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大図 章; 高瀬 操; 倉田 典孝; 小林 希望; 吉野 誠二; 呉田 昌俊; 中村 龍也; 曽山 和彦; 中村 仁宣; 瀬谷 道夫; et al.
no journal, ,
原子力機構では、近年の世界的なHe-3ガスの深刻な供給不足に対処するためセラミックシンチレータを用いたHe-3ガス代替中性子検出器を開発している。この開発と同時に代替検出器が保障措置分野でも十分に適用可能であることを実証するために、He-3ガス中性子検出器が多数使用されている代表的な核燃料測定装置である従来のPCAS(Plutonium Canister Assay System)の代替測定装置APCA(Alternative PCAs)を代替中性子検出器で設計、製作している。平成25年度、開発したHe-3ガス代替中性子検出器を装備したAPCA装置を構築し、試運転を開始している。本報では、これまでにMVPシミュレーションで得られた設計性能とPCASとの比較、及び基礎性能試験の結果等に関して報告する。
中塚 嘉明; 在間 直樹; 藤木 直樹*; 中島 伸一; 吉田 英明; 呉田 昌俊; 大図 章; 米田 政夫; 高瀬 操; 春山 満夫
no journal, ,
人形峠環境技術センターではウラン廃棄物ドラム缶中のウラン量を定量するための装置として、超小型の加速器を利用した中性子発生装置と中性子検出器で構成されるアクティブ中性子NDA測定法による測定装置(JAWAS-N)を構築した。本装置は従前より開発を進め実績をあげてきたパッシブ中性子測定法の延長にあるものであり、当所で管理されている大量のウラン廃棄物に対するウラン定量測定、核物質管理データの充実に資するものである。機器構成及び測定原理としては(d,T)加速器により14MeV中性子を発生させることによりウラン廃棄物中のU-235核分裂を誘発させ、その二次的に発生する核分裂中性子をヘリウム-3比例計数管検出器により測定し、ウラン定量するものである。測定評価方法は原子力基礎工学部門で開発されたFNDI法であり、短い時間間隔で発生させたパルス状の中性子に同期させた中性子測定を行い、その減衰時間をもとに核分裂中性子成分を抽出しウラン量を定量するものである。本報告ではFNDI法によるアクティブ中性子NDA測定法の測定原理とそれを実現するために構築した中性子発生装置及び中性子検出体系について網羅的に解説する。また中性子発生管の性能、測定体系内での中性子分布、ヘリウム-3比例計数管検出器集合体の性能評価、データ解析手法について述べる。
多田 健一; 長家 康展
no journal, ,
核データの供給から炉心計算までを全て国産コードで取り扱うシステムを整備することを目的として、原子力機構では平成25年度より、核データ処理システムFRENDY(FRom Evaluated Nuclear Data librarY to any application)の開発に着手した。本発表では、現在までの進捗状況として、断面積再構成及びドップラー拡がりの処理について報告する。FRENDYのポイントワイズ断面積作成の処理の妥当性を検証するため、JENDL-4.0の全核種に対し、FRENDYとNJOYでポイントワイズ断面積を作成し、比較した。その結果、FRENDYのポイントワイズ断面積作成の処理が妥当であることを確認した。
土屋 晴文; 原田 秀郎; 小泉 光生; 北谷 文人; 高峰 潤; 呉田 昌俊; 飯村 秀紀
no journal, ,
福島第一原子力発電所の事故のような事例で発生する粒子状の溶融燃料デブリの核物質の定量のために、中性子共鳴濃度分析法の開発を進めている。この分析法は、中性子共鳴透過分析法と中性子共鳴捕獲
