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小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保; 大久保 努
no journal, ,
FBRサイクルの核拡散抵抗性を高めることを目的として、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)の炉心に対する設計要求を満足するブランケット無しナトリウム冷却酸化物燃料炉心の概念検討を行った。検討の目的は、ブランケット燃料の換わりに低いPu富化度の燃料を設置することにより核拡散抵抗性を高め、かつ高い増殖性能を有する炉心の概念構築であり、取出燃料のPuをすべて原子炉級(Pu-240同位体組成比=18%以上)とし、1.2程度の増殖比(FaCTの高増殖炉心に対する設計要求)を得ることを条件とした。検討は、2種類の高Pu富化度燃料と低Pu富化度燃料で構成するブランケット無し均質3領域炉心及び高Pu富化度燃料と低Pu富化度燃料で構成するブランケット無し径方向非均質炉心の2つのタイプを対象として行った。検討の結果、対象とした2つのタイプのブランケット無し炉心において、取出燃料のPuをすべて原子炉級とし、増殖比1.2程度の性能を得ることが可能な見通しを得た。
Liu, W.; 高瀬 和之
no journal, ,
沸騰メカニズムを定量的に評価することを目的として、表面温度,表面熱流束を高密度かつ高速度で同時計測できるシステムを開発した。本計測システムは、高速度で熱起電力を記録する一次系と、二層での多チャンネルの熱起電力データをもとに、加熱面表面温度と熱流束の変化を計測するための逆問題解析を含む二次系から構成される。現象の早い非定常沸騰サイクルを追従するために、二層に渡り熱電対素子を伝熱ブロック内部に高密度に装着する技術を開発し、共同陽極を持つ微細T型熱電対を開発した。本計測システムを用いて、沸騰における気泡下の表面熱流束と表面温度を計測した。大きな気泡の形成に伴う表面温度の低下及び表面熱流束の上昇を計測できた。
河野 史明; 上羽 智之
no journal, ,
高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)におけるMOX燃料炉心では下部ガスプレナム仕様の燃料ピンの使用を想定しており、下部ガスプレナム上部に燃料ペレット支持構造が必要となる。本検討では、ペレット支持構造として、絞り加工を施したプラグを被覆管に挿入し、かしめて固定する構造について試作及び評価を行った。その結果、被覆管の均一なかしめ加工が可能となるプラグ絞り形状等の条件を見いだしたほか、被覆管加工部の硬さが増加し延性に影響があることが示された。また、有限要素法による解析を実施し、被覆管加工部の歪みについて試験結果との比較検討を行い、解析から被覆管加工部の加工度や延性低下についておおよその予測評価ができる見通しを得た。
におけるシングルエルボ管内流れのPIV計測佐藤 司*; 江原 真司*; 橋爪 秀利*; 遊佐 訓孝*; 結城 和久*; 相澤 康介; 山野 秀将
no journal, ,
Na冷却高速炉のコールドレグ・多段エルボ配管内の流動状況を明らかにするため、引き続き1/7スケールの流動試験を実施し、Re=1
10におけるシングルエルボ内の流動をPIVにより計測した。
Si,
P,
Ar + 
U反応における準核分裂過程の実験的研究西尾 勝久; 池添 博; 光岡 真一; 西中 一朗; 牧井 宏之; 永目 諭一郎; 渡辺 裕*; 大槻 勤*; 廣瀬 健太郎*; Hofmann, S.*
no journal, ,
核分裂は、ポテンシャル曲面上の谷(チャンネル)を経由して進むと考えられる。本研究は、超重原子核の核分裂に着目し、複合核を生成しないで核分裂する現象、すなわち準核分裂を観測することで、超重原子核に固有なチャンネルを見いだすことを目的とした。ここで、Si, 
S, Ar + Uで生成される
Sg, 
Hs, 
Dsの核分裂片質量数分布を測定した。実験は、原子力機構タンデム加速器から供給されるビームを用いて行った。生成される2つの核分裂片を多芯線式の位置検出型ガス検出器(MWPC)で検出することで、質量分割を決定した。Si+Uでは、サブバリヤエネルギー領域において非対称核分裂成分を観測した。S + Uでは、低エネルギー側で非対称核分裂が優勢であった。Ar + Uでは、全エネルギー領域で非対称分裂を示し、準核分裂を観測した。これら非対称核分裂は、
Pbや
Niの閉殻性に起因する新たなチャンネルの存在を示すものである。また、エネルギーによる対称核分裂と非対称核分裂の競合は、複合核生成と準核分裂の競合を意味しており、この競合はUのレモン型変形に由来するとともに、入射イオンに敏感であることを示している。
薮内 敦; 前川 雅樹; 河裾 厚男; 平出 哲也; 西村 昭彦; 三輪 幸夫*
no journal, ,
