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1
東京電力(株)福島第一原子力発電所の廃炉に向けた放射性廃棄物に係る化学分析作業手順
米川 実; 岩崎 真歩; 島田 梢; 柳谷 昇子; 塚田 学; 飯塚 芳之; 金子 宗功; 吽野 俊道
JAEA-Testing 2015-002, 151 Pages, 2016/03
福島研究基盤創生センター運転管理準備室では、東京電力福島第一原子力発電所の廃炉に向けた研究開発を着実に進めるにあたり、低放射線量のガレキ類及び燃料デブリ等の放射性廃棄物の処理、処分及び管理の安全性を評価するための放射化学分析手法について作業手順書の作成を行っている。作業手順書は、新たに従事する分析技術者の人材育成のためにパワーポイントのアニメーション機能を活用し、化学分析の初心者にも理解しやすいように工夫を施した内容としている。今回の報告書は、これまでに分析手法が確立し、かつ、アニメーションによる作業手順の作成が完了した核種についてまとめたものである。
2
軽イオンマイクロビーム分析/加工システムの改良
江夏 昌志; 石井 保行; 山田 尚人; 大久保 猛; 加田 渉*; 喜多村 茜; 岩田 吉弘*; 神谷 富裕; 佐藤 隆博
JAEA-Technology 2016-006, 41 Pages, 2016/03
日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門高崎量子応用研究所のイオン照射研究施設では、これまでに、3MVシングルエンド加速器におけるMeV級軽イオンマイクロビームによる高空間分解能な局所元素分析・加工システムの開発を行ってきた。ここでは、加速器、ビーム輸送ライン及びマイクロビーム形成装置などの主構成機器に加えて、マイクロPIXE/PIGE(Particle Induced X-ray/Gamma-ray Emission)分析、三次元元素分布分析(PIXE-CT: Computed Tomography)、イオン誘起発光分析(IBIL: Ion Beam Induced Luminescence)及び微細加工(PBW: Proton Beam Writing)への応用研究に用いるための付帯装置・治具類に関する技術的な改良について、これらの機器・装置等の概要とともに纏める。
3
多重極磁場を用いた裾無し小径イオンビーム形成の研究(共同研究)
横田 渉; 百合 庸介; 渡邊 伸一*; 大城 幸光*; 久保野 茂*
JAEA-Technology 2016-005, 21 Pages, 2016/03
理化学研究所のAVFサイクロトロンに設置された低エネルギー不安定核ビーム分離器(CRIB)を用いて原子核物理学研究を実施している東京大学原子核科学研究センター(CNS)と、同様規模のAVFサイクロトロンを有し、材料開発研究のために八極磁場を用いた大面積均一ビーム形成技術を開発している原子力機構高崎量子応用研究所は、サイクロトロンで加速したビームのターゲットにおける強度を高める技術開発を共同研究の下に行った。具体的には、通常大きな裾のあるビーム強度分布を持つサイクロトロンのビームを、CRIBのガスターゲットの直径6mmのオリフィスを損失無く通過させるために、裾無しの小径ビームに形成する技術を検討した。計測したエミッタンスに基づく粒子トラッキングシミュレーションの結果、裾を折畳むには八極磁場が有効で、現在のビームラインに八極電磁石を入れて約10mm径のビームが形成できることがわかった。しかし目標の6mm径に近づけるためには、更に電磁石を導入するとともにビームのエミッタンスを小さくする必要があることが明らかになった。また、ターゲットまでのビームパスレングスとレンズ系の組合せが自由に選べれば目標を達成できる可能性があることもわかった。
4
砂利の除染試験; 敷砂利及びバラストの効果的な除染方法の確立
加藤 貢; 田辺 務; 梅澤 克洋; 和田 孝雄
JAEA-Technology 2016-004, 129 Pages, 2016/03
東京電力福島第一原子力発電所の事故により、放射性物質が環境中に飛散したため、空間線量率を下げるべく除染作業が進められている。このうち、住宅、公共施設、墓地、軌道等に敷いている砂利について、物理的な複数の方法により除染試験を行った。試験としては、材質や形状の異なる各砂利に対し、摩砕やブラスト等の除染効果の可能性がある機器を用いて、作業性や安全性における合理的かつ高い除染効果が得られる除染方法を確立することを目的とした。試験結果から、砂利の特徴に応じた除染方法による適用性と除染効果(低減率)を確認できた。一括りに砂利といっても特徴があるため、砂利の特徴に応じた除染方法を選択する必要があることが分かった。また、同じ場所から採取した砂利でも個々の汚染状態に大きなバラツキがあることも分かったため、除染前後の測定では、汚染状態のバラつきに応じた手法と手順、仕様を採用することが肝要である。
5
瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討(平成26年度); 掘削影響の修復・軽減技術の開発(委託研究)
深谷 正明*; 畑 浩二*; 秋好 賢治*; 佐藤 伸*; 竹田 宣典*; 三浦 律彦*; 鵜山 雅夫*; 金田 勉*; 上田 正*; 原 朗*; et al.
JAEA-Technology 2016-002, 195 Pages, 2016/03
瑞浪超深地層研究所計画における平成26年度の工学技術に関する検討5「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の研究の一環として、将来実施が計画されている冠水坑道を地下水で満たす試験に必要となる止水壁他の検討を行った。具体的には、(1)止水壁の機能, 構造, 材料, 施工及び品質管理方法等の検討、(2)冠水坑道を地下水で満たす試験時の止水壁周辺岩盤への影響の解析的予測、を実施した。その結果、予測される最大水圧,温度応力及び地震力に対する岩盤を含む構造安全性、漏水抑制、冠水坑道へのアクセス確保及び計測ケーブルの貫通等の要求を満足する止水壁等の仕様を決定するとともに止水壁設置後の冠水による止水壁周辺岩盤の挙動に関する予察的な知見を得た。
6
研究施設等廃棄物浅地中処分施設における廃棄体の受入基準の設定; 有害な空げきが残らないこと及び一体となるような充填
仲田 久和; 坂井 章浩; 岡田 翔太; 出雲 沙理; 辻 智之; 黒澤 亮平; 天澤 弘也
JAEA-Technology 2016-001, 112 Pages, 2016/03
原子力機構が計画している研究施設等廃棄物の浅地中処分施設で受け入れる廃棄体等は、第2種廃棄物埋設規則に規定された廃棄体等の技術基準に適合していることが求められる。廃棄体等のうち、コンクリートピットに埋設する充填固化体の技術基準には、廃棄体内部に有害な空げきがなく、固型化材料等と放射性廃棄物が一体となるように充填することが必要となる。本試験では、放射性廃棄物の分別作業記録に基づき、廃棄物組成を調査し、廃棄体の充填性の観点から保守側にその組成を設定し、設定した組成による模擬廃棄物を作製した。模擬廃棄物は、所定の手順に従い容器へ収納し、今回新たに設定したモルタルの示方配合による充填材の充填、固型化、養生を行って模擬廃棄体を作製した。その後、内部の空げき量の測定をするとともに模擬廃棄体の切断試験を行った。本試験の結果により、今回対象とした不燃性固体廃棄物の充填固化体については、同手順に従うことにより、有害な空げきのないこと及び一体となるような充填等の廃棄体の物理的な性能に係る技術基準について適合できる廃棄体が作製できる見通しが得られた。
7
人形峠鉱山夜次鉱さいたい積場上流側「廃砂たい積場」の跡措置
齊藤 宏; 佐藤 泰*; 坂本 篤*; 鳥飼 一吉; 福嶋 繁; 坂尾 亮太; 瀧 富弘
JAEA-Technology 2015-063, 119 Pages, 2016/03
人形峠環境技術センターでは、ウラン鉱山の探鉱・採鉱・製錬試験を終了し、鉱山施設は現在、鉱山保安法に基づき人に対する危害及び鉱害の防止の観点から保安巡視等を行い施設の維持管理を行うとともに、安全確保を前提とした跡措置を進めている。鉱山跡措置においては環境への影響が他施設と比較し大きい「鉱さいたい積場」を最優先施設として位置付け、その上流側に位置する「廃砂たい積場」の跡措置工事を平成23年から2年間にわたって実施し、平成24年度に終了した。廃砂たい積場跡措置工事は、跡措置後の長期的な安定性、放射線防護、現在の鉱さいたい積場の役割や合理性等の観点から進め方や仕様を検討したのち、天然材料を用いた多重構造を有する覆土を施工した。廃砂たい積場跡措置後は、跡措置工事に期待された効果を確認することを目的として圧密沈下量の測定、覆土層内の温度測定、放射線量及びラドン散逸量のモニタリングを行うとともに、維持管理を行っている。今後は雨水浸透量抑制に係るモニタリングを行う予定である。これらのモニタリングにより跡措置工事の効果の有無及びその程度を確認したのち、結果を反映し下流側の「廃泥たい積場」の跡措置を行う。
8
大洗研究開発センター廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価
下村 祐介; 羽成 章*; 佐藤 勇*; 北村 了一
JAEA-Technology 2015-062, 47 Pages, 2016/03
廃棄物管理施設を規制するための新しい基準(新規制基準; 平成25年12月18日施行)を受けて、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターの廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価を行った。はじめに森林火災の延焼シナリオを想定し、現地調査、森林火災評価モデル等から、森林火災の強度を評価した。森林火災の強度の評価に用いたモデルは、Rothermelの拡大方程式及びCanadian Forest Fire Behavior Prediction (FBP) Systemである。輻射熱による施設への影響評価を行い、想定した森林火災に対する施設外壁の温度変化を試算した。施設外壁温度は最大160$$^{circ}$$C程度と評価され、一般にコンクリートの強度に影響がないとされている許容温度(200$$^{circ}$$C)には達しない事を明らかにした。さらに、防火帯突破確率を試算し、約20%程度であった。本報告書は、廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価を通して、新規制基準における森林火災に対する評価の一例を示すものである。
9
ITER準拠制御システムによるジャイロトロン制御システムの開発と運用
大島 克己; 小田 靖久; 高橋 幸司; 寺門 正之; 池田 亮介; 林 一生*; 森山 伸一; 梶原 健; 坂本 慶司
JAEA-Technology 2015-061, 65 Pages, 2016/03
原子力機構では、ITERのEC H&CDシステムの開発に向け、ITERのPlant Control Design Handbookに準拠したジャイロトロン運転システムローカル制御システムのプロトタイプ開発を行った。本システムは、ITER CODAC Core Systemを使用して開発し、ジャイロトロン運転システムの状態遷移管理と監視をはじめ、ジャイロトロンの発振のための電源システムのタイミング制御と運転波形収集の機能を実装した。本システムを用いて、ITERのジャイロトロン運転システムに準拠した電源構成にて、ITER用170 GHzジャイロトロンの大電力発振シーケンスをITER準拠機材で制御する実証試験に成功した。現在、本システムを運用してジャイロトロンの調達に伴う性能確認試験を進めている。本報告書は、ITER準拠制御システムによるジャイロトロン運転システムの概要、基本設計及び機能の詳細、及び最新の運用結果についてまとめたものである。
10
福島県及び隣接県における空間線量率の経時変化に関する考察
安藤 真樹; 菅野 隆; 斎藤 公明
JAEA-Technology 2015-060, 40 Pages, 2016/03
測定地域(土地利用状況の違いや当初空間線量率の高低)による空間線量率の経時変化の違いを調べるため、第1次走行サーベイ(実施時期: 平成23年6月)から第4次走行サーベイ(同: 平成24年9月)及び第7次走行サーベイ(同: 平成25年11月)までの空間線量率の変化を福島県, 栃木県及び宮城県について調べた結果、福島県と栃木県の空間線量率(各県平均)変化率は類似しているが、空間線量率0.5$$mu$$Sv/h未満の比較的低い範囲では、宮城県の空間線量率の減衰が福島県や栃木県より早い特徴が見られた。3県内での100mメッシュごとの空間線量率の比(第1次走行サーベイに対する第7次走行サーベイの比率)をマップ化して調べた結果、地域により、また道路によっても空間線量率の減少傾向が異なることが分かった。特に人口の大きな市街地では、人口密度が高く自動車の走行量が多い中心部ほど空間線量率の減少が物理減衰に比べて早いことが分かった。他方、第1次走行サーベイ時点の空間線量率が低い地域の道路では空間線量率の減少率は小さいことが分かった。
11
固体廃棄物減容処理施設のインキャン式高周波誘導加熱方式を用いた焼却溶融処理技術に対する確証試験
坂内 仁; 佐藤 勇*; 堂野前 寧; 北村 了一
JAEA-Technology 2015-059, 352 Pages, 2016/03
大洗研究開発センターの各施設から発生する線量の高い$$alpha$$固体廃棄物の減容処理を行うため、固体廃棄物減容処理施設(OWTF: Oarai Waste Reduction Treatment Facility、建設中)では、インキャン式高周波誘導加熱方式によりセル内遠隔操作にて放射性固体廃棄物を減容および安定化処理する計画である。本報告書では、OWTFの運転に向け、焼却処理および溶融処理の処理条件の設定に資するデータ取得の目的で実施した確証試験の結果をまとめた。確証試験では、OWTFで処理する放射性廃棄物の封入形態、材質および物品等を模擬した模擬廃棄物を用いた。
12
高線量照射済燃料の観察のための走査型電子顕微鏡の整備
磯崎 美咲; 佐々木 新治; 前田 宏治; 勝山 幸三
JAEA-Technology 2015-058, 28 Pages, 2016/03
高速炉で使用されるウラン-プルトニウム混合酸化物燃料(以下、MOX燃料)は、照射中のペレット径方向の急峻な温度勾配により中心空孔等の形成を伴う組織変化が生じ、ウランやプルトニウムといった元素の再分布が発生する。高速炉燃料の高性能化では、詳細な照射挙動として、燃料ペレット内の微細部の組織変化やウランやプルトニウムといった元素の再分布挙動を把握しておくことが必要不可欠である。そこで、高い分解能での照射済燃料の微細部の組織観察及び元素分析を行うため、エネルギー分散型X線分光器(EDS)及び波長分散型X線分光器(WDS)を取り付けた電界放射走査型電子顕微鏡(以下、FE-SEM)を、高速炉燃料集合体の照射後試験施設である照射燃料集合体試験施設(以下、FMF)に導入した。今回導入したFE-SEMで測定対象とする試料は、核燃料物質(ウラン, プルトニウム等)、核分裂生成物(セシウム, ロジウム等)、中性子照射による放射化物(コバルト, マンガン等)の放射性物質を含むため、その放射能が非常に高く、その取扱時には放射線による作業者の被ばくの低減と、放射性物質(特に法令上厳しい管理を求められる$$alpha$$放出核種(ウラン, プルトニウム等))の漏えい防止を考慮する必要がある。このため、今回のFE-SEMの整備では、日本電子製のJSM-7001Fを基本機器とし、以下の改造を行った。(1)放射性物質からの放射線を遮蔽するためにFE-SEMの周辺にメンテナンス性を考慮した遮へい体を設置した。(2)放射性物質の漏えいを避けるために金相セルと装置間に試料移送機構を設置及び防振ダンパーの撤去と剛構造による固定をした。本報告書では、FE-SEMの概要と改造内容、導入整備手順、性能試験の結果について報告する。
13
高速炉燃料集合体におけるBDI挙動評価手法の開発; 炉外バンドル圧縮試験技術の改良
東内 惇志; 石見 明洋; 勝山 幸三; 上羽 智之; 市川 正一
JAEA-Technology 2015-057, 72 Pages, 2016/03
