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吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 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、本研究で実施している流体加振実験及び構造物加振実験を模擬した解析の結果を報告する。特に、加速度付加時における壁面近傍での気泡変形挙動について、振動の与え方により、気泡変形が時間的に変化する様子を示すとともに、実験結果との比較結果についても述べる。
小野寺 直幸; 吉田 啓之; 高瀬 和之
no journal, ,
超臨界圧軽水炉の冷却材として用いられる超臨界圧水は、擬臨界点近傍で物性値が急激に変化するため、通常の水とは異なる乱流挙動を示す。この乱流挙動により誘起される伝熱劣化現象は、被覆管温度の急激な上昇に結びつくため、超臨界圧軽水炉の熱設計における重要な問題となっている。しかし、擬臨界点近傍における乱流挙動は、そのメカニズムを含め把握されておらず、伝熱面温度測定結果との比較のみで熱設計手法の評価が行われている。本研究ではラージエディ・シミュレーション(LES)を用いた乱流解析手法を、超臨界圧水の熱流動解析に拡張することで、伝熱劣化現象のメカニズムを含めた乱流挙動を把握し、熱設計手法の評価や改良を行うことを目的とする。超臨界圧水の乱流解析の課題としては、急激な物性値変化に対応した乱流モデルがないこと、圧力場の複雑化による過大な計算付加と解析精度の低下が挙げられる。本報告では、急激な物性値変化に対応するために開発した、コヒーレント構造に基づく乱流モデルの概略を示すとともに、LESコードに組み込むことで実施した擬臨界点近傍における乱流構造の変化を含む超臨界圧水伝熱解析の結果を示す。
柴田 恵一
no journal, ,
2010年に公開されたJENDL-4.0では215核種のFP(Z=30-68)データのうち、約40核種の連続領域断面積の見直しが行われなかった。エルビウムはそのようなデータの一つである。可燃性毒物としてその断面積の重要さに鑑み、今回、安定同位体の中性子断面積を10
eVから20MeVまでのエネルギー範囲で評価した。10keV以上の評価には、Hauser-Feshbach理論に基づく統計模型コードPODを用い、光学ポテンシャル,原子核準位密度,
線透過係数は最新の知見を考慮して決定した。中性子光学模型ポテンシャルとしては、国枝等がチャネル結合法により求めた値を使用した。評価結果は、既存の実験データをよく再現しており、信頼度の高い評価済みデータを得ることができた。
渡壁 智祥; 北村 誠司; 月森 和之; 森下 正樹
no journal, ,
高速炉用の薄肉配管が過大な地震荷重を受けた場合の破損様式と強度について明らかにするために検討を行っている。本報では、比較的薄肉なエルボ配管の破損様式が繰返しの荷重による疲労き裂貫通であることを示した。
宮部 昌文; 大場 正規; 赤岡 克昭; 飯村 秀紀; 反保 元伸; 大場 弘則; 丸山 庸一郎; 若井田 育夫
no journal, ,
「次世代燃料の遠隔分析技術開発とMOX燃料による実証的研究」におけるアブレーション共鳴吸収分光法を用いた同位体の分析特性に関する報告である。同位体分光分析に必要となる最適な観測条件を見いだすため、アブレーションにより生じたウラン原子やイオンのプルームの空間分布やその時間変化を調べた。この結果をもとに、共鳴吸収分析を行うのに適したタイミングや観測位置,ガス圧等を検討した結果、ウランの検出下限値として数100ppmを達成した。
佐田 務
no journal, ,
