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木村 敦
no journal, ,
日本原子力学会核データ部会20周年記念の企画セッションにおいて、筆者の夢見る20年後の核データ研究を報告する。計算コードユーザーの核データの誤差に関する認識、実験に用いる放射性試料の準備、直接測定が困難な核種・反応に対する値付け、誤差の収束に向けた取り組み、将来の測定施設建設の観点に着目し、楽観的に将来の予想を行った。(中止となった「日本原子力学会2020年春の年会」と同一内容である。)
小野 正人; 島崎 洋祐; 石塚 悦男; 飯垣 和彦
no journal, ,
適合性審査の項目のひとつである耐震重要度分類について、設計当初に保守的に設定していた耐震重要度分類に対して、運転実績により得られた技術的知見を踏まえた安全上の特徴に着目して耐震重要度分類を見直した結果を報告する。
井元 純平; 中島 邦久; 逢坂 正彦
no journal, ,
軽水炉シビアアクシデント時、CsOHとステンレス鋼表面との化学反応により、CsFeO
が生成する化学吸着現象が起こることが示唆されている。Cs化学吸着挙動の解明のためには、ステンレス鋼表面に生成する鉄の酸化物との化学反応挙動を明らかにする必要がある。本研究では、CsOH・HOと鉄の酸化物であるゲーサイト(
-FeOOH)あるいはヘマタイト(-FeO
)やマグネタイト(FeO
)との混合粉末の化学反応を調べた結果、マグネタイトよりもヘマタイトやゲーサイトの方がCsOHとより反応しやすいことが明らかとなった。
鈴木 恵理子; 中島 邦久; 三輪 周平; 逢坂 正彦; 橋本 直幸*; 磯部 繁人*
no journal, ,
軽水炉シビアアクシデント時のステンレス鋼構造材へのセシウム(Cs)化学吸着挙動の解明に資するために、化学吸着によりステンレス鋼酸化層に生成したCs化合物の化学形と分布を透過型電子顕微鏡等の微視的手法を用いて調査した。その結果、化学吸着温度及びステンレス鋼表面からの深さによってCs化合物の化学形が異なることが分かった。
米山 海*; 佐藤 勇*; 松浦 治明*; 腰越 広輝*; 宮原 直哉*; 栗原 哲彦*; 鈴木 恵理子; 逢坂 正彦
no journal, ,
軽水炉シビアアクシデントによって発生するコンクリート廃棄物の合理的な処理処分に資するために、粗骨材, モルタル、及び粗骨材とモルタルの割合・分布を制御したコンクリートに対するCsの浸透実験を行い、Csの浸透挙動に及ぼす粗骨材の影響を調査した。粗骨材の分配係数及び拡散係数はモルタルよりも小さくなった一方で、粗骨材を含有するコンクリートの拡散係数はモルタルよりも大きくなった。このことから、粗骨材とモルタルの界面がCsの浸透挙動に影響を及ぼすことが分かった。
吉田 啓之; 永武 拓; 小野 綾子; 成島 勇気*; 上遠野 健一*
no journal, ,
熱的条件が現行BWRより厳しくなることも想定される軽水冷却高速炉(RBWR)では、その熱設計において液滴の生成や再付着などのスペーサ効果を活用する必要があると考えられる。しかし、狭隘流路であるRBWR炉心について、そのスペーサ効果の活用に必要なデータは少ない。そこで本研究開発では、二相CFDにより得られるデータを用いることで、熱設計に用いるサブチャンネル解析コード中のスペーサの効果を表現するモデルの改良を検討している。本報では、RBWR炉心を模擬した狭隘流路内の二相流を詳細二相流解析コードTPFITで解析し、その適用性を検討した。その結果、液膜の波立ちの発達により液滴が生成し狭隘流路内に環状噴霧流が形成され、RBWR炉心を模擬した条件での二相流解析が実施できることを確認した。また、液滴生成前後での液膜形状は既存の大気圧試験の結果と良く一致しており、波立ちに伴う液滴生成が適切に表現されている。さらに、スペーサ後端下流で多数の液滴が生成されるなど、スペーサの影響が再現できている。これらの結果から、RBWR炉心のスペーサ効果モデル改良へのTPFITの適用性を確認した。
廣内 淳; 駒ヶ峯 弘志*; 高原 省五; 宗像 雅広
no journal, ,
マスク等の保護具を着用することにより、放射性物質の吸入による内部被ばくを低減できる。保護具着用による低減効果は、保護具のフィルターによる捕集効率の他に、保護具を通らず直接吸入する割合を表す漏れ率によって決定される。漏れ率は、保護具及びその着用方法によって大きく異なり、一般的なマスクを普段通りに着用した場合、漏れ率が高く低減効果が低いことが報告されている。本研究では、4種のマスクに対して普段通り着用した場合と漏れ率が低くなると予想される着用方法(指定方法)の漏れ率を調査した。その結果、指定方法をとることにより、漏れ率は平均で20
40%低くなった。
深堀 智生
no journal, ,
核データ部会の創立20周年に当たり、今後の部会活動の参考になるように歴史を含めて、概要の報告を試みる。本報告では、黎明期を除く部会の歩みについて振り返ってみたい。
の比熱及び熱拡散率松本 卓; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 加藤 正人; 小笠原 誠洋*
no journal, ,
UO
を用いて最高2000
Cまでのエンタルピー及び熱拡散率を、それぞれドロップカロリー法及びレーザーフラッシュ法を用いて測定した。エンタルピーから比熱を評価した結果、約1500Cから比熱が急激に上昇する結果が得られた。一方、熱拡散率は1500Cまでは低下したが、約1500Cから2000Cまで一定の値が得られた。
Zheng, X.; 久保 光太郎; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之; 丸山 結
no journal, ,
