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前田 亮; 大図 章; 呉田 昌俊; 藤 暢輔; Bogucarska, T.*; Crochemore, J.-M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*
no journal, ,
原子力機構(JAEA)と欧州共同研究センター(JRC)は、核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃料の非破壊測定技術開発に関する共同研究を行っている。その中のDifferential Die-Away (DDA)法の不確かさの主要因は、試料内での核物質の偏在、及び試料材質によって大きく異なる中性子の減速・吸収・増倍効果である。これらを評価するため、核物質の偏在状態を模擬できる標準マトリクスを3種類の材質で作成し、核物質の偏在と中性子の減速・吸収・増倍効果を同時に調べることを可能とした。本発表では、JRC型DDA法による測定装置Pulsed Neutron Interrogation Test Assembly (PUNITA)を用いて、核物質の偏在と試料の材質が測定に与える影響を定量的に評価した結果について報告する。
今野 力; 多田 健一
no journal, ,
200MeVまでの核データライブラリーTENDL-2015は、世界中で、特に、ヨーロッパで標準的な核データライブラリーとして使われ始めている。我々は、TENDL-2015の中性子サブライブラリーとそのACEファイルに次の3つの問題があることを見つけた。すなわち、(1)中性子サブライブラリーに非分離共鳴データがあっても、ACEファイルに非分離共鳴データがない核種が多い、(2)中性子サブライブラリーに2次
線データがあっても、ACEファイルに2次線データが入っていない核種が多い、(3)捕獲反応で放出される約5MeV以上の2次線が他のライブラリーと比べ少ない核種が多い、である。これらの問題の影響を調べたところ、以下のことが判明した。TENDL-2015中性子サブライブラリーでは、(1)非分離共鳴の自己遮蔽が補正できない、(2)中性子-線結合計算で正しい線束を計算できず、約1keV以下のDPA断面積が極端に小さくなることがある。以上のことから、TENDL-2015の中性子サブライブラリーの捕獲反応の2次線データとACEファイルは修正が必要である。
Csの中性子捕獲断面積の高精度測定Hales, B. P.; 中村 詔司; 木村 敦; 岩本 修
no journal, ,
J-PARCの物質・生命科学実験施設(MLF)の大強度中性子を利用して、高レベル放射性廃棄物に含まれる長寿命核分裂生成核種(LLFP)のうち、
Cs(半減期230万年)の中性子捕獲反応断面積を測定する計画である。Csを測定する際に、試料中に化学的に分離できない核分裂生成物Cs(安定核種)が不純物として混在する。Csのデータを精度よく測定するためには、Csの断面積データも精度よく求めておく必要がある。そこでJ-PARC MLFのANNRIを用いて、熱領域から1.5keVまでの中性子エネルギー領域におけるCsの中性子捕獲断面積を飛行時間法で測定した。過去の測定より精度を上げて、かつエネルギー領域を広げて測定データを得ることができた。また、過去の共鳴のミスアサインを確認した。
森岡 辰也; 澤崎 浩昌; 内田 武伸; 佐藤 健; 中村 恵英; 塩谷 洋樹; 桾木 孝介
no journal, ,
もんじゅの1次主冷却系循環ポンプでは、過去のR&Dにおいて類似長尺ポンプで発生した周方向温度差に起因するナトリウム軸受部の軸固着を防止するため、内部ケーシングと外部ケーシングの間に自然対流防止板を設置し、周方向温度差が発生しないように設計している。ナトリウムを冷却材とした大型・長尺の機械式立て型自由液面式遠心ポンプであるもんじゅ1次主冷却系循環ポンプの健全性確保に自然対流防止板の効果があったことを、プラントデータを用いて確認する。
横山 賢治; 竹田 敏一*; 沼田 一幸
no journal, ,
本研究では、核変換量と安全性に係わる反応度係数の調和を考慮したMA核変換炉心概念を開発している。そのためには、MA核変換量等の核特性の解析精度の向上が重要である。本報告では、解析精度の向上を目的としてこれまでに収集・評価したMA関連測定データを、本研究において新たに提案された手法「系統誤差を取り除く断面積調整法」に適用した結果を示す。
古立 直也; 湊 太志; 岩本 修
no journal, ,
統計模型を用いた核反応の計算では、原子核の準位密度の情報が必要不可欠となる。核データ評価では通常Fermi gas模型といった現象論的な模型が準位密度計算に用いられるが、その信頼性は実験値を用いたパラメータ調節に依存している。そのため、核分裂生成物など実験情報の乏しい不安定核の核データ評価に用いる妥当性は明らかではく、パラメータ調節に依存しない微視的な計算手法の発展が望まれる。準位密度の微視的な計算手法として、Hartree-Fock(HF)理論により得られる一粒子準位を用いたcombinatorial法計算があり、主にs波中性子共鳴間隔
の実験再現性においてその妥当性が議論されている。一方で、断面積計算の実験値との比較については、特定の核種について(n,)反応の比較などが行われているが、十分とは言えない。本研究ではcombinatorial法により準位密度を計算し、(n,)反応、(n,2n)反応などの核反応計算に適用する。安定核についてs波中性子共鳴間隔と同時にこれら核反応の断面積を系統的に実験値と比較し、微視的計算手法により得られる準位密度の妥当性を検討する。
堀井 翔一; 野本 恭信; 佐藤 博之; Yan, X.
