発表形式

Initialising ...

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

1
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。
2
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。
3
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。
4
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。
5
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。
6
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。
7
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。
8
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。
9
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。
10
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。
11
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。