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論文

High temperature gas-cooled reactors

武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.

High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02

本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950$$^{circ}$$Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。

論文

Non-invasive imaging of radiocesium dynamics in a living animal using a positron-emitting $$^{127}$$Cs tracer

鈴井 伸郎*; 柴田 卓弥; 尹 永根*; 船木 善仁*; 栗田 圭輔; 保科 宏行*; 山口 充孝*; 藤巻 秀*; 瀬古 典明*; 渡部 浩司*; et al.

Scientific Reports (Internet), 10, p.16155_1 - 16155_9, 2020/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Multidisciplinary Sciences)

Visualizing the dynamics of cesium (Cs) is desirable to understand the impact of radiocesium when accidentally ingested or inhaled by humans. The positron-emitting nuclide $$^{127}$$Cs was produced using the $$^{127}$$I ($$alpha$$, 4n) $$^{127}$$Cs reaction, which was induced by irradiation of sodium iodide with a $$^{4}$$He$$^{2+}$$ beam from a cyclotron. We excluded sodium ions by using a material that specifically adsorbs Cs as a purification column and successfully eluted $$^{127}$$Cs by flowing a solution of ammonium sulfate into the column. We injected the purified $$^{127}$$Cs tracer solution into living rats and the dynamics of Cs were visualized using positron emission tomography; the distributional images showed the same tendency as the results of previous studies using disruptive methods. Thus, this method is useful for the non-invasive investigation of radiocesium in a living animal.

論文

Measurement of water-steam flow behavior and pressure distribution in venturi scrubber

上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 鈴木 貴行*; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2018/10

A venturi scrubber is one of the filtered venting systems and removes fuel productions (FPs) by spraying with the scrubbing water by self-priming. The FPs removal performance of the system was confirmed by various tests. However, the flow pattern of the water-steam two-phase flow and pressure distributions in the venturi scrubber which is one of the most important factors for the removal performance has not been experimentally clarified. In this study, water-steam flow behavior and pressure distributions in a single venturi scrubber were measured. The experiment resulted in the scrubbing water decreased with increasing the steam throat velocity with the increase of the throat pressure. On the lower steam velocity conditions, spray was generated from the wavy of the water column ejected from the water supply pores. The water film was generated with the increase of even higher velocity. The pressures for each position in the venturi nozzle were almost the same and approximately 100 kPa in the self-priming mode. On the scrubbing water stop condition, the pressure was higher at the throat than the water head pressure and negative pressure at the downstream of the throat. The result indicate that the scrubbing water can be supplied at this position on the decrease and the stop conditions of the supplied scrubbing water with the high steam velocity.

論文

Post irradiation experiment about SiC-coated oxidation-resistant graphite for high temperature gas-cooled reactor

柴田 大受; 水田 直紀; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; et al.

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

高温ガス炉(HTGR)の炉内構造物には黒鉛が用いられている。空気侵入事故による黒鉛構造物の酸化は、安全性の観点から重要な課題である。黒鉛表面へのSiC被覆は、黒鉛の耐酸性を向上させる有望な技術である。しかし、炉内構造物への適用については、この材料の高温、中性子照射に対する健全性を確認することが重要である。原子力機構と日本の黒鉛メーカは耐酸化黒鉛の研究開発を進めてきた。原子力機構とカザフスタンINPとは、ISTCパートナープロジェクトの枠組みを利用して耐酸化黒鉛に対する中性子照射効果について調べた。本報は、SiC被覆を施した耐酸化黒鉛への中性子照射後試験の結果について述べるものである。耐酸化黒鉛のうち、ある一つの銘柄については照射後の酸化試験において優れた特性を示した。

論文

高温ガス炉用黒鉛の耐酸化特性の向上

水田 直紀; 角田 淳弥; 柴田 大受; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; 坂場 成昭

炭素材料科学の進展; 日本学術振興会第117委員会七十周年記念誌, p.161 - 166, 2018/10

原子力機構及び日本の黒鉛メーカ4社(東洋炭素,イビデン,東海カーボン,新日本テクノカーボン)は、高温ガス炉の炉内構造材料に用いる黒鉛の耐酸化性を向上させることを目的に、CVD法によりSiCコーティングを施した耐酸化黒鉛の研究を進めている。本報では、国際科学技術センター(ISTC)のパートナープロジェクトとして実施した、カザフスタン共和国の核物理研究所(INP)のWWR-K炉による耐酸化黒鉛の中性子照射試験について紹介する。照射試験に先立ち、各試験片に対して未照射条件での酸化試験を行った結果、耐酸化試験片全てにおいて、CVD法により施されたSiCコーティングが十分な耐酸化性を示すことがわかった。中性子照射試験は終了しており、今後はWWR-Kホットラボでの炉外酸化試験を行う計画である。