高速炉の炉心燃料集合体では、燃焼度が高くなると燃料ピン束とラッパ管の機械的相互作用(BDI)が発生する。高速炉燃料の高性能化に向けて、太径燃料ピンのBDI挙動を予測することが必要になることから、照射燃料集合体試験施設(FMF)において太径燃料ピンを対象とした炉外バンドル圧縮試験手法を確立した。これまでに「常陽」や「もんじゅ」の細径燃料ピン、FFTF炉仕様の燃料ピンを対象とした炉外バンドル圧縮試験を実施してきたが、ホットイン後においても従来と同様の炉外バンドル圧縮試験を行うため、バンドル圧縮試験装置をセル外に設置し、圧縮の都度バンドル試験体をセル内に搬入し、X線CT検査装置により内部観察を行う新たな試験手法を確立した。本技術開発によりセルのホットイン後においても炉外バンドル圧縮試験を実施できることを確認した。本技術は、高速炉燃料の健全性評価、BDI解析コードの検証に加え、安全設計ガイドラインの具体化に向けた検討に反映可能である。また、フランスで開発が進められている技術実証炉「ASTRID」のBDI挙動評価にも反映が期待できる。
14
JRR-3制御棒駆動装置コイル電源制御盤の更新
車田 修; 池亀 吉則; 大内 諭; 佐藤 正幸; 上石 瑛伍; 和田 茂
JAEA-Technology 2015-056, 35 Pages, 2016/03
制御棒駆動装置コイル電源制御盤は、JRR-3の改造に合わせ設計製作され、設置から25年が経過している。本制御盤は、磁力を発生させ制御棒を保持する電磁コイルに必要な、安定した直流大電流源としてシリーズレギュレータ方式を採用してきたが、高経年化対策に合わせ本方式の特徴である高発熱を解消するために、スイッチングレギュレータ方式を採用して行った更新を報告する。
15
東京電力福島第一原子力発電所の炉内構造物解体を想定したAWJ切断技術による適用性試験
中村 保之; 岩井 紘基; 手塚 将志; 佐野 一哉
JAEA-Technology 2015-055, 89 Pages, 2016/03
東京電力福島第一原子力発電所(以下、「1F」という)は炉心溶融に至ったと報告されており、炉内構造物は原形を留めておらず、溶融燃料と混在し複雑狭隘な状態にあると想定される。このような状態の中、燃料デブリ等の取出しに向けて、熱影響が少なくスタンドオフを長く取れるアブレイシブウォータージェット(以下「AWJ」)切断技術について、2012年度から3カ年で切断試験を実施し技術開発を進めてきており、燃料デブリ等の取出しに有効な工法であることを確認した。初年度の成果は、既報告書"JAEA-Technology 2013-041 アブレイシブウォータージェット切断工法による炉内溶融金属等の取出しに向けた技術開発"で報告済みであるが、本報告書は、これを含む3ヵ年の集大成として取り纏めたものである。AWJ切断技術は、切断時に使用するアブレイシブが二次廃棄物として発生するものの、圧力容器下部等に堆積した厚み等の不明な燃料デブリや炉内構造物の取出しが可能であることを切断試験により確認し、実機に適用できる見通しを得た。
16
Zr-93の質量分析を目的としたZr-91濃縮安定同位体標準液の調製
今田 未来; 浅井 志保; 半澤 有希子; 間柄 正明
JAEA-Technology 2015-054, 22 Pages, 2016/03
ICP-MSを用いた同位体希釈質量分析法(IDMS)により、使用済燃料や高レベル放射性廃棄物中に存在する長寿命核種Zr-93を定量するためのスパイクとする標準液を、Zr-91濃縮安定同位体標準(以下、Zr-91標準)を金属の状態で入手し溶解して調製することとした。Zr-91標準を溶解する前に、模擬金属Zr試料を用いて溶解条件を検討した。最適な条件であった3v/v% HF-1 M HNO$$_3$$混合溶媒0.2mLによってZr-91標準2mgを溶解し、1M HNO$$_3$$を用いて希釈して濃度を約1000$$mu$$g/gとした。市販のZr元素標準液をスパイクとして、ICP-MSを用いたIDMSによりZr-91標準溶解液の濃度を(9.6$$pm$$1.0)$$times$$10$$^2$$$$mu$$g/gと決定した。定量結果が予測したZr濃度と一致したことから、Zr-91標準溶解液は化学的に安定な状態で存在していること、及びZr-91標準溶解液中の不純物測定結果から不純物の有意な混入がないことを確認した。これらの結果から、調製したZr-91標準溶解液は、Zr-93分析用の濃縮安定同位体標準液として十分な品質を有していることが示された。
17
JT-60SAクエンチ保護回路の欧州による現地据付・調整試験と作業安全管理
山内 邦仁; 岡野 潤; 島田 勝弘; 大森 栄和; 寺門 恒久; 松川 誠; 小出 芳彦; 小林 和容; 池田 佳隆; 福本 雅弘; et al.
JAEA-Technology 2015-053, 36 Pages, 2016/03
JT-60SA計画は、日本の実施機関である原子力機構と欧州の実施機関であるFusion for Energy(F4E)が物納貢献により共同で進める国際事業である。欧州側では超伝導トロイダル磁場コイルの他、磁場コイル用電源の主要機器や極低温システム等を分担するが、F4Eの総括のもとで各国の指定研究機関が欧州のメーカーと契約し、その欧州のメーカーが那珂研での現地据付・調整試験までを行う。このため、原子力機構にとっては直接の契約がないにも係らず、欧州の作業員に対する作業管理や安全管理を行わなければならないという非常に難しい課題があった。本報告は、JT-60SA計画において、欧州の作業員による最初の那珂研での現地作業であるクエンチ保護回路の据付・調整試験を遂行するにあたって、欧州側との事前の密な交渉の結果として合意し、構築・実施した作業管理や安全管理の取組み、およびそれらをもとに完遂した欧州作業についてまとめたものである。これらの取組みの結果、欧州作業員によるクエンチ保護回路の現地据付調整作業を無事故で完遂させることができ、日欧双方にとって非常に大きな成果となった。
18
MA燃料遠隔取扱試験設備の製作及び試験結果,2; 格子管の熱通過パラメータの評価
江口 悠太; 菅原 隆徳; 西原 健司; 田澤 勇次郎; 井上 昭; 辻本 和文
JAEA-Technology 2015-052, 34 Pages, 2016/03
大強度陽子加速器施設J-PARC計画で建設が予定されている核変換物理実験施設(TEF-P: Transmutation Physics Experimental Facility)では、MAを含む崩壊熱の大きな燃料を大量に取り扱うため、炉心冷却ブロワ停止時の炉心温度上昇の評価が不可欠である。冷却ブロワ停止時の炉心温度変化は全炉心熱伝導解析によって評価されるが、燃料及びブランケット領域の外側の空格子管領域に適用されている熱通過パラメータの適用性の検証が必要である。本報告書では、空格子管内部における伝熱量の算出モデルである、鉛直等温平面の上下を断熱材で囲った密閉流体層の自由対流モデルの精度検証のため、TEF-P炉心の格子管形状を模擬した試験装置を製作し、試験装置の格子管内部を通過する一次元熱流と温度分布を測定した。これにより、実際の空格子管内部の等価熱伝導率は密閉流体層の自由対流モデルよりも大きいことが明らかになった。また、空格子管内部にアルミニウムブロックを充填することで空格子管体系よりも高い等価熱伝導率となることを確認した。本実験により、TEF-P炉心の温度評価に供することができる熱通過パラメータを実験的に取得した。
19
MA燃料遠隔取扱試験設備の製作及び試験結果,1; 燃料冷却試験装置
西原 健司; 田澤 勇次郎; 井上 昭; 菅原 隆徳; 辻本 和文; 佐々 敏信; 大林 寛生; 山口 和司; 菊地 将司*
JAEA-Technology 2015-051, 47 Pages, 2016/03
J-PARCに建設が計画されている核変換物理実験施設(TEF-P)で用いる高線量のMA含有燃料の取扱い設備の設計製作に必要なデータを取得する試験装置群(MA燃料遠隔取扱試験設備)の内、燃料冷却試験装置の製作及び試験結果についてとりまとめる。試験によりTEF-Pの設計に用いる圧力損失及び温度上昇の評価式が妥当であることが確認され、冷却概念の成立性が示された。
20
「ふげん」廃止措置プロジェクトにおける解体シナリオの最適化検討; 熱交換器等の解体撤去手順の予備評価
香田 有哉; 手塚 将志; 柳原 敏*
JAEA-Technology 2015-050, 74 Pages, 2016/03
廃止措置作業の遂行には、長期間の工期と多額の費用を伴うため、作業の安全性を担保することを前提に、作業の効率性も考慮した最適な作業手順を策定することが重要となる。このため、「ふげん」原子力発電所の設備・機器等の解体撤去工事における作業人工数や被ばく量等を管理指標とし、最適な作業手順を選択するための検討を進めている。本報告書では、原子炉冷却材浄化系の熱交換器等を対象とした複数の作業手順を対象に、それぞれの作業手順に応じた作業人工数や被ばく量等を評価するとともに、各評価項目に重み付けをすることにより最適なシナリオを選択する手法について検討した結果を報告する。
21
炉外高温高圧水ループ試験装置の性能試験(受託研究)
中野 寛子; 上原 聡明; 武内 伴照; 柴田 裕司; 中村 仁一; 松井 義典; 土谷 邦彦
JAEA-Technology 2015-049, 61 Pages, 2016/03
日本原子力研究開発機構では、原子力施設でシビアアクシデントが発生した際に、プラント状態を監視するため、過酷環境下でも高解像度で監視できる耐放射線性カメラ、炉内の情報を伝送するための無線伝送システムならびに計測線等の高度化に向けた要素技術の基盤整備を進めている。計測線の高度化開発の一環として、高温型MIケーブルの信頼性およびそれらを構成するシース材料の特性を調べるため、PWR及びBWR条件の炉内環境を模擬できる炉外高温高圧水ループ試験装置を整備した。本装置は、圧力容器(オートクレーブ)、水質調整タンク、送水ポンプ、高圧定量ポンプ、予熱器、熱交換器および純水精製装置などから構成されている。本報告書は、炉外高温高圧水ループ試験装置の製作にあたって構成する機器の基本設計及び当該装置を用いた性能試験結果についてまとめたものである。
22
高温工学試験研究炉HTTRを用いた1次ヘリウム冷却材中不純物の能動的制御技術の開発
濱本 真平; 根本 隆弘; 関田 健司; 齋藤 賢司
JAEA-Technology 2015-048, 62 Pages, 2016/03
高温ガス炉で使用される1次ヘリウムヘリウムに含まれる化学的不純物の組成に依存して起こる脱炭現象は、炭化物の析出によって強化された合金に著しい強度低下を起こす。そのため、高温工学試験研究炉(HTTR)の1次ヘリウム純化設備は、不純物の発生速度を予測して1次ヘリウム純化設備の容量を設定することで、浸炭性雰囲気が形成されるように設計されている。これまでに、HTTRの運転中の1次ヘリウム中の雰囲気は、浸炭性が形成されていることが確認されているが、実用高温ガス炉では長期間の運転するため、運転期間中に不純物の発生速度が変化することを考慮しなければならない。変化する不純物発生速度に対する一つの対策として、1次ヘリウム純化設備の能力を運転中に制御し、除去速度を制御する方法がある。脱炭性を浸炭性に改善するためには、H$$_{2}$$とCOの濃度を増加させることが有効であり、そのためにはHTTRの1次ヘリウム純化設備のうち、酸化銅反応筒(CuOT)の除去効率を下げることで可能となる。そこで、CuOTの効率を明らかにするため、HTTRの既設の1次ヘリウム純化設備にH$$_{2}$$とCOの混合ガスを注入し、CuOTの効率の温度依存性及び不純物濃度依存性を測定する実験を行った。実験の結果、CuOTの温度を50$$^{circ}$$Cから110$$^{circ}$$Cに調整すれば、H$$_{2}$$の除去量を低減できること、またCuOTの温度制御が原子炉の1次冷却系に影響しないことを明らかにした。これらの結果から、実用高温ガス炉で任意の不純物環境を形成する方法として、1次ヘリウム純化設備の除去効率を制御する技術を実機に適用できることを明らかにした。
23
東京電力福島第一原子力発電所の炉内構造物解体を想定したプラズマ切断技術による適用性試験
手塚 将志; 中村 保之; 岩井 紘基; 佐野 一哉
JAEA-Technology 2015-047, 114 Pages, 2016/03
東京電力福島第一原子力発電所は、炉心溶融に伴い炉内構造物は原形を留めておらず、溶融燃料と混在し複雑狭隘な状態にあると想定される。このため「ふげん」では溶融再凝固した炉内構造物の取出しに向けて、2012年度から3カ年で、プラズマアーク切断技術を用いた切断試験を進めてきており、炉内構造物等の取出しに有効な工法であることを確認した。具体的には、原子炉構造材を模擬した試験体を用いた要素試験を実施し、対象物に応じて切断条件の最適化を図ることにより、溶断ドロス発生の抑制が可能であることを確認した。また、格納容器下部等に堆積していると想定される厚みが不明な燃料デブリに対し、対象を事前に加熱することで切断能力の向上を図る手法を構築した。さらに、プラズマアークで切断不可能なセラミック等の非導電材も切断可能なプラズマジェットと組み合わせた連携切断手法により、燃料デブリと溶融金属の混合材(模擬試験体)でも切断が可能であることを確認した。これらの成果から、プラズマ切断技術は、種々の条件に応じた最適な切断条件を設定することにより、燃料デブリ及び炉内溶融金属の取出し作業へ適用できる見通しを得た。
24
「ふげん」原子炉本体解体基本手順の策定
岩井 紘基; 中村 保之; 水井 宏之; 佐野 一哉
JAEA-Technology 2015-046, 110 Pages, 2016/03
「ふげん」は、熱出力557MWt、電気出力165MWeの重水減速沸騰軽水冷却圧力管型原子炉である。「ふげん」原子炉本体は、圧力管, カランドリア管, 炉心タンク等から構成される炉心領域と鉄水遮へい体から構成される遮へい領域の2つに分けられる。原子炉本体のうち炉心領域は、約25年間の運転により放射能レベルが比較的高く、圧力管とカランドリア管をそれぞれ224本内蔵する二重管で構成される複雑で狭隘な構造であり、遮へい領域は、原子炉上下部及び側部は厚板部材の遮へい体からなる積層構造となっている。特に炉心領域の解体は、構造材の放射化及びジルコニウム合金を使用していることに留意して、切断時の放射性粉じん等による被ばく低減及び発火防止対策の観点から、水中にて遠隔で解体する計画としている。以上のことを踏まえ、解体時の雰囲気線量を考慮した水位の設定や解体物の物流等を考慮した原子炉上部からの逐次解体を基本とし、炉心領域においては全炉心を上部から順に撤去する手順に加えて、解体で発生する廃棄体の放射能濃度の平坦化を目的とした手順について検討した。これらの解体手順の成立性を検証したところ、炉心領域の構造材位置による放射化量のバラつきや「ふげん」特有材料に由来する放射性核種の平坦化が図れ、物流等が成立することから、炉心を径方向及び軸方向に分割した手順が最も合理的であることが確認でき、これを「ふげん」の原子炉本体解体に係る手順として策定した。
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「ふげん」原子炉解体切断工法の選定
中村 保之; 岩井 紘基; 水井 宏之; 佐野 一哉
JAEA-Technology 2015-045, 137 Pages, 2016/03
「ふげん」原子炉本体のうち圧力管、カランドリア管、炉心タンク等から構成される炉心領域は、約25年間の運転により放射能レベルが比較的高いこと、圧力管とカランドリア管をそれぞれ224本内蔵する二重管で構成される複雑で狭隘な構造であり、遮へい領域は、原子炉上下部及び側部は厚板部材からなる積層構造となっている。また、これらは、炭素鋼, ステンレス鋼, ジルコニウム合金, アルミニウム, コンクリート等の多種材料から構成されている。特に炉心領域の解体は、構造材が放射化していることや酸化しやすいジルコニウム合金を使用していることにも留意して、切断時の放射性粉じん等による被ばく低減及び発火防止対策の観点から、水中にて遠隔で解体する計画としている。以上のことを考慮し、コストに大きく影響を与える解体工期の短縮及び二次廃棄物発生量の低減、水中での適用性に加え、「ふげん」の炉心領域に特徴的な狭隘部にも適用可能な切断工法の選定を行った。
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溶液燃料臨界事故時における放射性ヨウ素の気相への移行挙動
田代 信介; 阿部 仁
JAEA-Technology 2015-044, 20 Pages, 2016/03
