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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。
黒澤 進; 上田 真三*; 油井 三和
no journal, ,
コロイドプローブAFM法によりモンモリロナイトの粒子間力を直接測定した結果、モンモリロナイト粒子の地下水中での分散性が高い可能性が示唆された。そこで、計算コードCOLFRAC-mrlにより核種移行に及ぼすモンモリロナイトの粒子濃度や分配濃度の影響を感度解析した。その結果、地層処分の安全評価の観点からは、核種がモンモリロナイト粒子に収着して移行した場合でも、その分配濃度が1kg/m
以下の場合には、核種移行への影響は低いことの知見を得た。
水口 浩司; 福嶋 峰夫; 安池 由幸*
no journal, ,
使用済酸化物燃料を対象とし、空気等の安全なガスで高速に脱被覆・燃料溶解できる酸化物系溶融塩であるモリブデン酸溶融塩を用いて、U, TRUを選択的に分離する簡素かつ安全な世界初の脱被覆・溶解一体化処理プロセスの実現を目的とする。本報では、UO
を用いてモリブデン酸溶融塩による脱被覆・溶解一体化処理試験を行ったので報告する。
高井 俊秀; 加藤 章一; 中桐 俊男; 高森 裕二*
no journal, ,
これまで原子力機構では、水を原料としたFBR用水素製造技術として開発中の硫酸の合成・分解反応を組合せた熱電併用ハイブリッドプロセス(ハイブリッド熱化学法)の原理実証実験に成功し、約60時間の連続水素製造試験を実施している。本報では、新たに1Nl/hレベルの水素製造が可能な試験装置を開発したので報告する。
小野 清; 塩谷 洋樹; 田原 靖彦*; 瓜生 暢哉*; 中村 卓也*; 濱崎 博*
no journal, ,
FBRサイクル等の原子力システム導入の社会経済的影響を考慮して原子力研究開発の意義を示すことを目的に、より包括的な投資対効果評価手法を開発した。エネルギー経済モデルの一種である一般均衡モデルを動学化したモデルのプロトタイプを作成し、FBRサイクルを導入した場合のGDP変化や厚生水準変化等の社会経済的影響を試算した。
深谷 裕司; 大久保 努; 内川 貞夫
no journal, ,
低減速軽水炉(RMWR)の使用済燃料組成の検討を行うために、RMWR用ORIGENライブラリをSWATコードを用いて作成し、2年から4年冷却時における放射能と崩壊熱について評価した。また、軽水炉やFBRのほかの炉型との比較検討も行った。この結果、RMWRの使用済燃料が再処理施設等に与える放射能や崩壊熱の負荷はプルサーマル軽水炉に比べて低く、高燃焼度ウラン燃料軽水炉の場合と同程度であることがわかった。
佐藤 治夫
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物地層処分の緩衝材として使用されるベントナイトの主要構成粘土鉱物のスメクタイトに着目し、蒸気圧法により、圧縮スメクタイト中の間隙水の熱力学特性を、含水比と温度をパラメータとして測定した。また、25
Cでの蒸気圧から、水の活量と相対部分モルギブスの自由エネルギーを求めるとともに、化学ポテンシャルが平衡になった系でのエネルギーバランスから膨潤圧を見積り、実測値と比較した。含水比の減少に伴い水の活量や相対部分モルギブスの自由エネルギーは低下し、固相表面に近づく程間隙水は束縛されることがわかった。ベントナイト中のスメクタイト含有率を考慮して、種々のベントナイトのスメクタイト部分密度に対する膨潤圧の実測値と計算値を比較したところ、両者はよく一致した。この他、温度に対する補正や水の存在状態を検討するため、相対部分モルエンタルピーとエントロピーについても求める。
ガスタービン発電高速炉の開発,5; 構造材の超臨界CO中腐食試験古川 智弘; 青砥 紀身; 三宅 収; 加藤 恭義*
no journal, ,
高速炉構造材料候補材である12Cr鋼及び316FR鋼を対象に、10MPa, 400-600Cの超臨界CO中において5,000時間までの材料腐食試験を実施し、それらの腐食挙動を評価した。
中谷 隆良; 小坂 哲生; 新妻 孝一; 藤原 孝治; 仙波 康成; 阿部 真也
no journal, ,
原子力機構はガラス固化技術開発施設に設置されている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炉内の電極や耐火レンガの腐食進行状況を定期的に確認し、ガラス溶融炉を設計寿命まで有効に活用していく計画である。この腐食進行状況を確認するための炉内計測技術を開発した。その結果、遠隔操作での炉内計測が可能となった。
藤井 直樹; 河村 雄行*
no journal, ,
スメクタイト水和物のMD(分子動力学)計算を実施しスメクタイト層間のCs, Srの移行特性を評価した。各陽イオンの自己拡散係数と層間の水和数との関係は同じ傾向を示したが、間隙水中のイオンの分布は大きく異なり、Csが粘土鉱物層表面に分布するのに対しSrは表面にはほとんど存在せず層間の中央に分布する傾向を示した。