論文

酸化剤含有NaOH水溶液中でFeに形成させたFe$$_{3}$$O$$_{4}$$皮膜中へのD$$_{2}$$Oの拡散浸透挙動

春名 匠*; 宮瀧 裕貴*; 廣畑 洋平*; 柴田 俊夫*; 谷口 直樹; 立川 博一*

材料と環境, 67(9), p.375 - 380, 2018/09

本研究では、酸化剤含有沸騰45mass% NaOH水溶液(424K)中においてFeの浸漬試験を行い緻密な皮膜を形成させる浸漬時間の探索を行うこと、ならびに形成した皮膜に対する室温でのD$$_{2}$$Oの浸透挙動を明らかにすることを目的とした。その結果、以下の知見が得られた。酸化剤含有沸騰NaOH水溶液中に0.4ks以上浸漬したFe表面にはFe$$_{3}$$O$$_{4}$$が検出され、21.6ksまでは浸漬時間の増加とともに皮膜厚さが放物線則に従って増加した。酸化剤含有沸騰NaOH水溶液中にFeを1.2ksもしくは3.6ks浸漬して形成したFe$$_{3}$$O$$_{4}$$皮膜にD$$_{2}$$O浸透試験を行った結果、いずれの皮膜に対しても、浸透時間が1000ksまでは、浸透時間の増加とともにD$$_{2}$$O浸透量が増加し、それ以上の浸透時間ではD$$_{2}$$O浸透量が定常値を示した。また3.6ks浸漬して形成した皮膜に対する定常D$$_{2}$$O浸透量の方が大きい値を示した。D$$_{2}$$Oの浸透時間と浸透量の関係をFickの拡散方程式に基づいて解析した結果、1.2ksおよび3.6ks浸漬して形成したFe$$_{3}$$O$$_{4}$$皮膜に対するD$$_{2}$$Oの拡散係数がそれぞれ5.1$$times$$10$$^{-15}$$ cm$$^{2}$$・s$$^{-1}$$および9.9$$times$$10$$^{-15}$$ cm$$^{2}$$・s$$^{-1}$$と算出されたため、本Fe$$_{3}$$O$$_{4}$$皮膜に対するD$$_{2}$$Oの拡散係数は5.1$$times$$10$$^{-15}$$ $$sim$$ 9.9$$times$$10$$^{-15}$$ cm$$^{2}$$・s$$^{-1}$$の範囲に存在すると推定された。

報告書

高温ガス炉導入検討のための需要調査及び熱バランスの検討

深谷 裕司; 笠原 清司; 水田 直紀; 稲葉 良知; 柴田 大受; 西原 哲夫

JAEA-Research 2018-004, 38 Pages, 2018/06

JAEA-Research-2018-004.pdf:1.81MB

高温ガス炉導入検討のための需要調査及び熱バランスの検討を行った。はじめに、先行研究の需要調査に対する整理を行った。次に、高温ガス炉の商用炉設計であるGTHTR300の熱バランスとその特徴について調べ整理した。これらの情報を踏まえ、現在の日本の需要に見合う高温ガス炉導入基数を算出した。また、今後の研究の発展に備え、熱バランス評価コードの整備も行った。

