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渡辺 勇輔; 林田 一貴; 加藤 利弘; 久保田 満; 青才 大介*; 熊本 義治*; 岩月 輝希
JAEA-Data/Code 2018-002, 108 Pages, 2018/03
JAEA-Data-Code-2018-002.pdf:6.53MB
日本原子力研究開発機構は岐阜県瑞浪市で進めている超深地層研究所計画において、研究坑道の掘削・維持管理が周辺の地下水の地球化学特性に与える影響の把握を目的とした調査研究を行っている。本データ集は、超深地層研究所計画において、2016年度に実施した地下水の採水調査によって得られた地球化学データ及び2014年度から2016年度の間に得られた微生物データを取りまとめたものである。データの追跡性を確保するため、試料採取場所、試料採取時間、採取方法及び分析方法などを示し、あわせてデータの品質管理方法について示した。
内田 俊介; 塙 悟史; Lister, D. H.*
Power Plant Chemistry, 17(6), p.328 - 339, 2015/12
原子力発電プラントでは、放射線照射が構造材と水化学の相互作用に照射が作用するため、相互作用が火力プラントに比べてはるかに複雑となる。限られた数の水化学データに基づいて水化学を制御するだけでは、プラントの安全かつ信頼の高い運転を維持することは難しい。このため、測定された水化学データを必要な箇所での値に外挿し、構造材と水化学の相互作用の将来像を予測できる計算機モデルの適切な補助を受けて水化学を制御することが求められる。本論文では、プラントシミュレーションモデルにより決定されるパラメータに基づく水化学制御のプラントへの適用法についてまとめる。
音部 治幹; 北辻 章浩; 倉田 正輝; 高野 公秀
Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2014/10
取り出しや保管中の燃料デブリの臨界安全管理のために、腐食中の燃料デブリに含まれるPuやUの化学及び移動挙動を理解する必要がある。そのために、過酸化水素水中のUO
とPuO粉末、それらのディスク、金属UとPuのディスクの化学変化を確認した。過酸化水素は、水の放射分解によって生成するものである。結果として、UOは、過酸化ウラン水和物に変化し、PuOは反応しなかった。また、金属Uは、Puよりも、過酸化水素への反応性が高かった。次に、過酸化水素水中のUOとPuO混合粉末について同様な試験を行った。過酸化水素水の中層部からは、主に過酸化ウラン水和物が得られ、底部からは、主にPuO粉末が得られた。過酸化水素中では、UOの方が、PuOよりも反応性と移動性が高いことが分かった。
山口 徹治; 水無瀬 直史; 飯田 芳久; 田中 忠夫; 中山 真一
JAERI-Conf 2005-007, p.150 - 155, 2005/08
この発表は、地層処分の地下水シナリオ評価の不確かさのうち、パラメータ不確かさを定量するための実験的研究について、その現状をとりまとめ、解決すべき課題を見極めるものである。はじめに不確かさの発生源,パラメータ不確かさと確率論的安全評価の関係,実験研究の優先順位の考え方を紹介した。次に、溶解度評価の不確かさ,ベントナイト系緩衝材中拡散係数評価の不確かさ,岩石への分配係数評価の不確かさについて、研究の現状を紹介した。溶解度評価の不確かさは、熱力学データの不確かさと、地下水化学環境条件評価の不確かさとから見積もられる。ベントナイト系緩衝材中拡散係数の不確かさは、それを決定する因子すなわち緩衝材の密度,モンモリロナイト含有量,間隙水化学組成,温度の評価の不確かさを総合することで見積もられる。岩石への分配係数の不確かさは、岩石の比表面積,地下水のpH,イオン強度,炭酸イオン濃度,コロイド生成,平衡からのずれの評価の不確かさを総合することで見積もられる。このような検討をベースに、今後の課題を抽出した。
加治 芳行; 塚田 隆
Proceedings of 11th German-Japanese Workshop on Chemical Information, p.101 - 103, 2003/06
