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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。
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。
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。
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。