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国枝 賢; 岩本 修; 岩本 信之; 湊 太志; 岡本 力; 佐藤 達彦; 中島 宏; 岩元 洋介; 岩元 大樹; 北谷 文人; et al.
no journal, ,
原子力工学、物質・生命科学および医療等の分野において陽子線加速器の応用が推進されており、施設設計のために、広いエネルギー領域に亘る中性子・陽子入射の評価済核データが必要とされている。本研究では、光学モデルや前平衡モデル計算における最新の知見を投入してJENDL/HE-2007の見直しを行った。さらに、特に医療分野で需要の高いLi-6,7やBe-9等の核種を新たに加えて、132核種に対する200MeVまでの中性子・陽子核データライブラリJENDL-4.0/HEを完成させた。本発表においては、評価計算手法の概要や二重微分断面積等の結果、および積分検証結果を報告する。
木村 敦; 中村 詔司; 寺田 和司; 中尾 太郎; 藤 暢輔; 原田 秀郎; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; 水本 元治*; 高宮 幸一*; et al.
no journal, ,
原子炉の安定な運転のため、可燃性毒物や制御棒の材料としてガドリニウム(Gd)が広く用いられており、反応度の計算のためには、Gd核種の高い精度の中性子捕獲反応断面積データが必要とされている。しかしながら、特にGd-157については報告データに大きな違いがあるという問題が指摘されている。そこで、ANNRIのNaI(Tl)スペクトロメータを用い、Gd-155,157の中性子捕獲断面積の高精度測定を行なった。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 古川 竜太*; 下司 信夫*; 七山 太*; et al.
no journal, ,
代表的な外部ハザードを対象にナトリウム冷却高速炉のPRA手法及びマージン評価手法を開発している。ここでは、3年目(平成26年度)の進捗概要、並びに火山噴火ハザードに対する事象シーケンス評価手法の開発について報告する。
岩元 大樹; 西原 健司; 岩元 洋介; 橋本 慎太郎; 佐藤 達彦
no journal, ,
粒子輸送計算コードPHITSは、加速器駆動核変換システム(ADS)の核設計において重要な役割を果たしている。PHITSのバージョン2.52以降、PHITSの核反応モデル(核内カスケードモデルINC)の標準仕様がBertini INCからLi
ge INC version 4.6 (INCL4.6)に変更された。INCL4.6は、モンテカルロコードで使われる核反応モデルを検証する核破砕反応ベンチマークにおいて最も優れたモデルであることが示されているが、PHITSでは独自の脱励起モデル及び核反応断面積のパラメータを使用しているため、PHITSに組み込まれたINCL4.6についても検証が必要である。さらに、これまでのADSの核設計では旧モデルを用いて実施していたため、核反応モデルの変更は、従来のADSの概念設計の結果に大きな影響を及ぼす可能性がある。本研究では、PHITSの新旧標準仕様であるBertini INCとINCL4.6及びPHITSに組み込まれている核反応断面積系統式(Pearlstein-Niitaの式及びSatoの式)の相違によるADSの核特性値の影響を調査した。解析の結果、核反応モデルの差異はビーム電流に大きく影響し、モデル間で10%を超える差異が生じることがわかった。この差異はビーム窓の核特性値にも影響を与えることがわかった。さらに、これらの差異は、核破砕反応による放出中性子の差異に起因していることを明らかにした。
野澤 貴史; Park, J.-S.*; 中里 直史*; 小沢 和巳; 谷川 博康
no journal, ,