再処理施設における溶液燃料臨界事故時の放射性ヨウ素の気相への移行挙動を把握することは、同事故における公衆への影響を評価する観点から極めて重要である。本報では、過渡臨界実験装置(TRACY)を用いた臨界実験において、臨界を終息させた後、溶液燃料中の放射性ヨウ素濃度が減少傾向を示す時間まで溶液燃料を保持した条件及び臨界を継続させた状態で溶液燃料を保持した条件の下で、TRACY炉心気相に移行した$$^{133}$$Iの経時的な放射能濃度を測定した。得られた経時的な炉心タンク気相中の放射性ヨウ素濃度測定値に、放射性ヨウ素の移行評価モデルを適用することで、放射性ヨウ素の気相への積算移行割合及び移行速度を評価した。過渡臨界後に臨界を終息させ溶液燃料を炉心タンク内に保持した場合には、$$^{133}$$Iの気相への移行速度は、ほぼ1時間後から3時間後までの時間帯で最大値を示し、8時間以降でほぼ一定となることが分かった。また、経過時刻毎の全核分裂数と移行速度の関係を得ることができた。一方、JCO臨界事故のように臨界が継続した状態で溶液燃料を保持した場合には、放射性ヨウ素の積算移行割合と移行速度は時間とともに単調に増加することが分かった。
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研究坑道掘削工事成果資料
建設部; バックエンド研究開発部門 東濃地科学センター; バックエンド研究開発部門 幌延深地層研究センター
JAEA-Technology 2015-034, 411 Pages, 2016/03
本資料は、花崗岩系(瑞浪)と堆積岩系(幌延)の2拠点で行われた研究坑道掘削工事の成果を建設技術としての視点で集約し、設計時点で必要となる各工事段階での情報について実施工を踏まえて整理したものである。通常の施設建設工事をイメージすると施設を作ることを主目的とした明確な計画があって、基本設計および実施設計が行われるが、研究坑道掘削工事では通常の建物等とは異なり研究計画に依存した進め方をしている。本工事は、不確定要素の多い地下深部の構築物であり、事前の調査では精度の高い情報が得にくいこと、工程計画が段階的に進められる研究と表裏一体であること、全体の工程が非常に長期に渡るため不確定要素である周辺環境や社会的な制約を受けやすいことなどの特殊性から、当初設計時には推定条件とならざるを得ない事項が多く存在する。これらは、研究坑道掘削工事中において研究計画および施工計画の見直しに伴う設計変更等により適宜対応を図ることとなる。この様な特殊な条件下で実施される研究坑道掘削工事においては、インプット(建設の条件等)から始まって工事終了までの一連の流れにおいて、各工事段階で必要となる各種事項を実績として集約し、残していくことが今後の同種工事への技術継承に重要な情報になり得ると考えた。本資料の構成は最初に一般論と各章の総論をまとめとして記述し、各岩系での実績を事例として紹介している。
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Boron release kinetics from mixed melts of boron carbide, stainless steel and Zircaloy; A Literature review on the behavior of control rod materials under severe accidents
Di Lemma, F. G.; 三輪 周平; 逢坂 正彦
JAEA-Review 2016-007, 27 Pages, 2016/03
原子炉のシビアアクシデント時の炉心において、制御材と被覆材の相互作用によりホウ素を含む溶融体が形成する可能性がある。この現象はソースターム評価に大きな影響を与える。そこで、炭化ホウ素/ステンレス鋼/ジルカロイ(B$$_{4}$$C/SS/Zry)溶融体に係る既往研究の結果をレビューして課題を抽出し、研究内容策定のためのニーズを調査した。レビューの結果より、B$$_{4}$$C/SS/Zry溶融体挙動の物理モデルは限定的であり、燃料崩落挙動は解析により再現できていないことから、B$$_{4}$$C/SS/Zry溶融体挙動に係るデータベースの改良が必要であることがわかった。このレビュー結果をもとに、B$$_{4}$$C/SS/Zry溶融体挙動に係る熱力学的及び速度論的モデルを改良するための実験研究計画を策定した。成果は、SA解析コードにおけるホウ素挙動モデルの改良やホウ素の核分裂生成物挙動に与える影響評価に反映していく予定である。
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人形峠環境技術センターにおける廃止措置業務マネジメントシステムの運用実績; 平成26年度報告
江間 晃; 宮川 洋; 石森 有
JAEA-Review 2016-006, 88 Pages, 2016/03
人形峠環境技術センターでは、品質・環境マネジメントシステムの一環として、廃止措置プロジェクトの計画管理を行ってきたが、廃止措置プロジェクトの計画管理の観点からは幾つかの課題が存在していた。これを受け、センターでは、従前の課題を改善し廃止措置プロジェクトの計画管理を強化するため、平成25年4月より、「バックエンド推進タスクチーム」を運営主体とした、新たな廃止措置プロジェクトの計画管理の運用を開始した。平成26年4月には、センターの組織業務として廃止措置プロジェクトの計画管理を推進するため、環境保全技術開発部内に「研究開発推進課」を設置し、「研究開発推進課」を運営主体とした計画管理の運用を開始した。また、既存の品質・環境マネジメントシステムに代わる新たな仕組みとして、業務実施活動の管理を目的とした「業務マネジメントシステム(EMS)」を平成27年4月から運用開始するため、センター1次文書及び2次文書の整備を進めた。本稿では、廃止措置プロジェクトの計画管理に関する平成26年度実績を報告するとともに、1次文書及び2次文書の整備に向け、平成26年度、必要な課題検討を行ってきた結果を報告する。
30
Proceeding of the 12th International Workshop on Beryllium Technology (BeWS-12)
金 宰煥; 中道 勝
JAEA-Review 2015-044, 260 Pages, 2016/03
第12回ベリリウム技術に関する国際会議(The 12th International Workshop on Beryllium Technology (BeWS-12))は、平成27年9月10日(木)及び11日(金)の2日間に渡り、韓国済州島の済州国際コンベンションセンター(ICCJEJU)にて開催された。本国際会議は、1993年から2年毎に開催されており、今回で12回目となる。本国際会議では、世界におけるベリリウム関連材料(ベリリウム金属及びその合金、金属間化合物など)と核融合炉工学研究開発に携わる研究者及び技術者が一同に会し、最新研究成果報告、討論及び情報交換を行うものであり、本テーマにおける研究活動の一層の活性化を図ることを目的としている。本報告書は、当該会議における論文及び発表資料を取りまとめたものである。
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Proceedings of 7th KAERI-JAEA Information Exchange Meeting on HTGR and Nuclear Hydrogen Technology; November 5th-6th, 2015, JAEA Oarai Research and Development Center, Oarai, Japan
稲葉 良知; Lee, T.*; 植田 祥平; 笠原 清司; 本多 友貴; Lee, H.*; Kim, E.*; Cho, M.*; Bae, K.*; 坂場 成昭
JAEA-Review 2015-043, 96 Pages, 2016/03
日本原子力研究開発機構(JAEA)は、韓国原子力研究所(KAERI)と「韓国原子力研究所と日本原子力研究開発機構との間の原子力平和利用分野における研究協力実施取決め」を締結し、高温ガス炉と原子力水素技術の開発に関する研究協力計画の下で、高温ガス炉と熱化学法ISプロセスによる水素製造技術開発を効率的に進めるために、両者による情報交換会議を2015年11月5日$$sim$$6日に大洗研究開発センターにおいて実施した。会議は公開情報に基づき、双方の研究者により、日本及び韓国における高温ガス炉開発及び原子力水素研究開発の現状と将来計画が議論された。本報は、本会議における論文集である。
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Proceeding of the first topical meeting on Asian network for accelerator-driven systems and nuclear transmutation technology
佐々 敏信
JAEA-Review 2015-042, 213 Pages, 2016/03
加速器駆動システム(ADS: Accelerator-driven System)及び核変換技術(NTT: Nuclear Transmutation Technology)に関するアジアネットワークトピカル会合第一回会議が、2015年10月26-27日に、日本原子力研究開発機構J-PARCセンターにおいて開催された。当会合は、隔年開催の通常会合の合間に開催するものであり、加速器、核破砕ターゲット、未臨界炉、燃料、材料といったADS及びNTTに関わる技術全般を取り扱う通常会合に対し、特定の技術課題を深く議論することを目的としている。今回の会合では、世界的に課題となっている鉛ビスマス溶融合金の取扱い技術を課題に選定し、アジア圏の専門家による議論を行った。欧州の専門家も同席した議論では、将来の鉛ビスマス利用研究の課題が浮き彫りになり、解決に向けてアジア圏で連携した研究開発を進めることの重要性が再認識された。本報告は、会合で議論された全てのプレゼンテーションを取りまとめたものである。
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「平成27年度東濃地科学センター地層科学研究情報・意見交換会」資料集
西尾 和久*; 弥富 洋介
JAEA-Review 2015-041, 71 Pages, 2016/03
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターにおいては、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(以下、地層科学研究)を実施している。地層科学研究を適正かつ効率的に進めていくため、研究開発の状況や成果、さらに今後の研究開発の方向性について、大学, 研究機関, 企業の研究者・技術者等に広く紹介し、情報・意見交換を行うことを目的とした「情報・意見交換会」を毎年開催している。本報告書は、平成27年10月29日に岐阜県瑞浪市で開催した「平成27年度 東濃地科学センター 地層科学研究 情報・意見交換会」で用いた発表資料を取りまとめたものである。
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「環境報告書2015」環境報告関連データのまとめ
安全・核セキュリティ統括部 安全・環境課
JAEA-Review 2015-040, 221 Pages, 2016/03
日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)は、2014年度の環境配慮活動について、「環境情報の提供の促進等による特定事業者等の環境に配慮した事業活動の促進に関する法律」に基づき「環境報告書2015」を作成し、2015年9月に公表した。本報告書は、環境報告書の信頼性を高めるためにその情報の検証可能性を確保し、また、原子力機構における環境配慮活動の取組を推進する手段として、環境報告書に記載した環境関連情報の根拠となる2014年度の環境報告関連データを取りまとめたものである。
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Reports on JAEA's Reimei Research Program; April 1, 2013 - March 31, 2015
永目 諭一郎
JAEA-Review 2015-039, 50 Pages, 2016/03
先端基礎研究センターは原子力科学の分野で革新的な原理や現象の発見を目指し、国内外と共同研究をすすめる「黎明研究制度」を実施している。本成果報告書は、平成25-26年度に実施された成果をまとめたものである。
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J-PARC安全管理年報; 2014年度
J-PARCセンター 安全ディビジョン 放射線安全セクション
JAEA-Review 2015-038, 173 Pages, 2016/03
本報告書は、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の安全管理(放射線安全及び一般安全)について、2014年度の活動を中心にまとめたものである。放射線管理については、施設及び周辺環境の放射線管理、個人線量の管理、放射線安全管理設備の維持・管理等の業務の概要、その他の関連業務について記述した。一般安全については、検討会及び各種専門部会、安全衛生会議、教育・講習会、訓練、さらに安全巡視等について記述している。加えて、放射線安全と一般安全に関連して行った技術開発・研究について記述した。2013年5月のハドロン実験施設における放射性物質漏えい事故の反省からJ-PARCの安全管理体制が大きく変更にされたこと、さらに「J-PARC放射線管理年報(2011年度版)」を発行してから本年報の発行まで期間があいたことから、本報では2012-2013年度の安全活動に関する動向についても一部簡単に記述している。
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Report of cooperative research programs in the field of ion-beam breeding between Japan Atomic Energy Agency and Malaysian Nuclear Agency (Bilateral Cooperative Research)
Zaiton, A.*; 大野 豊
JAEA-Review 2015-037, 120 Pages, 2016/03
本報告書は、「放射線加工処理の分野における研究協力に関するマレーシア政府と日本原子力研究開発機構との間の実施取決め」に基づいて2002年12月から2012年12月にかけて国立研究開発法人日本原子力研究開発機構とマレーシア政府下の研究実施機関であるマレーシア原子力庁により実施された二国間研究協力についてまとめたものである。この間に実施された2つのイオンビーム育種分野における研究プログラム「イオンビームによるランの突然変異誘発」(2002年12月$$sim$$2007年12月)及び「イオンビームによる新規観賞植物品種の作出」(2007年12月$$sim$$2012年12月)の研究活動に加え、付録としてそれぞれの研究プログラムに係わる運営員会の開催状況、イオンビーム照射実験の実施状況、論文・口頭発表リストについて収録した。
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バックエンド技術部年報; 2014年度
バックエンド技術部
JAEA-Review 2015-036, 87 Pages, 2016/03
本報告書は、日本原子力研究開発機構東海研究開発センター原子力科学研究所バックエンド技術部における2014年度(2014年4月1日から2015年3月31日まで)の活動をまとめたもので、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究の概要を取りまとめた。
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幌延深地層研究センターゆめ地創館を活用したリスク・コミュニケーションについて(2014年度)
藤原 利如; 片田 偉奈雄; 星野 雅人; 徳永 博昭*; 堀越 秀彦*
JAEA-Review 2015-035, 103 Pages, 2016/03
