Establishing an evaluation method for the aging phenomenon by physical force in fuel debris

鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 岡村 信生; 渡部 雅之

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.839 - 848, 2023/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2159559

福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリは、溶融した核燃料物質と原子炉の構造材等で構成された酸化物が多くを占めているため、環境温度の変化により岩石のように劣化する可能性が高い。燃料デブリは10年以上水冷されているが、季節や昼夜の温度変化の影響を少なからず受けていることから、燃料デブリの経年変化挙動を評価するためには環境温度の変化を考慮することが不可欠である。仮に燃料デブリの劣化が進んでいる場合、微粉化した放射性物質が冷却水中に溶出して取出し作業に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、環境温度の繰り返し変化がクラックの発生に与える影響に着目して、燃料デブリの模擬体を用いた加速試験を実施した。その結果、クラックは温度変化を重ねることで増加することを確認し、燃料デブリの簿擬態は熱膨張と収縮による応力により脆化することが判明した。燃料デブリの物理学的な劣化挙動は岩石や鉱物に類似していることが確認され、模擬燃料デブリと環境のモデルでクラックの増加挙動を予測することが可能となった。

Weinberg operator contribution to the -odd nuclear force in the quark model

山中 長閑*; 岡 眞

Physical Review D, 106(7), p.075021_1 - 075021_15, 2022/10

https://doi.org/10.1103/PhysRevD.106.075021

対称性を破るクォーク間相互作用であるワインバーグ演算子の核子2体系への寄与はこれまでに評価されていなかったため、対称性の破れを計測する様々な実験結果を皆瀬区する際の不定性の原因となっていた。これを解消するために、クォーク模型による核子2体系の波動関数を用いて、ワインバーグ演算子の評価を行った。その結果、これまでに分かっているカイラル回転による奇演算子の寄与と同じオーダーでの寄与があり得ることを示した。

合理的な処分のための実機環境を考慮した汚染鉄筋コンクリート長期状態変化の定量評価(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2021-047, 127 Pages, 2022/01

JAEA-Review-2021-047.pdf:5.57MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「合理的な処分のための実機環境を考慮した汚染鉄筋コンクリート長期状態変化の定量評価」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究の目的は、原子炉建屋内の鉄筋コンクリート部材における汚染濃度分布定量予測データベース構築である。令和2年度は、3.1節でメソスケールのひび割れ挙動を評価するためのデータ取得を目的に、試験体の作製および治具の開発等の測定準備、評価手法の確認、予備試験を実施した。また、剛体バネモデルを用いて、水和過程から極厚部材の応力・ひび割れを追随できる数値解析手法の枠組みを開発した。3.2節では、コンクリート部材における長期的な核種の浸透挙動評価を行うためのデータ取得および境界条件、ひび割れ試験体作製方法の検討を行った。3.3節では、事故後の物質濃度相当の条件でCsとSrがひび割れたコンクリートに浸透する状況をイメージングプレートにより可視化する準備を行った。また、核種のコンクリートへの浸透挙動を調べるため、汚染水とコンクリートの接触に関する情報調査、長期浸漬の予察試験を実施した。

被災地探査や原子力発電所建屋内情報収集のための半自律ロボットを用いたセマンティックサーベイマップ生成システムの開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 東京工芸大学*

JAEA-Review 2019-022, 35 Pages, 2020/01

JAEA-Review-2019-022.pdf:2.71MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「被災地探査や原子力発電所建屋内情報収集のための半自律ロボットを用いたセマンティックサーベイマップ生成システムの開発」について取りまとめたものである。本研究の目的は、災害時においてヒトの立ち入りが困難となった原子力発電所建屋内の状況調査を対象に、簡単・安全・迅速に複数種類の情報(空間線量, 温度, 障害物等)を含んだセマンティックサーベイマップを生成する半自律移動ロボットシステムの研究・開発(カメラシステム, セマンティックSLAM, 移動経路学習及び安全な経路提示システム)である。

解体廃棄物を用いた再利用製品の製造と利用にかかわる放射線被ばくの検討

中村 寿; 中島 幹雄

JAERI-Tech 2002-006, 58 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-006.pdf:2.56MB

原子力施設内での限定再利用を想定して、解体廃棄物を用いた再利用製品の製造と利用により作業者が受ける被ばく線量を評価した。その結果、Co-60の放射能濃度がクリアランスレベルよりも2桁高い汚染金属を再利用した場合でも金型鋳鉄複合容器、スラグ受け容器、ドラム缶補強材の1体あたりの製造に関する被ばく線量が数Sv数十Svの範囲にあることがわかった。また、金型鋳鉄複合容器を利用した多重鋳造廃棄体の鋳造では、放射能濃度が最大37MBq/gの廃棄物を処分する場合でも、廃棄体の取り扱いに支障がないように重量を20t程度に抑え、放射性輸送物の運搬にかかわる線量当量率の基準を満足させられることがわかった。以上の結果より、放射線被ばくの観点からは、放射性の金属廃棄物を廃棄物管理のための製品に再利用することが可能であると考えられる。

