2017/02原子力機構(JAEA)と欧州共同研究センター(JRC)は、使用済み燃料や次世代型MA燃料などの高線量核物質に適用可能な非破壊測定技術の研究開発を共同で実施している。本研究では、次世代型ダイアウェイ時間差分析法(DDA)の実証装置の設計・開発に用いる中性子輸送コードの信頼性が重要となる。(JAWAS-T)の2つの装置の測定空間内の中性子束分布を測定し、さらにPUNITAでは測定試料のマトリクス内の中性子束分布を測定し、中性子輸送コードによるシミュレーション結果と比較した。センターと共同で核不拡散、核セキュリティ用非破壊測定技術の開発に取り組んでおり、従来の技術では測定が難しい高線量核燃料や共存物質が多い難測定核物質を測定する技術の確立を目指している。現在、その非破壊測定技術の一つとして核分裂性核種の総質量を測定する小型中性子源を用いた次世代型アクティブ中性子ダイアウェイ時間差分析(DDA)装置を開発している。DDA装置の測定性能は装置内部の壁の材料の種類、測定サンプルの周囲に配置するポリエチレン製の中性子モデレータの厚さに大きく依存する。壁材の種類及びモデレータ厚さの依存性に関して報告する。2016/07原子力機構では、核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃量の非破壊測定技術の開発を目的として欧州JRCとの共同研究を開始した。共同開発項目の1つであるDDA法の技術開発として、JAEA型DDA法とJRC型DDA法の特性を比較し、より発展した手法、装置の開発を目指している。JRC型DDA法では高感度を実現するために14MeV中性子発生管とグラファイトを用いて大量の熱中性子を発生させている。JAEA型DDA法では測定対象のマトリクスによる減速を利用し測定対象内の位置感度差を低減するために、高速中性子の多い中性子場を発生させている。DDA法では、装置の性能を評価する上で中性子発生管により装置内に作られる中性子場を正確に評価することが重要である。本発表では、モンテカルロシミュレーションと放射化測定により得られた結果に基づいたJRC型DDA法を使用したPUNITAとJAEA型DDA法を使用したJAWAS-T装置内の中性子束分布について評価結果を報告する。線分析法(DGS)が含まれている。本技術開発は、使用済燃料や次世代型のMA核変換用燃料など高放射線量核燃料に適用できる非破壊測定技術としてそれぞれの技術を高度化することを目的としている。本報では、技術開発の現状と次世代型DDA技術に関する研究について報告する。このDDA技術開発の最終目的は、高線量核燃料を小さい計測の不確かさで計測ができるDDA技術を確立することである。次世代型DDAの特徴と、これを実現するため2017年にNUCEFに設置予定である統合試験装置Active-N、そしてデータ分析手法の開発の現状について発表する。2016/07FNDI法を用いた非破壊計量管理システムの開発を行っている。Pu-241)の総量を求めることができる。これまでに、TMIのキャニスタを仮定したデブリ計測システムの設計解析を実施しており、その結果はINMM-56において発表している。デブリ用キャニスタ及びデブリ組成の計算モデルの検討を行い、その結果を用いたデブリ計測システムの改良を進めてきた。本発表では、その新しいNDA計測システムを用いたデブリ測定の解析及び評価結果を示す。それに加え、多くの核物質を含むデブリが測定に与える影響について、解析による検討結果を示す。2016/00http://doi.org/10.1109/NSSMIC.2016.8069710原子力機構では、MA核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃料や共存物質が多数含まれるため従来の測定技術では測定が困難な難測定核物質を対象として、中性子源を用いた次世代の非破壊測定技術の開発に着手した。線スペクトル分析(DGS)法から構成される。それらの技術を相補的に組み合わせることよって難測定核物質の測定を目指している。より、燃料デブリが発生しているとされている。燃料デブリはその組成が不明で、水,中性子吸収材,金属等が含まれていることが予想されるため、デブリ内核物質の非破壊測定には困難が伴うと考えられる。廃棄物中の核物質測定のために長年研究されてきた高速中性子直接問いかけ(FNDI)法は、測定対象の組成に依存せずに核物質量の測定が可能である。この特長に着目してFNDI法を用いた燃料デブリ内核物質の非破壊測定を目的とした研究に着手した。本報では、燃料デブリ収納缶を対象とした非破壊測定システムの設計と燃料デブリの組成が変化した時のFNDI法の適用性についてモンテカルロ・シミュレーションを用いて行った検討結果を報告する。Heガスを使用しないZnSセラミックシンチレータを用いた代替中性子検出器を開発している。System)を代替中性子検出器を用いて開発している。CCと同等の性能を有することが明らかになった。time等の性能とASASの内部構造について報告する。Heガスの世界的な供給不足の課題を受け、その代替中性子検出器としてZnSセラミックシンチレータを用いた中性子検出器の設計・開発を進めてきた。He型のINVS(在庫サンプル測定装置(HLNCCタイプ))を参考としている。ASASがHLNCCタイプの代替装置としてPuの定量ができることを示すため、実際のMOX粉末を用いた測定試験及びINVSとの比較測定を実施した。測定試験では、検出器の基本性能評価(検出効率及び中性子の消滅時間)の他、測定の不確かさ評価等を実施した。干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」に係る復旧作業の一環として、平成26年(2014年)5月から12月に、炉心上部機構の交換作業を実施した。