Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
内川 貞夫; 中野 佳洋; 大久保 努
no journal, ,
軽水炉技術に立脚した水冷却高速炉であるFLWRにおいて、高富化度MOX燃料棒と天然ウラン又は低濃縮度のUO
燃料棒を集合体内で非均質(アイランド型)に配置した稠密格子燃料集合体により、核分裂性Pu残存比1.0以上を確保してPuの多重リサイクル利用を実現できる見通しを得た。
菖蒲 敬久; 漆崎 幸憲*; 市村 誠*; 天谷 浩一*; 矢田 浩基; 高瀬 和之; 村松 壽晴
no journal, ,
レーザー溶接補修技術の確立を目指し、ファイバーレーザー及びコールドスプレー法により発生する残留応力/ひずみ分布を高エネルギー放射光X線により計測し、その有利性を検討した。SPring-8, BL22XUを用いた放射光応力測定を実施した結果、コールドスプレー法ではほとんど残留ひずみは発生しないこと、ハイブリッド法ではコールドスプレー法よりも広い範囲に強い圧縮残留ひずみが発生し、金属粉内に空泡が発生することを明らかにした。現在、上記の方法で作成した試験片の引張強度等の機械的特性を調査している。これらと合わせてレーザー補修に最適な方法,条件等の導出を実施していく。
本岡 隆文; 山本 正弘; 上野 文義; 石島 暖大; 内山 軍蔵; 野島 康夫*; 藤根 幸雄*; 酒井 潤一*; 椎森 芳恵*; 宮坂 優斗*
no journal, ,
再処理施設の経年変化に関する研究として、チタン合金製機器の水素脆化を評価するため、放射線照射下における硝酸塩溶液からの水素発生量とチタンの水素吸収量を測定した。硝酸イオン濃度が高いほど水素発生量は低下した。発生した水素のごく一部がチタンに吸収されていることを明らかにした。水素脆化の評価には吸収水素の蓄積を考慮した長期予測モデルの検討が必要である。
菅谷 篤志; 堀口 賢一; 圷 茂
no journal, ,
再処理施設から発生する硝酸Naを主成分とした低放射性廃液は、硝酸性窒素の環境基準の観点から廃棄体に含まれる硝酸イオンの低減化が検討されており、廃液中の硝酸イオンをギ酸・ヒドラジンを用いた触媒還元法によって分解する技術開発を行っている。さらに処分適合性を検討するうえでpHの確認が必要である。硝酸イオンを分解した結果発生する炭酸塩廃液は、pH約11.5のアルカリ廃液であり、さらにセメント材中のカルシウムと反応することで炭酸カルシウムと水酸化ナトリウムが生じpH12.5を超える高アルカリとなる。今回、pH低減効果が期待できるシリカフューム(SF)を添加材として利用し固化体の浸出液pHの低下が可能な固化条件を調査した。小規模試験の結果、SFの添加量上昇に伴い混練物pHが低下することを確認した。実規模試験ではSFを添加することで流動性の改善,pHの低下が確認されるとともに、自主基準値である10MPaを上回る強度が得られることが確認された。固形化材にSFを添加することで、良好な固化体を作製し浸漬液のpHを低下できることを確認した。ただし、本固化体の一部は可溶性であり、今後処分に向けての適合性検討が必要となる。
小浦 寛之; 岩本 修; 千葉 敏
no journal, ,
前回の日本原子力学会において、代理比反応の妥当性に関して、巨大双極子共鳴や光学ポテンシャル・核分裂障壁といった原子核模型にかかわるパラメータの依存性について調べ、満たすべき条件を議論した。今回はおもに核種間のスピン・パリティや準位密度の違いに関する影響について調べた。アクチノイド核領域に関しては、偶偶核(基底状態が0
)同士で比をとる例では核種間の比がよく一致しており、代理比反応法はおおむね良い精度で成立している。一方奇質量数核同士の場合はお互いの準位の状態の違いに多少影響を受け、少し精度が落ちる傾向にある。その程度は核種の組合せにより10%程度の場合もあり、それを越える組合せも幾つか認められる。本発表では上記の結果をもとに、代理比反応法の利用が予想される幾つかの核種の組合せにおいて、核構造的な考察を交えてその成立性についての議論を行う。
山下 真一; 平出 哲也; 松浦 千尋*; 岩松 和宏; 田口 光正; 勝村 庸介*
no journal, ,
