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三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之
no journal, ,
JAEAで開発している3次元2流体モデル解析コードACE-3Dを用いて、JAEAで実施した大型熱特性試験を模擬した37本稠密燃料集合体内における沸騰流解析を実施した。流路を上昇し沸騰が進むにつれて、高いボイド率の領域が、燃料棒間狭隘部からサブチャンネル中心部に移行する傾向が、既往実験より得られた測定結果と定性的に一致しており、ACE-3Dを用いて、燃料集合体を対象とした沸騰流解析が行えることが確認された。また、ACE-3Dで用いられる二相流モデルのうち、揚力モデルを無効にした条件で実施した解析との比較により、燃料集合体内の局所的なボイド率分布の移動に、揚力モデルが重要な役割を有することが確認された。
久語 輝彦; 森 貴正; 横山 賢治; 沼田 一幸*; 石川 眞; 岡嶋 成晃
no journal, ,
多数の実験値を活用する拡張バイアス因子法を、ナトリウム冷却高速増殖炉の実機設計炉心の核特性の予測精度評価に適用した。実機設計炉心として、電気出力60万kW級高速炉心を対象とした。実機設計炉心の核特性として、実効増倍率及びナトリウムボイド反応度を対象とした。当機構で整備した200個を越える積分実験結果に関するデータベースを活用した結果、断面積起因誤差はほぼ除去され、予測精度向上に有効であることがわかった。
中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之; 秋本 肇
no journal, ,
軽水冷却スーパー高速炉の熱設計解析を効率的に実施するため、流体物性値を超臨界領域に拡張した3次元2流体モデル解析コードACE-3Dを用いて、環状流路における超臨界水の熱伝達特性試験結果に対して検証解析を実施した。一連の解析による壁面温度の計算値は計測値とおおむね一致しており、超臨界水の熱伝達特性を模擬できていることがわかった。その結果、ACE-3Dコードを軽水冷却スーパー高速炉の熱設計に適用できる見通しを得た。
山口 徹治; 飯田 芳久; 田中 忠夫; 大塚 伊知郎*
no journal, ,
処分場における炭素鋼オーバーパックの腐食が緩衝材の間隙水の酸化還元電位に及ぼす影響を評価する手法を開発するため、これまでに整備した熱力学データ及び腐食反応速度式を用いて、圧縮ベントナイト内での炭素綱腐食試験の模擬計算を試みた。炭素鋼,砂混合ベントナイト,焼結フィルタ及び試験溶液からなる1次元体系を仮定し、地球化学計算コードPHREEQCを用いて計算した。炭素鋼の腐食生成物(マグネタイト),試験液のpH(約9),炭酸イオン濃度(3
10
mol dm),鉄イオン濃度(
1.310
mol dm),ベントナイト中の鉄の価数(+II価)については計算は実験結果をよく再現した。試験液のEhについては乖離が見られたが、乖離幅は試験期間とともに縮小し、90日目には計算結果-340mVに対して、実測値は-249mVであった。この乖離は、初期の試験液中に微量の酸素が溶存していたことが原因であると推定され、試験初期の特異的な現象であると考えられた。今後は実験期間を伸延して計算との整合性を確認するとともに、本研究の評価手法の適用範囲,適用条件を検討する必要がある。
吉田 啓之; 鈴木 貴行*
no journal, ,
原子力機構では、過渡時を含む超臨界圧水冷却炉の熱設計を効率的に実施するため、三次元二流体モデル解析コードACE-3Dの超臨界圧流体への拡張を実施している。本報告では、超臨界圧流体に拡張したACE-3Dコードの妥当性を検討するため、既存の円管内強制対流熱伝達試験に適応した。その結果、壁面熱伝達係数に対し功刀らの提案した修正を実施することにより、高レイノルズ数乱流モデルを用いた場合の壁面温度の過小評価が解消すること、また、擬臨界温度を含む広い温度範囲に渡って、解析結果は実験結果とよく一致することを確認した。
長家 康展; 岡嶋 成晃; 森 貴正; 福島 昌宏; 馬野 琢也*; 山岡 光明*; 北田 孝典*; 竹田 敏一*
no journal, ,
革新型原子炉の反応度係数を従来よりも高精度に測定できる手法を開発するとともに、反応度係数の挙動をミクロな炉物理的メカニズムに基づいて解明して解析手法の精度向上を図ることを目的とし、東芝臨界実験装置(NCA)において革新型原子炉を模擬した炉心を構成し、臨界実験を行った。実験では、燃料棒の修正転換比、グロス