論文

ベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動に関する研究

上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 柴田 光彦; 吉田 啓之

日本機械学会論文集(インターネット), 84(859), p.17-00392_1 - 17-00392_10, 2018/03

フィルタ付ベントシステムの1つとして、ベンチュリスクラバがある。日本国内では、福島第一原子力発電所事故後の新規制基準の施行以降、ベンチュリスクラバの導入が複数の原子力発電所で進められている。この性能は既存試験にて確認されているものの、Luangdilokらのヘッダを含むマルチベンチュリスクラバの数値解析(Luangdilok, et al., 2009)によれば、既存試験で確認された運転条件範囲を事故時には逸脱する可能性が示唆されている。また放射性物質の除去性能がベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動に大きく影響されると考えられているものの、実験的にベンチュリ管内の流動様式や供給されたスクラビング水の挙動については十分に検証されていない。本研究では、ベンチュリスクラバ内の二相流挙動を明らかにするため、ベンチュリ管内の水-蒸気ならびに水-空気の二相流挙動可視化実験を実施した。その結果、ベンチュリ管内に流入するガス流量の増加に伴い、スクラビング水の供給流量が非線形的に低下し、最終的には停止することが空気実験と蒸気実験ともに確認された。また、ベンチュリ管内の可視化計測によって、実機のベンチュリスクラバで想定されている、スクラビング水の供給孔からの微小液滴の噴霧が本実験条件範囲では確認されなかったことや、ベンチュリ管拡大部に液膜が生成し、その液膜流から間欠的に噴霧が生成するなど、実機では想定されていない流動現象が明らかにされた。

論文

ベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動に関する研究

上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 柴田 光彦; 吉田 啓之

第22回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/06

フィルタ付ベントシステムの1つとして、ベンチュリスクラバがある。日本国内では、福島第一原子力発電所事故後の新規制基準の施行以降、ベンチュリスクラバの導入が複数の原子力発電所で進められている。この性能は既存試験にて確認されているものの、近年の報告によれば、事故時には、既存試験で確認された運転条件範囲を逸脱する可能性が示唆されている。また放射性物質の除去性能がベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動に大きく影響されると考えられているものの、実験的にベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動を確認した例は少ない。本研究では、ベンチュリスクラバ内の二相流挙動を明らかにするため、ベンチュリ管内の水-蒸気ならびに水-空気の二相流挙動可視化実験を実施した。その結果、ベンチュリ管の縮小部のガス流速が増加するにつれて、縮小部の圧力が増加することで、スクラビング水の供給量は減少し、最終的に停止することが確認された。また、ベンチュリ管内の二相流挙動を可視化したところ、実機のベンチュリスクラバで想定される水供給口からの噴霧は確認されず、水供給口下流以降に形成された液膜流からの断続的な噴霧が確認された。このようにベンチュリスクラバ内の二相流挙動は実機で想定される二相流挙動とは異なることが示唆された。

報告書

被覆燃料粒子の充填率を高めた高温ガス炉用燃料コンパクトの製作性確認と性能評価

水田 直紀; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受

JAEA-Technology 2017-004, 22 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2017-004.pdf:2.71MB

高温ガス炉の燃料について、被覆燃料粒子の充填率(被覆粒子充填率)を高めた燃料コンパクトの製作性確認と性能評価を行った。被覆粒子充填率33%を目標として、HTTR燃料コンパクトと同様の条件で高充填率の燃料コンパクトを製作した。燃料の健全性を確保する上で重要な検査項目である、被覆燃料粒子のSiC層破損率、燃料コンパクトの圧縮破壊荷重および燃料コンパクト内の被覆燃料粒子の均一性の測定を行った。高充填率の燃料コンパクトにおいて、被覆燃料粒子のSiC層破損率はHTTR初装荷燃料の製造レベルである8$$times$$10$$^{-5}$$と同程度以下となり、圧縮破壊荷重はHTTR規格の4,900Nを上回った。以上の結果より、高充填率の燃料コンパクトについて製作性と性能を確認した。

論文

Study on the behavior of radiolytically produced hydrogen in a high-level liquid waste tank of a reprocessing plant; Comparison between actual and simulated solutions

衣旗 広志*; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 駿河谷 直樹; 佐藤 宗一; 小玉 貴司*; 玉内 義一*; 柴田 勇木*; 安齋 喜代志*; 松岡 伸吾*

Nuclear Technology, 192(2), p.155 - 159, 2015/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

東海再処理施設より採取した高放射性廃液を30mL使用して試験を実施した結果、掃気停止状態において、気相部の水素濃度は、水素の爆発下限界である4%よりも低い濃度で平衡状態となっていることが分かった。また、平衡値について、模擬廃液実験から得られたパラメータを用いて計算される予測値と比較した。その結果、平衡値と予測値は同程度のオーダーであり、パラジウムイオンによる水素消費反応が実廃液にも起きていることを確認した。

