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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。
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。
郡司 郁子; 田端 理美子; 大歳 幸男*; 桑垣 玲子*; 石橋 陽一郎*
no journal, ,
米国では、組織と社会全体との関係を構築するパブリックリレーションズが、大学教育カリキュラムや事業者の組織体制に組み込まれている。リスクコミュニケーションもその重要な一分野であり、実践には、専門的な知識や経験を要するため、リスクコミュニケーターは、外部専門家による教育を受けることが多い。米国NRCやNEIで講師を務めたDr. Covelloは、「何を伝えるか」だけではなく、「どのように表現するか」が重要とする。このため、緊急時と平常時を想定したロールプレイなどを通じて、相手を理解し、効果的に表現するためのコミュニケーションスキル習得を目指す教育が実施されている。
紙谷 正仁; 小山 智造; 青木 和夫*; 澤田 佳代*
no journal, ,
文部科学省の競争的研究資金制度である「原子力システム研究開発事業」として、2005年より「超臨界流体を用いた全アクチニド一括分離システムの開発」を行っている。目的及び実施計画について報告する。
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。
伊藤 信一; 志知 亮; 高江 秋義; 巌渕 弘樹
no journal, ,
東海再処理施設せん断処理工程の運転を通して得られた知見に基づき実施してきたせん断装置の改良と、照射後試験に供した燃料の残材を再組立した燃料のせん断実績について報告する。
相澤 康介; 近澤 佳隆; 此村 守; 臼井 伸一; Sherwood, D. V.*
no journal, ,
高速増殖炉実用化戦略調査研究の一環として、ナトリウム冷却炉の2次系簡素化概念が検討されている。本検討では、2次系簡素化概念の一つである固体銅接合型蒸気発生器の矩形伝熱管部におけるき裂進展試験を実施し、実機蒸気圧力と比較して4倍程度の圧力が負荷されても、き裂が隣接伝熱管に伝播しないことを示した。また、試験結果を踏まえて実機伝熱管を対象とした解析を実施して、初期き裂深さに関係なく、き裂が進展しないと評価された。これらより、実機条件においてき裂が伝熱管を貫通してナトリウム-水反応が生じる可能性は非常に低いことがわかった。
柳澤 和章; 菰田 文男*
no journal, ,
原子力機構(JAEA),オークリッジ国立研究所(ORNL)及びカールスルーエ研究所(FZK)で実施された水炉安全性研究について、3研究所においてどのような中核技術が25年間で形成され、研究所としての特色が構築されてきたのかを技術連関手法により途上(追跡)評価する試みを実施した。
山村 修
no journal, ,
我が国の原子力開発はその燃料であるウランを海外に依存していることから、開発当初から米国等の核燃料供給国との協定に基づく保障措置の厳密な適用を求められてきている。昭和38年に二国間協定ベースからIAEAの枠組みに移行したが、東海再処理工場に対する保障措置については、査察を実施する側も、受検する側も手探りの状態であった。本報では、世界初の民生用再処理工場である東海再処理工場が果たしてきた保障措置技術開発分野における役割を日米再処理交渉以降の歴史を絡めておさらいし、その位置付けを再評価する。
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。