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川端 邦明; 毛利 文昭*; 白崎 令人; 谷藤 祐太; 羽成 敏秀
Proceedings of 2017 IEEE/SICE International Symposium on System Integration (SII 2017), p.450 - 455, 2018/02
本論文は、遠隔技術による廃炉、特に福島第一原子力発電所を支援するための試験施設および設備について報告を行う。原子力機構楢葉遠隔技術開発センターでは、1F廃炉のための遠隔技術開発を支援するためのセンターであり、モックアップ階段、ロボット試験用水槽、モーションキャプチャなどを整備して、2016年4月から運用開始している。これに加えて、廃炉用遠隔操作ロボットの試験環境の設計、開発も行っている。本論文では、楢葉遠隔技術開発センターにおける試験施設や試験環境開発の現状について報告を行う。
山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; 石塚 悦男; 内田 宗範*; 圷 陽一; 本木 良蔵; 渡辺 渡; 平田 省吾*
JAERI-Tech 2004-036, 138 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-036.pdf:4.07MB
本報告書は、核融合炉ブランケット材料の照射後特性試験施設を設置するにあたり、施設概念を明らかにし、施設整備の第一段階である材料試験を行うための「トリチウム増殖関連材料実験設備」を焦点にして検討を行ったものである。核融合炉ブランケット研究開発を進めるために、37TBq(1000Ci)規模のトリチウムと
線源を同時に有する試料の照射後試験を非密封で行える施設が必要である。そこで、本報告書では、合理的な照射後試験施設整備を進めるための検討の一環として、既存施設を有効利用して施設整備を行う場合を想定し、具体的に検討すべき項目やその内容についてのモデルケースをまとめた。具体的な既存施設としては、大洗研究所内に既存のRI利用開発棟施設を取り上げ、本施設への改造整備方法について検討を行った。
仲野 友英; 藤本 孝*; 後藤 基志*; 畑山 明聖*; 門 信一郎*; 加藤 隆子*; 季村 峯生*; 久保 博孝; 村上 泉*; 大野 哲靖*; et al.
Annual Report of National Institute for Fusion Science; April 2003 - March 2004, P. 414, 2003/10
核融合科学研究所共同研究「境界層プラズマの分光診断」の概要について報告する。本共同研究では研究会形式の作業会を平成15年12月に開催した。研究協力者以外にも学生を含めた聴講者が10人を超え、活発な議論が行われた。講演者はデータ生産,モデリング/解析コード作成及び実験データ解析に携る研究者の3グループに分類され、それぞれの立場から研究の進展状況・課題などがまとめて報告された。各人の研究内容は学術的な観点から有機的に結びつくものであり、参加者においては相互横断的な知見が得られ、関連する原子分子データの必要性が改めて認識された。
横山 賢治; 沼田 一幸*; 石川 真; 飯島 進*; 大井川 宏之*
JNC TY9400 2000-006, 162 Pages, 2000/04
JNC-TY9400-2000-006.pdf:4.57MB
高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)では、これまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得ている。現在、核燃料サイクル開発機構は引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。その一環として、サイクル機構と原研は共同研究として、平成9年度から平成11年度にかけて、日本原子力研究所のFCA実験データの整備を行った。これまでに、FCAXVII-1炉心の臨界性、炉中心反応率比、Naボイド反応度価値、238Uドップラ一反応度価値の解析を行っており、本報告書では、サイクル機構の解析手法を用いたFCAX-1炉心の臨界性C/E値の評価、及び、感度解析の結果を報告する。