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國分 陽子; 鈴木 大輔; Lee, C. G.; 間柄 正明; 木村 貴海; 篠原 伸夫
no journal, ,
保障措置環境試料分析法のパーティクル分析技術の開発では、今後利用の拡大が予想されるMOXから生成する粒子の分析法開発が重要な課題となってきているが、MOX粒子の同位体比同時測定法は開発されていない。本研究では、原子力機構で開発した表面電離型質量分析装置による測定法「連続昇温測定法」の昇温条件を最適化することにより、極微量MOX試料中に含まれるプルトニウムやウランを化学分離することなく、両元素の同位体比を同時に測定する方法を開発した。プルトニウム同位体比標準溶液及びウラン同位体比標準溶液を混合した試料を用いて測定条件の最適化を行った。種々の検討により決定した昇温条件で測定したところ、
Pu/
Pu比及び
U/
Uはそれぞれ保証値と一致し、各同位体のイオン強度も最大を示した。このように、連続昇温法の適用によりMOX中の極微量のPuとUを化学処理することなく、両元素の同位体比の同時測定が可能になり、この結果は保障措置環境試料パーティクル分析のための有効な手法として期待される。
藤原 武; 照沼 直広; 中山 真一
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高レベル放射性廃棄物に含まれる主要な発熱性核種であるSr-90及びCs-137を含む元素群(以下、「発熱性元素群」と呼ぶ)を分離・回収し、必要に応じて保管して発熱量を減衰させることによる処分場設計の柔軟性向上の可能性などに着目し、回収した発熱性元素群を含む廃棄物の特性評価を進めている。発熱性元素群の分離回収方法の一つとして、無機イオン交換体(天然ゼオライトと含水チタン酸の混合物)による吸着法が提案されている。SrとCsを吸着した無機イオン交換体を、ホットプレス装置によって圧力をかけながら加熱して成型と焼結を同時に行った結果、無機イオン交換体は成型・焼結の過程で体積が1/2から1/3にまで圧縮され、コンパクトなSr-Cs焼結体とすることが可能であった。本試験で調製した焼結体は、その母材にゼオライトを含む場合には不均質な焼結体となり、チタン酸のみからなる焼結体は外見上均質な焼結体となった。
山田 知典; 新谷 文将
no journal, ,
原子力機構では原子力プラント全体の耐震シミュレーションを実現可能な3次元仮想振動台の構築を行っている。原子力プラントは多くの部品から構成されるアセンブリ構造物であり、これらの部品の挙動を連成させた全体シミュレーションを行う必要がある。また実稼働中の原子力プラントを取り扱うためには熱,流体等の効果を考慮したマルチフィジックスシミュレーションへの展開が期待されている。本講演では仮想振動台の実現に向け、高並列環境において各部品ごとに独立に生成されたシミュレーション情報を強に連成させることを可能とする解析プラットフォームの構築及び性能評価について述べる。
桂井 清道; 近藤 賀計; 鷲谷 忠博; 明珍 宗孝; 黒田 一彦*; 西川 秀紹*; 滝澤 毅幸*; 山下 一彦*
no journal, ,
高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)の一環として開発中の回転ドラム型連続溶解槽に使用する軸受の耐久性試験結果から得られた知見を報告する。溶解槽は高線量下に置かれるため無潤滑タイプの軸受の使用が望まれるが、転がり軸受を使用する場合は揺動での切替え動作時にすべり摩擦を繰り返し生じることから高荷重に耐える軸受機種の選定には厳しい制約がある。ここでは無潤滑タイプの機種候補としてオールセラミックス転がり軸受,ハイブリッド転がり軸受,カーボンすべり軸受及び空気軸受を対象とした小型規模の耐久性試験を実施し、候補機種の絞込み結果と改善策を紹介する。
西川 弘之; 鬼沢 邦雄
no journal, ,
加圧熱衝撃時における原子炉圧力容器の健全性評価手法に関する規格・基準の妥当性確認に資することを目的に、原子力機構では確率論的破壊力学解析コードPASCAL2の整備を進めている。本研究では、肉盛溶接部に着目したPASCAL2の解析機能のうち、き裂進展評価法の改良を行った。改良したPASCAL2コードを用いて、き裂進展モデル及び肉盛溶接により生じる残留応力分布が破壊確率に及ぼす影響を評価した。この結果、過渡事象の種類に対応して、これらのモデル及び分布は、破壊確率に対し2倍以上の影響を及ぼすことが示された。
瀬川 麻里子; 甲斐 哲也; 酒井 卓郎; 篠原 武尚; 中村 龍也; 松林 政仁; 原田 正英; 及川 健一; 前川 藤夫; 大井 元貴; et al.