原子炉材料総合データベース(JMPD)は、材料特性データを有効利用するために開発された。JMPDには、データ評価のために、11600以上の試験片データを格納している。これまでJMPDを利用して数種類の機械的性質に関してのデータ解析を実施してきた。高温水中でのステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、原子力発電所の炉内構造物の寿命評価において、重要な問題の1つとして考えられている。本報告は、JMPDの現状とIASCCデータを解析するための機能追加についてまとめたものである。
太田 久仁雄; 中野 勝志; Metcalfe, R.; 池田 幸喜; 後藤 淳一; 天野 健治; 竹内 真司; 濱 克宏; 松井 裕哉
JNC TN7410 99-007, 44 Pages, 1999/08
None
塚田 隆
Proceedings of Seminar on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems '99, p.26 - 32, 1999/00
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、近年軽水炉の炉内構造物の損傷要因として重要な検討課題とされている。IASCCと照射のかかわらない通常の応力腐食割れとの最も大きな違いは、IASCCでは照射により材料そのものが徐々に変質して行くこと、すなわち照射損傷の蓄積と照射誘起偏析が発生の第1原因と言える点にある。通常の応力腐食割れでは、応力腐食割れ感受性は材料が溶接入熱等を受けた時点で熱鋭敏化が生じ、その状態は長時間にわたり変化せず、水質などの外部条件がそろった時に応力腐食割れを発生する。しかし、IASCCでは、当初は全く健全な材料であり外部環境が一定であっても、中性子照射に伴い徐々にIASCC感受性を有するようになる。これを実機との関係において考えると、これまで配管等で経験されてきた応力腐食割れが溶接熱影響部等の限られた、そして現在では材料と環境の組み合わせに基づきかなりの程度まで予想し得る場所で発生するのに対して、IASCCはある程度以上の照射を受ける部位であれば水質と応力状態によっては予想外の場所で発生する可能性がある。すなわち、IASCCは軽水炉の高経年化に伴う現象であることとともに、未知の損傷を複合的に引き起こす要因になる可能性もあるという観点からの検討を要する。本論文では、オーステナイトステンレス鋼のIASCC研究の成果及び課題を概観する。
大久保 博生*
PNC TJ1222 97-002, 112 Pages, 1997/03
本研究では、以下の検討を行った。(1)我が国における地層処分性能評価シナリオに関するFEPの検討及び検討すべきシナリオの設定やスクリーニングに関する方法論的検討(2)ベントナイト空隙水化学に関するモデルの理論的検討及びアメリシウム熱力学データのシステマティクスの確認(3)第2次取りまとめに向けての重要課題に関するワークショップ開催を含めた検討その結果、今後も各分野の専門家の協力を得つつ、各重要検討課題を効率的にとりまとめていくべきことが確認された。
鬼沢 邦雄; 渡辺 輝夫; 海老根 典也; 中島 伸也
JAERI-M 90-202, 33 Pages, 1990/11
軽水炉プラントの工学的寿命を決定する重要な機器の一つとして、圧力容器が挙げられる。圧力容器の寿命は、破裂力学に基づき、き裂の発生・成長挙動と、照射脆化による材質劣化挙動により評価される。本報告書は、経年変化現象の把握及び寿命評価手法の確立を目的とし、高温高圧の軽水炉冷却材がき裂成長挙動に及ぼす水の流動状況、溶存酸素濃度及び温度の環境因子、ならびに鋼材中硫黄含有量の複合的影響についてまとめたものである。低流速、高溶存酸素濃度において大きなき裂成長速度となることが確認され、また250
C以下の低温ではき裂の枝分かれ現象が観測された。これらの環境因子を考慮した定量的なモデル化の必要性が示唆された。
岩月 輝希; 村上 裕晃
no journal, ,