近年、非鋭敏化ニッケル合金の応力腐食割れ(SCC)亀裂のTEM観察による研究より、SCC亀裂先端には1-5nmの狭い亀裂が存在することが明らかとなっている。すべり酸化機構に基づく従来のSCC亀裂進展モデルではこのような狭い亀裂の発生を説明することはできない。したがって、亀裂先端に原子空孔が分布し、それがSCC亀裂の進展に関連しているという新しいSCC亀裂進展モデルが提案されている。しかし亀裂先端に原子空孔が存在するという直接的な証拠はなく、さらにこの空孔の発生機構も明らかではない。ただし空孔の起源については、優先溶解,表面酸化による界面への空孔生成,応力勾配を駆動力とした加工誘起空孔の拡散などといった幾つかのモデルが提案されている。一方で、陽電子は空孔型欠陥を検出する類のないプローブとして広く用いられている。しかし従来の陽電子ビームは5-10mm程度の径があったため空間分解能を持たなかった。そこで本研究では原子力機構で開発した陽電子マイクロビームを用いてSUS304鋼のSCC亀裂先端近傍の陽電子消滅2次元測定を行ったところ、亀裂先端に空孔型欠陥が集積していることを示唆する情報を得た。
林田 洋寿; 安田 良; 本田 充紀; 野島 健大; 飯倉 寛; 酒井 卓郎; 松林 政仁; 塩澤 方浩*; 新田 高弘*; 礒貝 勇児*
no journal, ,
燃料電池開発において、フラッディング時の生成水の挙動を解明することは重要なテーマの一つである。また、実際の燃料電池の発電では、燃料電池内部が加圧条件下で発電されることがあり、加圧下でのフラッディングにおける生成水の挙動解明も重要視されている。これらのニーズに対してわれわれは中性子ラジオグラフィによる燃料電池内部の可視化を試みた。本実験に際して、燃料電池発電に必要なガス供給システムを、JRR-3M 7RポートThermal Neutron Radiography Facilityに導入した。本供給システムでは背圧により200kPa(絶対圧)を上限として加圧発電が可能である。実験では、100kPa及び200kPaの2条件において、フラッディング現象時の生成水の可視化を行った。ガス流量は両条件ともに水素20cc/min.,空気30cc/min.であった。定電流0.3A(電流密度0.15A/cm
)の負荷開始後、背圧100kPaでは3分,6分,10分(フラッディング)、200kPaでは3分,7分(フラッディング)の経過時刻においてラジオグラフィ撮影を行った。測定の結果、カソード側流路及び、高分子膜表面に水が生成される様子が観測された。また、両圧力条件下において生成水発生の傾向には特徴的な差異はなく、圧力による影響はみられなかった。
大久保 猛; 石井 保行
no journal, ,
従来、1
m程度のビーム径を持つMeV級のガスイオン集束マイクロビームは数10m級の設備を要する汎用実験装置で形成されているため、ビームを利用できる場所が大型加速器施設に限定されてしまう。したがって、これらビームとその応用の幅広い普及には装置の小型化が必要である。そこで、原子力機構高崎量子応用研究所では短距離での高縮小率を可能にする加速レンズ方式による小型ガスイオンナノビーム装置の研究開発を行っており、これまでに全長約300mmの加速レンズ系で、46keV水素分子イオンビーム径160nmが達成されている。本研究では、MeV級へのビームエネルギーのアップグレードを目的として、その実現の見通しを得るために300kV加速管を加速レンズの後段に結合した全長650mmの一体型レンズ系を設計した。この際、応用時に必要なビーム電流10pAを確保しつつ収差を低減することによってビーム径の最小化を図り、加速レンズと加速管の距離及び加速管の電極形状,加速レンズ内の電圧の最適化をイオン光学シミュレーションによって行った。その結果、ビーム径147nmの300keV水素分子イオン集束ビームを得られることがわかった。
鈴木 裕士; 勝山 仁哉; 飛田 徹; 森井 幸生
no journal, ,
本研究では、残留応力分布に及ぼすき裂進展や補修溶接の影響を定量的に評価することを目的とし、中性子回折法により直径508mm,長さ760mm,肉厚28mmのSUS304鋼突合せ溶接配管の残留応力測定を行った。溶接中心から約12.5mm離れた位置の板厚方向に残留応力分布を測定した。溶接後の残留応力分布は、これまでに報告されてきた有限要素解析結果に近い典型的な分布傾向を示した。配管内表面側に長さ30mm,深さ10mm,幅0.5mmの模擬き裂を導入すると、き裂導入部分において残留応力が緩和することを確認した。また、配管溶接部の外周部に補修溶接を施工すると、板厚全体にわたって引張応力が導入されるなど、補修溶接前の応力分布に比べて大きく変化することを確認した。このように、中性子応力測定技術は、実機相当の大型構造物の残留応力分布の測定に有効な手段であることを確認した。
関 洋治; 吉河 朗; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 鶴 大悟; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 鈴木 哲; 榎枝 幹男
no journal, ,
固体増殖方式のテストブランケットモジュール(TBM)では、増殖材微小球(Li
TiO
