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1
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。
2
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。
3
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。
4
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。
5
「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。
6
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。
7
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。
8
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。
9
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。
10
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。
11
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。
12
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。
13
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。
14
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。
15
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。