日本原子力学会和文論文誌
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3 巻 , 2 号
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  • 古谷 正裕, 稲田 文夫
    2004 年 3 巻 2 号 p. 141-150
    発行日: 2004/06/25
    公開日: 2010/03/08
    ジャーナル フリー
    Experiments were conducted to investigete two-phase flow stability of a natural circulation BWR due to flashing at low pressure. The facility used in the experiment was designed to have non-dimensional values which are nearly equal to those of typical natural circulation BWR. The observed instability is suggested to be the flashing induced density wave oscillations, since the oscillation period was nearly one and a half to two times the passing time in the chimney section, and correlated well with a single line regardless of system pressure, heat flux, and inlet subcooling. Stability maps were obtained in reference to the core inlet subcooling and the heat flux at the system pressures of 0.1, 0.2, 0.35, and 0.5MPa. The flow became stable below a certain heat flux regardless of the channel inlet subcooling. The stable region enlarged with increasing system pressure. According to the stability map, the stability margin becomes larger in a startup process of a reactor by pressurizing the reactor sufficiently before withdrawing control rods.
  • 匂坂 充行, 礒部 仁博, 吉村 忍, 矢川 元基
    2004 年 3 巻 2 号 p. 151-164
    発行日: 2004/06/25
    公開日: 2010/01/21
    ジャーナル フリー
    As an application of probabilistic fracture mechanics (PFM) and a financial method, risk-benefit analyses were performed for the purpose of optimizing maintenance activities of steam generator (SG) tubes used in pressurized water reactors (PWRs). Parameters such as in-service inspection (ISI) detection accuracy, ISI interval, sampling inspection, replacement of SGs and stress corrosion cracking (SCC) allowance operation were selected for sensitivity analyses. In the analysis of the operation introducing maintenance criteria, the effect of quantitative accuracy of the inspection was also taken into account. Although the analyses were mainly conducted for SG tubes made of Inconel 600 mill anneal (MA) materials, the analyses were also performed for SCC-resistant materials with making assumptions on their crack initiation probabilities and crack propagation laws. To justify whether or not it is worth while implementing the selected maintenance strategies in terms of an economic point of view, net present value (NPV) was calculated as an index which is one of the most fundamental financial indices for decision-making based on the discounted cash flow (DCF) method.
