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山下 晋; 高瀬 和之; 吉田 啓之
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、溶融物の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、核分裂生成物を含む燃料の溶融挙動を評価するため、前報で報告した解析コードに、多成分溶融・凝固解析機能を組み込み、燃料を模擬した発熱項を有する物質と、炉内構造物を模擬した発熱項のない物質が混在した状況での解析を実施した。その結果、模擬燃料物質の溶融及び凝固や、模擬燃料物質の発熱による構造物の溶融などの一連の過程が再現できることを確認した。
鈴木 貴行; 吉田 啓之; 永瀬 文久; 阿部 豊*; 金子 暁子*
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故における炉内状況を把握するためには、炉心溶融事故発生時の溶融燃料の流動挙動を評価する必要がある。溶融燃料が炉心下部から圧力容器下部に落下する際に形成される溶融ジェットの挙動は、BWR下部プレナムに存在する制御棒案内管等の複雑構造物の影響を受けることが予想される。そこで、原子力機構では、溶融ジェット挙動について、複雑構造物の影響を含め評価できる解析手法を、原子力機構で開発中の詳細二相流解析コードTPFITを拡張することにより開発している。本報告では、拡張したTPFITを筑波大学で行われた複数チャンネル模擬溶融燃料落下実験に適用し、界面形状の時間変化や、速度分布について実験と比較した結果を示す。
秦 はるひ; 横山 薫; 田中 祥雄; 小原 義之; 杉杖 典岳
no journal, ,
原子力施設の廃止措置及び処理・処分を合理的に実施するためには、廃止措置対象施設の構造的特徴や有害物の有無、放射能分布等を詳細に把握しておくことが極めて重要である。本報告では、人形峠環境技術センターにて実施する廃止措置のための事前評価の一つとして、廃棄物ドラム缶中に含まれる核種組成を指標とした分類として主成分分析を用いた手法を提案する。
小沢 和巳; 野澤 貴史; 豊島 和沖*; 谷川 博康; 檜木 達也*
no journal, ,
SiC/SiC複合材料は核融合炉用先進ブランケットにおいて有力な候補材料である。本研究では、炉材料設計データを蓄積するにあたり、必須にもかかわらず未だ知見の乏しい先進SiC/SiC複合材料の、高温・高負荷応力状態における非照射ラプチャー特性を評価した。平織構造のTyranno-SA3 SiC繊維で強化しSiCマトリックスを有する複合材料は、現在のところ特に顕著なノッチ効果も認められず、1000
C、真空あるいは不活性ガス雰囲気下では、比例限度応力(PLS)の140%の負荷で450時間、また、PLS付近で1000時間負荷し続けても破断しない優れた結果が得られた。
Cにおけるジルカロイの腐食試験による水素ガス発生量測定法と腐食増量測定法の比較千葉 慎哲; 前田 敏克; 山口 徹治
no journal, ,
地層処分環境における使用済み燃料被覆管(ハル)からの核種溶出量を評価するうえで重要な母材(ジルカロイ)の腐食挙動について、これまでに水素ガス発生量測定法を用いて低酸素条件下80C, 100C, 120Cでジルカロイの腐食速度を測定し、腐食量と腐食時間の立方根が比例する三乗則で整理可能であることと、腐食速度定数のアレニウスプロットから腐食メカニズムが高温域(300C程度)と同じである可能性を示した。本研究では水素ガス発生量測定法と、高温域で用いられている腐食増量測定法を用いて、180Cにおいて腐食試験を行い、二つの方法で同じ腐食量が得られることを明らかにした。この結果と、180Cを含めた腐食速度定数のアレニウスプロットから地層処分環境温度における腐食メカニズムが高温域と同じであるとの説が支持された。
山本 隆一
no journal, ,
核燃料サイクル工学研究所リスクコミュニケーション室は十年余にわたるリスクコミュニケーション研究の経験を持っている。2011年3月11日に発生した原子力災害を受け、リスクコミュニケーション室は、この経験を背景に、茨城県や福島県の市民の放射線や放射能に関するリテラシー向上を目的とする双方向コミュニケーション活動を開始した。これはリテラシー向上による市民の不安や心配の軽減を目指したものであった。この活動では、同時にアンケートを行っており、その結果の分析については既に2012年秋の大会以来何篇かの口頭報告で紹介してきたところである。ここでは、既報のデータを引用しつつ、その意味とそこからくみ取れる示唆について論ずるとともに、今後のコミュニケーション活動で留意すべき点などについて私見を述べる。