no journal, ,
原子力機構は、優れた安全性を有し高温熱供給が可能な高温ガス炉の多様な産業利用に向けて、HTTRに水素製造施設及びヘリウムガスタービンを接続したプラント(HTTR接続熱利用システム)による水素・電力コジェネレーション実証試験を計画している。本発表では、安定した発電及び水素製造のため要求されるヘリウム温度低下量を満足するヘリウム配管の検討結果を報告する。
杉野 和輝; 沼田 一幸; 石川 眞; 竹田 敏一*
no journal, ,
MAサンプル照射試験データの解析では、一般に、ドシメータデータを用いて照射期間中の平均中性子束の規格化を行うことにより解析精度の向上を図っている。そのような場合、通常の一般化摂動論により得られる燃焼感度係数に対して相応の補正が必要となる。そこで、燃焼感度係数に中性子束の規格化の効果を反映させるための新たな補正方法を導出した。また、新たに得られた燃焼感度係数とJENDL-4.0に基づく断面積共分散データから中性子照射場に係る不確かさを評価した。
加藤 靖章; 井口 幸弘; 手塚 将志; 香田 有哉; 柳原 敏*; 溝口 理一郎*
no journal, ,
原子力施設の廃止措置は長期に渡るプロジェクトであり、その間に蓄積される文書、資料、データや、業務に携わった技術者の持つ経験、ノウハウは膨大な量となる。このような知的資源を次世代に継承し、適切な利用を支援する取組みの一環として、オントロジー工学を活用した知識探索システムを開発する。具体的には、廃止措置業務をモデル化したタスクオントロジー(業務の概念体系)を構築し、知識マネジメントシステムを構成する高度な検索機能のプロトタイプシステムの開発を実施した。
三輪 周平; 宮原 直哉; 鈴木 恵理子; 中島 邦久; 逢坂 正彦
no journal, ,
雰囲気の影響を考慮可能な放出モデルと化学平衡計算により軽水炉シビアアクシデント(SA)時のストロンチウム(Sr)の放出移行挙動に与える雰囲気の影響を検討した。水蒸気欠乏雰囲気では、水蒸気雰囲気で放出移行量の小さいSrが有意量燃料から放出される一方で、格納容器等への移行量は低くなる可能性があることが分かった。
上羽 智之; 矢野 康英; 大塚 智史; 永沼 正行; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 加藤 章一; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.
no journal, ,
事故時高温条件における燃料被覆管の破損限界評価は、高速炉の安全性を確保する上で極めて重要である。そのため、高速炉用9/12Cr-ODS鋼被覆管の1000
Cまでの高温クリープ特性データを基に策定した破損寿命評価式を適用し、高速炉の事故時の被覆管の耐破損性を評価した。
本田 文弥*; 木名瀬 栄
no journal, ,
本研究では、福島第一原子力発電所事故初期時の外部被ばく(グランドシャインによる)線量再構築に資するため、地表面に沈着した放射性核種の組成を仮定し、原子力機構が開発したウェザリング効果を反映する分布状況変化モデルを用いて、福島第一原子力発電所から半径80km圏内における事故3ヶ月後までの空間線量率分布を推定した。本手法による推定結果は、空間線量率の実測結果と係数3程度で一致し、事故初期時の外部被ばく線量の推計評価に有用と考える。
の蒸発挙動の雰囲気依存性評価鈴木 恵理子; 中島 邦久; 逢坂 正彦
no journal, ,
軽水炉シビアアクシデント時に起こる原子炉構造材へのセシウム(Cs)化学吸着で生成する可能性があるCsFeSiOについて、再蒸発挙動評価に資するため、高温での蒸発挙動の雰囲気依存性をTG-DTA実験により評価した。その結果、空気及びAr(不活性)雰囲気下と比べて、水素を含む雰囲気下でCsFeSiOの蒸発が促進されることが分かった。
大野 宏和; 武田 匡樹; 石井 英一; 川手 訓
