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1
東濃地科学センターにおける断層ガウジ試料のカリウム-アルゴン(K-Ar)年代測定
田村 肇*; 柴田 健二*; 高橋 直哉; 丹羽 正和
JAEA-Testing 2017-001, 52 Pages, 2017/03
地層処分における地質環境の長期安定性に係る評価のうち、断層の活動性評価に関しては、断層活動時期についての情報を得ることが不可欠である。東濃地科学センターでは、断層活動時期の推定のための年代測定技術の一つとして、断層ガウジのカリウム-アルゴン(K-Ar)年代測定を実施している。測定結果の評価の一助とするため、K-Ar年代測定のための試料処理、分析、および年代計算の手順を本報告書にまとめた。
2
NSRR燃料棟燃料貯蔵庫の臨界解析; 地震及び津波発生時を想定
求 惟子; 村尾 裕之
JAEA-Technology 2017-007, 18 Pages, 2017/03
Nuclear Safety Research Reactor(NSRR)では、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。NSRR原子炉建家の附属建家である燃料棟の燃料貯蔵庫は、燃料照射実験で使用する未照射の試験燃料及び新品の原子炉運転用の燃料要素を貯蔵する。2011年に発生した東北地方太平洋沖地震を受け、NSRRの核燃料物質使用施設が設計要求を超える外的事象によって受ける影響を評価した。燃料貯蔵庫については、地震及び津波の重畳を考慮した臨界評価を実施し、地震及び津波の重畳を考慮しても燃料貯蔵庫の臨界安全性は確保されることを確認した。
3
帰還困難区域の家屋における様々な部材の汚染低減試験
森 愛理; 田辺 務; 和田 孝雄; 加藤 貢
JAEA-Technology 2017-006, 38 Pages, 2017/03
福島第一原子力発電所事故により大量の放射性物質が環境に放出され、近隣の市街地や森林等が汚染された。家屋や学校等の周辺の除染は国および地方自治体により進められているが、住環境にある壁や床、窓等については公的な除染が行われていない。本試験では、容易に実施できる作業により効果的に汚染を低減する手法を整備するため、住環境にある様々な部材に対し拭き取り等の試験を行った。試験を実施した部材は繊維類、木材類、ガラス類、コンクリート類、プラスチック類、塩化ビニル類、金属類、その他である。各部材は旧警戒区域(現在の帰還困難区域)内の実家屋から採取しており、事故により放出された放射性物質で汚染されたものである。これらの部材に対して乾式の手法(吸引、拭き取り、吸着、剥離)、湿式の手法(拭き取り、ブラッシング、表面研磨、洗濯)、および物理的な手法(剥離)を適用することで、簡易で効果的な汚染低減手法を検討した。試験の結果、一般的に水の浸透性が低い部材(ガラス、コンクリート、プラスチック、塩化ビニル、および金属)については湿式の手法(拭き取り、表面研磨、またはブラッシング)を用いることで高い汚染低減率が得られることがわかった(90%程度)。一方で水の浸透性がある木材の場合は剥離用塗料が比較的効果的(汚染低減率60%-70%程度)であった。このほか補足的データとして、洗剤の性質による汚染低減率の違い、および剥離用塗料の擦り込みの効果についても検討を行った。最後に、これらの結果を踏まえ最適であると考えられる手法をまとめた。
4
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27年度); 設計・施工計画および施工対策技術の開発(委託研究)
戸栗 智仁*; 小林 伸司*; 辻 正邦*; 矢萩 良二*; 山田 俊子*; 松井 裕哉; 佐藤 稔紀; 見掛 信一郎; 青柳 芳明
JAEA-Technology 2017-005, 43 Pages, 2017/03
超深地層研究所計画における工学技術に関する研究は、大きく分けて、(1)「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、(2)「研究坑道の建設技術の開発」、(3)「研究坑道の施工対策技術の開発」、(4)「安全性を確保する技術の開発」および(5)「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の5項目に分類して進めている。これまでは、「第2段階」の調査研究として、研究坑道掘削工事で取得される計測データや施工データを用いた評価に基づく設計の妥当性についての検討などを中心に進めるとともに、「第3段階」の調査研究として、施工対策技術としての湧水抑制対策についても検討してきた。平成27年度は、第3期中長期計画で実施する必須の研究開発課題である「地下坑道における工学的対策技術の開発」の一環として実施中のウォータータイトグラウト技術の開発に関連し、これまで瑞浪超深地層研究所で実施・整備してきたグラウト技術の取りまとめ、その結果に基づく深度500m研究アクセス南坑道におけるポストグラウチング計画立案、地層処分の観点からの技術開発成果の整理、グラウト技術に代わる止水技術に関する情報収集・整理を実施した。
5
被覆燃料粒子の充填率を高めた高温ガス炉用燃料コンパクトの製作性確認と性能評価
