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瀬川 麻里子; 大井 元貴; 甲斐 哲也; 篠原 武尚; 呉田 昌俊; 佐藤 博隆*
no journal, ,
本研究では、高速度カメラとイメージングインテンシファイアを組合せた高感度中性子イメージング装置を用いることで、従来技術では困難であった短時間での物質の定量評価、及びエネルギー分解型3次元可視化技術の確立を目指している。そこで、本報ではJ-PARCにおいて上記の装置を使用し得られたTOFイメージング画像を解析し、定量的な評価とエネルギー分解型3次元可視化を行った基礎的研究結果を発表する。実験では、J-PARC中性子ビームラインBL10に本装置を設置して透過中性子を記録した。撮像装置は中性子源から13.7mの位置に設置し、記録速度4kHz(時間解像度250
s/frame)、40ms連続(1pulse間隔分=160frames/pulse)、画素数512
512pixelで約10cm10cm角の範囲を周期的に取得した。試料は、中性子エネルギー数meV-eV領域にブラッグエッジを持つ金属(Fe, Cu)とポリエチレンである。得られた透過像データをフレームごとに画像積算処理し、中性子エネルギーごとに得られた2次元画像から3次元再構成を行った。2次元透過画像を解析することにより、試料の元素及び厚さを2cm程度以下で計測可能とする新分析技術を開発し、実験的に確認した。また、3次元画像においても、中性子エネルギーを選択することにより特定の物質を強調した3次元画像が得られることを示した。
山下 晋; 吉田 啓之; 高瀬 和之
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故では、全交流電源喪失による炉心冷却システムの停止によって、原子炉内に設置されている燃料集合体が高温になり、その結果発生した燃料溶融が次第に拡大し、炉心の崩落を引き起こしたと考えられる。このような炉心溶融事象の進展を明らかにすることで現在の原子炉の状況を推定するとともに、今後のアクシデントマネージメント等を検討するためには、凝固や移行挙動を含む、炉心溶融現象を詳細に予測できる数値解析コードが必要である。そこで原子力機構では、3次元多相流体解析手法を拡張することで、このような溶融燃料の挙動を明らかとする数値解析手法を開発している。本報では、数値解析手法の概要を紹介するとともに、数値解析手法の妥当性の確認と課題抽出のため、原子炉炉心及び下部プレナムを簡略模擬した体系を用いて実施した予備数値解析の結果を示す。
北谷 文人; 原田 秀郎; 小泉 光生; 土屋 晴文; 飯村 秀紀; 呉田 昌俊; 高峰 潤
no journal, ,
福島第一原子力発電所内に存在する溶融燃料を処理するためには、燃料を解体後、炉外に持ち出す必要がある。この際、保障措置の観点から、溶融燃料に含まれる核燃料物質の定量が求められる。これを実現させるために"パルス中性子源を利用した中性子共鳴濃度分析法の開発"を行う。この一環として、中性子透過法を利用して核燃料物質を定量する際大きな影響を持つと考えられるホウ素について、その含有量が中性子透過スペクトルへ与える影響を評価したので報告する。
線測定用スペクトロメータの設計研究土屋 晴文; 原田 秀郎; 小泉 光生; 北谷 文人; 飯村 秀紀; 高峰 潤; 呉田 昌俊
no journal, ,
東日本大震災により溶融した核燃料中の核物質量の精密測定をするために、中性子共鳴濃度分析法を提案している。その分析法は、中性子共鳴透過法と中性子共鳴捕獲線分析法をあわせたものである。後者の捕獲線分析は、即発線をとらえることで溶融燃料に含まれる不純物の同定とその含有量を見積もることを目的としている。そこで、GEANT4シミュレーションを用いて、中性子共鳴捕獲線分析法に適した線検出器の設計研究を行った。本講演は、その結果を報告するとともに、サンプルへのボロン含有量の違いによる、測定精度や測定時間の変化などを議論する。
