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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。
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。
西森 信行; 永井 良治; 飯島 北斗; 山本 将博*; 武藤 俊哉*; 本田 洋介*; 宮島 司*; 栗木 雅夫*; 桑原 真人*; 奥見 正治*; et al.
no journal, ,
エネルギー回収型リニアック(ERL)による次世代放射光源のための電子銃開発の現状を報告する。ERL放射光源の要求である、平均電流10-100mA,規格化エミッタンス0.1-1mm-mradを満たす電子銃として、NEA半導体を光陰極とするDC電子銃を提案し、実機用の500kV電子銃のための、500kV高電圧発生装置,セラミック加速管,絶縁タンク,光陰極準備容器の組み立てを行っている。発表ではこれら電子銃開発の最新状況を報告する。
石田 倫彦; 稲野 昌利; 青嶋 厚; 須藤 俊幸; 村松 健; 上田 吉徳*
no journal, ,
機器故障率データはPSAの重要な要素であるが、再処理施設を対象とした機器故障率データで公開されているものはほとんどなく、原子力発電所の機器故障率データを援用しているのが現状である。一方、東海再処理施設では、1977年のホット運転開始以降の設備保全記録を「東海再処理工場設備保全管理支援システム」(TORMASS)としてデータベース化してきている。そこで、再処理施設を対象とした機器故障率データの整備に資するため、H17年度よりJNESからの受託業務として、TORMASSの保全データに加え同施設の運転データや運転にかかわる知見を活用した機器故障率算出を実施していることから、同故障率算出業務の概要を報告する。
鈴木 大輔; 國分 陽子; Lee, C. G.; 間柄 正明; 木村 貴海; 篠原 伸夫
no journal, ,
表面電離型質量分析装置による同位体比測定では、分子イオンの影響がほとんどないことから高精度の測定が可能である。しかし、保障措置環境試料の場合、分析対象とするウラン量が極微量のため、従来の表面電離型質量分析法を適用した場合、測定前に試料が消費されてしまうなど、測定困難な場合がある。本研究ではミクロンサイズ粒子に相当する数pg(10
g)レベルのウランの精密な同位体比測定を可能にする表面電離型質量分析装置を用いた連続昇温法の開発を行った。フィラメント電流値を徐々に上げ高いイオン強度を保ち、そのデータから同位体比を算出するなど測定条件及び同位体比算出法を明確に定めることにより精度の高い同位体比測定が可能となった。
藪内 聡; 山中 義彰
no journal, ,
地層処分にとって重要な地質環境特性を調べる地質環境調査を適切に進めるうえでは、目的に沿って柔軟に調査,解析,評価の一連の流れを適宜最適化することが必要であり、これまで蓄積されてきた経験やノウハウなどに基づく知識を活用することが重要である。このような知識をデータベースとして保管し、活用するシステムの構築を目指して、地質環境調査のうち物理探査を対象として、計画の立案からデータ取得,解析に至るまでの作業の流れをタスクフローとして整理したうえで、北海道幌延町の沿岸域において実施された物理探査を事例として一連の作業に伴うノウハウや判断根拠等の抽出・整理を行った。高密度反射法地震探査の計画立案では、既往の探査結果における不十分な情報を補うという基本的な考えや調査対象とする地質構造に直交する方向に探査測線を計画する点が重要なノウハウとして抽出された。海域電磁探査のデータ取得に関しては、漁業の操業や航行船舶の運行あるいは天候などの状況確認や波浪や海流の影響によるノイズの発生など海域探査特有の知見が得られた。
堀口 賢一; 菅谷 篤志; 田中 憲治; 圷 茂
no journal, ,
廃溶媒を処理する際に発生するリン酸廃液は、リン酸二水素ナトリウム(以下、NaH
PO
とする)を主成分とするpH4程度の酸性廃液である。当該廃液をセメント固化する場合、リン酸塩がセメント水和反応を阻害するため硬化不良の原因となる。そのためNaHPO充填率が低いことが問題であった。そこで、セメント系材料を使用せず、かつ廃棄物であるリン酸イオンを固化剤として利用できるリン酸マグネシウム固化方法を検討した。本報告では、ビーカー規模の固化試験結果及び固化体物性について報告する。
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。
上田 吉徳*; 石田 倫彦; 玉置 等史; 村松 健
no journal, ,