幌延深地層研究センターは、深地層研究のための地下坑道等の研究施設、またその研究内容を解説するための施設と研究者が揃っており、敷地内には、実際の人工バリアを実規模で体感できる工学研究施設もあり、高レベル放射性廃棄物の地層処分について詳しく知るための国内最高の環境である。これらの優位性を生かし、来場する地元住民(国民等)を対象として高レベル放射性廃棄物に対する漠然とした疑問、不安などの意見について、アンケート等を活用した広聴を行っている。今回、平成26年4月から11月までに収集したアンケート等の意見(2,457件)について統計分析の結果を報告する。
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東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2014年度
渡辺 均; 中野 政尚; 藤田 博喜; 竹安 正則; 水谷 朋子; 磯崎 徳重*; 永岡 美佳; 外間 智規; 横山 裕也; 西村 朋紘; et al.
JAEA-Review 2015-034, 175 Pages, 2016/03
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2014年4月から2015年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、東電福島第一原発事故)の影響が多くの項目でみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東電福島第一原子力発電所事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。
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原子力科学研究所等の放射線管理; 2014年度
原子力科学研究所 放射線管理部; 高崎量子応用研究所 管理部 保安管理課; 関西光科学研究所 管理部 保安管理課; 青森研究開発センター むつ事務所 保安管理課; 那珂核融合研究所 管理部 保安管理課
JAEA-Review 2015-033, 185 Pages, 2016/03
本報告書は、日本原子力研究開発機構の東海研究開発センター原子力科学研究所、高崎量子応用研究所、関西光科学研究所、青森研究開発センター及び那珂核融合研究所における放射線管理に関する2014年度の活動をまとめたものである。
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平成26年度工務技術部年報
工務技術部
JAEA-Review 2015-032, 106 Pages, 2016/03
工務技術部は、原子力科学研究所及びJ-PARCの水, 電気, 蒸気, 排水等のユーティリティ施設、原子炉施設及び核燃料物質取扱施設内の特定施設(受変電設備、非常用電源設備、気体・液体廃棄設備、圧縮空気設備)並びに一般施設内のユーティリティ設備の運転、保守管理を担っている。さらに、建物・設備の補修・改修工事及び点検・整備業務、電子装置及び機械装置の工作業務を行ってきた。本報告書は、平成26年度の工務技術部の業務実績の概要と、主な管理データ、技術開発の概要を記録したものであり、今後の業務の推進に役立てられることを期待する。
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超深地層研究所計画における研究坑道の掘削を伴う研究段階(第2段階)研究成果報告書
野原 壯; 三枝 博光*; 岩月 輝希; 濱 克宏; 松井 裕哉; 見掛 信一郎; 竹内 竜史; 尾上 博則; 笹尾 英嗣
JAEA-Research 2015-026, 98 Pages, 2016/03
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を主な対象とした超深地層研究所計画を進めている。超深地層研究所計画は、「深部地質環境の調査・解析・評価技術の基盤の整備」及び「深地層における工学技術の基盤の整備」を全体目標として定め、「第1段階;地表からの調査予測研究段階」、「第2段階;研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階;研究坑道を利用した研究段階」の3段階に区分して調査研究を進めている。本稿では、深度500mの研究坑道掘削終了までの「第2段階;研究坑道の掘削を伴う研究段階」における調査研究の成果や、その後の解析評価を通じて得られた成果を取りまとめている。第2段階では、第1段階において実施した調査・解析・評価手法の妥当性を確認するとともに、第2段階において地質環境を段階的に調査・評価するための体系的な方法論を整備した。さらに、地下施設の設計・施工に関して、研究坑道の施工・維持・管理に関わる工学技術の有効性を確認した。
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結晶質岩を対象とした連成現象が長期挙動におよぼす影響に関する研究; 2014年度(委託研究)
市川 康明*; 木本 和志*; 佐藤 稔紀; 桑原 和道; 高山 裕介
JAEA-Research 2015-025, 31 Pages, 2016/03
高レベル放射性廃棄物の地層処分坑道の力学的安定性は、建設・操業時から坑道埋戻し後の数千年$$sim$$数万年という長期にわたって要求される。時間依存的挙動を示す岩石や岩盤の長期的な挙動を把握することは重要な課題である。一方で、岩石中の地下水の化学的な反応も長期挙動に影響を及ぼすことが明らかになった。この力学と化学の連成現象にも影響を及ぼすマイクロクラックの評価については、研究坑道を利用した調査研究段階(第3段階)においては、重点的に取組むべき課題でもある。平成27年度は、昨年度に引き続き、結晶質岩のマイクロクラックによる、超音波の散乱減衰挙動を調べるための数値解析および計測技術の開発を行った。実験は万成花崗岩を用い、水中でヘッドウェーブを、空気中でレーザー振動計を用いて表面波の計測を行った。一方、数値シミュレーションでは、FDTD法(時間領域差分法)による弾性波の伝播散乱解析を実施した。シミュレーションの予想と実験結果に有意な差があり、この原因として、マイクロクラックおよび造岩鉱物の結晶異方性の影響が考えられる。そのため、これらの2点の影響について更に検討を行う必要があることが明らかとなった。
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極微量ウラン影響効果試験,2;(共同研究)
石森 有; 迫田 晃弘; 田中 裕史; 光延 文裕*; 山岡 聖典*; 片岡 隆浩*; 恵谷 玲央*
JAEA-Research 2015-024, 41 Pages, 2016/03
岡山大学と日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センター(原子力機構人形峠)は、低線量放射線域でのラドン吸入に起因する影響効果に係る共同研究を実施している。岡山大学病院三朝医療センターは臨床的な知見に基づく研究課題設定を、岡山大学大学院保健学研究科は研究管理および生体応答評価を、原子力機構人形峠はラドン吸入試験設備の開発、ラドン濃度の制御、ラドンの体内挙動・線量評価をそれぞれ分担することとした。平成21年度から平成25年度は、ラドン温泉の適応症とされる活性酸素種関連疾患のモデルマウスなどで、ラドン吸入等による生体応答を確認し、その結果を解析評価することで、ラドン温泉の効果の機構解明を進め、同時に、吸入ラドンによる生体応答を定量的に議論し、また、リスクと比較して議論するため、吸入ラドンのマウスでの体内動態について把握し、各臓器・組織での吸収線量と関連付けて評価する方法について検討し、以下の成果を得た。(1)本研究の課題設定にあたり、温泉水の飲用効果について文献調査した。(2)ラドン吸入試験設備の機能を活用して作製したラドン水による飲泉試験を実施した。本飲泉条件下では、温泉含有成分(ラドンを含む)による影響効果は確認できなかった。(3)肝臓と腎臓の酸化障害の緩和症状について、事前の抗酸化物質(ビタミンC, ビタミンE)の投与とラドンの吸入効果を肝・腎機能などの観点から比較検討した。(4)吸入ラドンによる生体応答を定量的に議論するため、前期に引き続き、吸入ラドンの体内動態を評価解析した。(5)ラドンまたはその子孫核種の吸入で考えられる被ばく経路について、各経路におけるマウスの臓器線量を計算し、比較検討した。
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逆解析を用いた地下水流動のモデル化・解析に関する研究(共同研究)
小橋 昭夫; 尾上 博則; 山本 真哉*; 本多 眞*; 櫻井 英行*; 増本 清*
JAEA-Research 2015-022, 89 Pages, 2016/03
高レベル放射性廃棄物の地層処分事業においては、地表より300m以深の地下深部に数km四方の地下施設が建設される。地層処分の安全性の評価にあたっては、放射性核種の主要な移行媒体となる地下水の流動特性やその不均質性を把握することが重要である。岩盤中には周辺岩盤と比較して数桁に渡り透水性の異なる断層や亀裂といった不連続構造が分布している。それらは空間的な透水不均質性の要因であり、地下水の流動方向や流速に大きな影響を与えている。このような透水不均質を効率的に推定するにあたっては、揚水試験などによる地下水圧変化データを用いた地下水流動の逆解析が有効な手法の1つとして挙げられる。一方で、原位置調査には調査数量や工期といった様々な制約があり、取得される調査データは限られたものとなる。また、調査の量や質に応じて最適な逆解析手法を選定する必要があると考えられる。そこで、本研究では地下水流動評価における逆解析手法の適用方法の検討に資することを目的として、複数の解析手法を用いた数値実験を実施した。さらに、得られた結果に基づき、解析手法の違いが解析結果に及ぼす影響の分析、およびそれぞれの手法の適用性を整理した。比較検討には、変分法による随伴方程式を用いたデータ同化手法であるアジョイント法、および逐次データ同化手法の一種であるアンサンブルカルマンフィルタによる逆解析手法を適用した。
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平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「核融合研究開発」(事前評価)
核融合研究開発部門
JAEA-Evaluation 2016-002, 40 Pages, 2016/03
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成20年10月31日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価の指針」(平成21年2月17日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規定」(平成17年10月1日制定、平成21年8月19日改正)等に基づき、「核融合エネルギーを取り出す技術システムの研究開発」に関する事前評価を核融合研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、核融合研究開発・評価委員会は、原子力機構から提出された平成27年4月から平成34年3月までの次期中期計画の概要、核融合研究開発部門の運営ならびに核融合研究開発の実施状況に関する説明資料の検討、及び核融合研究開発部門長による口頭発表と副部門長も交えての質疑応答・意見交換を行った。本報告書は、核融合研究開発・評価委員会より提出された事前評価の内容、並びに、委員会による指摘事項とそれに対する措置を取りまとめたものである。
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平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「核融合研究開発」(事後評価)
核融合研究開発部門
JAEA-Evaluation 2016-001, 128 Pages, 2016/03
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成20年10月31日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価の指針」(平成21年2月17日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規定」(平成17年10月1日制定、平成21年8月19日改正)等に基づき、「核融合エネルギーを取り出す技術システムの研究開発」に関する事後評価を核融合研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、核融合研究開発・評価委員会は、原子力機構から提出された平成22年4月から平成26年11月までの核融合研究開発部門の運営ならびに核融合研究開発の実施状況に関する説明資料の検討、及び核融合研究開発部門長による口頭発表と副部門長も交えての質疑応答・意見交換を行った。本報告書は、核融合研究開発・評価委員会より提出された事後評価の内容、並びに、委員会による指摘事項とそれに対する措置を取りまとめたものである。
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第2期中期目標期間計算科学技術研究実績評価報告
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2015-015, 182 Pages, 2016/03
システム計算科学センターにおいては、「独立行政法人日本原子力研究開発機構の中期目標を達成するための計画(中期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。この研究開発は原子力基礎工学研究のうちの1分野として位置づけられていることから、原子力基礎工学研究・評価委員会による助言と評価がなされるが、計算科学技術研究については、それを支援するために原子力基礎工学研究・評価委員会の下に計算科学技術研究専門部会が設置され、課題の詳細な内容等を評価することとなった。本報告は、第2期中期目標期間(平成22年度$$sim$$平成26年度)にシステム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の実績と、それに対する計算科学技術研究専門部会による評価をとりまとめたものである。
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Measurement of high-energy neutron fluxes and spectra around the J-PARC mercury spallation neutron target using multi-foil activation method
春日井 好己; 原田 正英; 甲斐 哲也; 大井 元貴; 明午 伸一郎; 前川 藤夫
JAEA-Data/Code 2015-033, 28 Pages, 2016/03
J-PARC、物質・生命科学実験施設(MLF)の水銀を使った核破砕中性子源周りの高エネルギー中性子束及びスペクトルを、多数箔放射化法で測定した。この実験で使った中性子反応のしきい値は0.1から50MeVであった。実験における箔の照射は、2008年5月30日から31日にかけて実施されたMLFにおける初めてのビーム運転の際に行われたものである。照射後、各金属箔の放射能をHPGe検出器で測定し、中性子誘導反応のターゲット周りにおける反応率分布のデータを得た。これらのデータを使い、各測定位置における高エネルギー中性子束及びスペクトルをアンフォールディング法で導出した。その際、初期スペクトルとしてPHITSによる計算値を用いた。初期スペクトルとアンフォールディングスペクトルを比較したところ、計算結果(これはMLFのターゲット集合体の中性子工学設計の基礎となったものであるが)は、実験値に$$pm$$30%で一致することがわかった。
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広域地下水流動研究における表層水理観測データ集; 2014年度
上野 哲朗; 竹内 竜史
JAEA-Data/Code 2015-032, 30 Pages, 2016/03