  • 和田 隆太郎, 西村 務, 加藤 修, 栗本 宜孝, 今北 毅, 小澤 孝, 齋藤 典之, 藤原 啓司
    2004 年 3 巻 2 号 p. 165-173
    発行日: 2004/06/25
    公開日: 2010/03/08
    ジャーナル フリー
    1. 背景と目的
    原子力発電所で発生する使用済み燃料の再処理工場では,オフガスから放射性ヨウ素が回収される予定である。これらは銀系吸着材を使用したヨウ素フィルターで回収する予定であるため,長半減期核種である放射性ヨウ素(I-129)を多く含有した固体廃棄物として使用済み銀系吸着材(以降,廃銀吸着材)が発生する。I-129は半減期が1570万年と長いため,将来的に廃銀吸着材は地下深部の処分場に埋設し,人間生活圏から隔離することによって,安全が確保される見通しが報告されている。
    廃銀吸着材はヨウ素を化学吸着により除去するため,I-129は主にAgI(ヨウ化銀)として存在する。処分環境で予想される還元性雰囲気下では,廃銀吸着材が地下水と接触するとAgIはAg0(金属銀)に還元され,I-(ヨウ素イオン)が地下水中に溶解する。溶解したI-は岩盤および処分場の充填材料(セメント等)への吸着率が低いことから,I-129は人間生活圏に移行し易く,廃銀吸着材を埋設した処分場からの被ばく線量当量を評価すると,I-129の寄与は大きいとされている。
    日本では,I-129が放射性廃棄物処分における安全性評価の上で重要な核種であると評価されており,処分の合理化や安全性の一層の向上を目指すために廃棄体によるヨウ素閉じ込め性能の向上を目的とした研究開発が重要であると位置付けられている。
    本報は,高温・高圧環境である地下深部でのケイ酸塩鉱物等の変成・続成作用の研究に活用されているHIP (Hot Isostatic Pressing:熱間等方圧加圧)法により作製した岩石状の廃銀吸着材固化体中のヨウ素固定化構造を評価したので,その結果を述べる。
    2. 対象廃棄物とヨウ素固定化処理の考え方
    ヨウ素吸着材は一般に母材に銀を添着させたものが利用されているが,母材の種類により銀シリカゲル,銀アルミナ,銀ゼオライトがある。今回対象としたヨウ素吸着材は,非晶質SiO2ゲルを球状に成形し,硝酸銀を添着させた銀シリカゲル(“Ag-SGL”)である。前述のI-129の処分場での溶解・吸着を考慮すると,廃銀吸着材に含まれるI-129を長期間固定化するには大別して2つの方法が考えられる。
    1つは廃銀吸着材をそのまま(またはI-129を分離して)固化処理し,表面積が小さく,長期耐久性に優れた固化体を得ることにより,固化体中から地下水中へのヨウ素の放出率を極小化する方法である。他の1つは地下水中に放出されたI-129を吸着保持する方法である。処分場の環境条件下でのセメント・ベントナイトへのヨウ素の分配係数は0または0.0001m3/kg(核種の濃度に依存)と評価されており,現状では必ずしも十分ではない。
    本研究では,前者(廃銀吸着材をそのまま処理して固化体を得る方法)を選択した。処理方法には,天然事象の例から長期間安定な岩石に比較しうる固化体を得ることが可能であり,高温処理中に高圧条件を維持することによりヨウ素の揮発(オフガス系への移行)を防止し,2次廃棄物を著しく低減できるHIP法を選択した。HIP法の原理図をFig. 1に示し,装置の外観をFig. 2に示す。一般産業界において,HIP法は緻密で高強度なセラミックを製造する設備として多く用いられており,高強度切削工具等の高強度材料,粉末冶金歯車等の高靭性材料,フェライト磁気ヘッド等の電子部品が製造されている。また,地球科学の研究分野においては,HIP処理したケイ酸塩は水分含有量に応じて結晶質または非晶質のマトリックス構造となることより,高温・高圧環境である地下深部でのケイ酸塩鉱物等の変成・続成作用の研究に活用されている。
    花崗岩等の天然の硬質岩は高密度・高強度であり,地下環境中で長期耐久性を有している。硬質岩はマトリックス(岩石の母材)自身は溶解しにくく,透水し難いことから容易には内部の化学成分が放出されない。
    HIPにより廃銀吸着材をそのまま処理して得た固化体は,上述の硬質岩と同様の長期耐久性とヨウ素固定化性能を持たせることを目標に設定した。本報では,HIP処理により,あたかも花崗岩のような岩石状となるこの固化体をHIP岩石固化体(“Rock” solidified waste by HIP)と呼ぶものとする。
  • 和田 隆太郎, 西村 務, 加藤 修, 栗本 宜孝, 今北 毅, 小澤 孝, 齋藤 典之, 藤原 啓司
    2004 年 3 巻 2 号 p. 174-184
    発行日: 2004/06/25
    公開日: 2010/01/21
    ジャーナル フリー
    In Japan, a preliminary safety assessment for geological isolation of TRU waste has reported that the rate of radioactive exposure can be controlled by radioactive iodine (I-129). In order to decrease the rate of radioactive exposure, the HIP (Hot Isostatic Pressing) solidified method has been developed for an iodine adsorbent waste (silver loaded silica gel) to produce a stable "HIP rock solidified waste form".
