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菅原 隆徳; 西原 健司; 田澤 勇次郎; 辻本 和文
no journal, ,
J-PARCで建設を計画している核変換物理実験施設(TEF-P)では、MA核変換システムの炉物理的課題に取り組むため、通常の板状燃料に加えて数十kg規模のMAを含有したMA燃料ピンを用いた臨界実験を行うことを想定している。MA燃料は崩壊熱による発熱量が高く、燃料要素の健全性を担保し、なおかつ臨界実験における温度条件を常に一定にするために常時冷却を行う必要がある。本試験では、水平二分割型臨界実験装置でのピン状燃料の使用を想定して、ピン状燃料装荷状態を模擬した燃料冷却試験装置を製作して、空気冷却による熱流動試験を実施した。試験の結果、例えば被覆管表面温度については、C/E値で0.97
0.07(標準偏差)程度の精度で予測できていることが確認された。これにより、TEF-Pの設計に用いている評価手法の妥当性が確認され、冷却設備成立性の見通しを得た。
横山 賢治; 山本 章夫*
no journal, ,
最小分散不偏推定法に基づいて正規分布を仮定せずに、炉定数調整法の理論式を新たに導出した。分散の最小化対象として、設計対象炉心核特性、炉定数セット、積分実験核特性を設定し、3種類の理論式を導出した。それぞれ、最小分散不偏推定に基づく拡張炉定数調整法(EA)、従来炉定数調整法(CA)、回帰炉定数調整法(RA)と呼ぶ。この導出方法は正規分布を仮定する必要がないので、誤差の分布に関して別の仮定を導入した新しい炉定数調整法の開発等への応用が期待できる。
線照射下での模擬炭酸塩スラリーのガス保持挙動試験本岡 隆文; 永石 隆二; 山岸 功
no journal, ,
高性能容器上のたまり水の発生原因に関する基礎知見取得のため、模擬炭酸塩スラリーを用いた線照射試験を行った。炭酸塩濃度95g/Lのスラリーに線を8.5kGy/h照射したところ、水位上昇、スラリー内の気泡発生、上澄液の出現、ガス放出を認めた。水位上昇の原因はスラリー内のガス蓄積による体積膨張と考えられた。
H分析迅速化の検討,1; トリチウムカラムの適用性確認佐々木 誉幸*; 秋元 友寿*; 関 晃太郎; 永野 美里*; 石森 健一郎; 上野 隆; 亀尾 裕
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)では、汚染水の漏洩検知や環境モニタリング等の目的で、地下水、海水等の多数の試料を対象にトリチウム分析を実施している。トリチウム分析は、常圧蒸留法で精製し、液体シンチレーションカウンタで測定しているが、蒸留装置を設置できるエリアが限られていることなどから、分析できる検体数が限られている。トリチウムの迅速分析として、トリチウムカラム(Eichrom Technologies社製)と、液体シンチレーションカウンタを組み合わせた方法を、地下水を想定した模擬試料を用いて検討を行い、1Fにおけるトリチウム分析への適用性確認を実施した。
植木 太郎
no journal, ,
軽水炉の炉心溶融の際に生成される二酸化ウラン・コンクリート混合物の臨界性評価に関して、ワイエルシュトラス関数に基づく確率的乱雑化モデルを構築した。独立な試行により連続変動媒質を複製し、デルタ追跡法と呼ばれるシミュレーション粒子追跡技法を用いて、モンテカルロ法臨界計算を実施した。中性子実効増倍率の評価値には、数パーセント程度の揺らぎが生じることがわかった。
佐藤 優樹; 岸本 彩*; 冠城 雅晃; 片岡 淳*; 鳥居 建男
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所の廃止措置で生じる放射性廃棄物を取り扱う施設において、線イメージャの開発は廃棄物に付着した放射性物質の分布を可視化するうえで重要な課題となっている。日本原子力研究開発機構は早稲田大学と共同で、従来の線イメージャと比較して小型・軽量であり、放射線作業環境において作業員がメガネ感覚で装着可能、もしくは遠隔機器に搭載可能といった特徴を持つポータブルコンプトンカメラの開発に着手した。これまでの実験では、シリコン半導体をベースとしたマルチピクセル光子カウンティングデバイスと、線に対して高い検出効率を有するCe:GAGGシンチレータを組み合わせて小型コンプトンカメラを試作し、これを用いて
