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柳澤 和章
no journal, ,
JMTRシリサイド燃料(密度4.8g/cc)を模擬した小型板状燃料を用い、原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜きを模擬した炉内実験を実施した。JMTR安全審査評価値(EURECA計算コードで実施)では燃料表面ピーク温度は最大で110
Cになると想定しているが、実験ではそれを上回る137Cを燃料板に課した。実験後に実施された照射後試験の結果によれば、燃料板は非破損であった。この実験的事実から、JMTR燃料は原子炉起動時の制御棒引き抜きに対して安全余裕を持っていることが判明した。
山野 秀将; 飛田 吉春
no journal, ,
高速炉CDA評価上重要な現象に着目した炉内・炉外試験を対象として、COMPASSコードの検証に適した試験の解析をSIMMER-IIIコードにより実施し、COMPASSコードの総合検証解析を行うための境界条件を決定した。
渡部 陽子; 川崎 将亜
no journal, ,
大気圏内核実験や原子力施設からの放射性物質による環境への影響を把握するうえで、核分裂収率の高い放射性ストロンチウム(Sr)を定量することは重要である。放射性Srは
線のみを放出する核種であるため、環境試料中の低レベルの放射能を測定するには試料中に含まれる妨害元素を分離して自己吸収をできるだけ少なくする必要がある。特に同族元素であるカルシウム(Ca)の分離は難しく、測定試料中に残留しないよう十分注意する必要がある。文部科学省が定めた測定法では、Ca分離法として発煙硝酸法及びイオン交換法が提示されているが、発煙硝酸は危険性が高く取扱いや保管に注意を要する試薬であること等から、イオン交換法への移行を計画している。しかし、イオン交換法では有機溶媒であるメタノールを多量に使用するため、その使用量の低減が望まれる。そこで、本研究では、水酸化カルシウム沈殿法とイオン交換法を組合せてCaの分離を行うことを試みた。その結果、本研究で提案した手法では有効に試料中のCaを分離できることがわかった。また、イオン交換法のみで分離する場合と比べ使用する樹脂量を1/10、有機廃液量を1/7まで削減することができた。
島田 太郎; 宇野 祐一*; 田中 忠夫; 中山 真一
no journal, ,
原子力施設の解体後、敷地が解放され再使用されることが想定される。規制当局によって設定される年間基準線量に相当する核種別土壌濃度を被ばく線量評価によって算出することが求められる。本研究ではクリアランスレベル算出のために原子力機構が開発したPASCLRコードを、敷地の再使用シナリオに合わせて、評価できるよう改良した。特に、土壌表面に放射性核種が残存することを想定し、外部被ばく及び再浮遊粉じんの吸入摂取等の被ばく経路について詳細な評価条件を与えられるようにした。その結果、Co-60を主要核種とする場合、被ばく線量の8割以上が土壌表面に沈着したCo-60からの直接放射線による外部被ばくで占められることが確認された。
MoO
-NaMoO共晶塩中における溶存ウランのCV測定永井 崇之; 福嶋 峰夫; 明珍 宗孝; 上原 章寛*; 山名 元*
no journal, ,
LiMoO-NaMoO共晶塩を対象にCV測定を行い、電位窓が塩化物溶融塩よりも狭いことを確認し、UO粉末を溶解したLiMoO-NaMoO共晶塩のCV測定を行い、溶存ウランの酸化還元挙動を観察した。
志風 義明; 谷村 嘉彦; 三枝 純; 堤 正博; 内田 芳昭; 吉澤 道夫
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モニタする手法を確立する必要がある。ところが、ターゲット付近のオフラインに設置してある既存のモニタは照射する中性子を直接モニタしているわけではない。そこで、プロトタイプの特性評価の結果をもとに感度向上のために集光効率を改良した、薄厚プラスチックシンチレータからなる透過型フルエンスモニタを開発した。TIARAの中性子照射場において照射試験を行い、その特性を評価した。
中間 茂雄; 藤田 朝雄
no journal, ,
原子力機構は、地層処分システムの性能評価において重要な課題の一つである熱-水-応力-化学連成モデルの開発・確証を目的とした国際共同研究「DECOVALEX-2011」プロジェクトに参加している。本報告では、同プロジェクトで採択された、各参加機関の比較対象タスクの一つであるスイス/モンテリ岩盤研究所でのベンチレーション試験を対象とした連成解析結果について述べる。
