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此村 守
日本原子力学会誌ATOMO
, 53(3), p.211 - 214, 2011/03
高速炉に限らず開発過程においてトラブルが生ずることを常に考え、そのリスク管理を行うことは技術開発に携わる者の常識と言っても過言ではない。そのため、トラブルが事故に発展することのないよう設計では深層防護及び多重性・多様性という概念を取り入れ、建設・運転では信頼性を高める工夫をしている。それでも、実際に高速炉を動かすと、さまざまな不具合が発生する。もともと数々の機械系の集合であることから、不具合を避けることはできない。しかし、逆説的ではあるが、これらの不具合はこれを適切にリスク管理することにより、当該機械系の信頼度を向上させることができる。高速炉の安全に影響しない不具合をトラブルと呼ぶならば、トラブルは高速炉の開発に取り貴重な財産である。したがって、開発者が情報の透明性を守ることを前提に、注視すべきは、発生したトラブルを開発者が技術的にどのように咀嚼し技術的な改善をどのように図ったかという点にこそあるべきと言える。
渡邊 正敏; 武田 聖司; 前田 敏克
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分において、オーバーパック(OP)に求められる安全機能の一つである核種閉じこめ機能の喪失時間は、OPと地下水との接触により発生する腐食の形態及び進展速度に大きく依存する。OPの候補材料である炭素鋼の腐食形態は、全面腐食が支配的であると考えられるが、OPの性能について確率論的な評価を行ううえでは、局部腐食及び応力腐食割れについても考慮する必要があると考えられる。本研究では、これまでに整理してきた代表的な局部腐食の形態であるすきま腐食を考慮したOPの腐食寿命評価手法に引き続いて、地層処分で想定される環境のうち、応力腐食割れの発生しやすい炭酸塩環境を対象として、応力腐食割れを考慮したOPの腐食進展量の評価手法を提示した。
齋藤 宏則; 武田 聖司; 木村 英雄
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物及びTRU廃棄物の地層処分の長期的な安全評価では、人間の生活環境における動植物等の関与も含む放射性核種の移行と、人間が被ばくするまでの経路や被ばくの形態を考慮した放射線影響評価(生物圏評価)が必要である。本報告では、地層処分の安全審査時に事業者の行う安全評価結果の妥当性を判断するための手法整備の一環として、生物圏評価において重要なパラメータの1つである核種の農作物への移行係数の不確実性を評価する方法について検討した。検討の結果、移行係数に対して影響の大きい主な変動要因を把握し、その要因による不確実性を考慮したパラメータの設定方法を提案するとともに、地層処分の評価対象元素に対する評価パラメータの代表値とその変動幅を設定した。
長澤 寛和; 武田 聖司; 酒井 隆太郎; 木村 英雄
no journal, ,
地層処分の安全審査時に必要となる安全評価手法整備の一環として、地質・気候関連事象に関するシナリオ開発,コード整備を実施している。OECD/NEAが整理した国際FEPリストに基づいて、地質・気候関連事象が母岩へ及ぼす影響を網羅的に関連づけたFEPデータベースを整備するとともに、母岩への影響を評価するためのモデル及びコードについて検討した。地質・気候関連事象のFEPデータベース整備では、産業技術総合研究所が示した既往の46事象を細分化し、熱,水理,力学,化学の影響を考慮した新たな13個のFEPとその連鎖を整理して、全177事象を抽出した。また、母岩への影響を評価するためのモデルの検討では、抽出した各事象におけるFEPの連鎖に対し、既存の数値モデルやコードを適用することにより、177事象が母岩へ及ぼす影響を定量化するためのモデル構造を体系的に整理した。
近澤 佳隆; 加藤 篤志; 小幡 宏幸*
no journal, ,
高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)では実用炉に適合したMA含有新燃料輸送キャスクの検討を行っている。本研究ではMA含有新燃料のガス冷却の輸送キャスクが取扱可能な新燃料の崩壊熱の範囲を数値解析により評価した。
