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小林 冬実; 住谷 正人; 木田 孝; 石仙 順也; 内田 昇二; 神永 城太; 大木 恵一; 深谷 洋行; 曽野 浩樹
JAEA-Technology 2016-025, 42 Pages, 2016/11
JAEA-Technology-2016-025.pdf:17.88MB
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のSTACY施設では、平成12年から15年にかけて、プルトニウム溶液臨界実験に向けたMOX粉末燃料の溶解に関する基礎試験を実施した。溶解試験で生じた硝酸ウラニル溶液と硝酸プルトニウム溶液からなるMOX溶解試験残液を貯蔵設備にて貯蔵するにあたり、溶液の状態から酸化物へ転換する安定化処理が必要である。さらに、臨界安全の観点から、安定化処理後の酸化物に含まれる水分量を管理する必要がある。MOX溶解試験残液を安定化する方法として、溶液中のウランをアンモニアにより、プルトニウムをシュウ酸により沈殿させ、焙焼して酸化物とする方法を選定した。本報告書は、MOX溶解試験残液に含まれるウラン及びプルトニウムの安定化処理に係る検討及び作業の結果をまとめたものである。本報告書で示した手順に基づく実規模での安定化処理の結果、ウランの回収率は95.6%、プルトニウムの回収率は95.0%であった。また、安定化処理後の酸化物を窒素雰囲気下で再焙焼し、速やかにビニールバッグで溶封することで、酸化物の含水率を低く保つとともに水分の再付着を防止した。
加藤 正人; 内田 哲平; 松本 卓; 砂押 剛雄*; 中村 博樹; 町田 昌彦
Journal of Nuclear Materials, 451(1-3), p.78 - 81, 2014/08
被引用回数：9 パーセンタイル：57.01(Materials Science, Multidisciplinary)PuO
の熱膨張率について、酸素分圧をコントロールした雰囲気において熱膨張計を用いて測定した。熱膨張率は、定比組成からのずれ
の増加でわずかに増加した。PuOの線熱膨脹係数について、O/M比と温度を関数として式化した。得られた式を用いて比熱の評価を行い、比熱に及ぼすO/M比の影響は小さく、ショットキー項を評価することが重要であることが分かった。
-concrete system井澤 一彦; 内田 有里子; 大久保 清志; 戸塚 真義; 曽野 浩樹; 外池 幸太郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 49(11), p.1043 - 1047, 2012/11
被引用回数：12 パーセンタイル：66.47(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所事故のような軽水炉の過酷事故においては、溶融炉心-コンクリート反応(MCCI)により、核燃料とコンクリートが混合した燃料デブリが生成される可能性がある。このような燃料デブリを取り扱う際の臨界管理の必要性を確認するため、低濃縮二酸化ウランとコンクリートを混合した体系の無限増倍率を解析した。解析の結果、二酸化ウランとコンクリートの混合物の無限増倍率が1を超える条件が存在し、臨界となる可能性が示された。本報告では、コンクリートが有効な減速材であり、UO-コンクリート系の未臨界性を確保するためにはさらなる検討が必要であることを示す。
岡村 浩樹*; 土田 崇*; 岡田 正男*; 山縣 諒平; 清藤 一; 春山 保幸; 金子 広久
2011年(第29回)電気設備学会全国大会講演論文集, p.367 - 368, 2011/09
加速器施設・材料照射施設・核融合施設・核燃料再処理施設等は、高放射線環境となるエリアを有する。高放射線環境化では多くの電気設備は寿命が著しく短くなるなど、使用に際しては制約が多い。照明器具も例外ではなく、高放射線環境下では安定器の絶縁劣化による安定器の損傷・光源部の光束低下などにより、本来の機能を保てなくなる。これまでに筆者らは、放射線環境下で使用できるように独自の改良を加えた照明器具を開発している。今回、開発中の照明器具の実証試験を行ったので報告する。試験は、実際に放射線照射施設で運用した状況下で通電・点灯状態を継続することにより行い、照明器具の機能性・安全性を検証した。
関 直樹*; 加美山 隆*; 鬼柳 善明*; 岩佐 浩克*; 平賀 富士夫*; 内田 努*; 井川 直樹; 山内 宏樹; 石井 慶信; 海老沼 孝郎*; et al.