東京電力の福島第一原子力発電所事故に関する社会的要因の分析について報告する。この報告は、日本原子力学会社会環境部会の下に設置された「福島事故に関する社会的要因分析コアグループ」が2011年度内に検討した結果をまとめたものである。
松永 武; 安藤 麻里子; 小嵐 淳; 佐藤 努*; 長尾 誠也*; 永井 晴康
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故に関して、文部科学省による放射性核種の広域蓄積状況の調査がなされた。この調査を補完するために、ある調査メッシュに属する狭域の面積で放射性物質の蓄積状況のばらつきの確認と、そのばらつきに影響を及ぼしうる土壌の物理・化学的特性を調べた。狭域での調査の結果、農耕地,草地,森林等生態系(用地の種別)の違いによる蓄積量の違いは本報告の調査地域では小さいことが見いだされた。また生態系の違いは放射性核種の深度分布の違い、そして今後の深さ方向移動性の違いとして表れる可能性が示唆された。
森川 佳太; 國丸 貴紀; 湯口 貴史; 上原 倫子
no journal, ,
変動帯に位置する日本の花崗岩体と、欧米諸国のような安定陸塊の花崗岩体が呈する地質環境の特徴は異なるため、物質移動に寄与するプロセスも異なると考えられている。物質移動に関する調査研究に関しては、欧米諸国では地層処分に関する研究により、多くの経験・ノウハウが構築されている。一方で、日本では花崗岩体を対象にした物質移動に関する原位置試験の実例は少ないのが現状であり、日本の地質環境に適した調査技術の開発などの課題が残されている。以上のことから、第3段階における物質移動に関する調査研究では、深度300mステージと深度500mステージの研究坑道などを利用して、物質移動に関するモデル化・解析手法の構築、物質移動に関する現象の把握と物質移動解析に必要なパラメータを取得するための調査技術を確立し、日本国内の地質環境に適用できる体系的な調査・解析技術を構築することを目的として調査研究を実施する。
へのHe圧入で形成されるネガティブクリスタル松永 純治*; 樫部 信司*; 芹澤 弘幸; 中島 邦久; 岩井 孝; 芳賀 芳範; 大石 佑治*; 山中 伸介*
no journal, ,
MOX燃料におけるHe挙動についての知見を得ることを目的として、気相法により作製した単結晶UO
を用い、HIP装置により91MPa-He雰囲気下、1200
C
100hでHeを圧入した。He圧入前後の試料の微細組織をFE-SEM, FIB, FE-STEM等を用いて観察した。ネガティブクリスタル形状のモデリングを行った結果、定性的にではあるが、He内圧と壁面の表面エネルギーのバランスがネガティブクリスタルの形状を支配していることが判明した。
森山 清史*; 丸山 結
no journal, ,
平成17-21年度に原子力安全基盤機構からの受託研究として格納容器内におけるヨウ素化学挙動に関する研究(ガス状ヨウ素試験,ヨウ素化学挙動モデル開発)を実施した。ガス状ヨウ素試験においては、種々の条件でCsI水溶液の線照射を行う小型試験により、放射線化学反応によるガス状ヨウ素放出におけるpH,温度,有機物,気相成分等の影響に関するデータを得た。また、試験データについてヨウ素化学挙動解析コードにより検討した。
浜田 広次; 柳沢 秀樹*; 大島 宏之
no journal, ,
Na-水反応時のウェステージにより減肉された伝熱管において、局所減肉を模擬した構造モデルと一様減肉を模擬した構造モデルの内圧破裂に対する強度の違いを検討し、一様減肉が保守的なモデルであることを確認した。
佐藤 治夫; 天野 健治; 新里 忠史; 田中 真悟; 野原 壯; 岩月 輝希; 村上 裕晃; 杉田 裕; 中山 雅; 阿部 寛信; et al.
