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羽成 敏秀; 山田 知典; 松永 幸大; Nguyen, P. L.; 中村 将輝; 村松 壽晴
no journal, ,
原子力機構では、原子炉の高経年化による廃止措置に向けた厚板溶断技術の確立を目指した研究開発を進めている。現在、レーザー溶断適応制御システムの実機適用を見据えたプロトタイプを構築し、制御パラメータの特性評価とシステム適用範囲の検証を行っている。本発表では、同システムを用いた厚板金属に対する溶断性能の高度化について報告する。高度化のためにレーザー照射部からの光信号の時間変化を基に制御を行い、レーザー出力とアシストガス圧力を制御することで、溶断プロセスを安定化できる見通しが得られた。
線誘起核データの評価岩本 信之
no journal, ,
光核反応に対する核データは非破壊検査や高エネルギー線による治療、電子線を用いた加速器施設の遮へい設計等の分野に利用されている。本研究では、近年の測定データを評価に加え、より広範な用途へ対応できるように核種領域を広げた光核反応データファイルを開発することを目的としている。核分裂生成物から重核に至る核種に対して線入射エネルギーが140MeVまでの範囲における核データ評価を行うために、核反応モデル計算コードCCONEを使用した。巨大双極子共鳴を記述するために、修正ローレンツ型モデルを採用した。この共鳴に対するパラメータは光吸収断面積の測定データを再現するように決めた。また、40MeV以上の光核反応で重要となる準重陽子崩壊過程も考慮してある。離散レベルデータ及びレベルの線崩壊分岐比はRIPL-3から取得し、より高い励起エネルギーに対しては、Mengoni-Nakajimaによるレベル密度モデルを採用した。CCONEによって得られた評価結果は測定データを良く再現しており、講演ではJENDL/PD-2004やKAERIデータとの比較結果についても示す。これらの評価データは次期光核反応データファイルに収納する予定である。
国枝 賢; 岩本 修; 岩本 信之; 湊 太志; 岡本 力; 佐藤 達彦; 中島 宏; 岩元 洋介; 岩元 大樹; 北谷 文人; et al.
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原子力工学、物質・生命科学および医療等の分野において陽子線加速器の応用が推進されており、施設設計のために、広いエネルギー領域に亘る中性子・陽子入射の評価済核データが必要とされている。本研究では、光学モデルや前平衡モデル計算における最新の知見を投入してJENDL/HE-2007の見直しを行った。さらに、特に医療分野で需要の高いLi-6,7やBe-9等の核種を新たに加えて、132核種に対する200MeVまでの中性子・陽子核データライブラリJENDL-4.0/HEを完成させた。本発表においては、評価計算手法の概要や二重微分断面積等の結果、および積分検証結果を報告する。
木村 敦; 中村 詔司; 寺田 和司; 中尾 太郎; 藤 暢輔; 原田 秀郎; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; 水本 元治*; 高宮 幸一*; et al.
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原子炉の安定な運転のため、可燃性毒物や制御棒の材料としてガドリニウム(Gd)が広く用いられており、反応度の計算のためには、Gd核種の高い精度の中性子捕獲反応断面積データが必要とされている。しかしながら、特にGd-157については報告データに大きな違いがあるという問題が指摘されている。そこで、ANNRIのNaI(Tl)スペクトロメータを用い、Gd-155,157の中性子捕獲断面積の高精度測定を行なった。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 古川 竜太*; 下司 信夫*; 七山 太*; et al.