加藤 篤志; 久保 重信; 近澤 佳隆; 中田 崇平*; 横井 忍*
no journal, ,
Generation-IVインターナショナルフォーラムで検討されている第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)のための安全設計クライテリア(SDC)に適合しうる除熱系喪失事象(LOHRS)対策設備の検討を実施した。本稿では、SDCの要求に対応した設備構成の検討結果について報告する。
小野 洋輔; 横山 仁志*; 渡辺 直樹; 宮内 正美; 周治 愛之; 大代 操
no journal, ,
プルトニウム燃料施設から発生する放射性廃棄物はPuを含んでおり、国際原子力機関の査察下に置かれている他、核物質防護等の観点から、厳格に保管管理されている。このため、Pu系廃棄物の管理を合理的に行うために、新たに簡易型廃棄物非破壊測定装置(PWAS)を考案し、現在PWASの運用を行っている。本件では、簡易測定のさらなる合理化や、PWASの汎用性を高めることを目的に、分離型PWASを考案し、各試験を行った。その結果、分離型PWASにおいても測定条件等により、PWASと同程度の性能であることを確認した。また、PWASと分離型PWASという、簡易測定装置の運用について汎用性が高まり、廃棄物の発生状況に応じて適切な方法で簡易測定を行うことにより、廃棄物管理の合理化にも寄与している。
南里 朋洋; 岸本 克己; 里山 朝紀; 高泉 宏英; 菅野 智之; 丸山 達也; 吉森 道郎
no journal, ,
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所では、JRR-3の改造工事に伴って発生した多量のコンクリートのクリアランスを進めている。ここでは、これまでクリアランスしたコンクリートにおける放射能濃度の測定及び評価結果、放射能濃度の分布の均一性、東京電力福島第一原子力発電所事故由来のフォールアウトの影響について述べる。
奥田 英二; 藤中 秀彰; 鈴木 寿章; 清水 久*; 近藤 勝美*
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、平成19年に発生した炉内干渉物による燃料交換機能の一部阻害を契機とし、炉心上部機構(UCS)の交換等にかかわる原子炉容器内観察・補修技術開発を進めている。今後実施するUCSの交換に向け、「常陽」では旧UCS引抜き時に干渉する回転プラグ搭載機器を撤去した。これらは設計上交換することを想定しておらず、「常陽」建設以来、30年以上据え付けられているバウンダリ機器もあり、今回の作業により、その健全性等にかかわる知見を得ることができた。
中村 詔司; 北谷 文人; 原田 秀郎; 藤井 俊行*; 上原 章寛*; 山名 元*
no journal, ,
京都大学原子炉実験所の研究炉KURを用いて
Np試料を中性子照射し、放射化法により中性子捕獲断面積を測定した。Npの0.489-eV共鳴に注意してGd箔を用いて、Cut-off energyを0.13eVに設定した。
Pa及び
Npからの
線を計測して、Np試料の量とNpの生成量を求めた。Au/Al, Co/Al合金線を用いて照射位置における中性子束をモニタした。Npの中性子捕獲によるNpの生成量、及び中性子束情報から、熱中性子捕獲断面積を求めた。得られた結果を、過去の測定結果、報告値データとともに比較する。
大橋 裕介; 安藤 詞音; 綱嶋 康倫; 原田 雅幸*; 池田 泰久*; 浅沼 徳子*
no journal, ,
実際のウラン含有スラッジ及び吸着剤中のウランを塩酸に溶解し、溶液中のウランをポリビニルポリピロリドンによって回収した。回収したウランは純水によって選択的に溶離することがわかった。さらに、溶離液中のウランは過酸化ウランとして回収され、回収されたウラン中の不純物含有量を測定した結果、高純度のウランが得られることを確認した。
谷川 博康; 安堂 正己; 酒瀬川 英雄; 渡辺 淑之; 叶野 翔*; 橋本 直幸*; 阿部 弘亨*
no journal, ,
中性子照射された低放射化フェライト鋼でTaC析出物の消失が見いだされ、その強度特性に対する影響が懸案となっている。その鉄中の照射下TaC析出物挙動を把握するため、Fe-Ta-Cモデル合金に対してイオン照射実験を行い、TaC析出物の照射下安定性の検証を行った。
中原 将海; 粟飯原 はるか; 竹内 正行; 中島 靖雄; 小泉 務