線分析法あるいは即発線分析法を組み合わせたものである。測るべきデブリは、さまざまな形状や大きさを持つとされ、そうした不確定性は中性子共鳴分析法で測る核種の量(面密度)に系統的な誤差を与えると予想される。そこで、これらの不確定性の一つである測定サンプルの厚みが中性子共鳴透過分析法に与える影響を調べた。実験は、ベルギーIRMMの中性子飛行時間施設GELINAで、厚みの異なる銅金属を用いて行われた。得られたデータから、サンプルごとの面密度を導出した。その結果、実験で得た面密度は、2%以内で基準の面密度と一致した。したがって、今回の測定から厚みの影響は面密度に対して2%以内であることを確認した。
美留町 厚; 海老根 守澄; 中村 龍也; 藤 健太郎; 坂佐井 馨; 本田 克徳; 曽山 和彦; 片桐 政樹*
no journal, ,
J-PARCの中性子反射率測定に使用する高位置分解能の2次元シンチレータ検出器を開発している。中性子有感シンチレータ/位置敏感型PMT検出器のための信号読み出し・処理系を開発した。発表では開発したシステムの詳細について報告する。
海老根 守澄; 美留町 厚; 中村 龍也; 藤 健太郎; 坂佐井 馨; 本田 克徳; 曽山 和彦; 片桐 政樹*
no journal, ,
J-PARCのたんぱく質専用中性子回折装置では高精度の中性子位置検出が要求される。シンチレータ・波長シフトファイバ型検出器の実効ピクセルを小サイズ化するため重心演算/内挿法を適用したフォトンカウンティング用信号処理回路を開発したのでその試験結果を報告する。
中村 龍也; 藤 健太郎; 坂佐井 馨; 本田 克徳; 海老根 守澄; 美留町 厚; 曽山 和彦; 片桐 政樹*
no journal, ,
J-PARCに設置されるたんぱく質専用中性子回折装置のための2次元シンチレータ中性子検出器の開発を開始した。発表では当該検出器への要求性能や試作検出器の基礎実験結果について報告する。
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正確に把握する必要がある。しかし、多くの原子力システムに現れる、気液二相流に対しての地震加速度の影響については、加速度に対する気液二相流の応答を実験的・解析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。そこで本研究では、詳細な二相流解析手法を発展させるとともに、加振方法などが異なる三種類の簡略化された実験により詳細な検証データベースを構築することで、地震加速度に対する気液二相流の応答を詳細に評価することができる解析手法の開発を行っている。本報告では、詳細二相流解析コードTPFITをもとに開発した解析手法を用いて、地震加速度を付加した条件で気泡流挙動を評価する解析を行い、地震加速度に対する気泡流挙動の応答特性を評価するとともに、三種類の実験で得られた検証データベースと比較した結果を示す。
秋江 拓志; 中野 佳洋; 西原 健司; 岩村 公道*; 白数 訓子
no journal, ,
これまで原子力順次撤退シナリオ評価に使用したプルトニウム組成を見直し、岩石型燃料BWRおよびPWRで同一組成条件により炉心特性を再評価した。プルトニウム組成の違いに由来する岩石型燃料PWR核特性への影響を検討し、元のプルトニウム組成の場合と燃焼反応度変化および反応度係数を合わせるように燃料組成を調整した。新しいプルトニウム組成は
Pu割合が少なく
Pu割合が多いため同じ燃焼日数を得るにはプルトニウム装荷量が多くなり、プルトニウム核変換割合が低下する。
中島 基樹; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 谷川 博康; 榎枝 幹男
no journal, ,
日本は水冷却固体増殖方式をITER-テストブランケットモジュール(TBM)計画において試験し、原型炉においても主案としている。冷却材として水を利用することから構造材料であるF82H鋼と高温高圧水の共存性、特に流動環境下における腐食現象の理解が求められている。本研究では温度300
