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武部 愼一; 菅谷 敏克; 佐々木 利久
no journal, ,
原子力関連施設の敷地内における非管理区域から発生する資材等は、福島第一原子力発電所の事故起源のフォールアウトによる汚染が想定される。このため、これまでと同様に非管理区域から発生する資材等を搬出する事業者と同じ県内の施設において埋設処分することを前提として、基準線量に相当する資材等中の放射能濃度を試算した。
安藤 浩司; 門脇 春彦; 松尾 秀彦; 山根 直樹; 松嶌 聡
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新型転換炉原型炉施設「ふげん」の重水系機器・配管内に残留するトリチウムの除去技術として、機器・配管類の単独の模擬試験体を用いた乾燥除去試験において適用性が確認された通気及び真空乾燥除去法を用いて、トリチウムが残存する実機の機器・配管類から成る系統についてトリチウム除去を実施し、各乾燥除去法が、単独の機器のみならず系統のトリチウム除去にも適用性を有することを確認した。ただし、外部からの入熱が充分に行えない内部構造を有する機器等の真空乾燥除去においては、凍結によるトリチウム除去の作業効率の低下等の課題が抽出された。
西原 健司; 岩元 大樹; 須山 賢也
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2011年3月11日に発生した東日本大震災後に起きた福島第一原子力発電所事故では、放射性物質の大気放出、汚染水の発生と、その海洋放出が起こり、それらの影響評価のために、環境放射能、汚染水放射能濃度の測定等が行われてきた。これらの測定値を用いて炉心からどの程度の放射性物質が放出されたかを評価するためには、原子炉及び燃料貯蔵プール内に存在していた核種量、すなわち、インベントリを評価することが必要である。また、今後の2次廃棄物の処理処分方法の検討や、廃炉に向けた取り組みにおいても、破損燃料の組成、放射能量の評価が必要となる。本報では、福島第一原子力発電所1号機から4号機の原子炉及び使用済燃料貯蔵プールに存在する被照射燃料について、ウラン燃料と放射化したジルカロイ被覆管に含まれる核種インベントリを評価した。
呉田 昌俊; 曽山 和彦; 中村 仁宣; 瀬谷 道夫; 大図 章; 中村 龍也; 春山 満夫
no journal, ,
He-3ガス不足問題が深刻となり、保障措置や核セキュリティ分野で数多く利用されてきたHe-3中性子検出器に代替する非破壊測定(NDA)用中性子検出器技術の開発が急務となっている。そこで、文部科学省核セキュリティ強化等推進事業の一つとして、ZnSシンチレータ中性子検出器の開発及びこれを組み込んだ核物質測定システムの開発を進めている。本検出器は、保障措置検認で利用される新MOX燃料やその他の核物質のNDA装置用として開発している。本報では、基礎試験及び技術実証用Pu-NDA装置開発の現状について記す。
瀬川 麻里子; 大井 元貴; 甲斐 哲也; 篠原 武尚; 呉田 昌俊; 佐藤 博隆*
no journal, ,
本研究では、高速度カメラとイメージングインテンシファイアを組合せた高感度中性子イメージング装置を用いることで、従来技術では困難であった短時間での物質の定量評価、及びエネルギー分解型3次元可視化技術の確立を目指している。そこで、本報ではJ-PARCにおいて上記の装置を使用し得られたTOFイメージング画像を解析し、定量的な評価とエネルギー分解型3次元可視化を行った基礎的研究結果を発表する。実験では、J-PARC中性子ビームラインBL10に本装置を設置して透過中性子を記録した。撮像装置は中性子源から13.7mの位置に設置し、記録速度4kHz(時間解像度250
s/frame)、40ms連続(1pulse間隔分=160frames/pulse)、画素数512
512pixelで約10cm10cm角の範囲を周期的に取得した。試料は、中性子エネルギー数meV-eV領域にブラッグエッジを持つ金属(Fe, Cu)とポリエチレンである。得られた透過像データをフレームごとに画像積算処理し、中性子エネルギーごとに得られた2次元画像から3次元再構成を行った。2次元透過画像を解析することにより、試料の元素及び厚さを2cm程度以下で計測可能とする新分析技術を開発し、実験的に確認した。また、3次元画像においても、中性子エネルギーを選択することにより特定の物質を強調した3次元画像が得られることを示した。
山下 晋; 吉田 啓之; 高瀬 和之
