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報告書

ガンマ線照射下でのネプツニウム-237を含む沸騰硝酸水溶液中でのステンレス鋼の電気化学測定手法の開発

山下 直輝; 入澤 恵理子; 加藤 千明; 佐野 成人; 田上 進

JAEA-Technology 2022-035, 29 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-035.pdf:2.54MB

現行の商用再処理プラント(六ヶ所再処理工場)の処理工程で、最も腐食が厳しいステンレス鋼製機器が高レベル廃液濃縮缶である。高レベル廃液濃縮缶では、ウランやプルトニウムを分離した後の抽出廃液を加熱、濃縮して減容する。そのため、硝酸濃度やネプツニウム-237($$^{237}$$Np)等の腐食性金属イオン種の濃度が再処理工程の中で最も高くなり、腐食量が大きいと予想される。本研究では、腐食反応に与えるガンマ線の影響を電気化学的観点から明らかにするため、原子力科学研究所廃棄物安全試験施設の気密コンクリートセル内にある伝熱面腐食試験装置を、ガンマ線照射下で$$^{237}$$Npを含む硝酸水溶液を使った電気化学測定が行えるように改良した。そして、ステンレス鋼表面で起こっている腐食反応に与えるガンマ線の影響を電気化学試験結果から考察した。その結果、ガンマ線の放射線分解により生成したと考えられる化学種に起因するステンレス鋼の自然浸漬電位の変化や、分極曲線の変化を確認した。

報告書

廃棄物安全試験施設の研究開発と保守管理(令和3年度)

佐野 成人; 山下 直輝; 星野 一豊*; 塚田 学*; 澤口 迪弥*; 大竹 良徳; 市瀬 健一; 田上 進

JAEA-Technology 2022-034, 47 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-034.pdf:2.81MB

廃棄物安全試験施設(WASTEF)は、使用済軽水炉燃料等の再処理で発生する高レベル放射性廃棄物固化体の長期貯蔵とその後の地層処分に関する安全性評価のための実験施設として、昭和57年12月に運転を開始した歴史ある施設である。本施設は、コンクリートセル5基、鉛セル1基、グローブボックス6基、フード7基から構成され、ウラン、プルトニウムを含む核燃料物質、TRUを含む放射性同位元素を使用できる大型施設である。本施設では、研究部門から依頼された研究開発をホット材料試験課において実施している。また保安規定に基づく保守管理として、巡視・点検、自主検査等を併せて実施している。本報告書は、WASTEFの設備概要、令和3年度における運転、保守及び管理業務の結果及び今後の展望についてまとめたものである。

論文

Vibration of cantilever by jet impinging in axial direction

飛田 大樹*; 文字 秀明*; 山下 晋; 堀口 直樹; 吉田 啓之; 菅原 隆徳

Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 5 Pages, 2022/10

Accelerator-driven system (ADS) is a technology proposed to shorten the lifetime and detoxify highly toxic nuclides contained in high-level radioactive wastes discharged by nuclear power generation (Yamashita et al., 2020). The beam window through which the proton beam penetrates is extremely hot. In order to cool the beam window, a coolant jet impinges the beam window. In the ADS, the beam window is suspended in the system. Therefore, the impinging jet may vibrate the beam window. To investigate the vibration behavior of the beam window due to the jet impinging, an experiment was conducted by the simple experimental apparatus with the suspended rod and the impinging jet, as a basic study.

論文

$$^{90}$$Sr標準溶液の滴下がSUS 316Lの腐食電位に及ぼす影響の検討

青山 高士; 加藤 千明; 佐藤 智徳; 佐野 成人; 山下 直輝; 上野 文義

材料と環境, 71(4), p.110 - 115, 2022/04

溶存$$^{90}$$Srが炭素鋼およびSUS 316Lステンレス鋼の腐食電位に及ぼす影響を調査した。人工海水中で腐食電位を測定しながら、$$^{90}$$Sr溶存溶液を人工海水に滴下した。溶液の滴下は2回に分けて行い、滴下した溶液の放射能がそれぞれ0.15MBqおよび1.5MBqとなるように調整した。その結果、$$^{90}$$Sr溶存溶液の滴下によって、炭素鋼の電位はほとんど変化しないがSUS316Lステンレス鋼の電位は上昇することが分かった。

