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木村 敦; 中村 詔司; 寺田 和司; 中尾 太郎; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; 堀 順一*
no journal, ,
原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」の一環として、J-PARC/MLF/ANNRIにおいて中性子捕獲反応断面積及び全中性子断面積の両方を測定し、両方の結果から共鳴パラメータを高精度決定する研究を進めており、これまでに得られた成果について報告する。本研究では、初めに全断面積測定体系の開発、高速データ収集システム(DAQ)の開発等を実施する。開発した体系を用い、安定核種である金及び
Gd等の測定を行い測定手法の確立を図る。また、中性子捕獲断面積及び全中性子断面積、両方の測定結果を解析し共鳴パラメータを高精度で決定する解析手法の構築を図る。その後、
Am等MA核種にこれらの手法を適用し、これら核種の共鳴パラメータを高精度で決定する。これまでのところ、全断面積測定体系の開発、高速DAQの開発等を実施している。例えば、高速DAQの開発においては、即発
線及び中性子の両方を測定できるDAQの開発を進め、ANNRIでの測定に十分な基本性能を持つことを確認した。
岩元 大樹; 西原 健司; 八木 貴宏*; Pyeon, C. H.*
no journal, ,
加速器駆動システム(ADS)における未臨界度のオンライン測定手法の開発を目的に、「リアルタイム未臨界度測定システム」を開発した。これは複数のマルチチャンネルスケーラー(MCS)とMCSからの信号を制御・解析するプログラムから構成され、特定の短い時間間隔で未臨界度をリアルタイムに出力することができる。このシステムの検証を行うために、京都大学臨界集合体実験装置(KUCA) A架台においてパルス中性子法(PNS法)による未臨界度測定実験を行なった。中性子源にはFFAG加速器からの100MeV陽子と固体鉛ビスマスターゲットによる核破砕中性子を用いた。実験の結果、本システムが未臨界度をリアルタイムに出力できることを確認した。さらに実験後のオフライン解析の結果、本システムのアルゴリズムに、ポアソン分布に基づく最尤推定法を組み込むことによって、未臨界度の深い体系で観測された検出器間のばらつきや時間的な揺らぎを小さく抑えられることがわかった。これらの結果により、幅広い未臨界体系(
)における精度の高いオンライン測定に向けた見通しを得た。
)寺田 和司; 中村 詔司; 木村 敦; 中尾 太郎; 原田 秀郎; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; 堀 順一*
no journal, ,
核分裂炉で生成されるマイナーアクチニドの中性子捕獲断面積は、核変換処理および革新的原子力システムの研究開発において必要不可欠であるが、その現状の精度は要求精度と比べて数倍悪い。そこで、原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」を行っている。このとき、捕獲断面積の高精度化にはサンプルの絶対量の精度が重要となるが、その精度が保証されていない問題がある。そのため、計画の一環として「TOF測定に用いるサンプル量の高精度決定のための技術開発(I)」を進めている。本発表では、崩壊線分析によるサンプル量の高精度決定に関する技術開発の計画、進捗および成果について報告する。
中尾 太郎; 木村 敦; 中村 詔司; 寺田 和司; 原田 秀郎; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; 堀 順一*
no journal, ,
中性子捕獲の断面積測定には測定試料の絶対量が必要であるが、入手する試料は必ずしも絶対量が精度よく決定されていない。そのため、試料の絶対量を非破壊で、精度よく決定する必要がある。本発表では、原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」の一環として、TOF測定の高精度決定のためにサンプルとなるマイナーアクチニドの絶対量を非破壊で測定する、全放出熱測定の計画について報告する。
中村 詔司; 木村 敦; 寺田 和司; 中尾 太郎; 原田 秀郎; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; 堀 順一*; 藤井 俊行*
no journal, ,
原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」の一環として、研究炉中性子を用いた放射化法によりマイナーアクチニド等の核種の熱中性子捕獲断面積を高精度に測定する研究を進めている。本発表では、断面積測定の実験計画、進捗状況とともに得られた成果について報告する。
浜田 広次; 内堀 昭寛; 大島 宏之
no journal, ,
蒸気発生器(SG)伝熱管破損時の安全評価を目的として、長時間事象進展解析コード(LEAP-III)の開発を進めている。LEAP-IIIへ組み込んだ高温ラプチャ評価モデルを用いた試解析を実施し、実験結果の再現性を評価した。
岩本 修; 岩本 信之; 水山 一仁
no journal, ,
文部科学省原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」の一環として、測定と評価のキャッチボールによる高品質評価のために、MA核データの測定及び評価データの現状を調査した。重要MAであるNp-237, Am-241,243に対し、熱中性子から高速中性子にわたる領域で調査した。2005年以降のNp-237, Am-241の熱中性子断面積の測定データは、ほぼ誤差5-6%以内に収まりつつあることが分かった。これらの調査を通して、評価済核データが与える誤差の妥当性についても検討した。また、重要FP核種のTc-99,I-129等についても同様な調査を実施した。本報告では、事業における核データ評価の計画及び現状の調査結果について報告する。
原田 秀郎; 岩本 修; 中村 詔司; 木村 敦; 岩本 信之; 寺田 和司; 中尾 太郎; 水山 一仁; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; et al.
