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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。
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。
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。
森山 清史; 田代 信介; 千葉 慎哲; 中村 秀夫; 中村 康一*
no journal, ,
軽水炉シビアアクシデント(SA)晩期の格納容器(CV)内ガス状ヨウ素挙動を把握するため、ヨウ化セシウム水溶液にCo-60
線を照射したときのガス状ヨウ素放出量を測定する実験を行った。pH緩衝剤によりpH7に調整された条件で、雰囲気の酸素濃度を変えた場合の有機物の影響に関するデータを得た。空気雰囲気と比較して、低酸素及び無酸素条件では有機物濃度が高い場合にヨウ素放出量が減少する傾向が顕著になった。本試験結果はヨウ素の反応における有機物の影響が酸素濃度の影響を受けることを示すものでありBWR等の低酸素雰囲気条件でのヨウ素挙動を推測するうえで重要である。
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。
江連 俊樹; 木村 暢之; 宮越 博幸; 上出 英樹
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉上部プレナムの自由液面で発生が懸念されているガス巻込み現象について、実機安全性評価のために、ガス巻込み量に関する情報が必要となっている。そこで、本報では、ガス巻込みを発生させる基礎的な実験体系において、ガス巻込み量評価に必要な気泡径を計測し、気泡径分布を等価直径分布として定量化した。その結果、ガス巻込み気泡の等価直径は1.0-2.0mmが支配的であることがわかった。
春日井 好己; 八島 浩*; 松田 規宏; 木下 哲一*; 松村 宏*; 岩瀬 広*; 中島 宏; 坂本 幸夫; 平山 英夫*; 石橋 健二*; et al.
no journal, ,
平成19年度より米国FERMI国立加速器研究所との共同研究により行っている高エネルギー陽子加速器を使った遮へい実験において、放射化検出器を使った反応率分布測定を行っている。測定結果から導出した遮へい体系中の中性子スペクトル(5
100MeV)とその系統性について報告する。実験はFERMI研究所の反陽子(Pbar)ターゲットステーション(AP0)で行った。実験には放射化法を用い、金属試料(Al, Nb, Bi等)を鉄及びコンクリートで構成された遮へい体系中に設置した。陽子ビーム入射(入射陽子エネルギー:120GeV,平均ビーム強度:
p/s)を行った後、試料を遮へい体から取り出し、ゲルマニウム検出器により試料中の放射能測定を行い、反応率分布を得た。5100MeVの中性子スペクトルを5つのパラメータを含む関数で表し、非線形最小二乗法により反応率に対する
値が最小になるようにパラメータを決定した。これらの結果から、体系中のスペクトル変化を系統的に議論する。
浜田 紀昭*; 藤又 和博*; 椎名 孝次*; 早川 教*; 渡辺 収*; 山野 秀将
no journal, ,
Na冷却高速炉において、加速流れ中の液中渦により発生する可能性があるキャビテーションを予測するため、伸長渦理論に基づく液中渦予測手法を開発した。本手法をFBR実用炉の縮小モデル試験に適用し、キャビテーションの発生を予測できる見通しを得た。
川島 克之; 大木 繁夫; 大久保 努; 水野 朋保
no journal, ,
FaCTプロジェクトでは、将来的なFBR実用時期を見据え、核不拡散性をより高めた高速炉サイクルの追求を設計目標の一つとしている。高速炉のブランケットには
Puの組成割合が比較的高いPuが生成される。炉心設計においては、ブランケットあるいはブランケット生成Puの取扱いを工夫することにより、内在的な核拡散要因を低減できる可能性がある。本検討では、1500MWe MOX燃料炉心において、径方向ブランケットを削除した場合の炉心核特性及び核不拡散性向上への影響について検討した。