水田 直紀; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受
JAEA-Technology 2017-004, 22 Pages, 2017/03
高温ガス炉の燃料について、被覆燃料粒子の充填率(被覆粒子充填率)を高めた燃料コンパクトの製作性確認と性能評価を行った。被覆粒子充填率33%を目標として、HTTR燃料コンパクトと同様の条件で高充填率の燃料コンパクトを製作した。燃料の健全性を確保する上で重要な検査項目である、被覆燃料粒子のSiC層破損率、燃料コンパクトの圧縮破壊荷重および燃料コンパクト内の被覆燃料粒子の均一性の測定を行った。高充填率の燃料コンパクトにおいて、被覆燃料粒子のSiC層破損率はHTTR初装荷燃料の製造レベルである8$$times$$10$$^{-5}$$と同程度以下となり、圧縮破壊荷重はHTTR規格の4,900Nを上回った。以上の結果より、高充填率の燃料コンパクトについて製作性と性能を確認した。
6
J-PARC核変換実験施設技術設計書; ADSターゲット試験施設(TEF-T)
J-PARCセンター 核変換ディビジョン
JAEA-Technology 2017-003, 539 Pages, 2017/03
原子力機構では、平成26年4月に公表された「エネルギー基本計画」等を踏まえ、高レベル放射性廃棄物の減容化及び有害度低減のための研究開発を推進している。このうち、加速器駆動システム(ADS)を用いた核変換に係る研究開発を促進するため、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の二期計画として、核変換実験施設(TEF)の建設が計画されている。TEFは、大強度陽子ビームを鉛ビスマスターゲットに入射して核破砕ターゲットの技術開発および材料の研究開発を行うADSターゲット試験施設(TEF-T)と、陽子ビームをマイナーアクチノイド装荷未臨界炉心に導入して炉心の物理的特性探索とADSの運転制御経験を蓄積するための核変換物理実験施設(TEF-P)で構成される。本報告書は2つのTEF施設のうちTEF-Tについて、その建設を目指して行った施設の技術設計の内容についてまとめたものである。
7
東日本大震災に伴い被災した保管体の復旧作業について
石原 圭輔; 金澤 真吾; 小澤 政千代; 森 優和; 川原 孝宏
JAEA-Technology 2017-002, 27 Pages, 2017/03
原子力科学研究所の保管廃棄施設(廃棄物保管棟・I、廃棄物保管棟・II及び解体分別保管棟)では、鋼製のパレットに200Lドラム缶等の放射性廃棄物保管体(以下、「保管体」という。)を積載し、高さ方向に2段積から4段積で保管を行っている。平成23年3月11日に発生した東日本大震災では、この保管廃棄施設において、パレットが横滑りし、保管体が斜めに傾いて折り重なり(以下、「荷崩れ」という。)、床に落下する等の被害が生じた。荷崩れ・転倒した保管体を原状に復旧する作業は、これまでに経験の無いものであり、放射線災害や労働災害防止の観点から、本件に特化した、綿密な作業工程や作業手順の立案が必要となった。このため、詳細な作業要領書を作成し、予めモックアップ試験を重ね、作業者の習熟及び作業手順を確立した上で、平成23年4月から再配置作業に着手した。最終的に、保管廃棄施設の運用を継続しつつ、平成27年9月に約4年半にわたる再配置作業を無事故で終了し、すべての保管体について原状復旧を完了できた。本稿は、原状復旧を行うにあたり実施した放射線災害防止対策や労働災害防止対策等を中心に報告を行うものである。
8
溶出モデルを用いたトレンチ処分施設における核種移行評価
戸塚 真義; 黒澤 亮平*; 坂井 章浩; 仲田 久和; 林 宏一; 天澤 弘也
JAEA-Technology 2017-001, 40 Pages, 2017/03
日本原子力研究開発機構では、国内の研究施設などから発生する低レベルの放射性廃棄物(以下、「研究施設等廃棄物」という)の浅地中埋設処分を計画している。本稿は、研究施設等廃棄物のトレンチ処分施設における地下水シナリオの評価において、トレンチ処分施設からの放射性物質の浸出モデルとして、放射性物質が廃棄物から一定の溶出率で処分施設内の充填土層へ溶出するモデルを開発し、これを用いて線量及び基準線量相当濃度の評価を実施した。この線量評価結果とこれまで用いられてきた分配平衡モデルの線量を比較し溶出の影響を評価した。また、トレンチ処分対象で安定5品目以外のセメント固化体等は、遮水層を設置したトレンチ処分施設に処分することを想定しており、この遮水層による浸透水量の低減効果をパラメータとしてトレンチ処分施設における地下水シナリオの線量及び基準線量相当濃度への影響を評価した。
9
3Dプリンタによる照射後試験治具の造形
宮井 博充; 鈴木 美穂; 金沢 浩之
JAEA-Technology 2016-041, 46 Pages, 2017/03
