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論文

微生物が地下の酸化還元環境形成に及ぼす影響

天野 由記; 岩月 輝希; 井岡 聖一郎*; 笹尾 英嗣

原子力バックエンド研究, 14(1), p.61 - 67, 2007/12

微生物は地下の酸化還元環境の形成及び維持にどのような影響を及ぼすのだろうか?日本原子力研究開発機構では、「水-岩石(有機物)-微生物」システムにおいて微生物を考慮に入れた岩盤の酸化還元緩衝能力の評価を試みている。本報告では、微生物影響の評価のために実施した天然環境調査の結果を紹介するとともに、今後の課題を示した。

口頭

地震時健全性診断システム(QUICK)の開発

増住 考志; 月森 和之; 渡士 克己

no journal, , 

地震時の機器配管の健全性評価を行い「もんじゅ」の安全・安定運転を支援(地震発生時の初動対応,活動方針,活動体制決定など)することを目的として、地震発生後、短時間で地震により発生する応力強さを推定し、許容応力値と比較することで、各評価部位の裕度を近似的に求め、それを視覚的に表示させるシステムを開発した。

口頭

核燃料計量保障措置分析品質保証支援体制の構築

久野 祐輔; 松本 史朗*; 鈴木 徹; 黒沢 明; 駿河谷 直樹; 角 美香; 石川 文隆

no journal, , 

核物質管理にかかわる計量・保障措置分析はIAEA保障措置協定の要求を満たすうえで非常に重要な役割を果たしてきた。これまでプルトニウムを中心とした核燃料サイクルでは、日本原子力研究開発機構の再処理施設,プルトニウム燃料製造施設などにおいて高いレベルの計量・保障措置分析技術が確立された。しかしながら、当技術基盤となるべき品質保証(QA)体系は必ずしも統一されたものでなく、個々の施設により少なからず相違があるのが現状である。核燃料サイクルの本格化(大規模化)に伴い、IAEAとの協定下で約束されている「国際技術標準レベル」の測定による報告を実行していくためには、今後、国内において共通した技術基準(ガイドライン)を確立し、品質保証レベルを維持向上していくことが不可欠である。そのため国内統一的なQAガイドラインを策定することを目的に、日本原子力学会(核物質管理学会協賛)をベースに保障措置分析技術にかかわる専門委員会を設け、国内全般の核物質計量・保障措置における品質保証基盤作りを図ることを計画している。本発表では当構想について活動計画を紹介する。

口頭

異常高温時におけるSUS304のクリープ強度評価

加藤 章一; 長谷部 慎一; 吉田 英一

no journal, , 

高速炉の確率論的安全評価の対象の一つとして、炉停止後の崩壊熱除去機能喪失事象が挙げられている。本研究では、このようなシビアアクシデントの評価における構造材料の強度評価に資することを目的として、高温におけるSUS304のクリープ強度データを取得し、現行の材料強度基準に採用されているクリープ破断式の825$$^{circ}$$C以上における適用性評価を実施した。

口頭

高エネルギー準単色中性子校正場のフルエンス絶対測定用検出器の開発

志風 義明; 谷村 嘉彦; 三枝 純; 堤 正博

no journal, , 

20MeV以上の中性子エネルギーに関しては、中性子校正場が国内外で整備されていない。そこで、原子力機構・高崎量子応用研究所TIARAの数十MeV領域の高エネルギー準単色中性子照射場を利用して、標準校正場の開発を進めている。校正場を開発するうえで、フルエンスを精度よく絶対測定する必要がある。そこで、シリコン検出器と有機液体シンチレーション検出器からなる反跳陽子カウンターテレスコープを開発した。TIARAの中性子照射場において照射試験を行い、本検出器の基本性能を評価した。