論文

ネプツニウム-237を含む硝酸水溶液中でのステンレス鋼の分極特性と腐食速度の評価

入澤 恵理子; 加藤 千明; 山下 直輝; 佐野 成人

材料と環境, 71(3), p.70 - 74, 2022/03

使用済核燃料再処理溶液施設でのステンレス鋼の腐食評価として、放射性核種である$$^{237}$$Npを含む硝酸水溶液中でのステンレス鋼R-SUS304ULC鋼の浸漬腐食試験と分極測定を行った。328K以上の温度では硝酸水溶液中よりも高い腐食電位を示し、過不動態域近傍となることがわかった。また、浸漬腐食試験により腐食量と分極抵抗との比較から換算係数として$$k$$=0.018V$$sim$$0.025Vの値を取得し、電気化学測定からの腐食量算出が可能であるかを検討した。

論文

「廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリの分析精度の向上及び熱挙動の推定のための技術開発)」に係る補助事業; 2020年度最終報告

小山 真一; 中桐 俊男; 逢坂 正彦; 吉田 啓之; 倉田 正輝; 池内 宏知; 前田 宏治; 佐々木 新治; 大西 貴士; 高野 公秀; et al.

廃炉・汚染水対策事業事務局ホームページ(インターネット), 144 Pages, 2021/08

令和2年度に原子力機構が補助事業者となって実施した「廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(燃料デブリの分析精度の向上及び熱挙動の推定のための技術開発))」の成果概要を、最終報告として取りまとめた。本報告資料は、廃炉・汚染水対策事業事務局ウェブサイトにて公開される。

論文

Applicability of iron phosphate glass medium for loading NaCl originated from seawater used for cooling the stricken power reactors

小林 秀和; 天本 一平; 横澤 拓磨; 山下 照雄; 永井 崇之; 北村 直登*; 武部 博倫*; 三田村 直樹*; 都築 達也*

Proceedings of 15th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2013) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/09

福島第一原子力発電所での汚染水処理により生じたスラッジの廃棄体化候補技術として、鉄リン酸塩ガラス(IPG)媒体による固化法の適用性を検討している。本報では、スラッジに含まれる海水成分であるNaClのIPG媒体への充填挙動及びガラス物性を評価するため、100g規模の基礎試験を行った。試験の結果、IPG媒体に対してNa$$_{2}$$O及びClを約19及び15mol%まで充填できた。NaCl成分の充填によりガラスの架橋構造の分断が生じることで、ガラス転移温度及び結晶化開始温度が低下する傾向が認められた。化学的耐久性については、Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$濃度が高いIPG媒体を用いることでホウケイ酸塩系の高レベルガラスの1/10程度の浸出速度となることがわかった。

論文

Behaviour of IPG waste forms bearing BaSO$$_{4}$$ as the dominant sludge constituent generated from the treatment of water used for cooling the stricken power reactors

天本 一平; 小林 秀和; 横澤 拓磨; 山下 照雄; 永井 崇之; 北村 直登*; 武部 博倫*; 三田村 直樹*; 都築 達也*

Proceedings of 15th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2013) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/09

東日本大震災で被災した原子炉の冷却に使用している大量の水は、放射性物質で汚染しているため、汚染水の浄化方法や浄化によって発生した廃棄物の安定化法について、国内でさまざまな取り組みがなされている。ここでは、発生した廃棄物の中、BaSO$$_{4}$$を主成分とするスラッジを対象として、鉄リン酸ガラスを媒体として、スラッジの廃棄体化について検討を行っている。これまでの研究の結果、ストロンチウム核種を含有するBaSO$$_{4}$$スラッジの廃棄体化に鉄リン酸塩ガラスが十分に機能することが判明した。

論文

Study of oxygen ion diffusion in (Ba$$_{0.5}$$Sr$$_{0.5}$$)(Co$$_{0.8}$$Fe$$_{0.2}$$)O$$_{2.33-delta}$$ through ${it in-situ}$ neutron diffractions at 300 and 720 K

