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谷 正之; 鈴木 喜雄; 西田 明美; 中島 憲宏
no journal, ,
システム計算科学センター高度計算機技術開発室では、ITBLプロジェクトにおけるミドルウエア並びに原子力プラントの構造解析などのアプリケーション技術の研究開発を推進している。今回は特に、ミドルウエアとして分散環境下での可視化技術、セキュア通信基盤ソフトStarpc、アプリケーション技術として部品の挙動を考慮した原子炉全体解析技術についてパネル並びにリーフレットを使い発表する。
乙坂 重嘉
no journal, ,
1998年から2002年にかけて、日本及びロシアの排他的経済水域内で行われた海洋調査のうち、海底堆積物及び沈降粒子の分析結果を解析し、粒子状物質の輸送過程をまとめた。日本海における堆積物中のPu-239+240の存在量は、人為的な放射性物質の投棄が行われた日本海西部に比べて、南東部(対馬海盆及び大和海盆縁辺部)で大きかった。日本海における堆積物中の人工放射性核種の分布は、人為的な要因に比べて日本海が持つ物質循環過程を強く反映していることがわかった。セジメントトラップ実験によって日本海南東部で採取された沈降粒子の元素組成から、日本海南東部では、アジア大陸起源の粒子が、大気経由ばかりでなく、東シナ海から対馬暖流によって運ばれてきたことが示された。これらの現場観測は、物質の動きを計算機上でシミュレーションするためのモデル開発で貴重な情報として利用され、日本海におけるさまざまな物質の循環像を包括的に議論することが可能となる。
南 龍太郎; 春日井 敦; 高橋 幸司; 小林 則幸; 坂本 慶司
no journal, ,
ITER用RF加熱技術開発として、核融合プラズマの加熱・電流駆動のための大電力ミリ波源ジャイロトロンの開発を行っている。今回、安定な長パルス動作を妨げる問題点の対策として、モード変換器放射器内部形状を解析的に最適化し、ビーム電流生成部のヒーターの入力パワーをプレプログラミング制御によりブーストすることで、電流減少を補償する実験を行った。その結果、これまでに、0.13MW/600秒,0.2MW/550秒,パルス幅1000秒の安定な電子ビーム運転を実証している。
三輪 周平; 逢坂 正彦; 井上 賢紀; 田中 健哉
no journal, ,
アメリシウム(Am)の模擬材料としてセリウム(Ce)を用いてターゲットの作製試験を実施した。文献調査によりAm酸化物の顆粒をMgOに分散させた形態のターゲットを対象とし、その製造性に着目してターゲットの製造方法を策定した。粉末冶金法を用いたMgOを母材としたターゲットの作製方法を確立し、密度測定,XRD,SEM観察,EDS測定,熱伝導率測定により特性評価を実施した。
水谷 朋子; 檜山 佳典*; 藤井 理行*; 武石 稔
no journal, ,
MOX燃料取扱施設などの核燃料サイクル施設では、空気汚染モニタリングとして、アルファ線放出核種の監視が重要となる。排気ダストを捕集したろ紙試料からアルファ線放出核種が検出された場合、原因調査の観点から、プルトニウムとウランの核種組成確認のために捕集試料の放射化学分析を行う。MOX燃料製造施設では、通常の硝酸浸出では溶解できない焼結プルトニウムが含まれる可能性があり、灰化した捕集材をフッ化水素酸及び硝酸で完全に分解する。そのため、捕集材そのものに含まれる天然ウランのBGレベルを分析に使用する試薬類を合わせて調査し、分析上の留意点を検討した。
田中 靖人; 秋野 仁志; 吉富 寛; 西藤 文博; 半谷 英樹; 小野寺 淳一
no journal, ,
FCAにおける放射線作業の特徴は、炉心燃料装荷変更作業においてプルトニウム及びウラン燃料要素を取り扱う手作業があることや、実験準備等のため炉心近傍の比較的線量の高い場所で作業すること等が挙げられる。よって事前の作業計画において計画被ばく線量を設定することが重要となり、これまで蓄積された過去のデータを統計処理し、被ばく線量を推定することが必要である。本発表では被ばく線量を推定するために、プルトニウム燃料要素及びウラン燃料要素を取り扱う作業を対象として燃料取扱枚数及び被ばく線量の統計処理を行った。一つ目の作業として、アメリシウム-241からの低エネルギー
