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工務技術部
JAEA-Review 2021-054, 85 Pages, 2022/01
JAEA-Review-2021-054.pdf:95.12MB
工務技術部は、原子力科学研究所及びJ-PARCの水、電気、蒸気、排水等のユーティリティ施設、原子炉施設及び核燃料物質取扱施設内の特定施設(受変電設備、非常用電源設備、気体・液体廃棄設備、圧縮空気設備)並びに一般施設内の機械室設備の運転、保守管理を担っている。さらに、建物・設備の補修・改修工事及び点検・整備業務、電子装置及び機械装置の工作業務を行ってきた。本報告書は、令和2年度の工務技術部の業務実績の概況、主な管理データ及び技術開発の概要を記録したものであり、今後の業務の推進に役立てられることを期待する。
工務技術部
JAEA-Review 2021-011, 86 Pages, 2021/08
JAEA-Review-2021-011.pdf:5.35MB
工務技術部は、原子力科学研究所及びJ-PARC の水、電気、蒸気、排水等のユーティリティ施設、原子炉施設及び核燃料物質取扱施設内の特定施設(受変電設備、非常用電源設備、気体・液体廃棄設備、圧縮空気設備)並びに一般施設内の機械室設備の運転、保守管理を担っている。さらに、建物・設備の補修・改修工事及び点検・整備業務、電子装置及び機械装置の工作業務を行ってきた。本報告書は、令和元年度の工務技術部の業務実績の概況、主な管理データ及び技術開発の概要を記録したものであり、今後の業務の推進に役立てられることを期待する。
工務技術部
JAEA-Review 2019-044, 96 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-044.pdf:6.11MB
工務技術部は、原子力科学研究所及びJ-PARCの水, 電気, 蒸気, 排水等のユーティリティ施設、原子炉施設及び核燃料物質取扱施設内の特定施設(受変電設備, 非常用電源設備, 気体・液体廃棄設備, 圧縮空気設備)並びに一般施設内の機械室設備の運転、保守管理を担っている。さらに、建物・設備の補修・改修工事及び点検・整備業務、電子装置及び機械装置の工作業務を行ってきた。本報告書は、平成30年度の工務技術部の業務実績の概況、主な管理データ及び技術開発の概要を記録したものであり、今後の業務の推進に役立てられることを期待する。
森 貴正; 小嶋 健介*; 須山 賢也
JAEA-Research 2018-010, 57 Pages, 2019/02
JAEA-Research-2018-010.pdf:6.25MB
MVP/GMVPの確率論的幾何形状モデル(STGM)を軽水体系に適用した場合の特性を評価するために、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いて、無限体系におけるパラメトリック・スタディと単純有限体系における使用済み燃料直接処分の臨界安全解析を実施した。その結果、STGMはUO
燃料球の充填率(6.5%
63.3%)によらず、燃料球径が大きくなると熱中性子利用率を過大評価し、その結果、無限増倍率を過大評価することが分かった。この結果は、使用する最近接球分布(NND、モンテカルロ法3次元剛体球空間分布計算コードMCRDFよるNNDと統計的一様分布に基づくNND解析式)には依存しない。STGMによる過大評価は、中性子パスの始点によって異なる分布の平均であるNNDを用いて燃料球を確率論的に配置するために個々の中性子の状況(燃料球分布の粗密と軽水領域の大きさ)が考慮されず、軽水の塊中での散乱が継続する効果を取り入れることができないことに起因すると推定された。
柴本 泰照
JAERI-Research 2005-016, 127 Pages, 2005/08
JAERI-Research-2005-016.pdf:4.54MB
高温の融体の表面に注がれる水の沸騰は、融体中に水が侵入することで伝熱面積が拡大することとあいまって、高効率の熱伝達を提供する。本研究は、融体中に水が強制注入される場合(冷却材注入モード)について、融体と水との間の力学的・熱的相互作用を支配する現象を解明し、将来の工業上の応用に資することを目的としている。同現象は冷却材注入モード以外の他の燃料-冷却材相互作用(FCI)の結果として生じることも指摘されており、FCI素過程の解明に資することも期待できる。本研究では、実験的なアプローチとして、高速度撮影中性子ラジオグラフィ並びに新たに開発したプローブを採用し、融体-水-蒸気混相流の可視化と計測を行った。このような手段によっても、実験的に得られる情報には依然として限界があるが、関連現象から得られる知見との比較を含め、実験データの詳細な分析を行った。その結果、本現象の特徴である高効率な熱伝達を安定に達成させる条件について、安定性を支配する因子を明らかにし、その成立条件を示すことに成功した。さらに、本現象のような流体自由表面の移動を伴う現象の解明に有用な、界面付近の速度場・圧力場を界面形状の時間変化から算出する方法を開発した。