岩井 保則; 山西 敏彦
no journal, ,
将来の大規模トリチウム取扱施設においてモレキュラーシーブ5Aを水分吸着剤に適用する場合、おもに水分脱離の困難さから水分吸着塔が巨大化する懸念があった。よってカルシウムをカチオンとし、シリカアルミナ比を高めたフォジャサイト型ゼオライトを水分吸着剤に適用することを着想した。シリカアルミナ比の高いゼオライトを使用することで水分脱離性能は大幅に改善することを明らかとした。また313Kで吸脱着の繰返操作を実施した場合、トリチウム除去係数は水分吸着塔の空塔速度に強く依存した。除去係数1000以上を確保するためには空塔速度を250h
以下とする必要があることを示した。カルシウムをカチオンとするゼオライトは低水蒸気分圧で優れた水分吸着性能を示すが、SiO/AlO
を7以上にするとこの特性が失われることを明らかとした。CaY型フォジャサイトゼオライトではSiO/AlOを5に調整したゼオライトが水分吸着剤に適していることを明らかとした。
飛田 健次
no journal, ,
日本原子力学会の総合講演の一つとして「原子力システムにおける低放射化技術」研究専門委員会の成果を報告する。開発途上の核融合の場合、低放射化に対する社会的要請はさほど強くないとはいえ、廃棄物に対する姿勢が核融合に対するPAの重要な側面になることは疑いがなく、研究の意義がある。核融合炉の低放射化のためには、(1)遮蔽強化設計の導入,(2)材料中の有害元素の低減,(3)放射性廃棄物の再利用を可能にする炉概念研究が重要である。これらの方策を講ずると、埋設すべき廃棄物の量は4,000トン程度まで低減可能である。核融合炉の低放射化及び廃棄物低減化の評価においては、核融合特有の決定核種(たとえば、Be-10, Al-26, Nb-91など)の廃棄物処分濃度の評価、及びその評価値に対するコンセンサス形成が課題である。また、核融合機器の中には、超伝導コイルのように単一材料まで解体できないものがある。このような機器は、たとえクリアランスレベル以下の低放射線濃度であっても単一材料でないためにクリアランスの資格がない。材料ごとに分別可能な機器設計または解体技術の開発により一層の廃棄物低減の可能性がある。
溶融塩中での電解精製シーケンシャル試験倉田 正輝*; 村上 毅*; 北脇 慎一; 仲吉 彬; 福嶋 峰夫
no journal, ,
金属燃料の乾式再処理では、陽極に装荷した燃料から核物質やFPのほかに金属燃料構成材料のZrが溶解する。実用を模した連続的な電解シーケンスにおいて、Zr溶解が始まる条件、陰極回収物へのZr混入、系全体の物質収支、等を明らかにした。
Pd(n,)反応の実験データによる核準位構築; 自動核準位構築法の適用とその結果金 政浩; 大島 真澄; 原 かおる; 木村 敦; 藤 暢輔; 小泉 光生
no journal, ,
2009年春の年会G05で報告したSTELLAによるPd(n,)の実験データの解析を進め、2008年秋の大会B22までに紹介してきたPCによる自動核準位構築法を適用した。その結果を前回報告した解析結果と比較し、自動構築を行わない解析と同等の結果を得られ、正確性・迅速性における、自動構築法の有用性を確かめた。
伊藤 裕人; 鬼沢 邦雄
no journal, ,
原子力機構では、構造機器の健全性評価に関する規格・基準における保守性や安全裕度についての相対評価や定量評価等に活用するため、応力腐食割れを考慮して配管溶接部の破損確率を評価する確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL-SPの開発を進めている。本報では、新たに提案された複数の欠陥に対する管の破壊評価法と、JSME維持規格で規定されている現行評価法の相違を検討した。この結果、現行評価法が有する保守性を破損確率の観点から定量的に評価できた。また、破壊評価する際に用いる流動応力の確率分布モデルに関して感度解析を行った。この結果、分布型は破損確率が低い場合にのみ影響を及ぼし、累積確率には大きな影響を及ぼさないことが示された。
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。