樋口 英俊; 小泉 健治; 平野 弘康; 北垣 徹; 鷲谷 忠博; 小林 嗣幸*; 田坂 應幸*
no journal, ,
平成19年度に製作した燃料ピンの移送システムに昇降機能の改良を加え、燃料ピンの脱落を防止できる信頼性の高い移送システムを開発した。昇降機能を応用して燃料ピン束を整列させて移送する方法、並びに将来的なシステムとして解体装置から直接、せん断マガジンへ装荷する方式の要素試験結果とその可能性について報告する。
廣瀬 貴規; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 川人 洋介*; 芹澤 久*; 片山 聖二*
no journal, ,
ITER-テストブランケットモジュール(TBM)試験では、我が国は水冷却固体増殖方式を主案とし、構造体の開発を進めている。増殖機能部はTBMの内部にあって、増殖したトリチウムを周囲から隔離し、かつ増殖材・増倍材の核発熱を冷却する機能を有する部分である。本研究では、増殖機能部の製作性を検討するために、実機大の低放射化フェライト鋼製トリチウム増殖機能部を試作し、性能検査を実施した。今回、構造材の接合に高出力ファイバーレーザを採用したことで、溶接による構造材の強度低下を抑制することに成功した。この結果、優れた気密性を保持し、かつ冷却水流路は18MPaの耐圧性能を有する構造体の製作に成功した。
山根 祐一
no journal, ,
核燃料溶液などで臨界事故が生じた場合の第1ピーク後の出力挙動とその間に放出される核分裂エネルギーを近似的に評価する式を導出した。この式による評価結果は、TRACY実験の結果をよく再現することを確認した。
核種の分析島田 亜佐子; 原賀 智子; 亀尾 裕; 中島 幹雄; 高橋 邦明
no journal, ,
ステンレス表面などに付着した核種の分析法として抽出クロマトグラフィーを適用した。まず、ステンレス表面を混酸(硝酸:塩酸:水=1:1:4)で溶解し、これにThとU、又はPuとAmを添加して試料溶液を作成し、UTEVAレジン又はTRUレジンに通液して分離した。いずれの核種も意図した画分で80%以上回収できた。そこで、この手法を用いて原子炉廃止措置研究開発センターのふげん発電所から発生した原子炉冷却系のステンレス配管に含まれるこれらの核種の分析をした。
玉井 秀定; 永吉 拓至; 上遠野 健一; 伊東 敬; 高瀬 和之
no journal, ,
自然循環運転による革新的水冷却炉や中小型BWRにおいては、上部プレナム内自由液面からの液滴キャリーオーバー特性の高精度予測が設計上解決すべき重要課題となっている。この液滴キャリーオーバー特性を実験的に把握し、機構論的な予測技術を開発するための基盤研究を、原子力エネルギー基盤連携センターの軽水炉熱流動技術開発特別グループにおいて進めている。本報告では、既存のデータベース及び等エンタルピ変化を利用した絞り熱量計を用いて取得した液滴クオリティ計測結果をもとに、自然循環小型低減速軽水炉の実機評価を行った。本炉心では、セパレータ及びドライヤがない設計となっているが、予測された液滴クオリティは、ドライヤ出口要求である0.1パーセントよりも低く、実機運転条件において炉心が成立する見通しが得られた。
中塚 亨
no journal, ,
学会員を対象に行ったアンケートをもとにして、原子力界の抱える課題・反省点を明確にしつつ、2050年を見据えた展望を提示する。集計結果の概要のほか、興味深い回答例等を紹介する。
中山 雅; 佐藤 治夫; 伊藤 誠二
no journal, ,
一般に、地下構造物の支保工としてセメント材料が用いられるが、セメント材料中に含まれる高アルカリ成分が地下水に溶出するため、高レベル放射性廃棄物処分場においては、条件によっては緩衝材や周辺岩盤を変質させる可能性がある。このような影響を緩和するため、原子力機構ではシリカフューム(SF)とフライアッシュ(FA)のポゾラン反応による低アルカリ化を指向したセメント(HFSC: Highly Fly ash contained Silica fume Cement)の開発を行っている。本報告では前報(2009年春の年会)で示した原位置試験計画に基づき実施したHFSCの吹付けコンクリートとしての施工性について述べる。圧縮強度試験の結果から、HFSCは幌延URLの設計基準強度を上回ることが確認され、HFSCは吹付けコンクリートとして、幌延URLにおいて施工可能であることが示された。