福島第一原子力発電所4号機は、震災時に点検中であり、核燃料は燃料保管プールにて冷却中であった。しかし、被災に伴う冷却停止後、わずか4日で水素爆発を生じたとされ、また、その後の調査では、燃料の損傷及びプールの放射性物質による汚染は大きくないとされた。爆発原因について幾つかの説明がなされているが、われわれは、プール水の放射線分解により生じた水素が、沸騰により放出された水蒸気が天井や外壁の内面で凝結するに伴い、水素が濃縮されたものと想定し、沸騰する純水の
線照射実験を行った。その結果、4号機での爆発で見られた特徴的な事象を矛盾なく説明できることがわかった。
吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 文字 秀明*; 金子 暁子*; 阿部 豊*
no journal, ,
地震発生時の原子力システムの挙動を詳細に評価するには、地震加速度付加時の熱流動挙動を正確に把握する必要がある。多くの原子力システムで表れる、気液二相流に対する地震加速度の影響については、気液二相流が複雑な流れであり、実験的に把握することが難しいことから、詳細な検討はほとんど行われていない。これに対し、詳細な数値シミュレーションにより、解析することは可能と考えられるが、データベースが不足しているため、その妥当性を確認することができない。本研究では、簡易的な体系を用いた詳細な実験によりデータベースを取得するとともに、詳細な数値解析手法を発展させ、加速度付加時の詳細二相流挙動解析手法を開発する。開発した解析手法の妥当性を取得したデータベースにより確認することで、地震加速度付加時の気液二相流挙動を詳細に予測できる解析技術を構築する。本報告では、本研究開発の一環として実施した、詳細二相流解析コードTPFITへの加速度の影響を付加するための機能追加の概要を示す。さらに、開発した解析手法を、実験を簡易的に模擬した予備解析に適用し、加速度付加方法に依存して異なる二相流挙動が得られることを確認した結果についても示す。
在間 直樹; 中島 伸一; 中塚 嘉明; 門 一実
no journal, ,
200リットルドラム缶に封入されたウラン廃棄物のNDA測定を中性子及び線を用いて測定する装置の開発試験を行ったので、その状況を報告する。測定装置は中性子線測定用として16本のヘリウム-3比例計数管と線測定用としてGe半導体検出器を兼ね備えている。種々のマトリックスと異なる化学形・濃縮度のウラン線源を200リットルドラム缶に装荷して試験を行った。1年に渡る試験の結果、装置の特性を把握することができ、また人形峠環境技術センター製錬転換施設に貯蔵されているウラン廃棄物ドラム缶の測定を開始している。本研究は米国ロスアラモス国立研究所との共同研究に基づくものである。
三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之
no journal, ,
超臨界圧軽水炉炉心熱設計のためには、低い計算負荷で、燃料集合体内の超臨界圧流体内乱流熱伝達を、正確に予測できる解析手法が必要である。これまでに、標準型k-
乱流モデルと等価熱流束モデルを組合せることで、低熱流束条件での高精度の予測に成功した。一方、高熱流束条件においては、特に擬臨界点近傍において、伝熱面温度を過小評価する結果が得られた。この原因として、高熱流束条件では伝熱面近傍における急激な物性値変化を従来モデルでは表現できないことがわかった。そこで、高熱流束条件において急激な物性値変化に起因する伝熱面近傍の速度プロファイルや温度プロファイルの変化を正確に予測するために、伝熱面上の境界層を2つの領域に分けて予測する二層乱流モデルを新たに導入し、既往熱伝達実験データをもとに予測精度を評価した。その結果、標準k-乱流モデルによる結果に比べて、伝熱面温度を過小評価する傾向を改善できることがわかった。
小野寺 直幸; 吉田 啓之; 高瀬 和之
no journal, ,
