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亀井 美帆; 小澤 隆之
no journal, ,
将来の高速炉サイクルシステムとして、Puやマイナーアクチニド(MA)をリサイクルし、廃棄物減容・有害度低減を目指したシステム概念の研究開発を進めてきており、燃料開発としては高Pu含有やMA含有MOX燃料挙動を踏まえた燃料の性能を把握することが重要である。ここでは、燃料溶融防止の観点から、燃料特性に対する溶融限界線出力(PTM)の感度解析を行い、高Pu含有やMA含有が熱的性能に及ぼす影響を評価した。この結果、高Pu含有・MA含有による高速炉燃料のPTMは、燃料組成に応じた燃料物性の影響を受けるものの、MA含有率5wt.%までの範囲において、燃料仕様に対してはMOX燃料と同等の相関があり、燃料仕様を適切に設定することによって、従来のMOX燃料と同等の熱的性能を確保することは可能と考えられる。
大図 章; 高瀬 操*; 春山 満夫; 倉田 典孝*; 小林 希望*; 飛田 浩; 呉田 昌俊; 中村 龍也; 藤 健太郎; 鈴木 浩幸; et al.
no journal, ,
原子力機構では、He-3ガス型中性子検出器の代替検出器として、板状のセラミックシンチレータを用いた検出器を開発している。その検出器は、光反射シートが内面に張付けられた金属管(長さ
30cm、外径32
32mm)中に薄膜のセラミックがガラス板上に溶着されたシンチレータ板が設置され、かつ管両端に光電子増倍管(PMT)が取り付けられた構造を有している。このタイプの検出器は、シンチレータで発生した光がPMTに届くまでに管内多重反射により減衰する。このため、管内部の光の伝搬特性が検出器の性能に大きな影響を与える。これまで、シンチレータ表面からの様々なタイプの検出器構造での光の伝搬特性を報告してきた。今回、光線追跡コードでシミュレーションしたシンチレータの基板であるガラス面を通過する光の伝搬特性の結果について報告する。
柴田 恵一
no journal, ,
2010年に公開されたJENDL-4.0では215核種のFP(Z=30-68)データのうち、約40核種の連続領域断面積の見直しが行われなかった。テルルはその様なデータの一つである。テルルの放射化断面積は原子炉施設の廃止措置等で重要なことから、今回、Te-120, 121m, 122, 123, 124, 125, 126, 127m, 128, 129m, 130, 131m, 132の中性子断面積を10
eVから20MeVまでのエネルギー範囲で再評価(但し、Te-121m, 131mは新たに評価)した。分離共鳴以上の連続領域の評価には、Hauser-Feshbach理論に基づく統計模型コードCCONEを用い、光学ポテンシャル, 原子核準位密度, 
線強度関数は最新の知見を考慮して決定した。中性子光学模型ポテンシャルとしては、国枝等がチャネル結合法により求めた値を使用した。評価結果は、既存の実験データをよく再現しており、信頼度の高い評価済みデータを得ることができた。
永井 崇之; 岡本 芳浩; 狩野 茂; 西澤 代治; 関 克巳*; 本間 将啓*; 小林 博美*; 菖蒲 康夫
no journal, ,
モックアップ溶融炉流下ガラスを対象に、ラマン分光測定からSi-O架橋構造を解析し、放射光XAFS測定からCe原子価割合を求め、ガラス中のNd
O
がSi-O架橋構造やCe原子価に影響することを確認した。
Tcと
Iの捕獲断面積共分散評価岩本 信之
no journal, ,
TcとIは半減期がそれぞれ21.1万年及び1570万年と非常に長く、また、熱中性子による
Uの核分裂收率はそれぞれ6.1%及び0.5%と多いことから代表的な長寿命核廃棄物として知られている。これらの核種の処理・処分方法として中性子捕獲反応は最も重要な核変換反応の一つであるが、環境負荷低減効果を評価するためには評価済捕獲断面積に対する誤差が極めて重要となる。本研究ではTcとIに対して既存測定データを基にしたkeV領域における捕獲断面積の共分散評価を実施することにより、現在の捕獲断面積誤差について検討することを目的としている。そのために中性子誘起反応断面積を計算する核反応計算コードCCONEと共分散計算を行うKALMANコードを組み合せてkeV領域における共分散評価を実施したので、得られた結果について報告する。
猪瀬 毅彦*; 西澤 代治; 大山 孝一; 宮内 厚志; 永井 崇之
no journal, ,
ガラス固化体の元素分析技術として、レーザアブレーション(LA)法ICP-AESの適用を目指した開発を進めている。今回、模擬ガラス固化体試料に含まれるアルカリ金属元素,希土類元素,白金族元素及び装置腐食生成物の遷移金属元素等の定量性を評価し、元素分析技術として適用できることを確認した。
木村 敦; 中村 詔司; 寺田 和司; 中尾 太郎; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; 堀 順一*
no journal, ,
原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」の一環として、J-PARC/MLF/ANNRIにおいて中性子捕獲反応断面積及び全中性子断面積の両方を測定し、両方の結果から共鳴パラメータを高精度決定する研究を進めており、これまでに得られた成果について報告する。本研究では、初めに全断面積測定体系の開発、高速データ収集システム(DAQ)の開発等を実施する。開発した体系を用い、安定核種である金及び