線測定による出力分布のほかに、燃料棒巻き付け放射化箔と燃料棒内挿入箔を用いて、従来よりも詳細な反応率分布の測定を行った。原子力機構では、集合体内非均質性着目し、実験において測定された燃料棒修正転換比及び反応率分布(燃料棒巻き付け箔の放射化による測定)について、モンテカルロコードMVPを用いて計算を行い、炉物理的メカニズムの観点から測定結果と解析結果の整合性を検証した。
知見 康弘; 扇柳 仁; 島田 祥雄*; 西山 裕孝; 中村 武彦; 安部 勝洋*
no journal, ,
沸騰水型軽水炉(BWR)の制御棒材料として用いられているハフニウム(Hf)に関する基本的な照射挙動を把握するために、材料試験炉(JMTR)を用いたHfの照射試験を予定している。今回、照射試験に先立ち、未照射Hfの材料特性を調べるために金相観察,SEM観察、及び結晶方位測定を実施した。本試験では、国内BWRプラントで実際に制御棒材料として使用されているHf材(板材6種,棒材2種)を供試材とした。金相写真より、いずれの供試材も再結晶焼鈍材であると考えられ、平均結晶粒径は約1020
mであった。SEM観察では、直径10m以下の析出物らしき領域が多く見られ、EDS分析からHf
Feと推定される。また、後方散乱電子回折像(EBSP)法により結晶方位分布を測定し、同族金属のジルコニウム(Zr)やZr合金と同様に大きな異方性を持つことがわかった。
高野 雅人; 小嶋 裕; 田中 憲治; 小林 健太郎; 塚本 亮介*
no journal, ,
東海再処理施設から発生する低放射性廃液中の硝酸塩に対して、廃棄体の最終処分時に障害となる硝酸根を触媒還元法により分解した後に、セメント固化法により廃棄体化する技術の適用を検討している。今回、実廃液で想定される不純物が分解反応に与える影響と、分解反応において毒性,反応性の高いアジ化物の生成について確認した。さらに、連続処理試験による触媒寿命の推定を行ったので報告する。
柴田 淳広; 田山 敏光; 中村 和仁; 鷲谷 忠博; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*
no journal, ,
NEXTプロセスにおける晶析工程では、溶解液からU結晶を析出させてUの粗分離を行う。このため、従来の湿式再処理機器とは大きく異なり、固体製品を取扱う必要があり、信頼性・安定性の高い晶析装置の開発が課題の一つとなっている。本報告は、小型工学規模の回転キルン型晶析装置(処理能力約2kg/h)により、硝酸ウラニル溶液を原料として安定な処理が可能であることを確認する定常運転試験と固体を取扱う機器特有の閉塞等につながる事象、故障により長期運転停止を招く恐れのある事象を勘案した非定常状態を人為的に生起させて、事象の推移や計装の応答を観測する非定常事象試験に関するものである。
島田 太郎; 大島 総一郎; 助川 武則; 中山 真一
no journal, ,
原子力施設の廃止措置における放射線業務従事者の被ばく線量を評価する計算コードを開発した。評価にあたっては、適用工法や収納容器の大きさ等の情報から、解体作業に要する作業時間や、作業環境に飛散する放射性粉じん量を算出して、空気中放射能濃度を評価するとともに、職種別の作業位置の相違を考慮して、適切な線量率を与えるなど、解体作業の特徴を反映した。
堀口 賢一; 菅谷 篤志; 田中 憲治; 小林 健太郎; 佐々木 忠志*
no journal, ,
東海再処理施設では、低放射性廃液をセメントで廃棄体化するための技術開発を実施している。廃溶媒処理技術開発施設から発生するリン酸廃液は、リン酸二水素ナトリウムを主成分とするため、pH4程度の酸性である。セメント固化を行うには、中性からpH14程度に中和する必要があり中和の結果生成する塩の形態によっては、含水塩による混練水不足やカルシウム成分への結合の影響でセメント固化不良の原因となる。今回は、これまで実施したリン酸廃液のビーカースケール固化試験,200リットル容器で行った実規模混練試験の成果を報告する。
佐々木 利久; 武田 聖司; 関岡 靖司; 木村 英雄
no journal, ,
HLW地層処分における緩衝材変質シナリオの被ばく線量に与える影響を調べるための決定論的及び確率論的解析を行った。その結果、Se-79に対する被ばく線量は、バリア機能の低下のタイプとして変質による移流支配とガラス溶解速度の増加を想定したケースが、長期的にバリア機能が保持されているとした標準シナリオのケースと比較して310倍程度増大する可能性が示された。また、バリア機能の低下により時間変動するパラメータが一定値になる時間が5千年程度までは、緩衝材変質のSe-79に対するピーク線量の寄与にほとんど違いはなく、バリア機能の低下により時間変動するパラメータが一定値になる時間が5万年,10万年と遅れるとピーク線量が徐々に低下し、50万年では標準シナリオのケースとほぼ同等になることが示された。
