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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
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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*
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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
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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。
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。
増田 賢太; 本田 明; 藤田 英樹*; 根岸 久美*
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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*
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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。
田川 明広; 山下 卓哉
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本研究では、高速増殖炉(FBR)の炉内構造物の目視検査装置開発を目的とし、高温ナトリウム(Na)中で使用可能なセンサを試作し、Na中での特性試験を実施したので報告する。Na中画像化試験では幅0.3mmのスリット欠陥が検出可能であることを確認した。
久野 剛彦; 根本 弘和*; 岡野 正紀; 五十嵐 万人*; 山田 敬二; 綿引 優
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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
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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。
高原 省五; 木村 仁宣; 本間 俊充; 小栗 朋美*
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屋内退避は、原子力災害時に実施される防護措置の一つである。本研究では、避難施設の被ばく低減効果を評価するために、島根県地域防災計画に記載された避難施設の建築材料及び構造を調査した。またこれらの情報に基づき、施設の被ばく低減効果を評価する方法について検討した。
小栗 朋美*; 高原 省五; 木村 仁宣; 本間 俊充
no journal, ,
本研究では、島根県地域防災計画に記載された避難施設の被ばく低減効果の指標とするための遮へい係数を、設計図面から調査した情報に基づいてモンテカルロコードMCNP5を用いて3次元的に評価した。その結果、避難施設の被ばく低減効果を考慮して防災計画を検討するのに必要な基礎データを得ることができた。
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。