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口頭

緩衝材基本特性データベースの開発

棚井 憲治; 菊池 広人*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、高レベル放射性廃棄物の地層処分にかかわる安全規制及び事業の観点から、人工バリア材の一つとして考えられる緩衝材の基本特性データの整備やパラメータ相互の関係式化などを実施している。緩衝材の基本特性データベースの開発においては、既にWeb公開されている熱力学・収着データベースや拡散データベースと同様に、緩衝材設計や核種解析上のパラメータとして不可欠であるデータをデータベース化しておく必要がある。これらの観点から、これまでに原子力機構において取得した緩衝材の基本特性に関して、第2次取りまとめまでの知見及び平成15年度末までに取得した海水系地下水条件データを集約し、データベースシステムとして構築するとともにWeb公開した。

口頭

Np-237に対する中性子入射反応核データの評価

岩本 修; 中川 庸雄

no journal, , 

Np-237に対する20MeVまでの中性子入射反応の核データ評価を新しく開発したコードで行った。評価にはチャンネル結合光学モデル,前平衡励起子モデル,Hauser-Feshbach統計モデルを用いた。チャンネル結合光学モデルは、基底状態の回転バンドの5レベルを入れ、分散関係を考慮した光学ポテンシャルを用いて、パラメータを調整し全断面積を再現するようにした。統計モデルでは、中性子及び$$gamma$$線放出と核分裂の崩壊チャンネルを考慮し、中性子捕獲,(n,2n),核分裂の各反応断面積の測定データを再現するようにモデルパラメータを調整した。これらの新しい評価により、JENDL-3.3と比較し、1から10MeVの範囲で全断面積の実験データとの一致が改善された。また直接・準直接捕獲反応の効果を計算に取り入れることにより、10MeV付近での捕獲断面積のエネルギー依存が改善されたと考えられる。核分裂反応断面積に対しては最小2乗法による解析コードGMAを用いて、断面積及び誤差の評価を行った。

口頭

電離放射線のイオン流体移送型計測に関する技術開発,16; 実ウランサンプルによる実証試験

青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 佐野 明*; 内藤 晋*; 隅田 晃生*; 佐藤 光吉*; 南部 健一*; 高橋 浩之*; 小田 昭紀*

no journal, , 

大型廃棄物のクリアランス検認を可能にする計測システムの実用性を確認するため、実ウランサンプルを使用して$$alpha$$放射能を測定し、溶解分析値と比較した。その結果、単純形状サンプルは分析値と測定値が良好な比例関係を示し、また複雑形状サンプルも空気吹付けにより測定可能なことを実証した。

口頭

ウラン廃棄物の非破壊測定技術開発; 子孫核種含有廃棄物の測定

大森 浩司; 大木 耕一; 石橋 祐三; 沼野 達夫; 砂押 瑞穂*; 鈴木 敏*; 助川 泰弘*

no journal, , 

廃棄物中のウラン量を測定評価することは、廃棄物の管理上必要である。しかし、ウラン廃棄物のうちコンテナに収納された廃棄物については、適切な非破壊測定装置がなく、廃棄物情報からの推定評価にとどまっていた。このため、コンテナ詰廃棄物中のウラン量を、パッシブ$$gamma$$法により測定評価する測定装置を開発した。本測定装置は、Nal(Tl)検出器3台,Ge検出器1台及び廃棄物ハンドリング装置より構成される。測定手法は、$$^{238}$$Uと放射平衡の子孫核種$$^{234m}$$Paより放出される1001keVと766keVの$$gamma$$線のピーク計数率を用いる方法であり、密度及び線源(核種)が偏在していても適用できる。評価法としては、対向した測定点の測定データより距離の影響を除いて評価する対向対評価法を開発した。子孫核種の影響が多い場合は、その影響を取り除いて評価した。なお、係数率が少ない場合は、バックグランド計数率の変化を補正したグロス計数率による評価法を採用した。本装置の適用性(対象物の大きさより目標を100g$$pm$$100%とした)については天然ウラン50g$$sim$$10kgを用いたウラン試験($$pm$$50%であることを確認した)や、ほかの測定装置による比較試験で確認しており、2004年1月よりウラン廃棄物の測定を開始した。本報では、Ge検出器による測定上の特性及び子孫核種含有廃棄物への適用性について報告する。

