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弥富 洋介; 見掛 信一郎; 松井 裕哉
JAEA-Review 2018-004, 42 Pages, 2018/03
JAEA-Review-2018-004.pdf:4.71MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターの瑞浪超深地層研究所(以下、研究所)では、研究所の研究坑道内に湧出した地下水(湧水)には天然の状態でふっ素, ほう素が含まれており、地上の排水処理設備において放流先河川の環境基準が達成できるようにこれらを除去した後に河川に放流している。また、近年、公共工事において自然由来の重金属等を含む土壌や湧水が発生し、その対策が求められている。このため、排水処理も含めた地下水管理技術は、大規模地下施設の建設や維持管理におけるコスト低減の観点で重要な課題の一つである。このため、「地下水管理技術の開発」として、排水処理等に関する最新の技術的知見を調査し、研究所の湧水処理への適用可能性について考察するとともに、自然由来の地下水汚染や土壌汚染の対策事例を取りまとめた。その結果、環境基準まで除去可能な処理技術は、ふっ素は吸着法や共沈法、ほう素は吸着法であることを確認した。しかし、研究所の湧水は天然の地下水を主体としているものの、掘削工事による浮遊状粒子物質(SS)の発生や坑道安定化のためにセメントを使用しているとともに、地下水中のふっ素とほう素の濃度の違いにより除去率が異なる等、一般的な工業排水等の処理と異なる点があるため、研究所の現行の湧水処理方法である、前工程として凝集沈殿処理によるふっ素及びSSの除去やpH調整後に、ほう素を吸着法により除去する方法は適切であると判断された。
Rahman, M.*; 須崎 武則; 森 貴正
JAERI-Research 2003-007, 68 Pages, 2003/03
JAERI-Research-2003-007.pdf:2.48MB
原研のTCAにおいてPWR型MOX燃料を含む炉心を用いて実施された一連の臨界実験について解析を行った。炉心中央にテスト格子として10
10本の4.91%富化MOX燃料棒を水対燃料体積比2.40又は2.96にて配列し、周囲に臨界調整用ドライバ領域として2.6%濃縮UO
燃料棒を水対燃料体積比1.50にて配列した。核分裂性Puの含有率は91.4%であった。可溶性ほう素を309.4及び554.0ppm混入した2種の炉心,テスト格子中に等間隔で4個の水ホールを設けた炉心、及び中心に十字型水ギャップを有する炉心を含む6種の炉心について、臨界水位,MOX領域の出力分布、及び金線放射化率分布が測定された。これらの実験値に対応して、実効増倍率,核分裂率分布、及び金の捕獲反応率分布の計算を、連続エネルギーモンテカルロコードMVP及び2種の核データJENDL3.2及びJENDL3.3を用いて行った。計算結果は、実効増倍率について0.27%以下,出力分布について3.0%以下、全領域にわたる熱中性子放射化率分布について5.9%以下、及び炉心領域の熱外中性子放射化率分布について4.3%以下の差で実験値と一致した。
柴田 恵一*; 長谷川 明*
PNC TJ9500 98-001, 102 Pages, 1998/03
高速炉の炉心解析で重要な核種について、評価済核データライブラリーJENDL-3.2の中性子核データの共分散を推定しファイル化した。対象となった核種は、10B、11B、55Mn、240Pu及び241Puである。共分散を推定した物理量は、断面積、分離・非分離共鳴パラメータ及び弾性散乱角度分布の1次のルジャンドル係数である。共分散の推定は、出来る限りJENDL-3.2のデータ評価法に基づいて行った。すなわち、評価値が実験値に基づいている場合は実験値の誤差、理論計算値に基づいている場合は理論計算値の誤差を算出した。評価結果は、ENDF-6フォーマットで整備した。
