Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
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。
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。
奥野 浩; 外池 幸太郎; 川崎 弘光*
no journal, ,
軽水炉の経済性をさらに向上させる高燃焼度化のためにウラン初期濃縮度を5wt%より高く(以下、「濃縮度5%超」)することが検討されている。臨界安全の観点では、濃縮度5%超では臨界安全管理の重要度が大幅に増すと考えられている。実際、原子力安全委員会が定めた「特定のウラン加工施設のための安全審査指針」に臨界事故を想定すべきことが述べられていることにも現れている。臨界安全管理を確実に実施するために、(1)濃縮度5%超の条件において臨界計算コードの精度検証を十分に行うこと,(2)濃縮度を実質的に低減する固有の性質を燃料(原料を含む)に持たせる設計等が必要となる。前者の(1)について、濃縮度5%超の既報の臨界ベンチマーク計算結果に基づき、計算精度を検討した。さらに、計算精度向上のため、追加解析等により誤差評価結果を見直した。
矢野 公彦; 鷲谷 忠博; 加瀬 健; 中島 靖雄; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*
no journal, ,
固体不純物として硝酸バリウム結晶を含んだ、硝酸ウラニル六水和物結晶スラリに対してデコーン型連続遠心分離機を用いて洗浄試験を実施し、脱水洗浄による除染効果を確認した。
吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之; 小泉 安郎*
no journal, ,
原子力システムの機構論的熱設計手法開発に用いるため開発中の、詳細二相流解析コードTPFITの検証作業の一貫として、日本原子力研究開発機構及び信州大学では水噴流に対する検証を実施している。本報では、水噴流実験を模擬した解析を、TPFITを用いて行い、第1報で取得した実験と比較した結果を示す。
生田 隆平*; 小泉 安郎*; 高瀬 和之
no journal, ,
原子力システムの機構論的熱設計手法開発に用いるため開発中の、詳細二相流解析コードTPFITの検証作業の一貫として、日本原子力研究開発機構及び信州大学では水噴流に対する検証を実施している。本報では、定常流の状態で水を静止大気中に噴出させた場合の水噴流崩壊についての実験を行い、水噴流挙動の可視化画像を取得するとともに、水噴流崩壊の定義の明確化を図り、流速やノズル径をパラメータとして崩壊距離を測定した結果を示す。
千葉 敏
no journal, ,
MAやLLFP等、放射性であることなどから中性子断面積を直接測定することが困難な核種の断面積を代理反応の方法で決定することが可能である。本講演では、JAEA原子力科学研究所のタンデム加速器による重イオンを用いる代理反応測定計画の全体像について説明する。
高峰 潤; 春山 満夫; 高瀬 操
no journal, ,
核燃料関連施設から発生する放射性廃棄物に含まれるU-235とPu-239原子を非破壊的に定量できることは放射能評価や計量管理にとって非常に重要である。そこで、昨年度発表した、「14MeV中性子直接問いかけ法を用いたPu-239及びU-235の分離測定法の開発」では、小さなマトリクス内にU-235とPu-239が混在している場合、その質量の比はこの研究で構築した理論式と14MeV中性子直接問いかけ法によって測定した遅発・即発計数比を組合せることによって導かれることを証明した。この分離測定法の実用化へのステップとして、実際の測定対象物である廃棄物は、金属で構成されるドラム缶サイズであり、このようなマトリクス内に混在するU-235とPu-239の比を精度よく決定できるかどうかについて検証した。その結果、金属廃棄物に関しては、昨年度開発した分離測定法を用いて、U-235とPu-239の比を精度よく決定できることがわかった。
高瀬 操; 春山 満夫; 高峰 潤
no journal, ,
14MeV直接問いかけ法を用いて高圧縮金属廃棄体を測定する場合、核分裂中性子成分が極めて早い時間に減衰するので検出不可能となる。その問題を解決するため、モンテカルロシミュレーションを用いて、新高速中性子検出器システムを考案した。今回は、その考案した新検出器システムの構築及び実証試験を行ったので、その結果として、熱中性子遮蔽材を従来のカドミウムから炭化ボロンに変更した場合の優れた検出特性について報告する。
青山 佳男; 榊原 哲朗; 山下 利之; 佐々木 尚*; 西川 雄*
no journal, ,
鉛,カドミウムといった有害物質を含む一般の廃棄物の処理にあたっては、有害物質が地下水系に浸出することを抑えることが重要な課題である。一方、放射性廃棄物の処分においてもこれらの有害物質を含む廃棄物の取り扱いが課題となっておりその処理方策は確立されていない。これらの難処理廃棄物にかかる課題を解決するために、加熱のために金属を混ぜなくても非金属の溶融が可能な超高周波誘導炉を使用して有害物を含有する廃棄物を高温場で溶融処理を行い固化体中に閉じ込めることで、安定化させるという新しい処理技術の開発を行った。有害物の対象として原子力分野でも多量に使用される鉛に注目し、溶融時の高温においても揮発しにくく、また、鉛の浸出を低減する組成を検討した。試験は5種の組成について実施し、作製した固化体が均一で健全であり、特別管理産業廃棄物の基準以下となるかについて確認するために密度測定,成分分析及び環境省告示13号による浸出試験を実施した。すべての試料において作製した固化体が健全であることを確認した。固化体中の鉛残存量は最大25%であった。また、浸出試験の結果、すべての試料において特別管理産業廃棄物の判定基準である0.3mg/Lを下回った。以上より超高周波誘導炉による溶融固化処理は放射性廃棄物及び一般の難処理廃棄物の溶融固化処理技術として適用できる見通しを得た。
石見 明洋; 芳賀 広行; 勝山 幸三; 前田 宏治; 永峯 剛
no journal, ,
Amを含有したMOX燃料の熱的性能を確認するため、高速実験炉「常陽」において、Am含有MOX燃料ピンを高線出力で照射した。集合体及び燃料ピンの健全性を確認するため、照射燃料集合体試験施設(FMF)で非破壊試験を実施した。その結果、集合体及び燃料ピンに著しい変形等はなく健全であることを確認した。
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。
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。