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高野 公秀
我が国将来世代のエネルギーを担う核燃料サイクル; 脱炭素社会のエネルギー安全保障; NSAコメンタリーシリーズ, No.24, p.163 - 167, 2019/03
本解説記事は、「我が国の核燃料サイクル現状と将来展望」の大テーマのもと、マイナーアクチノイド(MA)核変換のための窒化物燃料サイクルに関する研究開発の現状と今後の方向性について解説したものである。原子力機構におけるMA含有窒化物燃料の製造、物性データ取得・ふるまい解析、乾式再処理の研究成果概要と、窒素15同位体濃縮技術の検討状況についてとりまとめた。
大塚 智史; 皆藤 威二
エネルギーレビュー, 39(1), p.44 - 46, 2019/01
高速炉等の次世代原子力システムの高性能化のため、高温で多量の高エネルギー中性子照射を受ける過酷環境下での使用に耐え得る先進的な材料の開発が期待されている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、将来の高速炉の長寿命燃料被覆管として酸化物分散強化型(ODS: Oxide Dispersion Strengthened)フェライト鋼の開発を進めてきた。ODSフェライト鋼を高速炉被覆管に適用することで、燃料寿命を従来材の2倍以上に延ばし、燃料交換回数および燃料費を大幅に低減することができる。また、発電効率向上に有効なプラントの高温化が可能となる。本稿では、数10年来、JAEAが世界をリードし続けてきたNa冷却型高速炉燃料用ODSフェライト鋼被覆管の研究開発について紹介する。
副島 吾郎; 岩井 紘基; 中村 保之; 都築 聡*; 安永 和史*; 久米 恭*
平成29年度公益財団法人若狭湾エネルギー研究センター研究年報,20, P. 80, 2018/11
「ふげん」で利用されている原子炉構造材(SUS304)や二重管(Zr-2.5%Nb, Zry-2)の模擬材を対象とし、プラズマアーク切断工法及びレーザ切断工法を用いて、気中切断や水中切断を行った際に発生する粉じんの挙動を調査した。
須田 一則
エネルギーレビュー, 38(10), p.38 - 41, 2018/09
日本は原子力の研究開発, 利用及び協力を実施する上で、原子力技術の保有国,資源国及びこれから原子力発電を実施する国と二国間原子力協力協定を締結してきている。その根幹となる日米原子力協力協定について、事業者の観点から、協力の起点となった1955年協定から現協定に至る変遷、米国の原子力・核不拡散政策、米国の核不拡散強化が日本に与えた影響の例として東海再処理交渉を取り上げるとともに、長年にわたる原子力の平和利用に係る政府、事業者の協力やその意義について紹介する。
前川 藤夫
高エネルギー加速器セミナー; OHO '18受講用テキスト, 11 Pages, 2018/09
加速器駆動核変換システム(Accelerator Driven nuclear transmutation System: ADS)は、大強度加速器と未臨界の原子炉を組み合わせることにより、原子力発電所の運転に伴い発生する高レベル放射性廃棄物を減容化し、有害度を低減する技術である。本稿では、ADSによる核変換の仕組みと効果、J-PARCにおける研究開発の現状等について紹介する。
阿部 雄太; 永井 桂一; 真家 光良*; 中野 菜都子*; 川島 裕一*; 武末 尚久*; 斉藤 淳一
第23回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 5 Pages, 2018/06
ナトリウム火災ではナトレックスで窒息消火させるが、消火能力の向上や純ナトリウムの安定化を目指した消火手法を考案した。もんじゅ等の高速炉やナトリウム施設の廃止では大量ナトリウム処理でのアルカリ廃液及び水素管理が課題となる。ナトリウムは電気陰性度が他の金属より小さいため高い化学的活性度である。Na
を塩化カルシウムのCl
とイオン結合させ、中性かつ安定な塩化ナトリウムを生成する消火/処理方法を考案した。基礎的特性(熱分析, 元素分析等)と小規模試験から、適用が期待できる結果を得た。
岡島 智史
第23回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 5 Pages, 2018/06
円筒容器に生じた軸対称温度分布が、長距離にわたって繰返し移動するとき、繰り返しごとに継続的に塑性ひずみが累積することが知られている。熱応力及び温度分布移動距離が過大でない場合には、塑性ひずみ累積は最終的に終了する。この塑性ひずみ累積メカニズムについて、弾塑性有限要素解析に基づく検討を行った。結果として、最終的に進行が終了した時点での塑性ひずみ分布の形状は、途中段階での塑性ひずみ分布形状への依存性が小さいことを明らかにした。
菊地 晋; 山野 秀将
第23回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/06
ナトリウム冷却高速炉の仮想的過酷事故条件では、炭化ホウ素(B