SiCは元来備え持つ優れたエンジニアセラミックスとしての資質に加え、優れた低放射化・耐照射特性等から原子力材料として期待される。一般的には、SiC単体の脆弱性のため、繊維強化した複合材料としての利用検討が進む。数あるパラメータ試験の中でも、特に使用温度として想定される1000
C程度までの強度安定性の実証は最も根幹を成すものである。その際、繊維を織り込んだ構造である複合材料は、固有の異方性が不可避であり、その理解が重要である。同時に、限られたデータから多様な負荷形態における強度予測を可能とするモデル構築が、コンポーネント設計を進める上で必要不可欠である。本研究は、高温での引張、圧縮、剪断モード試験を行い、その破壊挙動の特徴を整理し、予測モデル検討を踏まえて、高温強度異方性マップを得ることを主目的とした。
中塚 嘉明; 在間 直樹; 中島 伸一; 藤木 直樹*; 洲脇 拓郎*; 呉田 昌俊; 大図 章; 米田 政夫
no journal, ,
ドラム缶収納廃棄物中のウラン定量を目的としたアクティブ中性子測定装置の導入経緯・目標・SG/MA機器としての要求項目を整理する。従前運用されていたパッシブ中性子測定法(NWAS)ではいくつかのの課題が挙げられ、ウラン計量管理機器としては更なる改善・高度化が必要とされていた。これらの課題解決とさらに短時間・高精度の測定装置開発を目指して、アクティブ中性子測定法による測定装置の導入を図ることとした。保障措置上のウラン計量管理機器としての適用性を評価するための目標を設定し、FNDI法の特質を説明しつつ同装置の活用による課題解決の方法及び検証項目を整理した。
藤木 直樹*; 中塚 嘉明; 在間 直樹; 中島 伸一; 洲脇 拓郎*; 呉田 昌俊; 大図 章; 米田 政夫
no journal, ,
アクティブ中性子測定装置の装置性能・運転実績・放射線安全管理の実績について紹介する。同装置は超小型の加速器と中性子検出器の組み合わせであり、安定した測定データ取得には装置の日常的な装置の維持・点検・運転状態の監視、さらにはそれを支える要員の訓練が不可欠である。中性子検出器計数効率測定等の機器較正、運転中のビーム安定性監視等の項目とその結果を網羅的に報告するとともに、その中性子計測によるドラム缶収納廃棄物中のウラン定量に及ぼす影響についても検討する。また、放射線安全の観点からの線量率測定実績についても報告する。
横山 賢治; 石川 眞; 沼田 一幸; 宇佐美 晋; 竹田 敏一*
no journal, ,
高速炉炉心設計に反映可能なMA積分実験データベースの構築のため、国内外のMA核変換に関する測定データの整備を行っている。その一環として、ロシアの高速炉臨界実験装置BFS-1及びBFS-2において行われたNp装荷実験のデータを対象に詳細な評価を行い、解析精度と実験データの有用性を評価した結果について報告する。
洲脇 拓郎*; 在間 直樹; 中塚 嘉明; 藤木 直樹*; 中島 伸一; 呉田 昌俊; 大図 章; 米田 政夫
no journal, ,
アクティブ中性子測定装置の基礎特性把握を目的として実施したウラン標準線源と模擬廃棄体を用いたモックアップ試験による装置性能の評価について紹介する。ウラン質量既知の標準線源を用いてドラム缶内マトリックスに種々の体系を模擬し、中性子検出器応答のバリエイションを精査した。その結果マトリックス物質及びその密度に応じて中性子の消滅時間(die-away time)及び中性子応答感度が顕著に変化することを確認できた。こうして取得したパラメータは、実ウラン廃棄物の定性・定量に活用しうることを確認した。また、ウラン濃縮度評価のためのGe半導体検出器による
線測定手法についても紹介する。
在間 直樹; 中塚 嘉明; 中島 伸一; 藤木 直樹*; 洲脇 拓郎*; 呉田 昌俊; 大図 章; 米田 政夫
no journal, ,