口頭

次世代高経済性再処理「FLUOREX法」の開発,3; 耐硝フッ酸用装置材料の検討

竹内 正行; 小泉 務; 星野 国義*; 河村 文雄*

no journal, , 

フッ化物揮発法と溶媒抽出法のハイブリッド技術であるFLUOREX法では、フッ化物揮発法で大部分のUを揮発分離し、残渣側を酸化物転換後に湿式プロセスで処理を行う。その際、転換しにくい一部のフッ化物が残存し、湿式工程に同伴する可能性が高く、この同伴フッ化物の影響により、特に装置材料の腐食への影響が懸念されている。本件では、装置材料の腐食低減を図る方法の一つとして、Ni-Cr系合金を対象に硝フッ酸環境での耐食材料に関する基礎的な検討を行った。その結果、Cr含有量及び第三金属成分による耐食性向上効果を確認するとともに、0.2mm/y前後の良好な耐食性を得た。

口頭

リン酸塩転換法による使用済み電解質再生プロセスに関する検討,2;FPリン酸塩に関する熱力学的検討

天本 一平; 小藤 博英; 明珍 宗孝

no journal, , 

金属電解法による乾式再処理プロセス(以下、金属電解法)から発生する使用済み電解質(以下、廃塩)中の高レベル放射性廃棄物(HLW)の処理について、リン酸塩転換法の適用性を検討すべく、リン酸塩に関する熱力学諸量を整備し、獲られたデータを用いて解析を行ったところ、その有効性を見いだすことができた。

口頭

新技術を活用した高速炉の次世代安全解析手法に関する研究開発,4; 検証計画

飛田 吉春; 山野 秀将; 守田 幸路*

no journal, , 

高速炉の炉心損傷事故における複合現象を構成する伝熱・流動・相変化等の素現象に対してCOMPASSコードの適用性を検証するため基礎検証計画を作成した。次に、現行の炉心損傷事故解析の課題を摘出するとともに、コード検証に適切な既存試験を検討し、総合検証計画を策定した。

口頭

セメントペーストに対するイソサッカリン酸の収着

中澤 俊之*; 室井 正行*; 本田 明

no journal, , 

TRU廃棄物処分において、アルカリ性の条件でセルロースの分解により生成する可能性が指摘されているイソサッカリン酸(ISA)について、OPCペーストに対する収着データを取得し、セメント間隙水中でのISA濃度への影響を検討した。

口頭

金属燃料高速炉の燃料設計に関する検討; 工学的安全係数の合理化 (ワイヤコンタクト効果)

永沼 正行; 橋本 昭彦*

no journal, , 

実用化戦略調査研究では、MOX燃料炉と同等の高出口温度(550$$^{circ}$$C)を指向した金属燃料高速炉を副概念として選定し、継続して設計研究を行うことになった。金属燃料の設計では、液相形成のため被覆管内面温度が650$$^{circ}$$C以下に制限される特徴があり、熱設計は厳しくなる傾向にある。そのため、工学的安全係数(HSF)について合理化が必須であり、本報告ではワイヤコンタクト効果に着目した検討を行った。従来設計では、暫定的にMOX燃料と同等のHSFを適用し、金属燃料特有のギャップ部のボンドNaによる伝熱効果を考慮していなかった。また、保守的に冷却材ミキシング効果を考慮していなかった。これらの効果について3次元熱流動解析による定量的な評価を行った結果、Naボンド効果を考慮することで被覆管平均温度とピーク温度の差は50%程度、冷却材ミキシング効果を考慮することで30%程度低減されることが確認された。HSFについては、従来設計と同様条件の概略評価値1.91から0.6低減されることが示された。以上、ワイヤコンタクト効果にNaボンド、冷却材ミキシングの効果を考慮することで、HSFの合理化に有意に寄与することがわかった。

口頭

オーステナイトステンレス系高性能燃料被覆管材料の照射後特性評価

石島 暖大; 井岡 郁夫; 木内 清; 宇佐美 浩二; 加藤 佳明; 藤村 研*

no journal, , 

超高燃焼度燃料被覆管への適用を検討するため高純度オーステナイトステンレス鋼候補材料に対し日本原子力研究開発機構のJRR-3で照射(照射量:1.8dpa,照射温度:約290$$^{circ}$$C)し、IASCC感受性と延性低下をリング引張試験により評価した結果、高純度オーステナイトステンレス鋼はIASCC感受性を示さず、著しい延性低下はなかった。

