が実施しているアジア10か国を対象とした「国際原子力人材育成事業(講師育成事業)」の概要として、本事業が、(1)講師育成研修、(2)フォローアップ研修、(3)原子力技術安全セミナー、の3本柱からなっていること、1996年から16年間にわたって実施された結果、延べ160人ものアジア人講師や2,000人を超える現地研修生を育成したことなどを報告する。
坂巻 景子; 岩田 孟*; 宇都宮 聡*
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分に用いられるベントナイトはセメント材料に起因する高アルカリ性地下水により変質することが指摘されているが、炭素鋼オーバーパックとの界面での現象についての知見は乏しい。本研究では、高アルカリ性溶液中に浸漬した圧縮ベントナイトと炭素鋼界面の断面を薄膜化することによって、直接微細観察を行った。その結果、ベントナイトの主成分であるモンモリロナイトが一部溶解しナノ細孔が形成することと、炭素鋼の腐食によって生成した鉄を含むナノ粒子がナノ細孔を介してベントナイト中に存在することを確認した。
C以下を含む低温域でのジルカロイの腐食速度千葉 慎哲; 前田 敏克; 山口 徹治
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地層処分環境における使用済燃料被覆管(ハル)からの核種溶出量を評価するうえで重要な母材(ジルカロイ)の腐食挙動を調べるため、水素ガス発生量測定法によって、低酸素条件下、80
120Cでのジルカロイの腐食速度を測定した。その結果、いずれの温度においても、3乗則で腐食が進行していることがわかった。また、その腐食速度定数は炉水環境条件(高温域)での腐食速度定数の温度依存性の外挿直線上にあり、高温域と、処分環境で想定される100C以下を含む低温域での腐食のしくみが同じであることがわかった。
原賀 智子; 佐藤 義行*; 渋川 雅美*; 亀尾 裕; 高橋 邦明; 齋藤 伸吾*
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特願 2012-034711 
公報
放射性廃棄物の処分に向けて、廃棄物試料中のアクチニド(Th, U, Np, Pu, Am, Cm)を簡易かつ高感度に分析する方法を開発することを目的として、キャピラリー電気泳動-レーザー励起蛍光検出法(CE-LIF)の適用性について検討した。本検討では、ウランを分析対象として、ウラニルイオンと安定な錯体を形成する配位骨格を有する蛍光プローブを新規に合成し、CE-LIFによりウラニルイオンの分離検出を試みた。その結果、溶液試料において、従来のCE法の検出限界(数十ppb-ppmレベル)を大幅に改善した数十pptレベルの検出限界を達成できた。
田中 祥雄; 秦 はるひ; 横山 薫; 徳安 隆志; 金田 弘司; 杉杖 典岳
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原子力施設の廃止措置及び処理・処分を合理的に実施するためには、廃止措置対象施設の構造的特徴や有害物の有無、放射能分布等を詳細に把握しておくことが極めて重要である。本報告では、人形峠環境技術センター実施する廃止措置のための事前評価の一つとして、主要施設を対象として実施している、ウランの同位体を中心とした核種分布の特徴について報告する。
線を用いたRU/NU簡易分別手法田中 祥雄; 秦 はるひ; 横山 薫; 徳安 隆志; 金田 弘司; 杉杖 典岳
no journal, ,
原子力施設の廃止措置及び処理・処分を合理的に実施するためには、廃止措置対象施設の構造的特徴や有害物の有無、放射能分布等を詳細に把握しておくことが極めて重要である。本報告では、ドラム缶等の容器に収納されている操業廃棄物及び解体物を対象としたパッシブ線によるRU/NUの簡易分別手法及び実用性について報告する。
横山 薫; 杉杖 典岳; 鈴木 康夫*; 室井 正行*; 中塚 嘉明; 石井 一人*
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ドラム缶等の容器に収納されたウラン廃棄物を対象として、容器内の廃棄物収納状態及びウランが偏在して存在している場合であっても、1001keVと766keVの2つのエネルギーを用いることにより、ウラン線源から線検出器間の遮蔽効果を考慮し、単エネルギーによる測定手法と比較して、高精度でウランを定量することが可能な等価モデル手法について報告する。本件では、4種類の模擬廃棄物を用いて実施した相対誤差及び検出限界評価結果について報告する。
関 正之; 木原 義之; 塚田 竜也*; 本木 和彦*; 平子 一仁*
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加圧抵抗溶接(PRW)装置を用いて被覆管と端栓を接合した接合境界部に発生する接合欠陥を人工的に製作し、人工欠陥寸法等をパラメータとした曲げ疲労試験を行い、欠陥寸法と接合強度について評価した。
西原 健司; 岩村 公道*; 秋江 拓志; 白数 訓子
no journal, ,
高速増殖炉に移行せず原子力を順次廃止するシナリオに対し、プルトニウム処分量を大幅に低減でき、直接処分に適した岩石型(ROX)燃料の導入を提案する。本研究では、2050年頃までに原子力発電を廃止すると仮定した場合に、ワンススルー,プルサーマル導入,ROX燃料導入の3つのシナリオにおけるアクチノイド核種の諸量評価を行った。また、それぞれの使用済燃料を直接処分した場合の地層処分場規模の比較を行った。その結果、岩石型(ROX)燃料を導入することで、処分場規模は縮小しないものの、ワンススルーシナリオに比べて直接処分されるPu量を減少させるとともに、核分裂性Puの割合を減らし自発核分裂割合を増やすことで、Puの核拡散抵抗性が高められることを示した。