伊藤 孝憲*; 平井 岳根*; 山下 純一*; 渡部 昌司*; 川田 悦也*; 北村 尚斗*; 井手本 康*; 井川 直樹

Physica B; Condensed Matter, 405(8), p.2091 - 2096, 2010/04

 被引用回数:14 パーセンタイル:53.63(Physics, Condensed Matter)

酸素イオン伝導体(Ba$$_{0.5}$$Sr$$_{0.5}$$)(Co$$_{0.8}$$Fe$$_{0.2}$$)O$$_{2.33-delta}$$について、高温中性子回折実験を行い、リートベルト法,最大エントロピー法(MEM)及びMEMに基づくパターンフィッティング法(MPF)解析によって、本物質における酸素拡散機構を解析した。720Kでは、多量の欠損が生じている4${it c}$サイト上に存在する酸素の異方性原子変位パラメータと中性子散乱長密度は4${it c}$及び8${it d}$サイト方向を向いていることから、酸素イオンは4${it c}$-4${it c}$サイト間及び4${it c}$-8${it d}$サイト間を経由して拡散していることを明らかにした。

論文

Annular core experiments in HTTR's start-up core physics tests

藤本 望; 山下 清信*; 野尻 直喜; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 中野 正明*

Nuclear Science and Engineering, 150(3), p.310 - 321, 2005/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:40.88(Nuclear Science & Technology)

HTTRの臨界試験において、解析コードの検証を目的として環状炉心の試験が行われた。この試験では、初臨界炉心,臨界制御棒位置,中性子束分布,過剰反応度等の測定が行われた。これらのデータを被覆粒子の燃料コンパクト中での配置を考慮できるモンテカルロコードMVPで評価した。その結果、環状炉心における反応度に対する被覆粒子燃料の非均質効果は、中実炉心での効果より小さいことが明らかになった。実効増倍率の解析値は測定値と1%$$Delta$$k以下の誤差で一致した。中性子束分布の解析値は測定値とよく一致した。過剰反応度評価においては、制御棒の干渉効果を排除するための修正法を用いた。修正した過剰反応度と解析値は 1%$$Delta$$k/k以下の差で一致した。

論文

Nuclear design

藤本 望; 野尻 直喜; 安藤 弘栄*; 山下 清信*

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.23 - 36, 2004/10

 被引用回数:13 パーセンタイル:64.44(Nuclear Science & Technology)

HTTRの核設計では、設計要求を完全に満たすように反応度バランスが計画されている。また、反応度係数の評価から、原子炉の安全性を確認した。炉内の出力分布はウランの濃縮度を変化させることにより燃料温度を制限値である1600$$^{circ}$$C以下に維持するよう最適化されている。この最適化された出力分布の燃焼による変化は、局所的な反応度変化によって低減している。この低減は可燃性毒物の緒言の最適化により行われている。設計に用いた解析モデルは初臨界試験の結果に基づいて修正が行われた。モンテカルロコードMVPもまた初臨界の予測に用いられた。過剰反応度の予測値は実験値とよい一致を見た。

論文

Validation of the nuclear design code system for the HTTR using the criticality assembly VHTRC

藤本 望; 野尻 直喜; 山下 清信*

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.155 - 162, 2004/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:17.33(Nuclear Science & Technology)

HTTRは低濃縮ウラン燃料と可燃性毒物棒を用いている。HTTRの核設計コードシステムの検証を目的として、VHTRCが建設された。これをもとに実効増倍率,中性子束分布,可燃性毒物の反応度価値,制御棒価値,温度係数の設計誤差を評価した。モンテカルロコードの解析精度も評価した。