口頭

電離放射線のイオン流体移送型計測に関する技術開発,18; イオン損失の空気流吹きつけによる低減効果の検証

青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 内藤 晋*; 佐野 明*; 平田 洋介*; 野田 悦夫*; 佐藤 光吉*; 南部 健一*; 高橋 浩之*; et al.

no journal, , 

$$alpha$$線によって生成する空気中のイオン数について、柱状再結合による消滅量を考慮した理論モデルを構築した。また、この理論モデルから予測される空気流の局所吹付けによるイオン再結合抑制手法を提案し、実験による検証結果を報告する。

口頭

電離放射線のイオン流体移送型計測に関する技術開発,17; 実廃棄物の3Dシミュレーション

青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 平田 洋介*; 内藤 晋*; 佐野 明*; 中原 克彦*; 佐藤 光吉*; 南部 健一*; 高橋 浩之*; et al.

no journal, , 

プロジェクトの最終年度の項目として、$$alpha$$線のイオン流体移送型計測技術を用いて実廃棄物の測定を実施している。本件は、測定に対応して行った、実廃棄物に対する3次元CFDシミュレーションの結果について報告する。プロジェクトを通じて明確化したイオン再結合係数と拡散係数を用い、2種類の廃棄物パイプに対してイオンの輸送効率を計算して実験と比較し、妥当な結果を得た。

口頭

電解装置内の溶融塩中に蓄積する崩壊熱の制限値の検討

小林 嗣幸; 佐藤 史紀

no journal, , 

金属電解法で使用する電解装置内の溶融塩中に蓄積するTRUやFPの崩壊熱の制限値を評価した。強制冷却条件下における電解装置の定常運転時の外面温度を100$$^{circ}$$C以下とし、故障により冷却が停止した場合でも電解装置内の温度を640$$^{circ}$$C(Cd蒸気圧0.2気圧)以下とするためには外面熱流速を600W/m$$^{2}$$以下とする必要があることがわかった。

口頭

遠心抽出器システム試験,5; 内部循環型遠心抽出器によるソルトフリー洗浄とアルカリ洗浄の性能比較

竹内 正行; 小野瀬 努*; 藤咲 和彦*; 荒井 陽一; 鷲谷 忠博; 北嶋 卓史; 小泉 務

no journal, , 

溶媒洗浄工程への適用を検討している内部循環型遠心抽出器では、溶媒の処理が進むとともに、循環する洗浄剤のpHが低下し、洗浄性能が低下する傾向を示した。本報告では、溶媒洗浄の要求性能評価の一環として、東海再処理工場で実績を有するアルカリ試薬を用いて、遠心抽出器システムによる溶媒洗浄試験を実施し、内部循環型遠心抽出器の適用条件下でのソルトフリー試薬とアルカリ試薬による溶媒洗浄性能を比較検討した。

口頭

磁気軸受型遠心抽出器の開発,4; 磁気軸受駆動部への$$gamma$$線照射試験

荒井 陽一; 藤咲 和彦*; 小泉 聡*; 竹内 正行; 鷲谷 忠博; 北嶋 卓史; 小泉 務

no journal, , 

核燃料再処理用遠心抽出器の長期信頼性を確保するうえで、駆動部の耐久性向上が技術課題の一つである。この耐久性を大幅に向上する技術として、駆動部に磁気軸受を適用した改良型遠心抽出器の開発を進めている。これまでに、実環境への適用を考慮したうえで機器の試作を行い、制御性及び環境因子による影響について評価を行っており、本試験では、再処理実環境への適用に必須となる、磁気軸受制御系に与える放射線の影響を調査するために照射試験を行った。照射対象は磁気軸受部をおもに構成する電磁石,センサ,ステータであり、$$^{60}$$Co線源により抽出器中心部の集積線量:2.58$$times$$10$$^{4}$$C/kg(10$$^{8}$$R)の条件で照射試験を行った。その結果、電線被覆材や接着シール材について損傷が認められたものの、磁気制御の主要部であるセンサコアを含めたほかの部位について照射による影響は認められなかった。

口頭

振動充填燃料の充填技術開発,12; バイパック燃料の長尺ピン充填試験

加瀬 健; 小泉 務; 油田 良一*; 松山 慎一郎*

no journal, , 

短尺ピン($$sim$$30cm)を用いた充填試験により求めた最適充填条件の長尺ピン($$sim$$100cm)への適用性を評価するために、長尺ピン充填試験を実施した。その結果、ピンの下端部で充填密度の均質性がやや低下したものの、当該部以外は均質で平均充填密度9.14g/cm$$^{3}$$(充填率81.3%)の充填ピンを得ることができた。