また、FCAXVII-1炉心のNaボイド反応度価値については、原研の解析手法による結果とサイクル機構の解析手法による結果に有意な差が見られていたので、感度解析を用いた詳細な検討を行った。この結果、実効断面積作成手法の違いがNaボイド反応度価値の解析結果に差を与えていたことが分かった。更に、今回整備されたFCA炉心の実験データとこれまでに整備されてきたJUPITER炉心の実験解析を用いた炉定数調整計算を行い、両炉心の実験解析結果の炉物理的整合性評価を行った。
横山 賢治; 沼田 一幸*
JNC TN9400 2000-036, 138 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-036.pdf:10.16MB
高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)ではこれまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得た。現在、核燃料サイクル開発機構では、引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。本報告書では、高速実験炉「常陽」の積分データ整備の一環として、「常陽」MK-I炉心で測定された性能試験データや運転データに対してC/E値の評価及び感度解析を行った。解析対象とした核特性は、臨界性(最小臨界炉心)、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度、燃焼係数である。JUPITER標準解析手法に基づくC/E値評価を行った結果、臨界性、燃料・ブランケット置換反応度については、解析値と測定値は良い一致を示すことを確認した。一方で、Naボイド反応度については、解析値が過大評価傾向であることが分かった。また、燃焼係数については、各運転サイクル間でC/E値のばらつきが大きくなった。今後、測定誤差の観点から詳細な検討が必要であるが、統合炉定数のための積分データとして利用できる見通しを得た。更に、臨界性、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度に関して感度解析を行い、「JUPITER実験のZPPR-9炉心の感度係数と比較し、「常陽」MK-I炉心の特徴を感度係数の面から明らかにした。
森 康二*; 根山 敦史*; 中川 浩一*
JNC TJ8400 2000-064, 175 Pages, 2000/03
JNC-TJ8400-2000-064.pdf:5.23MB
本研究は、高レベル放射性廃棄物の地層処分システムに於けるニアフィールドの耐震安定性の評価を目的として、以下の検討を実施したものである。(1)解析コードの妥当性の検証 本研究で開発してきた三次元有効応力解析コードは、とくに間隙水圧を考慮しない1相系解析機能に対しては、振動実験等による実測データとの比較を通じて検証を行ってきた。本年度は、サイクル機構で別途実施した緩衝材の液状化試験データを用い、間隙水圧の挙動に着目した有効応力解析機能の検証を行った。(2)2000年レポートに対する補足解析 2000年レポートでは代表的な処分場デザインのオプションを念頭に置いたニアフィールド地震応答解析および評価を行い、人工バリアシステムの耐震安定性を確保できる見通しを得ることができた。その一方で、オーバーパック-緩衝材間や緩衝材-岩盤間等の材料不連続面の応答を規定するモデルパラメータが、評価上重要な因子であるとの知見が得られた。今年度は、上記の2000年レポートに示した検討結果を支援するため補足解析を行い、耐震安定性に関する総合的評価を行った。(3)防災研との共同研究取りまとめに対する補足検討 平成4年度から進められてきた人工バリアシステムの耐震安定性評価に関する共同研究は、今年度を目処に成果を取りまとめることとなっている。本研究では、実測されたデータとの比較を通じて、解析コードの検証作業を段階的に進めてきた。本検討では、最新版の解析コードを用いた一連の実験データ解析を改めて行い、上記共同研究の取りまとめに資するデータ整備を行った。
