Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
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。
矢野 公彦; 鷲谷 忠博; 加瀬 健; 中島 靖雄; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*
no journal, ,
固体不純物として硝酸バリウム結晶を含んだ、硝酸ウラニル六水和物結晶スラリに対してデコーン型連続遠心分離機を用いて洗浄試験を実施し、脱水洗浄による除染効果を確認した。
吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之; 小泉 安郎*
no journal, ,
原子力システムの機構論的熱設計手法開発に用いるため開発中の、詳細二相流解析コードTPFITの検証作業の一貫として、日本原子力研究開発機構及び信州大学では水噴流に対する検証を実施している。本報では、水噴流実験を模擬した解析を、TPFITを用いて行い、第1報で取得した実験と比較した結果を示す。
生田 隆平*; 小泉 安郎*; 高瀬 和之
no journal, ,
原子力システムの機構論的熱設計手法開発に用いるため開発中の、詳細二相流解析コードTPFITの検証作業の一貫として、日本原子力研究開発機構及び信州大学では水噴流に対する検証を実施している。本報では、定常流の状態で水を静止大気中に噴出させた場合の水噴流崩壊についての実験を行い、水噴流挙動の可視化画像を取得するとともに、水噴流崩壊の定義の明確化を図り、流速やノズル径をパラメータとして崩壊距離を測定した結果を示す。
千葉 敏
no journal, ,
MAやLLFP等、放射性であることなどから中性子断面積を直接測定することが困難な核種の断面積を代理反応の方法で決定することが可能である。本講演では、JAEA原子力科学研究所のタンデム加速器による重イオンを用いる代理反応測定計画の全体像について説明する。
高峰 潤; 春山 満夫; 高瀬 操
no journal, ,
核燃料関連施設から発生する放射性廃棄物に含まれるU-235とPu-239原子を非破壊的に定量できることは放射能評価や計量管理にとって非常に重要である。そこで、昨年度発表した、「14MeV中性子直接問いかけ法を用いたPu-239及びU-235の分離測定法の開発」では、小さなマトリクス内にU-235とPu-239が混在している場合、その質量の比はこの研究で構築した理論式と14MeV中性子直接問いかけ法によって測定した遅発・即発計数比を組合せることによって導かれることを証明した。この分離測定法の実用化へのステップとして、実際の測定対象物である廃棄物は、金属で構成されるドラム缶サイズであり、このようなマトリクス内に混在するU-235とPu-239の比を精度よく決定できるかどうかについて検証した。その結果、金属廃棄物に関しては、昨年度開発した分離測定法を用いて、U-235とPu-239の比を精度よく決定できることがわかった。
高瀬 操; 春山 満夫; 高峰 潤
no journal, ,
14MeV直接問いかけ法を用いて高圧縮金属廃棄体を測定する場合、核分裂中性子成分が極めて早い時間に減衰するので検出不可能となる。その問題を解決するため、モンテカルロシミュレーションを用いて、新高速中性子検出器システムを考案した。今回は、その考案した新検出器システムの構築及び実証試験を行ったので、その結果として、熱中性子遮蔽材を従来のカドミウムから炭化ボロンに変更した場合の優れた検出特性について報告する。
青山 佳男; 榊原 哲朗; 山下 利之; 佐々木 尚*; 西川 雄*
no journal, ,
鉛,カドミウムといった有害物質を含む一般の廃棄物の処理にあたっては、有害物質が地下水系に浸出することを抑えることが重要な課題である。一方、放射性廃棄物の処分においてもこれらの有害物質を含む廃棄物の取り扱いが課題となっておりその処理方策は確立されていない。これらの難処理廃棄物にかかる課題を解決するために、加熱のために金属を混ぜなくても非金属の溶融が可能な超高周波誘導炉を使用して有害物を含有する廃棄物を高温場で溶融処理を行い固化体中に閉じ込めることで、安定化させるという新しい処理技術の開発を行った。有害物の対象として原子力分野でも多量に使用される鉛に注目し、溶融時の高温においても揮発しにくく、また、鉛の浸出を低減する組成を検討した。試験は5種の組成について実施し、作製した固化体が均一で健全であり、特別管理産業廃棄物の基準以下となるかについて確認するために密度測定,成分分析及び環境省告示13号による浸出試験を実施した。すべての試料において作製した固化体が健全であることを確認した。固化体中の鉛残存量は最大25%であった。また、浸出試験の結果、すべての試料において特別管理産業廃棄物の判定基準である0.3mg/Lを下回った。以上より超高周波誘導炉による溶融固化処理は放射性廃棄物及び一般の難処理廃棄物の溶融固化処理技術として適用できる見通しを得た。
石見 明洋; 芳賀 広行; 勝山 幸三; 前田 宏治; 永峯 剛
no journal, ,