丸山 忠司; 宇都 学; 田中 康介; 小野瀬 庄二; 浅賀 健男
PNC TN9410 97-077, 177 Pages, 1997/07
「常陽」MK-II 制御棒の照射後試験は1983年に開始され、初装荷制御棒から5次取り替え制御棒まで、合計16体、ピンにして約110本の照射後試験が行なわれた。このうち5体の制御棒で、合計15本の制御棒吸収ピンにクラックの発生していることが確認された。本報告は、これら吸収ピンのクラック発生原因を究明するために行われた、非破壊試験、破壊試験、および制御棒挙動解析コードCORALをもちいた解析の結果について述べたものである。 吸収ピンのクラック発生は燃焼度約39x1026cap/m3までは見られず、一方、クラック発生が見られたピンはいずれも燃焼度が43x1026cap/m3以上でかつB4Cペレットと被覆管の初期ギャップが0.44mm以上のものであった。吸収ピンのクラック発生位置は最下端のB4Cペレット付近に集中しており、吸収ピン断面金相観察の結果では、B4Cペレットは細かく割れ、被覆管とのギャップは一部閉塞していた。被覆管の変形は異方的で、オーバリテイが認められ、クラックは被覆管の短径側で多く発生する傾向が見られた。被覆管の破断面は典型的な粒界破壊をしていることが特徴である。被覆管のHe分析では、被覆管内表面にHeの蓄積が認められていたが、被覆管全体のHe濃度は特に高い結果にはなっていない。TEM観察でもHeバブルは明瞭に観察されなかった。 クラック発生原因としては、B4Cペレットのリロケーションにより照射初期に被覆管とのギャップが閉じてしまい、ACMIが発生したことによるものと考えられる。CORALコードによる挙動解析の結果では、ACMIによる発生する被覆管のひずみは、照射クリープで吸収することができず、燃焼が進むとともに塑性ひずみが増大し、被覆管にクラックが発生したものと考える。
井口 哲夫*
PNC TJ9602 96-004, 49 Pages, 1996/03
高速炉の新型中性子ドシメトリー手法であるヘリウム蓄積型中性子フルエンスモニター(HAFM)の測定精度評価、及びタグガスの放射化分析による高速炉の燃料破損検出法への適用性評価を目的として、東京大学工学部附属原子力工学研究施設の高速中性子源炉「弥生」の標準照射場を用い、これらの試料の校正照射を行った。HAFM試料の照射では、炉心中央(Gy孔)に、93%濃縮ボロン1mg入りバナジウムカプセル、また高速中性子柱実験孔(FC孔)に、同仕様の濃縮ボロンカプセル、天然ボロン10mg入りカプセル、天然ボロンチップ、96%濃縮6LiF熱蛍光線量計素子が装荷された。これらの照射場の中性子束及び中性子スペクトルは、Al, Fe, Co, Ni, Cu, Ti, In, Au, 235U, 237Np等を用いた放射化箔法でモニターされ、平成8年3月末現在、照射された0.1MeV以上の中性子フルエンスは、Gy孔で
1.010の17乗n/cm2(積算炉出力78kWh相当)、またFCで3.410の14乗n/cm2(積算炉出力160kWh相当)に達している。一方、ステンレス鋼製カプセルに封入されたKr、Xeベースのタグガス試料(単体型と小径型の2種類)について、Gy孔で、積算炉出力9kWh及び7kWhの2回の標準照射を行い、照射直後から各試料のガンマ線スペクトル測定を行った。タグガスの封入されていないダミーカプセルの測定スペクトルと比較した結果、タグガスの放射化で生成された79Krや125Xeなどの放射性核種からのガンマ線光電ピークを明確に同定でき、燃焼計算の精度評価に有用なベンチマーク実験データが得られた。
中嶋 英雄*; 野中 勝彦*
PNC TJ1638 96-001, 60 Pages, 1996/03