三木 崇史*; 笹本 広; 千葉 保*; 稲垣 学*; 油井 三和
JNC TN8400 2000-007, 32 Pages, 2000/01
JNC-TN8400-2000-007.pdf:0.69MB
本資料では、ニアフィールド母岩や緩衝材中の酸化還元状態を評価する上で重要と考えられる地球化学反応について文献調査をもとに整理した。以下に調査の結果をまとめる。・酸化還元反応に寄与する物質としては、岩石中に含まれる二価鉄を含む鉱物や有機物が重要である。特に、黄鉄鉱は、溶存酸素との反応が比較的速いため、処分場閉鎖後初期の段階では、酸素は黄鉄鉱により消費されると考えられる。・還元性物質による還元能力は、室内での岩石(鉱物)-水反応をもとに、定量的な評価が可能である。なお、二価鉄の含有量が多く、空隙率の大きいほど、岩石の有する還元能が大きいことが期待されている。・還元性物質による溶存酸素の消費速度についても、二価鉄を含む主要な鉱物について、実験的に求められている。また、溶液中に溶解した二価鉄イオンと溶存酸素との反応に関する速度式や速度定数も求められている。 従って、これらの既存の文献でまとめられているデータを用いることにより、坑道掘削に伴い変化するニアフィールド母岩や緩衝材中の地球化学的状態を速度論的に検討することが可能であると考えられる。
Savage, D.*; Lemke, K.*; 笹本 広; 柴田 雅博; Arthur, R. C,*; 油井 三和
JNC TN8400 2000-004, 30 Pages, 2000/01
JNC-TN8400-2000-004.pdf:1.26MB
本報告書では、セメント-水反応に係わるモデルのレビューおよび収集したセメント系鉱物の熱力学データについて報告する。本報告書でまとめた熱力学データには、鉱物およびセメントを構成する化合物の標準モル熱力学特性、関連する水和反応の平衡定数を含む。また、高アルカリ性環境下で安定な鉱物(例えば、沸石など)についても同様にデータ整備を行った。これらの鉱物は、放射性廃棄物処分場におけるセメント系材料から流出する高アルカリ性溶液と処分場周辺の岩盤との反応の結果生成すると考えられる。標準モル特性(すなわち、生成標準モルギブス自由エネルギー、生成標準モルエンタルピー、標準モルエントロピー)、関連する水和反応の平衡定数については、以下の文献による。・セメント鉱物および関係する混合物(Reardon,1992;Glasserほか、1999)・カルシウム-珪酸水和鉱物(Sarkarほか、1982)・沸石(熱量測定の値、様々なデータからの推定値)これらの全データは、個々の値としてとらえるべきものであり、データ全体としての内部整合性はとれていないかもしれない点に注意すべきである。また、本報告の中では、これら個々のデータの精度については評価していない点も留意する必要がある。近年、セメント-水系における幾つかの適切なモデルが提案されている。これらのモデルの多くは、CSHゲル-水系の室内実験データへの経験的な適合を示すものであり、熱力学的に正当化されているものではない。一方、近年、CSHゲルに適した固溶体挙動の熱力学的理論に基づいたモデル化手法が提案されている。この手法については、本報告書の中でレビューすると共に、JNCが行ったセメント-水反応に係わる実験結果と比較することにより検証した。固溶体モデルは、CSHゲルをポルトランダイトとカルシウム-珪酸塩を端成分組成とした非理想固溶体として表現する熱力学的・構造的に妥当なモデルである。2つの端成分の混和性の違いや溶解度は、固溶体の溶解挙動を調べるためのコンピュータコードである「MBSSAS」を求めた。MBSSASを用いて作られたLippmann相図は、ゲルの固溶体と平衡にある溶液組成を計算するPHREEQCへのデータを入力するために用いられた。ゲルの固溶体モデルで計算された溶液組成とCSHゲル-水系に係わる文献の実験データはよく一致している。
佐藤 治夫
JNC TN8400 99-065, 379 Pages, 1999/10
第2次取りまとめにおいて、岩石マトリックス中の実効拡散係数設定のための拡散係数のデータベース(以下DBと略称)を整備した。本DBでは、実効拡散係数(De)、見掛けの拡散係数(Da)、自由水中の拡散係数(Do)の3種類の拡散係数を取り扱った。また、1980
