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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。
奥野 浩; 外池 幸太郎; 川崎 弘光*
no journal, ,
軽水炉の経済性をさらに向上させる高燃焼度化のためにウラン初期濃縮度を5wt%より高く(以下、「濃縮度5%超」)することが検討されている。臨界安全の観点では、濃縮度5%超では臨界安全管理の重要度が大幅に増すと考えられている。実際、原子力安全委員会が定めた「特定のウラン加工施設のための安全審査指針」に臨界事故を想定すべきことが述べられていることにも現れている。臨界安全管理を確実に実施するために、(1)濃縮度5%超の条件において臨界計算コードの精度検証を十分に行うこと,(2)濃縮度を実質的に低減する固有の性質を燃料(原料を含む)に持たせる設計等が必要となる。前者の(1)について、濃縮度5%超の既報の臨界ベンチマーク計算結果に基づき、計算精度を検討した。さらに、計算精度向上のため、追加解析等により誤差評価結果を見直した。
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。
高井 俊秀; 中桐 俊男; 稲垣 嘉之
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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。
増田 賢太; 本田 明; 藤田 英樹*; 根岸 久美*
no journal, ,
セメント系材料と地下水との反応により、セメント系材料中の化学的状態の変化や透水性等の物理的特性の変化が起こる。このため、核種の移行挙動や他のバリア材への影響を評価するためには、セメント系材料と地下水との反応とそれに伴う化学的・物理的な状態変化を評価する必要がある。今回は、OPCペースト硬化体と人工海水との反応とそれに伴う透水性の変化を検討した。OPCペースト硬化体の透水係数は、人工海水の通水により低下した。
中山 浩成; 永井 晴康
no journal, ,
大気・陸域・海洋での放射性物質の移行挙動を包括的に予測できるSPEEDI-MPにおいて、原子力施設からの通常運転・事故時放出による放射性物質の拡散問題に対し、LES(Large-Eddy Simulation)を用いた局所域高解像度大気拡散モデルの開発を行っている。今回は、建屋の影響を受けた拡散挙動の再現性を調べるための試験計算として、建屋屋根面から排出された放射性物質拡散に関する数値シミュレーションを行い、本モデルの性能評価を行った。計算結果を既往の風洞実験結果と比較すると、建物周辺での平均風速・乱流強度がよく整合し、複雑乱流挙動がよく再現されていることが確認できた。さらに、平均濃度・変動濃度・瞬間高濃度などについても風洞実験と同様な結果が得られており、本数値シミュレーションモデルの妥当性が実証された。
菅谷 篤志; 堀口 賢一; 田中 憲治; 圷 茂; 山口 貴志*
no journal, ,
東海再処理施設から発生する低放射性廃液には、セメント固化に影響を及ぼす恐れのある化学種が、主成分又は夾雑物として含まれている。本件では、硝酸塩ナトリウムを主成分とするスラリ廃液中に含まれる夾雑物の影響及びリン酸廃液中に含まれるリン酸二水素ナトリウムの影響を確認するために実施した200
規模での混練試験結果を報告する。
渡部 陽子; 川崎 将亜
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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。