日本原子力研究開発機構の燃料試験施設では、原子力発電所で照射された燃料の健全性や安全性評価のための照射後試験を実施している。照射後試験の試料は小さく形も様々であることから、マニプレータによる試料の取扱いを容易にするため、試料形状に合わせて作られた様々な治具が用いられている。冶具は従来機械加工により作られている。今回、治具の寸法精度を向上させるとともに製作時間を短縮することを目的として、3Dプリンタを用いたPLA樹脂製の治具の造形を試みた。当該3Dプリンタの造形精度については、造形物寸法は設計寸法より凹部では小さく、凸部では大きくなる傾向のあることが分かった。このことから目的とする寸法の造形物を作る際は、この傾向を考慮した設計寸法にする必要がある。また、治具へのカーボン蒸着性は良好で、治具は走査型電子顕微鏡(SEM)観察にも適用できることが分かった。そして治具は研磨やエッチング工程に対しても問題はなく、金相試験用の治具としても用いることができることが分かった。
10
Neutronic characteristic of HTTR fuel compact with various packing models of coated fuel particle
Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二
JAEA-Technology 2016-040, 16 Pages, 2017/03
高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界特性に対する被覆粒子燃料(CFP)のトランケーション(切欠き)の影響を調べるため、燃料コンパクト中のCFPの配列に関する4つの異なるモデル、すなわち、規則配列でトランケーションの有無のモデル、不規則配列でトランケーションの有無のモデルを作り、モンテカルロコードMCNP6、ENDF/B-VII.1ライブラリを使って臨界計算を実施した。この結果、トランケーションありのモデルの無限実効増倍率は、k$$_{rm inf}$$トランケーション無しの場合と比較して小さくなり、規則・不規則配列に関係しないことを明らかにした。さらに、4因子公式の4因子の比較により、k$$_{rm inf}$$の違いが主に共鳴を逃れる確率によるものであることを明らかにした。また、共鳴を逃れる確率の違いはCFPのトランケーションモデルの等価直径が小さくなり、自己遮蔽効果の影響により共鳴領域で捕獲反応が増加するために生じることを明かにした。
11
プルトニウム研究1棟廃止措置準備作業
瀬川 優佳里; 堀田 拓摩; 北辻 章浩; 熊谷 友多; 青柳 登; 中田 正美; 音部 治幹; 田村 行人*; 岡本 久人; 大友 隆; et al.
JAEA-Technology 2016-039, 64 Pages, 2017/03
本報告書は、プルトニウム研究1棟の廃止措置に関して施設利用者である研究グループが主体的に取り組んだ準備作業についてまとめたものである。プルトニウム研究1棟は、平成25年度から推進された原子力機構改革において、廃止措置対象施設の一つに選定された。廃止措置の決定により、それまで施設を利用してきた研究グループは、実験器具及び測定機器を撤去し、核燃料物質の一部及び放射性同位元素を他施設へ運搬する必要が生じた。放射化学研究グループでは、廃止措置準備を円滑に実施するため平成27年4月に「プルトニウム研究1棟使用機器撤去作業チーム」を立ち上げ、使用機器の撤去、薬品の処分、放射能汚染した可能性がある水銀の安定化処理、核燃料物質の安定化処理、核燃料物質・放射性同位元素の他施設への運搬グローブボックス汚染状況の調査について計画を立案し実施した。核燃料物質の使用の許可に関わる作業を除き、作業は平成27年12月に完了した。本報告書では、今後の老朽化施設廃止の際に役立てられるように、これらの作業について細目立てし、詳細に報告する。
12
セシウムスパッターイオン源を利用した電子付着によるC$$_{60}$$負イオン生成技術の開発
薄井 絢; 千葉 敦也; 山田 圭介
JAEA-Technology 2016-034, 21 Pages, 2017/03
高崎量子応用研究所では、タンデム加速器を用いた高速(MeV級)クラスターイオンの照射効果に関する研究を加速するために、クラスターイオンの中でも特に大きな照射効果を持つC$$_{60}$$イオンビームの高強度化に取り組んだ。既存のセシウムスパッター型負イオン源(SNICS,米国National Electrostatics Corp.製)を利用し、従来のスパッター方式に変わる新たな負イオン生成法として電子付着による負イオン化機構をこれに組み込んだ。その結果、従来の1,000倍の強度のC$$_{60}$$負イオンを12時間安定に生成することに成功した。本報告書では、従来の生成方法の課題を示し、SNICSの簡便な改造でそれを解決する電子付着方式について詳説する。
13
JMTR及び関連施設を活用した実践型オンサイト研修; 2016年度
江口 祥平; 竹本 紀之; 柴田 裕司; 谷本 政隆; 楠 剛
JAEA-Review 2017-007, 32 Pages, 2017/03