Cs線源の二次元イメージング画像を取得できることを示した。本講演では実験結果に加えて、小型コンプトンカメラ開発の今後の展望について紹介する。
枝尾 祐希; 岩井 保則; 佐藤 克美; 林 巧
no journal, ,
ITERトリチウム除去設備は火災等の異常時においても確実なトリチウム除去性能の維持が求められる。トリチウム酸化触媒塔の設計において、施設内火災時にケーブル被覆材等が燃焼することで発生する炭化水素が漏洩トリチウムと反応し、トリチウム化炭化水素が生成することで、トリチウム酸化反応が阻害され全体のトリチウム除去性能が低下することが懸念される。そこで、ITERでの使用が予定されている低ハロゲンケーブルが燃焼した際に発生するメタン・エチレン・プロピレンガスを混合した火災模擬ガスを用い、トリチウム化炭化水素の生成率とトリチウム除去性能に与える影響を精査した。50
350
Cの触媒温度範囲においては難燃性のトリチウム化メタンの生成は極めて小さいこと、また、150C以下ではトリチウム化エチレンの生成率が突出して高いことを明らかにし、炭化水素の種類によってトリチウム化炭化水素の生成率が大きく異なることを見出した。異常時用トリチウム除去系のトリチウム酸化触媒塔の設計においては、ワンススルーの運転を想定した場合、トリチウム化メタンの生成率が小さいためトリチウム化メタン分解用の高温触媒塔を必要としないこと、他のトリチウム化炭化水素は200Cの低温触媒塔で完全燃焼するためトリチウム除去性能へ与える影響は小さいことを明らかにした。
前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊
no journal, ,
原子力機構では、核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃料の非破壊測定装置へ適用可能な技術開発を目的として研究を開始した。現在、その試験装置として小型のD-T中性子発生管を使用した非破壊核物質測定装置Active-Nの設計・開発を行っている。Active-Nにおいて試験予定の技術の一つであるDDA法では、設計した装置の性能を評価する上で中性子発生管により装置内に作られる中性子場を確認することが重要である。本研究では、DDA法の一種である高速中性子直接問いかけ(FNDI)法を利用した核物質非破壊測定装置内での絶対中性子束分布を放射化分析とPHITSシミュレーションより評価した。
照沼 宏隆; 田中 究; 株本 裕史; 萩野谷 仁; 佐野 成人; 高橋 政富; 星野 昌人; 青木 勲; 浅妻 新一郎
no journal, ,
原子力機構では、福島県をはじめとする行政機関の除染活動が円滑に推進するように技術的な支援を実施している。本報告では、各市町村主体で除染を進める汚染状況重点調査地域において、プロッタ及びホットスポットファインダ(略称HSF)を用いた歩行サーベイや、定点測定の機能を用いて実施した支援活動について紹介する。
生成永井 崇之; 小林 秀和; 岡本 芳浩; 佐藤 修彰*; 猪瀬 毅彦*; 佐藤 誠一*; 畠山 清司*; 関 克巳*
no journal, ,
ガラス固化プロセスでは、廃液から生成したRu化合物がガラス原料と反応し、RuO結晶が成長すると推定されることから、Ru-La-Na混合硝酸塩とガラス原料を添加して加熱し、RuOの生成状況を確認した。
土屋 晴文; 北谷 文人; 呉田 昌俊; 前田 亮
no journal, ,
核不拡散や核セキュリティ分野では、高線量場において核物質を非破壊で測定する必要性が高まっている。具体的には、使用済み燃料や溶融燃料デブリ中のUやPuの測定に加えて、将来の核変換用MA-Pu燃料の測定にも適用できる非破壊測定技術の開発が急務となっている。こうした必要性に叶う手段として、中性子共鳴透過分析法(NRTA)がある。NRTAはパルス中性子ビームを利用して、非破壊で試料中のさまざまな同位体を高精度で測定できる技術である。しかし現状、大半のNRTA装置は大型の電子線加速器を利用して、大強度な中性子ビームを発生させている。そのためにNRTA装置の汎用性が乏しくなっており、小型のNRTA装置の開発が必要と考えている。そうした観点のもと、小型のNRTA装置の基盤技術の開発や高度化に向けた知見を得るため、まずはD-T管を用いた小型のNRTA試験装置を開発している。本発表では、試験装置の概要を紹介し、数値計算によって得たその性能について報告する。