口頭

据置型$$beta$$線用物品表面汚染モニタによる搬出測定にかかわる放射線管理上の検討

山外 功太郎; 川崎 将亜; 川松 頼光

no journal, , 

JIS Z4334(2005年改訂)で、表面汚染モニタ校正用線源に、これまでおもに利用されてきた天然ウラン以外の核種が推奨されるようになった。そのため、これまで天然ウラン面積線源を用いて校正されてきたモニタ類も、推奨核種による校正に順次移行することが望ましい。JISの改正に先駆けて、サーベイメータに関する検討は各方面で報告されている。しかしながら、モニタ類に関する報告例はあまりない。そこで、各種面積線源で校正した表面汚染モニタが、放射線管理の実務に与える影響の程度,その問題点を検討した。

口頭

高速炉核燃料サイクルに対する核物質管理手法の評価システムの開発

井原 均; 鈴木 美寿

no journal, , 

軽水炉系の核燃料サイクル諸施設に対する施設の核物質管理手法の設計・評価システム、SANFCEを開発し、適時性に配慮したNRTAの有効性評価,実用化を進めてきた。高速炉核燃料サイクルでは軽水炉系に比較してプルトニウム取扱量が大量になり、適時性を考慮した厳密な核物質管理が施設,国に求められている。核物質管理の視点から高速炉の運転履歴,燃料棒の三次元的位置,軸方向に依存したアクチナイド核種の生成量を燃料集合体単位にシミュレートする燃焼計算モジュールの開発現状を紹介するとともに、保障措置の観点から問題視されているブランケット内のPu-239富化度や燃焼に伴うアクチナイド核種の炉内3次元分布等について報告する。

口頭

途上評価,サイエンス・パートナーシップ・プロジェクト(SPP); 地元工業高校生が学ぶ原子力技術とその未来

中野 光士*; 柳澤 和章

no journal, , 

群馬県立藤岡工業高等学校(以下、藤工)は日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)と連携し、科学技術振興機構(JST)が推進する平成18年度「サイエンス・パートナーシップ・プロジェクト(SPP)」に参画し、「地元工業高校生が学ぶ原子力技術とその未来」をテーマに講座型学習活動を展開した。本報は、藤工SPPに参加した14人の生徒を対象に、核分裂の基礎,原発のメカニズム及び原子力の経済規模(以下、原子力3ジャンルと称す)を集中講義した。(1)原子力素人の藤工SPP生徒に原子力専門家が知識を集約的にインプットした後のアウトプットについては、講義前の学習能力が平均3点だったのに対し、講義後は平均15点と明らかに学習効果が見られた。インプット(知識伝授)によるアウトプット(学習効果)は平均得点でみて3倍あった。(2)藤工SPP生徒と原子力専門家の力量の差を定量化した場合、原子力専門家群は平均26点であり、藤工生平均5点とは明らかな差異がある。一方、学習効果を得た藤工生の得点は平均で15点であり、3倍の学習効果により専門家群の持つ知識レベルに近接した。途上評価の結果、藤工SPPに明確な知識アウトプットが生じていることが判明した。

口頭

マイクロ波加熱によるPu系固体試料の溶解,1; PuO$$_{2}$$の溶解

比内 浩; 市毛 良明; 青瀬 晋一

no journal, , 

耐圧密閉容器に溶解試薬とともに内包したPuO$$_{2}$$試料をマイクロ波により加熱することで、高温・高圧条件による溶解促進方法を検討した。同法によるPuO$$_{2}$$2粉末の溶解試験を行った結果、常圧条件での外部加熱溶解と比較して約2分の1の溶解時間で溶解することができ、マイクロ波加熱による高圧溶解法が有効であることがわかった。

口頭

「常陽」における過渡時プラント特性試験

川原 啓孝; 高松 操; 青山 卓史; 黒羽 隆也*

no journal, , 

高速実験炉「常陽」では、ATWS事象を模擬し、高速炉におけるフィードバック反応度を検証するための安全特性試験を計画している。当該計画を策定に向けた第1ステップとして、過渡時プラント特性試験を実施し、評価ツールである「常陽」プラント動特性解析コードMimir-N2を検証した。