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代表的な外部ハザードを対象にナトリウム冷却高速炉のPRA手法及びマージン評価手法を開発している。ここでは、3年目(平成26年度)の進捗概要、並びに火山噴火ハザードに対する事象シーケンス評価手法の開発について報告する。
岩元 大樹; 西原 健司; 岩元 洋介; 橋本 慎太郎; 佐藤 達彦
no journal, ,
粒子輸送計算コードPHITSは、加速器駆動核変換システム(ADS)の核設計において重要な役割を果たしている。PHITSのバージョン2.52以降、PHITSの核反応モデル(核内カスケードモデルINC)の標準仕様がBertini INCからLi
ge INC version 4.6 (INCL4.6)に変更された。INCL4.6は、モンテカルロコードで使われる核反応モデルを検証する核破砕反応ベンチマークにおいて最も優れたモデルであることが示されているが、PHITSでは独自の脱励起モデル及び核反応断面積のパラメータを使用しているため、PHITSに組み込まれたINCL4.6についても検証が必要である。さらに、これまでのADSの核設計では旧モデルを用いて実施していたため、核反応モデルの変更は、従来のADSの概念設計の結果に大きな影響を及ぼす可能性がある。本研究では、PHITSの新旧標準仕様であるBertini INCとINCL4.6及びPHITSに組み込まれている核反応断面積系統式(Pearlstein-Niitaの式及びSatoの式)の相違によるADSの核特性値の影響を調査した。解析の結果、核反応モデルの差異はビーム電流に大きく影響し、モデル間で10%を超える差異が生じることがわかった。この差異はビーム窓の核特性値にも影響を与えることがわかった。さらに、これらの差異は、核破砕反応による放出中性子の差異に起因していることを明らかにした。
野澤 貴史; Park, J.-S.*; 中里 直史*; 小沢 和巳; 谷川 博康
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SiCは元来備え持つ優れたエンジニアセラミックスとしての資質に加え、優れた低放射化・耐照射特性等から原子力材料として期待される。一般的には、SiC単体の脆弱性のため、繊維強化した複合材料としての利用検討が進む。数あるパラメータ試験の中でも、特に使用温度として想定される1000
C程度までの強度安定性の実証は最も根幹を成すものである。その際、繊維を織り込んだ構造である複合材料は、固有の異方性が不可避であり、その理解が重要である。同時に、限られたデータから多様な負荷形態における強度予測を可能とするモデル構築が、コンポーネント設計を進める上で必要不可欠である。本研究は、高温での引張、圧縮、剪断モード試験を行い、その破壊挙動の特徴を整理し、予測モデル検討を踏まえて、高温強度異方性マップを得ることを主目的とした。
中塚 嘉明; 在間 直樹; 中島 伸一; 藤木 直樹*; 洲脇 拓郎*; 呉田 昌俊; 大図 章; 米田 政夫
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ドラム缶収納廃棄物中のウラン定量を目的としたアクティブ中性子測定装置の導入経緯・目標・SG/MA機器としての要求項目を整理する。従前運用されていたパッシブ中性子測定法(NWAS)ではいくつかのの課題が挙げられ、ウラン計量管理機器としては更なる改善・高度化が必要とされていた。これらの課題解決とさらに短時間・高精度の測定装置開発を目指して、アクティブ中性子測定法による測定装置の導入を図ることとした。保障措置上のウラン計量管理機器としての適用性を評価するための目標を設定し、FNDI法の特質を説明しつつ同装置の活用による課題解決の方法及び検証項目を整理した。
大久保 綾子; 篠原 伸夫; 戸田 暢史; 片岡 修; 松本 哲也
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原子力機構では、文部科学省核セキュリティ補助金事業の一環として、平成23年度から平成25年度に確立させた基本的な核鑑識分析技術を検証する目的で、ITWGが主催する低濃縮ウラン試料の核鑑識分析に関する国際比較試験に参加した。3個の未知試料(低濃縮ウラン)を分析し、それらの関係性, 履歴等を解析して報告する内容で、米国・ブラジル・フランス・韓国・南アフリカ等の15か国の参加があった。本講演では、ITWG国際比較試験の概要および原子力機構の結果を報告する。比較試験では、各参加ラボラトリが実施可能な分析を行い、履歴等の解析に利用する。原子力機構は、ウラン同位体比分析, 不純物分析, ウラン精製時期に関する年代測定を実施した。データレビュー会合において他ラボラトリの結果と比較した結果、原子力機構の核鑑識分析レベルは、世界トップレベルのラボラトリと同等のレベルにあることを確認できた。