大貫 晃; 玉井 秀定; 吉田 啓之; 柴田 光彦; 秋本 肇; 千年 宏昌*; 堀田 亮年*; 藤村 研*
no journal, ,
高稠密格子炉心の熱設計/安全解析ではサブチャンネル解析コードが使われるが、BWRで検証されてきた既存コードの高稠密体系への適用性に関する研究は少ない。本研究ではボイド率やバンドル内横方向の気液二相流流量配分といった稠密炉心に対する適用性を評価するうえでキーとなる流動特性を新たに取得した蒸気・水二相流実験データにより調べるとともに、サブチャンネル解析コードNASCAの適用性を評価した。本報告では全体計画と最高2.5MPaまでの範囲で行った蒸気・水二相流実験の内容を述べる。シリーズ発表第二報では区間平均ボイド率の特性を評価する。第三報では流量配分に対するNASCAの適用性を評価する。
高原 省五; 村松 健; 吉田 一雄; 内山 智曜*
no journal, ,
SECOM-2コードは、原子炉を対象に、敷地での地震動超過発生頻度,フォールトツリー(FT)及びイベンツリー(ET)によって表現された事故シナリオ,建屋や機器の地震応答と耐力を入力データとして、炉心損傷の発生頻度を定量的に評価するコードである。本作業では、原子炉と核燃料施設の相違点を考慮し、五因子法による放射性物質放出量評価を含む枠組みを検討するとともに、核燃料施設の地震PSAへのSECOM-2の適用可能性について検討した。核燃料施設において、地震時に複数の異常事象が同時発生した場合、放射性物質の閉じこめや事故緩和のための設備が損傷する可能性が高まるため、環境への放射性物質移行割合が大きくなることが予想される。本検討の結果、SECOM-2のET/FT定量化機能を用いてこの点を取り扱うことが可能であるとの見通しを得た。今後は、PSAの観点で重要となりうる異常事象を明確にするとともに、そのソースターム評価手法を確立する必要がある。
青砥 紀身; 古川 智弘; Konys, J.*; M
ller, G.*
no journal, ,
550C流動鉛ビスマス中において、12Cr鋼及びODS(M)鋼の10,000時間の腐食試験を実施し、腐食特性に及ぼす酸素濃度と時間の影響について検討した。
鈴木 泰博*; 三原 茂*; 小島 秀蔵*; 加藤 敬*; 高野 雅人; 若山 良典; 伊香 修二
no journal, ,
再処理施設から発生する硝酸塩含有廃液については、硝酸イオンを窒素に分解し、炭酸塩等の無害な塩に変換処理することが望ましい。模擬廃液として80,000mg-NO
/L硝酸ナトリウム溶液を対象に、還元剤を用いた硝酸イオンの触媒分解試験を実施し、本技術の基本的な適用性を確認できた。
石田 倫彦; 稲野 昌利; 鈴木 和彦*
no journal, ,
核燃料サイクル施設の効率的なリスク評価に資するため、東海再処理施設を対象に実施しているプロセスの危険要因を抽出するためのHAZOP解析支援システムの開発、及びHAZOP解析結果に基づき簡易的なリスク評価を実施するための統合安全解析(Integrated Safety Analysis; ISA)支援システムの検討状況について報告する。
塩谷 洋樹; 辺田 正則*; 大滝 明; 久保田 貞衣*; 川崎 弘嗣; 小野 清
no journal, ,
FBRサイクルの実用化戦略調査研究において、現状のLWRサイクルからFBRサイクルに置換されるまでの時系列評価手法を開発している。時系列評価の役割や今後の展望について示し、環境負荷低減性の評価手法開発の状況と試算結果について報告する。
柴本 泰照; 与能本 泰介; 中村 秀夫
no journal, ,
本試験では、日本原子力研究開発機構の材料試験炉(JMTR)を用いて炉内複合照射環境下における流動場での沸騰熱伝達実験を行った。非照射及び照射条件で得られたデータを比較した結果、原子炉での照射により沸騰曲線が数度高過熱度側に移動するとともに、限界熱流束(CHF)が平均約10%上昇した。この結果は放射線誘起表面活性効果の沸騰熱伝達特性への影響を示していると考えられる。
山下 照雄; 三浦 昭彦; 加藤 淳也; 塩月 正雄; 大野 勇*; 福井 寿樹*; 山崎 晶登*; 松本 史朗*
no journal, ,
本技術開発の目的は、高レベル放射性廃液の処理処分コスト低減等を図るため、現行のガラス固化溶融炉を高度化し、溶融炉の長寿命化を実現することである。長寿命炉の要求機能に基づく候補炉形式を具体化するとともに、主要高度化技術であるスカル層形成機能及び可換式電極構造について、設計検討,基礎試験及び解析評価により成立性を評価し、開発目標である炉寿命20年間を達成できる溶融炉概念と各技術条件の見通しが得られた。これらの成果をもとに次年度以降、各要素技術評価試験,小型炉試験,シミュレーション解析評価を実施し、平成20年度までに長寿命炉の基本仕様を具体化し成立性を確認する。
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。