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駒 義和; 中村 博文
no journal, ,
軽水炉燃料を処理する次代の再処理工場は、バックエンドの最適化を図る方策の一つとして、回収ウランの濃縮のために行うフッ化転換での除染性能を考慮して低除染型とし、高速増殖炉燃料向けの先進湿式法の技術を導入することが考えられる。
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(B
O
)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。
福嶋 峰夫; 水口 浩司; 明珍 宗孝; 安池 由幸*; 新井 剛*
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Mo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乾式再処理技術の開発を目的とする。本報では、ウランが溶解したMo酸溶融塩を用いたUOの電解回収試験を行ったので報告する。
の酸素ポテンシャル音部 治幹; 赤堀 光雄; 湊 和生
no journal, ,
酸素欠損型蛍石型酸化物(Am,Np)Oの酸素ポテンシャルをジルコニア固体電解質を用いた電気化学的手法で測定した。測定温度1333K, 0.01
0.25で、クーロン滴定を行い、酸素ポテンシャルと酸素欠損量の関係を明らかにした。また、を一定として、測定温度を1333Kから1000Kまで一定速度(0.5K/分)で変化させて、酸素ポテンシャルの温度依存性を明らかにした。測定温度1333Kでの酸素ポテンシャルは、=0.01で-90kJ/mol, =0.24で-380kJ/molになった。また、酸素ポテンシャルの温度依存性は、1333-1100Kでは、ほとんど直線的であったが、1100以下では湾曲や揺らぎがあった。
近藤 恵太郎; 村田 勲*; 落合 謙太郎; 久保田 直義; 西谷 健夫
no journal, ,
核融合炉材料の荷電粒子放出反応に関する核データは、核融合炉における核発熱や材料損傷を見積もるために不可欠であり、精度の高いデータが必要である。原子力機構FNSのビーム状DT中性子源とE-
Eカウンターテレスコープを用いた荷電粒子スペクトロメータにより、良好なS/N比,高いエネルギー分解能,広い測定エネルギー範囲の荷電粒子放出二重微分断面積測定を行うことが可能となった。今回、炭素について放出アルファ粒子の詳細なエネルギー分布の取得を目指し、従来用いたものより薄い5
m厚さのカーボン薄膜を試料に用いて測定の可能性の検討を行った。放出角30度において測定を行った結果、
C(n,
)
Be*反応による幾つかのBeの励起状態に対応したピークが確認され、今後の測定の見通しを得ることができた。一方で、全アルファ粒子放出断面積の評価のためには低エネルギー成分までの測定が不可欠であるが、低エネルギー測定のために利用するアンチコインシデンス成分に存在する反跳炭素原子核の寄与の正確な見積もりが必要であり、今後の課題であることが明らかとなった。
大野 修司; 西村 正弘; 宮原 信哉
no journal, ,
トランスパイレーション法を使った液体金属プール中の揮発性FPの蒸発試験から得た気液平衡分配係数をもとに、冷却材がナトリウムの場合と鉛ビスマスの場合におけるセシウム及びテルルの平衡蒸発量を比較評価し、気相への移行特性を明らかにした。
小澤 達也; 宮本 泰明; 須藤 誠; 青山 佳男; 山口 大美; 朽木 憲一*
no journal, ,
アルミニウム(以下アルミとする)は、処分後にガスを発生するという問題があり、アルミを廃棄体とする際には、鉄との合金化といった安定化処理が必要である。アルミの合金化による安定化条件として、金属中の割合を40%とすることが示されているが、その条件で溶融固化した場合の固化体性状について確認された実例はない。そこで実際に金属中のアルミの含有割合を5%, 10%, 20%, 40%と変えた条件にて、小型の高周波溶融炉を用いた溶融試験を実施した。その結果、アルミの金属中の割合が40%までの範囲で、アルミが鉄と合金化していることを確認したが、固化体の状態や投入管理の不確かさなどを考慮し、アルミの投入割合は金属に対し10%程度が妥当であるとの結論を得た。
小西 賢介; 豊岡 淳一; 神山 健司; 佐藤 一憲; 久保 重信*; 小竹 庄司*; 小山 和也*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; et al.