1998年に公表された文献を対象として以下の点に留意して整備した。(1)第2次取りまとめは、我が国の地質環境を対象としていることから、国内の岩石を対象として整備する。(2)地層処分の性能評価では22元素を重要元素としているが、汎用性を考慮して全ての元素または水溶性トレーサを対象とする。(3)対象岩石の内、堆積岩に含まれる石灰岩については、天然資源となり得ることから、DB整備の対象から除くものとする。物質移行および地質学的観点から、岩種を結晶質岩(酸性)、結晶質岩(塩基性)、堆積岩(砂質岩類)、堆積岩(泥質・凝灰質岩類)の4種類に分類した。また、結晶質岩の内、中性付近の岩石については塩基性岩とした。DBは、各岩種単位で構成される。各岩種毎のDBはさらに各元素単位で整理し、各元素毎に化学種、岩石名、拡散係数(De,Da,Do)、取得条件(方法、間隙水、pH,Eh,温度、雰囲気など)、文献など24項目の情報を入力した。調査の結果、結晶質岩(酸性)に対するDeは、全部で18元素及びトレーサ(炭化水素)、207件のデータが報告されており、その全てが花崗岩、花崗閃緑岩、黒雲母花崗岩などの花崗岩類であった。結晶質岩(塩基性)に対しては、玄武岩、安山岩、片岩について、6元素、32件のDeデータが報告されていた。堆積岩(泥質・凝灰質岩類)に対しては、泥岩、泥質片岩、凝灰岩について、8元素、54件のDeデータが、また、堆積岩(砂質岩類)に対しては、珪質堆積岩について、1元素、11件のDeデータが報告されていた。これからも分かるように、データは花崗岩類に偏る傾向が見られた。一方、砂質岩類に対するデータが少ないことも分かった。各岩種ともDeは概ね間隙率と相関性が見られるものの、Daについては余り相関性が見られなかった。他に、形状因子や幾何学因子と間隙率との関係、Deとイオン電荷、Do、元素との関係など、様々なパラメータ間の関係についても議論した。
大久保 博生*
JNC TJ1440 99-004, 62 Pages, 1999/06
本年度は、前年度までJNC殿で製作されてきた地層処分FEP情報データベースシステムの改良・整備を行った。本年度の改良・整備では、機種に限定された市販のツールではなく、標準的なグラフィクス・ユーザーインターフェイスビルダ一を使用したことにより、機種によらず、サーバーとクライアント共通に利用可能なものとなり、動作環境の低減性を図ることが可能となった。これにより、今後の拡張性(標準ツール使用)や保守性(共通操作)が柔軟になった。また、新たに生物圏の情報を効率的に本システムに追加できるようにしたことにより生物圏シナリオを従来の地下水シナリオと同等の操作で扱えるようになった。今後の課題は、実運用に向けてのウィンドウや操作性の整備とインターネットによる公開(対話形式による一般からの意見収集と、一般人のFEPシナリオについての考え方の分析も含む)を前提に地層処分FEPシナリオ開発研究を一般ユーザーに分かりやすい形での配布を行うため、FEPシナリオやインフルエンスダイアグラムの在り方や説明などを織り込むこと、及びインフルエンスダイアグラムを更に見やすくわかりやすい形にすることである。
斎藤 裕明*; 入谷 佳一*
JNC TJ8440 99-003, 156 Pages, 1999/03
負荷追従運転時の燃料棒照射挙動を評価するため、設計コード(許認可コード)の改良・整備を実施する。本設計コード「FEMAXI-ATR」燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)が、日本原子力研究所によって開発された水炉用UO2燃料挙動解析コード「FEMAXI」をベースに、MOX燃料も取り扱えるよう開発したものであり、コードの基本構造は公開コード「FEMAXI」とほぼ同様である。今回の改良・整備にあたっては、負荷追従試験データを用い、負荷追従運転時の出力変化による燃料棒内圧及び燃料棒伸びの挙動を模擬できるように解析モデルの改良を実施した。また、「FEMAXI-ATR」コードを用い、追従運転時における燃料棒照射挙動の詳細について評価・検討を実施した。
and AnO
