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上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之
no journal, ,
福島第一原子力発電所の格納容器内の燃料デブリの熱挙動をより精緻に推定するため、注水が停止した空冷時を含む燃料デブリ熱挙動の解析手法を開発している。ここでは、格納容器内に分布していると考えられる燃料デブリの位置,発熱量、及びデブリ内での存在が想定される多孔質体(ポーラス体)などの影響を考慮しつつ、崩壊熱により格納容器内に生じる自然対流を数値シミュレーション手法により評価する。本発表では、開発する手法の妥当性検証データ取得のために実施した、空冷自然対流熱伝達試験及び、水冷自然対流熱伝達試験について報告する。また、前方で報告するポーラスモデルを追加したJUPITERの妥当性検証結果についても述べる。
沖田 将一朗; 青木 健; 佐藤 博之; 相原 純; 大橋 弘史
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故を受け、原子力プラントの安全性向上のため確率論的リスク評価(PRA)の積極的活用が求められている。高温ガス炉を対象としたPRAでは事故シーケンスごとに敷地境界外での公衆被ばく線量を不確実さとともに提示することが求められており、公衆被ばく線量評価の不確実さ因子をパラメータとした多数回の感度解析が必要となる。原子力機構では、高温ガス炉PRAのための評価ツールとして、事故時のソースターム評価から大気中に放出された核分裂生成物等による公衆被ばく線量の評価に至るまでの一連の過程を一本化した事故時公衆被ばく線量評価システム(AL-DENTE: AnaLysis tool system for Dose EvaluatioN in accidents of high TEmperature gas-cooled reactors)の開発を進めている。本発表では、AL-DENTEの概要や開発計画、実用高温ガス炉を対象とした試評価の結果を報告する。
上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 柴田 光彦; 吉田 啓之
no journal, ,
フィルタ付ベントシステムの1つであるベンチュリスクラバは、ベンチュリ喉部にある細孔からスクラビング水を自吸し、ガス流中に微小液滴として噴霧することで、放射性エアロゾル粒子を効率的に捕集できる装置である。本装置の性能は、実際に想定される条件のもとで、実機の同等の装置を用いて実施した定常試験により総合的に評価されている。しかし、その捕集機構については十分に把握されておらず、このため、試験条件の外挿性や、時間的に条件が変化する際の性能評価などに対して課題が残されている。そこで原子力機構では、ベンチュリスクラバ内の二相流挙動と捕集性能を、機構論的に予測できる解析手法の開発を進めている。本発表では、開発した数値解析手法について報告するとともに、妥当性検証データ取得のために実施したベンチュリスクラバ内の気液二相流挙動可視化試験について報告する。
堀口 直樹; 吉田 啓之; 北辻 章浩; 福森 麻衣*; 竹村 友紀*; 長谷川 信*; 岸本 忠史*
no journal, ,
軽水炉冷却材の水質管理において、安全保障や環境問題を考慮したLi-7濃縮技術の開発が重要である。これらの面で革新的なマルチチャンネル向流電気泳動(MCCCE)法を実用化するためには、流路内のイオン挙動を把握する必要がある。本報では、濃縮実験装置の一部である単一チャンネルに着目して、内部のイオン挙動の把握を目的とした流動試験と、数値シミュレーションを実施した結果を述べる。模擬流体として水を用い、ポンプにより脈動を与えた流動試験により、流路内にポンプの駆動周波数よりも高周波の脈動が生じることを確認した。また、CFD手法をもとに、電場が付与されたイオンの運動を、相当する付加速度が加えられる微粒子として追跡する、イオン挙動数値シミュレーション手法を構築した。試験で取得した脈動のデータを入口条件に設定し、脈動流中を移動するイオン挙動を再現した。
粒子反応サブライブラリ中山 梓介
no journal, ,