no journal, ,
マイナーアクチニド核種を中心とする最重要核種の中性子核データを世界最高水準で測定できる技術を開発し、これを適用した核データ測定結果を反映した評価を行うことにより、高品質データを整備することを目指し、原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」を開始した。本研究開発は、(1)熱中性子捕獲断面積の高精度化、(2)TOF測定に用いるサンプル量の高精度決定のための技術開発、(3)全中性子断面積測定を組み合わせた共鳴パラメータの決定、(4)測定エネルギー範囲の高速中性子領域への拡張、並びに、(5)測定と評価のキャッチボールによる高品質評価から構成される。本発表では、本研究開発事業の全体計画を報告する。
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、その結果燃料が溶融し、炉心の崩落を引き起こしたと考えられる。このような炉心の崩落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、炉心溶融事象の進展を詳細に予測できる数値解析手法が必要である。そこで原子力機構では、このような炉心溶融の挙動解明に対応できる数値解析手法(JUPITER)の開発を行っている。前報までに、発熱項を有する物質と、発熱項を持たない物質が混在した状況での溶融解析を可能とする多成分解析機能を組み込み、正しく機能していることを確認した。本報では、開発した多成分解析機能を導入したJUPITERを用いて溶融物伸展解析を実施し、既存実験結果との比較を行った。その結果、JUPITERにより評価した溶融物の伸展速度の予測結果が、実験結果と定量的に一致することを確認した。
鈴木 和博; 豊川 琢也; 本岡 隆文; 塚田 隆; 上野 文義; 寺川 友斗; 鈴木 美穂; 市瀬 健一; 沼田 正美; 菊池 博之
no journal, ,
80
C人工海水を用いた浸漬腐食試験で耐食性を確認した照射済BWR燃料被覆管を用いて、温海水浸漬履歴による強度特性変化の有無を引張試験で調査した。温海水非浸漬の燃料被覆管の引張強度データとの比較により、温海水浸漬履歴による強度特性変化はなかった。
岡垣 百合亜; 柴本 泰照; 孫 昊旻; 佐藤 聡; 与能本 泰介
no journal, ,
福島第一原子力発電所で発生したシビアアクシデントを受け、格納容器ベントの際のプールスクラビングによるエアロゾル除去は、ソースタームを評価する上で極めて重要であることが再認識されている。原子力機構では、エアロゾル挙動・格納容器内熱水力挙動に係る評価手法の整備の一環として、汎用性のあるCFD解析用構成方程式の開発を進めており、事故時の広範な条件での解析手法の妥当性を実験との比較を通じて検討する必要がある。本研究では、プールスクラビング時の気液二相流現象を解明するため、高さ2m、直径0.2mの円筒管に直径0.01mの円形ノズルを底部に設けた解析対象において、OpenFOAMの二流体モデルを用いて解析を行った。解析結果より、同体系での実験結果との流動挙動の違いを明らかにし、解析手法について検討した。
桑原 彬; 大杉 武史; 塙 律; 伊藤 圭祐; 中塩 信行; 小澤 一茂; 目黒 義弘; 赤堀 光雄; 岡本 芳浩; 中島 邦彦*; et al.