原田 秀郎; 北谷 文人; 小泉 光生; 土屋 晴文; 飯村 秀紀; 呉田 昌俊; 高峰 潤; 瀬谷 道夫
no journal, ,
福島第一原子力発電所のような原子炉過酷事故で発生すると考えられる粒子状溶融燃料中の核物質を非破壊で精度よく測定する技術として、パルス中性子源を利用した中性子共鳴濃度分析法を提案した。本手法の分析原理及び開発計画について発表する。
磯野 健一; 近澤 佳隆; 堂崎 浩二*; 川崎 信史*; 衛藤 将生*
no journal, ,
電力中央研究所で平成23年度に実施した原子炉構造の保守補修性向上策について以下の検討内容を紹介する。検査装置によるアクセス性向上、及び炉内構造物の引き抜きを前提とした構造改善案の抽出。抽出した各改善案に対する安全性,構造健全性,製作性、系統運転に対する課題の整理と改善案の具体化。検査・保守方法として、燃料交換機型アクセス装置等を用いた炉内ナトリウム中構造物へのアクセス性の評価。補修方法として、炉心上部機構,回転プラグ・ルーフデッキ及び炉心支持構造の引き抜き手順の具体化。
崩壊に伴う崩壊熱と遅発中性子の理論研究小浦 寛之; 千葉 敏*
no journal, ,
核分裂生成物に伴う崩壊熱と遅発中性子放出について、総和計算の観点から考察する。理論計算として崩壊の大局的理論を用い、スピン・パリティ,変形度といった原子核の微視的性質の影響について議論を行う。なお、本報告は特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学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24年度「高燃焼度原子炉動特性評価のための遅発中性子収率高精度化に関する研究開発」の成果である。
木田 孝; 曽野 浩樹; 井澤 一彦; 外池 幸太郎; 小川 和彦; 柳澤 宏司; 三好 慶典
no journal, ,
現在更新計画中の定常臨界実験装置STACYを燃料デブリの臨界管理技術開発に供するため、試験で構成する炉心の核特性評価と装置の安全設計の検討を進めている。本報告では、燃料デブリ臨界試験及びそのための安全設計方針の概要について報告する。
井澤 一彦; 前川 知之; 青山 康夫; 曽野 浩樹; 小川 和彦; 柳澤 宏司; 三好 慶典
no journal, ,
燃料デブリ臨界試験への対応にあたり、燃料仕様の変更がSTACY更新炉の安全性に与える影響を確認するため、炉心の反応度係数及び動特性パラメータを解析した。解析の結果、各核特性値は、当初設計における安全評価のための代表炉心の核特性値に包含される見通しが得られた。
久保 重信; 堂崎 浩二*; 大矢 武明*
no journal, ,
平成23
24年度に電力中央研究所で実施した保守補修性検討の計画概要を紹介する。内容は以下のとおり。実用化候補であるナトリウム冷却炉の実証炉概念について、高い稼働率を安定的に確保する手段の一つとして、保守・補修性を向上するための方策をとり入れた設計概念構築を目的とする。平成23年度は、軽水炉並みにおおむねすべての部位の保守・補修を可能とすることを原則として、構造見直しも含めた保守・補修性の改善候補案を摘出した。平成24年度は、プラント全体としての設計成立性、開発課題の難易度等の観点から改善候補案を絞り込み、保守・補修性を改善し、かつ、成立可能性のあるプラント概念を構築する。
大道 博行
no journal, ,
ナトリウムの光学的特性は20世紀前半から調べられてきた。1930年代にWoodにより紫外線域に透過の可能性があることが指摘された。1960年代には米国オークリッジ国立研究所で精力的な研究が行われたが、厚さ1ミクロン以下のコーティングしたナトリウムの透過率を調べたのみで透過率の詳細は明らかになっていない。近年大阪大学の福田らによりその重要性が指摘され、それに基づいて筆者らの研究グループではより厚いサンプルを用いた固体ナトリムの真空紫外域の透過スペクトル特性の詳細を調べた。その結果と期待される応用等について講演する。