口頭

MA含有燃料を用いたナトリウム冷却酸化物燃料炉心の検討

小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保

no journal, , 

「高速増殖炉サイクルの実用化戦絡調査研究」におけるナトリウム冷却酸化物燃料炉心の設計検討は、多重リサイクルTRU組成を基本として、MA含有率の高い軽水炉使用済燃料から回収したTRUを用いた場合の炉心特性への影響についても評価を行ってきた。本発表は、FBR実用炉に対する設計要求としてMA含有燃料の受け入れが明確化したことに対応して、軽水炉使用済燃料のTRU組成をもとに設定した設計検討用のTRU組成を条件(燃料MA含有率3wt%)として行った大型酸化物燃料炉心の設計検討について報告するものである。MA含有燃料を用いた炉心の仕様は、多重リサイクルTRU組成を条件として構築した「高速増殖炉サイクルの実用化戦絡調査研究」フェーズII代表炉心の上部軸ブラ厚さと下部ガスプレナム長さを変更したのみであり、炉心特性はすべての設計条件を満足しており増殖比1.1、全炉心取出平均燃焼度93GWd/t、運転サイクル長さ26.3か月、ボイド反応度5.7${$}$、ドップラ係数-4.5E-3%Tdk/dTである。

口頭

長寿命追求型ナトリウム冷却小型高速炉金属燃料炉心概念の検討

宇都 成昭; 岡野 靖; 永沼 正行; 水野 朋保; 林 秀行

no journal, , 

50MWe出力ナトリウム冷却金属燃料炉心の「長寿命追求型概念」について行った設計研究の成果を報告する。本概念は燃料無交換と高原子炉出口温度(水素製造の観点)の達成を目指すものである。照射実績を重視して燃料スミア密度の上限を75%としたうえで、炉心・燃料仕様を調整することによって、炉心寿命30年、原子炉出口温度550$$^{circ}$$Cを達成する可能性があることがわかった。炉心寿命中に交換不要な制御棒及び遮へい体の成立性について検討した結果、B$$_{4}$$Cを吸収材とする制御棒において、炉心寿命中に吸収体-被覆管機械的相互作用が発生し得ないこと、遮へい性能の向上と炉心コンパクト化の観点から選定したZr-H遮へい要素において、炉心寿命中における被覆管からの水素透過量が適切に抑えられる可能性があることがわかった。

口頭

高速炉ブランケットへのMA装荷方法の追求

大木 繁夫; 宇都 成昭; 水野 朋保; 林 秀行; 田中 健哉

no journal, , 

高速炉におけるMA装荷方法としては、中性子経済及び炉設計の観点から炉心部への均質装荷が最良とされている。一方で、炉心特性への影響回避,燃料製造上のメリットから、ブランケットへの装荷を指向する考え方もある。本検討ではブランケットへのMA装荷方法の弱点であるMA変換率の低さを補うため、軸方向ブランケット領域に厚みの薄いMAターゲットを配置する方法を提案し、炉心設計成立性の見通しを評価した。

口頭

IFMIF用RFQにおける空洞結合板の設計

前原 直; 森山 伸一; 三枝 幹雄*; 杉本 昌義

no journal, , 

国際核融合材料照射施設(IFMIF)では、電流125mAの重陽子ビームの0.1MeVから5MeVまでの前段加速器として175MHzの4ベーン型RFQを採用し、RFQの全長が12.5m必要となる。RFQの軸長さが長くなった場合、軸方向の高次モードが運転モードに影響を与えるために、空洞結合板を挿入して最適な軸長さで分割する必要がある。空洞結合板1枚を挿入した系における電磁界解析では、運転モード及び高次モードが結合板を介してキャビティの位相が90$$^{circ}$$反転する新たな反転モードが励起することが判明した。そこで高次モード及び反転モードを抑制する空洞結合板の構造設計を行い、RFQ軸長さに対する近接条件の依存性を明らかにした。この結果、RFQの軸長さを約2倍($$sim$$8m)に長軸化することが可能であることが判明した。さらに空洞結合板を2枚挿入して3分割した系における解析では、分割した軸長さ間で反転モードが異なる複合反転モードが励起することが新たに判明したが、RFQ軸長さを9m以上とする長軸化が可能であることを明らかにした。

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