大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 呉田 昌俊
no journal, ,
原子力機構では、MA核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃料や共存物質が多数含まれる従来の測定技術では測定が困難な難測定核物質を対象とする中性子源を用いた次世代の非破壊測定技術の開発に着手した。その技術は、核分裂性核種の総質量を計測するDifferential Die-Away(DDA)法、固体物質の核種分析を行う中性子共鳴透過分析(NRTA)法、計測妨害物質等の分析を行う即発線スペクトル分析(PGA)/中性子共鳴捕獲分析(NRCA)法、及び誘発核分裂性核種組成比分析用の遅発線スペクトル分析(DGS)法から構成され、それらを相補的に組み合わせることによって難測定核物質の測定を目指すものである。現在、これらの測定技術を一つの装置で実現できる非破壊測定装置(Active-N)を設計・開発している。本報では、そのActive-Nでの核分裂性物質量の高精度測定を目指した次世代型DDA装置部の構造、及びMVPシミュレーションによる設計性能に関して報告する。
多田 健一; 長家 康展
no journal, ,
原子力機構では、国産核データ処理システムFRENDY(FRom Evaluated Nuclear Data librarY to any application)の開発を進めている。本発表では、FRENDYの非分離共鳴領域の確率テーブル作成について報告する。
菊地 丈夫; 多田 健一; 須山 賢也
no journal, ,
原子力機構が開発している燃焼計算コードSWAT4の計算精度を検証するため、旧原研が実施したBWR燃料を対象とした照射後試験の測定結果とSWAT4の解析結果を比較した。その結果、主要な重核種であるUやPuではC/Eの平均値が1.0に近く、FP核種では平均値や標準偏差が重核種に比べてやや大きくなることを確認した。
在間 直樹; 長沼 政喜; 坂尾 亮太
no journal, ,
人形峠環境技術センターの核燃料使用施設では、現在新規制基準に対応した安全評価を行っている。その中で事業所内外の線量評価は重要であるが、敷地境界線量評価における直接線・スカイシャイン評価は施設の遮蔽設計に比較し検証が困難な場合が多く、評価手法の合理性・妥当性が強く希求される。当センターにおける従前評価では、直接線評価においては近距離でも1000m以上遠方の場合でも同様にQAD-CGGP2Rによりモデル化して計算していた。スカイシャイン評価においてはQAD-CGGP2RとG33GP2Rの組み合わせとしていた。これらは計算コードの制約から全体的に過大な線量率評価となっていたことは否めない。これに対して同一の評価対象・パラメータを用いてモンテカルロ輸送計算コードMCNP5により比較検証を行った。MCNP5では3次元形状の入力が可能で、線源から発生させ計算評価点に至る連続的な粒子挙動の追跡が可能であり、上空・遠方あるいは地面での散乱回数に制約はない。また、線源から計算評価点に達する粒子を直接線・スカイシャインとを区別することなく、同時に合算値として評価可能である。実際の当該及び周辺の建屋構造・地形構造を反映させることも可能である。比較検証では、同一の線源・計算パラメータを用いての従前評価とMCNP5による評価を行った。MCNP5では線源周囲の建屋構造・線源の下側に存在する地面も計算モデルに加えた。その結果、従来評価はMCNP5に比較して過大評価となりその傾向は遠方に行くに従い増加することを確認した。
岩井 保則; 近藤 亜貴子*; 枝尾 祐希; 佐藤 克美; 久保 仁志*; 大嶋 優輔*
no journal, ,