照射試験炉センターでは、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来の照射利用拡大、並びに国内の原子力人材の育成及び確保を目的とし、国内外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践型の実務研修を実施している。本年度は、2016年7月25日から8月5日に実施し、7か国から13名の若手研究者・技術者が参加した。研修では、原子力エネルギー、照射試験研究、原子炉施設の安全管理、原子炉の核特性等に関する講義を行うとともに、シミュレータを用いた運転等の実習及びJMTR等の施設見学を行った。研修最終日には、各国のエネルギー政策や展望、参加者の出身国が有する研究炉の概要、参加者の現在の研究内容等について、各参加者による発表と討論を行った。本報告書は、2016年度に実施した研修についてまとめたものである。
14
内閣府除染モデル実証事業後の空間線量率の推移に関する調査結果; 第1回$$sim$$第11回調査結果概要(受託調査)
川瀬 啓一; 北野 光昭; 渡邊 雅範; 吉村 修一; 菊池 四郎; 西野 克己*
JAEA-Review 2017-006, 173 Pages, 2017/03
環境省からの依頼により内閣府除染モデル実証事業を行った地区の空間線量率の推移調査として、環境省の了解が得られた地区(9市町村15地区)を対象とした空間線量率の推移に関する調査(モニタリング)を平成24年10月から11回(平成27年10月現在)実施してきた。本調査における空間線量率の測定は、NaIシンチレーション式サーベイメータ等を用いた定点測定とガンマプロッタHを用いた測定の2方法で行った。
15
PASCAL信頼性向上ワーキンググループ活動報告; 平成27年度
Li, Y.; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 関東 康祐*; 鈴木 雅秀*; 眞崎 浩一*
JAEA-Review 2017-005, 80 Pages, 2017/03
日本原子力研究開発機構では、原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価手法の高度化を目的に、中性子照射脆化を考慮して、加圧熱衝撃等の過渡事象が発生した場合のRPVの破損確率や破損頻度を評価する確率論的破壊力学解析コードPASCALを開発し、最新知見に基づきその機能の高度化を進めてきた。RPVの構造健全性評価において確率論的手法の活用が期待される中で、RPVの健全性評価に係る取組みを促進するためには、PASCALの確率変数、評価機能、評価モデル等を含めた機能検証を行い、その検証過程を整理するとともに、検証結果を取りまとめておくことが必要不可欠である。こうした背景を踏まえ、開発機関以外の当該分野に関する専門家の下で、PASCALの確率論的破壊力学ソルバーであるPASCAL3をソースコードレベルで機能検証することにより、本コードの信頼性を向上させることを目的として、PASCAL信頼性向上WGを設立した。一年の活動を通じて、PASCAL3が十分な信頼性を有することが確認された。本報は、PASCAL信頼性向上WGの平成27年度における活動内容及び活動結果についてまとめたものである。
16
Proceedings of the Research Conference on Post-accident Waste Management Safety (RCWM2016) and the Technical Seminar on Safety Research for Radioactive Waste Storage; November 7th and 8th 2016, LATOV, Iwaki, Fukushima, Japan
本岡 隆文; 山岸 功
JAEA-Review 2017-004, 157 Pages, 2017/03
廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、福島第一原子力発電所の廃止措置の加速化や人材育成に資するため、国内外の研究協力を進めている。CLADSでは、「事故廃棄物の安全管理に関する研究カンファレンス(RCWM2016)」を2016年11月7日に、「放射性廃棄物保管の安全性研究に関する技術セミナー」11月8日に開催した。本報告書は上記研究カンファレンスと技術セミナーの講演要旨と発表資料を収録したものである。
17
Collaboration between SCK$$cdot$$CEN and JAEA for Partitioning and Transmutation through Accelerator-Driven System
ADS用いた分離変換に関するSCK・CENとJAEA間の協力のためのワーキンググループ
JAEA-Review 2017-003, 44 Pages, 2017/03
本報では、ベルギー原子力研究センター(SCK$$cdot$$CEN)と日本原子力研究開発機構における加速器駆動システム(ADS)を用いた分離変換(P&T)技術の研究開発プログラムをレビューする。また、ADSのための現行の2機関間の協力取り決めを取りまとめると共に、将来における更なる協力可能性とその実現について概要を述べる。
18
日本-IAEA合同原子力エネルギーマネジメントスクールの概要; 2016年
山口 美佳; 日高 昭秀; 生田 優子; 村上 健太*; 富田 明*; 広瀬 大也*; 渡邉 正則*; 上田 欽一*; 生井澤 賢*; 小野瀬 貴利*; et al.
