「ふげん」から採取した金属配管試料の放射能分析,5

原賀 智子; 飛田 実*; 高橋 重実*; 関 晃太郎*; 出雲 沙理; 下村 祐介; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2016-017, 53 Pages, 2017/02

JAEA-Data-Code-2016-017.pdf:3.17MB

日本原子力研究開発機構原子炉廃止措置研究開発センターでは、新型転換炉原型炉「ふげん」の廃止措置が進められており、解体撤去物等のクリアランス申請や廃棄確認のためのスケーリングファクタ法の確立に向けて、解体撤去物等から採取した試料の放射能データの収集を進めている。一方、原子力科学研究部門 バックエンド技術部 放射性廃棄物管理技術課では、バックエンド推進部門 廃棄物確認技術開発グループ(現 放射性廃棄物管理技術課)が開発した廃棄物放射能データの収集を効率よく行うための簡易・迅速分析法の実証試験を進めている。本報告では、実放射性廃棄物試料として、「ふげん」の重水系統及び炭酸ガス系統の金属配管から採取した試料を用い、これまでに報告した試料と核種組成の異なる金属配管試料に対して、開発した簡易・迅速分析法を適用できることを示すとともに、「ふげん」の金属配管試料に対する放射能データを整備した。

「ふげん」から採取した金属配管試料の放射能分析,3

原賀 智子; 飛田 実*; 高橋 重実*; 酒谷 圭一; 石森 健一郎; 高橋 邦明

JAEA-Data/Code 2014-007, 52 Pages, 2014/06

JAEA-Data-Code-2014-007.pdf:28.47MB

敦賀本部原子炉廃止措置研究開発センターでは、新型転換炉原型炉「ふげん」の廃止措置が進められており、解体撤去物等のクリアランス申請や廃棄確認のためのスケーリングファクタ法の確立に向けて、解体撤去物等から採取した試料の放射能データの収集を進めている。バックエンド推進部門廃棄物確認技術開発グループでは、廃棄物放射能データの収集を効率よく行うために簡易・迅速分析法を開発した。そこで、廃棄物確認技術開発グループで開発した簡易・迅速分析法の実証試験として、実放射性廃棄物試料のうち、「ふげん」の解体撤去物等のうち金属配管から採取した試料の放射能分析を行い、開発した分析法が金属試料に適用できることを示すとともに、解体撤去物等に対する放射能データを整備した。

「ふげん」から採取した金属配管試料の放射能分析

原賀 智子; 亀尾 裕; 石森 健一郎; 島田 亜佐子; 飛田 実*; 高橋 重実*; 高橋 邦明

JAEA-Data/Code 2012-031, 39 Pages, 2013/02

JAEA-Data-Code-2012-031.pdf:9.28MB

日本原子力研究開発機構敦賀本部原子炉廃止措置研究開発センターでは、新型転換炉原型炉施設「ふげん」の廃止措置が進められており、解体撤去物等のクリアランス申請やスケーリングファクタ法の適用に向けて、解体撤去物等から採取した試料の放射能分析が必要となっている。そこで、バックエンド推進部門 廃棄物確認技術開発グループでは、廃棄物放射能データの収集を効率よく行うために開発した簡易・迅速分析法を用いて、「ふげん」から採取した金属配管試料の分析を行い、解体撤去物等に対する放射能データとして整備した。本報告では、平成22年度に受け入れた金属配管試料の放射能データを報告する。

Distribution of Cs and Am in the solution-bentonite colloids-granite ternary system; Effect of addition order and sorption reversibility

飯島 和毅; 戸村 努*; 飛田 実*; 鈴木 康之*

Radiochimica Acta, 98(9-11), p.729 - 736, 2010/11

模擬地下水-ベントナイトコロイド-花崗岩の三元系におけるCs及びAmの分配挙動を調べた。花崗岩の添加によりベントナイトコロイドから核種が脱離するのが認められたことから、ベントナイトコロイドに対するCs及びAmの収着挙動は可逆であった。また、イオン交換と表面錯体反応に基づき、ベントナイトコロイドの高いエッジサイト密度を考慮した収着モデルにより、三元系におけるベントナイトコロイドへの核種収着挙動を説明することができた。

Design study of a neutral beam injector for fusion DEMO plant at JAERI

井上 多加志; 花田 磨砂也; 柏木 美恵子; 西尾 敏; 坂本 慶司; 佐藤 正泰; 谷口 正樹; 飛田 健次; 渡邊 和弘; 発電実証プラント検討チーム

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1291 - 1297, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.08.074