Improvement of the effective nuclear charge model for triatomic molecules, VII

大和田 謙

Spectrochimica Acta, Part A, 39(2), p.181 - 187, 1983/00

さきに提案した有効核電荷(ENC)モデルを改良し、これを3原子分子における非調和(高次)の力の定数の計算に応用する。特に、有効分子内ポテンシャル関数に含まれる補正項を結合および非結合原子間距離の逆巾級数に展開する。これによって得られるポテンシャルは3原子分子(例:CO,CS,OCS,NO)の非調和の力の定数の推定に有効であるばかりでなく、より複雑な多原子分子の非調和力場の議論にも応用できることが示される。

NSRR強制対流実験におけるボイド挙動の測定,1; 炉外モックアップ実験

藤城 俊夫; 広瀬 誠*; 丹沢 貞光

JAERI-M 9825, 37 Pages, 1981/12

JAERI-M-9825.pdf:1.38MB

NSRR強制対流実験における過渡的なボイド発生挙動の測定のための炉外予備実験として、炉内実験と同一寸法のモックアップ装置を用いて行った二相流測定用の振動板型密度計およびドラッグディスク型流量計の性能確認試験の結果である。試験燃料部でのボイド発生の模擬は、ダミー燃料に開けた小孔から空気を吹出すことにより行い、定常条件の下で、冷却材流量と空気流量とをパラメータとして上記密度計および流量計の応答を調べた。この結果、密度計はボイド検出には十分安定して作動するが、ボイド率の定量的な測定のためにはもう少し改良の余地があること、一方、流量計は冷却材流量が少い時に不安定になる欠点はあるが、冷却材流量が或る程度大きくなれば良好な制定結果を与える事がわかり、現設計のセンサーに多少の改良を加える事により、十分に実用になることが確認できた。

Prediction of heteronuclear diatomic force constants from atomic shielding factors

大和田 謙

Journal of Chemical Physics, 75(3), p.1309 - 1312, 1981/00

https://doi.org/10.1063/1.442134

等核2原子分子に摂動論を応用して得られる分子遮蔽係数から、便宜的に各原子の遮蔽係数を定義し、これを用いて異核2原子分子の力の定数を推定した。特にアルカリ原子に対する原子遮蔽係数は非常に小さいため、これらの原子を含む分子の力の定数は次のような簡単な関係式によって求められる事がわかった。 K = (N+1)e/R ここでK、Rはそれぞれの力の定数および平衡原子間距離、eは電荷、Nは原子価電子数である。

反応度事故条件下の燃料挙動に及ぼす冷却材の流動の影響,1; 大気圧室温条件での実験結果

藤城 俊夫; 小林 晋昇; 広瀬 誠; 丹沢 貞光; 吉田 博之*

JAERI-M 9104, 44 Pages, 1980/10

JAERI-M-9104.pdf:1.7MB

反応度事故条件下の燃料挙動に及ぼす冷却材の流動の影響を調べるため、NSRRにおいて、大気圧室温条件の強制流動下で行った燃料照射実験の結果をまとめたものである。実験は大気圧カプセルを使用し、単一燃料棒を内径16mmの流路管に収め、これを小型の水中ポンプを接続してカプセル内で強制循環させる方法により行った。実験条件としては、まず、冷却材流速の影響を把握するために、流速が0.3m/s,1.0m/s,1.8m/sの3通りの場合に同じ190cal/g.UOの発熱毒を与え、次に、燃料破損しきい値を知るために、流速1.8m/sで発熱量を徐々に上げ、最高310cal/g.UOまでの実験を行った。この結果、流速を1.8m/sとした場合には、同じ単一燃料棒を静水中において照射するNSRRの標準実験条件に比べ、同一発熱量を与えた時の被覆材最高温度が300~400C低く、また、破損しきい値も約30cal/g.UO高くなる等、冷却材流動が反応度事故条件下の燃料挙動に大きな影響を与える事が判明した。

An Effective nuclear charge model for the prekiction of valence force constants in polyatomic molecules,1

大和田 謙

Journal of Chemical Physics, 72(1), p.1 - 6, 1980/00

https://doi.org/10.1063/1.438876

等核二原子分子に摂動論を応用して得られる力の定数を用いて、種々の原子の有効核電荷が定義された。これらの有効核電荷は、直接、異核二原子分子の力の定数の計算に転用できることが理論的に証明された。上で定義された有効核電荷を多原子分子へ応用するため、静電理論にもとづく有効分子内ポテンシャル関数が提案され、これによって、まず、三原子分子の力の定数が計算された。これらは実測振動数から得られた値と比較的良く一致することが分った。したがって、有効核電荷を用いる本法は多原子分子の力の定数の推定に極めて有用であると思われる。