本研究ではラージエディ・シミュレーション(LES)による乱流モデルとグラフィックス・プロセッシングユニット(GPU)による高速化により、原子炉内の燃料集合体周りの単相流詳細熱流動解析手法開発を目的とする。LESを用いて流体方程式の定式化を行うことで、従来の熱流動解析に広く用いられているレイノルズ平均モデル計算(RANS)では捉えることのできない、乱流の非定常現象を正確に把握することが可能となる。また、GPUを用いた高速化技術により燃料集合体を模擬した大規模体系解析の非常に高速な実施が可能となる。本報では燃料集合体の形状や隣接する燃料棒の間隔がサブチャンネル内の乱流構造に及ぼす影響を数値的に調べた。その結果、サブチャンネル内において乱流に特徴的な縦渦構造が存在すること、並びにそれらの渦により燃料棒近傍を流れる流体とサブチャンネル中央部流体が激しく混合されることを定量的に明らかにした。
永井 良治; 羽島 良一; 西森 信行
no journal, ,
原子力機構ではERLを基盤とした次世代光源の開発を進めている。エミッタンスの極めて小さい電子ビームを得るために、光陰極電子銃を採用している。このような小さなエミッタンスの電子銃では陰極表面の磁場による磁気エミッタンスも問題となる。われわれの電子銃ではエミッタンス補償用のソレノイドにバッキングコイルを設けて磁気エミッタンスを補償している。本報告ではバッキングコイルの効果の実験結果及びParamelaでのシミュレーションについて報告する。
線検出装置STELLAを用いたNi-63の核構造研究大島 真澄; 金 政浩; 原 かおる; 中村 詔司; 木村 敦; 小泉 光生; 湊 太志; 原田 秀郎; 本間 道雄*; 後藤 淳*; et al.
no journal, ,
原子力機構研究用原子炉JRR-3に設置された多重即発線検出装置STELLAを用い、Ni-62の中性子捕獲反応から放出される即発線を測定した。Ni-63核において中性子分離エネルギー6838keV以下で、35本の新準位を見いだし、さらに272本の新遷移を含む高励起準位構造を明らかにした。実験で得られた準位構造と殻模型・平均場理論計算による準位構造を比較議論した。
鈴木 喜雄; 鵜沢 憲; 西田 明美; 中島 憲宏
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、巨大地震下における原子力施設の耐震評価のさらなる向上のため、3次元仮想振動台の研究開発を実施している。ここで、シミュレーションにおける不確かさの低減に向け、より現実に即したモデル化を行うため、部品間の相互作用や冷却材との相互作用などを考慮可能な、構造-流体連成フレームワークを構築している。本研究では、多数の部品から構成される原子力施設において、地震下でのある部位の評価を行おうとした場合、建屋-機器の境界を含む部品境界での振動状態、他の部品との相互作用、部品間の接合状態、内部(場合によっては外部)を流れる冷却材との相互作用、などの問題が、特に不確かさ低減に重要と考え、これらの問題解決から着手している。これらの問題解決のためのアプローチとして、種々の構造解析技術、流体解析技術を統合するためのフレームワークの構築を進めている。これに必要となる要素技術を検討し、方法論を提案した。
高野 公秀; 荒井 康夫; 星野 国義*; 深澤 哲生*
no journal, ,
軽水炉使用済燃料から乾式法あるいは湿式法によりウランを9割以上回収し、残部をリサイクル原料として貯蔵しておくことで、将来の高速炉サイクルへの移行期に柔軟に対応可能なシステムの研究を進めている。リサイクル原料の貯蔵にあたっては、FP及びマイナーアクチノイドの発熱による温度管理が重要であるので、リサイクル原料充填時の性状と熱伝導率の関係を定量的に把握しておくことが必要である。ここでは、乾式法(フッ化物)及び湿式法(酸化物)により、ウランと非放射性FP元素からなる模擬リサイクル原料をそれぞれ調製して粉体熱伝導率を測定し、雰囲気(空気,ヘリウム)及び粒径の影響を評価した。粉体の熱伝導率には粒子間の気体の熱伝導が大きく影響するので、気体分子の平均自由行程と、粒径及び充填密度から幾何学的に算出される粒子表面間距離の関係を検討し、これらの影響を定量的に整理した。
中村 和幸; 井田 瑞穂; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 新妻 重人; 平川 康; 古川 智弘; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; 寺井 隆幸*; et al.