アクティブ中性子測定装置の現場適用として実ウラン廃棄物測定を試み、既に数百体の測定実績を重ねている。モックアップ試験により得られたパラメータを活用し中性子検出器応答計数効率として評価し、中性子計数率からU-235質量の定量を行う手法を適用した。また、ウラン濃縮度データを援用して全ウラン質量も評価している。さらに、シミュレーション計算による実ウラン廃棄物測定時の時間スペクトルも評価し、さらなる適用範囲の拡大も進めている。実例をもとにその概要について報告するとともに、保障措置上のウラン計量管理機器としての有用性について検討する。
枝尾 祐希; 岩井 保則; 林 巧
no journal, ,
ITERのトリチウム除去システムの性能確証試験に求められる99%のトリチウム除去効率を証明するためには、1桁高い回収効率99.9%の定量精度をもつトリチウム定量分析法の開発が必要である。今回、トリチウムガス(HT)の定量分析法の一つである酸化触媒と水バブラー捕集法を組み合わせた方法の大幅な改良に成功した。従来、酸化触媒として使用される酸化銅や親水性触媒は、反応により生成する水分が吸着することで回収効率が低下し定量分析への大きな妨げとなっていた。そこで、疎水性を高めた特殊な白金触媒を使用することにより水分吸着影響を無視小とする工夫と意図的な水素添加により触媒塔で酸化されずに通過する未反応ガスを低減する工夫を組み合わせることにより、回収効率99.9%の極めて高い定量精度を得ることに成功した。
岩井 保則; 久保 仁志*; 大嶋 優輔*
no journal, ,
原子力機構は核融合DEMO炉の実現に向けて、CECE (Combined Electrolysis Catalytic Exchange)プロセスによるトリチウム水処理技術の高度化に取り組んできた。高度化に向けた研究として、(1)高濃度トリチウム水を電解処理する電解槽に使用するイオン電解質膜の耐久性評価とさらなる耐久性を付与させる電解質膜の改良研究、(2)高濃度トリチウム水に接液するゴムシールへのトリチウム水の収着挙動、(3)新たな製造法による疎水性触媒の創製と水蒸気-水素間水素同位体交換反応を促進の実証、に取り組んできた成果を報告する。
杉本 昌義; 若井 栄一; 金村 卓治; 菊地 孝行; 井田 瑞穂*; 渡辺 一慶*; 新妻 重人*; 山本 道好*; 湯谷 順明*; 平野 美智子*
no journal, ,
核融合エネルギー開発のための日欧協力による幅広いアプローチ活動の下で実施している国際核融合材料試験施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)では、2013年に中間工学設計書が完成した後、設計上の課題となっている幾つかの実証項目については2015年まで実証試験タスクを継続してきた。日本の担当タスクに関しては3月に全てを完了し、試験結果の評価を継続するとともに、中間工学設計への反映の仕方について検討を始めた。本発表では、2013年の工学設計書において日本が主に担当したリチウムターゲット施設と照射後試験施設について、各種実証試験の結果をもとに設計の技術的妥当性を検証するとともに、今後解決すべき課題を報告する。
坂本 淳志; 佐野 雄一; 竹内 正行; 伊藤 和之*; 関田 智*; 坂本 幸生*; 阿久津 浩一*
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遠心抽出器内にスラッジが堆積した状態を模擬したロータを用いて、スラッジ堆積時の相分離性能へ及ぼすスケールアップの影響を評価した。遠心抽出器のスラッジ耐性に関しては、これまでにロータ内への堆積によって影響が現れることを確認している。その結果、スケールアップが相分離性能に対してさらなる影響を与えることが確認された。
斎藤 公明
no journal, ,
文部科学省ならびに原子力規制庁の委託を受け、福島周辺の放射性セシウムの沈着量分布及び空間線量率分布の地域的また継時的な特徴を明らかにするために、大規模環境調査プロジェクトを福島事故直後から継続的に実施してきた。この調査により環境中での空間線量率の変化傾向、さらにはその変化傾向の基となる環境中における放射性セシウムの動きの全体的なイメージをつかめつつある。この発表では、プロジェクト全体の枠組みについて概説するとともに、明らかになった知見をまとめて紹介する。