no journal, ,
モリブデン酸ジルコニウムの析出におけるPuの同伴挙動を調べるため、Pu溶液にZr及びMoを添加し、モリブデン酸ジルコニウムの生成試験を実施した。7時間の加熱においてはPuのモリブデン酸ジルコニウムへの同伴は僅かであることを確認した。
佐藤 勇; 田中 康介; 小山 真一; 松島 健一*; 松永 純治*; 平井 睦*; 遠藤 寛*; 羽賀 一男*
no journal, ,
照射済燃料中の核分裂生成物・燃料元素に対する加熱試験条件を模擬し、熱力学平衡計算コードを用いて気相化学形及び付着化学形の推定を行い、過熱時の燃料からの核分裂生成物の放出挙動を検討した。
永井 崇之; 猪瀬 毅彦*; 佐藤 誠一*; 西澤 代治; 大山 孝一; 小林 秀和; 山下 照雄; 天本 一平
no journal, ,
アルカリ酸化物や希土類酸化物を添加したホウケイ酸ガラスの凝固試料を対象にラマン分光測定を行い,添加した酸化物によるホウケイ酸ガラスのラマンスペクトルを比較評価した。
木名瀬 栄; 鷲山 幸信*; 志賀 英明*; 滝 淳一*; 中西 勇介*; 越田 吉郎*; 三輪 高喜*; 絹谷 清剛*; 天野 良平*
no journal, ,
Tl-201を用いた嗅覚シンチグラフィによる診断は、鼻腔に投与したTl-201が嗅球へ移行する性質を用いているため、Tl-201投与部位である前鼻道から嗅球の位置する脳の内部被ばく線量を適切に評価する必要がある。本研究では、Tl-201経鼻投与による内部被ばく評価の一環として、モンテカルロ計算により、光子・電子に対する前鼻道や脳の比吸収割合(SAF)(1/kg)を評価するとともにS値(
Gy/MBq・s)を算定した。その結果、SAFは放射線エネルギーなどに依存することを確認した。また、前鼻道に位置する胸郭外領域のS値(自己吸収)は、ICRP/ICRU成人男ボクセルモデルに比べICRP/ICRU成人女ボクセルモデルの方が大きくなることを明らかにした。
擬デブリの塩素化溶解特性評価小藤 博英; 鹿野 祥晴; 鷲谷 忠博
no journal, ,
硝酸等への難溶性が指摘されている燃料デブリ処置技術への乾式再処理法の適用性評価として、ウラン(U), ジルコニウム(Zr)酸化物固溶体の塩素化溶解試験を行い、模擬デブリの塩素ガスによる溶解特性を評価した。
菅谷 篤志; 堀口 賢一; 圷 茂; 佐藤 淳也; 中山 卓也; 川戸 喜実; 目黒 義弘
no journal, ,
福島第一原子力発電所における汚染水処理によって発生したスラッジを、セメント材を用いて固化する技術について検討した。模擬スラッジを用いて、セメント硬化性に及ぼす水セメント比やスラッジの充填率、混在する成分の影響を調べた。汚染水処理で発生した沈殿物(スラッジ)の長期保管方策の検討において十分な保管性能が担保されないケースに対応し、処分を見据えた廃棄体化にかかわる処理技術の基礎的検討としてセメント固化法を用いた廃棄体化技術開発を行い、固化特性の評価を行った。当該スラッジは、一般的なセメント材を用い固化可能であることを確認した。今後は、スラッジ成分や性状の変動に対する冗長性の確認、含有する有害成分や放射性セシウムの固化体からの溶出挙動について調査を行う予定である。
吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
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地震加速度に対する原子力システムの応答を評価するには、加速度付加時の熱流動挙動を把握する必要がある。多くの原子力システムに表れる気液二相流に対しての地震加速度の影響については、複雑な流れである気液二相流の加速度に対する応答を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、応答を評価することは可能と考えられるが、検証データベースの不足により、その妥当性を確認することができない。本研究では、三種類の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構築するとともに、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。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ことを、構築したデータベースにより確認する。本報告では、気泡挙動に対する加振周波数の影響を開発した解析手法により評価し、三種類の実験で得られた結果と比較した結果を示す。