線(59.5keV)の管理が重要となるプルトニウムを取り扱う炉心燃料装荷変更作業において、年間のプルトニウム燃料のべ取扱枚数と、それに対応する集団実効線量及び指の皮膚の集団等価線量との関係を調査した。二つ目の作業として、おもにウランの高エネルギーベータ線による皮膚の被ばくがあったウラン燃料要素再被覆作業において、ガラスバッジで測定された70マイクロメートル線量当量と指リング型TLDで測定された指の皮膚の等価線量との関係を調査した。その結果、これらの作業と被ばく線量との関係において、おおよその比例関係が見いだされ、今後の燃料要素取扱作業での計画被ばく線量の設定に活用できることがわかった。
駿河谷 直樹
no journal, ,
使用済核燃料の再処理プロセスにおいて、ウラン及びプルトニウム濃度を精確に求めることは核物質管理の観点からも重要である。本研究では、同位体希釈法で核燃料物質中ウラン・プルトニウムを定量するためのスパイク標準試料の開発を行った。安定性に乏しかった従来の調製法に替わる、セルロースのエステル化合物を利用したウラン・プルトニウム乾固物のコーティングという新しい手法により、標準物質としての長期安定性が確保された。両元素の濃度及び同位体比を値付けした認証標準物質として入手が可能である。
乙坂 重嘉; 外川 織彦; 田中 孝幸; 天野 光; 皆川 昌幸*
no journal, ,
日本海深海域における粒子状物質の生物地球化学循環を明らかにするため、西部日本海盆(WJB),東部日本海盆(EJB)及び大和海盆(YB)の3海域で得られた沈降粒子中の鉛-210(Pb-210)濃度と有機態放射性炭素(C-14)同位体比を測定結果から、粒子の輸送過程とその時間スケールについて検討した。水深1km層における沈降粒子中のデルタ14C値は、-13
22パーミルで、海域による差は見られなかった。底層(海底上200m)で得られた沈降粒子中のデルタ14C値は、YBでは水深1km層のそれと同程度であったが、WJB及びEJBでは、浅層の値に比べて55パーミル程度低かった。このことから、日本海北部(WJB and EJB)の深海域では、南東部(YB)に比べて長い時間スケールでのPOC循環を持つことが示唆された。海水柱内の鉛-210(Pb-210)の収支をWJBとEJB間で比較した結果、WJBに供給されるPb-210の60%は東部に輸送されていると見積もられた。
Al素線とケーブル・イン・コンジット導体の臨界電流に対する引張り・圧縮歪みの影響木津 要; 安藤 俊就*; 奥野 清; 小泉 徳潔; 島田 勝弘; 妹尾 和威*; 高畑 一也*; 玉井 広史; 土屋 勝彦; 西村 新*; et al.
no journal, ,
トカマク国内重点化装置トロイダル磁場コイルの候補線材であるニオブアルミ(NbAl)素線とケーブル・イン・コンジット(CIC)導体の引張り・圧縮歪みによる臨界電流(Ic)の変化を測定することを目的に、コイルばね状に成形したベリリウム銅製サンプルホルダー,ホルダーの外表面に取り付けられる超伝導サンプル、及びこれらのサンプルに低温中で連続的に異なる歪みを印加し、Ic特性を取得できる新たな実験装置を製作した。サンプルは、サンプルホルダーの外表面にNbAl素線を取り付けたもの(素線サンプル)と、NbAl素線2本,銅線1本をステンレス鋼製のコンジットに入れたCIC導体をサンプルホルダーに取り付けたもの(CICサンプル)を製作した。これより素線サンプルは-0.88%
+0.15%の、CICサンプルは-0.91%+0.26%の歪み領域のIcの測定に成功し、NbAlの歪みによるIcの減少がニオブスズより小さいことを確認した。また、素線サンプルとCICサンプルの臨界電流密度(Jc)の比較よりCICサンプルの歪みによるJcの減少は素線サンプルより緩やかであるという結果が得られた。これはCIC導体中の素線の歪みの緩和を示唆しており、導体中の素線が撚られていることに起因すると推察される。
白石 明美; 関口 真人; 橘 晴夫; 吉澤 道夫; 小室 祐二*; 根本 喜代子*; 大川 伊久子*
no journal, ,
日本原子力研究所(原研)は、昭和31年に設立され、その翌年からフィルムバッジ(FB)による個人線量の測定を開始し、昭和40年には電算機による個人被ばく管理システムが整備され被ばくデータの管理が行われてきた。核燃料サイクル開発機構との統合(平成17年10月)を機に、原研の48年間に渡る被ばく統計をまとめ、他の測定機関の統計データとの比較等を行った。過去48年の総線量及び個人平均線量の推移から、原研における主な放射線作業の推移及び被ばく低減の努力を読み取ることができる。
小林 卓也; 乙坂 重嘉; 外川 織彦
no journal, ,