大久保 綾子; 篠原 伸夫; 戸田 暢史; 片岡 修; 松本 哲也
no journal, ,
原子力機構では、文部科学省核セキュリティ補助金事業の一環として、平成23年度から平成25年度に確立させた基本的な核鑑識分析技術を検証する目的で、ITWGが主催する低濃縮ウラン試料の核鑑識分析に関する国際比較試験に参加した。3個の未知試料(低濃縮ウラン)を分析し、それらの関係性, 履歴等を解析して報告する内容で、米国・ブラジル・フランス・韓国・南アフリカ等の15か国の参加があった。本講演では、ITWG国際比較試験の概要および原子力機構の結果を報告する。比較試験では、各参加ラボラトリが実施可能な分析を行い、履歴等の解析に利用する。原子力機構は、ウラン同位体比分析, 不純物分析, ウラン精製時期に関する年代測定を実施した。データレビュー会合において他ラボラトリの結果と比較した結果、原子力機構の核鑑識分析レベルは、世界トップレベルのラボラトリと同等のレベルにあることを確認できた。
西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一
no journal, ,
異常降雨ハザードに対するナトリウム冷却高速炉の崩壊熱除去機能の確率論的リスク評価(PRA)手法を開発するため、ハザード曲線を構築して異常降雨ハザードを評価するとともに、異常降雨を起因とした炉心損傷に至り得るイベントツリーを構築し、炉心損傷頻度を定量化した。
山田 進; 町田 昌彦; 渡辺 将久
no journal, ,
本発表は汚染水タスクフォースの一環として実施した福島第一原子力発電所(1F)の港湾内の海水流動および放射性核種の移流拡散の予測に関する研究についての報告である。具体的には2次元および3次元の流体シミュレーションコードの開発状況を紹介するとともに、実際に開発したコードを用いて港湾内の海水流動や核種移行をシミュレーションして得られた結果を報告する。特筆すべき成果は、適切な計算条件を用いることで、実際の核物質の濃度分布の傾向を再現することができたことである。この成果は今回開発したシミュレーションコードを用いることで1F港湾内での代表的な移流拡散過程を明らかにできる可能性があることを示している。
大井 貴夫; 内山 秀明*; 芦田 敬; 目黒 義弘; 駒 義和; 杉山 大輔*
no journal, ,
福島第一原子力発電所の事故に伴い発生した廃棄物(1F廃棄物)のインベントリ評価手法を開発している。本発表では、続く(4)-(8)のシリーズ発表に先立ち1F廃棄物の処理処分に関するプロジェクトの概要、当プロジェクトの中でのインベントリ評価手法開発の位置づけを説明するとともに、個々の発表の概要を紹介する。
Amにおける熱中性子捕獲断面積の評価水山 一仁; 岩本 信之; 岩本 修
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物に含まれる放射性毒性が強く寿命の長いマイナーアクチニド(MA)核種の核データは環境負荷低減技術の基盤データとして精度向上が求められている。しかしながら、既存のMA核種に対する熱中性子捕獲断面積の測定値間に大きな食い違いが見られるため、信憑性の高い評価値を得ることができていないのが現状である。放射化法で解析に用いられるCd比法とは、試料に何もつけない場合の反応率RとCd箔によって中性子束の熱中性子成分を遮断して得られる熱外中性子起因の反応率R'との比(Cd比R/R')を用いて、熱中性子捕獲断面積
とS因子を求める方法である。S因子は共鳴積分から熱エネルギーで1/v則に従う断面積を差し引き、で規格化して定義される量である。Amでは切断エネルギーより低いところに共鳴が存在するため、正しくを導出するためにはそれらの寄与を補正する必要がある。本研究では切断エネルギーよりも低い共鳴の寄与をS因子補正量としてJENDL-4.0から評価し、既存のを補正した。その結果、既存測定データ間の整合性が向上した。