no journal, ,
メタンハイドレートの中性子非弾性散乱実験を行い、メタンハイドレート内原子・分子の動的構造を解析した。その結果、メタンハイドレートに内包されているメタン分子の自由回転運動モードのほかに4.0meV, 5.2meV及び7.8meVのエネルギーにピークを持ち、これらは各々、メタンの分子のラージケージ内でのx,y方向,z方向、及びスモールケージ内でのx,y,z方向の並進運動モードであることを明らかにした。
濱 克宏; 内田 雅大; 天野 健治; 竹内 竜史; 萩原 大樹; 吉田 拓真*; 野下 健司*; 長崎 晋也*; 大江 俊昭*; 二口 克人*
no journal, ,
岩盤中での物質移行特性をボーリング孔内の原位置にて測定可能な装置(マイクロ化学プローブ)の性能確認試験を実施した。その結果、所定の性能を有することを確認することができた。
山内 辰也; 岩井 紘基; 林 健太; 土田 大輔
no journal, ,
中国核動力研究設計院(NPIC)は、原子炉設計,原子炉安全,炉物理,原子炉熱流動,原子燃料,原子炉構造,原子炉運転,放射線管理など原子炉工学全般に渡り研究を行っており、原子力施設の廃止措置もその研究対象としている。今般、NPICから廃止措置に関する情報交換を目的として、原子力機構の専門家に対して派遣依頼があり、NPIC(中国・成都)にて、学会及び国際会議等において公知の内容である以下の講演を行うとともに、関係する技術分野において中国技術者との意見交換を行う。日本の廃止措置規制,ふげんの廃止措置計画、炉内線量測定,放射化インベントリ評価、廃止措置段階における設備維持,有害廃棄物処理装置の導入、ふげんにおける廃棄物処理。
内田 博記*; 多田 英司*; 水流 徹*; 石島 暖大; 上野 文義; 山本 正弘; 内山 軍蔵; 野島 康夫*; 藤根 幸雄*
no journal, ,
純Tiの水素脆化感受性とき裂発生・進展挙動の調査のため、0.5M NaCl中においてノッチ付き純Tiを定電流カソード分極しながらSSRT試験及び定荷重試験を行った。その結果、応力-ひずみ曲線から破断伸びの著しい減少など、脆化の兆候は観察されなかった。しかし、定荷重試験において、表面観察の結果、表面にき裂の発生が観察された。さらに、発生したき裂は、先端形状が鋭くなく、表面近傍に成長した水素化物と考えられる層を貫通していないことが確認された。
の弾性定数の測定及び第一原理計算櫻原 達也; 田中 知*; 加藤 正人; 内田 哲平; 宇野 弘樹*
no journal, ,
20%Pu含有MOX燃料ペレットの弾性定数(ヤング率,剛性率,ポアソン比)を、空隙率及び酸素対金属比(O/M比)の関数として、超音波パルスエコー法により測定した。さらに、先行研究のデータがばらついているヤング率のO/M比依存性について、模擬化合物である酸化セリウム(Ce-O)体系を対象とした第一原理計算を行い、実験結果との比較を行うことで、その挙動と原子スケールのメカニズムを調べた。空隙率が5-15%の範囲で測定した結果、ヤング率及び剛性率は空隙率の増大にともない線形的に低下し、ポアソン比は空隙率に依存せずほぼ一定であった。一方、O/M比が1.973及び1.963の試料に対して測定した結果、ヤング率及び剛性率はO/M比の低下にともない若干低下したが、その低下率は5%以下であった。O/M比依存性の実験結果は第一原理計算の結果ともよく一致した。第一原理計算の結果より、O/M比がヤング率に与える影響は、化学的格子膨張の効果が支配的であることが示唆された。
, MOX, PuOの機械特性と熱特性加藤 正人; 松本 卓; 宇野 弘樹*; 砂押 剛雄*; 内田 哲平; 米野 憲
no journal, ,
UO, MOX及びPuOについて、超音波法による弾性率測定を実施した。弾性定数と熱膨張率の測定結果をもとに、デバイ温度,グリューナイゼン定数を求めた。さらに、比熱及び熱伝導率などの熱特性を評価し、各特性に及ぼすPu含有率の影響について評価した。熱伝導率は、UOと比べMOXはわずかに低く、PuOは高いことが報告されている。Slackの式を用いて、フォノン伝導による熱伝導率を評価した。計算結果は実験結果と同様に、PuOの熱伝導率が高いことを示した。UO-PuO系において、機械物性と熱物性の関係を評価することができた。
森岡 辰也; 澤崎 浩昌; 内田 武伸; 佐藤 健; 中村 恵英; 塩谷 洋樹; 桾木 孝介
no journal, ,
もんじゅの1次主冷却系循環ポンプでは、過去のR&Dにおいて類似長尺ポンプで発生した周方向温度差に起因するナトリウム軸受部の軸固着を防止するため、内部ケーシングと外部ケーシングの間に自然対流防止板を設置し、周方向温度差が発生しないように設計している。ナトリウムを冷却材とした大型・長尺の機械式立て型自由液面式遠心ポンプであるもんじゅ1次主冷却系循環ポンプの健全性確保に自然対流防止板の効果があったことを、プラントデータを用いて確認する。