no journal, ,
平成23年3月11日に発生した東北太平洋沖地震によって引き起こされた津波に端を発し、東京電力福島第一原子力発電所の事故が発生した。原子炉内の放射性物質の一部が外部へ放出され、風によって運ばれた後、降雨により福島県を中心に土壌表面などに沈着した。本調査研究は、5月19日に総合科学技術会議が公表したプロジェクトのひとつとして実施したもので、土壌中の放射性物質の深度方向の分布状況等について調査し、放射性物質の移行遅延にかかわるデータを取得するとともに、事故発生直後の地表面への放射性物質の沈着量を推定した。本報では、本調査研究にかかわる内容のうち、見掛けの拡散係数Daや事故発生直後の地表面への放射性物質の沈着量について報告する。調査の結果、
Cs, 
Cs, 
Te, 
Agが検出され、CsとCsはすべての地点(11地点)で、TeとAgは空間線量率が高いエリアで検出された。また、深度方向の濃度分布は、農耕地相当の土壌を除き、多くの地点で表層5cm以内であった。農耕地相当の土壌の方が地表面土壌よりも深い位置で検出される傾向であった。濃度分布からDaを求めた結果、すべての核種について農耕地相当の土壌中の方が地表面土壌中よりも大きく、多くの土壌はDa=1E-11(m
/s)付近であった。これは、移流による分散の効果が支配的であったためと考えられる。また、事故発生直後の地表面への核種の沈着量の推定結果は、これまでのモニタリング結果と整合した。
小林 卓也; 川村 英之; 古野 朗子
no journal, ,
2011年3月11日の東北地方太平洋沖地震及びそれによって引き起こされた津波により発生した東京電力福島第一原子力発電所事故では大量の放射性核種が大気・陸域経由又は直接放出の形態で海洋へ放出された。海洋環境の汚染状況を把握し中長期的対策を検討するために、事故により放出された放射性核種の分布と移行過程を解析することは重要である。原子力機構では海洋へ放出された放射性核種(Cs)の北太平洋規模における移行シミュレーションを実施した。本計算結果によると、事故発生直後のCsは大気拡散によりおもに北東方向へ輸送され、日本列島沿岸域からベーリング海に渡る広い海域に沈着した。10日後にはアメリカ西海岸沖約500kmの海域に大気降下による極めて低い濃度のCsの存在が計算された。福島第一原発から直接海洋へ放出された汚染水の水塊は、時間の経過とともに拡散されながら東に輸送され、2013年12月にはハワイ諸島北西沖に位置する結果となった。
真辺 健太郎; 佐藤 薫; 遠藤 章
no journal, ,
内部被ばく評価の基礎データである比吸収割合SAFは、その算出に使用するファントムにおける臓器の質量,幾何学的位置関係等に依存する。そのため、日本人に対する内部被ばく評価には、その体格特性が反映されたSAFデータを使用する必要がある。そこで、本研究では、平均的な成人日本人男性の体格・臓器質量特性を持つボクセルファントムJM-103を用いてSAFを計算し、特定個人の体格データに基づいた成人日本人男性ファントムJM、及び標準的なコーカソイドの体格データに基づいたICRP標準成人男性ファントムICRP-AMにおけるSAFと比較した。JM-103とJMの比較から、臓器質量を日本人平均値に調整したことによりSAFが変化することを確認した。ICRP-AMとの比較では、臓器質量の違いに加え、臓器重心間距離の違いがSAFに大きく影響を及ぼすことが明らかになった。重心間距離の違いは、日本人に比べ、コーカソイドの方が腹腔部位の脂肪組織が多いことに由来する。以上より、成人日本人に対する内部被ばく評価には、その体格・臓器質量特性を備えたファントムに基づくSAFを用いることが重要であることが示された。
生田目 聡宏; 佐藤 武彦; 森本 和幸; 大部 智行; 鹿志村 卓男; 大森 栄一
no journal, ,
使用済燃料からU, Puを回収する抽出フローシート(以下、フローシートという)として、コプロセッシング法のフローシート構成を検討し、抽出計算コード(MIXSET-X)によりフローシートを設定したので、その結果について報告する。本報告は、経済産業省からの受託事業として日本原子力研究開発機構が実施した「平成22年度高速炉再処理回収ウラン等除染技術開発」の成果である。