    Static leaching tests for the HIP rock solidified waste form, which were performed in a reducing condition with 3×10-3M Na2S solution for 300 days, showed that the normalized leaching rates for I and Si were extremely low (10-7-10-8g/dm2/day). For initial 60 days of the tests the cumulative amount of leached iodine was proportional to square root of time, which indicates that the leaching can be controlled by diffusion.
    Therefore, this phenomenon will be controlled by diffusion. By TEM analysis for the reacted waste form surface, formation of sulfides was observed at quartz grain boundary, which indicates that the diffusion path of iodine can be the grain boundary.
    Consequently, it is possible to adapt "grain boundary diffusion model" as iodine-leaching mechanism of the HIP "rock" solidified waste.
  • 金属系ウラン廃棄物
    春山 満夫, 高瀬 操, 飛田 浩, 森 貴正
    2004 年 3 巻 2 号 p. 185-192
    発行日: 2004/06/25
    公開日: 2010/03/08
    ジャーナル フリー
    核燃料濃縮施設や核燃料加工施設から発生する廃棄物の他,このような施設のデコミッショニング計画によって,今後,膨大な量のコンクリート瓦礫や金属系のウラン廃棄物が発生すると予想される。そして,これらの廃棄物のほとんどの部分はクリアランスレベル濃度以下と推測され,このようなウラン廃棄物のクリアランス弁別と高精度な濃度決定に有用な測定技術の開発が待たれている。そこで著者らは,前に提案した14MeV中性子直接問かけ法をウラン廃棄物の測定に用いることを考え,その場合の検出性能について検討した。
    従来の中性子問かけ法による測定では,廃棄物マトリックス自体の中性子減速・吸収作用は測定結果に悪影響を及ぼすため,位置感度差が大きいだけでなく,クリアランス測定に適用できる感度を得ることはできない。一方,著者らの提案による14MeV中性子直接問かけ法は,その悪影響を及ぼす効果を巧みに利用して逆に有効な効果に変えた方法であり,廃棄体マトリックスがコンクリートである場合,従来法に比べて位置感度差がほとんどなく,高感度検出を実現でき,他に比類の無い優れた手法であることを報告した。
    今回,各種廃棄物のうちドラム缶に金属のみが入れられているようなウラン廃棄物に対し,本検出法が効果的に適用できるか否かの検討を試みた。すなわち,MVP計算コードを用いた中性子輸送計算によって200l金属雑廃棄物ドラムの検出特性に関する計算機実験を行い,結果が得られたので報告する。
  • 山本 和喜, 熊田 博明, 山本 哲哉, 松村 明
    2004 年 3 巻 2 号 p. 193-199
    発行日: 2004/06/25
    公開日: 2010/03/08
    ジャーナル フリー
    放射線医療においては,病巣に治療必要線量を投与し,正常な組織には可能な限り被曝線量を低減することが必要となるため,事前にコンピュータ支援による治療計画システムを用いて照射計画を組み,その計画に忠実な照射を行うことが重要となる。一方,生体内での詳細な線量モニタリングがほとんど不可能なため,人体に対する放射線の影響を定量的かつ客観的に評価することを目的に,人体組織および形状特性を再現したファントムが用いられており,計算シミュレーションの検証およびビームの性能確認に利用されている。中性子線を用いるホウ素中性子捕捉療法(BNCT: Boron Neutron Capture Therapy)においても,中性子散乱能を等価とするために水素密度を合わせた材料で幾何学形状のファントムが作られており,線量分布測定,細胞生存率測定などに用いられている。最近の臨床試験側の関心は,医療照射後定期的に撮影しているMRI(Magnetic Resonance Imaging)等から判断する被照射部位の健全性について,治療効果と各線量値とを比較し,耐用線量および治療線量を決定していくことにある。幾何学形状のファントムでは臨床上の要求を満たすものではなく,中性子ビーム経路に存在する吸収散乱の大きい障害物の影響,境界面での中性子の挙動などを忠実に再現できる線量評価方法が必要とされている。これらを補うため,我々は計算シミュレーションによる線量評価ができる線量評価システム(JCDS: JAERI Computational Dosi-metry System)を開発しており,これと並行して忠実に形状を再現した写実体ファントムを用いた実験的手法による線量評価について検討している。