前田 敏克; 堀田 克敏*; 臼井 秀雄
no journal, ,
地層処分場で想定されているような、ガラス固化体に接触する地下水の流れが遅い条件では、短期的にはガラス固化体は主構成元素Siの溶出を伴いマトリクス溶解するものの、長期的にはガラス固化体周辺の液中Siが高い濃度で維持され、化学親和力が低下し、非常に遅い速度で溶解が進行するとされている。また、液中Si濃度が高い条件では、ガラス固化体の溶解速度が時間とともに減少することが知られている。既往知見をふまえると、このような条件でのガラス固化体の溶解メカニズムとして、(1)水素イオンがガラスの骨格(Si-OやB-O)を切断する反応やガラス中のNa等とイオン交換する反応が支配的となることに加えて、(2)溶解に伴いガラス固化体表面に形成される変質層が何らかの物質の移行障壁となり、その厚さが成長することによって溶解速度が減少する、といった仮説が挙げられる。こうした仮説の妥当性を実験的に確認するために、マトリクス溶解が抑制されたSi飽和溶液中における模擬ガラス固化体の浸出試験を数種類の水素イオン濃度(pH)条件下で行い、ガラス固化体の溶解量や形成される変質層と溶液pHとの関係について調べたところ、(1)及び(2)の仮説と整合する結果を得た。
飯田 芳久; 山口 徹治; 田中 忠夫; 中山 真一
no journal, ,
放射性廃棄物の地層処分の安全評価において、放射性核種の溶解度は重要な評価因子である。深地層の還元的な環境における高イオン強度溶液中のセレン(Se)の溶解度を調べた。その結果、支配的な溶存化学形は、セレン化水素及びポリセレナイドであった。また、溶解度制限固相はpH5から8ではアモルファスセレン、pH9から13では結晶質セレンであった。溶液中Se濃度のpH依存性及びイオン強度依存性の解析結果に基づき、溶解反応と平衡定数,イオン相互作用係数を求めた。また、アモルファスセレン固相及びポリセレナイド種の生成自由エネルギーを決定した。本結果に基づき、深地層の還元的な環境におけるSeの溶解度の変動幅が評価可能となった。
小幡 宏幸
no journal, ,
本研究では、実機燃料を模擬した試験体を用いて乾式洗浄試験を行い、試験体に残留するナトリウム量に基づき、実機燃料集合体に残留するナトリウム付着量を評価した。
柳澤 和章
no journal, ,
燃料破損しきい値に燃料芯材密度(2.2 3.0,及び.4.0g/cc)が及ぼす影響につき、シリサイド燃料(密度4.8g/cc)を参考データとして比較検討した。(1)供試燃料板(4.8g/cc以下)の核沸騰離脱(DNB)温度は175
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Cであり、参考燃料のそれ(18014C)と大きな違いはなかった。(2)参考燃料は大きな急冷温度幅(94C以上)と短い急冷時間(0.13秒以下)で破損したが、供試燃料板は芯材アルミニウムの塑性流動性が高く106cal/g・fuel plateまで破損はなかった。燃料密度を下げると燃料の塑性性が向上する。(3)燃料密度とは無関係に、燃料板の曲がりは到達最高温度(PCST)の増加とともに大きくなった。JRR-3の曲がりに対する運転制限地(228C以下)においては、最大曲がりは15%(0.4mm)で、ほとんどのデータは4%以内であった。(4)燃料板厚みで評価した軸方向塑性歪で見ると供試燃料は膨らんでいたが参考燃料は収縮していた。
太田 雅和; 永井 晴康
no journal, ,
原子力施設から放出される水状トリチウムHTOの一部は植生に自由水型トリチウム(TFWT)として吸収され、TFWTの一部は有機結合型トリチウム(OBT)として植生に固定される。OBTは組織に長期間残留して経口摂取による被ばくを引き起こすため、トリチウム放出時の被ばく評価では可食部中のOBT量の評価が重要となる。そこで本研究は大気-植生-土壌複合系内水循環モデル(SOLVEG)に新たにHTO輸送とOBT生成過程を導入し、HTO放出時におけるHTO移行とOBT生成量を計算可能なモデルの構築を目的とした。モデルでは葉中TFWTの一定割合がOBTに変換されると仮定し、葉中TFWTの収支は、(1)キャノピー空気中HTOと葉中TFWTの気孔を介した交換,(2)蒸散に伴う根からの土壌水中HTOの吸い上げ,(3)葉中TFWTのOBTへの転換を考慮した。(1)及び(2)はSOLVEGの植生モデルで計算される蒸散量,気孔抵抗,キャノピー大気中HTO濃度及び土壌モデルで計算される土壌水中HTO濃度から計算した。発表ではこれらHTO移行過程とOBT生成過程のモデル化及び試験計算の結果を報告する。
