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上野 文義*; 永江 勇二; 根本 義之*; 三輪 幸夫*; 高屋 茂; 星屋 泰二; 塚田 隆*; 青砥 紀身; 石井 敏満*; 近江 正男*; et al.
JNC TY9400 2005-013, 150 Pages, 2005/09
JNC-TY9400-2005-013.pdf:37.33MB
原研とサイクル機構との融合研究として進めてきた、照射環境によって生じる構造材料の照射劣化現象を対象とした機構解明、早期検出及び評価方法の開発に関する最終報告書である。
星屋 泰二; 上野 文義*; 高屋 茂; 永江 勇二; 根本 義之*; 三輪 幸夫*; 青砥 紀身; 塚田 隆*; 阿部 康弘; 中村 保雄; et al.
JNC TY9400 2004-026, 53 Pages, 2004/10
JNC-TY9400-2004-026.pdf:22.07MB
日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構は、平成15年度から、両機関の統合に向けた先行的取り組みとして、研究開発の効率的推進と相乗的発展を目指す「融合研究」を開始した。本研究は、原子炉構造材料分野における「融合研究」として、高速炉や軽水炉の照射環境における構造材料について、照射劣化機構の解明,劣化の早期検出及び評価方法の開発を目的とする。平成15年度は、本研究に用いる遠隔操作型磁化測定装置及び微少腐食量計測装置の設計及び開発を行った。耐放射線及び遠隔操作を考慮したこれらの装置により、照射後試料の劣化現象を高感度に検出することが可能となった。今後、両装置を用いて照射材を用いた材料劣化の研究を実施する。
勝山 幸三; 永峯 剛; 松元 愼一郎
JNC TY9410 2004-001, 54 Pages, 2004/09
JNC-TY9410-2004-001.pdf:14.44MB
日本原子力研究所を中心に研究が進められている「低減速炉用高稠密格子燃料集合体の除熱技術開発」に資するため、サイクル機構に設置したX線コンピュータートモグラフィ(X線CT)装置を用いて模擬燃料集合体(7本バンドル)の内部状況観察を共同研究として実施した。本試験を実施するにあたっては、非照射試験体のX線CT試験技術も同時に確立した。以下に得られた成果を示す。1.試験対象物に汚染を付着させずに、X線CT試験を実施し、施設から搬出する技術を確立した。これにより、コールドの模擬燃料集合体や未照射の燃料集合体のX線CT試験が可能となり、照射後試験結果と合わせたより高精度なデータ取得が期待できる。2.7本バンドル稠密模擬燃料試験体の内部状況では、ロッドL1が0.46mm変位していることが確認された。ロッド間距離ではロッドHとL6がノミナル1.3mmに対し、1.0mmまで接近していた。また、ロッドとシュラウドの距離では、L1ロッドで最小0.25mmまで接近していることが確認された。
佐藤 義則; 石川 敬二
JNC TN1200 2003-003, 119 Pages, 2003/07
JNC-TN1200-2003-003.pdf:8.82MB
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駒 義和; 青嶋 厚; 森田 泰治*; 館盛 勝一*
JNC TY8400 2002-001, 26 Pages, 2002/03
JNC-TY8400-2002-001.pdf:0.51MB
本レポートは、核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)と日本原子力研究所(原研)との間で、「高レベル廃液からのアクチニド分離プロセスの研究」のテーマのもと、平成10年9月より平成14年3月末までの3年半の間実施した共同研究の成果をまとめたものである。共同研究の目的は、サイクル機構で開発中のTRUEX/SETFICSプロセス及び原研で開発中のDIDPA抽出プロセスのそれぞれのアクチニド分離プロセスについて総合的な評価を行って、共通的な課題を摘出し、効率的なプロセスの開発に資することにある。