矢野 公彦; 中村 雅弘; 中村 和仁; 田山 敏光; 鷲谷 忠博; 近沢 孝弘*; 平沢 泉*
no journal, ,
先進湿式再処理法の晶析工程より回収する硝酸ウラニル6水和物(UNH)結晶の精製技術を開発するために、ウラン及び模擬不純物を用いた精製基礎試験を実施した。結晶を融点近傍の融点より高い温度で融解し、ろ別することにより、UNH結晶に同伴する固体不純物を分離する「融解分離」に着目した試験を実施し、除染係数(DF)を取得した。
後藤 一郎; 渡部 創; 小泉 健治; 平野 弘康; 佐野 雄一; 駒 義和
no journal, ,
分離塔内の吸着材交換方法について、遠隔操作性等を踏まえて検討し、必要となる分離塔構造及び交換方法を明らかとした。求めた方法の妥当性を実験的に評価した。
竹内 正行; 大山 孝一; 加瀬 健; 中島 靖雄
no journal, ,
回転ドラム型連続溶解槽内で発生する装置材料の腐食は湿食に加えて、ハル等の移動による擦過腐食の影響を考慮する必要がある。本試験では、当該溶解槽の揺動を模擬した環境で、再処理用装置材料の擦過腐食データを取得した。
樋口 英俊; 小泉 健治; 平野 弘康; 鷲谷 忠博
no journal, ,
原子力機構では、解体システムからの燃料ピン束を高濃度溶解システムの仕様に合う短尺寸法にせん断する技術開発を進めている。今回、模擬燃料ピン束を対象に短尺せん断試験を実施し、長さ10mm程度にせん断できることを確認した。
桜井 健; 森 貴正; 須崎 武則*; 岡嶋 成晃; 安藤 良平*; 山本 徹*
no journal, ,
現行の核データライブラリーにおける熱から共鳴エネルギーでのAm-241中性子捕獲反応断面積を検証するために、原子力機構の軽水臨界実験装置TCAに構築した水対燃料体積比が0.56から3と異なる6種類の炉心においてAm-241酸化物サンプル(23g)の反応度価値を測定し、解析を行った。サンプル反応度価値は、炉心中心において0.4%2.1%の精度で測定した。解析はJENDL-3.3核データを用いて連続エネルギーモンテカルロコードMVPにより行った。TCAを模擬した体系の中心にサンプルを挿入する場合としない場合の各々で実効増倍率を計算し、それらの差よりサンプル反応度価値を統計精度0.6%1.1%で得た。その結果、計算は測定値を4%9%過小評価する結果となった。さらに、この実験と計算の不一致の原因を調べるために、JENDL共分散ファイルをもとに、核データの誤差に起因する計算値の誤差について評価を行った。
計画),13; 
Np反応度特性の実験的実証桜井 健; 谷 和洋*; 岡嶋 成晃; 森 貴正; 齊藤 正樹*
no journal, ,
強い核拡散抵抗性を有するPuを生成する革新的原子炉技術開発(P計画)を進めている。本報では、臨界実験装置TCA及びFCAに構築した中性子スペクトルを系統的に変化させた8つのウラン炉心(TCA:6炉心,FCA:2炉心)においてNp酸化物サンプルの反応度価値を測定し、JENDL-3.3による解析結果と比較することによって、Np反応度特性の予測精度を総合的に評価した。その結果、実験値と計算値はFCAで1
レベルの誤差内、TCAで3レベルの誤差内で一致する。これより、JENDL-3.3の断面積とその共分散データを用いることによって、実炉設計計算においてNp反応度特性を予測し、その精度を評価することが可能であることがわかった。
荻野 英樹; 岡村 信生; 加瀬 健; 中島 靖雄; 藤咲 和彦*
no journal, ,
原子力機構では、転がり軸受を用いる従来の遠心抽出器に比べ、装置寿命の飛躍的向上が期待できる磁気軸受型遠心抽出器の開発を進めている。実機への適用を図るうえで、長時間の連続運転における安定性,運転挙動,耐久性等に関するデータを取得しておくことが重要である。そのため、5000時間の連続運転を実施し、磁気軸受型遠心抽出器の耐久性を評価した。
田辺 文也
no journal, ,
JCO臨界事故の原因構造の一環として、製品硝酸ウラニル溶液均一化工程における貯塔使用から沈殿槽使用へという作業手順変更が、転換試験棟作業担当のスペシャルクルー(SC)副長によって職制上の上司である職場長の許可を求めずに計画グループ主任の許可を求めて実行されたことがあげられる。この振る舞いをもたらすうえで、職場長における転換試験棟作業にかかわる専門的権威の欠如に対する自己及び副長による認知が大きな役割を果たした。専門的権威に欠けるという職場長の自己認知は、さらに、転換試験棟の巡視をほとんど実施しないなどの転換試験棟作業に関するチェック機能不全状況をもたらす重要な要因にもなった。