C)とステンレス鋼(SS)との共晶反応が発生する恐れがある。ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故の評価において、当該共晶反応の挙動を解明することは非常に重要である。BC-SS共晶反応の速度論的特徴を明らかにするための第一段階として、それぞれの試薬を用いたTG-DTA測定を実施し、基礎的な情報を取得するとともに熱分析容器の適用性を確認した。共晶反応を対象とする場合、アルミナ容器が適用可能であることを確認した。また、昇温速度を変えたDTAデータをもとにKissinger法を用いて速度論パラメータを見積もった。
吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 宮原 直哉; 小瀬 裕男*
第23回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 5 Pages, 2018/06
原子力発電所の過酷事故対策では、エアロゾル中の放射性微粒子の、気液界面を介する捕集が考えられている。このような微粒子の捕集は、ベンチュリスクラバなどで工業的に実用化されているが、その捕集メカニズムは十分には解明されておらず、事故時の多様な状況での評価は十分とは言い難い。そこで原子力機構では、気液界面での微粒子捕集挙動の解明のための研究を開始した。本報では、界面追跡法に基づく二相流解析コードTPFITに粒子追跡機能を組み込むことで開発中の解析手法の概要及び予備解析の結果を報告する。
上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 宮原 直哉; 吉田 啓之
第23回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 5 Pages, 2018/06
エアロゾルに液体を噴霧し、液滴と接触させることでエアロゾル粒子を除去する装置は、原子力発電所において事故時に発生すると考えられる、放射性エアロゾル粒子除去に用いられている。これらの装置の性能評価や設計においては、実規模の試験装置で得られた試験結果をもとに実施されているが、その性能の評価を可能とし、設計の最適化などに活用できる数値解析手法は確立されていない。また、エアロゾル粒子がマイクロからサブマイクロスケールであることに加え、液滴も同時に移動するため、エアロゾル粒子が液滴に捕集される様子は明らかにされていない。本報では、液滴によるエアロゾル粒子捕集挙動を明らかにするとともに捕集挙動に関するデータベースを構築するため、粒子挙動の直接観察技術を開発し、マイクロスケールのエアロゾル粒子の気液界面における捕集挙動の直接観察を実施した。その結果、液滴による捕集機構として、既存の捕集挙動モデルとして考えられてこなかった、「液滴内部へのエアロゾル粒子の侵入による捕集」と「液滴界面を滑るように移動した後に界面に沈着」の2ケースが確認されたとともに、既存モデルでも示唆されていた「液滴界面への沈着」も確認された。
菊地 紀宏; 堂田 哲広; 橋本 昭彦*; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之
第23回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 5 Pages, 2018/06
高速炉の安全性強化の観点から、循環ポンプ等の動的機器を必要としない自然循環冷却が期待されている。自然循環時の炉心流量は定格運転時の2から3%程度となり、隣接する燃料集合体間の径方向熱移行や浮力による炉心内流量再配分が、炉心全体及び燃料集合体内の温度分布に与える影響が相対的に強くなる。自然循環時の燃料集合体内温度分布評価では、この燃料集合間熱移行の考慮が重要となる。本研究では、燃料集合体内熱流動解析と連成させた炉心全体の熱流動解析評価手法整備の前段階として、低流量かつ径方向熱移行量が大きい条件での燃料集合体内熱流動に対するサブチャンネル解析コードASFREの妥当性確認を目的に、隣接集合体間の径方向熱移行が発生する条件で実施されたナトリウム試験を対象とした試験解析を実施した。計測結果との比較により、これまで集合体単体を対象に整備を進めてきたASFREの既存物理モデルである、圧力損失を評価するDistributed Resistance Model及び集合体内の乱流混合を評価するTodreas-Turi Modelの径方向熱移行現象評価への適用性及び解析結果の妥当性確認を行った。
吉川 英樹
エネルギーレビュー, 37(10), p.13 - 14, 2017/10
福島第一原子力発電所の事故直後からの原子力機構の活動を紹介するとともに、福島県内に設置された原子力機構の研究開発施設を紹介する。
菖蒲 信博
エネルギーレビュー, 37(10), p.21 - 22, 2017/10
福島第一原子力発電所の事故以降、原子力機構は福島の環境回復のための研究開発を行ってきた。ここでは、福島環境安全センターにおける主な取組として、放射線モニタリング・マッピング技術開発、放射性セシウムの長期環境動態研究、除染・減容技術の高度化に向けた技術開発等について紹介する。
