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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
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。
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。
三澤 丈治; 中塚 亨; 吉田 啓之; 高瀬 和之
no journal, ,
超臨界圧条件まで拡張した三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを用いて、九州大学で実施した超臨界圧フレオンを用いた7本模擬燃料集合体内熱伝達特性試験に対して、上昇流及び下降流の条件について実験解析を行った。擬臨界エンタルピーを越える高バルクエンタルピー領域においては燃料棒表面温度の評価に課題があるものの、燃料棒内熱伝導を考慮することにより、燃料棒表面温度を予測できることを確認した。
高瀬 和之; 菖蒲 敬久; 月森 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・補修性の確保が必要である。特にNaと水とのバウンダリを形成する蒸気発生器の伝熱管については、プラント寿命中の健全性を確保する補修技術の確立が不可欠となる。そこで、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貴金属粉溶接技術を、実用化段階におけるナトリウム冷却高速増殖炉に対する保守・補修技術として標準化することを目的として本研究を開始した。本報は、シリーズ発表の5番目であり、ファイバーレーザー照射時の微細貴金属粉の溶融挙動の詳細把握を目的として予備的に実施した数値解析の結果について報告する。本研究によって、溶融挙動の高精度予測には、金属粉の熱物性値が大きく影響すること及びレーザー照射による熱量を正確に模擬することが重要であることがわかった。
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。
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。
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。