Species in Geologic EnvironmentsChoppin, G. R.*; Bronikowski, M.*; Chen, J.*; Byegard, J.*; Rai, D.*; 油井 三和
JNC TN8400 99-012, 155 Pages, 1999/01
本研究では、地層処分システム性能評価のための熱力学データベースJNC-TDB(旧PNC-TDB)整備の一環として、V価およびVI価のアクチニド化学種(AnO
and AnO
)に関する熱力学データ整備を行った。本研究では、これらの元素に対して、水酸化物錯体の他、塩化物、フッ化物、炭酸、硝酸、硫酸及びリン酸を含む錯体もしくは化合物に関する熱力学データ整備を行った。Born equationによる安定度定数(log
)の推定、Pitzer parameterの検討、酸化還元反応の電位および平衡定数の検討も併せて行った。
Lothenbach, B.*; Ochs, M.*; Wanner, H.*; 油井 三和
JNC TN8400 99-011, 340 Pages, 1999/01
本報告書では、地層処分システム性能評価のための熱力学データベースJNC-TDB(旧PNC-TDB)整備の一環として実施した、パラジウム(Pd)、鉛(Pb)、スズ(Sn)、アンチモン(Sb)、ニオブ(Nb)およびビスマス(Bi)の6元素に関する熱力学データ整備について報告する。これらの元素に対して、水酸化物錯体の他、塩化物、フッ化物、炭酸、硝酸、硫酸及びリン酸を含む錯体もしくは化合物の生成に焦点を当ててデータ整備を行った。また、鉛およびアンチモンに対しては硫化物錯体、パラジウムに対してはアンモニウム錯体についてもデータ整備を行った。本データ整備においては、SIT(specificioninteractiontheory)アプローチを用いて、25
C、イオン強度0におけるこれらの錯体もしくは化合物の生成定数を整備した。
Rai, D.*; Rao, L.*; Weger, H. T.*; GREGORY R.CHOPPI*; 油井 三和
JNC TN8400 99-010, 95 Pages, 1999/01
本研究では、地層処分システム性能評価のための熱力学データベースJNC-TDB(旧PNC-TDB)整備の一環で、111価のアクチニドPu(III)、Am(III)およびCm(III)に関する熱力学データ整備を行った。本研究では、これらの元素に対して、水酸化物、塩化物、フッ化物、炭酸、硝酸、硫酸およびリン酸を含む錯体もしくは化合物に関する熱力学データ整備を行った。また、個別の元素に対して信頼できるデータがない湯合、アクチニド111価間での化学的類似性を考慮したデータ選定を行っている。本研究では主にPitzerイオン相互作用モデルを用いて、25度C、イオン強度0におけるこれらの錯体および化合物の熱力学定数を整備した。
三ツ井 誠一郎; 青木 里栄子*
PNC TN8420 97-013, 24 Pages, 1997/10
岩盤地下水中での人工バリア材、特に廃棄物ガラスの耐久性を評価する目的で、各国で原位置試験が実施されている。今回、アメリカ、イギリス、カナダ、スウェーデン、日本、ベルギーにおける原位置試験の現状を把握するため、文献調査を実施し、調査表としてまとめた。アメリカ、イギリス、スウェーデンでは一つの試験孔に異なった種類の材料を入れて試験しているが、この方法では環境条件が非常に複雑になり、材料の変質挙動を評価するのは困難である。原位置試験を行う場合は環境条件の長期安定性、それに加えて環境条件の制御可能な室内試験の重視などを考慮すべきである。
澁谷 早苗; 油井 三和
PNC TN8100 96-008, 376 Pages, 1996/07
高レベル廃棄物地層処分の性能評価における核種移行研究においては、ガラス固化体からの難溶性核種の溶解は溶解度で制限されるとして、その溶解度を熱力学計算により評価している。この計算には、信頼性の高い熱力学データベースを必要とする。我々は、H3レポートで使用したPNCの熱力学データベース(PNC-TDB)の信頼性向上を目的として、データベース整備を進めている。整備した内容については、国際的な評価を受けるために、平成8年度より委託研究を通して海外の専門家によるレビューを受けることとなった。整備及びレビューの方針・手法・スケジュールについては、専門家-PNC間で事前に取り決めておく必要がある。そこで、平成8年5月27日31日に動燃東海事業所ENTRYにおいて専門家と打合せを行った。本書ではその議事内容及び使用したOHP等参考資料をまとめて報告する。