JAEA-Review 2017-002, 60 Pages, 2017/03
IAEAは、将来原子力エネルギー計画を運営管理するリーダーとなる人材の育成を目的とした原子力エネルギーマネジメントスクールを2010年より世界各国で開催している。原子力機構は、日本原子力人材育成ネットワークの事務局として、同ネットワークに参加している東京大学、日本原子力産業協会及び原子力国際協力センターとともに、2012年よりIAEAと共催という運営形態で上記スクールを日本で継続的に開催している。2016年は、IAEAの専門家を講師とした講義とともに、日本開催の特徴を生かしつつ、日本人専門家の協力を得て、福島第一原子力発電所事故の教訓、日本の原子力分野における経験・技術の紹介などを含む独自性のある講義を提供した。施設見学では、多様な原子力関連施設の見学を福井県及び神戸市で実施した。本スクールの開催を通して、我が国の若手人材の国際化および新規原子力導入国等の人材育成へ貢献することができ、また、我が国とIAEAとの協力関係の促進に資することができた。加えて、関係機関が一体となって協力し合い開催することにより、国内の原子力人材育成ネットワークの協力関係を強化することができた。
19
平成27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)
中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 永岡 美佳; 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 2017-001, 115 Pages, 2017/03
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27年4月1日から平成28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。
20
原子力における水素安全対策高度化ハンドブック(第1版)
日野 竜太郎; 竹上 弘彰; 山崎 幸恵; 小川 徹
JAEA-Review 2016-038, 294 Pages, 2017/03
福島第一原子力発電所事故後に、シビアアクシデント時の水素対策は、我が国において大きな技術的課題として認識されるにいたった。しかし、原子力技術者と燃焼・爆発の専門家との間で共通の知識基盤を形成し、将来の原子力安全を確保、向上させていく努力は始まったばかりである。そのような活動の一つとして、「原子力における水素安全対策高度化ハンドブック」を、資源エネルギー庁受託事業「水素安全対策高度化」の一環として作成した。本ハンドブックでは以下を目指した:(1)原子力の技術者が理解しておくべき水素安全技術の先端を示す、(2)原子力技術者に協力すべき燃焼、爆発専門家向けに、原子力における水素安全の要点が示されているものとする、(3)事故後廃棄物管理までを視野に入れて、放射線分解水素に関する情報を拡充する、(4)過酷事故解析等の特定・狭義の専門家を対象にするものではなく、高度な解析式なしに迅速に図表で判断を助けるものとする、(5)解析技術者にも役立つように、詳細なデータベースの所在や、最新の解析ツールのオーバービューを添える。
21
「原子力機構2016」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 2016-037, 218 Pages, 2017/03
日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)は、2015年度の原子力機構の活動を総合的に報告するレポートである「原子力機構2016」を作成した。その中で2015年度の環境配慮活動について取りまとめた結果を掲載しており、この環境配慮活動報告の部分は「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2016年9月に公表した。本報告書は、環境報告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、「原子力機構2016」に掲載した環境報告の部分に記載した環境関連情報の根拠となる2015年度の環境報告関連データと、他のさまざまな環境配慮活動の関連情報を取りまとめたものである。
22
HTTR(高温工学試験研究炉)の試験・運転と技術開発; 2015年度
高温工学試験研究炉部
JAEA-Review 2016-036, 95 Pages, 2017/03
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年に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。本報告書は、2015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。
23
東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2015年度
中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 細見 健二; 永岡 美佳; 外間 智規; 横山 裕也; 西村 朋紘; 松原 菜摘; 前原 勇志; et al.