地層処分の人工バリアの一つであるガラス固化体からの放射性核種の長期的な放出量を予測することは性能評価上不可欠である。Csなどの可溶性元素の放出量はその浸出挙動に依存しており、長期的な浸出挙動に関する情報を必要としている。今年度はガラス固化体からCsの浸出挙動とNaおよびBの浸出挙動の違いに関する基礎的情報を得ることを目的として、トレーサー法とイオンビームスパッタセクショニング法を併用することにより温度範囲713K-818Kにおける模擬ガラス固化体内のCsの拡散係数を測定し、Naの拡散係数ならびに浸出試験の結果と比較した。その結果、ガラス遷移温度(Tg)以下のアモルファス領域における模擬ガラス固化体内のCsの拡散係数はNaのそれと比較して7桁程度小さいことが明らかとなった。これらの結果に基づいて考察すると、Csの浸出挙動とNaおよびBの浸出挙動の違いは、ガラス固化体内におけるそれぞれの元素の拡散係数の差に関係する可能性が示された。
5年度) 研究成果総合報告書加納 茂機; 舘 義昭; 井上 賢紀; 西田 俊夫; 吉田 英一; 平川 康
PNC TN9410 94-113, 70 Pages, 1994/04
(目的)平成元年度から開始した原子力用基盤材料研究(フロンティア材料研究)では、研究の効率的・効果的な推進のため、「クロスオーバー研究制度」により、産・学・官の相互交流型研究を行ってきた。5年度にて第I期計画が終了したのに伴い、本報で、クロスオーバー研究の推進体制、研究交流活動および国内外調査の実績をまとめるとともに、動燃の研究成果の概要および6年度からの第II期研究計画の概要を述べる。(方法)クロスオーバー研究体制として、原子力基盤技術総合的研究推進委員会(委員長:藤家東工大教授)が組織され、その下部組織である原子力用材料研究交流委員会(主査:岡本東工大教授)に研究実施機関である動燃、原研、金材研、無機材研、物質研が参画し、研究計画、研究成果および研究交流方法等を審議した。動燃と原研は、幹事機関として、研究交流方法の企画・調整の役割を交互に果たした。(結果) 1)動燃は幹事機関として、原研と交互に、材料研究交流委員会を10回開催した。また、研究会8回、勉強会3回、国内シンポジウム2回、国際シンポジウム1回、仏・独・伊・蘭の5研究機関とのワークショップの開催および国内研究機関の訪問調査を行った。これらの研究交流を通じた、外部の専門家との交流、新素材に関する最新情報の収集、試料の入手、共同研究の遂行等は、動燃の研究テーマの効率的推進に大変役立った。2)これらの研究交流により、動燃の研究テーマに関して以下のような成果を得た。1・新型セラミックス: 焼結法による既存の各種セラミックス(Al2O3,ZrO2,SiC,SiC3N4,Sialon等)を対象に550度Cおよび650度Cで最長4,000 時間のNa中腐食特性を評価し、優先的に粒界の腐食が進行し、耐腐食性を向上させるためには粒界の組織・構造制御が不可欠であることを明らかにした。これらの成果を踏まえて新型セラミックス素材を試作・評価し、一部のセラミックスについて、耐食性に優れた新型セラミックス創製の見通しを得た。2・傾斜機能材: PSZ/SUS 系FGMの各種物性値を組織および温度の関数として定式化し、高温度落差場及び高熱流束環境下における非定常・弾塑性解析を行った。高温度落差場においては遮蔽性重視型FGMが、高熱流束環境下においては熱伝達性能重視型FGMが熱応力緩和の点で有利であることを明らかにし、最適材料設計手
貝瀬 興一郎*; 金城 秀人*; 矢野 真理*; 伊藤 邦博*; 宝珠山 健*
PNC TJ1214 92-007, 105 Pages, 1992/07
FBRの開発推進の為に、高速増殖原型炉もんじゅ(以下、もんじゅとします)の更なる活用と言う観点から、炉心の高性能化を目指す必要がある。このため、「線出力の向上」、「燃焼度の向上」、「照射試験能力の向上」を目標とした炉心特性の詳細評価を行った。1)燃料仕様の検討 出力の低い照射用特殊燃料集合体装荷に伴う炉出力低下を補う為の集合体出力増加(約7.5%)を被覆管許容最高温度の上昇で吸収する考え方を基準として、燃料仕様を検討した。