山野 秀将; 堺 公明; 栗坂 健一
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高速炉の安全上の特徴は、自然循環除熱といった受動的安全機能を有していることである。このため、このプラントに対するレベル1PSAを行うにあたり、受動的安全機能の信頼性評価を行い、その機能喪失の確率を求める必要がある。そこで、本研究では、自然循環崩壊熱除去の失敗確率評価手法を構築するため、平成23年度に実施した感度解析及び失敗確率評価について報告する。
石垣 将宏; 渡辺 正*; 竹田 武司; 中村 秀夫
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PWRの片側の蒸気発生器(SG)二次側の冷却材が喪失した状態で、健全SGによる自然循環による冷却についてLSTFを用いて実験を行った。異常SG内ではU字管群の温度分布により逆駆動力が発生し、自然循環を阻害する。駆動力と逆駆動力の共存下で、自然循環による冷却が維持できるかについて検証を行い、詳細に熱水力挙動を調べた。
野際 公宏; 鬼塚 貴志; 武内 伴照; 阿部 輝宜; 榊原 安英; 堀江 薫; 中村 孝久
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現在、われわれのグループでは廃止措置が進められている「ふげん」実機材を活用し、高経年化調査研究を進めている。本研究では、「ふげん」にて使用された2相ステンレス鋳鋼の熱時効脆化について、機械特性試験及び微細組織評価の観点から、275Cという実機環境における熱時効の影響の調査を行い、脆化予測式の妥当性について検討を行った。調査対象部材は再循環ポンプケーシングや下部ヘッダ逆止弁,注水弁などである。シャルピー衝撃試験では、軽微な熱時効脆化事象が認められたが、従来の脆化予測式の予測値相当もしくはより保守的な値であることが確認された。一方で3DAPによる分析結果からも、熱時効脆化の主原因のひとつとされるCr濃度分布の変調構造化が初期段階であるが進んでいることが確認された。
山本 智彦; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 大矢 武明*; 岩崎 幹典*; 秋山 洋*
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研究開発中のNa冷却高速炉には原子炉格納容器として鋼板コンクリート製格納容器SCCVの採用を検討している。本発表では、安全設計クライテリアの構築に資するために、格納容器バウンダリを破損させる可能性のある仮想的なNa漏えいを想定し、SCCVの解析評価について報告する。
渡部 雅; 四竈 樹男*; 山下 真一郎
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イナートマトッリクス燃料における母相材料としてMgAl
O
やYO
安定化ZrO(YSZ)といった立方晶系セラミックスが候補として挙げられる。これらの中性子照射後機械特性変化に関する報告は少ないため、それらの取得は今後の研究開発において重要である。また、中性子照射による微細組織変化と機械特性変化の相関も明らかにする必要がある。したがって、本研究では中性子照射されたMgAlO, YSZの機械特性評価を行うとともに微細組織変化と機械特性変化の関係を明らかにすることを目的とした。中性子照射したMgAlO中のフランクループは障害物として非常に弱く、一方で積層欠陥は強い障害物であることが判明した。さらに、積層欠陥はクラックの進展を抑制する効果があることもわかった。中性子照射されたYSZ中のボイドはすべり転位に対して障害物として機能しないものの、クラック進展を抑制する効果が高いことが明らかになった。
安部 諭; 佐藤 聡; 竹田 武司; 中村 秀夫
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加圧水型原子炉(PWR)を模擬する大型熱水力試験装置LSTFを用いてコールドレグ中口径破断LOCA実験を行い、システム全体の挙動及び熱水力現象の調査をOECD/ROSA2プロジェクトで行った。実験条件として、破断サイズはコールドレグの13%相当とし、高圧注入系(HPI)と低圧注入系(LPI)は健全側ループのみ作動とした。本発表では、その実験結果に対応する解析をRELAP5により行い、その予測性能を検証した。その結果、破断後の炉心温度の二度の上昇を定性的に捉えることができたが、解析結果は温度上昇が大きく実験値と離れる結果となった。今後は、炉心水位の主な原因と考えられる破断流量の予測精度や炉心上部でのCCFLのモデリングを改善するなど、現象の再現性を向上させる必要がある。
入澤 啓太; 大曽根 理; 目黒 義弘
no journal, ,
地下水との接触によるアスファルト固化体の性状の変化を理解するため、塩/アスファルト比が異なる模擬アスファルト固化体を用いて、水接触時に模擬固化体から浸出するナトリウムイオンの実効拡散係数を測定した。塩/アスファルト比の上昇に伴い、ナトリウムイオンの実効拡散係数が増大することがわかった。