論文

モンテカルロ計算コードMVPによるHTTR炉心の解析

藤本 望; 野尻 直喜; 山下 清信; 島川 聡司; 安藤 弘栄; 森 貴正

日本原子力学会モンテカルロ法による粒子シミュレーションの現状と課題, p.201 - 210, 2002/01

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心をモンテカルロコードで解析する場合、被覆燃料粒子が燃料領域内で不規則に配列しているため、そのモデル化が困難であった。そこで、不規則配列の粒子の位置を、村田らが提案した確率分布(最近接粒子分布及び角度分布)で取り扱う方法をMVPコードに取り入れた。これを用いて、臨界近接における実効増倍率を再評価したところ試験結果と0.01$$Delta$$k/k以内の差で一致する結果を得た。さらに、このコードを用いて出力上昇試験における臨界制御棒位置及び温度係数を実施した。臨界制御棒位置の解析値と実測値は、5cm以内の差で一致し、温度係数の解析値及び実測値は、高い炉心温度においてその絶対値が小さくなるという傾向は一致した。本会議においては、MVPを用いて行ったこれら被覆燃料粒子のモデル化とその反応度効果、臨界制御棒位置、温度係数等の解析について報告する。

報告書

高温工学試験研究炉の燃料体からの$$gamma$$線測定; 方法と結果

藤本 望; 野尻 直喜; 高田 英治*; 山下 清信; 菊地 孝行; 中川 繁昭; 小嶋 崇夫; 梅田 政幸; 星野 修; 金田 誠*; et al.

JAERI-Tech 2001-002, 64 Pages, 2001/02

JAERI-Tech-2001-002.pdf:3.64MB

HTTRの炉心内の情報を得ることを目的として、炉心から燃料体を取り出し再装荷する過程での燃料体からの$$gamma$$線の測定を行った。測定は、燃料体が通過する床上ドアバルブに設置したGM管及びCZT半導体検出器と、スタンドパイプ室に設置したエリアモニタで行い、炉内のウラン濃縮度配分の対称性を考慮して4カラムの燃料体計20体について行った。測定の結果GM管及びCZT検出器による測定では、各カラムでの軸方向の相対分布は解析とほぼ一致したが、炉心上部では解析値が高く、炉心下部では低くなった。エリアモニタによる測定でも軸方向の分布を測定することができた。さらにカラム間の比較も行った。今後は測定結果について詳細な解析・評価を行い、炉内出力密度分布等の評価精度の向上に役立てる予定である。

論文

First criticality prediction of the HTTR by 1/M interposition method

藤本 望; 中野 正明*; 野尻 直喜; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信

JAERI-Conf 99-006, p.328 - 333, 1999/08

HTTRの燃料装荷は炉心の外側から時計回りに装荷し環状炉心を構成した後、内側に装荷する方法で行った。この方法では、炉心の周りに設けた3系統の仮設中性子検出器の燃料装荷途中の応答が各系統毎に異なる。燃料が検出器の近くに装荷されると、その系統の1/Mは大きく変化するが、離れた位置に装荷されたときの変化は小さい。このため、これまでに用いられてきた1/Mの外挿で初臨界のカラム数を予測することが困難であった。よって、新たな方法としてあるカラム数で臨界となる状態での1/Mの変化を解析で求めておき、これと測定値を比較することにより初臨界のカラム数を予測する1/Mはさみうち法を考案した。この方法により、HTTRの初臨界カラム数を精度良く予測することができた。

論文

IKRD法により落下時間が長い制御棒の反応度価値を測定する方法

山下 清信; 竹内 光男; 藤本 望; 藤崎 伸吾; 中野 正明*; 野尻 直喜; 田村 誠司*

日本原子力学会誌, 41(1), p.35 - 38, 1999/00

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

軽水炉等では制御棒を瞬時に挿入できることから、落下法による反応度測定で制御棒の全挿入が瞬時に完了しなければならない前提条件は満たされていた。反応度事故時でも燃料温度の上昇が緩慢であり安全上、制御棒を急速に挿入する必要がない高温工学試験研究炉では、制御棒駆動機構への負荷を軽減するため挿入時間は12秒以下としている。このような原子炉に従来の落下法を適用すると制御棒の反応度価値は大幅に過小評価され測定誤差が大きくなる。そこで、反応度を連続的に測定できるIKRD法を用いて落下時間が長い制御棒の反応度価値を測定できると考え、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)で確認実験を行った。実験及び解析結果の比較から、IKRD法を用いても反応度価値は、10%以下の誤差で測定できることを確認した。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)臨界試験の予備解析結果; モンテカルロコードMVPに基づく解析