JAEA-Review 2016-035, 179 Pages, 2017/03
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、2015年4月から2016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、東京電力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。
24
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27年度報告
江間 晃; 石森 有
JAEA-Review 2016-034, 84 Pages, 2017/03
人形峠環境技術センターでは、廃止措置プロジェクトの計画管理を強化し、廃止措置計画を着実に進めるため、平成25年度より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27年度からは、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の、「業務マネジメントシステム(EMS)」を構築し運用を開始した。平成27年度は、前年度の課題対応を行いながら各廃止措置プロジェクトを管理してきた。本稿では、業務マネジメントシステムの平成27年度実績を報告する。
25
原子力科学研究所等の放射線管理; 2015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 保安工務課; 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 2016-033, 180 Pages, 2017/03
本報告書は、日本原子力研究開発機構の原子力科学研究部門原子力科学研究所、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2015年度の活動をまとめたものである。
26
平成27年度工務技術部年報
工務技術部
JAEA-Review 2016-030, 107 Pages, 2017/03
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27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。
27
再冠水試験に伴う坑道周辺岩盤の変位計測結果
桑原 和道*; 青柳 芳明; 尾崎 裕介; 松井 裕哉
JAEA-Research 2017-002, 39 Pages, 2017/03
深度500m冠水試験抗道における再冠水試験によって生じると予測される、坑道周辺岩盤の地中変位を捉えるため、高精度で耐久性のある光ファイバ式岩盤変位計を開発し、冠水坑道内の岩盤変位観測孔に設置した。冠水・水圧回復試験の第一回目は2015年9月に開始されたが、本計測は試験開始前から行い、大きなトラブルもなくデータ収集を継続している。第一回目の冠水試験および第二回目の試験(2016年1月に開始)で冠水坑道内の水圧が上昇すると、冠水坑道壁面近傍の変位計では、縮み側への変位が観測された。計測された変位量と、岩盤を等方均質弾性的挙動をすると仮定して試算した結果と比較すると、抗壁面ではある程度は一致するが、壁面から離れると測定結果は、試算よりも小さかった。これらの結果は、実際の岩盤では割れ目や不均質性が存在するため冠水坑道壁面に作用している水圧がそのまま内部に作用していないためと考えられる。
28
Verification of alternative dew point hygrometer for CV-LRT in MONJU; Short- and long-term verification for capacitance-type dew point hygrometer (Translated document)
市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*
JAEA-Research 2017-001, 40 Pages, 2017/03
日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件:空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい試験規定」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度:$$pm$$2.04$$^{circ}$$C)を長期間にわたり有することを確認した。
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$$gamma$$線スペクトロメトリーによる淡水中の低濃度ラジウム(Ra)同位体分析法; Powdex樹脂を用いた現地における大容量水試料の前処理及び硫酸バリウム共沈法の適用
富田 純平; 阿部 琢也
JAEA-Research 2016-026, 12 Pages, 2017/03
本研究では、現地において大容量の淡水試料($$sim$$170 L)からRa同位体を回収する前処理法と実験室における単純な共沈法を組み合わせた$$gamma$$線スペクトロメトリーによる淡水試料中の低濃度Ra同位体分析法を開発した。運搬する試料量を減容するための現地における前処理法として、Powdex樹脂によるバッチ法を検討し、Ra同位体の回収に必要な樹脂量は、水試料の電気伝導度から評価可能であることを明らかにした。また、Ra同位体を硫酸バリウム共沈法により回収することで、バックグラウンドを上昇させるKを96%以上除去できた。既知量のRa同位体を含む電気伝導度が異なる170 Lの淡水模擬試料を本手法により分析し、分析法の妥当性を確認した。この時のRaの回収率は、平均98%、$$^{226}$$Ra及び$$^{228}$$Raの検出限界値は、それぞれ約0.3及び0.5mBq L$$^{-1}$$であった。
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幌延深地層研究計画における坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階:深度350mまで)研究成果報告書
佐藤 稔紀; 笹本 広; 石井 英一; 松岡 稔幸; 早野 明; 宮川 和也; 藤田 朝雄*; 棚井 憲治; 中山 雅; 武田 匡樹; et al.