評価検討により共通的な課題を摘出した結果、アクチニド分離の主工程は異なっていても、廃溶媒の処理やDTPA廃液の処理等の分離後の処理、溶媒リサイクル等の副次的な工程では多くの共通的な課題が存在することが明らかになった。工学実証規模に移すための共通的な開発要件としては、これらの課題を解決すると共に、副次的な工程を含むプロセス全体についてある程度の規模で一貫した試験を実施することが必要であると結論した。さらに、プロセス全体について高い視点から評価すると、経済性向上と二次廃棄物発生量低減の2項目が重要であり、これらを念頭に置いた上で、より合理的で効率的なアクチニド分離プロセス開発のため、今後も継続して研究開発を推進することが必要である。
水炉検討会*
JNC TY9400 2001-018, 50 Pages, 2001/05
JNC-TY9400-2001-018.pdf:1.68MB
核燃料サイクル開発機構では、中長期事業計画を受けて、1999年度から高速増殖炉(以下、FBR)サイクルの実用化戦略調査研究が本格的に開始された。この研究では、多様なFBRプラントの技術選択肢について検討を実施しており、水冷却FBR概念も選択肢の1つである。本報告書は、水炉検討会の2000年度の活動内容を報告するものである。この検討会は、核燃料サイクル開発機構と日本原子力研究所との間で、情報交換を主体として水冷却増殖炉に関する検討を行うため設置されたものである。本検討会では、現行軽水炉プラント技術を利用することを前提に、高ボイド率超扁平炉心により転換比を高めた高転換比BWR型炉を検討対象として選定し、以下の項目について検討を行った。炉心設計に関しては、マイナアクチニドおよび一般的に増殖性能を低下させるとされている低除染燃料の装荷までを対象とした。その結果、マイナアクチニドおよび低除染燃料を装荷しても増殖性は確保できることが分かったが、その値は1.03程度であり、実用化戦略調査研究での目標には達しなかった。安全性に関しては、主要な設計基準事象について解析を実施するとともにチャンネル安定性の検討を行い、特に課題はないと評価した。さらに、設計基準を超えた仮想的な事象についても検討を実施した。対象として過渡変化時の炉停止失敗事象を想定して検討した。その結果、軽水炉と同様に除熱喪失により炉心損傷に至ると評価した。炉心損傷後の再臨界の可能性は否定できないものの、事象推移の所要時間が長いことからアクシデント・マネジメントにより対応可能との知見を得た。しかし、結論を出すには、再臨界による放出エネルギーを検討し事故影響を明確にする必要があると評価した。導入シナリオに関しては、水冷却FBRのエネルギー源としての位置付けを検討した。その結果、本炉の導入により天然ウランの累積消費量を究極資源量の5
10%程度の範囲内に出来る可能性等を確認した。なお、水冷却FBRでは、単位発電量あたり年間の再処理量や加工量がナトリウム冷却FBRと比較して増大すると評価した。
佐藤 和二郎; 高野 秀機*
JNC TY1410 2001-001, 57 Pages, 2001/04
JNC-TY1410-2001-001.pdf:2.69MB
本資料は2000年7月に締結された「実用化戦略調査研究に関するサイクル機構・原研研究協力」に基づき、核燃料サイクルに係る環境負荷低減に関連する以下の項目について検討した結果を取りまとめたものである。(1)実用化戦略調査研究の環境負荷低減に関する評価指標(2)分離変換に関する開発計画・サイクル機構における分離変換開発計画・原研における分離変換開発計画(3)分離核変換に関連する基盤技術の情報交換・燃料製造・核データ・炉物理・FP分離技術
水炉検討会*
JNC TY9400 2000-020, 24 Pages, 2000/07
JNC-TY9400-2000-020.pdf:0.63MB
核燃料サイクル開発機構では、中長期事業計画を受けて、平成11年度からFBRサイクルの実用化戦略調査研究が本格的に開始された。この研究では、多様なFBRプラントの技術選択肢について検討を実施しており、水冷却増殖炉概念も選択肢の1つである。本報告書は、水炉検討会の1999年度の活動内容を報告するものである。この検討会は、核燃料サイクル開発機構と日本原子力研究所との間で、情報交換を主体として水冷却増殖炉に関する検討を行うため設置されたものである。現行軽水炉プラント技術を利用することを前提に、高ボイド率超扁平炉心により転換比を高めた高転換比BWR型炉をフェーズ1での検討対象として選定した。現状の評価では、炉心除熱性の実験的確認を除くと、大きな問題点は見つかっていない。また、本検討会で対象とした体系に関する核計算手法について妥当性を確認したことから、水冷却にて増殖炉心が成立し得ると判断した。2000年度も継続して検討を進め、フェーズ1での結論を得ることとする。