長谷川 市郎; 大関 清; 柴 浩三; 三上 智; 豊田 素子; 金澤 信之; 江花 稔
PNC TN8520 96-001, 2536 Pages, 1996/03
None
not registered
PNC TJ1678 95-006, 181 Pages, 1994/11
高速増殖原型炉もんじゅは、平成6年4月に初臨界を達成後、5月には初期炉心構成を完了し、炉心反応度の測定等の性能試験が実施されている。そこで、性能試験で得られたデータ及び燃料製造実績を反映した炉心及び燃料特性を評価し、今後の炉心運転計画を策定するためのデータの整備作業を実施した。(1)初装荷炉心の運転日数増加策の検討運転日数増加策の検討を行い、第一回取替燃料のうち、内側炉心燃料を最大24体まで初装荷炉心の中途で交換することにより必要な運転日数を確保できることを確認するとともに、核特性上の成立性を評価した。(2)初装荷炉心中途燃料交換した場合の第二サイクル炉心核特性評価初装荷炉心での中途燃料交換体数をパラメータとして残りの取替燃料を交換した第二サイクルでの炉心特性を評価し、その成立性を確認した。また、(1)及び(2)の結果から第一回取替燃料のPu富化度を検討評価し、内側炉心・・・16.0fiss Pu wt%外側炉心・・・21.0fiss Pu wt%を選定し、炉心特性の評価検討を行って設工認変更申請のための基礎データを作成した。(3)熱特性評価初装荷炉心の中途で燃料交換を行う場合、交換体数をパラメータとして熱特性評価を行った。その結果、一部ケースで被覆管最高温度が676
となるものの他のケースでは673であり、また、燃料最高温度は2322であり、熱的制限値を満足することを確認した。また、従来設計からの設計進捗及び製造実績を反映した工学的安全係数を再整備し、燃料及び被覆管の最高温度への影響を検討した。従来正規分布を仮定していたものを一様分布とした場合でも、従来設計からの見直し、保守性の削減により、燃料温度で約9、被覆管温度で約1の温度上昇に留まり、熱的制限値を満足することを確認した。(4)今後の燃料取替計画見直しのための基本データの整備今後策定される第二サイクルまでの運転計画で、初装荷炉心での中途燃料交換体数等の決定に資するため、初装荷炉心での中途燃料交換後の炉心及び第二サイクル炉心の核特性基本データを整備した。
辻野 毅; 内藤 俶孝; 前田 充; 妹尾 宗明; 星 三千男; 井沢 直樹; 竹下 功; 板橋 隆之; 岡崎 修二; 土尻 滋
原子力工業, 40(5), p.9 - 59, 1994/00
本特集は、NUCEF施設の完成を契機に、NUCEF計画のねらい、NUCEFにおける研究計画、建設・整備の経緯、施設の概要と安全性、及びNUCEF計画の今後の展開について、まとめて報告するものである。
今里 哲夫*
PNC TJ1604 93-003, 46 Pages, 1993/03
本調査の目的は、海洋での広域拡散に関する計算コードの整備を行う一環として、広域拡散の要となる広域海洋の中層及び深層を含む海洋の流動評価について調査、整備を行うことにある。上記目的達成のために以下の調査を実施し、計算コードの整備を行った。(1)広域海洋の流動評価方法に関する調査及び結果の整備・表層海洋の広域流動評価方法に関連する知見の調査及びその整備、中・深層海洋の広域流動評価方法に関連する知見の調査及びその整備、長期間の海洋流動評価方法に関する知見の調査及びその整備を行い、そのとりまとめを行った。(2)広域海洋拡散コードに組み込める広域海洋の流動評価コードの調査及び整備・広域海洋拡散コードに組み込める広域海洋の流動評価コードに関する事項並びに用いる流動評価方法及びその算出過程に関する事項の調査及び整備、広域海洋の流動評価コードにより算出される流れの場に関する事項及び流れの場の特徴に関する事項の調査及び整理、赤道域等計算上の問題点及び今後の課題に関する事項の調査及び整理、その他広域海洋の流動評価コードに関連する事項の調査及び整理を行ない、その取りまとめを行なった。