Fu, F.; 渡部 和男; 矢吹 貞代*; 赤木 右*
Journal of Geophysical Research, 109(20), p.D20212_1 - D20212_9, 2004/10
東海村海岸地区で2002年7月2003年7月にかけてアンダーセン型エアサンプラーを用いてエアロゾル試料を粒径別に採取した。エアロゾルを水溶性及び水不溶性成分に分け、それぞれの化学成分を分析し、エアロゾル粒径別の質量,元素組成等の諸データを取得した。その結果、東海村のエアロゾルは、中国の砂嵐の影響を受けていること,海塩粒子が南極のそれより大きく塩素含有率が低いこと等が明らかになった。
中塚 亨; 玉井 秀定; 呉田 昌俊; 大久保 努; 秋本 肇; 岩村 公道
Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 6 Pages, 2003/09
低減速軽水炉の稠密格子炉心の熱的余裕を評価することは重要である。本研究では、サブチャンネル解析の稠密格子炉心への適用性を評価するため、COBRA-TFを用いて稠密格子限界熱流束実験を解析した。軸方向一様加熱バンドルに対して、COBRA-TFによる限界出力予測値は質量速度が500kg/(m
s)付近で測定値とよく一致し、これより低流量側で測定値より低い値に、高流量側で測定値より高い値となる。BT予測位置は、外周チャンネルで、実験とは異なった。軸方向二重出力分布バンドルでは、質量速度が200kg/(ms)付近で測定値とよく一致し、これより高流量側で測定値より高い値となった。摩擦損失の二相増倍係数がサブチャンネル間の流量分布に大きな影響を与えることがわかった。計算の精度を向上するためには、稠密な体系における圧力分布の予測を含めた流量配分の正確な予測が求められる。
長尾 誠也; 松永 武; 鈴木 康弘*; 平木 敬三*
地球化学, 35(3), p.107 - 120, 2001/08
天然水における放射性核種の移行挙動に影響を及ぼす要因の1つとして高分子の有機物が考えられる。この影響を定量的に把握するには、有機物そのものの特徴を検討する必要がある。本研究では、溶存有機物の濃縮等の複雑な前処理を行わずに、河川水を直接、高速液体ゲル浸透クロマトグラフィー紫外検出で測定し、これまでの方法に比べて簡便迅速に有機物の分子サイズ特性を調べた。溶存有機炭素濃度0.7~2.6mg/1の久慈川河川水中の紫外吸収有機物は、濃縮・精製した河川水フルボ酸のクロマトグラムとほぼ同じ特徴を有し、大部分がみかけの分子サイズ10,000daltons以下のフルボ酸様物質により構成されていることが明らかとなった。また、フルボ酸様物質の濃度は、溶存有機炭素濃度と同様に上流から下流に向けて増加し、溶存有機物の大部分を占めていると考えられる。
長尾 誠也; 田中 忠夫; 中口 譲*; 鈴木 康弘*; 村岡 進; 平木 敬三*
Understanding and Maraging Organic Matter in Soils, Sediments and Waters, p.525 - 532, 2001/00
地下水に存在する有機物はアクチニド元素と錯形成し、地層中における放射性核種の移行挙動に影響を及ぼす可能性が指摘されている。本研究では、アクチニド元素(Np,Pu及びAm)を対象に地下水に存在する有機物との錯体の特性を分子サイズの観点から考察した。実験には有機物濃度が高く、海水の化学組成に近い地下水を用いた。地下水にアクチニド元素を添加し、有機物と錯体を形成させた後、限外ろ過により5つの分子サイズフラクションに分離し、上記核種の分子サイズ分布を見積もった。その結果、地下水中のNp,Pu及び有機物は分子サイズ3,000以下のフラクションに70~80%存在した。一方、Amについては分子サイズ10,000~5,000と3,000以下のフラクションにそれぞれ33%と29%存在した。これらの結果は、核種による有機物と重炭酸との錯体の選択性の違い、有機物の分子サイズフラクションとの錯体の選択性の違いを反映している。