C、圧力15MPaの高温高圧水中にて円盤試験片を回転させ、冷却水の流動を模擬した環境での腐食試験により得られた重量変化ならびに酸化物性状の変化について報告する。流動のない環境では試験片は重量増加するものの、流動環境下では重量が減少し、回転速度200rpmと1000rpmで回転させた場合の重量変化について比較すると、200rpmの試験片の重量減少量は1000rpmのおよそ1/4であることが分かり、回転速度の影響が明瞭にあらわれていた。本講演では、おもに試験片表面および断面観察結果から腐食挙動への流れ場の影響について議論する。
堀口 直樹; 吉田 啓之; 金子 暁子*; 阿部 豊*
no journal, ,
原子炉における炉心溶融を伴うシビアアクシデント時において、放射性物質の拡散を抑制し、かつ格納容器の保護のため除熱および減圧するための手段としてフィルタードベントがある。本研究は、ベンチュリースクラバーを用いたフィルタードベントの作動特性を明らかにすることを目的として、実験ならびに解析を行っている。これまでの研究により、単一ベンチュリースクラバーにおいて、気相流入量がある一定以上になった場合、自吸停止に至る可能性を明らかにした。本報告は、高クオリティ条件であるベンチュリースクラバー内の流動を圧縮性気相単相流と仮定した一次元解析を行い実験結果と比較することで、自吸停止(作動限界)に対する気相流動の影響を検討した結果について報告する。
永井 崇之; 捧 賢一; 大山 孝一; 佐藤 修彰*; 猪瀬 毅彦*; 佐藤 誠一*; 畠山 清司*
no journal, ,
ガラス固化処理プロセスにおいて、高レベル廃液中のRuはルテニウム酸ナトリウムを経てRuO
針状結晶として析出すると考えられる。当該プロセス中のRu挙動を理解するには、ルテニウム酸ナトリウムの生成過程を把握する必要があり、本研究ではルテニウム酸ナトリウムの合成及び評価を行った。研究の結果、Ru化合物とNaNO
を混合し、NaNOの熱分解温度以上に加熱するとNaRuO, NaRuO
, NaRuO等のルテニウム酸ナトリウムを合成でき、生成したNaRuOは1000C付近まで熱的に安定であることが分かった。
羽島 良一; 早川 岳人; 静間 俊行; Angell, C.; 菊澤 信宏
no journal, ,
原子力機構が開発したNRFGeant4(原子核共鳴蛍光散乱モンテカルロコード)について、コードの機能拡張作業の最新状況、
Uを使った実験とのベンチマークの結果を報告する。
線照射による水溶液中のゼオライトからの水素発生熊谷 友多
no journal, ,
ゼオライトと水との混合状態での放射線分解による水素発生の反応機構の解明を目的として、水溶液中でのX型, Y型,モルデナイト型ゼオライトへの線照射を行い、水素発生量を調べた。Y型,モルデナイト型のゼオライトを用いた試料で観測された結果は試料中の水の重量分率から予想される水素発生量よりも多く、ゼオライトへのエネルギー付与が水比で7割程度の効率で水素を発生させたことが示唆された。一方で、X型ゼオライトを用いた試料では他の2種に比べて水素発生量は多く、水の放射線分解による水素の1次収量を超える水素の収量が観測された。そのため、X型ゼオライトの細孔内での水素生成反応は、水溶液中での放射線分解初期過程での水素生成よりも収率が高いと考えられる。X型ゼオライトは他の二種に比べて組成のアルミニウム含有率が高いため、細孔内のアルミニウムサイトやアルミニウム含有率に従って増加する陽イオンが、ゼオライト骨格のイオン化・励起からの水素生成反応に関与することが示唆される。
伊藤 敬輔; 石川 高史; 内藤 裕之; 伊藤 主税
no journal, ,
福島第一原子力発電所の格納容器内・圧力容器内の線量率を遠隔で計測するため、シンチレータと光ファイバを利用した計測システムを開発している。本システムでは、光ファイバの先端にシンチレータを取付け、光ファイバでシンチレーション光を伝送して光の強度を計測する。光ファイバにはコアにフッ素を添加して耐放射線性を向上させた高純度石英光ファイバを用いる。光ファイバを放射線環境下で使用するとチェレンコフ光を発するため、シンチレータには光ファイバの発光と弁別可能な光を発するルビーシンチレータを用いる。シンチレーション光を光ファイバの発光と分離できることを確認するため、計測システムを試作して