深度約1000mまでの花崗岩中の地下水水質について、地球化学計算コードによる再現解析を行い、水質形成に関わる主要鉱物を同定する手法を考案した。また、地下水年代に基づき水質の長期変動性について考察した。その結果、albite, anorthite, calcite, clinochlore, fluorite, K-feldspar, SiO(am)等の反応を想定することで、水質の深度分布を再現可能であることが明らかになった。
下平 昌樹; 端 邦樹; 岩田 景子; 河 侑成; 笠原 茂樹; 勝山 仁哉
no journal, ,
材料評価研究グループでは、軽水炉の運転延長認可の判断や高経年化対策の技術的妥当性確認に資することを目的として、原子炉圧力容器や炉内構造物の材料劣化(照射脆化や応力腐食割れ)を対象に試験研究等を実施している。当グループで実施しているこれらの研究の概要について紹介するとともに、原子炉圧力容器を対象とした現行の健全性評価手法に対する保守性確認のため実施した実機規模の板厚の試験体を使った破壊力学評価に関する試験の最新の成果を報告する。
端 邦樹; 塙 悟史; 知見 康弘; 内田 俊介
no journal, ,
国内加圧水型軽水炉(PWR)では、PWSCCの抑制や更なる被ばくの低減を目指して一次冷却系の溶存水素濃度の最適化が検討されている。本研究では、PWR一次系環境を模擬した化学制御を照射下で実施可能なStudsvik ABのINCAループで取得した腐食電位(ECP)測定結果を用いて、ECPへのH添加量の影響を精度良く評価するためのECP解析モデルの改良を検討した。ECP解析の前段となるラジオリシス解析においては、B(n,
)Li由来の線によるラジオリシス等、PWRの特徴を考慮し、過酸化水素(HO)の発生量への水素(H)添加量依存性を調べた。個々の放射線の影響について調べた結果、ガンマ線や中性子と比較して線によるHO発生量が大きいことが示された。これらの放射線によるHO発生量に対するH添加量の影響について確認したところ、10ppb以下のHではHO発生量が変化しなくなることや、100ppb程度のHによりHO発生量が十分に抑制されることがわかった。引き続き、本ラジオリシス解析結果を用いたECP解析を実施し、INCAループの試験結果の確認を行う。
端 邦樹; 岩田 景子; 下平 昌樹; 河 侑成; 高見澤 悠; 勝山 仁哉
no journal, ,
原子力機構・安全研究センター・材料評価研究グループでは、試験炉で照射した材料や軽水炉プラントで使用された実機材料等を活用し、安全上重要な機器の経年劣化(原子炉圧力容器(RPV)の照射脆化等)を対象に、長期運転や新検査制度等に資するため、脆化メカニズムから構造健全性評価までの総合的な研究を推進している。その一環として、RPVの健全性評価において母材の板厚1/4位置の破壊靭性を用いてRPVの健全性を評価することの保守性を確認するため、高照射量領域まで中性子照射されたRPV鋼を用いて、ステンレスオーバレイクラッド(クラッド)下10mm位置と板厚1/4位置の破壊靭性や硬さ、金属組織等の比較を行った。その結果、中性子照射前後において、クラッド下10mm位置の破壊靭性は母材の板厚1/4位置に比べて良好であり、現行の評価手法は保守的であることを確認した。
塙 悟史; 河村 浩孝*; 赤峰 浩司*; 荘田 泰彦*; 長瀬 誠*; 梅原 隆司*
no journal, ,
日本原子力学会では、国内軽水炉の冷却水の水質管理について、BWRおよびPWRの水化学管理指針及び分析標準として制定した。2022年春の年会における水化学部会の企画セッションでは、水化学に関連する各機関の者がこれら指針類の活用例を紹介するとともに、今後の改定に向けた意見交換を行う予定であり、登壇者の一人として、原子力機構が管理する原子炉施設における指針類の活用事例等を報告する。具体的には、現在再稼働しているJRR-3及び高温工学試験研究炉を対象に調査した結果、指針類の活用事例はないこと、しかしながら今後の水質管理の見直しに際しては参考になることを報告する。また、関連する意見として、軽水炉炉内構造物の腐食環境の解析評価技術やオンラインモニタリング技術に係る課題の解決が重要であること、我々も所有する特徴的な実験装置類を活用しながら関連する新たな知見を創出することが重要であることを述べる。