海水循環モデルとランダムウォークモデルから構成される、浅海域での放射性物質の移行を計算する数値シミュレーションシステムを開発した。海水循環モデルはPrinceton Ocean Model(POM)を改良した。POMは開境界で潮位を与えることにより潮流を計算する。ランダムウォークモデルであるSEA-GEARNは海洋中の放射性物質の移行を計算する。海洋中の放射性物質は3つのフェーズ(海水に溶存,浮遊粒子に吸着,海底土に吸着)に存在するものとしてモデル化した。溶存相と固相間の吸着・脱着プロセスは力学的輸送係数を用いて確率論的な方法で解いた。浮遊粒子の堆積及び海底土の再浮遊過程も考慮した。本システムを再処理工場から実際に
Csと
Puが放出されたアイリッシュ海に適用し、長期拡散計算を実施した。開発したモデルの妥当性検証のために計算結果と観測結果を数地点で比較した。
相羽 信行; 徳田 伸二; 石澤 朋子*; 小関 隆久
no journal, ,
本研究は、線形理想MHD安定性解析コードMARG2Dの開発と、このコードを用いたJT-60Uプラズマの安定性評価を行うことを目的に進めている。今回の会議では、MARG2Dコードの上下非対称化に伴ってJT-60Uプラズマにおける理想MHDモードに関する実験解析が可能になったこと、及びその解析の例としてエッジローカライズモード(ELM)と呼ばれる現象に関係したMHDモード(ピーリング・バルーニングモード)の安定性を評価したことを報告する。この解析結果は、現段階では十分実験結果を再現しているとはいえないが、その原因の解明を含めた詳細な実験結果の解析は今後進めていく。また、MARG2Dの基づく物理モデルには漸近接続法による物理モデルの拡張が容易であるという利点がある。漸近接続法を用いると、理想MHDモデルからのずれが安定性に大きな影響を与える領域である有理面近傍(内部層)とそれ以外の領域(外部層)を、それぞれ別の方程式に従うとして取り扱うことができ、このうちの内部層に関する方程式を変えるだけで物理モデルを拡張できる。MARG2Dは同方法によるモデルの拡張を実現すべく開発を進めており、現段階では外部層を取り扱う方程式を数値的に解き、また内部層方程式を解く際に必要な境界条件(接続データ)の計算が可能である。この接続データの計算に関する詳細も上記のELMに関する結果と併せて報告する。
鬼沢 邦雄
no journal, ,
原子炉構造機器の健全性評価にあたって、各種評価パラメータの不確かさを考慮でき、合理的な評価が可能となる確率論的破壊力学解析が最近注目されている。日本原子力研究開発機構では、原子炉(圧力)容器や配管を対象として、経年劣化を考慮した確率論的破壊力学解析コードの開発を進めている。原子炉(圧力)容器については、これまで加圧熱衝撃(PTS)等の過渡事象時における健全性評価のため、PASCALコードを開発した。既に公開したPASCAL version 1を用いて、評価不要欠陥に関する解析を行った。また、当該事業において整備を進めているPASCAL version 2については、応力拡大係数の算出法,破壊靱性評価曲線の改良,供用期間中検査の効果を詳細に検討できるように改良を行い、代表的なPTS時における感度解析を実施している。配管に関しては、地震動の発生評価とその際の地震荷重評価を踏まえ、さらに経年劣化事象として応力腐食割れ(SCC)を考慮した地震時構造信頼性評価手法を開発した。この手法では、SCCに対する破損確率評価コードとして、PASCAL-SCを開発している。また、配管の減肉挙動に着目して、流動加速腐食による減肉予測と破損評価を取り込んだ減肉配管信頼性評価コードを開発した。本発表では、上記の内容について解析結果を含めて概要を説明する。
柴田 大受; 角田 淳弥; 塙 悟史; 多田 竜也; 沢 和弘; 石原 正博; 伊与久 達夫
no journal, ,
高温ガス炉の炉内黒鉛構造物の機械的特性の劣化を非破壊的に評価する技術として、微小押込み法(圧子の押込み特性)及び超音波法(超音波伝播特性)に着目して、平成16年度から技術開発を開始した。平成18年度までに小型の試験片を用いて評価モデルの開発を行い、平成19年度以降はそのモデルの大型構造物への適用性を検証する計画である。本報告は、非破壊的評価技術開発の計画及び概要について記したものである。
武田 哲明; 一宮 浩一*; 山内 大樹*
