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島田 太郎; 宇野 祐一*; 田中 忠夫; 中山 真一
no journal, ,
原子力施設の解体後、敷地が解放され再使用されることが想定される。規制当局によって設定される年間基準線量に相当する核種別土壌濃度を被ばく線量評価によって算出することが求められる。本研究ではクリアランスレベル算出のために原子力機構が開発したPASCLRコードを、敷地の再使用シナリオに合わせて、評価できるよう改良した。特に、土壌表面に放射性核種が残存することを想定し、外部被ばく及び再浮遊粉じんの吸入摂取等の被ばく経路について詳細な評価条件を与えられるようにした。その結果、Co-60を主要核種とする場合、被ばく線量の8割以上が土壌表面に沈着したCo-60からの直接放射線による外部被ばくで占められることが確認された。
MoO
-NaMoO共晶塩中における溶存ウランのCV測定永井 崇之; 福嶋 峰夫; 明珍 宗孝; 上原 章寛*; 山名 元*
no journal, ,
LiMoO-NaMoO共晶塩を対象にCV測定を行い、電位窓が塩化物溶融塩よりも狭いことを確認し、UO粉末を溶解したLiMoO-NaMoO共晶塩のCV測定を行い、溶存ウランの酸化還元挙動を観察した。
野澤 貴史
no journal, ,
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。
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。
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。
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。
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。
久野 剛彦; 根本 弘和*; 岡野 正紀; 五十嵐 万人*; 山田 敬二; 綿引 優
no journal, ,
再処理施設におけるウラン(IV), (VI)及び酸濃度のインライン方式による分析技術開発として、光ファイバーで分光光度計に接続した液浸型分光プローブによる再処理工程内ウラン溶液(U濃度: 200g/L;, 酸濃度0.2
5mol/Lの吸光スペクトルを測定し、ウランの吸収波長におけるピーク高さと酸濃度による吸光スペクトル形状の変化から、ウラン(IV), (VI)及び酸濃度の同時分析を試みた。
荒井 陽一; 竹内 正行; 大河内 春夫; 加藤 利弘*; 加瀬 健; 中島 靖雄
no journal, ,
使用済燃料再処理時の流れ場環境における工程管理技術として、微分パルスボルタンメトリ(DPV)法によるU, Puのインライン測定法について、コールド試験をもとに検討した結果、油分・気泡による影響についてはさらなる調査が必要であるものの、液流動性の影響は軽微であることを確認した。
前田 誠一郎; 水野 朋保; 青山 卓史; 北村 了一; 竹内 則彦; 安部 智之
no journal, ,
アメリシウム(Am)等のマイナーアクチニド(MA)を含有した高速炉用燃料の熱的性能を確認するために、高速実験炉「常陽」において、Amを含有させた低密度MOX燃料を用いて高線出力での照射を行うとともに照射後試験を実施している。本報告では、この照射試験にかかわる全体計画,概要について紹介する。
山下 照雄; 正木 敏夫; 中島 正義; 中崎 和寿; 豊嶋 幹拓
no journal, ,
高レベル放射性廃液のガラス固化溶融炉の長寿命化を図ることを目的とした目標炉壁温度について、必要な熱バランス条件を小型炉試験装置と計算コードにより検討した。
のエンタルピー測定と比熱の評価森本 恭一; 加藤 正人; 鹿志村 元明; 西 剛史; 市瀬 健一; 伊藤 昭憲; 小笠原 誠洋*
no journal, ,
MOX燃料の比熱は燃料設計における原子炉過渡時の評価や熱伝導率評価(レーザーフラッシュ法)において必要となる物性値である。本報告ではMOX燃料の基礎物性測定の一環として、高温域を中心としたPuOのエンタルピー測定を実施し、比熱の温度依存性及びO/Pu比依存性についての評価を行った。
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。