野澤 貴史; 中田 隼矢; 小沢 和巳; 谷川 博康
no journal, ,
SiC/SiC複合材料は核融合炉用先進ブランケットの有力な候補材料である。核融合環境下では、プラズマからの熱・中性子負荷のため、材料内に過度な熱勾配が生じ、熱膨張やスウェリングの違いに起因して残留ひずみが発生する。その際、複合材料固有の織物構造に起因した異方性のため、試験モードの中でも特に脆弱な層間剥離挙動の理解は構造安定性を議論するうえで極めて重要な課題となる。本研究は、層間剥離挙動の解明を主目標に、くさび型試験片を用いた圧縮負荷による層間剥離試験を行った。特に、瞬時的な破壊の過程を高速度ビデオカメラで観察すると同時に、デジタル画像相関法を併用することで材料表面の局所ひずみ分布の微視き裂の蓄積に伴う変化を可視化する手法について検討を行った。本講演では、層間剥離メカニズムの詳細について明らかにすると同時に、引張や径圧縮試験などの従来試験法で得られた知見との違いについても議論する。
中山 雅; 澤田 純之; 棚井 憲治; 杉田 裕
no journal, ,
原子力機構は、幌延深地層研究センター地下施設(幌延URL)の深度350mの調査坑道において、実物大の模擬人工バリア(ベントナイトブロック,オーバーパック)を対象に人工バリア定置後の再冠水までの過渡期の現象に着目した熱・水・応力・化学連成現象を評価するための検証データの取得を目的とした原位置試験を計画している。本試験は、第2次取りまとめに示された、堆積岩における竪置き方式を対象として、実物大の模擬人工バリアを設置したうえで、坑道の一部を埋め戻し、数年間に渡りデータを取得する予定である。本発表では、試験計画の全体概要について述べる。試験では、オーバーパック及び緩衝材を設置したのち、坑道の一部を埋め戻したうえで、各種データを取得することとしている。現在は埋め戻し材の仕様について詳細な検討を実施している。
澤田 純之; 中山 雅; 棚井 憲治; 森川 義人*; 城 まゆみ*
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分を実施する場合、最終的には坑道を埋め戻すこととなる。その埋め戻しの材料として、実際の処分場で発生する掘削ズリの使用が調達の容易性、経済性の観点から有効と考えられる。坑道の埋め戻し材に要求される性能には、緩衝材の膨出抑制、低透水性及び自己シール性などがあげられる。そのため、坑道の埋め戻し材には掘削ズリに低透水性で吸水膨潤性を有するベントナイトを混合した材料を用いることが効果的とされている。このことから、幌延URLにおける人工バリアの性能確認試験では、坑道の埋め戻し材として現地の掘削ズリとベントナイトを混合した埋め戻し材を用いる計画である。人工バリアの性能確認試験で使用する埋め戻し材の仕様を設定するにあたり、原位置岩盤を目安として、透水係数の目標値を設定した。締め固め特性及び透水特性に関して検討した結果、最も締め固めエネルギーの小さなケースにおいても、目標の透水係数を確保できることを確認した。
阿部 雄太; 下山 一仁; 梅田 良太; 菊地 晋; 栗原 成計; 大島 宏之
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉(SFR)蒸気発生器(SG)の伝熱管に生じた貫通亀裂から水/蒸気が漏えいすると、ナトリウム(Na)と水との化学反応に伴い伝熱管外表面より腐食が進行する(セルフウェステージ)。セルフウェステージが継続すると、貫通亀裂での腐食進行が内壁に達し水/蒸気の漏えい量が増大するため、プラントが停止するとともに伝熱管群に大きな損傷を与える。このため、SFRの安全評価を目的に、多次元Na-水反応解析コードを用いたセルフウェステージ解析手法を開発している。本研究では、セルフウェステージ解析手法の基本検証に必要なデータを取得するため、セルフウェステージ試験装置(SWAT-2R)を新たに製作し、リーク孔を加工した実機伝熱管を用いた実験手法について報告する。