西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一
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異常降雨ハザードに対するナトリウム冷却高速炉の崩壊熱除去機能の確率論的リスク評価(PRA)手法を開発するため、ハザード曲線を構築して異常降雨ハザードを評価するとともに、異常降雨を起因とした炉心損傷に至り得るイベントツリーを構築し、炉心損傷頻度を定量化した。
小林 秀和; 捧 賢一; 天本 一平; 北村 直登*; 武部 博倫*; 中村 洋貴*; 三田村 直樹*; 都築 達也*
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鉄リン酸ガラスは、アルカリ/アルカリ土類, 遷移金属, 希土類等の様々な元素をガラス構造中に溶解でき、化学的耐久性にも優れた材料であることから、放射性廃棄物の固化マトリックスとして注目されている。最近では、溶融方式(ジュール加熱, 誘導加熱)や溶融炉材料(耐火物, 電極)の評価も行われる等、鉄リン酸ガラスの実用化に向けた技術開発が進展している。このような動向を踏まえ、本研究では、高レベル廃液処理への鉄リン酸ガラスの適用性調査として、マトリックス組成及び廃棄物含有率をパラメータにガラス化挙動を評価した。その結果、廃棄物含有率15wt%までは白金族化合物以外の析出物は生成せず、同20wt%以上ではZr含有リン酸塩結晶が相分離し始めること、廃棄物含有ガラスは良好な耐浸出性を有することを確認した。
安藤 真樹; 斎藤 公明; 松田 規宏
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比較的低い空間線量率領域での走行サーベイ測定結果における自然放射能からの線量率寄与を評価することを目的として、自然放射能由来の空間線量率を迅速に弁別する方法を走行サーベイシステムKURAMA-IIを用いた測定に適用しその有用性を評価した。
真辺 健太郎; 佐藤 薫; 高橋 史明
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ICRP2007年勧告に基づく実効線量は、男女間で平均した等価線量により評価される。一方、放射線事故、医療行為等による被ばく線量評価においては、可能な限り個々の被ばく状況を反映することが求められる。ここで、男女間には、性に固有な臓器の存在や、臓器の質量及び体内位置(身体的特性)に差があるため、これらの違いが線量評価に及ぼす影響を明らかにしておくことは有用である。本研究では、成人日本人の平均的な体格・臓器質量を備えた男女のファントム(男性: JM-103、女性: JF-103)を用いて評価した光子及び電子の比吸収割合(SAF)データ、並びにICRPの最新の放射性核種データ及び体内動態モデルを用いて放射性核種の摂取による組織・臓器の吸収線量(臓器線量)を評価し、男女間で比較した。その結果、同じ被ばく条件下で、組織・臓器によっては、身体的特性の違いにより男女間で臓器線量に数10%の差が生じることが明らかになった。
逢坂 正彦; 三輪 周平; 中島 邦久; 鈴木 知史
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BWR制御材の影響に着目したシビアアクシデント時のFP化学挙動解明を目指した研究について、全体計画と実験・解析・評価の進め方及び課題に関して説明する。FP化学挙動に関する実験データの取得と化学反応速度論を考慮した解析により、SA時の炉内各所におけるFP化学挙動をデータベース化し、化学モデルを構築または高度化することを目的とする。実験データは、FP放出移行再現実験とFP化学形の直接測定等により取得する。
梅澤 克洋; 萩野谷 仁; 加藤 貢; 浅妻 新一郎