トリチウム取扱施設に火災等の異常事象が生じ、ハロゲンを含むトリチウムガスの処理を想定した場合の触媒や水分吸着剤のハロゲンガス影響を精査した。塩素ガスに長期間さらされた触媒は触媒の水素酸化活性は有意に低下することを確認した。ハロゲンによる触媒活性の低下を抑制するためには白金・パラジウム合金触媒が適していることを確認した。また水素とハロゲン間の触媒反応により生じる酸が触媒活性に強く影響することがわかった。モレキュラーシーブ水分吸着剤は塩素ガス共存下では水分吸着容量が低下する影響が見られた。今後の大量トリチウムの取扱いが必要となる核融合施設のトリチウム除去システムの設計では火災時のハロゲン発生を考慮することが必要である。
古立 直也; 湊 太志; 岩本 修
no journal, ,
長寿命核分裂生成物(LLFP)を核変換するシステムを構築するには、核変換システムの数値シミュレーションを高精度化する必要がある。そのためには、LLFPだけでなく核変換後に生成される核種の核データもまた重要となる。しかしながら、LLFPの核変換により生成される核種には実験値の存在しない不安定核も含まれることが予想される。実験値の存在しない核において、理論的な予測が非常に難しいものの一つが熱中性子捕獲断面積である。熱中性子捕獲断面積は、最初の共鳴のエネルギーとその幅によって大きく支配され、それらの微小な変化でも大きく値を変えてしまう。それらを高精度に予測するのは非常に困難な一方で、共鳴の幅は核構造の複雑さとランダム性からPorter-Thomas分布に従うことが知られており、また共鳴のエネルギー間隔はWigner分布に従うことが知られている。そこで我々は共鳴パラメータの統計性を用いて、モンテカルロ法による熱中性子捕獲断面積の評価を行った。結果は、熱中性子捕獲断面積の確率分布として得られる。実験値の存在する約250核種について計算を行ったところ、実験値のばらつきが計算で得られた確率分布によりよく説明できることがわかった。
湊 太志
no journal, ,
核分裂生成物を含む不安定な原子核のベータ崩壊およびそれに伴って放出される遅発中性子の量は原子力工学だけではなく天体核物理でも重要である。しかしながら、遅発中性子分岐比やそのスペクトルなど、いまだ実験的に調べられていないデータが存在している。それら未知のデータを補完するために、本研究では核構造を正確に考慮した準粒子乱雑位相近似法によるベータ崩壊の計算を行った。これまで275核種のベータ崩壊半減期について計算を行い、おおよそファクター
の範囲内で実験データを再現できることが分かった。しかしながら、その再現精度は大局的理論より劣っており、その原因について分析した結果、本研究で取り扱っていない第一禁止遷移の影響が大きいことが分かった。講演では、より詳細に第一禁止遷移の寄与について触れ、また遅発中性子についても議論する。
呉田 昌俊; 小泉 光生; 大図 章; 土屋 晴文; 瀬谷 道夫
no journal, ,
原子力機構は、欧州委員会共同研究センター(EC-JRC)との国際共同研究による核不拡散分野用途の「アクティブ中性子非破壊測定技術開発」に着手した。本研究課題の最終目標は、MA核変換用MA-Pu燃料など高線量核燃料の非破壊測定装置への適用を目指した核物質測定技術を確立することである。高線量核燃料の非破壊測定については、Pu-240等が放出する中性子に着目した同時計数法など従来のパッシブ測定技術の適用が困難となることが予想されている。しかし、これまで系統的に研究は成されておらず、計測技術が確立していない課題があった。本研究課題では、アクティブ中性子法であるDDA法, NRTA法, PGA/NRCA法, DGS法による核物質測定技術の研究開発を行う。本報では、研究開発計画について報告する。
石見 明洋; 勝山 幸三; 赤坂 尚昭; 三澤 進*
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、東京電力福島第一原子力発電所(1F)廃止措置に向けた技術開発の一環として、原子炉で照射された燃料集合体の非破壊検査に適用しているX線CTを用いた燃料デブリの非破壊検査技術の開発に着手し、新たにX線CTを用いた燃料の重量評価手法を構築した。本手法を用いることで、未照射ペレットについて約3%の精度で評価可能であることを確認した。