Krの拡散シミュレーション寺田 宏明; 永井 晴康; 磯貝 啓介*; 新田 済*
no journal, ,
包括的物質動態予測システムSPEEDI-MPの検証と改良を行っている。本研究では、SPEEDI-MPに含まれる数値モデル群のうち大気中物質移行モデルを用いて、六ヶ所再処理施設から放出された放射性希ガスKrの日本全域を対象とした大気拡散シミュレーションを実施し、日本分析センターにより測定された大気中Kr濃度のバックグラウンドレベルからの有意な上昇について解析を行った。風速場や乱流等の気象場の予測は大気力学モデルMM5を用いて行い、Krの大気拡散計算にはラグランジュ型粒子拡散モデルGEARNを用いた。計算結果は、2008年4月の大宰府、及び9月の札幌におけるKr濃度の測定値と精度良く一致しており、数値モデルの高い予測性能を確認できた。
青山 佳男; 中川 明憲; 曽根 智之; 佐々木 紀樹; 中澤 修; 田代 清
no journal, ,
設備の腐食,多量の二次廃棄物発生等の理由により焼却処理が適さないリン酸系溶媒,フッ素系油等の有機廃棄物の処理技術として、水蒸気改質処理法の開発を実施している。本件では処理対象の拡大として難燃性のリン酸エステル油への適用性を検討した。水蒸気供給量をパラメータとした処理試験を行い、リン酸エステル油の処理性能に対する水蒸気の影響を調べた。その結果、水蒸気供給量の増加とともに有機物の分解が促進されて煤及び残渣の発生が抑制されることがわかり、水蒸気改質処理法がリン酸エステル油の処理についても有効であることがわかった。
西尾 勝久; 西中 一朗; 光岡 真一; 牧井 宏之; 古高 和禎; 若林 泰生; 高橋 竜太*; 石井 哲朗; 千葉 敏; 廣瀬 健太郎*; et al.
no journal, ,
重イオン核子移行反応により、中性子源を用いた実験ではデータの取得が不可能な核データを取得する代理反応において、核分裂片の質量数分布の決定を目指す実験を行った。実験は、タンデム加速器施設から供給される
Oを用いて行った。Oを
U標的に照射してウラン,ネプツニウム,プルトニウム同位体を生成するとともに、これらの核分裂で生成される2つの核分裂片を多芯線比例計数管(MWPC)で検出した。
Uの核分裂で質量非対称性を示すスペクトルが得られた。
有友 嘉浩; 千葉 敏; 西尾 勝久
no journal, ,
代理反応によって生成された複合核の核分裂崩壊過程を高い精度で解析することは、高速炉体系におけるマイナーアクチノイドに関する核データを得るうえで非常に重要である。また、ウラン領域の低励起複合核からの分裂片の質量分布等の解析は、重原子核の殻構造や核分裂のメカニズムを明らかにするうえで重要であるが、現在まで理論計算における十分な解析及び記述はなされていない。そこで散逸揺動理論に基づく動力学的手法を導入し、さらにポテンシャルに殻補正エネルギーを考慮することで、低励起複合核からの核分裂過程を詳細に記述する。多次元ランジュバン方程式を用いた軌道計算を行い、分裂片の質量分布,運動エネルギー分布,中性子放出多重度のスピン依存性を調べ、これらの観測量と生成された複合核のスピン分布についての関連を議論する。
舟田 敏雄; 鈴木 美寿; 千崎 雅生
no journal, ,
原子力機構がこれまで解体プル処分協力として実施してきたロシアの研究所とのバイパック燃料に関する共同研究の概要と今後の計画について述べる。4件のシリーズ発表(他組織)の一部。