JAEA-Research 2016-025, 313 Pages, 2017/03
幌延深地層研究計画は、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関わる研究開発の一環として、日本原子力研究開発機構が北海道幌延町で進めているプロジェクトである。本報告書は、深度350mの研究坑道掘削終了までの期間(2005年4月から2014年6月)に行われた第2段階における調査研究の成果を取りまとめたものである。第2段階における深地層の科学的研究では、「地質環境調査技術開発」、「深地層における工学的技術の基礎の開発」、「地質環境の長期安定性に関する研究」を、地層処分研究開発では、「処分技術の信頼性向上」、「安全手法の高度化」を実施し、これらに加えて「地下施設の建設」、「環境モニタリング」を実施し、当初の目標どおりの成果を得た。「地質環境調査技術開発」では、坑道掘削中の地質環境の変化を把握するとともに、第1段階で予測した結果の妥当性を確認した。「深地層における工学的技術の基礎の開発」においては、地下施設の建設に適用した工学的技術の有効性を確認した。「地質環境の長期安定性に関する研究」ならびに地層処分研究開発の「処分技術の信頼性向上」と「安全手法の高度化」では、この期間の研究成果をまとめた。「地下施設の建設」では坑道掘削の実績を整理した。「環境モニタリング」では、環境調査などを継続し、地上及び地下施設の建設に伴う影響の低減を図る措置が適切であることを確認した。
31
超深地層研究所計画における地下水の地球化学に関する調査研究; 瑞浪層群・土岐花崗岩の地下水の地球化学特性データ集(2015年度)
林田 一貴; 加藤 利弘; 宗本 隆志; 青才 大介*; 乾 道春*; 久保田 満; 岩月 輝希
JAEA-Data/Code 2017-008, 52 Pages, 2017/03
日本原子力研究開発機構は岐阜県瑞浪市で進めている超深地層研究所計画において、研究坑道の掘削・維持管理が周辺の地下水の地球化学特性に与える影響の把握を目的とした調査研究を行っている。本データ集は、超深地層研究所計画において、2015年度に実施した地下水の採水調査によって得られた地球化学データを取りまとめたものである。データの追跡性を確保するため、試料採取場所、試料採取時間、採取方法および分析方法などを示し、あわせてデータの品質管理方法について示した。
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ICSBEPハンドブックを用いたJENDL-4.0のU-233体系に対する積分ベンチマークテスト
桑垣 一紀*; 長家 康展
JAEA-Data/Code 2017-007, 27 Pages, 2017/03
これまでJENDL-4.0のU-233体系に対する積分ベンチマークテストは、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを使用して、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(ICSBEP)ハンドブックに掲載されている金属燃料高速体系、溶液燃料体系の一部のみで行われていた。本研究では、U-233体系に対する包括的な積分ベンチマークテストを行うため、化合物燃料熱体系(主に格子体系)を含むMVP入力データが未整備の体系についてその入力データを作成し、JENDL-4.0の臨界性に対する予測精度を評価した。その結果、すべての体系において実験値に対して過小評価する傾向があることが分かった。また、ENDF/B-VII.1のU-233熱体系に対する積分テストでは、炉特性パラメータATFF(Above-Thermal Fission Fraction)に対するC/E値の依存性の問題が指摘されており、JENDL-4.0を用いた積分ベンチマークテストにおいてもATFFを計算し、C/E値との依存性を調べた。その結果、JENDL-4.0にENDF/B-VII.1と同様の傾向があることが確認された。
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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物理検層データ集
宮良 信勝; 松岡 稔幸
JAEA-Data/Code 2017-005, 34 Pages, 2017/03
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(HDB-1$$sim$$HDB-11)のうち、物理検層のデータを取りまとめたものである。
34
原子力施設等の緊急時における被ばく評価事例集
川崎 将亜; 中嶌 純也; 吉田 圭佑; 加藤 小織; 西野 翔; 野崎 天生; 中川 雅博; 角田 潤一; 菅谷 雄基; 長谷川 里絵; et al.