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福島県内では、井戸水, 湧水, 沢水等が生活用水として、また、農業用のため池が農業用水として広範囲で使用されている。福島第一原子力発電所の事故以来、これら生活用水及び農業用のため池等の放射性セシウム(Cs-137, Cs-134)による汚染が懸念されている。生活用水や農業用水の安全性を確認することは避難住民の帰還、また、福島の復興に向けた課題の一つとなっており、原位置にて高精度に水中の放射性セシウム濃度を測定し、測定結果を迅速に提示できる手法が求められていた。そこで日本原子力研究開発機構は、関係住民のご不安解消の一助とするため、水中の放射性セシウム濃度を原位置において高精度に連続測定できる水モニタリング車(可搬型高感度水モニタリングシステム)を開発し福島県内各地で測定・評価を行っている。今回は水モニタリング車の概要と共に測定実績を紹介する。
津田 修一; 斎藤 公明
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故後、福島県をはじめ東日本の広域において、環境中の空間線量率測定等が継続して実施されている。測定には、原子力発電所等で利用されるサーベイメータ等の測定器が使用され、それらは基準校正場と呼ばれる既知の放射線場において、一方向からの照射条件で線量の校正が行われている。しかし一般に、測定器は入射する放射線の方向によって異なる感度を有し、実際の環境中では、放射線は様々な方向から測定器に入射する。そこで本研究では、実際の測定に活用されているNaI(Tl)およびCsI(Tl)シンチレーション検出器で得られる線量の光子入射方向依存性を評価するために、ほぼ無限に広がった地面に放射性核種が存在する環境をPHITSコード上で再現し、空気カーマに対する環境測定用のスペクトル-線量変換演算子(G(E)関数)を導出した。その結果、通常の校正条件となる前方照射に対するG(E)関数に基づく線量は、環境線源に対する線量を最大で約40%過大評価する可能性のあることを明らかにした。発表では、他に実測データに基づく評価結果等を報告する。
北村 暁; 伊藤 美貴*; 赤木 洋介*; 吉田 泰*
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地層処分環境中におけるウランの溶解度に及ぼす炭酸および酸化還元状態の影響を調査するとともに、熱力学データベースを用いた予測値の適用性を確認した。
深野 義隆
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本研究では、ナトリウム冷却高速炉の崩壊熱除去機能喪失(PLOHS)時に燃料被覆管の破損を仮定した場合の炉心の著しい損傷に対する安全余裕について検討した。その結果、PLOHS時に被覆管が破損しても、炉心の著しい損傷に至るまでに大きな安全余裕があることがわかった。
小川 達彦; 橋本 慎太郎; 佐藤 達彦; 仁井田 浩二*
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宇宙活動や重粒子線がん治療などの線量評価では、重イオンが関係する原子核-原子核反応モデルが重要となる。放射線輸送計算コードPHITSでは、重イオンの核反応にJAERI Quantum Molecular Dynamics (JQMD)モデルを用いる。このモデルにより、残留核や二次中性子の生成を概ね良好な精度で計算することができたが、原子核の中心同士が遠い場合に、核が互いに擦れることで起こす反応(周辺衝突反応)の記述に不正確さがあり、一部の核種の生成量を過小評価する問題があった。周辺衝突反応の再現には、衝突した場合としなかった場合の厳密な区別が必要であるが、従来は原子核が衝突しなくても励起・分解していたため、反応を起こした場合と区別できなかった。そこで、原子核内における核子間の相互作用を相対論不変な形式に直し、衝突しなかった場合に核が崩壊しないよう修正した。これにより、衝突した場合としなかった場合の厳格な判定を行えるようになった。加えて、周辺衝突反応において核子間の弾性散乱に対する核媒質効果が弱まる効果を取り入れた。この作成した改良型JQMDを用いて計算し、周辺衝突反応で生成する核種の生成量をより正確に再現することを確認した。一方、従来より精度良く計算できていた中性子の生成断面積については、高い精度を維持できている。
線照射下希薄人工海水での異材すきま試験片を用いた電気化学試験本岡 隆文; 上野 文義
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燃料集合体を構成するZrとSUS304Lのすきまを対象に、Co-60線照射下で、室温の希薄人工海水におけるすきま腐食発生条件を電気化学的手法により調査した。福島第一原子力発電所の使用済燃料プール環境を模擬した条件では、腐食すきま再不動態化電位は定常腐食電位より高く、異材構造部ですきま腐食は発生困難なことが示唆された。