我が国では原子力安全規制へのリスク情報の活用が検討されている。原子力安全基盤機構では、再処理施設のPSA手順整備に資するため同施設で想定される各種事象に対するPSAの適用研究を行っている。その一環として、再処理施設のPSAにおける発生頻度評価の品質向上に資するため、再処理施設を対象とした機器故障率データの整備を実施している。実施内容は大きく2つに区分され、1つは、我が国で唯一の運転経験である、原子力機構東海再処理施設の保全データを活用した故障率データの算出である。1つは、各種データベース中の援用データ候補について、援用データの適切性の判断にかかわる情報を調査する援用データの調査・整理・分析である。本報告では再処理施設を対象とした機器故障率データの整備の背景及び全体概要を述べる。
三原 守弘; 亀井 玄人; 中澤 俊之*; 山田 憲和*
no journal, ,
一部のTRU廃棄物に含まれる硝酸イオンの核種移行パラメータへの影響を評価するために、酸化状態が鋭敏なNp(IV), Tc(IV)及びSe(0)について硝酸イオン共存の溶解度試験を実施した。硝酸イオンの酸化による顕著な溶解度の上昇は見られなかった。また、硝酸イオンの濃度の増加に伴うNp(V)の溶解度の低下は、錯体形成定数の見直し及び高イオン強度における活量係数の補正により説明することができた。
中澤 俊之*; 山田 憲和*; 三原 守弘
no journal, ,
地層処分環境における硝酸イオンの還元物質であるアンモニアに着目して、錯体形成の可能性が高いと想定されるPd及びNbについて溶解度試験を実施した。既報では、アルカリ性領域を中心としたが、熱力学データのより広範な適用性を確認するため、中性領域についても試験を実施した。Nbについては、溶解度へのアンモニア濃度の影響は見られなかったが、Pdについては、既報と同様、中性領域でもアンモニア濃度の増加に伴うPd濃度の上昇が見られた。Pdの沈殿物としてPdO(am)が同定され、試験結果に基づいた熱力学データを用いて溶解度の評価を試みた。
大澤 英昭; 三枝 博光; 竹内 真司
no journal, ,
地質環境調査に関する技術の知識化に資するため、瑞浪超深地層研究所での調査研究における経験に基づき、地下水流動の調査・解析にかかわる作業のノウハウ・判断根拠等を分析・整理した。具体的には、水理試験、及び水理地質構造モデルの構築や地下水流動解析に着目して、それらの手順を踏まえて作業を細分化し、各作業において行われる意思決定のプロセスを明確にした。
大澤 英昭; 竹内 真司; 常盤 哲也; 新里 忠史
no journal, ,
原子力機構が幌延と瑞浪の深地層の科学的研究で整備した地質環境調査手法の付加体地域への適用性を検討した。既存情報に基づいて地層処分の観点から重要な付加体の地質環境特性を整理し、幌延や瑞浪の地質環境の特徴と比較した結果、原子力機構の調査手法が付加体の特徴を考慮することによりおおむね適用が可能であるとの見通しを得た。
森平 正之; 瀬川 智臣; 滑川 卓志; 松山 慎一郎*; 油田 良一*; 水迫 文樹*
no journal, ,
高速炉MOX燃料の集合体平均150GWd/tの高燃焼度化に際して、被覆管内面腐食を低減するため、燃料要素内に酸素吸収材を装荷する酸素ゲッター法の検討を進めている。酸素ゲッター材が満たすべき要求を検討し候補材としてZrとTiを選定するとともに、燃料要素内への装荷方法について検討を行った。次に、酸素ゲッター材としての有効性を評価するため、Zr, Ti両候補材のディスクをO/U比2.00のUO平衡相当の酸素分圧に制御したCO/CO混合ガス流下において1300
C,最大10hの加熱試験を行い、酸素吸収量と組織変化を調べた。これらの結果から、Zr, Tiとも酸素吸収材として有効であること,形態安定性の観点からはTiが優れていることがわかった。
高橋 直樹; 磯前 日出海; 栗田 勉; 吉元 勝起; 高橋 芳晴*; 名後 利英*; 栃原 裕*; 若林 斉*; Lee, J.-Y.*
no journal, ,
原子力施設の解体・撤去(デコミッショニング)にあたっては、放射性物質から身体を防護するため防護服を着用する。これらの防護服は、通常の作業服に比べて透湿性が悪いため、作業に伴う産熱や汗による湿気がこもりやすく身体に与える負荷(温熱負荷)は大きくなる。本報告では、さまざまな防護服を着用し作業した際の体温等の変化を測定した結果や防護服の違いが身体に及ぼす影響をもとに防護服着用作業時における身体負荷低減のための方策について検討した結果について報告する。
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110C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。