Comparative study on performance of various environmental radiation monitors

玉熊 佑紀*; 山田 椋平; 鈴木 崇仁*; 黒木 智広*; 佐賀 理貴哉*; 水野 裕元*; 佐々木 博之*; 岩岡 和輝*; 細田 正洋*; 床次 眞司*

Radiation Protection Dosimetry, 184(3-4), p.307 - 310, 2019/10

https://doi.org/10.1093/rpd/ncz104

東京電力福島第一原子力発電所事故後の放射能(線)監視データが不足していたため、第一陣の緊急対応者の放射線量は正確に評価されなかった。原子力事故で緊急対応をしている労働者の放射線量を評価することは重要である。本研究では、外部被ばく線量と内部被ばく線量の両方を評価できる新しい装置を開発し、緊急時の環境放射能(線)モニタリングの観点から、市販のモニタを含む様々な環境放射能(線)モニタの性能を比較した。福島県で各モニタのバックグラウンド計数値と周辺線量当量率を測定した。ベータ線の検出限界はISO11929に従って評価した。ZnS(Ag)とプラスチックシンチレータを用いたダストモニタのガンマ線に対する感度は高いが、CsI(Tl)結晶を有するシリコンフォトダイオードを用いた外部被ばくモニタの感度は比較的低かった。検出限界は100Sv hで190-280Bq mであり、日本の原子力規制委員会による要求下限値の100Bq mの検出限界を超えていた。要求下限値を達成するには、鉛によるシールドを用いることが必要である。これらの結果から、評価対象モニタの中でも、ZnS(Ag)シンチレータとプラスチックシンチレータを併用したダストモニタが外部被ばくモニタに適しており、開発された内部被ばくモニタが緊急時の内部被ばくモニタとして適していることがわかった。将来的には、アルファ線の計数効率, 相対不確かさ及び検出性能が評価され、さらに可搬性を考慮した上でどのタイプのモニタが適しているかが検討される予定である。

SIMMER-III及びSIMMER-IVによるFCA VIII-2燃料スランピング実験解析

石田 真也; 水野 正弘*

JAEA-Research 2015-002, 47 Pages, 2015/06

JAEA-Research-2015-002.pdf:7.22MB

高速炉のCDAの事象推移で生じる複雑な物理現象を総合的にシミュレーションするために、高速炉の核熱流動安全解析コードSIMMER-III及びSIMMER-IVの開発を進めている。本研究ではSIMMER-III及びSIMMER-IVにおける損傷炉心の核的挙動について検証を行うことを目的として、FCA VIII-2臨界集合体での燃料スランピング実験の解析を実施した。ここで燃料スランピングとは熱的あるいは機械的原因で燃料の崩落等により炉心物質が密に詰まる現象を指す。SIMMER-IIIによる2次元RZ体系での解析とSIMMER-IVによる3次元XYZ体系での解析(基本炉定数として高速炉用統合炉定数ADJ2000Rを用い、エネルギー群は70群、非等方散乱の取り扱いは多群輸送近似、角度方向の離散化次数はS8として解析を実施)では、十分な精度で実験を模擬できていることが分かった。また、エネルギー群縮約と角度方向の離散化次数に関する合理化の検討を行ったところ、SIMMER-III及びSIMMER-IVによるFCA VIII-2燃料スランピング実験解析を実施する際には、エネルギー群縮約を18群程度、角度方向の離散化次数をS4にまで合理化することが可能であることも分かった。

Irradiation performance of fast reactor MOX fuel pins with ferritic/martensitic cladding irradiated to high burnups

上羽 智之; 伊藤 昌弘*; 水野 朋保; 勝山 幸三; Makenas, B. J.*; Wootan, D. W.*; Carmack, J.*

Journal of Nuclear Materials, 412(3), p.294 - 300, 2011/05

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2011.02.052

ACO-3は米国FFTFのCDE試験で232GWd/tの高燃焼度を達成した集合体であり、高速中性子照射量は3910n/mに達した。ACO-3は、フェライト/マルテンサイトのHT-9鋼を被覆管に使用しており、本照射試験によりHT-9鋼は耐スエリング性能が極めて優れることが実証された。照射後試験の結果、燃料ピンにはMOX燃料カラム部とMOX燃料/ブランケット境界部に外径増加が生じていることが確認されたが、その大きさは高々1.5%程度であることを確認した。燃料ピン照射挙動評価の結果、MOX燃料カラム部のピン外径増加は被覆管のスエリングとガス内圧による照射クリープ変形であり、MOX燃料/ブランケット境界部に生じた局所的な外径増加はセシウムと燃料との反応によるPCMIが原因で生じたことが示された。さらに、このPCMIはブランケットと被覆管のギャップ幅を大きくとったことにより、効果的に緩和されたことも示された。

