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藤原 武; 照沼 直広; 中山 真一
no journal, ,
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。
近藤 賀計; 桂井 清道; 鷲谷 忠博; 明珍 宗孝
no journal, ,
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。
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。
永井 晴康; 寺田 宏明; 西沢 匡人; 中山 浩成
no journal, ,
原子力緊急時対応システムとして開発したSPEEDI, WSPEEDIを発展させ、さまざまな環境研究に適用可能な数値環境システムSPEEDI-MPの開発を進めている。SPEEDI-MPの大気拡散モデル開発では、現有モデルの精度向上と機能拡張を進めるとともに、新規モデルの開発や導入により適用範囲の拡張を図っている。現有モデルの機能拡張として、WSPEEDIの大気力学モデルと粒子拡散モデルについて、六ヶ所再処理施設の環境影響評価に適用するための改良と性能評価を進めている。また、新規モデルとして、施設近傍での建造物の影響を受けた気流・乱流・拡散場を数m程度の計算格子で再現可能な高分解能大気拡散モデルを構築し、施設近傍での詳細拡散予測や安全審査における風洞実験の代替手段としての利用のほか、都市域での有害物質拡散予測に適用することを目指している。さらに、全球化学物質輸送モデルMOZART2の導入を行い、過去約50年間に世界の再処理施設から放出されたI-129の全球スケールの拡散解析を進めている。
Cm
O
の熱伝導度西 剛史; 高野 公秀; 赤堀 光雄; 荒井 康夫
no journal, ,
マイナーアクチノイド(MA)含有酸化物燃料の研究開発では、Cm添加に伴う燃料の物性変化を評価することが重要な課題の一つと考えられている。そこで本研究では、Cm含有酸化物の熱物性取得の一環としてPuCm酸化物固溶体を調製し、レーザフラッシュ法により熱拡散率を、投下型熱量法により比熱を測定し、実測に基づく熱拡散率と比熱の値からPuCmO
及びPuCmO
の熱伝導度を算出した。473, 523, 573Kにおける熱伝導度の経時変化で見られる熱伝導率の低下は、
崩壊による格子欠陥の蓄積の影響を考慮したフィッティング曲線と良い一致を示したため、
Cmの崩壊による格子欠陥の蓄積に起因していることが明らかとなった。また、未損傷状態の理論密度におけるPuCmOの熱伝導度はPuCmOの熱伝導度よりも大きいことが観察され、酸化物で一般的に見られる酸素欠陥による熱伝導度の低下についても観察された。さらに、PuCmOの熱伝導度はPuOの熱伝導度と大きな差がないことも明らかとなった。
上田 吉徳*; 石田 倫彦; 玉置 等史; 村松 健
no journal, ,
我が国では原子力安全規制へのリスク情報の活用が検討されている。原子力安全基盤機構では、再処理施設のPSA手順整備に資するため同施設で想定される各種事象に対するPSAの適用研究を行っている。その一環として、再処理施設のPSAにおける発生頻度評価の品質向上に資するため、再処理施設を対象とした機器故障率データの整備を実施している。実施内容は大きく2つに区分され、1つは、我が国で唯一の運転経験である、原子力機構東海再処理施設の保全データを活用した故障率データの算出である。1つは、各種データベース中の援用データ候補について、援用データの適切性の判断にかかわる情報を調査する援用データの調査・整理・分析である。本報告では再処理施設を対象とした機器故障率データの整備の背景及び全体概要を述べる。
三原 守弘; 亀井 玄人; 中澤 俊之*; 山田 憲和*
no journal, ,
一部のTRU廃棄物に含まれる硝酸イオンの核種移行パラメータへの影響を評価するために、酸化状態が鋭敏なNp(IV), Tc(IV)及びSe(0)について硝酸イオン共存の溶解度試験を実施した。硝酸イオンの酸化による顕著な溶解度の上昇は見られなかった。また、硝酸イオンの濃度の増加に伴うNp(V)の溶解度の低下は、錯体形成定数の見直し及び高イオン強度における活量係数の補正により説明することができた。
中澤 俊之*; 山田 憲和*; 三原 守弘
no journal, ,
地層処分環境における硝酸イオンの還元物質であるアンモニアに着目して、錯体形成の可能性が高いと想定されるPd及びNbについて溶解度試験を実施した。既報では、アルカリ性領域を中心としたが、熱力学データのより広範な適用性を確認するため、中性領域についても試験を実施した。Nbについては、溶解度へのアンモニア濃度の影響は見られなかったが、Pdについては、既報と同様、中性領域でもアンモニア濃度の増加に伴うPd濃度の上昇が見られた。Pdの沈殿物としてPdO(am)が同定され、試験結果に基づいた熱力学データを用いて溶解度の評価を試みた。
齋藤 亮*; 中谷 篤史*; 多田 浩幸*; 熊坂 博夫*; 小林 保之
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高レベル放射性廃棄物の地層処分施設におけるセメントの使用を極力抑えた坑道支保工として提案している岩石利用セグメントに関して、低アルカリ性モルタルを用いた複合材料の強度・変形,pHの各特性について実験的な検討を行った。その結果、普通ポルトランドセメントを使った普通モルタルに比べ、低アルカリ性モルタルを使った場合は、複合材料としての強度・変形特性が多少低下するものの、支保工仕様を満足しており、pHについては低く、材齢の経過に伴い漸減する傾向にあることがわかった。
加藤 正人; 森本 恭一; 鹿志村 元明; 菅田 博正*
no journal, ,
Pu含有率,O/M比をパラメータとしてMOXの融点測定を行い、理想溶液モデルを用いて固相線温度,液相線温度の解析を行った。MOXの固相線温度はO/Mが下がるほど上昇した。理想溶液モデルにより解析を行い、固相線温度を
20Kで再現した。
國丸 貴紀; 山中 義彰*
no journal, ,
地層処分における沿岸域(海岸線付近の陸地から浅海域までを含む領域)の地質環境を対象とした調査・評価では、基本的に幌延と瑞浪の深地層の研究計画で、これまでに得られた内陸の地質環境の調査・評価技術が活用できるが、長期的な海水準変動の影響や塩水と淡水の混在などを考慮しつつ重要な現象を理解する必要がある。そこで、幌延深地層研究計画では、同地域を例として、「海域から陸域までを包含した地質環境を対象に、沿岸域特有の地質環境特性に関する知見を蓄積しつつ、調査・評価技術の信頼性向上と体系化を進める」ことを目標として、実際の調査事例に基づく研究開発を進めている。本研究では、幌延の沿岸域で実施したボーリング調査に関する計画立案時の技術的支援,調査実施時の聞き取り調査,調査結果の解釈・評価にかかわる作業などを通じてノウハウや判断根拠などの知識を抽出・整理し、沿岸域統合化データフローの構築に反映している。
荻野 英樹; 中島 靖雄; 加瀬 健; 小泉 聡*; 石井 英之*
no journal, ,
200tHM/year規模相当の遠心抽出器を設計,製作し、その運転可能領域を試験により求めることにより、ロータ設計方法の妥当性を評価したので、その結果について報告する。
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00
24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。
國分 陽子; 鈴木 大輔; Lee, C. G.; 間柄 正明; 木村 貴海; 篠原 伸夫
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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。