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幌延URL地下350mには稚内層と呼ばれる泥岩が分布しており、亀裂性媒体と多孔質媒体の両者の特性を併せ持つ。本報で報告する原位置拡散試験は、多孔質媒体の特性を持った基質部を対象とした試験であり、泥岩中の収着・拡散特性を明らかにすることを目的としている。試験は、地下350m坑道の底盤から深度約3mの試験孔を3本掘削し、コア観察、単孔水理試験、拡散試験、オーバーコアリングを実施した。コア観察と水理試験の結果、試験区間周辺に構造性の天然割れ目はなく、透水係数はD-02孔からそれぞれ2.2E-10, 4.1E-10, 1.2E-10[m/s]であったことから、割れ目のない基質部として妥当であることを確認した。トレーサーの拡散係数や分配係数の違いにより、減衰曲線の傾きが異なり、D-03孔は一番孔径が大きいため、D-05孔と比較して減衰傾向も大きかったが、緩衝材を設置したD-02孔については顕著な違いは見られなかった。今後は、数値解析や既存データとの比較等により、収着・拡散特性の評価を進めていく予定である。
鈴木 美寿; 出町 和之*
no journal, ,
Safety-Security(SS)検討会においては、安全とセキュリティのインターフェースについて検討を進めている。本発表では、PRAと比較した枢要区域特定手法(VAI)の応用事例及びセキュリティに起因する重大事故時のフェーズ解析について報告する。
岡野 靖; 山野 秀将; 高田 孝; 西野 裕之; 栗坂 健一
no journal, ,
高速炉は大気を最終除熱源とし、気象等の外部ハザードが崩壊熱除去系に影響を及ぼし得る。頻度は稀だが影響の大きな未曾有の外部ハザードの後、発現し得る頻度の別の外部ハザードが重畳した場合に、崩壊熱除去系への影響の強度及び継続時間から、考慮すべきハザードの重畳と定量化すべき事項を同定した。
辻村 憲雄; 吉田 忠義; 星 勝也
no journal, ,
MOX燃料の製造工程において中性子個人線量計のフィールド校正を実施する場合の個人線量計の応答と線量の関係をモンテカルロ計算シミュレーションによって明らかにした。
高井 俊秀; 平川 康; 栗原 成計; 斉藤 淳一; 古川 智弘
no journal, ,
高速炉プラントでは、冷却材に沸点が高く熱伝導特性に優れたナトリウム(Na)を用いることで、低圧の構造設計を可能としている。一方でNaは化学的に活性であり、Na漏えいが発生した場合における構造材の腐食や温度上昇に起因する熱機械荷重の発生等を考慮することが必要となる。そこで、過酷事象時における「格納機能の維持」に対する裕度向上を目指し、Na漏えいを起点とした事象進展の遮断・抑制に向けた基盤技術開発を進めている。本報では、この中で取り組んだ燃焼抑制技術及び腐食抑制技術に関する要素試験結果について報告する。
古川 智弘; 高井 俊秀; 平川 康; 栗原 成計; 斉藤 淳一
no journal, ,
高速炉におけるナトリウム漏えい時の影響緩和方策や事象の終息方策に向けて、高速炉の主たるウィークポイントであるナトリウムの化学的特性に着目して立案した高速炉の安全性向上技術に係る研究概要と要素試験結果について報告する。
中野 寛子; 広田 憲亮; 武内 伴照; 柴田 裕司; 根本 忠洋*; 花本 行生*; 土谷 邦彦
no journal, ,
原子力発電所における監視システムの高度化の一環として、過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な高温型MIケーブルを開発している。特に、過酷事故時の原子炉内は、窒素, 酸素, 水素, 水蒸気のほかに核分裂生成物等が含まれた混合ガス雰囲気に暴露されることから、シース材の早期破損が懸念される。本研究では、MIケーブル用シース材として選定したSUS316及びニッケル基合金NCF600について、過酷事故環境を模擬した雰囲気(O
, O/HO, I, I/O/HO等)中における耐食性評価を行った。その結果、700
1000CのO及びO/HO雰囲気では、SUS316及びNCF600ともほぼ均一な酸化被膜の形成が観測され、酸化現象は放物線法則が成立することが分った。一方、I雰囲気では、温度の上昇とともにSUS316表面の孔食が増加すること、Iを含んだ混合ガス雰囲気では、Iの影響と思われる孔食と酸化被膜の形成という複雑な腐食挙動を示していることが分った。