Gd等の測定を行い測定手法の確立を図る。また、中性子捕獲断面積及び全中性子断面積、両方の測定結果を解析し共鳴パラメータを高精度で決定する解析手法の構築を図る。その後、
Am等MA核種にこれらの手法を適用し、これら核種の共鳴パラメータを高精度で決定する。これまでのところ、全断面積測定体系の開発、高速DAQの開発等を実施している。例えば、高速DAQの開発においては、即発線及び中性子の両方を測定できるDAQの開発を進め、ANNRIでの測定に十分な基本性能を持つことを確認した。
岩元 大樹; 西原 健司; 八木 貴宏*; Pyeon, C. H.*
no journal, ,
加速器駆動システム(ADS)における未臨界度のオンライン測定手法の開発を目的に、「リアルタイム未臨界度測定システム」を開発した。これは複数のマルチチャンネルスケーラー(MCS)とMCSからの信号を制御・解析するプログラムから構成され、特定の短い時間間隔で未臨界度をリアルタイムに出力することができる。このシステムの検証を行うために、京都大学臨界集合体実験装置(KUCA) A架台においてパルス中性子法(PNS法)による未臨界度測定実験を行なった。中性子源にはFFAG加速器からの100MeV陽子と固体鉛ビスマスターゲットによる核破砕中性子を用いた。実験の結果、本システムが未臨界度をリアルタイムに出力できることを確認した。さらに実験後のオフライン解析の結果、本システムのアルゴリズムに、ポアソン分布に基づく最尤推定法を組み込むことによって、未臨界度の深い体系で観測された検出器間のばらつきや時間的な揺らぎを小さく抑えられることがわかった。これらの結果により、幅広い未臨界体系(
)における精度の高いオンライン測定に向けた見通しを得た。
)寺田 和司; 中村 詔司; 木村 敦; 中尾 太郎; 原田 秀郎; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; 堀 順一*
no journal, ,
核分裂炉で生成されるマイナーアクチニドの中性子捕獲断面積は、核変換処理および革新的原子力システムの研究開発において必要不可欠であるが、その現状の精度は要求精度と比べて数倍悪い。そこで、原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」を行っている。このとき、捕獲断面積の高精度化にはサンプルの絶対量の精度が重要となるが、その精度が保証されていない問題がある。そのため、計画の一環として「TOF測定に用いるサンプル量の高精度決定のための技術開発(I)」を進めている。本発表では、崩壊線分析によるサンプル量の高精度決定に関する技術開発の計画、進捗および成果について報告する。
中尾 太郎; 木村 敦; 中村 詔司; 寺田 和司; 原田 秀郎; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; 堀 順一*
no journal, ,
中性子捕獲の断面積測定には測定試料の絶対量が必要であるが、入手する試料は必ずしも絶対量が精度よく決定されていない。そのため、試料の絶対量を非破壊で、精度よく決定する必要がある。本発表では、原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」の一環として、TOF測定の高精度決定のためにサンプルとなるマイナーアクチニドの絶対量を非破壊で測定する、全放出熱測定の計画について報告する。
中村 詔司; 木村 敦; 寺田 和司; 中尾 太郎; 原田 秀郎; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; 堀 順一*; 藤井 俊行*
no journal, ,
原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」の一環として、研究炉中性子を用いた放射化法によりマイナーアクチニド等の核種の熱中性子捕獲断面積を高精度に測定する研究を進めている。本発表では、断面積測定の実験計画、進捗状況とともに得られた成果について報告する。
浜田 広次; 内堀 昭寛; 大島 宏之
no journal, ,
蒸気発生器(SG)伝熱管破損時の安全評価を目的として、長時間事象進展解析コード(LEAP-III)の開発を進めている。LEAP-IIIへ組み込んだ高温ラプチャ評価モデルを用いた試解析を実施し、実験結果の再現性を評価した。
岩本 修; 岩本 信之; 水山 一仁
no journal, ,
文部科学省原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」の一環として、測定と評価のキャッチボールによる高品質評価のために、MA核データの測定及び評価データの現状を調査した。重要MAであるNp-237, Am-241,243に対し、熱中性子から高速中性子にわたる領域で調査した。2005年以降のNp-237, Am-241の熱中性子断面積の測定データは、ほぼ誤差5-6%以内に収まりつつあることが分かった。これらの調査を通して、評価済核データが与える誤差の妥当性についても検討した。また、重要FP核種のTc-99,I-129等についても同様な調査を実施した。本報告では、事業における核データ評価の計画及び現状の調査結果について報告する。
原田 秀郎; 岩本 修; 中村 詔司; 木村 敦; 岩本 信之; 寺田 和司; 中尾 太郎; 水山 一仁; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; et al.
