Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
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。
河田 剛; 小嶋 裕; 金丸 好行; 若山 良典
no journal, ,
東海再処理施設において使用済燃料の再処理に伴って発生した放射性廃棄物の種別,量についての実績と傾向をまとめた。また、再処理から発生する廃棄物の廃棄体化に向けた課題について報告する。
国枝 賢; 千葉 敏; 柴田 恵一; Soukhovitskij, E. Sh.*
no journal, ,
汎用評価済核データライブラリーJENDL-4のためにFP核データの評価を実施している。軟回転体模型を用いた偶-偶核に対する核構造解析、及びチャンネル結合光学模型解析の結果を報告する。チャンネル結合計算では光学ポテンシャルのみならず適当な原子核の変形パラメータを与える必要があるが、原子核の変形はいわゆる「個性」であり、単純に質量数に対して系統的に変化するものではない。そこで本研究では核の集団励起構造と基底状態における変形度の関係を調査し、それらに対する系統性を得ることができた。結果を核データ評価に適用しその有効性について検証を行った。
鈴木 一之; 菊池 英樹; 畠 勝郎; 田中 賢; 宮本 正紀; 中村 芳信; 林 晋一郎
no journal, ,
東海再処理施設の溶解・清澄工程は回分式で運転され、30年の運転を通じ、これまでに約3100バッチの使用済燃料の処理を行ってきた。この間に発生した主要な課題として、溶解工程における溶解槽の腐食による故障,PWR燃料処理時の急激な内圧上昇及びパルスフィルタの詰りによる再処理工程の稼働率の低下があった。本報では、これら課題の対策として実施した改良結果について報告する。
山中 淳至; 佐藤 武彦; 中島 正義; 石山 港一; 内田 直樹; 角 洋貴; 大村 政美
no journal, ,
ウラン脱硝施設は硝酸ウラニル溶液を流動床により直接脱硝法でUO
粉末に転換するための施設であり、ウラン溶液蒸発缶は、約400gU/Lの硝酸ウラン溶液(UNH)を約1000gU/Lまで蒸発濃縮し、ウラン脱硝塔に供給するための機器である。ウラン溶液蒸発缶(以下、蒸発缶)での蒸発濃縮に伴い発生した蒸発蒸気は、ウラン溶液蒸発缶の頂部に接続された蒸発蒸気配管を通り、気液分離器(以下、デミスタ)を経て蒸発缶凝縮器で凝縮され、洗浄塔へ送られる。今回、当該施設にて蒸発缶-デミスタ間の蒸発蒸気配管に著しい腐食が発生したため、当該配管の外観,内表面の観察及び肉厚測定等の腐食状況の調査を実施した。
村上 学; 佐藤 武彦; 中島 正義; 石山 港一; 内田 直樹; 角 洋貴; 大村 政美
no journal, ,
ウラン溶液蒸発缶の蒸発蒸気配管の腐食は、蒸発蒸気配管に断熱材が巻かれていたことから配管が高温状態に保たれていた結果、配管内表面において硝酸が濃縮され濃度が増加し、高温,高硝酸濃度の環境下でステンレス鋼に生じる過不働態腐食による粒界腐食が進行したためと考えられた。この推定原因を確認するため、蒸発蒸気配管を模擬したビーカ規模の試験を行い、配管内表面における硝酸の濃縮及び腐食速度を測定した。試験結果より、蒸発蒸気配管の腐食原因と考えた、「配管が断熱材により保温され高温に保たれていた結果、配管内表面において硝酸が濃縮され粒界腐食が進行した」ことが確認されたと考える。
竹内 謙二
no journal, ,
再処理施設の換気設備は核燃料物質等を限定された区域に閉じ込める機能を担っており、このような換気設備では、送排風機の切替時では負圧は過渡的に変化する。そこで、送排風機の起動,停止時の負圧の過渡変化を負圧制御方法や送排風機の運転台数に着目し、校正済み差圧伝送器を用いて各区域間の差圧を測定した。再処理施設の換気設備は区域ごとに排気系統を別にしており、それらのある系統の過渡変化は、風量及び静圧に変動が生じ、この変動に対して負圧の制御システムが追従しきれない場合があり、これが負圧の変動要因となる。換気風量約30万m
/hの施設では、過渡変化時の各区域間差圧は低下するが、負圧は維持されたのに対して、換気風量約4万m/hの施設では負圧変動は大きい。これは過渡変化時の風量及び静圧変動の差によるものである。また、過渡変化時に給気量を軽減した場合では、区域間差圧の低下は抑えられ負圧は維持されたが、送風機起動後の給気量及び圧力の増大から負圧は急速に低下する。以上のことから、過渡変化時の負圧変動の軽減には、各送排風機の風量の軽減と、風量及び負圧バランスを保つため送排風量を制御することが効果的である。