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故では、全交流電源喪失による炉心冷却システムの停止によって、原子炉内に設置されている燃料集合体が高温になり、その結果発生した燃料溶融が次第に拡大し、炉心の崩落を引き起こしたと考えられる。このような炉心溶融事象の進展を明らかにすることで現在の原子炉の状況を推定するとともに、今後のアクシデントマネージメント等を検討するためには、凝固や移行挙動を含む、炉心溶融現象を詳細に予測できる数値解析コードが必要である。そこで原子力機構では、3次元多相流体解析手法を拡張することで、このような溶融燃料の挙動を明らかとする数値解析手法を開発している。本報では、数値解析手法の概要を紹介するとともに、数値解析手法の妥当性の確認と課題抽出のため、原子炉炉心及び下部プレナムを簡略模擬した体系を用いて実施した予備数値解析の結果を示す。
大図 章; 中村 龍也; 高瀬 操; 倉田 典孝; 春山 満夫; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 瀬谷 道夫
no journal, ,
He-3ガス検出器は、保障措置及び核セキュリティ分野で数多く使用されている。しかしながら、現在の世界的なHe-3ガスの需要増大と深刻な供給不足を背景としてHe-3ガスを用いない代替中性子検出器が欧米を中心に盛んに開発されている。これまでHe-3に代わる中性子との反応元素としてB-10又はLi-6を用いたさまざまなタイプの代替検出器が開発されているが、われわれは、ZnS蛍光体にBあるいはLiの化合物を混合した固体シンチレータを用いた代替検出器を開発している。その構造は、チューブ状の検出器内に設置した固体シンチレータで発生する中性子起因の蛍光を両端に設置された二つの光電子増倍管(PMT)で検出するものである。この検出器の検出効率は、固体シンチレータの中性子との反応確率とシンチレータ上のある位置で発生した光のPMTまでの導光特性で決定される。本報では、さまざまな形状の検出器の導光特性のシミュレーション結果と実測試験との比較結果について報告する。
鈴木 貴行; 吉田 啓之; 永瀬 文久; 阿部 豊*; 金子 暁子*
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故における炉内状況を把握するためには、炉心溶融事故発生時の溶融燃料の流動挙動を評価する必要がある。溶融燃料が炉心下部から圧力容器下部に落下する際に形成される溶融ジェットの挙動は、BWR下部プレナムに存在する、制御棒案内管等の影響を受けることが予想される。そこで原子力機構では、溶融ジェット挙動について、複雑構造物の影響を含め評価できる解析手法を開発している。本研究では、原子力機構で開発中の詳細二相流解析コードTPFITを拡張することにより、複雑な構造物の影響を含めて溶融燃料落下挙動を評価できる解析手法を開発する。本報告では、TPFITをもとに開発中の解析手法の概要と、筑波大学で製作した試験装置を簡略模擬した体系に適用して実施した、予備解析の結果について報告する。
齋藤 隆介*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 鈴木 貴行; 吉田 啓之; 永瀬 文久
no journal, ,
福島第一原子力発電所における炉内状況を把握するためには、炉心溶融事故発生時の溶融燃料の流動挙動を評価する必要がある。溶融燃料が炉心下部から圧力容器下部に落下する際に形成される溶融ジェットの挙動は、BWR下部プレナム内に存在する、制御棒案内管等の複雑構造物の影響を受けることが予想される。そこで原子力機構では、溶融ジェット挙動について、複雑構造物の影響を含め評価できる解析手法を開発している。本研究では、本解析手法開発で必要とされる検証データを取得するため、BWR下部プレナムを1/10スケールで模擬した平板型可視化装置等でジェット射出実験を行い、下部プレナム内複雑流動場におけるジェットブレイクアップ挙動及び周囲流動構造の計測を行う。本報告では、平板型可視化装置の製作に先立ち実施した、構造物の影響を評価するための予備可視化実験から得られたジェットブレイクアップ挙動に対する構造物の影響について報告する。
門脇 春彦; 松尾 秀彦; 山根 直樹; 朝倉 大和*; 松嶌 聡
no journal, ,
新型転換炉原型炉施設「ふげん」の廃止措置にあたり、重水系機器・配管類の解体撤去作業における作業員のトリチウム内部被ばく防止のため、設備内部に残留するトリチウムを含む重水を除去する必要がある。実際のトリチウム除去では、機器・配管類が狭隘な箇所に設置されている等、大型の除湿装置が搬入できないためにトリチウムを含む重水の乾燥除去が困難な部分がある。このため、中空糸膜分離方式による低露点で小型可搬式の除湿装置を用いて、重水系機器を模擬した試験体による本装置の性能確認試験を実施し、乾燥効率に及ぼす諸条件の影響を調べた。また、本装置がトリチウムを含む重水の乾燥除去に適用可能であることを実機設備において確認した。
吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
no journal, ,
地震加速度に対する原子力システムの応答を評価するには、加速度付加時の熱流動挙動を把握する必要がある。多くの原子力システムに表れる気液二相流に対しての地震加速度の影響については、複雑な流れである気液二相流の加速度に対する応答を実験的に把握することが難しいことから、詳細な検討はほとんど行われていない。これに対し、詳細な数値シミュレーションにより、応答を評価することは可能と考えられるが、検証データベースの不足により、その妥当性を確認することができない。本研究では、簡易的な体系を用いた詳細な実験によりデータベースを構築するとともに、詳細な数値解析手法を発展させ、加速度付加時の詳細二相流挙動解析手法を開発する。開発した解析手法の妥当性を構築したデータベースにより確認することで、地震加速度付加時の気液二相流挙動を詳細に予測できる解析技術を構築している。本報告では、実験結果等との比較により妥当性を確認した解析手法を、模擬サブチャンネル内気泡流挙動の数値解析に適用し、サブチャンネル内二相流挙動に対する地震加速度の影響について評価した結果を報告する。
岩本 修
no journal, ,
JENDL-4.0の鉛同位体の核データに対する共分散の評価を行った。鉛同位体
Pb, 
Pb, 
Pb, 
Pbに対する連続エネルギー領域での全断面積及び非弾性散乱、(n,2n)反応等の断面積の共分散をCCONE-KALMANコードシステムを用いて評価した。CCONEコードの光学モデル,レベル密度,
線強度関数等における理論モデルパラメータの断面積に対する感度から、測定データから見積もった断面積誤差を使用することによって、KALMANコードによりパラメータの共分散を導出した。共通のパラメータ共分散からの計算により反応間の相関についても導出した。また、弾性散乱角度分布に関し、ルジャンドル係数について共分散の評価を行った。評価方法及び結果について報告する。
Liu, W.; 永武 拓; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 永瀬 文久
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故では、炉心等の冷却のために海水が注入された。そのため、現在の炉内状況を把握するには、海水が熱伝達等に与える影響を把握する必要がある。しかし、海水による炉心等の冷却は、これまで想定されていなかったため、海水の熱伝達等に与える影響に関する研究は、ほとんど成されていないのが現状である。そこで、原子力機構では、事故後の炉内状況の把握に資するため、海水が熱伝達等の熱流動挙動に与える影響を、実験的に把握するための研究を開始した。本研究においては、損傷前後の炉心を対象とし、塩の析出の影響を含めた熱流動現象の理解、支配因子の摘出及等を目的として、複数の実験を行う予定である。本報では、製作する実験装置を含め、研究計画の概要について報告する。
三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、超臨界水を冷却材とする、超臨界圧水軽水炉(SCWR)の熱流動解析手法の確立を目的として、三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを拡張した熱流動解析コードの開発を実施している。既報において課題とされた、流路内バルクエンタルピーが擬臨界エンタルピーに近づくにつれて、壁面温度を大きく過小評価する傾向を改善するため、本報では、標準k-
モデルに代えて、低レイノルズ数型k-モデルであるLaunder-Sharmaモデルを用いた解析を実施した。その結果、擬臨界エンタルピー近傍における過小評価を改善し、Launder-Sharmaモデルを用いることにより、SCWR燃料集合体内熱伝達現象の予測精度が改善することを確認した。