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。
柴田 恵一*; 長谷川 明*
JNC TJ9400 2000-004, 109 Pages, 2000/02
JNC-TJ9400-2000-004.pdf:4.96MB
平成810年度に高速炉の炉心解析で重要な核種・反応について、評価済核データライブラリーJENDL-3.2に収納されている中性子核データの共分散を推定し、共分散ファイルを作成した。今年度は、作成した共分散ファイルの見直しを行い、データの改良を行った。改良されたのは16乗Oの非弾性散乱断面積、23乗Naの全断面積、235乗Uの核分裂反応断面積、238乗Uの中性子捕獲断面積及び238乗Uの分離共鳴パラメータの共分散である。また、233乗Uに関しては新たに共分散データを整備した。本研究で求められた共分散は、ENDF-6フォーマット編集されファイル化された。
柴田 恵一*; 長谷川 明*
JNC TJ9400 99-008, 111 Pages, 1999/03
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。対象となったのは、Cr及びNiの2核種である。共分散を推定した物理量は、断面積及び弾性散乱角度分布の1次ルジャンドル展開係数である。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。また、昨年度までに整備した共分散データの改良及びデータの追加を行った。改良したのはFe及び235Uの一分のデータである。新たに追加したデータは、241Puの核分裂における即発中性子と遅発中性子の放出数Vp、Vd、及び233、235、238U、239、240Puの核分裂中性子スペクトルの共分散である。
横山 賢治; 石川 真; 大井川 宏之*; 飯島 進*
JNC TY9400 98-001, 110 Pages, 1998/10
高速炉の設計精度の向上を目指して、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している。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。本報告書では、日本原子力研究所のFCAの積分データ整備の一環として、FCAXVII-1炉心のC/E値の評価、及び、感度解析を行った。FCAXVII-1炉心はFCAの代表的なMOX燃料Na冷却高速炉心の模擬体系である。解析対象とした核特性は、臨界性、炉中心反応率比、Naボイド反応度価値、238Uドップラー反応度価値である。原研の解析手法に基づくC/E値とJUPITER標準解析手法に基づくC/E値の比較を行った結果、Naボイド反応度を除けば、同等の結果が得られることが分かった。Naボイド反応度については、有意な差が見られるため、今後、詳細な比較・検討が必要であることが分かった。更に、臨界性、反応率比、Naボイド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、FCAXVII-1炉心の特徴を感度係数の面から明らかにした。
高野 秀機*; 金子 邦男*
PNC TJ9500 98-002, 126 Pages, 1998/03