細井 秀章*; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構では、大規模数値解析手法を中心とした燃料集合体の熱設計の実現を目指し、二流体モデルに界面追跡機能を組み込んだ改良二流体モデルを開発している。これまでに基本的な解析手法の構築を完了し、引き続いて改良二流体モデルに適合した新しい二相流モデル(相関式)の構築を行っている。本報告では、例えば壁面近傍などの気泡径に対して乱流渦の大きさが相対的に小さくなった場合における予測精度の改善を目的として、単相流などの一般的な流れでも見られる、せん断応力により誘起される乱れに加え、二相流のみで見られる気泡の影響により作られる乱れの影響を評価するための気泡誘起乱流エネルギーモデルを、気液の速度差や気泡径などをパラメータとして構築した。その結果、壁面近傍のみではなく、管径が比較的小さい場合においてもボイド率分布などの予測精度が改善することを確認した。
吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之; 小泉 安郎*
no journal, ,
原子力システムの構論的熱設計に用いるために開発中の、詳細二相流解析コードTPFITの検証作業の一貫として、日本原子力研究開発機構及び信州大学では水噴流に対する実験データの取得と、それを用いた検証作業を実施している。本報では、昨年度発表した解析により明らかとなった流速の過大評価に起因する不安定な界面形状予測結果の改善を目的として、表面張力評価方法の改良を実施した。実施にあたっては、液相体積割合の勾配の評価方法が計算格子の相対的な配置に影響されることに問題があると考え、改良界面追跡法で得られる界面の勾配を用いることで、計算格子の配置への依存性を低下させた液相体積割合の勾配の評価方法を考案した。さらに、改良した表面張力評価方法をTPFITに組み込み、安定した界面位置及び表面張力の評価が可能であることを確認した。
天本 一平; 福嶋 峰夫; 松山 加苗*; 沖田 壮史*; 宮本 真哉*; 宇都宮 一博*; 矢野 哲司*
no journal, ,
高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)における再処理法の副概念には、金属電解法を用いた乾式再処理技術が採用されている。乾式再処理では、電気化学的手法により使用済金属燃料中のウランやTRUの分離を行うが、分離されなかったFPは媒質(LiCL-KCl塩)中に残留するため、最終的には、塩化物系の高レベル放射性廃棄物としてプロセスから排出される。このような塩廃棄物は、適切な媒体を使用して安定化を図る必要がある。現在、ソーダライトによるFP固化技術の開発が進められているが、今後の展開に鑑み、媒体の選択肢を広げておくべきである。そのような観点から高いFP充填率を示す鉄リン酸塩ガラスに注目し、媒体としての適用性について検討したところ、優れた性能を示すことが判明した。
生田 隆平*; 小泉 安郎*; 高瀬 和之
no journal, ,
原子力システムの機構論的熱設計手法開発に資することを目的に、開発している詳細二相流解析コードTPFITの環状噴霧流条件に対する検証作業の一貫として、原子力機構及び信州大学では水噴流に対する実験データの取得とそれを用いた検証作業を共同研究として実施している。前報までに、比較的低い速度条件の実験で得られた高速度ビデオカメラによる詳細な界面形状データについて報告した。本報では、前報よりも高い流速条件で実験を行い、微細な噴霧状態まで噴流が変化した条件でのデータを取得した結果について報告する。
湊 太志
no journal, ,
原子核のエネルギー準位密度は核反応をシミュレーションするために重要なデータである。しかしエネルギーが高くなるほど準位密度は指数関数的に増え、また重い原子核ほどその密度は高くなり、現在のところ実験的に測定するには限界がある。このような背景からまだ測定されていないエネルギー領域の準位密度の導出には理論的な手法が重要となる。多くの理論モデルではフェルミガス近似を基本とした現象論的な方法が用いられているが、原子核の殻効果や対相関が準位密度に与える影響を調べるためには微視的なアプローチが必要となる。そのために本研究では微視的手法の一つであるSkyrme-Hartree-Fock法を用いた準位密度の理論計算を行った。フェルミガス近似にはない二体相互作用と対相関の効果をより現実的に取り入れた計算を行い、現象論的計算と同等の予測が可能であることを示した。