高井 俊秀; 中桐 俊男; 稲垣 嘉之
no journal, ,
原子力機構では、水を原料とした高速増殖炉用水素製造技術として、硫酸の合成・分解反応を組合せた熱電併用プロセス(ハイブリッド熱化学法)に基づく工学試験装置を開発し、システム成立性を確認するための実験を進めている。本報では、システム高効率化のため試作した改良型SO
電解器の試験運転結果について報告する。
玉置 等史; 吉田 一雄; 石田 倫彦; 村松 健; 上田 吉徳*
no journal, ,
再処理施設の運転経験を反映した故障率はほとんど公開されていないため、再処理施設を対象としたPSAにおける評価対象事象の発生頻度評価では、原子力発電所等で整備した故障率を援用して評価を行っている。援用の適否の判断は、専門家に依存する部分が大きいことから、援用の適切性の判断の参考情報として、援用故障率の候補である他施設の既存機器故障率や機器バウンダリ等の基本情報の調査及び故障率援用に関する注意事項を整理し、専門家に提供することで、発生頻度評価の品質向上が図れる。本報告ではこのような観点から実施している援用故障率データの調査・整理・分析について述べる。
星野 貴紀; 荻野 英樹; 荒井 陽一; 加瀬 健; 中島 靖雄
no journal, ,
原子力機構では、遠心抽出器の開発を進めている。本報告では、小規模試験をターゲットとした小型遠心抽出器(ロータ内径13mm)の設計をし、その性能とロータ設計方法の検証のため実施した流動性能評価試験について報告する。
永井 晴康; 寺田 宏明; 西沢 匡人; 中山 浩成
no journal, ,
原子力緊急時対応システムとして開発したSPEEDI, WSPEEDIを発展させ、さまざまな環境研究に適用可能な数値環境システムSPEEDI-MPの開発を進めている。SPEEDI-MPの大気拡散モデル開発では、現有モデルの精度向上と機能拡張を進めるとともに、新規モデルの開発や導入により適用範囲の拡張を図っている。現有モデルの機能拡張として、WSPEEDIの大気力学モデルと粒子拡散モデルについて、六ヶ所再処理施設の環境影響評価に適用するための改良と性能評価を進めている。また、新規モデルとして、施設近傍での建造物の影響を受けた気流・乱流・拡散場を数m程度の計算格子で再現可能な高分解能大気拡散モデルを構築し、施設近傍での詳細拡散予測や安全審査における風洞実験の代替手段としての利用のほか、都市域での有害物質拡散予測に適用することを目指している。さらに、全球化学物質輸送モデルMOZART2の導入を行い、過去約50年間に世界の再処理施設から放出されたI-129の全球スケールの拡散解析を進めている。
Cm
O
の熱伝導度西 剛史; 高野 公秀; 赤堀 光雄; 荒井 康夫
no journal, ,
マイナーアクチノイド(MA)含有酸化物燃料の研究開発では、Cm添加に伴う燃料の物性変化を評価することが重要な課題の一つと考えられている。そこで本研究では、Cm含有酸化物の熱物性取得の一環としてPuCm酸化物固溶体を調製し、レーザフラッシュ法により熱拡散率を、投下型熱量法により比熱を測定し、実測に基づく熱拡散率と比熱の値からPuCmO及びPuCmO
の熱伝導度を算出した。473, 523, 573Kにおける熱伝導度の経時変化で見られる熱伝導率の低下は、崩壊による格子欠陥の蓄積の影響を考慮したフィッティング曲線と良い一致を示したため、
Cmの崩壊による格子欠陥の蓄積に起因していることが明らかとなった。また、未損傷状態の理論密度におけるPuCmOの熱伝導度はPuCmOの熱伝導度よりも大きいことが観察され、酸化物で一般的に見られる酸素欠陥による熱伝導度の低下についても観察された。さらに、PuCmOの熱伝導度はPuOの熱伝導度と大きな差がないことも明らかとなった。
岩本 信之
no journal, ,
汎用評価済核データライブラリーJENDL-4を開発するために、核分裂生成核種の核データ評価を進めている。今回はガドリニウム同位体(
Gd)に対して中性子入射エネルギーが1eVから20MeVまでの範囲における中性子断面積を評価したので、その結果を報告する。この評価ではチャンネル結合光学モデルCCOMを用いて、天然Gd元素及びその同位体に対する全断面積を再現するように光学モデルパラメータを決定した。そして、得られた標的核に対する中性子透過係数を核反応モデルコードCCONEに入力することにより反応断面積,角度分布,二重微分断面積の計算を行い、測定値と比較した。その結果、測定値をよく再現するような評価値が得られた。