様々な分野での応用に資するため、JENDL-5にはいくつかのサブライブラリが含まれている。JENDL-5の内、主に加速器中性子源の設計に向けて開発した重陽子反応サブライブラリと、主にバックエンド分野での利用に向けて開発した粒子反応サブライブラリについて、概要を述べる。重陽子反応サブライブラリでは、近年公開したJENDL/DEU-2020のLi-6,7, Be-9, C-12,13のデータを一部修正したものを採用するとともに、加速器構造材核種として重要なAl-27, Cu-63,65, Nb-93のデータについて重陽子入射反応計算コードDEURACSの計算値を基に新規に評価を行った。粒子反応サブライブラリには、核反応計算コードCCONEによる評価計算値の内、中性子生成断面積のみを以前に公開したJENDL/AN-2005の値で置換したデータを収録した。これにより、中性子生成断面積の精度を保ちつつ生成中性子のエネルギー・角度分布の精度を向上させるとともに、中性子生成以外のデータの完備性を向上させた。
古高 和禎; 大図 章; 藤 暢輔
no journal, ,
原子力機構では、欧州委員会-共同研究センター(EC-JRC)との共同研究により、従来の非破壊測定(NDA)技術を適用できない高線量核燃料物質の非破壊測定技術開発を実施している。本研究開発では、小型中性子源を用いた複数のアクティブ中性子NDA技術(ダイアウェイ時間差分析法(DDA),中性子共鳴透過分析法(NRTA),即発
線分析法(PGA),中性子共鳴捕獲線分析法(NRCA)及び、遅発線分析法(DGA))を組み合わせ、それぞれの特長を生かすことによって高線量核燃料物質に対応できる非破壊測定法の確立を目指している。このうち、PGAでは、爆発性物質の主要元素(窒素)、化学兵器の材料元素(燐,塩素,硫黄,ホウ素,ケイ素,チタン等)、及びDDA測定への妨害元素(ホウ素,塩素)の検知を目指している。本研究では、開発計画の第1フェーズで得た知見をもとにして、DDA測定の性能を低下させることなくPGA測定に干渉するガンマ線を低減したDDA-PGA部を開発し、PGAに関する性能評価を行った。本研究開発は、文部科学省「核セキュリティ強化等推進事業費補助金」事業の一部である。
山下 晋; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之
no journal, ,
福島第一原子力発電所のPCV内の燃料デブリの熱挙動をより精緻に推定する技術の開発が求められている。日本原子力研究開発機構では、圧力容器内外に分布していると考えられる燃料デブリの位置,発熱量,ポーラス体と想定されるデブリの気孔率などの影響を考慮した、空冷時ならびに間欠注水時におけるPCV内熱挙動の解析手法開発を進めている。PCV内では、燃料デブリの崩壊熱により自然対流が生じていると考えられていることから、本研究開発では、機構が独自に開発した、自然対流熱伝達の解析が可能なJUPITERにポーラスモデルを導入した。本報告では、本プロジェクトの全体概要について報告するとともに、JUPITERへ導入されたポーラスモデルの概要などについて報告する。
土屋 晴文; 北谷 文人; 藤 暢輔
no journal, ,
原子力機構では欧州委員会-共同研究センター(EC-JRC)との共同研究として、従来の非破壊測定(NDA)では対応できない高線量核燃料物質に適用できるNDA装置として、統合非破壊測定装置Active-Nを開発してきた。Active-Nには複数の分析技術が組み込まれ、それぞれの特徴を活かした測定を実施できる。組み込まれているNDAの一つに中性子共鳴透過分析法(NRTA)があり、NRTAでは核燃料物質の同位体に関する情報を得ることができる本講演では、組み込まれた手法の一つであるNRTA部の概要とともに、NRTAによる模擬核燃料試料及びPu試料を用いた測定結果を報告する。本研究開発は、文部科学省「核セキュリティ強化等推進事業費補助金」事業の一部である。
大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 藤 暢輔
no journal, ,
使用済み核燃料等の高線量核燃料物質の非破壊分析法(NDA)を確立するため、ダイアウェイ時間差分析(DDA),即発ガンマ線分析(PGA)、及び中性子共鳴透過分析(NRTA)の3つのアクティブ中性子法を測定できる統合非破壊分析装置Active-Nの開発を行っている。開発計画の第1フェーズでは低線量核燃料物質測定におけるDDA部の分析性能向上を主な目的としたが、第2フェーズでは高線量核燃料物質測定技術を確立すべく、高線量の放射線(ガンマ線,中性子)対策を施した装置を開発した。DDA部はPGA部と測定サンプル室を共有しているため、DDA部の開発においては、PGA測定に影響を与える材料を極力排除しつつ、DDA測定の性能を劣化させない構造が求められる。DDA部の構造及びDDAの性能評価を行った結果について報告する。本研究開発は、文部科学省「核セキュリティ強化等推進事業費補助金」事業の一部である。