    人の頭部の形状に忠実な写実体ファントム(以下,頭部モデルファントムと呼ぶ)の製作を可能とする技術として,CT (Computed Tomography)等の断層写真から忠実な立体造形が可能な光造形技術(Rapid PrototypingTechnique)を応用することとした。医学面における光造形技術は,MRIやCTスキャンで得られた断層データをもとに患部の標本(レプリカ)の作成にすでに応用されており,腫瘍や骨の異常,その他の病気の確実な診断方法や難しい外科手術の手順検討に利用されている。放射線治療の分野に限ると個人の線量分布の測定を目的とした写実体ファントム製作の報告はなく,眼窩の小線源治療の線量分布を計画どおり実施するためのバイオモデルの製作や,陽子線治療のフィルタの製作が報告されているにすぎない。
    以上の観点より,本研究では,日本原子力研究所のJRR-4 (Japan Research Reactor No. 4)で,治療を受けた患者1名の頭部を対象に光造形技術を応用して,頭部モデルファントムを製作することにより,製作技術における課題および製作誤差を確認するとともに,当該患者の医療照射条件を同ファントムで再現し,脳表面線量分布の測定の可能性について検討を行った。
  • 千葉 豪
    2004 年 3 巻 2 号 p. 200-207
    発行日: 2004/06/25
    公開日: 2010/03/08
    ジャーナル フリー
    原子炉炉心解析の分野では,炉心全体を詳細にモデル化した連続エネルギーモンテカルロ計算が利用され始めているが,解消すべき問題点は残っており,決定論的手法の負う役割は依然大きい。決定論的手法のこれまでの発展は,限られた計算機能力のもとでの数多くの近似法の開発によりなされてきた。しかし近年は,計算機能力が格段に向上したことにより,従来は近似的に取り扱っていた現象をより厳密に扱うことが可能となった。現在行われている決定論的手法の高度化はそのような流れにあり,それは高速炉炉心解析の分野においても例外ではない。
    我が国では,高速炉心内の中性子の振舞いを示す中性子輸送方程式を解く場合には離散座標法(Sn法)を主に用いており,その実績を積み重ねている。Sn法において,中性子の非等方散乱は輸送近似と呼ばれる手法を用いて考慮するのが通例となっている。輸送近似は,輸送方程式において全断面積の代わりに輸送断面積を用いることによって,散乱を等方で扱いつつ非等方散乱のP1成分まで考慮することが可能となる近似法である。我が国ではこれまで,高速炉では高次の非等方散乱を取り扱う効果は小さいと考えられてきたことから,その効果の定量的な評価は行われていなかった。
    近年,高速炉の炉心は時代のニーズを反映して多様化する方向である。そのような炉心の解析では,これまで考えられてきた炉心の解析により得られた知見をそのまま適用する前に,その適用性を確認することが必要である。加えて,計算機能力の向上により非等方散乱の取扱いが容易になったことから,その評価方法・システムを整備し,定量的評価を行うことは有益であると考える。
    Sn法における非等方散乱の取扱い方法については,全断面積のエネルギー離散化に伴う諸問題と絡めて,1967年にBellらによって書かれた文献などに詳しく記述されている。本報では,それらの文献で示された3つの方法を用いて,1次元簡易体系および臨界実験・実機体系を模擬した2次元円筒体系の高速炉心モデルにおいて臨界性の解析を行い,非等方散乱の取扱い方法の整理と定量的評価,および考察を行う。
  • 藤田 恒昭, 高橋 剛史
    2004 年 3 巻 2 号 p. 208-214
    発行日: 2004/06/25
    公開日: 2010/03/08
    ジャーナル フリー
    現在,原子力発電所における原子炉ウエル(以下,ウエルという)除染および機器貯蔵プール(Dryer Separa-tor Storage Pool,以下,D/Sプールという)除染,原子炉キャビティ(以下,キャビティという)の壁面除染を自動化することは,除染作業者の被曝を極力抑えるためにも重要である。このため著者らは大型の壁面除染ロボットを開発し,さらに実用化に成功した。現在,このロボットを駆使して除染作業を行っている。しかし大型の壁面除染ロボットでは,装置の設置等の準備作業および後片付けに要する時間のかかり過ぎ,天井クレーンを使用するために生ずる工程調整,保管場所を広く確保するために生ずる仮置き場所問題,また,経済的なコスト高等の問題点がある。加えて除染箇所もD/Sプールのキャナル部やコーナ部等の狭隘部があり,これらの箇所は大型ロボットでは除染が困難であり,さらに,キャビティ内はウエル以上に狭く障害物も多く,このため狭隘部の除染は大型ロボットでは不可能であった。このため,小型でかつ,高性能のロボットの開発が緊要の課題になっている。また近年,定期点検の更なる短縮化およびコスト削減化等の新たな要求が発生しており,これらの諸問題に応えるために,本研究において壁面除染ロボットの小型・軽量化の研究開発を行った。