論文

大気中でFeを高温酸化させた皮膜中へのD$$_{2}$$Oの拡散浸透挙動

春名 匠*; 山本 達也*; 宮入 洋志*; 柴田 俊夫*; 谷口 直樹; 坂巻 景子; 立川 博一*

材料と環境, 64(5), p.201 - 206, 2015/05

オーバーパック候補材料である炭素鋼の酸素欠乏地下水中での腐食速度を推定するための基礎研究として、Feを高温酸化することで作製した酸化皮膜中のD$$_{2}$$Oの拡散係数を決定することを試みた。Fe板を大気中で573K, 723Kまたは873Kで高温酸化させて酸化皮膜を作製した。X線回折およびSEM観察による皮膜性状を確認した後、皮膜にD$$_{2}$$Oを接触させ、5184ksまでの種々の時間保持することでD$$_{2}$$Oを浸透させた。D$$_{2}$$Oを浸透させた試料に昇温脱離ガス分析試験を行い、皮膜中の浸透D$$_{2}$$O量を測定した。573Kおよび723Kで酸化させた試料にはFe$$_{3}$$O$$_{4}$$単層皮膜が、873Kで酸化させた試料にはFe$$_{3}$$O$$_{4}$$とFe$$_{2}$$O$$_{3}$$の二層皮膜が確認された。また、D$$_{2}$$O浸透量がD$$_{2}$$O浸透時間の平方根に対して直線関係を示すこと、ならびに長時間浸透させるとD$$_{2}$$O浸透量が定常値を示すことがわかった。Fickの第二法則に基づいて推定された各種酸化皮膜中のD$$_{2}$$Oの拡散係数は、Fe$$_{3}$$O$$_{4}$$皮膜では9.7$$times$$10$$^{-13}$$cm$$^{2.}$$s$$^{-1}$$、Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$皮膜では5.5$$times$$10$$^{-13}$$cm$$^{2.}$$s$$^{-1}$$から2.2$$times$$10$$^{-12}$$cm$$^{2.}$$s$$^{-1}$$であった。

論文

Yrast 6$$^+$$ seniority isomers of $$^{136,138}$$Sn

Simpson, G. S.*; Gey, G.*; Jungclaus, A.*; Taprogge, J.*; 西村 俊二*; Sieja, K.*; Doornenbal, P.*; Lorusso, G.*; S$"o$derstr$"o$m, P.-A.*; 炭竃 聡之*; et al.

Physical Review Letters, 113(13), p.132502_1 - 132502_6, 2014/09

 被引用回数:56 パーセンタイル:92.53(Physics, Multidisciplinary)

Delayed $$gamma$$-ray cascades, originating from the decay of 6$$^+$$ isomeric states, in the very neutron-rich, semimagic isotopes $$^{136,138}$$Sn were observed following the projectile fission of a $$^{238}$$U beam at RIBF, RIKEN. The wave functions of these isomeric states are proposed to be predominantly a fully aligned pair of f$$_{7/2}$$ neutrons. Shell-model calculations, performed using a realistic effective interaction, reproduce well the energies of the excited states of these nuclei and the measured transition rates, with the exception of the $$B(E$$2;6$$^+ rightarrow 4^+$$) rate of $$^{136}$$Sn, which deviates from a simple seniority scheme. Empirically reducing the $$nu f$$$$_{7/2}^{2}$$ orbit matrix elements produces a 4+1 state with almost equal seniority 2 and 4 components, correctly reproducing the experimental $$B(E$$2;6$$^+ rightarrow 4^+$$) rate of $$^{136}$$Sn. These data provide a key benchmark for shell-model interactions far from stability.

論文

Monopole-driven shell evolution below the doubly magic nucleus $$^{132}$$Sn explored with the long-lived isomer in $$^{126}$$Pd

Watanabe, H.*; Lorusso, G.*; 西村 俊二*; Otsuka, T.*; Ogawa, K.*; Xu, Z. Y.*; 炭竃 聡之*; S$"o$derstr$"o$m, P.-A.*; Doornenbal, P.*; Li, Z.*; et al.