藤 暢輔; 土屋 晴文; 大図 章; 古高 和禎; 北谷 文人; 米田 政夫; 前田 亮; 小泉 光生
no journal, ,
中性子は高密度物質に対する非常に優れた透過能を持ち、核燃料物質の核分裂反応を引き起こすことができるため、核燃料物質の非破壊分析に適したツールである。原子力機構では欧州委員会-共同研究センター(EC-JRC)との共同研究を実施しており、高線量核燃料物質に適用できる非破壊測定(NDA)を開発するため4つのアクティブ中性子法の研究開発を実施している。本研究開発では、アクティブ中性子法(ダイアウェイ時間差分析法(DDA),中性子共鳴透過分析法(NRTA),即発ガンマ線分析法(PGA),遅発ガンマ線分析法(DGA))を高度化し、さらにそれらを組み合わせて、それぞれの特長を生かすことによって高線量核燃料物質の測定に適用できる新たなNDA技術の確立を目指している。原子力機構燃料サイクル安全工学研究施設において、DDA, PGA、及びNRTA部から構成される新しい統合非破壊測定装置Active-Nを完成させ、性能評価試験を実施した。本発表では、高線量核燃料物質のためのNDA開発プロジェクトとActive-Nの概要を報告する。本研究開発は、文部科学省「核セキュリティ強化等推進事業費補助金」事業の一部である。
湊 太志
no journal, ,
JENDL-5崩壊データは、JENDL-4.0以降に測定された実験値に更新するとともに、最新の原子核理論モデルから導き出された粒子スペクトル等が収録されている。また、崩壊先の核種と線スペクトルの欠落、古い原子データ情報といったJENDL-4.0の問題点を解決し、原子力研究開発に対する実用性を向上させた。講演では開発に関する詳細について紹介する。
岩本 修
no journal, ,
評価済核データライブラリーの新版であるJENDL-5を開発した。JENDL-5のアクチニドについてはUやPuなどの主要核種、AmやNp、Cmなどのマイナーアクチニド共に最新の測定データなどを用いて改訂を行った。本発表ではJENDL-5開発におけるアクチニド中性子核データ評価の概要について報告する。
Luu, V. N.; 中島 邦久
no journal, ,
To investigate the source of high dose rates at the concrete shield plugs of Unit 2 and 3 at 1F, high temperature tests on the mixture of CsOH and pulverized concrete/main components were conducted. Results showed that both water-soluble and -insoluble phases were formed below 300
C. Namely, Cs
CO
(HO) was formed due to chemical reaction with CaCO at room temperature. The authors will discuss the possibility that this might be one of the main trapping mechanisms on shield plugs.
田村 健; 周治 愛之; 平野 宏志*; 立原 丈二; 小野 洋輔; 庄司 博行*; 川崎 位
no journal, ,
作業者の内部被ばく防護のために使用する全面マスクは、顔面全体を密着性の高い面体で覆うことでマスク内の気密を担保する構造であるが、不適切な着用により内部被ばく事例が発生することがある。特に、作業者がメガネを使用する場合、顔面と面体の間にテンプル(耳にかける部分)による隙間ができ汚染を吸引する危険性が高まることから、マスクメーカーは面体内側に取り付ける専用の視力矯正用メガネを提供しているが、度数には限りがあるため、作業者の視力によっては全面マスクを用いる作業に従事できない、従事できても眼精疲労が安全面に影響を及ぼすことなどが懸念される。また、この視力矯正用メガネはマスクの型式ごとのオプション扱いであるため、型式変更等への柔軟な対応が困難であった。そこで、マグネット固定により多様な型式の全面マスクに対応できるメガネを開発することで、メガネを使用する全面マスク作業者の安全性向上を実現した。
大内 和希; 北辻 章浩; 前田 茂貴; 高木 直行*
no journal, ,