ダイナミックPRA手法は、機構論のシミュレーションとPRAモデルを緊密にカップリングし、信頼性が高いリスク情報の定量化、その結果に含まれる不確かさの低減が期待できる。原子力機構はダイナミックPRAを実現するため、それに伴う複雑な計算を実施するツールRAPIDを開発している。本報は、シビアアクシデント解析コードとRAPIDを用いて、開発したシミュレーションに基づくダイナミックPRA手法を紹介する。
廣岡 瞬; 松本 卓; 加藤 正人; 土持 亮太; 小笠原 誠洋*
no journal, ,
蛍石型の結晶構造を有するアクチニド酸化物やCaFなどでは、融点近傍においてブレディッグ転移に起因する比熱の急上昇とピークが現れる。これは核燃料の物性として非常に重要な現象と考えられるが、アクチニド酸化物ではその現象が2000C付近から起こるため測定が難しく、報告値にもバラツキきが大きい。本研究では、融点が1500C以下と比較的測定が容易なCaF, SrF及び固溶の影響を評価するために(Ca,Sr)Fを用いて比熱の測定を行い、これらの比較的高温領域における比熱の挙動について評価を行った。単体と比べて融点が低くなる(Ca,Sr)Fでは、比熱の急上昇の開始温度が低く、ピーク温度も低くなった。UO, PuO, (U,Pu)Oの高温比熱については報告例が少なくバラツキも大きいが、融点との関係について同様の傾向が予想される。このように、蛍石型化合物の固溶体の高温比熱については、ノイマン-コップ則の適用が難しい可能性があることが示唆された。
多田 康平; 小藤 博英; 村上 毅*
no journal, ,
既存の乾式再処理に比べて大幅に除染性能が向上した革新的なMA回収方法として、液体Ga電極を用いた手法を平成28年度から検討している。平成2830年度に実施した各試験において、液体Gaを用いた処理プロセスは、従来の液体Cdを用いた処理プロセスよりも優れたAn/RE分離性能を示し、有効性の高い処理プロセスであることを立証した。令和2年度では、液体Ga電極を利用した処理プロセスの有効性を実証するため、模擬使用済MOX燃料(RE, Am含有MOX)を出発物質として、電解還元による金属への転換試験、液体Ga電極へのU, Puの回収試験を連続して実施した。得られる試料のSEM/EDX分析や試験時の電位変化などから、ほぼ試料が還元されている可能性が高いことが明らかとなった。また、精製試験時の電位の挙動から液体Ga中へU及びPuが主に回収されていることを確認した。これらの結果から、液体Ga電極を利用した処理プロセスが有効であることが明らかとなった。
高野 公秀; 高木 聖也
no journal, ,
MA核変換用窒化物燃料のふるまいに関して、燃料製造後の保管中に蓄積したHe原子が高温でガス放出される際の影響を明らかにするため、室温で2年間保管したCm含有窒化物燃料ペレットの焼鈍試験を行い、寸法と組織変化に関するデータを取得するとともに、過去に同様の試験を行ったCm含有二酸化物と比較検討した。焼鈍開始直前において、ペレット寸法は1.1%膨張しており、結晶格子膨張の数倍の値を示したことから、結晶粒中の原子空孔が集合してボイドを形成したことが示唆され、二酸化物には見られない新たな知見を得た。焼鈍によるペレット寸法回復挙動において、800C以上でのHeガス放出によるスエリングは、窒化物では軽微であった。この理由として、組織観察の結果から、二酸化物に比べて窒化物では結晶粒径が小さく、開気孔が多いためと考えられる。1300Cでの焼鈍によっても、ペレット膨張は0.6%残存しており、室温で形成されたボイドが完全に消滅しなかったことから、燃料ピンのギャップ設定に考慮する必要がある。
田崎 雄大; 宇田川 豊; 天谷 政樹
no journal, ,
混合酸化物(MOX)燃料ペレットはUO粉末とPuO粉末を混合して製造するため、製造方法によってはその微細組織の結晶粒径やPu含有率が非均質になる。この微細組織の非均質性は、ペレット内の局所的なFPガスの生成量及び移行や放出の違いに繋がると考えられるが、原子力機構の燃料挙動解析コードFEMAXI-8では、ペレットを均質なものと仮定してモデリングしており、ペレットからのFPガス放出に対する微細組織の非均質性の効果を定量的に評価できていなかった。そこで本研究では、非均質な燃料組織の内、高Pu含有領域(所謂Puスポット)と中間相のそれぞれについて、独立にFPガス移行・放出挙動を取り扱い可能なモデルを開発した。開発モデルを用い、非均質性に違いのある2種のMOX燃料の照射試験(IFA-626)の解析を行ったところ、高Pu含有領域で粒内・粒界のFPガス移行が促進された。結果として非均質性が大きい方のMOX燃料でFPガス放出率が増大し、2種のMOX燃料の解析値の大小関係が実測値に一致した。以上より、非均質性を有する燃料一般の挙動予測性能が開発モデルにより改善する可能性が示唆された。
Rizaal, M.; 中島 邦久; 逢坂 正彦; 斎藤 拓巳*; 岡本 孝司*
no journal, ,
Here we report an experimental study to investigate cesium retention on calcium silicate insulation following the gas-solid chemical interaction at high temperature. This study used cesium hydroxide and was performed at 800C under the oxidizing atmosphere. The experimental results showed that water-insoluble CsAlSiO and dicalcium silicate/larnite (CaSiO) were formed, which evidences that the insulation material could retain Cs in a stable form.