核融合発電実証プラント用中性粒子入射装置(NBI)について、発電実証炉で要求される性能を議論し、その実現への技術課題を検討した。大型プラズマの加熱・電流駆動を担う発電実証プラントのNBIは、これまで以上の高効率,高エネルギー,高信頼性・長寿命化が要求される。加速器には、高効率・高エネルギーの点から、静電加速方式の選択が現実的である。放射線環境での運転を考慮すると真空絶縁が不可欠であり、その設計ガイドラインから、ビームエネルギー1.52MeVが可能であることを示した。負イオン源の信頼性向上,長寿命化ためには、従来の大電流・高電流密度負イオン生成技術に立脚した、フィラメントレス・セシウムフリー負イオン源の開発が必要である。さらに、NBIシステムの効率を決める中性化方式については、従来のガス中性化(効率60%)では要求性能を満足し得ず、中性化効率80%以上のプラズマ中性化等が必要となる。最近、高効率・連続運転の可能な高出力半導体レーザーが製品化されており、これを用いて中性化効率90%以上を実現するレーザー中性化セルの概念を提案する。

Concept of core and divertor plasma for fusion DEMO plant at JAERI

佐藤 正泰; 櫻井 真治; 西尾 敏; 飛田 健次; 井上 多加志; 中村 幸治; 新谷 吉郎*; 藤枝 浩文*; 発電実証プラント検討チーム

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1277 - 1284, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.09.074

核融合出力3GWを確保する高い経済性を有するトカマク炉発電実証プラントの設計を行っている。中心ソレノイド(CS)コイルがない又は小さい場合は、炉の小型化と軽量化に大きなインパクトがある。一方高密度領域での高閉じ込め性能の確保と巨大ELMを抑制する必要から、高い三角度を必要とされる可能性がある。CSコイルの役割を電流立ち上げとプラズマ形状制御に限定して、CSの大きさに応じた3ケースについて、システムコードを用いてプラントのパラメータを選択した。熱流束のスケーリングを用いてダイバータに対する要請を求めた。CSコイルが無い場合は、最もコンパクトな炉であるが、巨大ELMを抑制するには不十分な低い三角度しか得られない。CSの役割を形状制御に限定した炉については、巨大ELM抑制に必要と考えられる三角度が得られ、磁力線の小ポロイダル入射角と長い脚長で、ダイバータの熱のハンドリングが可能である。CSの役割を電流立ち上げと形状制御を有する炉についても、巨大ELM抑制に必要と考えられる三角度が得られ、磁力線のフラックス拡大と長い脚長で、ダイバータの熱のハンドリングが可能である。また、運転シナリオについて検討し、HHファクター,グリーンワルド密度,シャインスルーの条件が運転シナリオに強い制限を与えている。

配管合流部の混合現象に関する研究; 感温液晶シートによる配管内表面温度測定試験

田中 正暁; 川島 滋代*; 五十嵐 実; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹

JNC-TN9400 2003-117, 65 Pages, 2004/03

JNC-TN9400-2003-117.pdf:3.49MB

温度の異なる流体が混合することにより生じる温度変動が構造材に伝わると、構造材に高サイクル熱疲労(サーマルストライピング現象)が発生する場合がある。冷却材に液体金属ナトリウムを使用する高速炉では、水に比べてナトリウムの熱伝導率が高いことから液体の温度変動が構造に伝わり易く、本現象の評価は重要な課題である。 核燃料サイクル開発機構では、T字管体系の配管合流部におけるサーマルストライピング現象に着目し、T字管における混合現象及び実機プラントで観測されている長周期温度変動の原因を解明するために、長周期温度変動水流動試験を実施している。可視化試験の結果から、流入条件の違いにより噴流形態を(A)衝突噴流(B)偏向噴流(C)再付着噴流(D)壁面噴流に分類でき、各噴流形態は主/枝配管流体の運動量比により整理できることを明らかにした。 本研究では、主配管に枝配管が接続する合流部下流の主配管内表面に感温液晶シート貼り付け、配管表面温度の測定を試みた。配管表面温度は、感温液晶シートによる可視化画像から温度データに変換して定量的に取得する。画像解析による輝度値データから温度データヘの変換にかかる不確かさについて検討し、感温液晶シートによる温度測定誤差は10の感温範囲に対して平均土約2度Cであることが分かった。 感温液晶試験の結果から、(A)衝突噴流条件及び(D)壁面噴流条件のケースでは枝配管下流の主配管内面に、枝配管からの低温流体によるコールド・スポツトが形成され、このコールド・スポツトは時間的に変動し、コールド・スポツトの周辺では温度変動強度が高い値を示すことがわかった。これにより、(A)衝突噴流条件及び(D)壁面噴流条件が配管への熱疲労の観点から厳しい流動条件であることが分かった。壁面に設置した熱電対データとの比較から、感温液晶シートを用いた本手法による温度分布測定結果は熱電対による粗な空間分布を補間するものとして有用であることを確認した。

