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曽根 智之; 佐々木 悠; 中西 良樹; 中澤 修; 田代 清
no journal, ,
放射性セシウムで汚染した廃棄物を焼却施設で安全に処理するための検討で必要となる焼却時のセシウムの移行挙動に関するデータを取得した。試験は、模擬試料を熱分解し発生したガスを燃焼させる熱分解処理及び模擬試料の焼却処理を実施し、装置内へのセシウム移行率を評価した。試験装置は、ガス化炉,焼却炉,バグフィルタ,スクラバ等で構成されるデスクトップ型の処理装置を用いた。また、模擬試料として水酸化セシウムもしくは水酸化セシウムと乾燥草の混合物を用いた。試験の結果、熱分解処理ではガス化炉内に90%以上のセシウムが残留することが、焼却処理では焼却炉内に45%から75%、バグフィルタに20%から30%のセシウムが移行することがわかった。また、バグフィルタにおけるセシウムの捕集率は97%以上であった。これらのことから、焼却処理は熱分解処理に比べて排ガス処理系に対する負荷が大きいことが確認された。
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。
小嶋 健介; 奥村 啓介; 岡本 力
no journal, ,
PWR及びBWRの使用済燃料集合体中のガドリニウム量を評価するために、燃焼計算コードMVP-BURNと日本の最新核データJENDL-4.0を用いて、UO
燃料と可燃性毒物入り燃料(UO-GdO
)の燃料集合体あたりにおける核種生成量を評価した。これにより、使用済燃料集合体中のガドリニウム同位体について、初期添加毒物の燃焼残存量と核分裂による生成量の寄与が定量的に明らかとなった。
西原 健司; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 辻本 和文; Pyeon, C. H.*; 八木 貴宏*
no journal, ,
パルス中性子法に対して新たに統計的手法(最尤法)を適用し、未臨界度とともに中性子寿命を得る手法を開発した。KUCAにおいて複数の未臨界度に対して、異なる周波数のDT中性子源を入射する実験を行い本手法で妥当な結果が得られること示した。
磯崎 敏彦; 白土 陽治; 蔦木 浩一; 吉野 保之; 内田 豊実; 中村 芳信
no journal, ,
ウラン脱硝塔は、硝酸ウラニル溶液(以下、UNH)を、流動層を用いた直接脱硝法により三酸化ウラン粉末(以下、UO)に転換する装置であり、高濃度のUNHを取り扱うため晶結しやすく、施設建設当初に設置の分離精製工場のウラン脱硝塔(MP脱硝塔)では、噴霧ノズル(以下、ノズル)の先端部での閉塞を防止するなどの課題があった。このため、流動層の安定化及びノズルの挿入位置の最適化により噴霧状態の安定化を図り、ノズルの閉塞防止及びノズルケーキの生成を抑制させ、連続運転を可能とした。一方、ノズルケーキの影響を少なくするためにUO粉末の抜き出しにオーバーフロー方式を採用した新設のウラン脱硝施設のウラン脱硝塔(DN脱硝塔)は、MP脱硝塔で得られた知見を反映させ、噴霧エア流量とUNH供給流量の流量比の最適化を図るとともにノズルの製作及び組立精度を向上させるためのノズル先端部外筒の削り出し一体加工及び外筒内へのUO粉末の巻き込みを防ぐためのフラットタイプ型外筒を採用するなどの技術改良を行った。これらによりノズルの閉塞防止を図り1か月以上の安定した連続運転を可能とした。
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。
太田 雅和; 永井 晴康; 小嵐 淳
no journal, ,
土壌中の水状トリチウム(HTO)の根による取り込み過程が陸面生態系内トリチウム移行に及ぼす影響の定量評価を目的として、大気-植生-土壌複合系内トリチウム移行モデルを開発してモデルを用いた数値実験を行った。水素ガス状トリチウム(HT)の大気及び土壌中輸送過程、土壌中の菌の働きによるHTのHTOへの酸化過程をモデル化し、このHTモデルを原子力機構が開発した陸面HTO輸送-有機結合型トリチウム(OBT)生成モデルに組み込んだ。モデルの検証として過去に行われた野外でのHT放出実験を模擬した試験計算を行ったところ、大気から土壌へのHT沈着量の計算値は実測値を相対誤差凡そ10%で予測した。本モデルを用いて草原へのHT沈着を模擬した数値実験を行った。その結果、根による吸水が土壌表層の浅い部分で起きた場合では、深い部分で起きた場合に比べて、土壌に沈着したHTOがより多く根に取り込まれて葉に輸送され、葉から大気へHTOが放出された。そして、根による吸水が浅い部分で起きた場合は深い部分で起きた場合に比べて大気中及び葉の自由水中HTO濃度が高められ、葉のOBT生成量が1桁近く増加した。
柴本 泰照; 森山 清史*; 丸山 結; 与能本 泰介
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故では地震や津波による損傷で当初からほとんどの計装が機能せず、格納容器内の状況把握すら困難な状態に陥った。このため解析による定量的検討が早くから求められ、原子力機構ではこれを受けて、集中定数系による簡単な熱・質量収支モデルに基づく解析コードを開発し、前報において当コードを用いた系内状況把握や対策への支援の様子を紹介した。本報では、炉心や構造物の熱伝達モデルの追加など、引き続き実施してきたプログラムの機能拡張の内容と新たに実施した事故解析の一例を報告する。
本岡 隆文; 佐藤 智徳; 山本 正弘
no journal, ,
ヒドラジンの脱酸素反応に及ぼす放射線の影響を明らかにするため、線照射施設を利用して、室温の純水及び人工海水におけるヒドラジンの脱酸素反応挙動を調査した。ヒドラジンの脱酸素反応は、線照射により著しく加速された。また、低線量率でも速やかに進行した。室温,線照射下でのヒドラジン添加は、短時間で溶存酸素を低減するため、プール材料の腐食抑制対策として有効であることが示唆された。
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。