核種の浸透に関する検討粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 駒 義和; 富田 さゆり*; 山田 一夫*; 丸山 一平*
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福島第一原子力発電所では建屋内に汚染水が滞留しており、プルトニウム等核種が検出されている。汚染水の分析結果より、プルトニウム濃度は下流で低下していることから、原子炉建屋内に残留していることが懸念される。核種の挙動は内部被ばくや臨界管理上非常に重要となる。ここでは核種を含む模擬汚染水にセメント試験片を浸漬させ、表層から核種が浸透する深さを評価した。セメント種類や変質状態によらず、一か月程度の浸漬では浸透は01mmにとどまった。核種であるプルトニウムやアメリシウムはpHが上がることにより加水分解を起こし沈殿が生じるため、セメント内部水のpHが高いことから表層に析出したと考えられる。
高木 聖也; 高野 公秀; 音部 治幹
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MA核変換用窒化物燃料の焼結密度制御に関して、Dy
Zr
N模擬窒化物燃料を用いて選定した気孔形成材(ポアフォーマ)を、TRU含有窒化物燃料に添加し、焼結試験を行うことで、ポアフォーマを用いた焼結密度制御技術開発の技術的成立性を評価した結果を報告する。
岩佐 龍磨; 高野 公秀
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MA含有窒化物燃料製造に共通の課題として、ゾルゲル法の適用と
N濃縮窒素ガスの経済的利用に関して研究開発を行った。外部ゲル化法で作製した希土類酸化物と炭素の混合粒子を炭素熱還元により窒化した結果、高純度な窒化物粒子が調製され、窒化反応効率が高いというゾルゲル法適用の利点の一つを実証した。窒化反応中に発生するCOを除去した上で、消費した窒素ガスを自動で供給可能な窒素循環精製システムの試作機を設計・製作し、その性能を評価した。結果、実用化に十分耐える性能を持つことが示され、今後付加すべき機能とその原理についても検討した。
佐々木 祐二; 金子 政志; 松宮 正彦*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*
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放射化学研究グループで開発したジグリコールアミド(DGA)化合物の開発経緯と抽出性能評価を行った結果を示す。これに加えて、DGA抽出系でAnとLnを一括で抽出した後に逆抽出でAn/Ln相互分離を行うことができれば効率的である。逆抽出時には硝酸以外に様々な液性を利用することが可能である。ここでは、逆抽出剤のDTPA-BAを溶解した有機酸を用いた系で、An/Ln分離を検討した結果について述べる。
高野 和也; 加藤 篤志; 内田 昌人*; 村上 久友*
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ナトリウム冷却高速炉の制御棒は、制御棒案内管内において径方向に拘束されておらず、地震時に周辺構造物との相対変位が生じる。その相対変位に伴い制御棒案内管や制御棒駆動機構支持管といった周辺の原子炉内構造物と接触して3点支持拘束が発生し、地震時の制御棒挿入性に影響を及ぼすことが懸念される。これまで国内への適用性検討を行ってきた600MWe級のタンク型ナトリウム冷却高速炉の原子炉構造を対象に、地震時の制御棒相対変位量を評価し、3点支持拘束が発生する相対変位量と比較することで、地震時の制御棒挿入性について確認した。その結果、評価対象としたタンク型ナトリウム冷却高速炉における地震時の制御棒相対変位量は、主炉停止系及び後備炉停止系共に3点支持拘束が発生する相対変位量を下回り、地震時における3点支持拘束の発生を防止できる見通しが得られた。また、制御棒挿入性評価に対する裕度向上策を検討した。