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,8

朝倉 伸幸; 加藤 隆子*; 高村 秀一*; 田辺 哲朗*; 東島 智; 飯尾 俊二*; 小関 隆久; 小野 靖*; 河野 康則; 中島 徳嘉*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 79(11), p.1194 - 1196, 2003/11

http://ci.nii.ac.jp/naid/40006029522

ITPA(国際トカマク物理活動)会合が、ロシアのヨッフェ研究所・科学教育センター(サンクトペテルブルク)で開催された。今回は、「スクレイプ・オフ層及びダイバータの物理」,「MHD, ディスラプション及び制御」,「高エネルギー粒子,加熱及び定常運転」,「計測」の各トピカル物理グループの会合、及び制御に関する合同会合が行われた。日本,欧州,ロシア,アメリカ合衆国,ITER国際チーム、及び中国(オブザーバとして初参加)から多くの参加者を得て活発な議論が行われた。本報告では、各グループ会合、及び制御に関する合同会合での議論の概要を示す。

配管合流部の混合現象に関する研究 -可視化試験結果と予測解析-

五十嵐 実; 田中 正暁; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹

JNC-TN9400 2001-024, 81 Pages, 2000/11

JNC-TN9400-2001-024.pdf:5.82MB

温度の異なる流体が混合することによって発生する温度変動により、構造材内部に熱疲労が発生する現象(サーマルストライピング現象)を評価することは重要な課題である。核燃料サイクル開発機構では、設計に適用できる評価ルールを構築するために実験及び解析ツールの整備を実施している。T字管体系の配管合流部におけるサーマルストライピング現象に関しては、合流部での混合現象及び実機プラントで観測されている長周期温度変動の原因を解明するために、長周期温度変動水流動試験(WATLON:Water Experiment of Fluid Mixing in T-pipe with Long Cycle Fluctuation)を実施している。本研究では、染料注入法による可視化試験を実施し、配管合流部での温度変動に影響を及ぼす枝管噴流の挙動を調べた。試験は主配管/枝配管の流速及び温度をパラメータとして実施し、流入条件の違いによる噴流形態の変化を観測した。その結果、流入条件の違いにより噴流形態を(1)衝突噴流(2)偏向噴流(3)再付着噴流(4)壁面噴流に分類できることがわかった。また、各噴流形態は各配管流体の運動量比により整理できることを明らかにした。T字管内の混合現象に対する解析手法の適用性を把握するために、多次元熱流動解析コードによる解析を実施した。乱流モデルにk-モデルを用いた定常解析により、噴流形態の予測が可能であるかを検討した。その結果、k-モデルを用いた解析で定性的に可視化試験における噴流挙動が模擬できていることから、本解析手法により噴流形態の予測が可能であることがわかった。

Environmental Plutonium and Americium; Knowledge and Analysis

中野 政尚; 住谷 秀一; 渡辺 均; 片桐 裕実; 赤津 康夫; 飛田 和則

PNC-TN8520 96-002, 54 Pages, 1996/09

PNC-TN8520-96-002.pdf:1.4MB

この資料は、環境中プルトニウムとアメリシウムに関する知見とその分析法の二つの章から成る。第1章ではプルトニウムとアメリシウムの生成、特徴、核実験、使用済み燃料、廃棄物、環境試料についてのデータを示す。第2章では環境試料中の分析方法について説明している。分析の概略は大きく4つの工程、すなわち前処理、化学分離、電着、線測定から成る。初めにそれぞれの工程の原理を説明している。次に実際の環境試料の分析手順を示す。最後にSi検出器の校正と放射能の測定について示す。