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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110
C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。
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。
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。
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。
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。
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*
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。
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。
寺田 宏明; 西沢 匡人; 永井 晴康; 茅野 政道; 佐々木 耕一*
no journal, ,
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*
no journal, ,
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。
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。