所定の位置に設置された。本報告書では、炉心上部機構の設計・製作に係る主な成果を示す。セラミックシンチレータを用いた中性子検出器の開発を進めてきた。この検出器はASAS(代替サンプル測定システム)といい、現在査察でMOX粉末等の測定に使用しているHe-3タイプのサンプル測定システム(INVS)を参考としたものである。He-3の代替技術としてPuの測定ができることを示すため、原子力機構ではASASを設計・製作し、実際のプルトニウム(MOX粉末)を用いた測定試験(デモンストレーション)を実施した。測定試験では、検出器の基本性能評価(FOM評価)のほか、測定のばらつきや不確かさ評価を行なうとともに、個々の性能についてINVSとの比較を実施した。その結果、代替He-3による中性子検出器(ASAS)の技術開発に関し、課題はあるものの、実際に使用している査察機器(INVS)と遜色のない定量性(測定不確かさ)を示すことができた。デブリへの適用可能性の検討を開始した。関する伝熱機構を明らかにすることを目的とし、溶融燃料を内部ダクトの破損により排除する機能を確認するための実機模擬性の高い試験での試験データに基づいた解析的研究を実施した。その結果、初めて機構論的なモデルでID1試験の早期ダクト破損を説明できる結果を得た。セラミックシンチレータを用いたヘリウム3代替中性子検出器を開発している。その検出器は、矩形のアルミニウム管とその内側に設置された光反射シート、その内部に対角線状に設置されたガラス板に焼結されたセラミックシンチレータシート、及びアルミニウム管の両端に設置された光電子増倍管で構成される。検出器の中性子検出効率は、内部のシンチレータ光の伝搬特性に影響を受けるため、シンチレータ表面及びガラス面から検出器内部を通過するシンチレータ光の伝搬特性を光線追跡シミュレーションで調査した。そのシミュレーション結果を実験結果と比較して報告する。2013/03https://doi.org/10.3327/taesj.J12.004本研究では、FBRにおいて炉心損傷事故が発生した場合でも、燃料集合体内に設置した内部ダクトを介して溶融燃料を炉心外に排出し厳しい再臨界を防止する設計対策(FAIDUS)の原理的有効性を確認する観点から、カザフスタンIGR炉で実施されたID1試験結果に伝熱挙動解析コードTAC2D及び炉心損傷事故解析コードSIMMER-IIIを適用し、高温融体と接触したダクト壁の伝熱・破損機構を明らかにする目的で体系的な伝熱挙動評価を行った。燃料集合体のラッパ壁が破損する以前の早期段階においてFAIDUS集合体の内部ダクト壁が破損し、燃料集合体内に生成された溶融燃料が集合体外に流出すること。RESA-1を高度化するとともに、500A-sch.80配管突合せ溶接試験体について、応力腐食割れ(SCC)を想定した模擬き裂導入前後、及び補修溶接施工後の溶接部近傍板厚内の残留応力分布の測定を試みた。その結果、As-weld状態における配管溶接部の残留応力分布は、これまでに有限要素法などにより評価された典型的な残留応力分布と同じ傾向を示した。配管内表面側の熱影響部に深さ10mmの模擬き裂を導入した場合には、模擬き裂導入部分の軸方向応力が緩和するが、曲げ応力成分や自己平衡応力成分の変化が小さいために、リガメント部の軸方向応力分布はほとんど変化しないことを確認した。突合せ溶接配管溶接部の外周部に補修溶接を施工した場合には、配管軸方向の膜応力成分が増加するが、これは補修溶接に伴う曲げモーメントの変化が主要因である可能性を示した。以上のように、500A-sch.80配管突合せ溶接試験体の残留応力分布測定を通じて、中性子回折法が大型構造物の残留応力測定に対して有効な測定手段であることが実証された。2011/03JAEA-Review-2010-079.pdf:3.02MBバックエンド研究施設(BECKY)は、核燃料サイクルや放射性廃棄物に関する安全研究及び基礎・基盤研究を実施する研究施設として、平成6年から供用を開始している。本施設は、コンクリートセル3基,鉄セル3基,グローブボックス30基,フード20基から構成される汎用性のある大型施設である。本施設の運転・保守及び管理は、保安規定に基づいて実施され、巡視点検,施設定期自主検査,保守点検等を行っている。核燃料物質使用にかかわる許認可変更業務を執り行うことで、研究開発を支援している。平成21年度)のバックエンド研究施設の運転管理についてまとめたものである。2010/10JAEA-Review-2010-043.pdf:34.97MB平成16年2月に「試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則」が改正され、同規則第14条の2第2項に基づき、原子炉設置者は、運転開始後30年を経過する原子炉について、経年変化に関する技術的な評価を行い、その評価に基づき原子炉施設の保全のために実施すべき措置に関する10年間の計画(保全計画)を策定することが定められた。文部科学省に報告した。この評価及び保全計画に文部科学省としての評価,検討を加えることにより、効果的な対策の立案に資するための高経年化対策評価アドバイザー会合が開催された。この会合に対応するために、JMTR原子炉施設の経年変化に関する技術的な評価、平成17年以降に行われた保全活動及び改修期間中に行った健全性調査について再度検討を行った。その結果、評価内容等は妥当であることがわかった。2010/08JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MBJAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。Plasmas)最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。