安藤 真樹; 三澤 毅*; 仁科 浩二郎*; 代谷 誠治*
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(5), p.445 - 453, 1997/05
被引用回数：6 パーセンタイル：47.96(Nuclear Science & Technology)核的結合度が弱いような軸方向非均質炉心の核特性を調べることを目的とし、京都大学臨界集合体(KUCA)の固体減速架台において実験を行った。実験体系は内部ブランケットにより炉心が上下に分割された結合炉心であり、2炉心間の核的結合度が弱く中性子束歪(Flux Tilt)が発生しやすい体系である。測定した制御棒の微分反応度曲線は上下炉心間で非対称となり、これは制御棒挿入に伴い生じたFlux Tiltの影響であると考えられる。Flux Tiltの発生を金線の反応率分布測定により詳細に調べた結果、制御棒を上部炉心の一部に挿入することによりFlux Tiltが顕著に発生し、また、中性子束分布の歪み方は炉心部では一様であり、エネルギー依存性もないことが分かった。一次モード固有値間隔とFlux Tiltの関係式をEHP法により導出し、金線反応率分布の測定結果よりFlux Tiltを定量的に求め固有値間隔を得た。得られた固有値間隔は計算値と良く一致した。
富居 博行; 清木 義弘
デコミッショニング技報, 0(15), p.24 - 34, 1996/12
解体実地試験の放射線管理では、作業者の放射線防護とともに、将来の原子炉解体に必要となるデータを取得するため、日常モニタリングと切断で発生するエアロゾルの調査を目的とした特殊モニタリングを行った。本報告は、解体実地試験において集団線量当量が95%を占めた原子炉格納容器内解体作業における放射線管理データから、解体工法と集団線量との関連を解析した結果及び、切断で発生したエアロゾルの粒度分布や飛散率等の評価結果を示したものである。加えて、これらの評価・解析結果から、放射線管理面から見た原子炉解体における知見を述べる。
U captures to 
U fission in low-enriched UO tight lattices中島 健; 赤井 昌紀; 山本 俊弘; 橋本 政男; 須崎 武則
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(11), p.1160 - 1170, 1994/11
被引用回数：7 パーセンタイル：56.56(Nuclear Science & Technology)U-235核分裂率に対するU-238捕獲反応率比(C8/F5)を4種類の稠密格子炉心1.42S,1.00S,0.75S及び0.56Sにおいて測定した。炉心は中央部に稠密格子のテスト領域を有し、周りを通常の格子のドライバ領域が囲んでいる。テスト領域の減速材対燃料体積比はそれぞれ1.420,1.000,0.750,0.564である。測定はウラン金属泊をテスト領域中心にある燃料棒内に設置して行われた。また、1.42S炉心と0.56S炉心では、C8とF5の燃料棒内半径方向の相対反応率分布の測定も行った。測定値に対する計算を連続エネルギーモンテカルロコードVIMとJENDL-2ライブラリ及びSRACコードシステムとJENDL-2,JENDL-3ライブラリにより行った。C8/F5の計算値は実験値を過大評価しており、その差は稠密になるとともに大きくなっている。反応率とその分布の計算値を実験値と比較した結果、ウラン238の共鳴捕獲断面積が過大評価されている可能性が示された。
大部 誠; 根本 龍男; 桜井 健; 飯島 進; 田原 義壽*; 大杉 俊隆
JAERI-M 90-052, 52 Pages, 1990/03
FCAにおいて高転換軽水炉(HCLWR)に関するPhase-1実験で構築された3種類のウラン燃料系ゾーン型炉心について、反応率を測定した。各炉心は、異なった燃料濃縮度および減速材/燃料、体積比から成る中心試験領域を有している。径方向と軸方向のU、
Pu、U、
Npの核分裂率分布は小型核分裂計数管をトラバースする方法で測定した。試験領域内の基本モード成立領域は、これら各種の核分裂率分布の一致を確かめる手法で検証した。U核分裂率に対する中心反応率比は、小型核分裂計数管および金属ウラン箔を用いて求め、3炉心間の反応率の変化を調べた。測定データの解析は、核データファイルJENDL-2を用いたSRACコードシステムにより行った。反応率比は、計算値がU捕獲反応率/235U核分裂率およびU核分裂率/U核分裂率の実験値を3炉心共、過大に予測している事が明らかになった。