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伝熱面を加工せずに伝熱促進が可能な方法として、高空隙率の多孔性材料を用いた伝熱促進法について実験を行い、水蒸気改質器への適用を検討した結果、以下の知見を得た。高空隙率の多孔性材料として銅線を挿入した場合の実験結果では、同じ加熱量に対し、ポンプ動力一定の条件下で、環状流路の場合の約1.2から1.3倍の除熱能力がある。流路全体の平均ヌセルト数は、環状流路の約3倍となっており、多孔性流路の特長である高い熱伝達率が得られた。本方法は、ガス加熱型の水蒸気改質器反応管の伝熱促進法として、適用することが可能である。
佐藤 研二*; 武隈 明子*
no journal, ,
ナトリウム液滴燃焼挙動の現象論的解明に向けた研究の一環として、これまでにナトリウム静止液滴を対象に常温空気流中での着火燃焼実験を実施し、高速度カメラを用いた着火挙動の観察、着火遅れ時間、液滴温度の時間変化の測定を行ってきた。本研究では、ナトリウム静止液滴の乾燥空気中での着火燃焼実験を、まず液滴初期直径4mm,液滴初期温度300, 350, 400
Cにおいて空気流速を400cm/sまで拡張して、次に液滴初期温度350, 400C、空気流速100cm/sのもとに液滴初期直径を2.3mmから4.4mmまで変化させて行い、空気流速、液滴初期温度、液滴初期直径が着火挙動と着火遅れ時間に与える影響を調べた。
瀬古 典明; 笠井 昇; 玉田 正男; 市川 栄一*
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近年、アルミニウム合金の耐熱性の向上や燃料電池の電解質に有用な元素としてスカンジウムが注目されている。現在スカンジウムは、100%海外に依存しており資源の確保が求められている。そのため、低濃度で温泉中に溶存するスカンジウムを回収可能な吸着材を放射線グラフト重合法で合成し、その特性について評価した。pH0.5から3の酸性域で100ppbに調製したスカンジウム溶液中で2時間浸漬撹拌したところ、pH1から3の範囲での高い吸着特性を示し、pH2では98%の回収率であった。さらに、pH2に調製した40ppbのスカンジウム溶液を36C及び92Cに保った恒温水槽中で2時間浸漬撹拌させた際、92Cにおいては、わずか10分の接触で97%のスカンジウムが吸着可能であった。また、草津温泉にてスカンジウムの濃度がそれぞれ18, 40ppbである酸性温泉排水(pH1.8, 36C)及び源泉(pH1.4, 92C)中に浸漬させたところ、2時間の浸漬でそれぞれ吸着材1kgあたり70mg, 620mgのスカンジウムを回収することができた。
一宮 浩一*; 武田 哲明; 山内 大樹*
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高空隙率の多孔性材料を用いた伝熱促進法を一般の熱交換器や水蒸気改質器の伝熱促進に適用するため、アルゴンガスを使用して摂氏400度以上の高温場における環状流路の伝熱流動実験を行った。高温における物性値の変化を考慮して整理した結果、DalleDonneらの報告に見られる熱伝達特性の傾向と一致したことから、得られた試験データは水蒸気改質器の触媒管における伝熱促進のための基礎データとすることができた。
前原 直
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国際核融合材料照射施設(IFMIF)では、40MeV-250mAの重陽子イオンビームを連続運転で液体リチウムに入射し、ストリッピング反応により発生する14MeV中性子を核融合材料に照射して、核融合実証炉材料の健全性を評価することが計画されている。このIFMIFでは、入射電流値250mAが必要となることから、40MeV-125mAの2つのビームラインを用いて入射する計画である。加速器の性能としては、(1)重陽子125mAの大電流加速,(2)連続運転(CW),(3)年間の加速器稼働率87%以上が要求されていることが、他の加速器に類がない大きな特徴である。このような性能が実際に工学的に成立するのかどうか評価するために工学実証・工学設計活動(EVEDA)を日欧間の新たな政府間協定(ITER-BA協定)のもとで実施することが決定した。このIFMIF-EVEDAにおける加速器系では、入射器,RFQ,DTLの1stタンクまでのプロトタイプ加速器と175MHz高周波源を開発して、青森県六ヶ所村の国際核融合開発センターで(1)大電流加速の工学実証試験と(2)その稼働率評価を行い、これらの工学実証試験に基づくIFMIF工学設計を完成させることが目的である。講演では、IFMIF-EVEDAにおける加速器系の開発について詳細に報告する。