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、広域地下水流動研究の一環として、地下水流動解析における上部境界条件を与える岩盤浸透量の水収支解析による算出、水理地質構造モデルのキャリブレーションに必要なデータの取得を目的として、表層水理観測を実施している。観測項目は降水量および河川流量であり、柄石川と日吉川を観測流域としている。本報告では、2014年度の表層水理観測で得られた降水量、河川流量について、データの欠測や異常値に対して補正・補完を行いデータセットとして取りまとめた。この表層水理観測は相当量のデータが蓄積されたため2014年度末を以て終了した。
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超深地層研究所計画における表層水理観測データ集; 2014年度
上野 哲朗; 竹内 竜史
JAEA-Data/Code 2015-031, 61 Pages, 2016/03
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、超深地層研究所計画の一環として、地下水流動解析における上部境界条件を与える岩盤浸透量の水収支解析による算出、水理地質構造モデルのキャリブレーションに必要なデータの取得および研究坑道掘削に伴う浅層の地下水環境の変化の把握を目的として、表層水理観測を実施している。この表層水理観測では、蒸発散量算出のための気象要素, 降水量, 河川流量, 地下水位および土壌水分の観測を、正馬川流域, 正馬川モデル流域および瑞浪超深地層研究所用地で実施している。本データ集は、2014年度の表層水理観測で得られたデータについて、欠測や異常値の補正・補完を行ってデータセットとして取りまとめた。また、研究坑道掘削工事における周辺環境モニタリングの一環で取得されている狭間川の河川流量データを用いて、同流域の岩盤浸透量も算出した。この表層水理観測は、相当量のデータが蓄積されたため2014年度末を以て終了した。
53
JENDL decay data file 2015
片倉 純一*; 湊 太志
JAEA-Data/Code 2015-030, 97 Pages, 2016/03
JENDL崩壊データファイル2015(JENDL/DDF-2015)を作成した。このファイルには質量数1から260までの原子核の半減期等の崩壊データが収納されている。$$gamma$$線やベータ線の放出データが不明な場合でも、崩壊チェインが途中で途切れないように半減期や分岐比のデータを含めた。質量数66から172の核分裂生成物についてはJENDL/FPD-2011を用いることを基本とし、一部不都合が報告されたデータに関しては修正を施した。また、新たに追加された1953核種についてはENSDFからデータを採取した。最終的に安定核244核種を含む3237核種についての崩壊データファイルJENDL/DDF-2015を完成させた。
54
WWW核図表インターフェースの改良
岡本 力; 湊 太志; 小浦 寛之; 岩本 修
JAEA-Data/Code 2015-029, 30 Pages, 2016/03
核データ研究グループから1976年より4年おきに冊子体「核図表」が発行されている。そのデータをウェブ上からも利用できるよう1999年にWWW(World Wide Web)用核図表作成プログラムの開発が行われた。しかし当時のインターネット技術に比べ現在は回線スピード、ブラウザ機能、JavaScriptライブラリなどが進歩している。2014年度版核図表の発行に伴い、より利便性を図るため、新しいインターネット技術を導入し、WWW核図表の作成方法・インターフェースの改良を行った。インターフェースにはスクロール画面を導入し、マップの画面移動が容易にすると共に、ドラッグスクロール機能も追加した。さらにスマートフォンなどモバイル端末からのアクセスも想定し、軽量版を用意して自動切り替えの処置も行った。これらの技術の導入によりアクセスタイムの軽減や、外出時での利用も可能なシステムとなった。また2014年度版の核図表にはあらたに崩壊図が追加されたため、図の作成方法を再検討した。そこで容易に図形を作成するためにSVG(Scalable Vector Graphics)を採用した。今回の改良により従来に比べてWWW核図表の利便性が大幅に増した。
55
Development of JAEA Sorption Database (JAEA-SDB); Update of sorption/QA data in FY2015
舘 幸男; 陶山 忠宏
JAEA-Data/Code 2015-028, 60 Pages, 2016/03
放射性廃棄物地層処分の性能評価において、放射性核種の緩衝材及び岩石中での収着・拡散現象は、その移行遅延を支配する重要な現象である。この目的のために、原子力機構(JAEA)では、緩衝材及び岩石を対象として、収着・拡散パラメータに関するデータベース開発を進めている。今後の性能評価におけるニーズへの対応を念頭に、データベースの改良・更新を継続的に実施してきた。本報告は、性能評価におけるKd設定のための統合的手法の構築の基礎として、収着データベースの開発と更新の現状について報告する。はじめにJAEA-SDBの開発の現状として、データベースの構造、内容、今回拡充した複数のパラメータ依存性の評価手法を含む機能、さらには、操作方法並びに性能評価への適用法等の概要をまとめる。Kdデータと信頼度情報の更新については、Kd設定や現象論モデル開発との関連に着目して実施した。今回の更新において、81の文献から11,206件のKdデータとその信頼度情報が追加され、JAEA-SDBに含まれるKdデータは約58,000件となり、全体に対して約60%のデータに対して信頼度情報が付与されたこととなる。今回更新されたJAEA-SDBによって、収着データベースから利用可能な関連データ群の速やかな抽出、Kd設定の際に参照すべきデータの適切な選定が、一層の効率性、追跡性、透明性をもって可能となると考えられる。
56
緩衝材及び岩石中の拡散データベース(JAEA-DDB)の整備; 2015年度におけるデータ拡充
舘 幸男; 陶山 忠宏
JAEA-Data/Code 2015-027, 40 Pages, 2016/03
放射性廃棄物地層処分の性能評価において、放射性核種の緩衝材(ベントナイト)及び岩石中での収着・拡散現象は、その移行遅延を支配する重要な現象である。日本原子力研究開発機構では、ベントナイト及び岩石を対象として、収着・拡散パラメータに関するデータベース開発を進めている。本報告は、今後の性能評価における最新の知見に基づく拡散パラメータ設定に資するため、拡散データベース(JAEA-DDB)に対する最新データの導入・更新について報告する。はじめにJAEA-DDBの現状として、データベースの構造、これまでに拡充してきたデータの分析評価に係る機能拡充等の概要をまとめる。今回の更新において、主にベントナイト, 花崗岩, 泥岩系を中心とした国内外の221の文献から約3,500件の拡散データ(De, Da)が追加され、JAEA-DDBに含まれる拡散データは約5,000件となった。今回更新されたJAEA-DDBによって、国内外の最新の拡散データを含む実測データ群から、拡散パラメータ設定の際に参照すべきデータの適切な選定が、一層の効率性, 追跡性, 透明性をもって可能となると考えられる。
57
Local-scale high-resolution atmospheric dispersion model using large-eddy simulation; LOHDIM-LES
中山 浩成; 永井 晴康
JAEA-Data/Code 2015-026, 37 Pages, 2016/03
数km四方の局所域スケールにおいて詳細に大気拡散計算を行える数値シミュレーションモデル、局所域高分解能大気拡散モデルを開発した。このモデルは、非定常挙動予測に優れたLarge-Eddy Simulation乱流モデルに基づき設計されている。基本方程式は、連続の式、流体運動方程式、空気中濃度の輸送方程式により構成されている。建造物や局所地形は数m程度の高分解能計算格子で精緻に解像され、それらの乱流効果は境界埋め込み法によって表現されている。大気乱流場の再現にあたっては、主解析領域の上流側に乱流駆動領域を設け、リサイクリング手法によって境界層乱流を作り出している。この乱流変動風を主解析領域に時々刻々与えることで、計算対象領域における大気乱流および拡散挙動を詳細に評価できるようになっている。
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「ふげん」から採取した金属配管試料の放射能分析,4
原賀 智子; 飛田 実*; 高橋 重実*; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2015-025, 52 Pages, 2016/03
日本原子力研究開発機構原子炉廃止措置研究開発センターでは、新型転換炉原型炉施設「ふげん」の廃止措置が進められており、解体撤去物等のクリアランス申請やスケーリングファクタ法の適用に向けて、解体撤去物等から採取した試料の放射能分析が必要となっている。一方、バックエンド技術部 放射性廃棄物管理技術課では、廃棄物放射能データの収集を効率よく行うために開発した簡易・迅速分析法に対する実証試験を進めている。本報告では、実放射性廃棄物試料として、「ふげん」の解体撤去物等のうち重水系統の金属配管から採取した試料の放射能分析を行い、開発した分析法が金属試料に適用できることを示すとともに、解体撤去物等に対する放射能データを整備した。
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日本原子力研究開発機構量子ビーム応用研究部門第16回光量子科学研究シンポジウム論文集; 2015年10月15日$$sim$$16日,京都府木津川市
光量子科学研究シンポジウム事務局
JAEA-Conf 2016-001, 53 Pages, 2016/03
平成27年10月15日-16日の2日間にわたり「第16回光量子科学研究シンポジウム」を関西光科学研究所木津地区において開催した。本プロシーディング集にはそこで行われた講演およびポスター発表のうちから、プロシーディングとして投稿されたものを収録している。
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Proceedings of the 2014 Symposium on Nuclear Data; November 27-28, 2014, Conference hall, Hokkaido University, Sapporo Japan
合川 正幸*; 岩本 修; 江幡 修一郎*; 国枝 賢; 中村 詔司; 小浦 寛之
JAEA-Conf 2015-003, 332 Pages, 2016/03
2014年度核データ研究会は、2014年11月27日$$sim$$28日に、北海道札幌市の北海道大学学術交流会館にて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会、日本原子力学会北海道支部、北海道大学大学院理学研究院原子核反応データベース研究開発センターが主催、日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センターが共催した。今回、チュートリアルとして「長寿命核分裂生成物の核変換データとその戦略」、「がん放射線治療に必要な物理と核データ」の2件を、講演・議論のセッションとして「核データコミュニティーが望む中性子飛行時間法測定装置」、「最近のトピックス」、「核データの利用」、「核理論と核データ」の4件を企画・実施した。さらに、ポスターセッションでは、実験、評価、ベンチマーク、応用など、幅広い研究内容について発表が行われた。参加者総数は88名で、それぞれの口頭発表及びポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告書は、本研究会におけるチュートリアル2件、口頭発表16件、ポスター44件の論文をまとめてある。
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蒸気種遷移挙動評価手法の開発; FP蒸気種及びエアロゾルの化学形や、エアロゾルの物理的パラメータの評価に適用可能な測定技術の調査及び試計測に基づく適用可能性評価
高井 俊秀; 佐藤 勇*; 山下 真一郎; 古川 智弘
JAEA-Technology 2015-043, 56 Pages, 2016/02
ソースターム評価手法の高度化及び福島第一原子力発電所廃止措置に係る研究開発として、シビアアクシデント時に溶融燃料から放出される核分裂生成物(FP)の移行モデルの改良・高度化への適用に向けて、FPの化学挙動解明に向けた基礎基盤研究が実施されている。本研究では、FP移行モデルの改良に向けて必要となる、(1)放出直後からエアロゾル化するまでのFPの化学的な挙動や、(2)その後の化学挙動に影響を与えうるエアロゾル形状等の物理的パラメータの評価に適用可能な測定技術について調査するとともに、有望と考えられた分析手法については試計測により適用可能性を調べた。その結果、FP蒸気種及びエアロゾルの化学形の評価については、ラマン分光法が有望であり、室温同様、500$$^{circ}$$Cに加熱した状態でも化学形の識別が可能であることが確認された。また、エアロゾルの化学形については、高温X線回折法も活用可能であることが確認された。一方、エアロゾルの物理的パラメータの評価については、カスケードインパクタで採取した試料を、透過型電子顕微鏡、エネルギー分散型X線分光法を用いて、観察・分析することが有望であることが確認された。
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高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 炉心上部機構交換作業用循環型カバーガス微正圧制御システムの開発
宇敷 洋*; 奥田 英二; 鈴木 信弘; 高松 操; 長井 秋則
JAEA-Technology 2015-042, 37 Pages, 2016/02
ナトリウム冷却型高速炉では、冷却材であるナトリウム及びカバーガスとしてアルゴンガスを内包する。そのため、カバーガスバウンダリを開放する際には、仮設バウンダリを確保した上で、カバーガスを微正圧に制御することで、カバーガスの放散を抑制し、かつカバーガス中への不純物混入を防止することが要求される。一方、平成26年度に実施された高速実験炉 「常陽」の炉心上部機構交換作業では、仮設バウンダリであるビニルバッグの健全性維持のため、高流量のアルゴンガスブローを約2ヶ月の長期間に亘って継続する必要があり、既存の設備では対応が困難であった。この課題を克服するため、「常陽」ではカバーガス循環型微正圧制御システムを開発し、実機に適用した。当該システムは良好な圧力追従性及びリサイクル性を有し、これらの成果は、世界的にも例の少ない大規模な原子炉容器内補修作業である炉心上部機構交換作業の作業環境整備及びその安全な推進に大きく貢献した。また、ここで蓄積された経験やデータは、稀少な知見として今後のナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内保守・補修技術の開発に資するものと期待される。
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JT-60SAの計測ポートプラグ観測窓保護用シャッターの真空中動作試験
石仙 茂晴; 吉田 麻衣子; 東條 寛
JAEA-Technology 2015-041, 26 Pages, 2016/02
JT-60SAのプラズマ計測に利用されるポートプラグの観測窓の前面には、放電洗浄や調整放電時の蒸着膜形成などによる窓の汚損を防ぐため、シャッターが設置される。これまで2つのタイプのシャッターを設計してきた。一つは軽いシャッター板(0.5kg)を駆動する回転式シャッターであり、もう一つは重いシャッター板(3 kg)を駆動する上下動式シャッターである。両シャッターとも真空中で動作することから、摺動部の摩擦係数が増加して動作不良や機器の損壊を生じることが懸念される。ここでは、シャッターの開閉機構を模擬する試験機を製作し、これを真空中で繰返し動作させる試験を行って、耐久性、摺動部の磨耗状態、摩擦係数の変化を調査するとともに、現開閉機構の設計が妥当であるか評価を行った。軽いシャッター板を駆動する回転式シャッターについては、実機の想定開閉回数分(4,000回)の繰返し動作に耐え、設計が妥当であることを確認した。一方、重いシャッター板を駆動する上下動式シャッターについては、摺動部の摩擦係数が増加して試験機の駆動が困難となり、摺動部品を摩擦係数の増加を抑える素材にするか、摺動部の構造を軸棒とベアリングを組合わせたプーリ方式に変更し摺動を無くした設計にする必要があることが分かった。
