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三輪 幸夫; 塙 悟史; 松井 義典; 塚田 隆; 永田 暢秋*; 堂崎 浩二*; 瀧口 英樹*
no journal, ,
照射下で照射誘起応力腐食割れ(IASCC)試験中の照射キャプセル内の水質変化を調べるため、材料試験炉(JMTR)炉心近傍で使用できる腐食電位計測センサーを作製し、照射キャプセルに装荷し、ステンレス鋼の腐食電位変化を測定した。照射下でのセンサーの耐久性に課題が見られたが、キャプセルに供給した高温水の溶存酸素及び水素濃度を変化させ、腐食電位変化より水質変化の推測を試みた。
羽島 良一
no journal, ,
エネルギー回収型リニアック(ERL)を用いた次世代放射光源は、コヒーレントX線,フェムト秒X線が発生可能な装置として期待されている。ERLでは蓄積リングに比べてビーム損失の制限が緩やかなために、真空に対する要求も緩やかであるが、放射線によるアンジュレータ磁石の劣化を防ぐためには、ビーム損失を局在化する方策が必要である。本報では、ERL型次世代放射光源のビームダクトサイズ,真空系の検討結果を述べる。
宇賀地 弘和; 加治 芳行; 松井 義典; 塚田 隆; 永田 暢秋*; 堂崎 浩二*; 瀧口 英樹*
no journal, ,
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、軽水炉炉内機器の信頼性向上にかかわる重要な検討課題である。IASCC挙動はおもに照射後試験により調べられており、炉内で照射,高温水腐食,応力が同時に作用する条件下でのIASCC挙動に関する知見は不十分である。IASCC現象の適正な評価と対策技術の確立のためには、これら諸因子の同時作用下でIASCCの発生・進展挙動を調べ、照射後試験データを補完する必要がある。このため本研究では、材料試験炉(JMTR)において照射下IASCC試験を実施するための試験技術の開発及び照射下SCC発生試験を実施し、試験後の詳細観察を行うことにより、SCCの発生に及ぼす照射量と負荷応力レベルと負荷時間の関係について考察した。
塚田 隆
no journal, ,
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に関する研究のほとんどは、あらかじめ中性子照射されたステンレス鋼など材料の照射後試験により実施されている。本報告では、照射後試験により得られる知見と実炉内でのIASCC挙動との関係を明らかにするために実施が必要となる照射下試験について現状を紹介する。本報告では、原子力機構の材料試験炉(JMTR)及びノルウェーのハルデン炉(HBWR)で実施された照射下におけるSCC発生・進展試験の概況を紹介する。
片桐 政樹
no journal, ,
J-PARCの大強度パルス中性子源を用いた中性子散乱実験装置で使用するシンチレータを用いた中性子イメージ検出器の実用化を進めている。検出器の基本性能を左右するのは最終的には中性子の入射により蛍光を発するシンチレータの性能である。このため、
線に対する感度が低いZnS:Ag蛍光体を検出媒体の中心とし、中性子コンバータとして
LiFあるいは
B
O
と組合せた高検出効率中性子用シンチレータを開発した。この結果イメージ検出器用ZnS/LiFシンチレータとしては従来の1.5倍以上の検出効率のものを開発できた。また、ラジオグラフィ用としては従来のNE426に比較し約4倍の輝度を有するシンチレータを開発することができた。
田村 武士*; 曽我 和生*; 杉山 憲一郎*; 大島 宏之
no journal, ,
Na-水反応現象での水蒸気ジェットの挙動を理解する基礎研究として、水中に設置した単一水平円筒へArガスジェットを噴出させる実験を実施した。ボイド率の測定により、化学反応がない体系におけるガスジェットと周囲水との混合挙動を明らかにした。
Am(n,)
Am反応の実効断面積及びAmの線放出率中村 詔司; 太田 雅之; 原田 秀郎; 白井 理*; 山名 元*
no journal, ,
Am(n,)Am反応における実効断面積の測定を行った。併せて、Amからの線放出率を高い精度で求めた。さらに、今回得られた結果からAm(n,)
Am反応断面積を見積もった。
/UO
酸化還元平衡に関する研究永井 崇之; 上原 章寛*; 藤井 俊行*; 白井 理*; 山名 元*
no journal, ,
アルカリ塩化物溶融塩を対象に、溶存するウラニルイオン(UO, UO)の紫外可視吸収スペクトル及び自然電位を測定し、各アルカリ塩化物中のUO/UO酸化還元平衡電位を求めた。その結果を報告する。
小坂 哲生; 浅野 直紀; 伊藤 義之; 小守 正則
no journal, ,
高レベル放射性廃液のガラス固化処理を行うガラス溶融炉の更新に伴い発生した廃溶融炉は、切断・解体し、放射能レベルの適切な分類をしたうえで、廃棄物貯蔵庫へ搬出する計画である。このため、現在、原子力機構はガラス固化技術開発施設で発生した廃溶融炉をレーザ切断装置等で解体する研究を進めている。なお、本研究は原子力機構と電気事業者11社及び日本原燃との共同研究にて実施しているものである。
榊原 哲朗; 小華和 治; 圷 茂; 小嶋 裕; 坂下 章*; 黒田 一彦*; 木野 健一郎*; 三枝 守幸*
no journal, ,
東海再処理施設(TRP)で発生した雑固体廃棄物の埋設処分時に必要になると考えられる放射能濃度決定方法を検討している。TRPより採取した実廃棄物サンプルの放射化学分析結果に基づき、key核種候補であるCs-137濃度と難測定核種であるTc-99濃度との相関関係を検討した。
北脇 慎一; 篠崎 忠宏; 福嶋 峰夫; 宇佐見 剛*; 矢作 昇*; 倉田 正輝*
no journal, ,
金属電解法の成立性を定量的に評価するために、JAEAと電中研は共同で金属電解法乾式再処理試験設備をJAEA東海研究開発センターの高レベル放射性物質研究施設(CPF)に設置した。これまでに、Uを使用したプロセス試験を実施し、酸化物として装荷されたUの95%以上を金属として回収できることが示された。今回、MOX燃料への金属電解法の適用性評価を実施するため未照射MOX燃料の還元物を用いた電解精製試験を実施し、電解工程におけるU, Pu及びAmの分布を測定した。
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。
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。
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
mで標準偏差(
)は1.9であった。また、PuO粉末密度である11.5g/cm
の値を用いて計算した重量基準中央径(MMD)は、約1.8m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。
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。
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。
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
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、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U捕獲反応断面積の誤差が大きい。実験データを用いたUドップラー反応度の設計誤差低減という観点では、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。
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(BO)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。
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。
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。