鋤柄 光二
no journal, ,
東海再処理施設では、設備の仕様や故障履歴など、過去の保全データを蓄積する保全技術管理支援システム(TORMASS:Tokai Reprocessing plant Maintenance Support System)を昭和59年から導入し、再処理施設の運転実績から得られた保全データの一元管理,運用を行っている。TORMASSには、再処理施設において実施されてきた保全履歴約250,000件,機器仕様約23,000件が登録されており、機器,作業件名,故障原因などの項目別に検索が可能であり、これらのデータを故障頻度や故障原因などの視点で分析することで、設備の状態評価や保全管理に活用している。その活用例として、設備の保全時期の推定,設備の健全性や点検方法の妥当性の評価などを行っている。その他、機器や部品の故障原因の推定や故障率の算出などにも活用している。今後も継続的に保全情報の収集・蓄積を行っていくことで、設備の状態管理保全の信頼性の向上を図り、さらには、確率論的安全評価(PSA)に資する故障率等の信頼性データを得るための機能整備を図る。
大山 卓也; 三枝 博光; 尾上 博則
no journal, ,
複雑な水理地質環境における地下水流動場を効率的にモデル化・解析するため、これら一連の作業に必要なソフトウェアや解析コードを統合したGEOMASSシステムを開発してきた。本システムは、地質構造モデルの構築及び可視化を支援するEarthVisionと水理地質構造モデルの構築と地下水流動解析を行うFrac-Affinityから構成されており、モデル化作業と数値解析作業が一体化されていることで労力の節減を図ることが可能であり、複雑な水理地質環境における岩盤中の地下水流動をより現実的に表現することが可能であること,情報量の増加等に伴うモデルの修正,解析の再実行を短期間で行える特長を有する。本システムを東濃地域の地下水流動解析に適用した結果、離散モデルの自動構築機能によって大幅に労力を削減できることから、短時間で多くの感度解析を実施でき、以降の調査計画策定に資することが可能であるとの結論を得た。ゆえに、特に複雑な地質構造をモデル化・解析する場合や、感度解析のように複数のモデルを作成するような場合に、本システムは非常に有用であり、調査と地質環境モデルの構築を有機的に組合せることが可能である。
渡辺 将久; 駿河谷 直樹; 黒沢 明; 綿引 優
no journal, ,
東海再処理施設において、これまでに実施してきた精確さが要求される核物質管理のための計量・保障措置分析の変遷について報告する。
桑名 宏一; 山田 敬二; 酒井 敏雄
no journal, ,
東海再処理施設における分析技術は各施設の運転,技術開発等に極めて重要な技術であり、これまで多くの分析データを提供してきた。これらの分析データは、再処理施設の安全,安定運転に寄与してきた。本報では、工程管理分析の概要及びこれまでの運転を通して培った分析方法と分析装置の開発成果について紹介する。
高松 操; 板垣 亘; 曽我 知則; 関根 隆; 青山 卓史
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、低除染TRU燃料サイクル技術開発の一環として開発を進めているMA-MOXの照射試験を開始した。MA-MOX照射試験は、(1)燃焼初期の熱的挙動を確認する短期照射試験,(2)高燃焼度での挙動を確認する定常照射に大別される。平成18年度には、上記(1)の短期照射試験の実施を予定している。平成18年5月24日
26日には、燃焼初期の熱的挙動を確認するための短期照射試験を実施し、必要な試験条件を満足する運転を達成した。
高治 一彦*; 重野 喜政*; 棚井 憲治; 西村 繭果
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物地層処分において、オーバーパックの自重沈下と腐食膨張,岩盤のクリープ変形による緩衝材及び岩盤の力学的な相互作用が評価可能なニアフィールド3次元力学連成解析モデルの開発,試解析を行った。
西 剛史; 高野 公秀; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 湊 和生; 木崎 實
no journal, ,