    壁面除染ロボットに要求される主な仕様は,(1) 作業時の安全性,(2) 被曝の低減,(3) 除染性能,(4) 作業の効率化,(5)コストの低減等である。これらは特に達成しなければならない設計思想といえる。各項目について具体的に述べると次の通りとなる。
    (1) の安全性に関しては,過吸着時においても走行台車ロボットの転倒の恐れがないことおよび,異物混入防止対策が十分に取られていることが必要となる。(2) の被曝の低減に関しては,放射線防護上,ダストおよびミストの発生が少ないことおよび,遠隔操作が可能なことが求められる。(3) の除染性能に関しては,表面汚染密度を放射線管理基準である0.4Bq/cmcm2以下に容易に下げることができることである。(4) の作業の効率化に関しては,ロボットによる除染を行った後の,手除染作業工程をできるだけ少なくするため,ロボットによる除染面積の拡大が可能なことおよび,メンテナンス性が容易であること。また,壁面に対する吸着性が高く,ロボットの吸着が外れにくいこと等である。(5) のコストの低減に関しては,経済的で低コストであること等である。
    著者らは,従来からウエル,キャビティ等の極限環境下での壁面除染ロボットの開発を行ってきており,今までに開発した壁面除染ロボットは,国内におけるほとんどの原子力発電所のウエル,D/Sプール,キャビティ等の壁面除染作業で活躍している。
  • 斉藤 拓巳, 長崎 晋也, 田中 知
    2004 年 3 巻 2 号 p. 215-232
    発行日: 2004/06/25
    公開日: 2010/01/21
    ジャーナル フリー
    In fifty years metal binding to humic substances (HS) has been investigated and several binding models have been developed. Among them the Model VI developed by E. Tipping and the NICA-Donnan model developed by D.G. Kinniburgh and his coworkers are prominent in that they can successfully describe the binding of various metal ions to HS over a wide range of conditions: the equilibrium concentration of metal ion interest, pH, salt concentration and the concentration of competitive metal ions. These models are contrastive in their approach to the distribution of the affinity constant of the binding sites of HS (i.e. the "heterogeneity" of the binding sites). The Model VI is based on the discrete affinity distribution and the NICA-Donnan model on the continuous affinity distribution. In this review these two models will briefly be introduced, and subsequently the comparison between the NICA-Donnan model and the charge neutralization model, which is developed by J.I. Kim and frequently used in the binding of the actinide ions to HS, will be made using a data set of Cu2+ binding to the purified Aldrich humic acid.
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