no journal, ,
除染廃棄物の焼却灰等を溶融処理した場合の耐火物へのCs蓄積についての知見を得る目的で、Csを含む溶融スラグに耐火物を浸漬させる試験を行い、耐火物へのCs移動について調査した。耐火物でCsがとる化学形態について分析を行った。
小林 秀和; 天本 一平; 北村 直登*; 武部 博倫*; 三田村 直樹*; 都築 達也*
no journal, ,
廃棄体化技術検討の一環として、鉄リン酸塩ガラス(IPG)媒体を用いて模擬スラッジを固化処理する100g規模基礎試験を行った。その結果、スラッジをIPG中に30から50wt%まで添加可能であること、スラッジ添加に伴いQn構造の不均化が進展すること、スラッジを添加したガラスは良好な化学的耐久性を示すことを明らかにした。
中野 政尚
no journal, ,
ドップラーライダは気象観測におけるリモートセンシング技術の発達とともに、市販されており、種々の試験機関によってその手法及び適用について検討試験等がなされている。その結果、概ね良好な結果が報告されているが、ほとんどの場合、数週間程度の短期間の試験であり、台風,降雪,降雹時等を含んだ長期間の原子力施設の気象観測に適用できるかどうかは不明であった。そのため、小型ドップラーライダについて、その性能及び実用性を長期間にわたって検討評価した。その結果、当該ドップラーライダについては、気象指針に要求される性能を満たすとともに、海抜100mにおける風車型風向風速計との風向・風速の相関も、ドップラーソーダに増して良好だった。さらにドップラーソーダでは欠測しがちな荒天時においてもデータが取得できることから、原子力施設からの一般公衆の線量評価を目的にした気象観測装置として、実用性のある装置であると考えられる。
斎藤 公明
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故により大気中に放出された放射性物質の影響を正しく評価し、適切な対策を講じるための基礎資料を提供する目的で、原子力規制庁からの受託で実施してきた、放射性核種の土壌沈着量等の詳細な分布状況調査、放射性核種の移行研究、将来の放射性核種の分布状況の予測手法の開発等により構成されるプロジェクトの概要及び関連研究の主要な成果について説明する。プロジェクトの中で明らかになった、定点測定、走行サーベイ、歩行サーベイによる測定結果の相互関係、土地利用状況による環境半減期の違いと放射性セシウムの環境中移行特性の関係、プロジェクトの成果を応用したリアルタイム線量情報発信システムによる測定データの解析結果等について紹介する。
高藤 清人; 鈴木 紀一; 飯村 直人; 沖田 高敏
no journal, ,
原子力機構でのMOX燃料製造工程におけるペレット外観検査では、モニター上に映したペレットを目視により全数検査しており、検査員への負担や検査時間等に課題があり、外観検査の自動化へのニーズがあった。このため、2次元レーザー変位計によりペレットの表面形状を測定し、測定データからペレットの外観不良を判別するプログラムを開発した。本報告では、測定データ及び外観不良判別プログラムの信頼性を評価した結果を報告する。
澤田 淳; 早野 明; 後藤 淳一*; 稲垣 学*
no journal, ,
NUMO-JAEA共同研究の一環として実施した概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化のうち、母岩の適性を評価する方法の検討を進めた。具体的には、母岩の特性として主に地下水移行時間に着目し、概要調査で得られる情報量を考慮して様々なモデル構築方法、解析方法を整理した評価ツリーを構築した。
山田 文昭; 橋本 昭彦*; 加藤 満也*; 有川 晃弘*
no journal, ,
「もんじゅ」安全評価では、発生頻度は無視し得る程極めて低いが、設計基準事故の1次冷却材漏えいの安全余裕を確認するために敢えて大口径破損評価が行われた。その後の試験データ等の蓄積を踏まえて最新評価した結果、従来評価の重大な炉心損傷に至らないことを再確認した。
安藤 真樹; 松田 規宏; 佐藤 哲朗*; 斎藤 公明
no journal, ,
現状の空間線量率の分布状況及び変化傾向を把握するデータを取得することを目的として平成23年度から平成25年度にかけて東日本の広い範囲でKURAMA-IIシステムを用いた走行サーベイ測定を実施し道路上1mの空間線量率マップを作成した。これまでの合計7回の走行サーベイの結果から走行サーベイの減少傾向は、放射性セシウムの物理減衰やサーベイメータによる地上測定に比べて減衰が早いことが観測されている。また、平成25年度の測定では、道路上の空間線量率減少が減速しつつあることを示すデータが得られた。
亀井 美帆; 小澤 隆之
no journal, ,
将来の高速炉サイクルシステムとして、Puやマイナーアクチニド(MA)をリサイクルし、廃棄物減容・有害度低減を目指したシステム概念の研究開発を進めてきており、燃料開発としては高Pu含有やMA含有MOX燃料挙動を踏まえた燃料の性能を把握することが重要である。ここでは、燃料溶融防止の観点から、燃料特性に対する溶融限界線出力(PTM)の感度解析を行い、高Pu含有やMA含有が熱的性能に及ぼす影響を評価した。この結果、高Pu含有・MA含有による高速炉燃料のPTMは、燃料組成に応じた燃料物性の影響を受けるものの、MA含有率5wt.%までの範囲において、燃料仕様に対してはMOX燃料と同等の相関があり、燃料仕様を適切に設定することによって、従来のMOX燃料と同等の熱的性能を確保することは可能と考えられる。