プルトニウムのマルチリサイクルやマイナーアクチノイド(MA)の分離変換にかかわる基盤研究として、Pu及びMAを含有した窒化物燃料と乾式再処理に基づく核燃料サイクルに関する技術開発を進めている。燃料の物性として不可欠な熱膨張,比熱,熱伝導率等の基本的な熱物性を取得し、整備していくことは重要である。そこで、3種類の組成の(Np,Am)N固溶体について、レーザフラッシュ法により測定した熱拡散率と投下型熱量計により測定した比熱を用いて熱伝導率を評価した。(Np,Am)N固溶体とAmNの熱伝導率の評価値はいずれも温度とともに増加するが、温度に対する勾配に違いが見られ、AmNの熱伝導率は温度依存性が小さい。その結果、1300K以上ではNp含有率が多い程熱伝導率が大きいが、それ以下の温度では固溶体試料とAmNで大小関係の逆転する領域があることがわかった。(Np,Am)N固溶体では、金属原子位置に異種金属原子が入るため、フォノンの散乱因子が増加し、熱伝導率はNpNとAmNの成分比を掛けた熱伝導率の和より小さくなると予想される。低温域ほどその傾向が顕著であるのは、低温域ほど全熱伝導率に占めるフォノン伝導の寄与が大きいからと考えられる。
岡崎 幸基; 青山 卓史; 伊藤 主税; 原野 英樹; 渡辺 賢一*; 井口 哲夫*
no journal, ,
漏えいナトリウムに対する検出感度の向上を目的として、レーザ共鳴イオン化質量分析法(RIMS)を用いたナトリウム漏えい検知技術の開発を行っている。この開発では、ナトリウムエアロゾル検出用のRIMS装置を試作し、放射化ナトリウムを用いた試験により検出性能を評価することを計画している。今回の発表では、試験装置の製作に先立ち、ナトリウムの分析評価にかかわるデータベースを整備し、RIMSによるナトリウム漏えい検知のプロセスについて検討した結果を報告する。検討の結果、各プロセスにおける有望な手法として、エアロダイナミックレンズを適用したサンプリング手法,レーザアブレーションによる原子化手法,波長244nm近傍のレーザによる1段階励起とパルス電場イオン化を組合せた電離手法等を抽出した。今後、本検討結果に基づき、試験装置の設計,製作を進めていく予定である。
松場 賢一; 伊藤 主税; 川原 啓孝
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、高放射線環境下での光ファイバブラッググレーティング(FBG)センサの実用化を目的として、1次冷却系配管の変位測定を行っている。本研究では、原子炉運転中の高放射線量率環境下(
線線量率: 約16Gy/h)での変位測定を行い、現時点までの放射線照射(積算線量: 約8.1
10Gy)が変位測定に及ぼす影響について評価した。反射光強度は、バックグランドノイズに対して十分大きい値で推移し、原子炉の運転・停止に依存した強度の変化も見られず、現時点までの放射線照射では、反射光強度の変化による変位測定への影響はないことを確認した。一方、配管サポート表面温度の変化に伴い、反射光の中心波長がシフトした。中心波長のシフト量から求めた配管サポート部の変位の測定値は、常温状態(1系冷却系ナトリウム充填前)から、ナトリウム充填による温度上昇,原子炉運転・停止による温度の上昇・下降に追随して変化した。測定値は、当該部の温度変化量に線熱膨張係数を乗じて求めた熱変位量の計算値とおおむね一致したことから、熱変位が測定されたことを確認した。
伊藤 主税; 服部 和裕; 青山 卓史; 有馬 聡宏*
no journal, ,
レーザ共鳴イオン化質量分析法(RIMS)を用いて、燃料破損時に高速炉のカバーガス中へ放出される核分裂生成物(FP)ガスの同位体比を分析し、放射性核種と安定核種の比から破損燃料の燃焼度を推定して被疑破損燃料を絞り込む手法への適用性を検討した。「常陽」で実施した燃料破損模擬試験において、試験燃料から放出されたガスをサンプリングし、RIMSにより、10
10
pptレベルの極微量のキセノン(Xe)FPガスを濃縮することなく、高分解能(M/
M=600)かつ測定誤差412%の精度で、放射性の
Xeと安定Xeの同位体比が分析できた。燃焼計算コードORIGEN2を用いてFP生成量を計算し、Xeに対する安定Xeの同位体比を求め、RIMSによる分析値と比較した結果、
Xe, 
Xe, 
Xeの計算値と測定値の差は3割程度であり、これらの同位体を安定核種の指標に用いることにより、被疑破損燃料の燃焼度が推定できることを示した。
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。