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鈴木 覚; 佐藤 治夫; 石寺 孝充; 藤井 直樹*; 河村 雄行*
JNC TN8400 2001-031, 44 Pages, 2002/05
JNC-TN8400-2001-031.pdf:1.58MB
圧縮ベントナイト中における重水の実効拡散係数の活性化エネルギーを取得するために、温度298-333Kの条件下で透過拡散試験を行った。クニピアFベントナイトを圧縮成型(乾燥密度0.9および1.35Mg/m3)すると、スメクタイト粒子が圧縮方向に垂直に選択的配向性を示す。そこで、配向方向に平行な方向と垂直な方向のそれぞれの拡散方向について拡散試験を行った。重水の実効拡散係数は異方的であり、その乾燥密度に対する変化はトリチウム水の結果と調和的であった。また、実効拡散係数の活性化エネルギーは、19-25kJ/mol程度であり、バルク水中の重水の拡散の活性化エネルギー(18kJ/mol)よりもやや大きな値であった。スメクタイト-水混合物の分子動力学シミュレーションにより、水分子の活性化エネルギーの間隙水中における空間分布を計算したところ、スメクタイト表面近傍(2nm以内)の水の活性化エネルギー(18-23kJ/mol)は、沖合のそれ(16kJ/mol)に比べ大きかった。拡散経路の乾燥密度に対する変化を考慮すると、シミュレーションの結果は、乾燥密度とともに活性化エネルギーが増加することを示しており、拡散試験の結果をよく再現していた。
瓜生 満; 篠原 孝治; 山崎 敏彦; 見掛 信一郎; 中山 一彦; 近藤 俊成*; 橋村 宏彦*
JNC TN8400 2001-030, 99 Pages, 2002/01
JNC-TN8400-2001-030.pdf:13.24MB
一般免震建物では第四紀層地盤立地例が非常に多く、原子力施設においても立地拡大の観点からその研究要請が強い。免震構造物を第四紀層地盤に立地する場合、上下方向地震動が岩盤上と比べて増幅しやすいため、その評価は重要な課題であり、特に、原子力施設では一般施設に比べて地震荷重が大きいことから、地盤における上下地震動の増幅の影響等、その立地適合性の検討を行う必要がある。よって、本研究では、免震構造の適用について、第三紀層における検討に基づき、地質年代として比較的新しい第四紀層地盤における立地適合性を検討し、その安全評価手法について報告を行う。更に、免震建物の動特性を基に、核燃料施設特有の機器・配管類に対するやや長周期床応答における挙動の評価を行ったので、ここに報告する。
佐藤 治夫
JNC TN8410 2001-003, 40 Pages, 2001/01
JNC-TN8410-2001-003.pdf:1.13MB
岩石などの単一層拡散媒体に対する透過拡散実験のシミュレーション及び解析のためのプログラム(TDROCK1.FOR)を開発した。プログラムは、科学技術計算に適しているPro-Fortranにより作成し、解析法として比較的簡単な陽解差分法を用いた。解析では、これまでに取扱うことができなかったトレーサセル中の溶質濃度の時間変化を入力条件とすることができ、トレーサセルから測定セル側への溶質の拡散に伴うトレーサセル中での時間に対する濃度の減少、媒体空隙水中の濃度分布及び測定セル中の溶質濃度の経時変化などを計算することができる。また、入力条件として、両セル中の溶液体積や試料の直径及び厚さをパラメータとすることもできる。本プログラムは、既に拡散係数(見掛けの拡散係数、実効拡散係数)が求められているケースについて測定セル中の溶質濃度の経時変化について検証した結果、実測結果をよく説明することができた。このことから、本解析プログラムが実際の解析やシミュレーションに適用できることが確認された。本報では、透過拡散実験における理論的取扱い、解析のためのモデル、ソースプログラム例及びマニュアルについて説明する。
実方 秀*; 新津 好伸*; 久野 剛彦; 佐藤 宗一; 黒沢 明
JNC TN8410 2001-002, 66 Pages, 2000/12
JNC-TN8410-2001-002.pdf:2.03MB
再処理施設から発生する高放射性廃液(High Active Liquid Waste:以下HALWと略記)中の微量プルトニウム分析法として、従来の吸光光度法よりも低濃度域における測定に優れ、査察側検認分析法としての応用が期待される高感度吸光光度法(High Performance Spectrophotometry:以下HPSPと略記)を検討した。コールド試験では、プルトニウム代替物質としてプルトニウム(VI)の吸収波長近傍に吸収ピークを示すネオジムを用いてピーク強度算出方法の検討を行ったところ、3波長法が本法において有効であった。硝酸プルトニウム溶液の測定では、0
11mgPu/Lにおいて信号強度との間に良好な直線関係を有することがわかった。さらに実際のHALWの組成を模擬してマトリクスを複雑にした溶液(模擬HALW)にプルトニウムを添加した試料の測定を行ったところ、同様に011mgPu/Lについて良好な直線関係が得られた。また、HALWにプルトニウムを標準添加した場合も同様に良好な直線関係が得られた。本法は、サンプル中の硝酸濃度、スラッジ及び共存元素による影響を受けることから、それぞれの依存性について調査したところ、硝酸濃度24mol/Lで測定値が約14%変動することがわかった。またスラッジについては、ろ過による除去が必要であり、共存元素については光学調節によるベーススペクトルのバランス調整によって影響を排除することができた。低濃度プルトニウム試料を測定する場合については、ピーク強度とノイズ成分の比(S/N比)が相対的に小さくなることから、積算平均化法、単純移動平均法、フーリエ解析法によるスペクトルのS/N比向上を検討した。検討結果から、積算平均化法と単純移動平均法を組み合わせて用いることが本法の特性上最適であり、硝酸プルトニウム溶液測定時における検出限界値は0.07mgPu/Lとなった。また、プルトニウム含有模擬HALW溶液を測定した時の検出限界値は0.2mgPu/Lであった。さらに、実際のHALWを用いた場合についても、検出限界値は0.2mgPu/Lであることが予想される。