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FORNAX-Aの応用
相原 純; 植田 祥平; 西原 哲夫
JAEA-Technology 2015-040, 32 Pages, 2016/02
本来のFORNAX-Aは、ピン・イン・ブロック型の高温ガス炉燃料からの核分裂生成物(FP)放出量を計算するための計算コードである。本稿は、このFORNAX-Aのプログラムに軽微な変更を施すことによりどのような計算が可能になるか述べたものである。
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瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討(平成26年度); 設計・施工計画および施工対策技術の開発(委託研究)
小林 伸司*; 新美 勝之*; 辻 正邦*; 山田 俊子*; 青柳 芳明; 佐藤 稔紀; 見掛 信一郎; 大澤 英昭
JAEA-Technology 2015-039, 170 Pages, 2016/02
超深地層研究所計画では、「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、「研究坑道の建設技術の開発」、「研究坑道の施工対策技術の開発」、「安全性を確保する技術の開発」、「掘削影響の修復・軽減技術の開発」を目的として、工学技術に関する研究を進めている。本研究では、研究坑道の設計・施工計画技術の開発および施工対策技術の開発を目的として、地震動特性と湧水抑制対策技術に関する検討を実施した。地震動特性に関する検討については、瑞浪超深地層研究所に設置した地震計等の計測結果を分析し、各深度の方向ごとの計測データや地質状況との関係を総括的に評価した。湧水抑制対策技術に関する検討としては、平成25年度に立案した施工試験計画に基づいてポストグラウトを施工した結果を評価し、今後の技術開発の方向性について検討を加えた。
66
核燃料施設の解体技術開発; 旧JWTF廃止措置に係る解体工法の検討
森田 健司; 森本 誠; 久田 雅樹; 福井 康太
JAEA-Technology 2015-038, 30 Pages, 2016/02
旧廃棄物処理建家(旧JWTF)は高速実験炉「常陽」等から発生する放射性廃液の処理施設として供されてきたが、平成7年に新施設である廃棄物処理建屋(JWTF)に運転を切り替え、供用を終了した。以降、廃止措置に着手するまでの期間、施設の維持管理を継続するとともに解体方法及び除染方法の検討を進めてきた。本報は、平成25年度に実施した、高線量下における内装機器の切断解体技術、遠隔技術の調査・検討と調査・検討結果に基づいて行った高線量下に対応した遠隔解体システムの概念検討の結果について報告するものである。切断技術の調査においては、熱的切断及び機械的切断に大別し、その切断能力、技術的成熟度やコスト評価等に基づき遠隔解体システムについて検討した。旧JWTFの解体対象物は高線量下のタンク類であることから、切断時間及び切断能力、更に作業員の被ばく低減のための遠隔性を考慮するとワイヤーソーが適しているものと考えた。また、ワイヤーソーを中心とした遠隔切断システムの検討を行う一方、遠隔視認システム、二次廃棄物回収システム(局所集塵装置の検討)、揚重・搬送システムなどの要素技術について検討し、旧JWTF解体システムの概念について構築を図った。
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HTTR(高温工学試験研究炉)の試験・運転と技術開発; 2014年度
高温工学試験研究炉部
JAEA-Review 2015-031, 93 Pages, 2016/02
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターのHTTRは、2001年12月に熱出力30MWを達成、2004年6月には原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cに到達した我が国初の高温ガス炉である。2014年度は、2013年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準への適合確認のため、2014年11月26日に原子力規制委員会に原子炉設置変更許可申請を行い、2011年東北地方太平洋沖地震以来運転停止しているHTTRの再稼働に向けての活動を実施した。本報告書は、2014年度のHTTRの運転と保守及び各種技術開発の状況等についてまとめたものである。
68
「高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方」の国際レビュー報告書(翻訳資料)
もんじゅ運営計画・研究開発センター
JAEA-Review 2015-029, 50 Pages, 2016/02
東京電力福島第一原子力発電所における重大事故から得られた教訓に鑑み、日本原子力研究開発機構が設置した「もんじゅ安全対策ピアレビュー委員会」は、高速炉特有の安全特性を考慮して、公開報告書「高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方」を2014年7月に作成発行した。同報告書につき、独立した客観的な立場からの公正な評価を得るべく、5か国及び1国際機関の高速炉安全性に関する主導的専門家によるレビューを、文部科学省の全面的協力を得て実施した。各小節につき国際レビューにより得られたコメントを収集・整理し、それに基づいてレビュー会議の議論や個別のフィードバックを経て、最終的な結果をまとめた。その結果、「もんじゅ」の重大事故の発生防止と影響緩和に関する基本的考え方は、高速炉特有の安全特性を考慮すれば適切であり、また、国際的な共通認識にも一致していることが確認できた。
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平成26年度大型計算機システム利用による研究成果報告集
情報システム管理室
JAEA-Review 2015-028, 229 Pages, 2016/02
日本原子力研究開発機構では、原子力の総合的研究開発機関として原子力に係わるさまざまな分野の研究開発を行っており、これらの研究開発の多くにおいて計算科学技術が活用されている。計算科学技術活用の高まりは著しく、日本原子力研究開発機構における計算科学技術を活用した研究開発の成果は、全体の約2割を占めており、大型計算機システムはこの計算科学技術を支える重要なインフラとなっている。大型計算機システムは、優先課題として位置付けられた福島復興(発電所の廃止措置・環境修復)に向けた研究開発や、高速増殖炉サイクル研究開発、核融合研究開発及び量子ビーム応用研究開発等といった主要事業に利用された。本報告は、平成26年度における大型計算機システムを利用した研究開発の成果を中心に、それを支える利用支援、利用実績、システムの概要等をまとめたものである。
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JAEA Takasaki annual report 2014
横田 渉
JAEA-Review 2015-022, 200 Pages, 2016/02
高崎量子応用研究所研究年報2014は、同研究所にあるTIARA施設(イオン加速器4台)及び電子・$$gamma$$線照射施設(電子加速器1基、Co-60$$gamma$$線照射施設3棟)等を利用して2014年4月1日から2015年3月31日までの間に行われた研究・技術開発成果をまとめたものである。この研究年報には(1)宇宙・原子力・エネルギー、(2)環境保全・資源利用、(3)医療・バイオ技術応用、(4)先端材料・分析・基盤技術の4分野に分類した154編の論文及び8編の施設の運転・管理状況報告からなる合計162編が収録されている。また、論文リスト、出願特許、新聞発表、テレビ放映及び研究実施形態・利用施設の一覧表が付録として含まれている。
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東京電力福島第一原子力発電所事故後のリスクコミュニケーションの実践; 内部被ばく検査時のコミュニケーション
米澤 理加; 郡司 郁子; 杉山 顕寿; 菖蒲 順子; 高下 浩文
JAEA-Review 2015-020, 80 Pages, 2016/02
原子力機構核燃料サイクル工学研究所(以下、サイクル研)では、平成23年7月から国の原子力災害現地対策本部及び福島県から依頼を受け、平成23年3月の東北地方太平洋沖地震時に起きた福島第一原子力発電所の事故(以下、福島原発事故)により影響を受けた福島県民に対して、ホールボディカウンター(以下、WBC)を使用した内部被ばく検査を実施してきた。この検査に訪れた福島県民は、福島原発事故による放射線の健康影響を心配するだけでなく、未曽有の大地震による被害を受ける等、様々な背景や懸念事項を抱えていた。そのため、疑問や不安の軽減に少しでも貢献できるよう、積極的傾聴を主とした双方向コミュニケーションに取り組んできた。本報告書では、内部被ばく検査開始直後から試行錯誤しながら取組んだコミュニケーション活動の実績とともに活動の効果を示す。
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東京電力福島第一原子力発電所事故後のリスクコミュニケーションの実践; 茨城県における双方向性を重視した放射線に関する勉強会
菖蒲 順子; 杉山 顕寿; 高下 浩文; 山本 隆一
JAEA-Review 2015-016, 182 Pages, 2016/02
原子力機構核燃料サイクル工学研究所(以下、サイクル研)では、福島原子力発電所事故により放射線影響への過剰な不安の低減を目的として、茨城県民を対象とした「放射線と健康影響に関する勉強会」を2011年5月より実施してきた。放射線と健康影響に関する勉強会では、これまでのリスクコミュニケーションの実践経験から得られたノウハウを基に、説明会が一方向的かつ説得的な理解促進活動ではなく、相互理解の場となるよう、相手のニーズに基づいて、双方向性を確保したプロセスを構築し対応してきた。参加者から寄せられた意見やアンケート結果によって参加者とのコミュニケーションが円滑になる双方向性を重視した形式が、参加者の不安軽減に有効であることが明らかとなった。本報告書では、サイクル研が実施してきた放射線勉強会の実績と共に、放射線勉強会実施までのプロセス及び参加者から寄せられた質問・意見、アンケートの解析結果等について報告する。
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東京電力福島第一原子力発電所事故後のリスクコミュニケーションの実践; 「放射線に関するご質問に答える会」における核燃料サイクル工学研究所の対応
杉山 顕寿; 菖蒲 順子; 高下 浩文; 山本 隆一
JAEA-Review 2015-013, 75 Pages, 2016/02
日本原子力研究開発機構(以下、機構)では、福島県において、保育園, 幼稚園, 小中学校の保護者並びに先生方を主な対象として、放射線に関するご質問に答える会(以下、答える会)を実施した。答える会の実施にあたり、核燃料サイクル工学研究所(以下、サイクル研)において、過去10余年に亘り実施してきたリスクコミュニケーション研究・実践活動経験に基づき、参加者との双方向性を重視したプロセスとして、既に原発事故後の茨城県において順調な活動をしていた「放射線に関する勉強会」の手法をベースとした。答える会の活動をより効果的なものとするため、参加者へのアンケート調査を行った。また、サイクル研では、福島原発事故以前よりリスクコミュニケーション活動の展開にあたり、研究所内各部署の職員をコミュニケーターとして約130名養成・登録していたことから、これを準用、増員して対応した。併せて派遣者(コミュニケーター)へのアンケート調査を行った。本報告書ではこれらの活動内容と、答える会の参加者、及びコミュニケーターのアンケート調査結果等について報告する。
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潜在的有害度の発生を抑える新型高温ガス炉の研究
深谷 裕司; 後藤 実; 西原 哲夫
JAEA-Research 2015-023, 44 Pages, 2016/02
潜在的有害度の発生を抑える高温ガス炉の研究を行った。高速炉やADSによる多重リサイクルのような、核燃料サイクル内に放射性核種を閉じ込め核変換を行うものではなく、核分裂エネルギー発生に伴って生成されるPu, MAの発生を抑え、潜在的有害度の発生自体を低減させる試みである。そのために、Pu, MAの発生源となる$$^{238}$$Uを排除した高濃縮ウラン燃料を用いた高温ガス炉を提案した。一方で、高濃縮ウランを用いることにより懸念される、燃料健全性, 核不拡散性, 核的自己制御性, 経済性の低下もしくは悪化に対して対策を示す必要があり、これらの検討を行った。特に、核的自己制御性に関しては、Erの添加により解決したが、この最適設計点の決定にはボンダレンコのアプローチを用い機構論的かつ定量的にその妥当性を確認しながら決定を行った。その結果、提案炉心はこれらの諸問題を解決しつつ、標準的な高温ガス炉ウラン燃料炉心と同程度の炉心性能及び経済性を持つものであることが確認できた。
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遠心抽出器によるTDdDGA溶媒系での向流多段抽出/逆抽出試験
木部 智; 藤咲 和彦*; 安倍 弘; 坂本 淳志; 佐野 雄一; 竹内 正行; 鈴木 英哉; 津幡 靖宏; 松村 達郎
JAEA-Research 2015-021, 40 Pages, 2016/02
PUREXプロセスの抽出ラフィネートからMAを回収するプロセス開発の一環として、抽出剤にTDdDGAを用いたフローシートの開発を進めている。これまでに、小型ミキサセトラを用いたMA回収試験を実施し、各元素の抽出・逆抽出挙動を評価しているが、油水間の不十分な相分離に起因するものと考えられる各元素の回収率の低下等の問題が確認されている。そのため本試験では次世代センターと基礎工センターの連携の下、油水間の相分離性に優れる遠心抽出器を用いて、模擬ラフィネートを対象とした向流多段抽出/逆抽出試験を実施し、各元素の抽出・逆抽出挙動を評価するとともに、ミキサセトラを用いた際の同挙動との違いについて、比較・検討した。本試験を通して、エントレイメントやオーバーフロー等の異常は認められず、相分離性も良好であった。MAと同様の挙動を示す希土類元素では、ミキサセトラを用いた際と同等の抽出挙動が得られ、相分離性の違いにもとづく影響は認められなかった。逆抽出効率は若干低下する傾向が認められたが、これは遠心抽出器特有の二相混合時間の短縮が一因として示唆される。
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核種移行評価上の岩盤と緩衝材の境界の取り扱いに関する考察
澤田 淳; 坂本 和彦
JAEA-Research 2015-020, 21 Pages, 2016/02
高レベル放射性廃棄物の地層処分の安全性を評価する技術開発の一環として、岩盤と緩衝材の境界における核種移行概念に着目し、その境界のモデル化上の取扱いが核種移行解析結果に与える影響について事例的に検討した。具体的には、H12レポートの設定を参考に構築した3次元亀裂ネットワークモデルの中央に処分坑道を模擬した任意の長さの線オブジェクトを設定し、線オブジェクトの長さをH12レポートと同じ100mから、50m, 10m, 5m, 3m, 1mと変えて、線オブジェクトから下流側境界へ至る移行経路での地下水移行時間の分布がどのように変化するかについて粒子追跡解析により検討した。また、粒子追跡解析によって得られた地下水移行時間や移行距離などの移行経路情報を用いた核種移行解析により、Cs-135を事例に、線オブジェクト長さの変化が核種移行の遅延効果の評価結果に与える影響を評価した。その結果、線オブジェクト長さの減少が核種移行率の減少に大きく寄与することがわかった。それに加えて、長さ1m-10m程度の空間分解能で透水量係数を測定して、透水量係数が高い区間には廃棄体を設置しないなどの対策を組み合わせることにより、さらに核種移行率が減少することがわかった。