口頭

高速炉の炉心安全向上のためのEAGLEプロジェクト,17; 燃料流出経路のボイド化現象の考察

神山 健司; 磯崎 三喜男; 今堀 真司; 佐藤 一憲

no journal, , 

高速炉の炉心崩壊事故時における溶融燃料の流出挙動解明は、事故影響評価の観点で重要である。溶融燃料は冷却材流路に流入し炉心領域外へと向かうが、この流出経路には冷却材ナトリウムが存在するため、燃料は構造壁とナトリウム双方に冷却される。一方で、燃料からの伝熱による冷却材蒸発によって流路がボイド化するため、流出燃料量とボイド領域の関係を把握することは、流出経路における溶融燃料の熱損失評価の観点で重要である。そこで、本研究では、燃料模擬物質として低融点合金を、冷却材模擬物質として水を用いた試験結果に基づき、投入された融体熱量とボイド領域拡大の関係を定量化し、ナトリウムを用いた試験結果を分析した。その結果、溶融燃料の初期流出過程にて冷却材流路は全長に渡ってボイド化し、主たる燃料流出過程はボイド化した流路内で生じるため、燃料の熱損失は構造材との伝熱が支配的であるという結論を得た。

口頭

振動充填燃料設計コードの開発,13; 球状粒子充填体のネック比測定

中村 雅弘; 加瀬 健; 小泉 務; 水野 峰雄*; 高阪 裕二*; 小川 伸太*; 関根 伸行*

no journal, , 

スフェアパック燃料は燃焼中の高温・高圧により粒子間が焼結し、燃料の実効熱伝導度が改善されると考えられている。設計コードでは、粒子間焼結の進展をネック比をパラメータとして取り込んでいる。断面金相観察と破面観察によるネック比測定結果を比較することにより、照射後試験における金相観察によるネック比測定精度を評価した。

口頭

プラズマ切断時に発生するMOXエアロゾルの挙動

中道 晋哉; 北村 哲浩; 梁川 千尋; 中井 宏二; 岡田 尚; 浅妻 新一郎; 嘉代 甲子男

no journal, , 

核燃料設備の解体撤去に関連して、MOX燃料製造設備をプラズマ切断する際に生じるMOXエアロゾルの粒径分布を把握するとともに施設フィルタの捕捉性能を確認する実験を行った。核燃料物質で汚染した金属片をプラズマ切断した際、発生するMOXエアロゾルの放射能基準空気力学的中央径(AMAD)は約6$$mu$$mで標準偏差($$sigma$$)は1.9であった。また、PuO$$_{2}$$粉末密度である11.5g/cm$$^{3}$$の値を用いて計算した重量基準中央径(MMD)は、約1.8$$mu$$mで、これらの値は過去の類似の報告例よりも若干大きな値を示した。プラズマ切断時に発生するエアロゾルのHEPAフィルタ捕捉については、フィルタの後ろ側にろ紙を設置し、フィルタの面及びろ紙の放射能を測定した結果、ともに検出下限値未満であり、十分に捕集されていることが確認できた。

口頭

セメント水和物と塩水の反応によるpH上昇現象について

中西 博; 本田 明; 小田 治恵; 佐々木 良一; 藤田 英樹*; 根岸 久美*; 高瀬 敏郎*; 赤木 洋介*

no journal, , 

セメント間隙水化学を理解することは非常に重要であり、セメント系材料と塩水との反応によるフリーデル氏塩生成過程で、セメント中の可溶性アルカリ成分が存在しなくても、間隙水のpHが高くなることを実験及び解析により明らかにした。