野尻 直喜; 中野 正明; 安藤 弘栄; 藤本 望; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信

JAERI-Tech 98-032, 59 Pages, 1998/08

JAERI-Tech-98-032.pdf:2.48MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界試験の事前評価として、連続エネルギー法に基づくモンテカルロ計算コードMVPにより核特性解析を行った。拡散理論による炉心計算では直接モデル化が困難であった、燃料コンパクト、燃料棒、燃料棒挿入孔、反応度調整材等の燃料体内の非均質構造、制御棒及び制御棒挿入孔、後備停止系ほう素ペレット落下孔、炉心構成要素間の間隙等を詳細にモデル化した。解析により、初回臨界は16カラム前後燃料を装荷した状態で到達する見込みであること、その際第1,2,3リング制御棒を全引き抜きし中心制御棒だけを操作することで臨界調節が可能であることを確認した。また、臨界時の制御棒位置、過剰反応度、炉停止余裕等を求めた。これらの解析結果を臨界試験の計画策定に用いた。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)臨界試験の予備解析結果; HTTR核特性解析コードシステムに基づく解析

藤本 望; 野尻 直喜; 中野 正明*; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信

JAERI-Tech 98-021, 66 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-021.pdf:2.63MB

本報は、HTTR核特性解析コードシステムの炉心解析モデルの改良と、このモデルを用いて行った臨界試験の予備解析結果について報告するものである。解析モデルは、BPの軸方向装荷パターンがゼブラ状であること並びに燃料体内での径方向位置をモデル化できるよう及び制御棒挿入孔等からのストリーミングを考慮できるよう改良した。予備解析では、燃料装荷に伴う実効増倍率の変化、中性子検出器の応答確認、逆増倍係数、制御棒反応度価値、炉停止余裕、動特性パラメータ、中性子束分布及び出力換算係数に関する解析を行った。本報に示した結果は、既に試験計画及び使用前検査に用いている。今後は、この結果と臨界試験結果を比較し、モデル及び試験結果の妥当性の確認を行う計画である。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の過剰反応度測定での制御棒干渉効果の解析評価

中野 正明; 山下 清信; 藤本 望; 野尻 直喜; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 徳原 一実*; 中田 哲夫*

JAERI-Tech 98-017, 61 Pages, 1998/05

JAERI-Tech-98-017.pdf:2.68MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の過剰反応度を燃料追加法によって測定する場合について、制御棒の干渉効果が過剰反応度に与える影響を評価した。制御棒が全引き抜き状態の実効増倍率から求める過剰反応度に比べて、制御棒操作を考慮することによって、-10%~+50%程度の測定値が変化することがわかった。また、干渉効果の影響を小さくするためには、被測定制御棒、補償制御棒とも複数の制御棒を用いればよく、(1)被測定制御棒として第3リング制御棒を除く13対を用い、そのうちの1対の反応度測定の際にその他の12対を補償制御棒として用いる組合わせ、(2)第1リング制御棒6対を(1)と同様に用いる組み合わせ、が過剰反応度測定に適していることが明らかになった。

論文

Benchmark problems of start-up core physics of High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

山下 清信; 野尻 直喜; 藤本 望; 中野 正明*; 安藤 弘栄; 長尾 美春; 長家 康展; 秋濃 藤義; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; et al.

Proc. of IAEA TCM on High Temperature Gas Cooled Reactor Applications and Future Prospects, p.185 - 197, 1998/00

本報は、核設計コードの解析精度の向上を目的とした高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界特性試験に関するベンチマーク問題を高温ガス炉に関するIAEA-TCM会議参加国に提供するものである。HTTRの有効炉心直径及び炉心高さは、それぞれ230及び290cmであるので、設計検討された実用高温ガス炉の寸法の約1/2の大きさに相当する。過剰反応度は、実用炉のものとほぼ同じ高い値である。実用炉で計画されている環状炉心の特性を臨界近接時に取得する。これら3点から、HTTRを用いたベンチマーク問題は、実用高温ガス炉設計用核設計コードの解析精度の向上に役立つものと考える。本報告では、棒状の反応度調整材の取り扱いの難しさを含め、これまで原研で行った解析結果についても発表する。

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