2)炉心核特性の解析・評価(1)1)で設定した燃料仕様に基づき炉出力を維持しつつ、照射用特殊燃料集合体を20体装荷出来る様に炉心高さを1mと高くした炉心仕様のもとで、照射用特殊燃料集合体の本数をパラメータに炉心のサーベイを行い、目標性能(最大線出力480W/cm以下、炉心部取出平均燃焼度10万MWd/t)を達成する炉心を構成した。これをもとに、炉中心に計測線付き集合体(INTA)を1体、照射用特殊燃料集合体を9体を装荷する炉心を選定し一連の炉心特性解析を実施した。(2)制御棒(調整棒、後備炉停止棒)のB/SUP10重量をMK1標準炉心と同一とした場合の選定炉心の制御棒反応度価値解析を高燃焼度平衡炉心初期を対象に行った結果、次のことが明らかになった。(3)高燃焼度平衡炉心末期を対象に、選定炉心の反応度係数(ドップラー係数、密度係数、温度係数、出力係数等)を解析した結果、定格出力時の温度係数及び出力係数は負に保たれており原子炉に固有の安全性を与えていることが確認できた。3)炉心熱特性の解析・評価 高度化炉心の燃料仕様及び炉心出力・燃焼特性評価結果に基づき、炉心熱特性を評価し熱設計上の成立性を検討した。主な結果は以下のとおりである。4)研究開発計画の立案 今回選定した高度化炉心を達成するために必要な研究開発計画を立案し、今後の研究開発計画を明確化した。
吉田 昌宏
PNC TN9600 92-004, 252 Pages, 1992/06
米国のオークリッジ国立研究所で開催された日米共同大型炉遮蔽ベンチマーク実験計画(JASPER計画)レビュー会議に出席し、日米双方の実験者を交えた解析担当者レベルの打合せにより、 ・実験に密接した解析結果の検討評価 ・日米相互比較による日本固有の解析精度上の課題の摘出 ・モックアップ実験を大型炉設計へ外挿または適用する上での問題点の把握 ・大型炉の遮蔽設計解析手法の高度化に関する技術討論、意見交換 を細部に渡って行った。また、残りの実験項目について、これまでの解析評価を踏まえたレビューを行い、実験体系、測定項目および工程等に関して技術的内容の確認を行った。 米国ワシントン州パスコで開催された米国遮蔽専門家会議(米国原子力学会主催)に出席し、「常陽」で計画中のB4Cを用いた遮蔽集合体の設計研究に関する発表を行った。
園部 一志; 石黒 勝彦
PNC TN8410 92-114, 85 Pages, 1992/03
クラックの存在量が既知の大型模擬ガラス固化体を用いて静的及び動的(回分式流水)条件下で浸出試験を実施した。試験試料には、キャニスタに充填された実規模模擬ガラス固化体(410mmxH1300mm)を厚さ約230mm程度に輪切り状に切断し、内在するクラック量を測定したものを用いた。浸出条件は、98度C、蒸留水系とし、静的条件では、共存物が無い場合と圧縮ベントナイトを共存させた系での実験を行った。また、動的条件では、共存物が無い状態で、毎日21.6lの浸出液(蒸留水)の交換を行う回分式流水条件下で行った。試験期間は、いずれも90日間とし、浸出後に浸出液、ガラス表面変質層の組成分析等を実施した。その結果、ベントナイトを共存させない系でのガラスサンプルからの主要成分の静的/動的条件における浸出挙動は、従来の小型試料の試験結果や浸出モデルでその傾向を説明できるものであった。ベントナイト共存系の浸出試験で、ベントナイト成分と重複しない溶出成分は、ホウ素のみが検出されたが、その濃度の時間的変化は、圧縮ベントナイト中のホウ素の拡散を考慮してほぼ説明できるものであった。また、内在するクラック表面の走査型電子顕微鏡観察及びニ次イオン質量分析装置による分析の結果、クラック表面の平均浸出速度は、いずれの浸出条件においても外表面部の浸出速度の約0.6%であった。また、既に前報で報告した実規模ガラス固化体の360日間の浸出試験結果と比較すると、クラック表面の変質層の厚みは同程度であり、90日以降の浸出速度はそれまでの平均浸出速度よりも更に小さいことが示唆された。3つの試験条件において、クラック部の表面変質層は、動的条件 静的条件 ベントナイト共存条件の順に厚く、クラック部の液交換が僅かながらもこの順に大きいことが推察された。観察されたクラック部での浸出抑制現象は、高S(ガラスの表面)/V(溶液の体積)環境におけるSi成分の溶解度による溶出制限効果によって定性的に説明することができた。