藤本 郁夫; 柳橋 太; 秋山 英樹; 森本 和幸; 大部 智行; 滝 清隆
no journal, ,
抽出計算コード(MIXSET-X)を用いて設定した抽出フローシート(以下、フローシートという)に基づき、Pu, U溶液を使用して小型のミキサセトラで試験を行い、フローシートの成立性について確認した。本報告は、経済産業省からの受託事業として日本原子力研究開発機構が実施した「平成22年度高速炉再処理回収ウラン等除染技術開発」の成果である。
永井 晴康; 寺田 宏明; 堅田 元喜; 中山 浩成; 太田 雅和; 茅野 政道
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故に伴い環境中に放出された放射性核種について、周辺住民の被ばく線量や環境汚染状況を把握し中長期的な対策を検討するうえで、環境中の放射性核種の分布と移行過程を詳細に解析することが重要である。原子力機構では、放射性物質の大気・海洋・陸域での移行挙動を連続的かつ厳密に扱うことのできる包括的動態予測システムSPEEDI-MPを適用して、事故により放出された放射性核種の環境中移行の詳細解析を進めている。システムの一部である大気拡散予測システムWSPEEDI-IIの数値シミュレーションにより、東日本域における線量上昇と沈着分布をもたらした大気拡散過程を解析した。東日本域における降下量の計算結果をもとに、東日本域における線量上昇と沈着分布をもたらした大気拡散過程について、主要な放射性プルームの動きを特定し、気象場の影響により沈着分布と線量変化傾向が変化すること示すとともに、その特徴について考察した。
森田 泰治; 山岸 功; 飯嶋 孝彦; 桜井 孝二
no journal, ,
ガラス固化体における濃度制限の厳しいモリブデン(Mo)を高レベル廃液より分離することを目的として、HDEHP(ジ-2-エチルヘキシルリン酸)による抽出分離プロセスを開発している。模擬高レベル廃液によりミキサセトラを用いた連続抽出試験を行い、各元素の抽出分離挙動を求めた。この結果を評価するとともに、解析コードPARC-MAによるプロセスシミュレーション解析を行い、プロセス最適化を検討した。連続抽出試験では十分な抽出率,逆抽出率を得るには至らなかったが、各元素の挙動はシミュレーション解析可能であり、本Mo分離プロセスは十分な成立性があると評価できる。
石寺 孝充; Marques, M.*; Baeyens, B.*; Glaus, M.*
no journal, ,
原位置で処分環境を模擬した条件で約1年間140Cで加熱したMX-80と、加熱していないMX-80に対して収着・拡散試験を実施し、試験結果を比較した。その結果、両ベントナイトの収着分配係数,実効拡散係数等に大きな違いは見られず、長期間の加熱によるMX-80の収着・拡散特性の変化は認められなかった。
中西 良樹; 中川 明憲; 曽根 智之; 佐々木 紀樹; 中澤 修; 田代 清
no journal, ,
放射性廃棄物処理施設の受入検査では処分上有害なアルミ,鉛,液体等の物質を除去する必要がある。この検査に非破壊検査技術を導入することを目指し、過去に産業用X線CTを用いて試験を行った。しかし、透過能力が不足し金属中の液体の識別ができない、空間分解能の低さから薄板の識別ができないといった課題が明らかとなった。本件では、高透過能力と高空間分解能を有するX線CT装置(日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターに設置)を用いて試験を行った。試験では、鉄製フランジ中にポリエチレン(液体の模擬)を配置した試験体の断層像を取得し、金属に囲まれた液体の識別性能を評価した。また、板厚を変化させたアルミ,鉄,鉛について板厚とCT値の関係から薄板の材質の識別性能の評価を行った。試験の結果、直径20cmの鉄製フランジ中でもポリエチレンと空気の識別が可能であったことから金属中の液体の検出が可能であると考えられる。また、板厚0.37mmまでのアルミ,鉄,鉛の材質の識別が可能であることがわかった。これらから、本装置の適用性は高いと考えられる。