Co線源を用いて照射試験を行い、分光器を用いて光波長スペクトルを測定した結果、バックグランド信号として300nmから500nmに光ファイバの発光と思われる出力が見られたが、693nm及び714nmに観察されたシンチレーション光のピークに比べて十分低いことから、ルビーシンチレータの発光を光ファイバの発光と分離して検出できることを確認した。
澤田 明彦; 天谷 政樹
no journal, ,
空気等に含まれる窒素がジルカロイ被覆管の高温水蒸気酸化挙動に及ぼす影響を評価した。熱重量測定で求めた窒素-水蒸気雰囲気下での重量増加の活性化エネルギーは、アルゴン-水蒸気雰囲気下に比べて重量増加量の大きな領域で低下した。金相観察の結果、窒素存在下での酸化の加速と不均一な酸化膜成長との関係が示唆された。
篠崎 崇; 三原 武; 宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹
no journal, ,
高燃焼度燃料の反応度事故時における燃料挙動を理解するため、未照射の予き裂入りジルカロイ-4被覆管を用いて、軸方向引張荷重を負荷したEDC(Expansion Due to Compression)試験を実施した。この結果、従来のEDC試験のように周方向のみに荷重を与えた場合に比べて、小さい周方向ひずみで破損する傾向が見られた。当該試験においては、外径と軸方向ひずみの負荷荷重に対する応答を取得しており、二軸応力状態における被覆管の破損条件を定量化するための基礎データを取得することができた。
川田 賢一; 石田 真也; 小野田 雄一; 飛田 吉春
no journal, ,
研究開発段階のナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント(SA)事象推移評価について、影響緩和方策の有効性の評価を実施している。最新の核設計手法、CABRI試験等の知見により、起因過程評価で考慮すべき不確かさ幅が小さくなった。過度に保守的な条件を排除することができたことにより、評価対象炉心について起因過程でのエネルギー発生は無いことが、最新の評価手法であるSAS4Aコードにより示された。
古田 琢哉; 高橋 史明
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故後の今後の対策の中で、住民の帰還へ向けては、住民の様々な生活パターン等を鑑みたきめ細やかな線量評価が必要とされている。ここで、その評価のために、住民が滞在し得る様々な建物内での線量低減に係るデータを整備することが有益となる。そこで、国内(福島県内)の建物について、建築の専門家の協力を得て調査を行い、検討対象とする住宅や多くの人々が集まる公共的な建物のいくつかを選定した。これらの建物については、用途を考慮して内部構造を定義して、三次元体系でモデル化した。これらの建物モデルと放射線輸送計算コードPHITSを用いて環境に沈着した放射性セシウムからの線による建物内の屋内線量率を計算した。その結果、木造やコンクリート造などの構造材の違いや建物の規模に応じて、建物内の線量低減効果が大きく変化し、またその因子も異なる等の結果を得た。
高峰 潤; 原田 秀郎; 呉田 昌俊; 小泉 光生; 北谷 文人; 土屋 晴文; 飯村 秀紀; 木村 敦
no journal, ,
福島第一原子力発電所の事故で発生した溶融燃料中核物質の定量のために、中性子共鳴濃度分析法の開発を進めている。この分析法は、中性子共鳴透過分析法(NRTA)と中性子共鳴捕獲線分析法あるいは即発線分析法を組み合わせたものである。パルス中性子源を用いたNRTAシステムのエネルギー分解能、S/N比等の主要な性能は、おもに中性子源のパルス幅及び飛行距離によって決まる。本研究では、モンテカルロシミュレーションコードを用いて、ウラン・プルトニウム同位体のNRTAを模擬した。この中で、パルス幅及び飛行距離を変化させた際の、ウラン,プルトニウム同位体の定量精度に対する影響評価を行った。