Current statues of phase II investigations, Mizunami Underground Research Laboratory (MIU) Project

鶴田 忠彦; 内田 雅大; 濱 克宏; 松井 裕哉; 竹内 真司; 天野 健治; 竹内 竜史; 三枝 博光; 松岡 稔幸; 水野 崇

Proceedings of 12th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM '09/DECOM '09) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/10

https://doi.org/10.1115/ICEM2009-16262

The Mizunami Underground Research Laboratory (MIU) Project, a comprehensive research project investigating the deep underground environment in crystalline rock, is being conducted by the Japan Atomic Energy Agency at Mizunami City, Central Japan. The MIU Project is being carried out in three overlapping phases: Surface-based Investigation (Phase I), Construction (Phase II), and Operation (Phase III), with a total duration of 20 years. Phase I was completed in March 2004, and Phase II investigations associated with the construction of the underground facilities are currently underway. Phase II investigation goals are to evaluate the geological, hydrogeological, hydrogeochemical and rock mechanical models developed in Phase I and to assess changes in the deep geological environment caused by the construction of underground facilities. Geological mapping, borehole investigations for geological, hydrogeological, hydrochemical and rock mechanical studies are being carried out in shafts and research galleries in order to evaluate the models. Long-term monitoring of changes in groundwater chemistry and pressure associated with the construction of the underground facilities continue around the MIU site, using existing boreholes and monitoring systems. This paper summarizes the current statues of the MIU Project on results of the Phase II investigations to date.

超深地層研究所計画 年度報告書(2007年度)

西尾 和久; 松岡 稔幸; 見掛 信一郎; 鶴田 忠彦; 天野 健治; 大山 卓也; 竹内 竜史; 三枝 博光; 濱 克宏; 水野 崇; et al.

JAEA-Review 2009-002, 88 Pages, 2009/03

JAEA-Review-2009-002-1.pdf:29.31MB
JAEA-Review-2009-002-2.pdf:35.38MB

独立行政法人日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階; 地表からの調査予測研究段階」,「第2段階; 研究坑道の掘削を伴う研究段階」,「第3段階; 研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなる約20年の計画であり、現在は、第2段階である「研究坑道の掘削を伴う研究段階」を進めている。本報告書は、2002年2月に改訂した「超深地層研究所基本計画」に基づき、超深地層研究所計画の第2段階「研究坑道の掘削を伴う研究段階」における2007年度に実施した(1)調査研究,(2)施設建設,(3)共同研究等の成果を取りまとめたものである。

超深地層研究所計画 年度報告書(2005年度)

西尾 和久; 松岡 稔幸; 見掛 信一郎; 鶴田 忠彦; 天野 健治; 大山 卓也; 竹内 竜史; 三枝 博光; 濱 克宏; 吉田 治生*; et al.

JAEA-Review 2008-073, 99 Pages, 2009/03

JAEA-Review-2008-073-1.pdf:37.33MB
JAEA-Review-2008-073-2.pdf:37.16MB

独立行政法人日本原子力研究開発機構(原子力機構)東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、第1段階「地表からの調査予測研究段階」,第2段階「研究坑道の掘削を伴う研究段階」,第3段階「研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなる約20年の計画であり、現在は、第2段階である「研究坑道の掘削を伴う研究段階」を進めている。本報告書は、2002年2月に改訂した「超深地層研究所基本計画」に基づき、超深地層研究所計画の第2段階「研究坑道の掘削を伴う研究段階」における2005年度に実施した(1)調査研究,(2)施設建設,(3)共同研究等の成果を取りまとめたものである。

Irradiation performance of fast reactor MOX fuel assemblies irradiated to high burnups

上羽 智之; 伊藤 昌弘*; 水野 朋保

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(11), p.1183 - 1192, 2008/11

https://doi.org/10.3327/jnst.45.1183

Mixed oxide fuel assemblies (MFA-1 and MFA-2 assemblies) were used in irradiation tests conducted in the Fast Flux Test Facility to demonstrate the capability of fast reactor core fuels to attain high burnups and fast neutron fluences. The MFA-1 and MFA-2 assemblies achieved respective peak pellet burnups of 147 GWd/t and 162 GWd/t without any indication of fuel pin breaching. Structural components of these assemblies were made of modified Type 316 stainless steel and 15Cr-20Ni base advanced austenitic stainless steel. Post irradiation examinations of these assemblies revealed dimensional changes of fuel pins and assembly ducts due to irradiation-induced void swelling and irradiation creep, and fuel cladding local oval distortions due to bundle-duct interaction (BDI). The swelling resistance of 15Cr-20Ni base advanced austenitic stainless steel fuel pin cladding was almost the same as that of the modified Type 316 stainless steel cladding, while the assembly duct of the former material had slightly better swelling resistance compared with that of the duct of the latter material. Analyses of fuel pin bundle deformations indicated that these assemblies were likely to mitigate BDI mainly by fuel pin bowings and cladding oval distortions.