小瀬 裕男*; 鈴木 貴行; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、超臨界水を冷却材とする、超臨界圧水軽水炉の熱流動解析手法の確立を目的として、三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを拡張した熱流動解析コードの開発を実施している。本報では、開発中の解析コードの、超臨界圧流体に特有な、擬臨界点近傍での熱伝達特性に対する予測精度を評価するため、超臨界圧水を用いた単管内上昇及び下降流の基礎実験を対象とした数値解析を実施した。解析においては、壁面近傍の伝熱特性に対する乱流モデルの影響を評価するため、標準k-モデル及び低レイノルズ数型k-モデルを用いた。その結果、低レイノルズ数型モデルを用いることで、流れの向きに関係なく実験結果を再現できることを確認した。また、乱流モデルの影響は、流れに働く力が複雑に作用する、下降流の場合の方が顕著であることもわかった。
永武 拓; 高瀬 和之; 古谷 正裕*; 吉田 啓之; 永瀬 文久
no journal, ,
福島第一原子力発電所では、全電源喪失により燃料棒の冷却ができなくなり炉心溶融に至った。溶融した燃料は圧力容器下部にデブリとして堆積していると考えられており、したがって、廃炉措置を行うにあたり、溶融燃料取り出しや再臨界評価のためのデブリ分布等の情報が必要である。本研究では、福島第一原子力発電所廃炉措置等に資するため、燃料溶融及び溶融燃料の落下挙動に着目し、炉心構成要素である燃料棒・チャンネルボックス・制御棒の溶融過程を解析可能である粒子法をもとにした数値解析手法の開発を目的とする。本報では、本解析手法開発の研究計画の概要について報告する。
堀口 直樹*; 阿部 豊*; 吉田 啓之; 金子 暁子*; 上澤 伸一郎*
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シビアアクシデント時の格納容器の保護と放射性物質拡散抑制の観点から、放射性物質を含む高圧ガスのフィルタードベントを可能とする装置が必要と考えられる。その有力な候補として、ヨーロッパ諸国で実用化されているベンチュリー管のスクラビング機能を使った装置(マルチベンチュリースクラバー)があるが、その設計に必要な作動特性は十分には明らかとなっていない。本報では、その作動特性把握の第一段階として、実験装置製作のために実施した、詳細二相流解析コードTPFITによる数値解析結果を示す。
高峰 潤; 呉田 昌俊; 原田 秀郎; 北谷 文人; 小泉 光生; 土屋 晴文; 飯村 秀紀
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東京電力福島第一原子力発電所の解体・更地化のプロセスにおいて、溶融核燃料中の核物質の計量管理を求められる可能性があるが、その定量技術は未だ存在しない。そこで、日本原子力研究開発機構では、溶融燃料の定量技術として、中性子共鳴濃度分析法を提案した。本手法は、溶融燃料に連続エネルギー中性子を透過させ、測定結果から得られる共鳴吸収ピークから、溶融燃料中の核物質を定量するものである。本システムを開発するために小型D-T核融合パルス中性子発生管を用いたプロトタイプシステムを来年度製作する予定である。本システムにおいて現実的な時間内で十分な定量精度を得るためには、中性子ビームをできるだけ高強度・高時間分解能となるように最適な減速材等の形状・材質・配置を決定する必要がある。そこで、モンテカルロコードMCNP5を用いて、本システムに適していると考えられる数種類の減速材体系について、中性子スペクトル及び時間依存特性を評価した。その結果、本システムに適した材料及び配置についての知見が得られたので報告する。
岡野 靖; 堂田 哲広; 大島 宏之; 大久保 努
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高速炉の燃料ピンバンドルはワイヤ巻スペーサを用いる構造を有し、近年、燃料ピンの太径化が指向されている。太径ピンバンドルを用いた既存のNa伝熱流動試験を用い、サブチャンネル解析で使用される混合係数(ミキシングファクター)のRe数依存性を評価した既報に続き、本報では、ワイヤ巻リード長の影響が小さいことを確認した。
海老根 守澄; 美留町 厚; 中村 龍也; 大図 章; 高瀬 操; 藤 健太郎; 坂佐井 馨; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 瀬谷 道夫
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保障措置用の核物質検認装置(代替PCAS装置)では矩形型シンチレータ中性子検出器を数十本使用する。信号読み出し回路には、高検出効率,高速タイミング性能, 中性子弁別能,ローコスト性等が要求される。発表では矩形型検出器用に開発した多チャンネル計測対応型の高速ADC・信号処理ボード及び信号処理手法について報告する。