松井 恒雄*; 有田 裕二*; 内藤 奎爾*; 今井 久
Journal of Nuclear Materials, 186, p.7 - 12, 1991/00
被引用回数：13 パーセンタイル：78.38(Materials Science, Multidisciplinary)平成元年度の委託研究,高温ガス炉用中性子吸収材料の高温比熱に関する研究をまとめたものである。測定試料はB/C比が、3,4,5のほう素炭化物である。熱容量及び電気伝導度は、高速パルス加熱法により同時に測定した。ほう素炭化物の熱容量は、B/C比が増加するにつれて増加した。一方電気伝導度は、B/Cが4の時が最も小さく、3と5の組成では増加した。電気伝導度のこのような挙動は、伝導機構の変化によるものと考えられる。
近藤 達男; 渡辺 勝利; 佐藤 瓊介*; 仲西 恒雄*; 佐平 健彰*; 辻 宏和; 倉田 有司; 塚田 隆; 小沢 賢治*
JAERI-M 86-003, 228 Pages, 1986/02
本報は、特に高温強度特性の向上を目指して ほう素を定量添加したハステロイXRについて行った共同研究の中間段階における成果を纏めたものである。まず、ほう素量最適化に関しては製造条件、溶接性、引張性質、クリ-プ性質、ほう素分布、時効後靭性および腐食特性等について総合的な検討を行い、合金中の ほう素含有量の最適範囲は40~70ppmが妥当であると判断した。さらに、これらの結果をふまえて行った工業規模溶解材についての総合確性試験では、管材、板材の特性を調べ、製品型態すなわち仕上げ行程の違いによる特性改良効果を比較した。板材に比べて管材のクリ-プ特性が、まだ十分に改良効果を発揮していないことが分かった。
弥富 洋介; 見掛 信一郎; 松井 裕哉
no journal, ,
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターの瑞浪超深地層研究所(以下、研究所)では、研究所の研究坑道内に湧出した地下水(湧水)には自然由来のふっ素、ほう素が含まれており、地上の排水処理設備において放流先河川の環境基準が達成できる濃度まで除去した後に河川に放流している。排水処理技術は大規模地下施設の建設や維持管理におけるコスト低減の観点で重要な課題の一つであることから、ふっ素及びほう素の排水処理に関する最新の技術的知見を調査し、研究所の排水処理への適用可能性について検討を行った。その結果、ふっ素及びほう素を環境基準まで除去可能な技術は吸着法であることを確認した。しかし、研究所の湧水は天然の地下水を主体としているものの、掘削工事による浮遊物質(SS)の発生や坑道安定化のためにセメントを使用しているとともに、地下水中のふっ素とほう素の濃度の違いにより除去率が異なる等、一般的な工業排水等の処理と異なる点があるため、研究所の現行の排水処理方法である、前工程として凝集沈殿処理によるふっ素及びSSの除去やpH調整後に、ほう素を吸着法により除去する方法は適切であると判断された。大規模地下施設の建設・維持管理における坑内湧水の処理については、建設による水質の変動が想定されるため、その場所の地質や地下水の由来、溶存物質の把握とともに放流先水域の特徴も踏まえた上で、適用する処理技術の検討が必要である。
C-SS共晶物の固相物性測定高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将
no journal, ,
第4世代ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)における制御棒材(炭化ホウ素 :BC)と原子炉構造材(ステンレス鋼:SS)の共晶反応挙動を模擬するのに必要な熱物性モデル構築のため、BC-SS共晶物の固相物性評価を行った結果について報告する。