no journal, ,
FBR実用化に向けて、炉心安全上の重要課題である再臨界問題排除の技術的見通しを得るために、EAGLEプロジェクトを進めている。EAGLEプロジェクトは、FBRの炉心損傷事故を想定しても、溶融した燃料が早期に炉心外に流出することにより、再臨界問題の排除が可能であることを示すことを目的としている。本プロジェクトの最終段階の炉内総合試験(約8kgの燃料溶融を実現)の1回目を実施したので、過渡計測データに基づく分析結果を報告する。得られたデータは、ナトリウムを内包する流出経路の壁(ステンレス・スティール製)が溶融燃料から与えられる熱によって早期(燃料溶融後1秒程度)に破損すること、及び溶融燃料-経路間の壁破損時圧力差が小さい条件(0.03MPa程度)であっても、経路を通じた下方への流出が早期かつ顕著に生じることを示唆している。本試験データは、今後実施する2回目の試験データと併せて、実機評価の妥当性確認に活用される。
木野 健一郎*; 三枝 守幸*; 坂下 章*; 黒田 一彦*; 榊原 哲朗; 小華和 治; 圷 茂; 小嶋 裕
no journal, ,
東海再処理施設(TRP)で発生している放射性廃棄物の処理・処分の検討を具体化するため、廃棄物中の放射性核種濃度データ取得を実施している。TRPで発生した放射性廃棄物(主として雑固体廃棄物)については現在までに数十点に及び分析データを取得している。ここでは、得られた分析データのうち、放射化生成核種(AP)について、
線スペクトロメトリ法で容易に検出することが可能なCo-60をkey核種候補としてその相関関係を検討した。
山口 徹治; 木村 祐一郎; 飯田 芳久; 田中 忠夫; 中山 真一; 上田 正人*; 荒木 邦夫*
no journal, ,
地層処分の安全評価に使う分配係数は地下の還元的な状態を反映した条件で取得する必要があり、そのためには地下の還元的な状態を知る必要があるが、それは容易ではない。ボーリング作業自身が地下の状態を攪乱する可能性があり、地下で実測できる項目は限られており、揚水した地下水は注意深く扱っても変化している可能性があるからである。本研究では、白亜系花崗閃緑岩層,第三系砂質泥岩層及び第三系凝灰質砂岩層に無酸素ボーリングを実施し、得られた情報から地下の還元的な状態を推定した。水質検層プローブによって原位置で測定したEh(-74mV)及び溶存酸素濃度と、揚水した地下水中で酸化還元対となりうる成分(CH
/HCO
, HS/SO
, NH
/NO/NO)の分析結果から計算される酸化還元電位は整合しなかった。その理由は、地下水揚水に伴い近接地下水との混合が起こったためと考えられ、混合がなければ、Ehが-279mV程度あるいはそれ以下の還元的な地下水であったと推定された。
篠田 佳彦
no journal, ,
原子力をめぐる賛否意識は、社会意識と強く結びついていると考えられる。そこで、これまでに実施された原子力の賛否に関する世論調査結果と社会意識調査の動向を分析し、相互の関係について知見をまとめた。
青砥 紀身; 古川 智弘; Konys, J.*; M
ller, G.*
no journal, ,
550
C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 喜雄; 櫛田 慶幸; 山岸 信寛; 南 貴博; 松本 伸子; 中島 康平; 西田 明美; 松原 仁; Tian, R.; 羽間 収; et al.
no journal, ,
日本原子力研究開発機構システム計算科学センターでは、原子力グリッド基盤(AEGIS: Atomic Energy Grid InfraStructure)の研究開発を推進している。本研究開発の目的は、原子力研究の基盤となるグリッド環境の構築である。本研究開発の主なターゲットの一つとして、原子力プラントのための3次元仮想振動台の構築がある。ここでは、原子力プラントの機器,建屋,基礎,地盤の連成を考慮した数値解析による実条件・実環境下での原子力プラントまるごとシミュレーションを目標としている。本講演では、AEGISの前身にあたるグリッド基盤技術及び本技術の3次元仮想振動台のプロトタイプへの適用について述べる。
方向における厚いターゲットからの中性子生成収率岩元 洋介; 谷口 真吾*; 中尾 徳晶*; 糸賀 俊朗*; 中村 尚司*; 中根 佳弘; 中島 宏; 佐藤 大樹; 八島 浩*; 山川 裕司*; et al.
no journal, ,
加速器のビーム前方方向の遮蔽問題に対して、加速器施設遮蔽設計に用いられるモンテカルロ輸送計算コードの計算精度を検証し、設計への適用性を検討するには、厚いターゲットから前方方向に放出される中性子のエネルギースペクトル実験データが必要である。しかし100MeVを超える入射エネルギーでの前方方向の実験データはほとんどないのが現状である。そこで本研究では、設計コードの計算精度を検証することを目的として、大阪大学核物理研究センター(RCNP)に設置された飛行時間(TOF)コースにおいて、250, 350MeV陽子入射による中性子生成収率測定実験を行った。炭素,アルミニウム,鉄,鉛ターゲットから放出する前方方向の中性子エネルギースペクトルを、NE213液体有機シンチレータを用いて飛行時間法により測定した。得られた測定データと評価済み核データJENDL-HE,LA150ファイルを用いたPHITS, MCNPXによる計算結果とを比較した。すべての計算結果は、中性子エネルギー20MeV以上で測定データを過小評価することがわかった。その中で、JENDL-HEを用いた計算結果が実験値により近く、遮蔽設計計算にJENDL-HEを用いることが有効であることがわかった。
岩本 信之
no journal, ,
汎用評価済核データライブラリーJENDL-4のために、FPの核データ評価を行っている。今回は、JENDL-3.3に収納されていなかったZn同位体(
Zn)に対して、中性子の入射エネルギーが10
eV-20MeVの範囲について評価を行ったので報告する。まず、分離共鳴領域では、EXFORから分離共鳴パラメータを取得し、このデータをもとにして処理コードREPSTORによりENDF形式へ整形し、熱中性子捕獲断面積と共鳴積分値を計算した。連続領域では、直接過程を歪曲波ボルン近似,前平衡過程を二成分励起子模型、そして複合核過程をHauser-Feshbach統計模型でそれぞれ扱うことにより反応断面積計算を実施し、中性子断面積,放出スペクトル,二重微分断面積、及び線生成断面積の評価を行った。