森川 佳太; 國丸 貴紀; 湯口 貴史; 細谷 真一*
no journal, ,
瑞浪超深地層研究所の研究坑道周辺の花崗岩中には、充填鉱物が介在した割れ目や変質を伴う割れ目が認められている。充填鉱物の種類や母岩の変質の程度によって割れ目の透水性や物質移動特性が異なる可能性があることから、割れ目ネットワークモデルの構築において、割れ目の特徴を反映した物質移動概念を取り込むことが重要である。これまでの調査によって、割れ目密度,割れ目の走向・傾斜などの地質学的特性は得られているものの割れ目の透水性や物質移動特性についての情報は、十分に取得されていない状態である。そこで、物質移動の経路となりうる割れ目の地質学的特徴と物質移動特性(実効拡散係数)との関連性の把握を目的として、岩石試料を用いた室内試験及び数値解析を実施している。本報告では、これまでの試験結果を踏まえ、より現実的な物質移動特性を把握するための試験方法を提案した。
山口 正秋; 前川 恵輔; 竹内 真司*
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故後に環境中に放出された放射性物質について、土砂移動に着目した長期移行評価を行うための解析モデルを試作した。本報告ではモデルのパラメータ設定に着目し、各パラメータの設定に関する感度解析結果等による検討結果と今後の展望について報告する。
赤岡 克昭; 丸山 庸一郎; 大場 正規; 宮部 昌文; 若井田 育夫
no journal, ,
レーザーブレークダウン発光分光分析法(LIBS)を、次世代燃料である低除染MA含有MOX燃料に適用し、核燃料に2030%で含まれるPu量の検認を目的に、模擬燃料としてガドリニウム(Gd)中に30%程度と高濃度で含まれる含有されるユウロピウム(Eu)の測定精度を評価した。酸化ガドリニウム(Gd
O
)と酸化ユウロピウム(EuO)をEu/Gdの重量比で0.20.3程度で混合した4種類の濃度の混合酸化物についてレーザーブレークダウン発光スペクトルを測定し、統計処理を行った結果、EuII: 372.494nm/GdII: 376.46nmについてR
=0.99以上の良い直線性を持った検量線が得られるとともに、Eu/Gd重量比0.2445と0.2591を直接比較した結果、ほぼ重量比どおりのスペクトルが得られてた。さらに、測定で得られた検量線を用いて、スペクトルの測定結果と本来のEu/Gd質量比とを比較した結果、測定精度が目標値の5%を達成していることが確認できた。
永山 紗智子; 岡本 芳浩; 塩飽 秀啓; 中田 正美; 赤堀 光雄; 川島 英典*; 駒嶺 哲*; 越智 英治*
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物のガラス固化処理プロセスを詳細に理解するためには、溶融ガラス表面に形成される仮焼層及び、溶融ガラス中における白金族元素の挙動解明が必須である。ガラス中での白金族元素の化学状態を知るために、脱硝処理した模擬廃液粉末を空気中と還元雰囲気中で加熱処理し、模擬溶融ガラス及び模擬仮焼層試料を調製した。調製試料の放射光XAFS測定を行うことで、酸素濃度が化学状態へ与える影響を分析・評価した。
呉田 昌俊; 曽山 和彦; 中村 仁宣; 瀬谷 道夫; 大図 章; 中村 龍也; 春山 満夫
no journal, ,
He-3ガス不足問題が深刻となり、保障措置や核セキュリティ分野で数多く利用されてきたHe-3中性子検出器に代替する非破壊測定(NDA)用中性子検出器技術の開発が急務となっている。そこで、文部科学省核セキュリティ強化等推進事業の一つとして、ZnSシンチレータ中性子検出器の開発及びこれを組み込んだ核物質測定システムの開発を進めている。本検出器は、保障措置検認で利用される新MOX燃料やその他の核物質のNDA装置用として開発している。本報では、基礎試験及び技術実証用Pu-NDA装置開発の現状について記す。