超深地層研究所計画 年度計画書(2006年度)

西尾 和久; 水野 崇; 大山 卓也; 中間 茂雄; 三枝 博光; 竹内 竜史; 天野 健治; 鶴田 忠彦; 濱 克宏; 弥富 洋介; et al.

JAEA-Review 2007-037, 29 Pages, 2007/12

JAEA-Review-2007-037.pdf:13.06MB

独立行政法人・日本原子力研究開発機構(原子力機構)東濃地科学センターでは、地層処分技術に関する研究のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階;地表からの調査予測研究段階」,「第2段階;研究坑道の掘削を伴う研究段階」,「第3段階;研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなる約20年の計画であり、現在は、第2段階である「研究坑道の掘削を伴う研究段階」を進めている。本計画書は、2002年2月に改訂した「超深地層研究所基本計画」に基づき、2006年度の超深地層研究所計画の(1)調査研究計画,(2)施設建設計画,(3)共同研究計画等を示したものである。

SIMMER-III: A Computer Program for LMFR Core Disruptive Accident Analysis; Version 3.A Model Summary and Program Description

山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 神山 健司; 近藤 悟; 守田 幸路*; Fischer, E. A.; Brear, D. J.; 白川 典幸*; 曹 学武; et al.

JNC TN9400 2003-071, 340 Pages, 2003/08

JNC-TN9400-2003-071.pdf:1.54MB

核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉の仮想的な炉心損傷事故を評価するために新たな安全解析コードSIMMER-IIIの開発を進めてきた。SIMMER-IIIは、2次元,3速度場,多相多成分,オイラー座標系の流体力学モデルを中核として、物質配位及びエネルギー状態に対応した空間依存の核計算モデルを有機的に結合したコードである。現在までに、本コード開発プロジェクトの当初に計画していた全てのモデル開発を終了したことになり、いよいよ実機の安全解析や複雑な多相流解析に本格的に適用できる段階に達した。また、コード開発と併行して、体系的なモデル検証研究を欧州研究機関と共同で進めており、その結果、モデルの高度化により従来のSIMMER-IIコードで問題とされた適用限界の多くが解消できるとの見通しを得つつある。本報告書では、SIMMER-III Version 3.Aの詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル,数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。今後さらにモデル改良を行うことが望まれる分野についてもとりまとめた。新たに完成したSIMMER-III Version 3.Aにより、高速炉の安全解析における信頼性と適用範囲が飛躍的に向上できるものと期待されている。

振動充填燃料焼結体の熱伝導度測定試験,1; 試料作成方法の検討

中村 雅弘; 水野 峰雄*; 高阪 裕二*; 小川 伸太*

JNC TJ8440 2002-003, 55 Pages, 2002/02

JNC-TJ8440-2002-003.pdf:13.04MB

本試験では熱伝導度測定用の振動充填燃料焼結体を製作する条件を把握するため、転動造粒法で作製したUO粒子の円板状充填層をクリープ試験機を使用して高温に保持して定常荷重負荷をかけた粒子焼結試験を実施し、以下の結果を得た。(1)1700、7MPaの温度/圧縮荷重条件下で約2時間30分保持することにより、充填粒子層に4.54.7%の焼きしまり歪量が生じ、粒子ネック比:約40%まで粒子間焼結を進行させられることがわかった。(2)焼きしまり歪量が大きくなると粒子ネック比が大きくなる関係が確認されたことより、基本的に焼きしまり歪量の調整により目的とする粒子ネック比の焼結体を製作できる見通しを得た。(3)粒子充填層の焼きしまり歪量は充填粒子粒径に依存し、粒径が大きい程、焼きしまり歪量は大きくなった。これは粒径増大による接触点数減少に伴う局所応力の増大によるものと考えられた。(4)充填粒子の粒径が小さくなると、粒子充填層肉厚(荷重負荷)方向に比して半径方向の粒子ネック比が小さくなり、粒子が分離しやすくなる傾向が認められた。(5)焼結試験前後の結晶粒径測定結果より、粒子焼結による結晶粒径の有意な変化は認められなかった。