Physical Review Letters, 113(4), p.042502_1 - 042502_6, 2014/07

 被引用回数:21 パーセンタイル:78.3(Physics, Multidisciplinary)

A new isomer with a half-life of 23.0(8) ms has been identified in $$^{126}$$Pd at 2406 keV excitation. The proposed spin and parity configuration is 10$$^{+}$$, with maximally aligned configuration of two $$h$$$$_{11/2}$$ neutron hole. $$beta$$-decay from the long-lived isomer was also observed to populated excited states at high spins in $$^{126}$$Ag. The small energy difference between the 10$$^{+}$$ and 7$$^{-}$$ isomers in $$^{126}$$Pd was interpreted in the frame of the monopole shift of the 1$$h$$$$_{11/2}$$ neutron orbit. The effects of the monopole interaction on the evolution of single-neutron energies below $$^{132}$$Sn are discussed in terms of central and tensor forces.

論文

$$1p_{3/2}$$ proton-hole state in $$^{132}$$Sn and the shell structure along $$N$$=82

Taprogge, J.*; Jungclaus, A.*; Grawe, H.*; 西村 俊二*; Doornenbal, P.*; Lorusso, G.*; Simpson, G.*; S$"o$derstr$"o$m, P.-A.*; 炭竃 聡之*; Xu, Z. Y.*; et al.

Physical Review Letters, 112(13), p.132501_1 - 132501_6, 2014/04

 被引用回数:45 パーセンタイル:90.05(Physics, Multidisciplinary)

A low-lying state in $$^{131}$$In, the one-proton hole nucleus with respect to double magic $$^{132}$$Sn, was observed by its $$gamma$$ decay to the beta emitting isomer. The new state, which was populated both in the beta decay of $$^{131}$$Cd and after beta-delayed neutron emission from $$^{132}$$Cd, was identified, at an excitation energy of 1353 keV, as the previously unknown single-hole state with respect to the $$^{132}$$Sn core. Exploiting this crucial new experimental information, shell-model calculations were performed to study the structure of experimentally inaccessible $$N$$=82 isotones below $$^{132}$$Sn. The results evidence a surprising absence of proton subshell closures along the chain of $$N$$=82 isotones. This finding bears consequences on the evolution of the $$N$$=82 shell gap along the r-process path.

論文

酸素欠乏地下環境における炭素鋼腐食モデリング

柴田 俊夫*; 渡邊 正敏; 谷口 直樹; 清水 亮彦*

材料と環境, 62(2), p.70 - 77, 2013/02

酸素欠乏還元性環境中性水溶液中の炭素鋼はH$$_{2}$$Oと反応してH$$_{2}$$を発生し表面に腐食皮膜を生成する。腐食速度は腐食に伴って生成する腐食皮膜中を反応物質が拡散する速度によって決定される。腐食プロセスに関与する幾つかの拡散種の拡散定数は文献から知ることができた。しかしながら鉄酸化物中のH$$_{2}$$Oの拡散定数は見いだすことができなかったので、適切な仮定を用いて推定した。物質移動論モデルによって炭素鋼の腐食速度をシミュレーションした。腐食皮膜ポア中をH$$_{2}$$O及びFe$$^{2+}$$イオンが液相拡散するモデル、及び腐食皮膜中のH$$_{2}$$O固相拡散モデルについて、表計算ソフトのExcelを用いてシミュレーションを行った。腐食電流密度と腐食減肉厚さの時間的変化やそれらのpH依存性及び温度依存性を検討した。シミュレーション結果を実測値と比較した結果、腐食皮膜中のH$$_{2}$$O固相拡散が酸素欠乏環境における炭素鋼の腐食速度を決定していることが示唆された。

報告書

概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化; NUMO-JAEA共同研究報告書(2011年度)(共同研究)

柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 牧野 仁史; 早野 明; 三ツ井 誠一郎; 谷口 直樹; 小田 治恵; 北村 暁; 大澤 英昭; et al.