これまでの炉定数整備・改良研究の予測精度研究を発展させて、近年の多様なスペクトルを採用した高速炉、中速中性子炉及び熱中性子炉の炉心・遮蔽領域において一貫した解析評価を行うため、新たなフォーマットを採用した汎用の詳細解析用炉定数の概念を検討し、整備を行った。この汎用詳細炉定数の概念は、熱領域についてはSRACライブラリー、共鳴吸収領域は40keVまで拡張した超詳細群ライブラリー、高エネルギーは20MeVまでに拡張し、遮蔽計算にも適用できるようにVITAMIN構造の175群を採用している。ここでは、高速炉の国際ベンチマーク問題に対応できるように20核種について、20MeVまでの175群ライブラリーと重核についての超詳細群ライブラリー作成した。また、73群及び163群ライブラリーを作成して比較検討を行った。比較した核特性は、keff'中心反応率比及び反応率分布である。核特性計算は均質の1次元ベンチマークモデルで行い、従来の70群ライブラリーと比較した。その結果、keffについては-0.430.26%の差が見られるが平均的には同等であった。中心反応率比及び反応率分布への影響は小さかった。
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。
加納 茂機; 舘 義昭; 藤田 充苗*; 栗原 豊*; 辻 宏和*; 新藤 雅美*; 横山 憲夫*; 志村 和樹*; 中島 律子*
PNC TY9449 97-001, 109 Pages, 1997/04
動燃、金属材料技術研究所、日本原子力研究所は、平成2年度から6年度にわたる共同研究で、機関間を越えて原子力材料情報を相互利用できる分散型材料データベースシステムである基盤原子力用材料データベースシステム(データフリーウエイ)の基本システムを構築した。しかしながら、本システムの更なる発展のためには、材料データを解析処理し付加価値を高めるための解析プログラムの開発・整備、インターネット技術及びマルチメディア活用技術等の最新の情報通信技術を活用した回線の高速化、多機能化、ネットワーク網・利用者の拡大、システムの使い勝手を改善するためのユーザインターフェースの高度化等の利用技術の開発を行なうとともに、最新データの拡充を図る必要がある。このため、平成7年度から11年度にかけ、新たにJSTを加えた4機関で、データフリーウエイの利用技術の開発を主要な柱とした共同研究を開始した。本報告書は、平成7年度および8年度に実施した4機関の共同研究により得られた研究成果を述べるものである。インターネット利用による情報通信技術として、新たにWWWホームページを作成するとともに、WWWサーバをたちあげた。データ入出力支援技術として、画像検索・表示機能、簡易グラフ作成機能、画像データと数値データのリンク機能、定型検索画面作成機能、検索条件保存・再現機能などの新しい機能を付加し、データベースとWWWの連携機能を強化した。また、セラミックスなどの新素材に専用のデータテーブルおよびデータ項目を追加することにより、データ構造を改良し、データ入力・検索を容易にした。さらに、ユーザ支援として、辞書と単位換算機能を付加した。
林 和範; 斉藤 淳一; 舘 義昭; 加納 茂機; 平川 康; 吉田 英一; 瀬口 忠男*; 笠井 昇*
PNC TY9500 96-003, 140 Pages, 1996/08
高速炉環境で使用される材料には、冷却材である液体ナトリウムに対する耐食性が求められる。そこで、金属材料およびセラミックスの耐ナトリウム腐食性向上のため、イオンビーム技術を用いた表面改質の研究開発を行っている。対象とした材料は、既存のSUS316FRおよびMod.9Cr-1Mo鋼、耐熱合金のNb-1Zr、セラミックスの炭化珪素およびサイアロンである。炭化珪素およびサイアロンについては、モリブデン、鉄およびハフニウムイオン注入、イオンビームミキシングによるモリブデンおよび鉄成膜を行い、また金属材料については、窒素イオン注入を行った。試験片は、823K(550
C)および923K(650C)のナトリウム中に、1000時間および4000時間の浸漬試験を行った。以下に得られた結果を示す。(1)セラミックスへのイオン注入550Cまたは650Cのナトリウム浸漬試験の結果、一部の試験片に、腐食減量の減少およびナトリウム侵入の抑制が見られ、イオン注入の効果が明らかになった。炭化珪素については、モリブデンおよびハフニウムイオン注入により、未処理材に比べ、腐食減量の減少が見られた。サイアロンについては、モリブデン、鉄およびハフニウムイオン注入で、未処理材に比べて腐食減量の減少がみられた。これは、特に長時間浸漬試験、または650Cのナトリウム浸漬において顕著であった。(2)セラミックスへのイオンビームミキシング成膜種々の成膜条件により、炭化珪素およびサイアロンに、モリブデンまたは鉄成膜を行い、ナトリウム浸漬試験を行ったところ、ほとんどすべての試験片で、皮膜剥離が生じた。