口頭

高速炉の炉心安全向上のためのEAGLEプロジェクト,16; 冷却材流路のボイド拡大挙動に対する流出経路長さの影響

磯崎 三喜男; 今堀 真司; 神山 健司; 佐藤 一憲

no journal, , 

高速炉の炉心崩壊事故時における溶融燃料の流出挙動解明は、事故影響評価の観点で重要である。溶融燃料は冷却材流路に流入し炉心領域外へと向かうが、この流出経路には冷却材ナトリウムが存在するため、燃料は構造壁とナトリウム双方に冷却される。一方で、燃料からの伝熱による冷却材蒸発によって流路がボイド化するため、流出燃料量とボイド領域の関係を把握することは、流出経路における燃料熱損失評価の観点で重要である。本研究では、EAGLEプロジェクトの一環として冷却材ボイド拡大挙動を把握するため、溶融した低融点合金を水流路に放出させる可視化試験を下方向への流出経路の長さの影響に着目して実施した。その結果、冷却材ボイドは融体流出に伴って2.5m程度の長さ(実機条件相当)の流出経路でも拡大すること、及び拡大後のボイド境界は流出経路出口付近に形成されることを確認した。本試験データは分析評価を行い、ナトリウムを用いたEAGLE炉外試験等の比較を通じて、実機での現象予測に活用される。

口頭

FCAドップラー反応度に対する感度解析

竹田 敏一*; 内藤 慶太*; 佐野 忠史*; 安藤 真樹

no journal, , 

FCA-XXII-1炉心で測定された$$^{238}$$Uドップラー反応度について感度解析を行い、断面積誤差に基づいたドップラー反応度の分散値を計算した。その結果、$$^{238}$$U非弾性散乱断面積の誤差が大部分を占めることがわかった。これに対して、軽水炉においては$$^{238}$$U捕獲反応断面積の誤差が大きい。実験データを用いた$$^{238}$$Uドップラー反応度の設計誤差低減という観点では、$$^{238}$$U非弾性散乱断面積の精度を向上させる必要があることがわかった。

口頭

廃溶融塩の酸化転換処理に関する反応解析

佐藤 史紀; 水口 浩司

no journal, , 

乾式再処理より発生する廃溶融塩を、水蒸気と酸化ホウ素(B$$_{2}$$O$$_{3}$$)を用いて酸化物へ転換する手法に関して、自由エネルギー最少化法に基づく反応解析を実施した。この解析をもとに廃棄物(転換酸化物)の発生量を評価した。

口頭

高温ガス炉の動特性解析における領域別温度係数の適用効果

高松 邦吉; 武田 哲明; 中川 繁昭; 後藤 実

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉の固有の安全性を実証するため、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて制御棒引抜き試験及び循環機停止試験を実施している。実機の試験データを用いた検証により、設計・評価に関する解析手法を高精度化することで、適切な安全裕度を仮定した、経済的に優れた超高温ガス炉(VHTR)システムの設計が可能となる。本報告は、電源開発促進対策特別会計法に基づく文部科学省からの受託事業として、日本原子力研究開発機構が実施した平成16年度「高温ガス炉固有の安全性の定量的実証」の成果である。

口頭

リン酸塩転換法による使用済み電解質再生プロセスに関する検討,1; 電解質再生プロセス概念の検討

天本 一平; 福嶋 峰夫; 明珍 宗孝

no journal, , 

金属電解法乾式再処理プロセス(以下、金属電解法)を成立させるべく、使用済電解質(以下、廃塩)の再利用とその処理で発生した高レベル放射性廃棄物(HLW)の安定化を効果的にできる電解質再生プロセスの概念検討を行った。同プロセスは、リン酸塩転換法による廃塩の精製工程と処理工程、及びHLWの安定化工程から構成されており、一部、熱力学手法を用いて同プロセスの成立性を評価した。

口頭

IFMIF-RFQにおける空洞結合板のビーム挙動への影響

前原 直; 森山 伸一; 三枝 幹雄*; 杉本 昌義

no journal, , 

国際核融合材料照射施設(IFMIF)では、電流125mAの重陽子ビームを0.1MeVから5MeVまでの前段加速器とし175MHzの4ベーン型RFQを採用し、RFQの全長が12.5m必要となる。RFQの軸長さが長くなった場合、軸方向の高次モードが運転モードに影響を与えるために、空洞結合板を挿入して最適な軸長さで分割する必要がある。このために軸長さに対する運転モードと高次モードの共振周波数を3次元電磁界コード(MW-Studio)で解析し、結合板の挿入として3分割方式を採択した。空洞結合板を挿入した場合、幾何学的な構造上、ベーンに軸方向にギャップが必要なことから、局所的な電界の乱れが発生する。このためギャップ長に対するRFQのビーム挙動について、TOUTATISコードを用いて解析を行った。

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