no journal, ,
マイナーアクチニド核種を中心とする最重要核種の中性子核データを世界最高水準で測定できる技術を開発し、これを適用した核データ測定結果を反映した評価を行うことにより、高品質データを整備することを目指し、原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」を開始した。本研究開発は、(1)熱中性子捕獲断面積の高精度化、(2)TOF測定に用いるサンプル量の高精度決定のための技術開発、(3)全中性子断面積測定を組み合わせた共鳴パラメータの決定、(4)測定エネルギー範囲の高速中性子領域への拡張、並びに、(5)測定と評価のキャッチボールによる高品質評価から構成される。本発表では、本研究開発事業の全体計画を報告する。
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、その結果燃料が溶融し、炉心の崩落を引き起こしたと考えられる。このような炉心の崩落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、炉心溶融事象の進展を詳細に予測できる数値解析手法が必要である。そこで原子力機構では、このような炉心溶融の挙動解明に対応できる数値解析手法(JUPITER)の開発を行っている。前報までに、発熱項を有する物質と、発熱項を持たない物質が混在した状況での溶融解析を可能とする多成分解析機能を組み込み、正しく機能していることを確認した。本報では、開発した多成分解析機能を導入したJUPITERを用いて溶融物伸展解析を実施し、既存実験結果との比較を行った。その結果、JUPITERにより評価した溶融物の伸展速度の予測結果が、実験結果と定量的に一致することを確認した。
鈴木 和博; 豊川 琢也; 本岡 隆文; 塚田 隆; 上野 文義; 寺川 友斗; 鈴木 美穂; 市瀬 健一; 沼田 正美; 菊池 博之
no journal, ,
80
C人工海水を用いた浸漬腐食試験で耐食性を確認した照射済BWR燃料被覆管を用いて、温海水浸漬履歴による強度特性変化の有無を引張試験で調査した。温海水非浸漬の燃料被覆管の引張強度データとの比較により、温海水浸漬履歴による強度特性変化はなかった。
岡垣 百合亜; 柴本 泰照; 孫 昊旻; 佐藤 聡; 与能本 泰介
no journal, ,
福島第一原子力発電所で発生したシビアアクシデントを受け、格納容器ベントの際のプールスクラビングによるエアロゾル除去は、ソースタームを評価する上で極めて重要であることが再認識されている。原子力機構では、エアロゾル挙動・格納容器内熱水力挙動に係る評価手法の整備の一環として、汎用性のあるCFD解析用構成方程式の開発を進めており、事故時の広範な条件での解析手法の妥当性を実験との比較を通じて検討する必要がある。本研究では、プールスクラビング時の気液二相流現象を解明するため、高さ2m、直径0.2mの円筒管に直径0.01mの円形ノズルを底部に設けた解析対象において、OpenFOAMの二流体モデルを用いて解析を行った。解析結果より、同体系での実験結果との流動挙動の違いを明らかにし、解析手法について検討した。
天本 一平; 小林 秀和; 北村 直登*; 武部 博倫*; 三田村 直樹*; 都築 達也*
no journal, ,
福島第一原子力発電所での汚染水処理で発生したスラッジ(汚泥)の廃棄体化技術候補として、ガラス固化法も対象になっているため、ガラスによるスラッジの固化処理の検討が進められている。スラッジの固化媒体については、さまざまな材料が提案されているが、ここでは、近年、新たに注目されている鉄リン酸塩ガラスを対象として、CALPHAD法を中心とした理論計算により熱学的諸量を推算した。算出した熱力学的諸量の妥当性を検証するために、同諸量を用いて作成した計算状態図と実験値との比較を行ったこところ、両者が高い精度で一致した。このことから、理論計算手法を用いることで新規媒体に対する信頼性のある熱力学的諸量を整備でき、スラッジ処理技術開発に有効に活用できることが判明した。
横山 薫; 小原 義之; 杉杖 典岳; 高橋 信雄; Rong, D.*; 竹田 宏*; 河内 俊憲*; 柳瀬 眞一郎*; 桑木 賢也*; 高見 敏弘*; et al.
no journal, ,
福島第一原子力発電所の事故により拡散した放射性セシウムで汚染された災害廃棄物の一部は、既存の焼却施設で処理されている。セシウムは、焼却灰に付着し、バグフィルタや電気集塵機などで捕集され、外部に再放出されないと考えられている。そのため、焼却灰の濃度と粒径分布等に着目したセシウム挙動についての研究を行った。本件では、焼却設備内でのセシウム挙動のシミュレーション結果について報告する。
木名瀬 栄; 佐藤 仁士; 高橋 知之*; 斎藤 公明
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故の被災住民の帰還などに役立てるため、原子力機構は、平成25年度原子力規制庁受託業務「福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の長期的影響把握手法の確立」の一環として、福島第一原子力発電所から80km圏内を対象に、環境に沈着した放射性セシウムの環境半減期を評価するとともに、これまでに評価した環境半減期の相違について検討した。その結果、第15次走行サーベイの測定データから導出した環境半減期は、第1次と第2次、第1次と第3次の走行サーベイデータから導出した環境半減期より長くなっていることを明らかにした。測定データの時系列的な追加が環境半減期に影響することから、2成分(減衰の速い成分,遅い成分)の環境半減期の必要性を示した。