荒川 了紀
エネルギーレビュー, 37(10), p.17 - 18, 2017/10
楢葉遠隔技術開発センターは、2013年に福島県楢葉町に設立された。本稿では、設備、研究開発、施設利用について紹介する。
副島 吾郎; 岩井 紘基; 門脇 春彦; 中村 保之; 都築 聡*; 安永 和史*; 中田 吉則*; 久米 恭*
平成28年度公益財団法人若狭湾エネルギー研究センター研究年報,19, P. 9, 2017/10
熱的切断工法(プラズマ切断及びレーザ切断)を用いて、気中切断や水中切断を行った際に発生する粉じんの気中等への移行量、移行率及び性状等のデータを取得し、切断工法の違いや切断速度や出力等の切断条件を変化させた際の影響を調査した。
CsI (v = 0, j = 0) + 
Cs 
Cs + ICs小林 孝徳*; 松岡 雷士*; 横山 啓一
日本エネルギー学会誌, 96(10), p.441 - 444, 2017/10
セシウム交換反応CsI (v=0, j=0) + Cs Cs + ICsの反応断面積を調べるため、ab initio分子軌道法計算により作成したポテンシャルエネルギー面を用いた準古典的トラジェクトリー計算を行った。ポテンシャルエネルギー面から反応中間体Cs
Iの生成に入口障壁がないこと、2つのCsI結合が等価であることが明らかになった。トラジェクトリー計算により反応断面積は衝突エネルギーの増加と共に単調増加することが分かった。CsI分子の初期内部状態がv=0, j=0の場合の反応速度定数は500-1200Kの温度範囲で3
10
cm
molecule
s程度と見積もられ、わずかながら負の温度依存性が見られた。
前川 藤夫; 佐々 敏信
エネルギーレビュー, 37(9), p.15 - 18, 2017/09
放射性廃棄物の低減を目指す加速器核変換駆動システム(ADS)の開発に向けて、J-PARC核変換実験施設計画、および世界のADS開発の情勢について紹介する。
辻本 和文
エネルギーレビュー, 37(9), p.11 - 14, 2017/09
加速器駆動システム(ADS)は、加速器と未臨界炉を組み合わせたシステムであり、高レベル放射性廃棄物に含まれるマイナーアクチノイドを効果的に変換することを目的としている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ADSに関する様々な研究開発を実施している。本稿では、核変換システムとしてのADSの概要を述べるとともに、JAEAで実施中のADS関連研究開発の状況と今後の計画について紹介する。
斉藤 淳一
日本機械学会動力エネルギーシステム部門ニュースレター, (56), p.2 - 3, 2017/09
液体金属ナトリウムは伝熱流動性、構造材との良好な共存性などの多くの冷却媒体として優れた特性を有していることから、高速炉の冷却材として使用されている。一方で酸素や水と反応しやすく、その際の反応熱量が大きく、反応速度が速いという化学的活性度が高い。そこで、ナトリウム自身の化学的活性度を抑制するというアイデアを創出し、その研究開発を進めてきた。その結果、ナノ粒子分散ナトリウムの化学的活性度の抑制が確認され、プラントの安全性が向上し、通常運転を超える厳しい条件での事故時にも裕度を持って対応が可能となる見通しが得られている。これまでに取得したナノ流体の主な反応抑制よりプラントへの効果について述べる。
上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 柴田 光彦; 吉田 啓之
第22回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/06
フィルタ付ベントシステムの1つとして、ベンチュリスクラバがある。日本国内では、福島第一原子力発電所事故後の新規制基準の施行以降、ベンチュリスクラバの導入が複数の原子力発電所で進められている。この性能は既存試験にて確認されているものの、近年の報告によれば、事故時には、既存試験で確認された運転条件範囲を逸脱する可能性が示唆されている。また放射性物質の除去性能がベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動に大きく影響されると考えられているものの、実験的にベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動を確認した例は少ない。本研究では、ベンチュリスクラバ内の二相流挙動を明らかにするため、ベンチュリ管内の水-蒸気ならびに水-空気の二相流挙動可視化実験を実施した。その結果、ベンチュリ管の縮小部のガス流速が増加するにつれて、縮小部の圧力が増加することで、スクラビング水の供給量は減少し、最終的に停止することが確認された。また、ベンチュリ管内の二相流挙動を可視化したところ、実機のベンチュリスクラバで想定される水供給口からの噴霧は確認されず、水供給口下流以降に形成された液膜流からの断続的な噴霧が確認された。このようにベンチュリスクラバ内の二相流挙動は実機で想定される二相流挙動とは異なることが示唆された。