JAEA-Research 2012-032, 298 Pages, 2012/09

JAEA-Research-2012-032.pdf:33.68MB

原子力機構(JAEA)と原子力発電環境整備機構(NUMO)は、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマについて、原子力機構が蓄積してきた技術やノウハウを、NUMOが今後の処分事業に適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくための具体的な考え方と進め方を策定するとともに、必要な開発課題と今後の計画を明らかにすることを目的として、2011年度に共同研究を実施した。実施テーマと概要は以下の通り。(1)対象母岩の選定に関する検討:母岩特性のうち水理に着目し、母岩特性を評価するための項目、及び地下水移行時間の評価手法について、地質環境の調査・評価と関連付けたうえで整理した。(2)シナリオの構築に関する検討:シナリオ構築手順を具体化するとともに、ガラス固化体の溶解と核種の浸出、オーバーパックの腐食、緩衝材の長期変遷について、現象理解に関する最新の知見を構造的に整理した。(3)核種移行パラメータの設定に関する検討:緩衝材の分配係数と拡散係数、母岩の分配係数を対象として、パラメータ設定の方法論を検討し、その方法論に従った試行を行った。(4)知識情報の品質確保に関する検討:知識情報の品質を確保するための考え方や手法を、(2)シナリオの構築で検討した状態設定に対する論拠に関する情報を例として検討した。

報告書

Horonobe Underground Research Laboratory Project; Synthesis of phase I investigation 2001 - 2005, Volume "Geological disposal research"

藤田 朝雄; 谷口 直樹; 松井 裕哉; 棚井 憲治; 前川 恵輔; 澤田 淳; 牧野 仁史; 笹本 広; 吉川 英樹; 柴田 雅博; et al.

JAEA-Research 2011-001, 193 Pages, 2011/03

JAEA-Research-2011-001.pdf:5.23MB

本報告書では、堆積岩で塩水系地下水を対象とした幌延深地層研究計画において段階的に得られる地質環境条件を一つの適用例として、第1段階である地上からの調査で得られた情報をもとに処分場の設計技術や性能評価技術それぞれの適用性について論じるとともに、必要に応じて実施した技術の改良や代替技術の開発状況を取りまとめた。

報告書

幌延深地層研究計画における地上からの調査研究段階(第1段階)研究成果報告書; 分冊「地層処分研究開発」

藤田 朝雄; 谷口 直樹; 松井 裕哉; 棚井 憲治; 西村 繭果; 小林 保之; 平本 正行; 前川 恵輔; 澤田 淳; 牧野 仁史; et al.

JAEA-Research 2007-045, 140 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-045-1.pdf:38.33MB
JAEA-Research-2007-045-2.pdf:44.62MB

本報告書では、堆積岩で塩水系地下水を対象とした幌延深地層研究計画において段階的に得られる地質環境条件を一つの適用例として、第1段階である地上からの調査で得られた情報をもとに処分場の設計技術や性能評価技術それぞれの適用性について論じるとともに、必要に応じて実施した技術の改良や代替技術の開発状況を取りまとめた。処分技術の信頼性向上では、最新の知見を踏まえ第2次取りまとめにおいて示された処分場全体設計フローの更新や人工バリアなどの設計手法の詳細化、並びに設計における地質環境条件の一般的な留意点や設計入力データ項目について整理を行った。また、これらを踏まえ、幌延の地質環境条件を一例とした場合の施設設計,人工バリア設計及び閉鎖設計を通じて第2次取りまとめで採用された設計手法が適用可能であることがわかった。安全評価手法の高度化については、第2次取りまとめにおいて示された安全評価手法を実際の地質環境に適用するために必要な具体的な作業をフローとして構築した。これに基づき、幌延の地質環境条件を一例として物質移行解析を行い、これらの検討を通じて第2次取りまとめの手法を堆積岩地域に適用した場合の調査から解析・評価に至る一連の方法論及び、その過程で得られるノウハウや知見,調査や解析上の留意点を整理した。

論文

シグマ委員会の2003, 2004年度における核データ研究活動

井頭 政之*; 渡辺 幸信*; 深堀 智生; 奥村 啓介; 片倉 純一; 千葉 敏; 柴田 恵一; 山野 直樹*; 中川 庸雄; 小田野 直光*; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 6(1), p.85 - 96, 2007/03

本技術資料は、2003$$sim$$2004年度におけるシグマ委員会の活動報告をまとめたものである。当該年度に、特殊目的ファイルとして公開したJENDL-HE-2004とJENDL-PD-2004について、その概要を示した。また、その他の活動として、核燃料照射後試験の解析,核図表の作成,天体物理のための核データ評価についても述べた。

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