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平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「地層処分技術に関する研究開発」(中間評価)
地層処分研究開発推進部
JAEA-Evaluation 2015-014, 33 Pages, 2016/02
地層処分研究開発・評価委員会は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」等に則り事前に定めた評価手法に従い、第2期中期計画期間(平成22年4月-平成27年3月)の研究開発の実施状況及び次期の計画の見通しについて、研究開発の必要性、有効性、効率性等の観点から評価を行った。その結果、第2期中期計画期間における研究開発の着実な進展や、地層処分技術の信頼性の向上と実用化に向けた成果の重要性等を確認する一方、地層処分について国民との相互理解の促進や総合的な技術基盤の維持・強化に加え、処分事業の長期性を考慮に入れ技術・知識の継承等の観点から、今後の研究開発を着実に進めていくための提言を行った。本報告書は、地層処分研究開発・評価委員会より提出された中間評価の結果を取りまとめるとともに、「評価結果(答申書)」を添付したものである。
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幌延深地層研究計画(第1段階)における深層ボーリング調査の割れ目データ集
草野 友宏; 石井 英一
JAEA-Data/Code 2015-024, 6 Pages, 2016/02
日本原子力研究開発機構では、堆積岩を対象とした深地層の研究施設計画を北海道幌延町において進めている。本データ集は、幌延深地層研究計画(第1段階)において実施した深層ボーリング調査の割れ目データに関する情報を取りまとめたものである。
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幌延深地層研究センターの350m調査坑道における原位置岩盤の長期変形挙動の計測
櫻井 彰孝; 青柳 和平; 藤田 朝雄; 本島 貴之*
JAEA-Data/Code 2015-023, 46 Pages, 2016/02
高レベル放射性廃棄物の地層処分では、人工バリアおよびその周辺の岩盤領域の環境の明確化の観点から、熱-水理-力学連成現象を長期的に検討し、地層処分システムの安全評価へ反映していく必要がある。また、処分施設では、廃棄体定置後の処分施設の埋戻し後も考慮した長期的な岩盤の安定性が求められるため、原位置岩盤の長期的な力学挙動を検討していくことが重要となる。これらの背景を踏まえ、本報告書では、処分孔周辺岩盤の長期的な力学挙動に関する計測データの取得を目的として、幌延深地層研究センターの350m調査坑道において処分孔を模擬した鉛直孔(テストピット)を無支保で掘削し、テストピット内およびその周辺岩盤の変形挙動を計測し、テストピット掘削に伴う周辺地山への影響や、無支保のテストピット内の長期的な変形挙動の評価に資するためのデータを取得した。なお、本報告書では、テストピットの掘削、地質観察結果、計測器の仕様・設置方法および、平成26年2月から平成27年9月までの計測結果をとりまとめ、巻末付録にデジタルデータを収録した。
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Proceedings of the 21st Meeting of the International Collaboration on Advanced Neutron Sources (ICANS-XXI); Sep. 29 - Oct.3, 2014, Ibaraki Prefectural Center, Mito, Japan
奥 隆之; 中村 充孝; 酒井 健二; 勅使河原 誠; 達本 衡輝*; 米村 雅雄*; 鈴木 淳市*; 新井 正敏*
JAEA-Conf 2015-002, 660 Pages, 2016/02
第21回「先端的中性子源に関する国際協力」会議(ICANS-XXI)が2014年9月29日から10月3日に、茨城県立県民文化センター(水戸市)において開催された。この会議は日本原子力研究開発機構, 高エネルギー加速器研究機構, 総合科学研究機構により共催されたものである。会議では、大強度パルス中性子源を用いた新時代のサイエンスや応用研究の展開について、ワークショップ形式のセッションを主体として、ハードウェアからソフトウェア、そして放射線安全に至るまで、"インターフェイス"をキーワードに、さまざまな課題に関する活発な討論がなされた。本報文集はそれら72件の論文をまとめたものである。
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重水臨界実験装置(DCA)平成25年度廃止措置に関する解体実績報告
森田 健司; 森本 誠; 久田 雅樹; 福井 康太
JAEA-Technology 2015-037, 28 Pages, 2016/01
重水臨界実験装置(DCA)は昭和44年に初臨界を迎えて以来、数多くの炉物理データの取得により、新型転換炉原型炉「ふげん」及び同実証炉の研究開発に大きく寄与した後、平成13年9月を以てすべての運転を停止した。その後、解体届を平成14年1月(廃止措置計画の認可は平成18年10月)に提出し、廃止措置に移行した。DCAの廃止措置工程は4段階に分類され、施設の本格解体を行う第3段階「原子炉本体等の解体撤去」は、平成20年度に開始し、現在、平成34年度の完了を目指して工事を継続中である。本報では平成25年度に実施した解体実績及び解体に係る各種データ等についての評価取りまとめ結果を報告するものである。
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濃縮工学施設における廃止措置の進捗状況; 平成26年度上半期
松本 孝志; 森本 靖之; 高橋 信雄; 高田 正晴; 吉田 英明; 中島 伸一; 石森 有
JAEA-Technology 2015-036, 60 Pages, 2016/01
人形峠環境技術センターの濃縮工学施設は、ウラン濃縮のプラント技術的基盤を確立することを目的として建設された施設である。施設内に2つのプラントがあり、天然ウラン及び、回収ウランを用いたウラン濃縮試験を昭和54年度から平成元年度まで行った。平成26年度からは廃棄物調査や澱物調査等を実施する区画を整備するため、平成31年度までの計画でウラン濃縮プラントを構成するプロセス設備やユーティリティ設備などの管理区域内設備を解体・撤去する。本報告書は、この濃縮工学施設の廃止措置の基本計画を記載するとともに、廃止措置進捗状況として平成26年度上半期の実績工程、廃止措置方法、写真による廃止措置経過及び、部屋・作業員種別毎の作業人工実績、についてまとめた。平成26年度上半期の解体作業に伴い発生した解体物は、メッシュコンテナ37基、200リットルドラム缶199本であり、二次廃棄物は271.4kg(可燃物91.9kg、難燃物179.5kg)であった。
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炉内構造物及び燃料デブリの切断技術開発; プラズマジェット切断技術の適用性試験
庄司 次男; 福井 康太; 上田 多生豊
JAEA-Technology 2015-035, 70 Pages, 2016/01
大洗研究開発センターでは、これまでに原子力施設のデコミッショニングに適用する切断技術として、空気中で金属の切断、耐火物の切断及び破砕が可能なプラズマジェット切断技術(最大出力電流250A)の開発を実施してきた。このプラズマジェット切断技術が1Fの燃料デブリや炉内構造物の取り出しに適用できると考え、炉内の厚手の構造物に適用できるよう最大出力電流600Aでかつ水中で使用可能なプラズマジェットに係るトーチを開発し、燃料デブリ及び溶融した炉内構造物等の取出しへの適用性を確認する切断・破砕試験を進めてきた。
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Calculation of decay heat by new ORIGEN libraries for high temperature engineering test reactor
Simanullang, I. L.*; 本多 友貴; 深谷 裕司; 後藤 実; 島崎 洋祐; 藤本 望*; 高田 昌二
JAEA-Technology 2015-032, 26 Pages, 2016/01
これまで高温工学試験研究炉の崩壊熱は、軽水炉のデータを基にしたShureの式やORIGEN計算で評価してきたが、厳密には軽水炉の中性子スペクトルと異なることから最適な評価方法を検討する必要がある。このため、黒鉛減速材量を変えた炉心の中性子スペクトルを用い、ORIGEN2コードで崩壊熱及び生成核種を計算して軽水炉の崩壊熱曲線と比較した。この結果、崩壊熱は、炉停止後1年程度であれば軽水炉と同様な値となったが、より長期になると差が顕著になり、$$^{90}$$Y, $$^{134}$$Cs, $$^{144}$$Pr, $$^{106}$$Rh, $$^{241}$$Am等が崩壊熱に大きく寄与することが明らかとなった。また、線量評価に関しては、冷却初期に$$^{241}$$Puが大きく影響することも明らかになった。
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結晶質岩における坑道閉鎖時の地質環境モニタリング技術に関わる情報収集
細谷 真一*; 山下 正*; 岩月 輝希; 三枝 博光; 尾上 博則; 石橋 正祐紀
JAEA-Technology 2015-027, 128 Pages, 2016/01
超深地層研究所計画で研究開発を進めている三つの必須の課題のうち、坑道埋め戻し技術の開発においては、地下施設閉鎖時・後の地質環境の回復能力等の評価、地質環境条件に応じた埋め戻し技術の構築、及び長期モニタリング技術の開発を実施することとしている。坑道埋め戻し技術の研究開発に資するため、先行して坑道の埋め戻しや、それに関わるモニタリングを実施している諸外国の結晶質岩中に建設された地下施設を対象として、坑道閉鎖に関わる制約条件、坑道周辺の地質環境条件、坑道閉鎖の方法・材料・工程、モニタリング方法の情報を収集・整理した。また、ヨーロッパ諸国で行われている坑道閉鎖試験やモニタリングに関わる国際プロジェクトについても情報収集・整理を行った。加えて、地下施設閉鎖に関わる計画立案、施工管理、モニタリング、安全評価に携わった実務経験を有する専門家にインタビューを行った。これらの情報収集・整理結果に基づき、瑞浪超深地層研究所における坑道全体を閉鎖する際の計画立案や施工管理、モニタリングに関わる考え方や留意事項、さらには坑道埋め戻し技術の開発における調査研究に関わる留意事項を整理した。
86
燃料集合体配置及び燃焼度による軽水炉炉心からの漏洩中性子束スペクトルへの影響(共同研究)
小嶋 健介; 奥村 啓介; 小迫 和明*; 鳥居 和敬*
JAEA-Research 2015-019, 90 Pages, 2016/01
軽水炉の廃止措置においては、格納容器や遮蔽体等の炉外構造物の放射化量の評価が重要である。これらの放射化量を決定する放射化部位における中性子束スペクトルが、燃料集合体配置及び燃焼度といった炉心の設定の違いに起因して変化する状況が考えられる。本研究の目的は、炉心設定の違いが放射化部位における中性子束スペクトルに与える影響を評価することである。この目的を達成するために、はじめに、具体的な燃料装荷パターンと燃焼度が異なる炉心を幾つか想定し、中性子拡散計算により炉心表面での部分中性子流スペクトルを求めた。次に、得られた炉心表面での部分中性子流を基に、炉外の放射化部位での中性子束スペクトルを中性子輸送計算により求め、炉心設定による影響を評価した。この結果、炉心設定による中性子束スペクトルの概形への影響は小さいことがわかった。ただし、炉心設定の違いにより中性子束の大きさが変化すること、及び、炉外周方向位置により中性子束スペクトル(大きさ、概形とも)が変化することに注意する必要があることがわかった。
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International review on Safety Requirements for the Prototype Fast Breeder Reactor "Monju"
もんじゅ運営計画・研究開発センター
JAEA-Evaluation 2015-013, 139 Pages, 2016/01
東京電力福島第一原子力発電所における重大事故から得られた教訓に鑑み、日本原子力研究開発機構が設置した「もんじゅ安全対策ピアレビュー委員会」は、高速炉特有の安全特性を考慮して、公開報告書「高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方」を2014年7月に作成発行した。同報告書につき、独立した客観的な立場からの公正な評価を得るべく、5か国及び1国際機関の高速炉安全性に関する主導的専門家によるレビューを、文部科学省の全面的協力を得て実施した。各小節につき国際レビューにより得られたコメントを収集・整理し、それに基づいてレビュー会議の議論や個別のフィードバックを経て、最終的な結果をまとめた。その結果、「もんじゅ」の重大事故の発生防止と影響緩和に関する基本的考え方は、高速炉特有の安全特性を考慮すれば適切であり、また、国際的な共通認識にも一致していることが確認できた。
88
Data report of ROSA/LSTF experiment SB-HL-12; 1% Hot leg break LOCA with SG depressurization and gas inflow
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2015-022, 58 Pages, 2016/01
LSTFを用いた実験(実験番号: SB-HL-12)が1998年2月24日に行われた。SB-HL-12実験では、PWRの1%高温側配管小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入系(ACC)タンクからの非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両ループの蒸気発生器(SG)逃し弁全開による減圧を燃料棒表面最高温度が600Kに到達直後に開始した。一回目のボイルオフによる炉心露出に起因したAM策開始後、一次系圧力は低下したため、炉心二相混合水位は上昇し、燃料棒表面温度は635Kまでの上昇にとどまった。低温側配管内でのACC水と蒸気の凝縮に誘発されたループシールクリアリング(LSC)前に、二回目のボイルオフによる炉心露出が生じた。LSC後速やかに炉心水位は回復し、燃料棒表面温度は696Kまでの上昇にとどまった。窒素ガスの流入開始後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。SG伝熱管でのリフラックス凝縮時に、三回目のボイルオフによる炉心露出が生じ、燃料棒表面最高温度が908Kを超えた。本報告書は、SB-HL-12実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
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深層ボーリング孔を利用した地質学的調査および力学試験データ集(HDB-1$$sim$$11孔)
大野 宏和; 武田 匡樹; 松岡 稔幸
JAEA-Data/Code 2015-021, 52 Pages, 2016/01
幌延深地層研究センターでは、幌延深地層研究計画における地上からの調査研究段階において、深層ボーリング調査(HDB-1$$sim$$11孔)を実施した。本データ集はそれらの調査結果のうち、岩芯記載、孔壁画像検層、ボアホールテレビュアー、力学試験及び物理試験結果の結果をとりまとめたものである。
90
平成26年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)
渡辺 均; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; 坂内 信行*; et al.