船坂 英之; 亀田 昭二; 高橋 邦明; 沖本 龍壯; 宮本 寛; 加藤 良幸; 明珍 宗孝
PNC TN8100 94-005, 142 Pages, 1994/03
NSKの平成5年度の活動について概要及び総括、各種行事関係資料、推進部会議議事録等をとりまとめた。
山口 隆司; 羽賀 一男; 大坪 章
PNC TN9520 91-016, 107 Pages, 1991/08
核分裂・核融合ハイブリッド炉(以下,「ハイブリッド炉」と略す。)では,核融合(D-T反応)により14MeVの中性子を放出する。また核融合による発生エネルギー当り中性子放出個数は,核分裂の場合より約4倍多い。この高いエネルギーを持ち多量に放出される中性子を利用し,周辺のブランケット部で親物質を使った電力生産や核燃料生産,さらにTRUの消滅処理を行うことができる。このようにハイブリッド炉は実用化すると核燃料サイクル全体に与える影響が大きい。そのため,今からハイブリッド炉の特性を把握しておくこと,それに止まらず積極的にその実現の可能性を探り,研究開発の見通しを得ておくことは,動燃事業団でつちかった新型炉開発技術,燃料開発技術をさらに発展させ,原子力開発に新たな面から寄与する途を開く上で重要である。ハイブリッド炉解析用に開発され公開されている計算コードとしては,一次元輸送燃焼計算コード「BISON」がある。しかし,これまでのBISONではTRU消滅型ハイブリッド炉の設計計算を行うにはTRU核種についての断面積,燃焼チェーン等のデータが不足していた。そこで今回これらのデータを,核データライブラリJENDL-3からBISONに追加した。また,BISONにグラフィク出力機能を持たせ,照射量に対する元素別の原子個数密度や実効増倍率の変化のグラフが得られるようにした。本報告書は,改修されたBISONの機能を説明し,その取り扱い方を述べたものである。
桜井 直行; 石田 順一郎; 小泉 勝三; 飛田 和則; 北村 高一; 野村 紀男
PNC TN9080 91-002, 31 Pages, 1990/12
大洗工学センター安全管理部では、当部の現在かかえている問題点を解決し、今後の役割について検討を行うとともに、我々が実施すべき研究開発項目を明確にするため、安全管理部中期計画作成W/Gを1990年7月に組織した。本W/Gは約半年間にわたり安全管理部の現状認識と、今後の対応、改善策について幅広い角度から検討した。本計画書の内容は、「現状認識」、「計画の立案一重点項目の検討」より構成されている。検討に当たっては、1985年に東海事業所で作成された「安全管理部中長期計画」を参考とした。今後の安全管理部の発展を期待し業務を遂行するうえで、本資料を参考にしていくものとする。また、本計画は今後とも定期的に見直しを行う必要があるとともに計画の進捗度を常に点検し確認することが肝要である。
高橋 邦明
PNC TN8020 91-003, 49 Pages, 1990/12
新型燃料開発は,平成2年3月末をもって第1ステップを終了し,FBR新型燃料評価研究報告書(第1ステップ)(PNC ZN8410 90-075)をまとめた。第2ステップは,対象を窒化物,金属燃料に絞り,平成2年4月より平成5年3月迄の3年間の計画で研究開発を進め,平成3年度後半及び平成4年度末にそれぞれ中間チェック・アンド・レヴュー及び第2ステップのまとめを実施する。本計画書は,(1) 炉心設計・安全研究(2) 照射試験(3) 照射挙動(4) 転換(5) 燃料製造(6) 再処理(7) 廃棄物(8) 経済性,安全性,実現性の各総合評価の各研究テーマ毎の研究開発実施計画を新型燃料分科会においてとりまとめたものである。
武谷 清昭
日本原子力学会誌, 3(12), p.929 - 935, 1961/00
日本原子力研究所東海研究所に建設された冶金研究用ホットラボラトリーの構造について報告することにする。このホットラボラトリーは化学用冶金用ホットラボラトリーと同一建屋の中にあって、中央から左側に冶金用、右側に化学用のそれがある。ここに述べる冶金研究用ホットラボラトリーとは上に述べた左側の部分のことである。このホットラボラトリー全体は1958年10月から構成の基本概念についてまとめられたものを、建設部によって建設図面にされ、1959年4月より建設を開始し、1960年2月に一部完成した。ホットラボラトリーの冶金部分はほぼその時期に完成したが、内装完訳設備については今なお完全に完成されていないし、冶金用ホットラボラトリーの運転維持のための整備訓練が現在も行なわれている。
山下 真一郎; 白数 訓子; 齋藤 裕明
no journal, ,
炭化ケイ素(SiC)被覆管の燃料挙動を解析するために、軽水炉用の燃料ふるまい解析コードであるFEMAXI-7の拡張版としてFEMAXI-ATFコードの開発を進めている。FEMAXI-ATFコードを用いた解析により、SiC被覆管は照射によって大きなスエリングを示し、それに伴って被覆管の熱伝導度やギャップコンダクタンスの低下が生じ、結果として燃料温度の上昇を招くことが示された。本研究では更に、SiC被覆管の機械的な健全性や燃料-被覆管の機械的相互作用(PCMI)の影響についても評価している。