no journal, ,
非破壊での2次元可視化元素分析技術は基礎科学,応用科学,産業分野などからその開発・高度化が期待されている。本研究はパルス中性子を用いた2次元TOFイメージングによる核種毎の可視化・計測を目指した新技術の確立を目的とする。これまで原子力機構が開発した高速度撮像中性子ラジオグラフィ技術(HFR-NR)を基盤技術として、高速度カメラを使用した連続TOFイメージング実験をJ-PARCで実施した。本実験により中性子の共鳴特性を利用することで元素同定が可能であることを実証した。
野澤 貴史
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BA活動におけるSiC/SiC複合材料の研究開発では、SiC/SiC複合材料を主として用いた動力用原型炉先進ブランケット設計のための機械及び物理特性データの取得と性能確認をオールジャパン体制で実施する計画にある。特に機械特性評価では、設計上重要な寿命と強度異方性の評価を評価指標定義から試験法開発,性能確認の流れで段階的に行う。また、構成要素特性から間接的に複合材料の総合特性を高精度に予測する技術の開発を目指す。一方、物理特性評価では、SiCを始めとする機能性セラミックスの電気特性の照射下その場測定を通じて、機能実証と原型炉応用に向けた設計指針の提示を目指す。本講演では、BAにおけるセラミック材料開発について、これまでの活動進捗と今後の展望について概説する。
近藤 賀計; 桂井 清道; 鷲谷 忠博; 明珍 宗孝
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再処理工程で発生が予想される代表的なスラッジであるモリブデン酸ジルコニウムを高速炉燃料溶解時の模擬溶解液の濃度条件により生成し、その生成挙動と水酸化ナトリウム,シュウ酸並びに過酸化水素による洗浄性を評価した。また、モリブデン酸ジルコニウムの金属面への付着量についても検討した。
天本 一平; 小藤 博英; 明珍 宗孝; 都築 達也*; 三田村 直樹*; 高崎 康志*; 矢野 哲司*; 寺井 隆幸*
no journal, ,
高速増殖炉サイクル実用化調査研究(FaCT)の副概念である金属電解法による乾式再処理プロセスを成立させるためには、同プロセスから発生する使用済み電解質の再生利用を図り、高レベル放射性廃棄物の発生容量を抑制する必要がある。この取組みの一環として、原子力機構では、使用済み電解質中の核分裂生成物(FP)をリン酸塩に転換して媒質とFPを分離する技術開発を行っている。今回、使用済み電解質に溶け込んだFPリン酸塩に対する収着機能が期待できる材料の開発を実施し、これを用いて可溶性FPを回収する試験を行ったところ、目標を達成することができた。
山口 耕平; 本田 明; 稲垣 学; 油井 三和; 齋藤 宏則*
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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
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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。
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*
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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。
寺田 宏明; 西沢 匡人; 永井 晴康; 茅野 政道; 佐々木 耕一*
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包括的動態予測システムSPEEDI-MP(SPEEDI Multi-model Package)の開発の一環として、本研究では、SPEEDI-MPの数値モデル群のうち大気拡散モデルにより、六ヶ所村の再処理施設周辺における環境モニタリングで測定される空気吸収線量率と地上放射能濃度の変動を再現し、施設起因及び自然起源放射性核種の線量率寄与を弁別評価して再処理施設の環境影響評価を行うため、数値モデルの改良と性能評価を実施した。再処理施設敷地内のモニタリングポストで線量率の上昇が計測された2007年9月10日0024時(JST)について、これまでに実施した主排気筒放出口高度に平均的な排煙上昇高度を加算して求めた固定の放出高度を用いた解析から、排煙上昇過程を正確に考慮することで、線量率の予測精度が改善する可能性が示唆された。そこで、粒子拡散モデルの排煙上昇過程として、Briggsの運動量ジェット上昇過程モデル(Briggs, 1969、Briggs, 1984など)を導入したところ、線量率変動の再現性向上が確認できた。
九石 正美; 永谷 睦美; 木村 誠; 鈴木 英明; 藤田 朝雄; 千々松 正和*
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塩水環境下の緩衝材中で生じる塩濃縮・析出プロセスの現象理解及び熱-水-応力-化学(以下、THMC)連成解析システムの確証データの取得を目的として、塩水浸潤試験を実施している。本稿では緩衝材中の保水形態のモデル化と可溶性塩の抽出分析値から不飽和間隙水の濃度を逆解析的に推定する手法を提案し、推定される不飽和間隙水組成値とTHMC連成解析結果の比較を行った。
Lee, C. G.; 鈴木 大輔; 江坂 文孝; 間柄 正明; 木村 貴海; 篠原 伸夫
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フィッショントラック(FT)法と表面電離型質量分析(TIMS)法の組合せによる保障措置環境試料パーティクル分析法(FT-TIMS法)において、分析対象となるウラン粒子の検出は熱中性子照射により検出器に形成されるFTから同定するので高感度な検出が可能である。この際、ウラン粒子によるFTのエッチング速度は粒子の濃縮度の増加とともに速くなることを利用して、保障措置上重要となる高い濃縮度のウラン粒子を選択的に検出できる方法を開発した。濃縮度の異なるウラン粒子を含む試料(10%濃縮ウランと天然ウラン)を作製して実証実験を行った結果、FT検出器のエッチング時間の制御に加えて、FTとそれに対応する粒子を比較することにより、10%濃縮ウランが選択的に検出できることが示された。この方法は質量分析の前にウラン粒子の濃縮度が推定できることから、保障措置上有効な粒子検出法として期待される。
安藤 真樹; 福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 山本 徹*; 安藤 良平*
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軽水炉MOX炉心の中性子スペクトルを模擬する試験体系をFCAに構成し、ウラン及びプルトニウムのサンプルを用いたドップラー反応度を測定し、MOX燃料のドップラー反応度評価に資するデータを取得することを計画・実施中である。本発表では、その全体計画と第1試験として実施したウラン炉心でのウランサンプルを用いたドップラー反応度測定及び解析の結果を報告するものである。本試験では、JENDL-3.3及びこれまでのFCA実験において実績のある解析手法を用い実験解析を行った結果、臨界性やドップラー反応度について良好な解析予測精度が得られることを確認した。