JAEA-Review 2015-030, 115 Pages, 2015/12
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成26年4月1日から平成27年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
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The States of the art of the nondestructive assay of spent nuclear fuel assemblies; A Critical review of the Spent Fuel NDA Project of the U.S. Department of Energy's Next Generation Safeguards Initiative
Bolind, A. M.*; 瀬谷 道夫
JAEA-Review 2015-027, 233 Pages, 2015/12
米国エネルギー省/国家安全保障庁の次世代保障措置イニシアティブ(NGSI)での「使用済み燃料非破壊測定プロジェクト」で検討されている14の最新の使用済み燃料集合体非破壊測定(NDA)技術手法に関する調査研究成果を報告するとともに、このNDAの精度の観点からの議論と批評を行う。この報告書では、現在提案されているNDA方法に関する主たる問題である測定結果の大きな曖昧さ(誤差)が、第一義的には独立な測定手法で行っていないことから発生していることを示す。この報告書では筆者らは、NDA結果を改善するためには、NDAの物理量が3次元構成となっているため、少なくとも3つの独立したNDA手法が必要であることを示す。
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地層処分実規模設備運営等事業における工学技術に関する研究; 平成26年度成果報告(共同研究)
小林 正人*; 齋藤 雅彦*; 岩谷 隆文*; 中山 雅; 棚井 憲治; 藤田 朝雄; 朝野 英一*
JAEA-Research 2015-018, 14 Pages, 2015/12
原子力機構と原子力環境整備促進・資金管理センター(原環センター)は、地層処分研究ならびに技術開発を進めている。原子力機構は、北海道幌延町において幌延深地層研究計画を進めており、地層科学研究および地層処分研究開発を実施している。一方、国は深地層の研究施設等を活用して、国民全般の高レベル放射性廃棄物地層処分への理解促進を目的として、実規模・実物を基本とするが、実際の放射性廃棄物は使用せずに、地層処分概念とその工学的な実現性や人工バリアの長期挙動までを実感・体感できる設備の整備等を行う「地層処分実規模設備整備事業」を平成20年度から公募事業として進めており、平成26年度は事業名称を「地層処分実規模設備運営等事業」に変更した。原子力機構と原環センターは、原環センターが受注した「地層処分実規模設備運営等事業」の工学技術に関する研究を共同で実施するために、共同研究契約「地層処分実規模設備運営等事業における工学技術に関する研究」を締結した。なお、本共同研究は幌延深地層研究計画のうち、処分システムの設計・施工技術の開発や安全評価手法の信頼性確認のための研究開発の一環として実施する。本報告は、本共同研究における平成26年度の成果について取りまとめたものである。
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坑道周辺岩盤の概念再構築に関する研究; 平成26年度(委託研究)
小島 圭二*; 大西 有三*; 青木 謙治*; 杤山 修*; 西垣 誠*; 登坂 博行*; 吉田 英一*; 村上 裕晃; 笹尾 英嗣
JAEA-Research 2015-017, 54 Pages, 2015/12
本報告書は、地層処分におけるニアフィールドコンセプトをより現実的に再構築する研究に関するものである。平成27年度は、当委員会の最終年度に当たるため、ニアフィールドコンセプトの再構築に関する検討概要と基本的考え方のまとめを行った。また、委員会での検討事項を整理して、「現実的なニアフィールドコンセプトの再構築」の残された課題を抽出した。特に、「2011年東日本大震災」後に、安全に関する社会のパラダイムが大きくシフトしたことを考慮して、地層処分に関して、社会が従来の安全概念では受け入れがたくなっていると考えられる事項も整理した。また、地下研究施設/ニアフィールド領域で実証可能な、地層処分「必須の重要事項」への対応を検討した。これらを通して、今後の地層処分/ニアフィールド領域の研究開発の方向を示した。
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わが国における使用済燃料の地層処分システムに関する概括的評価; 直接処分第1次取りまとめ
基盤技術研究開発部
JAEA-Research 2015-016, 327 Pages, 2015/12
日本原子力研究開発機構は、平成25年度から使用済燃料の直接処分に関する研究開発に着手し、平成25年度末までに得られた成果を取りまとめ、直接処分についての現状の技術レベルと課題について検討した技術報告書(以下、「直接処分第1次取りまとめ」という)を作成した。「直接処分第1次取りまとめ」においては、代表的な地質環境特性と使用済燃料特性という限定された条件下において、使用済燃料の地層処分システムについての予備的な設計と安全評価を実施するとともに、現状の技術レベルを検討した。また、「直接処分第2次取りまとめ」に向けて、留意すべき技術的事項として、地質環境条件と使用済燃料の多様性に関する課題および工学技術と安全評価に関する課題を抽出し、分類し整理を行った。このように直接処分についての現状の技術レベルの提示と第2次取りまとめに向けて検討すべき課題の抽出・分類・整理を行うことにより、所期の目標を達成することができた。
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セシウム交換反応CsI + Cs'$$ rightarrow $$ Cs + ICs'の理論的研究(受託研究)
小林 孝徳; 橋本 雅史; 横山 啓一
JAEA-Research 2015-014, 7 Pages, 2015/12
セシウム交換反応CsI + Cs'$$rightarrow$$ Cs + ICs'の反応性を議論するため、中間体Cs$$_2$$Iの安定化エネルギー、構造、結合形態、CsとCsIの二体衝突ポテンシャル曲面をM06/def2-TZVPPD密度汎関数法を用いて計算した。その結果Cs$$_2$$Iの生成は入口障壁なしで進むことがわかった。また、2つのCsI結合は、化学的に等価になることがわかった。これらの結果は、CsI + Cs'$$rightarrow$$ Cs + ICs'によるセシウム交換反応の速度が衝突律速に近いことを示唆している。
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平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「核燃料物質の再処理に関する技術開発」(事後評価)
再処理技術開発センター
JAEA-Evaluation 2015-012, 83 Pages, 2015/12
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」及び「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規定」等に基づき、第2期中期目標期間(平成22$$sim$$26年度)における軽水炉使用済燃料の再処理技術開発及び民間事業者の核燃料サイクル事業への支援として「核燃料物質の再処理に関する技術開発」に係る事後評価を研究開発・評価委員会(高速炉サイクル研究開発・評価委員会)に諮問した。これを受けて、高速炉サイクル研究開発・評価委員会は、第2期中期目標期間における軽水炉使用済燃料の再処理技術開発及び民間事業者の核燃料サイクル事業への支援について、妥当であると評価した。
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クリギングに基づく放射能分布推定プログラムESRAD2の開発; 使用手引
石神 努; 島田 太郎; 関 優哉; 向井 雅之
JAEA-Data/Code 2015-019, 122 Pages, 2015/12
原子力施設の廃止措置の最終段階となるサイト解放検認では、測定で得られた敷地放射能濃度が基準値以下であることを確認することが想定される。そこでは、対象領域内の幾つかの測定データから空間的相関を考慮して領域全体の空間的放射能濃度分布および平均濃度を推定すること、また、推定平均濃度を濃度基準値と比較して、それに適合するか否かの判断を行うことが必要である。この推定平均濃度には測定データの数(測定点数)に依存して不確かさが含まれているため、判断には不確かさの度合いに応じてある確率で過誤が伴う。安全確保のためには、この過誤率と測定点数の関係を明らかにして測定点数を決定することが重要である。そこで、サイト解放の判断を支援するために、既存の放射能分布推定プログラムESRAD (Estimation of Spatial RadioActivity Distribution)の拡張版として、対象領域の平均放射能濃度を推定するとともに過誤率に応じて必要とされる測定点数を算出するESRADの第2版(ESRAD2)を整備した。本報告書は、サイト解放検認手法の概要、ESRAD2の構成と機能、入力ファイルの仕様と出力例、プログラムの実行方法およびサンプルランについてまとめたものである。
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幌延深地層研究計画; 平成25年度地下施設計測データ集
青柳 和平; 川手 訓
JAEA-Data/Code 2015-017, 118 Pages, 2015/12
日本原子力研究開発機構は、幌延深地層研究計画に基づき、地下施設の建設とともに第2段階の調査研究を実施している。本調査研究では、計測データを当該切羽や後続施工箇所の設計・施工にフィードバックする情報化施工プログラムを適用しており、掘削ごとに岩相および割れ目などの壁面観察や、エコーチップ硬さ試験および点載荷試験等の原位置試験を行った。さらに特定断面では、覆工コンクリート応力測定および地中変位測定等のデータを取得している。これらのデータを用い、第1段階で実施した地下施設の設計の妥当性評価を実施している。本報告書は、2013年度(平成25年度)に施工した350m調査坑道と換気立坑の350m以深で得られた調査・計測データをとりまとめたものである。
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$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc溶液の品質検査用分析装置の性能試験,1
鈴木 祐未*; 中野 寛子; 鈴木 善貴; 石田 卓也; 柴田 晃; 加藤 佳明; 川又 一夫; 土谷 邦彦
JAEA-Technology 2015-031, 58 Pages, 2015/11
テクネチウム99m($$^{99m}$$Tc)は、核医学分野で一般的に使用される放射性同位元素である。日本原子力研究開発機構では、材料試験炉(Japan Material Testing Reactor: JMTR)を用いた放射化法((n,$$gamma$$)法)によるモリブデン-99($$^{99}$$Mo)製造に関する開発研究が行われている。一方、2013年10月に「核医学検査薬(テクネチウム製剤)の国産化」として新規プロジェクトがつくば国際戦略総合特区に採択され、JMTRを用いた$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc国産化のための実証試験が計画されている。このため、本プロジェクトの一環として、2014年に新しい設備や分析装置をJMTRホットラボ施設内に整備した。本プロジェクトにおける分析装置整備の一環として、$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc溶液及びその溶液から抽出される$$^{99m}$$Tc溶液等の品質検査のために$$gamma$$-TLCアナライザー及びHPLC用放射線検出器が導入された。これらの分析装置は、$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tcの代替核種として$$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Euを用いて検出感度, 分解能, 直線性, エネルギー範囲の選択性などの性能確認試験を行った。この結果、これらの分析装置を用いることにより、溶液の品質検査の見通しを得た。本報告書は、それらの性能確認試験結果をまとめたものである。