no journal, ,
現在、日欧協力下で進められている国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証工学設計活動(EVEDA)のリチウムターゲット系に関する日本側担当タスクの概要と現状を報告する。最近の主な進捗としては、リチウムループの完成,遠隔操作実験用試験装置の完成及び東日本大震災による被害に対する復旧作業が挙げられる。
森山 清史; 丸山 結; 中村 秀夫
no journal, ,
シビアアクシデント時に損傷炉心から放出されるヨウ素は、おもにCsIエアロゾルとして格納容器内に移行し、沈降・水溶するが、照射による化学反応で一部が揮発性のI
や有機ヨウ素に変化し、ガス状ヨウ素として再放出され得る。福島第一原子力発電所事故では大気サンプルの分析で粒子状とガス状のヨウ素が同程度検出された。このガス状ヨウ素は格納容器内での化学変化に起因するものと考えられ、これについて原子力機構で開発した格納容器内ヨウ素化学解析コードKicheを用いて放出量の検討を行った。計算で得られた減衰を考慮した積算放出量はピーク時に10
Bq程度となり、原子力安全委員会によるヨウ素の総放出量推定値に包含され、減衰の傾向はモニタリングで見られるものと一致した。
山口 智彦; Mihalache, O.; 上田 雅司; 山下 卓哉
no journal, ,
ループ型ナトリウム冷却高速増殖炉(JSFR)の蒸気発生器(SG)で採用を計画している直管型2重伝熱管を対象に微小欠陥の検出が可能なマルチコイル型RF-ECTセンサの開発を行っている。本報ではマルチコイル型RF-ECTセンサを用いた欠陥検出性試験の結果を報告する。
林 長宏; 高屋 茂; 永江 勇二; 今野 将太郎; 山県 一郎
no journal, ,
原子力プラントの経年評価や健全性確保のためには、構造材料の熱時効効果及び照射損傷等による材料損傷を非破壊で把握し、管理することが望ましい。これまでに、磁気特性が非破壊で測定できること及び微細組織や局所的な化学組成等の変化に敏感であることに着目して、着磁後に材料表面から漏えいする磁束密度による材料損傷評価の可能性を示した。ただし、従来法では、試験片を大きな磁石で挟んで試験片全体を着磁していたために、試験片端部からの磁束の影響を受けやすいこと及び実機への適用性等の課題があった。そこで、小型の磁石を試験片の片側表面に接触させ局所的に着磁する方法(点状着磁法)を開発し、本試験で初めて、高速炉の構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の照射試験片に適用した。結果、弾き出し損傷量の増加に伴って漏えい磁束密度が大きくなる傾向が見られた。また、漏えい磁束密度の照射温度への依存性も観察された。以上より、オーステナイト系ステンレス鋼については、点状着磁法を適用した漏えい磁束密度測定による照射損傷評価の可能性が示された。
中村 仁宣; 向 泰宣; 吉元 勝起; 藤原 英城*; 鴨志田 修一*; 菅谷 伸一*; 峯 忠治*
no journal, ,
核燃料施設より発生した放射性廃液の処理において、当該廃液中の放射能濃度を低減し、安定した沈殿物を得るため、水酸化ナトリウム水溶液を用いた中和処理試験を実施した。本発表では、試験全体の目的及び中和処理試験の概要並びに試験結果について報告を行う。
山野 秀将; 堺 公明; 栗坂 健一
no journal, ,
受動的安全機能の解析モデルを構築するため、評価対象事象を設定し、SASSの不作動要因及び自然循環による崩壊熱除去の阻害要因を重要度ランキングテーブルを用いて抽出し、その中から不確実さパラメータを選定した。