)を容器に充填し、増殖したトリチウムをHeパージガスによって回収するシステムを採用している。充填体内を通過するHeパージガスの圧力損失を予測するためのデータベースを構築することは、ITERに実装するTBMだけでなく、同方式を採用した原型炉のパージガス補器系統の設計においても重要である。本研究では、実機大の容器にITER-TBMで実際に使用予定の増殖材微小球を充填後、圧力損失測定を実施した。空隙内の流れ場が層流であり、慣性力よりも粘性力が支配的であることを定量的に示し、流量に対する圧力損失のデータベースを構築した。これにより、Heパージガス流量が60L/min(微小球平均直径で無次元化したレイノルズ数Re
3.9)以下において、経験式による増殖材充填体内の圧力損失の予測が可能となった。
及川 晃; 宮 直之; 久保 博孝; 岡野 文範; 西山 友和; 助川 篤彦
no journal, ,
臨界プラズマ試験装置JT-60の重水素実験後の解体時には、プラズマ発生装置として我が国初の、中性子照射で放射化した大型で重量物の機器・構造物が約5300トン発生する。これらの放射化量を正確に把握し、そのデータに基づいた放射化物の取り扱い及び保管計画とともにその法的扱いを紹介する。放射化レベルに応じた取り扱いや保管を行うことは、放射線安全とともに資源の有効利用の点からも重要である。JT-60の放射化した機器・構造物は旧科学技術庁放射線安全課長通知に基づいて取り扱い、使用施設の附帯施設に保管し、現在国により検討が進められている放射化物のクリアランスに備える計画である。
漆崎 幸憲*; 天谷 浩一*; 松原 英人*; 菖蒲 敬久; 村松 壽晴
no journal, ,
ナトリウム(Na)冷却高速増殖炉の実用化段階では、現行軽水炉と同等以上の保守・補修性の確保が電気事者より求められている。特にNaと水とのバウンダリを形成する蒸気発生器の伝熱管については、従来の端栓措置に加え、プラント寿命中の健全性を担保することが可能な補修技術の確立が不可欠となる。そこで、本研究では、3次元微細加工が可能なファイバーレーザー照射による微細貴金属粉溶接技術を、実用化段階におけるNa冷却高速増殖炉に対する保守・補修技術として標準化することを目的として、残留応力測定のための試料作製、及びレーザー溶接中に母材に発生する温度分布、さらには溶接部の表面粗さを計測した。その結果、レーザー溶接した位置から5mm程度離れた場所で150度に到達する時間は30秒程度であり、20mm程度では90秒程度かかるなどさまざまな距離での温度データの収集に成功した。今後このデータをもとにレーザー溶接により金属が溶けていく様子をシミュレーションしていく予定である。また表面粗さについては、繰り返し回数が多くなるほど表面は粗くなり、1回の溶接では15mに対して10回では30mであることがわかった。
佐藤 勝彦*; 前田 純也*; 菅 博文*; 菖蒲 敬久; 村松 壽晴
no journal, ,
ナトリウム(Na)冷却高速増殖炉の実用化段階では、現行軽水炉と同等以上の保守・補修性の確保が電気事者より求められている。特にNaと水とのバウンダリを形成する蒸気発生器の伝熱管については、従来の端栓措置に加え、プラント寿命中の健全性を担保することが可能な補修技術の確立が不可欠となる。そこで、本研究では、3次元微細加工が可能なファイバーレーザー照射による微細貴金属粉溶接技術を、実用化段階におけるNa冷却高速増殖炉に対する保守・補修技術として標準化することを目的として、レーザー溶接部表面温度を放射温度計測で実施するためのフィルターの開発等を行った。このフィルターの開発によりファイバーレーザーから放射される自然放出光をカットし、低ノイズな金属溶融部表面温度の計測の見通しがたった。
山下 卓哉; 田川 明広
no journal, ,
本研究では、高速増殖炉のナトリウム(Na)中構造物の目視検査装置開発を目的とし、高温Na中で使用可能なセンサを試作し、水中及びナトリウム中で実施した性能確認試験結果について報告する。
安田 良; 林田 洋寿; 酒井 卓郎; 本田 充紀; 飯倉 寛; 野島 健大; 松林 政仁; 塩澤 方浩*; 新田 高弘*; 礒貝 勇児*
no journal, ,
中性子ラジオグラフィは、比較的実機に近い燃料電池内部の水分布を可視化する手法として有望視されているが、拡散層やMEA内部の微小領域における水分挙動把握のためには、より高い空間分解能が要求されている。中性子ラジオグラフィの高空間分解能化のために、コリメータ比を向上させるピンホールコリメータシステムを製作し、その特性評価を行った。その結果、コリメータ比の向上とともにぼけが小さくなり、解像度の良い画像が得られることを確認した。また、本機器を用いて発電状態下の燃料電池内部可視化試験も行い、画像上で流路や拡散層における水分布を確認することができた。
町田 昌彦
no journal, ,
本発表では、システム計算科学センター・シミュレーション技術開発室にて研究開発を進めてきた材料シミュレーションを紹介した。特に専門的な部分も含めて詳細を発表したのは、核燃料中の二酸化プルトニウムの電子状態計算であり、その基底状態再現のためには、スピン軌道相互作用とクーロン相互作用の補正が必須であることを明らかにした。
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。