藤根 幸雄; 内山 軍蔵; 杉川 進; 前田 充; 辻野 毅
JAERI-M 89-152, 14 Pages, 1989/10
トリチウム分配比を30%TBP-nDD/硝酸ウラニル-硝酸-水系で測定した。トリチウムは、トリチウム水(HTO)とトリチウム硝酸(TNO
)の化学形でTBPに抽出され、その分配比は、水相中の硝酸濃度が0~6mol/l、トリチウム濃度が0.5~800mCi/l、有機相中のウラン濃度が0~125g-U/lの範囲で0.002から0.005の間で得られた。また、このトリチウムの2相間同位体分配係数は、約0.95と求められた。
鈴木 光弘; 田坂 完二; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 小泉 安郎
JAERI-M 86-038, 275 Pages, 1986/03
ROSA-III実験装置において、BWR/LOCAを模擬する実験を実施した。本報は、その中で典型的な再循環ポンプ吸込側配管における200%破断LOCA実験を対象として、初期流体条件をBWRの定格条件から変化させた場合の影響を調べた結果をまとめたものである。変化させたパラメ-タは、炉心内ボイド分布(mass分布)、炉心入口サブク-ル度、及び給水温度である。炉心ボイド分布は、出口クオリティで標準条件の15%~5%および43%に変化させた。サブク-ルト度は標準の10K~21Kまで変化させた。給水温度は標準の216
C~45Cまで変化させた。上記2実験と標準実験(RUN926)の結果を比較検討し、次の結論を得た。(1)初期炉心ボイド率の高い実験では破断初期の炉心露出が著しく、下部プレナムフラッシング後にPCT907Kを示した。(2)炉心入口サブク-ル度と給水温度の影響は圧力変化には効くが、主要事象の変化に寄与しない。
加藤 正平; 藪田 肇
日本原子力学会誌, 28(4), p.344 - 351, 1986/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)放射性核種の地中移動の計算に用いる分配係数について調査し、分配係数と土壌、水質、元素の溶存状態などとの関係について検討した。そこで、実側値と溶存状態を考慮し、浅地中処分の一般的な安全評価に用いる分配係数を次のように与えた。第1群:トリチウム(Kd=0ml/g)、第2群:TTc,Iなど陰イオンとして溶存するもの(Kd=0~10ml/g)、第3群:炭酸塩や硫酸塩の難溶性塩を形成するアルカリ土類元素(Kd=5~50ml/g)、第4群:水酸化物や錯体を形成する希土類元素や遷移元素など(Kd=10~100ml/g)、第5群:アクチノイドやCsイオンのように安定な陽イオンで存在するもの(Kd=100~1000ml/g)
熊沢 蕃; 大橋 靖雄*
応用統計学, 15(1), p.1 - 14, 1986/00
混成対数正規分布とは、正値確率変数Xに対して、パラメータ
を含む変換lnX+Xが正規分布N(
,
)に従う分布のことである。本分布は放射線に被曝する作業に従事する作業者の線量分布が、被曝低減管理の影響を受けて管理の弱い場合は対数正規分布側へ、また管理の強い場合は正規分布へ近づくことをモデル化したものである。本論文では混成対数正規分布の性質と発生機構を述べ、線量分布および他の種類(使用水量、雨量、砂粒径など)の分布へのあてはめ例を示した後、それらの分布の背後にある現象を分布形の違いから解釈できることを示す。このように本分布は線量分布以外にも広く適用できるばかりでなく、本分布の極限分布として一方に対数正規分布を持ち、他方に正規分布を持つ新しい形式の分布システムを構成する。
傍島 真; 安達 公道; 岩村 公道; 大貫 晃
Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.2 - 129, 1986/00
平板炉心試験で通常観測される上部プレナム蓄水頭不均一に関し、その生成が落下水流量および炉心冷却の分布に及ぼす影響について個別に調べた。炉心部に上昇蒸気流を形成させて各バンドル上に一様に注水した。炉心には発熱を500Kw/バンドルで与えた場合と、発熱なしの場合とを試験し、落下冷却の分布と上部プレナム蓄水位分布の関係を評価した。蓄水頭の高い位置の下方のバンドルでは冷却がよく、落下流量も多くなることが、モデルをバンドル毎に適用することによって示された。また落下流量の多くの評価されたバンドルでは、蒸気発生量も相対的に多かった。注入水温が未飽和の場合には、局所的な未飽和水の落下があり、モデル計算よりも多い落下流量となったが、飽和水の場合は総落下流量の計算値と測定値はほぼ一致した。