佐藤 健; 澤崎 浩昌; 森岡 辰也; 内田 武伸; 中村 恵英; 塩谷 洋樹; 大川内 靖
no journal, ,
もんじゅにおいては、蒸気発生器伝熱管からの万一の水リークのとき、水リークが拡大する前に2次系ナトリウム中の水素濃度変化を早期に検知し、対応することが重要である。そのためには、通常運転時における水素濃度を把握する必要がある。本報告では、2016年秋の大会において発表したコールドトラップの純化効率の評価を用いて、1995年性能試験データから拡散水素量を推定し、通常運転時の2次系ナトリウム中の水素濃度について評価を行った。
塩谷 洋樹; 澤崎 浩昌; 中村 恵英; 佐藤 健; 内田 武伸; 荒井 眞伸
no journal, ,
もんじゅプラントデータによる評価(「もんじゅ」研究計画の評価)では、シニア技術者と若手技術者の共同作業を通じて評価を進めている。本報では、長期間の評価用データの取扱いを効果的・効率的に進めるため、今後の検討において情報技術や統計ツールの利活用を提案する。さらに、高速炉実用化に向け、技術者による技術伝承、知識発見等を機械学習等で支援・協調するビジョンについて示す。
澤崎 浩昌; 中村 恵英; 佐藤 健; 森岡 辰也; 内田 武伸; 塩谷 洋樹; 木曽原 直之
no journal, ,
約20年間の実機のプラントデータを用いてもんじゅ研究計画に関する評価を開始した。現在までに得られているデータを用いて、もんじゅ研究計画に関する評価が可能な系統、設備を抽出し、評価する技術項目を選定した。本報告ではそれらの結果を報告する。また、技術項目の評価を進めるなかで、別の視点で評価が可能な技術項目を確認し、それも評価する技術項目に追加した。今後も新たに確認すれば、順次追加して評価を進めていく。なお、原子力機構では、もんじゅ研究計画を含むもんじゅに関する設計開発成果の取りまとめについて別途検討しており、その検討を踏まえて、本作業の計画や評価項目も必要に応じて見直していく。
内田 武伸; 澤崎 浩昌; 森岡 辰也; 佐藤 健; 中村 恵英; 塩谷 洋樹; 大川内 靖
no journal, ,
1次主冷却系関連室での放射化ナトリウムと水の反応を防止するため、FBRの原子炉格納容器内は禁水区域としている。もんじゅでは、原子炉格納容器内の熱負荷を除熱する換気空調設備に供給する冷却材として、水の代わりに冷媒を使用している。冷媒を使用した換気空調設備(冷媒冷却空調設備)は軽水炉では例がなく、FBRプラント特有の設備である。本報告では、20年間プラントデータを用いて冷媒冷却空調設備の運転実績から原子炉格納容器内雰囲気の除熱量の評価を行った。
中村 恵英; 澤崎 浩昌; 森岡 辰也; 内田 武伸; 佐藤 健; 塩谷 洋樹; 木曽原 直之
no journal, ,
液体金属ナトリウム冷却高速炉では、冷却材であるナトリウムによる材料腐食や不純物の析出による流路閉塞を防止するため、ナトリウムを高純度に維持、管理している。もんじゅには、該当する系統として、1次主冷却系、2次主冷却系、炉外燃料貯蔵槽冷却系がある。これらの系統の20年以上に渡るナトリウム純度管理をプラギング計の計測値と化学分析結果に基づき評価し、管理目標値よりも十分低い値で純度が維持できていることを確認した。
松永 佳大*; 相澤 広記*; 小川 大輝; 宇津木 充*; 吉村 令慧*; 山崎 健一*; 内田 和也*
no journal, ,
将来の地層処分システムに重大な影響を及ぼす可能性がある地震活動に伴う岩盤の破壊等の現象の潜在的なリスクを排除するために、地表からの調査の段階において、地下深部の震源断層や流体等の存否や構造をあらかじめ確認する必要がある。特に地殻内流体の賦存域や流入経路を解明することは、流体が断層強度を低下させるために引き起こされる地震活動のリスクの評価及び回避の観点において重要となる。1997年に発生した鹿児島県北西部地震では、3月26日にマグニチュード6.5、5月13日にマグニチュード6.3の地震が発生し、東西方向と南北方向に延びるF字型の余震域を形成した。この地震発生及びそれに付随して地下で生じた現象には、震源域の深部起源流体が寄与している可能性がある。地磁気・地電流(magnetotelluric)データを用いて高空間解像度な比抵抗構造を得ることで、1997年鹿児島県北西部地震と地下構造との関連性の議論に新たな展望が開けることが期待できる。本発表では、予察的な解析として1次元解析による比抵抗構造推定を行い、1997年鹿児島県北西部地震の地震活動との関連や、今後の追加観測の必要性について議論する。