Amを含有したMOX燃料の熱的性能を確認するため、高速実験炉「常陽」において、Am含有MOX燃料ピンを高線出力で照射した。集合体及び燃料ピンの健全性を確認するため、照射燃料集合体試験施設(FMF)で非破壊試験を実施した。その結果、集合体及び燃料ピンに著しい変形等はなく健全であることを確認した。
三澤 丈治; 中塚 亨; 吉田 啓之; 高瀬 和之
no journal, ,
超臨界圧条件まで拡張した三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを用いて、九州大学で実施した超臨界圧フレオンを用いた7本模擬燃料集合体内熱伝達特性試験に対して、上昇流及び下降流の条件について実験解析を行った。擬臨界エンタルピーを越える高バルクエンタルピー領域においては燃料棒表面温度の評価に課題があるものの、燃料棒内熱伝導を考慮することにより、燃料棒表面温度を予測できることを確認した。
高瀬 和之; 菖蒲 敬久; 月森 和之; 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・補修性の確保が必要である。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、プラント寿命中の健全性を確保する補修技術の確立が不可欠となる。そこで、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ナトリウム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本研究を開始した。本報は、シリーズ発表の5番目であり、ファイバーレーザー照射時の微細貴金属粉の溶融挙動の詳細把握を目的として予備的に実施した数値解析の結果について報告する。本研究によって、溶融挙動の高精度予測には、金属粉の熱物性値が大きく影響すること及びレーザー照射による熱量を正確に模擬することが重要であることがわかった。
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。
山口 耕平; 本田 明; 稲垣 学; 油井 三和; 齋藤 宏則*
no journal, ,
国際共同研究LCS(Long-term Cement Study)の一環として、花崗岩中の天然亀裂コアへの高pH溶液の通水実験結果(Mader et al., 2006)を用いて、化学反応とこれに伴う物質輸送特性の変化に関するベンチマーク解析を行った。その結果、実験的に観察された閉塞傾向を、物質輸送・化学反応連成モデルにより再現することができた。
中谷 隆良; 船橋 英之; 石戸谷 公英; 佐々木 良一*; 黒沢 満*
no journal, ,
本評価は、ウラン廃棄物の余裕深度処分について、原子力安全委員会から示された3区分のシナリオのうち「変動シナリオ」について、日本原子力学会の考え方等を参考にして評価シナリオの検討及びパラメータ設定を行い、予察的な被ばく線量評価を実施した。
狩野 茂; 小林 秀和; 山下 照雄; 捧 賢一
no journal, ,
先進サイクルシステムにおいて発生が予想される高レベル放射性廃液に対する現行固化技術であるホウケイ酸ガラス固化の適用性について、ルツボによる非放射性固化ガラス試料を作製することにより確認した。高含有化に伴いMo含有率が増加していくが、廃棄物含有率20
30wt%においてはMo固溶上限以下であり、均質な固化ガラスが得られる組成範囲内に収まる見通しが得られた。しかしながら廃棄物含有率が30wt%を超えると、Mo固溶上限に近づき、35wt%においては上限を超え、Mo酸塩が析出しやすい領域に至ってしまうことがわかった。Moの含有量を分離等により低減させることができれば30wt%超の高含有化を達成でき、廃棄体発生量をさらに減少させることが可能であることがわかった。
月森 和之; 菖蒲 敬久; 高瀬 和之; 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・補修性の確保が求められる。本研究は、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金属粉溶融技術を実用化段階におけるNa冷却高速増殖炉の蒸気発生器の伝熱管に対する保守・補修技術として確立することを目的としている。
吉村 公孝*; 岡崎 幸司*; 大里 和己*; 中嶋 智*; 大澤 健二*; 藪内 聡; 山中 義彰; 茂田 直孝
no journal, ,
陸域から海域にかけて連続的に地下深部までの地質環境に関する情報を得る物理探査手法については、適用可能な既存技術のみでは得られる情報が十分ではないため、陸域あるいは海域で適用可能な手法の組合せなどにより、必要な質・量の情報を取得できるよう技術の高度化を図る必要がある。このため、このような沿岸域を対象とした物理探査手法の高度化を目的として、北海道幌延町で陸域から海域にかけて連続した電磁法探査の適用試験を実施した。適用試験の結果、得られた比抵抗構造から陸域から海域に渡る褶曲構造を推定することができた。また、海岸線付近から陸域にかけての深度1km以浅に認められる高比抵抗部分は、塩分濃度が異なる地下水の分布を示唆するものと考えられる。このように沿岸域における地質構造や地下水性状に関する情報を得ることができ、沿岸域における地質環境調査技術としての本電磁法探査技術の有効性を示すことができた。