高速炉で照射したRa-226からAc-225を効率的に回収するための分離プロセスを、Ba及びLaを代替元素として用いるコールド試験により検討した。DGAレジンを吸着材として用いることにより、Ra及び照射により生成が予想される不純物を除去しAcを単離できる見通しを得た。
大内 和希; 塚原 剛彦*; Brandt, A.*; 武藤 由樹*; 生田目 望*; 駒 義和; 北辻 章浩
no journal, ,
高線量試料の分離工程における放射線被ばくリスクや二次廃棄物の低減をするため、微小スケール分離に適した陰イオン交換樹脂充填マイクロチャンネルの設計とそのウラン分離性能を評価した。マイクロチャネルは断面積が同程度で外周の異なる2つの形状を設計した。結果として、マイクロチャネルの深さ及び幅方向に約10個以上の樹脂を配列することで期待されるウラン分離性能が得られることがわかった。また、この樹脂充填マイクロチャンネルを福島第一原子力発電所の原子炉建屋滞留水と同程度のセシウムを添加した海水試料に適用したところ、ウラン濃度は2.85
0.07ppbが得られ、認証値(2.810.16ppb)とよく一致した。また、このフラクション中のセシウム濃度は初期濃度の1/1000以下であった。よって、この樹脂充填マイクロチャンネルは複雑なマトリクス試料のウラン分離に適用可能な性能を有しているといえる。
岩本 信之
no journal, ,
汎用評価済核データライブラリJENDLにおいて構造材核種の核データは20
30年もの長期間、大規模な改訂が行われなかった。この間に、多くの中性子実験データが公開されるとともに、核反応モデルの改良や原子核の励起レベル情報の更新等、様々な進展があったため、JENDL-5の開発にあたっては、構造材核種の核データ充実化を主要な改訂項目の一つとした。本発表では、構造材核種に対する中性子核データ評価の結果について報告する。
線用ダストモニタの高度化坪田 陽一; 本田 文弥; 吉田 将冬; 中川 貴博; 玉熊 佑紀*; 床次 眞司*; 池田 篤史
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)における燃料デブリの本格取り出し時のデブリ切断や核燃料施設の廃止措置における核燃料付着物の解体においては、大量の放射性微粒子の飛散が想定される。特に核種を含む粒子(エアロゾル)は吸入時の実効線量係数が非常に高いため、適切な管理測定が必要となる。従来型のSi半導体を用いたダストモニタでは耐湿性や耐ノイズ性、ろ紙の目詰まり等の課題があった。我々は、高濃度のエアロゾルの発生箇所近傍でのモニタリングを実現するために、捕集ろ紙を使わず、扁平型流路入口を加熱し、エアロゾルを乾燥させたうえでエアロゾルからの線をシンチレータと多チャンネル光電子増倍管にて直接計測するダストモニタを設計し、構成部品類の改良を実施している。本件においては、種々の基礎試験の結果とともに、空気乾燥による粒径変化や1Fへの現場実装を目指した検出部の給電方法の改善等に関して報告する。
宮崎 康典; 佐野 雄一; 竹内 正行; 新井 剛*; Kim, S.-Y.*; Wu, H.*; 三輪 美沙子*; 松山 成男*
no journal, ,
放射性廃棄物の減容化や有害度低減の観点から、使用済燃料の再処理で発生する廃液からマイナーアクチノイド(MA: Am, Cm)を分離回収する技術が求められている。我々は、TEHDGA含浸吸着材等を分離塔充填相とする抽出クロマトグラフィを提案している。これまでに実廃液からのMA回収を達成しており、現在は製品純度(または除染係数)の向上に資する分離フローシートの条件検討を行っている。その一方で、使用済吸着材の処理や再生方法についても調査している。本発表では、フェントン反応による吸着材の分解性や抽出剤再含浸した吸着材の吸着性能を報告する。また、マイクロPIXE分析による元素分布から、再利用性を議論する。
町田 昌彦; 岩田 亜矢子; 山田 進
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これまでの学会や論文において、各機関及び東京電力が公開してきた福島第一原子力発電所(1F)港湾内外の放射性物質のモニタリングデータからCs-137及びトリチウムの1F港湾から福島沿岸での環境動態について議論してきた。本発表ではこの解析対象をトリチウムとし、福島沿岸から沖合、そして宮城県から千葉県沖合も含めて、トリチウムのモニタリングデータを、事故以前のデータも含めて分析し、その経時変化傾向より推定される環境動態について得られた知見を報告する。