しかしながら、皮膜の残存部の解析から、550Cのナトリウムに対しても、モリブデンおよび鉄皮膜は、侵入のバリアとなることが明らかとなった。今後、皮膜の密着性を改善する必要がある。(3)金属材料への窒素イオン注入窒素イオン注入により、SUS316FR、Mod.9Cr-1Mo鋼およびNb-1Zrの表面硬度は上昇し、この上昇割合は、注入量および注入イオンのエネルギーが高い程大きい。窒素イオン注入量が少ないときは、窒素は格子間に入り込み母格子を歪ませるが、注入量が多くなると、窒化物を形成する。
米沢 仲四郎*; 松江 秀明*; 安達 武雄*; 星 三千男*
PNC TJ1500 96-001, 371 Pages, 1996/03
平成5年度及び6年度に引き続きJRR-3Mの冷中性子ビームを使用した中性子即発
線分析(PGA)により、人工バリア材料中の30Si同位体分析法の検討を行った。本年度は、1)28Si、29Si、30Siの各濃縮同位体の測定により、各同位体のPGA基礎データを求め、2)30Si拡散試験用試料調製法について、試験片を浸せき液をろ紙上に蒸発乾固する方法の検討を行い、28Si、29Si、30Si各同位体の検出限界を明らかにした。さらに、3)ケイ砂混合ベントナイト中のSiコロイドの透過を模擬したAuコロイド透過試験試料中のAuの定量を行い、Auコロイドは殆ど透過しない事を明らかにするとともに、4)海外における関連分野の研究状況を調査した。
not registered
PNC TJ1500 95-002, 62 Pages, 1995/03
動力炉・核燃料開発事業団は、核燃料サイクル施設を運転しており、これらの多様な施設の排気放射能をダストモニタにより測定している。このダストモニタによる測定において、ダストモニタの校正定数が校正に使用される
線面線源にどのように依存するかを評価しておくことが重要である。本報告書においては、現状で一般に使用されているGM計数管式およびプラスチックシンチレーシン検出器式ダストモニタを対象として、ダストモニタの放射能測定器の校正に使用される線面線源の違いによる校正定数の変化の基礎的データを収集するとともに、ルーチン校正において使用すべき線面線源について検討を行った。
not registered
PNC TJ1500 95-001, 121 Pages, 1995/03
昨年度に引きつづきJRR-3Mの冷及び熱中性子ビームを使用した中性子誘起即発線分析(PGA)により、人工バリア材料中の30Siの分析を行った。本年度は、ベントナイト試料、ベントナイト空隙水試料、30Si拡散実験試料中の28.30Siと元素の定量を行うとともに、熱中性子ビームポートにおける28.30Siの分析感度も測定した。これらの分析により、ベントナイトの処理方法の効果、30Si拡散実験試料中の28.30Si、測定元素のバックグランドレベル及び30Si拡散実験の測定に必要な30Si量等を明らかにした。
not registered
PNC TJ1500 94-002, 61 Pages, 1994/03
動燃各事業所及び原研各研究所の線照射設備を対象として、基準照射線量(率)場の相互比較(ブラインドテスト)を、前年度の受託で開発したガラス線量計システムを用いて調査し、本ブラインドテストの有効性について考慮すると共に、今後のブラインドテスト手法の標準化について検討を行った。今回の調査は、ブラインドテストに使用するガラス線量計システムの測定条件の設定及び線照射設備の照射条件の設定を行い、線量測定精度の向上を図ると共に、各事業所の線照射設備の現地調査を実施し、線量測定精度に及ぼす影響等について調査した。そして、各事業所にガラス線量計を配布して2回のブラインドテストを実施し、基準線量計で値付けされた照射線量率とガラス線量計の線量評価値との相互比較を行った。この結果、ガラス線量計システムの総合的な線量(率)点検精度は、
2%で実施できることが明らかとなった。そして、ブラインドテストの結果では、ほとんどの照射場が2%の線量(率)点検精度で評価でき、一部の照射場のずれが確認できた。従って、今後ガラス線量計システムを用いた線照射設備のブラインドテストの実施が可能となり、その有効性が確認された。