JAEA-Data/Code 2017-004, 57 Pages, 2017/03
原子力施設の事故発生時においては、事故による影響及びその範囲を迅速に把握するために、放出された放射性物質による一般公衆への影響や事故による作業者の個人被ばく線量を早期に評価し報告することが求められる。そのため、原子力科学研究所放射線管理部においては、事故発生時の迅速な対応に資するために、一般公衆及び作業者の被ばく線量評価について、評価方法及び必要となる各種パラメータ等を想定される事故事例ごとにまとめ、事例集を整備した。本事例集では、原子力科学研究所で想定される各種事故に加え、過去の原子力事故で放出された放射性物質による被ばく評価について扱っており、これらは緊急時における被ばく評価についての知見・技術の継承にも用いることができる。
35
超深地層研究所計画における研究坑道での湧水量計測データ集; 2014$$sim$$2015年度
上野 哲朗; 竹内 竜史
JAEA-Data/Code 2017-003, 46 Pages, 2017/03
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、岐阜県瑞浪市において結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。この計画は、「地表からの調査予測研究段階(第1段階)」、「研究坑道の掘削を伴う研究段階(第2段階)」、「研究坑道を利用した研究段階(第3段階)」の3段階からなる。研究所用地における第1段階の調査研究は、2002年度から2004年度まで実施され、2004年度からは第2段階の調査研究が、2010年度からは第3段階の調査研究が開始されている。研究坑道内に湧出する地下水については、超深地層研究所計画の「研究坑道の掘削を伴う研究段階(第2段階)」における岩盤の水理に関する調査研究の一環として計測体制が整備されて計測を開始し、2013年度に第2段階が一旦終了した後も、湧水量計測を継続している。本データ集は、2014-2015年度に実施した研究坑道内での湧水量計測で取得したデータを取りまとめたものである。
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高温ガス炉用燃料温度計算コードFTCCの開発
稲葉 良知; 井坂 和義; 柴田 大受
JAEA-Data/Code 2017-002, 74 Pages, 2017/03
高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において燃料最高温度は、炉心の形状や仕様、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本報告書では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、特長(HTTR設計コードからの改良点)、コード構成、使用方法及びFTCCによる検証計算の結果について示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。また、FTCCを用いて、工学的安全係数及び燃料冷却形態の違いが燃料最高温度の低減化に与える効果について調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。
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東京電力福島第一原子力発電所において採取された汚染水および瓦礫等の分析データ集
浅見 誠*; 高畠 容子; 明道 栄人; 飛田 剛志; 小林 究; 早川 美彩; 薄井 由香; 綿引 博美; 柴田 淳広; 野村 和則; et al.
JAEA-Data/Code 2017-001, 78 Pages, 2017/03
東京電力ホールディングス(東京電力)福島第一原子力発電所において採取された汚染水(滞留水, 処理水)、汚染水処理二次廃棄物、瓦礫、土壌が分析され、放射性核種濃度等の分析データが報告されている。そこで、東京電力, 日本原子力研究開発機構, 国際廃炉研究開発機構により2016年3月末までに公開されたデータを収集し、データ集としてとりまとめた。また分析試料についての情報、分析により得られた放射性核種濃度等の値を表としてまとめるとともに、主な放射性核種濃度の時間変化を表す図を作成して収録した。電子情報として英訳と収録した分析データを提供する。
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幌延深地層研究センターの350m周回坑道(東)における初期地圧測定
青柳 和平; 櫻井 彰孝; 丹生屋 純夫*
JAEA-Data/Code 2016-022, 91 Pages, 2017/03
幌延深地層研究センターの地下施設周辺岩盤の応力場を把握することを目的として、350m周回坑道(東)にて水圧破砕法による3次元初期地圧測定を実施した。掘削方向の異なるボーリング孔3孔において、合計26深度で、コンプライアンスCの小さい高剛性水圧破砕試験装置を用いた水圧破砕法により初期地圧測定をおこなった。23深度で観測されたき裂に作用する法線応力、11深度で生じた縦き裂の開口圧および2深度で生じた縦き裂の初生する位置に関する観測方程式を用いて、深度350m周回坑道(東)の初期地圧を評価した。その結果、最大主応力は岩石の密度を17kN/m$$^{3}$$と見積もって求められる深度350mの土被り圧約6.0MPaと比較して、大幅に小さい値である3.73MPaであり、鉛直方向に近い方位であった。また、応力環境は正断層型であった。ただし、主応力の確率誤差を考慮するとそれらの方位は入れ替わる可能性があった。
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幌延深地層研究計画に関わるガス組成データ
宮川 和也; 玉村 修司*; 中田 弘太郎*; 長谷川 琢磨*
JAEA-Data/Code 2016-021, 60 Pages, 2017/03
日本原子力研究開発機構幌延深地層研究センターでは、平成13年3月より、北海道の幌延町において幌延深地層研究計画を進めている。本計画における堆積岩を対象とした地層科学研究では、ボーリング孔の地下水などの水質分析を実施しており、これと同時に、地下水溶存ガスの分析を実施してきた。一方、幌延地圏環境研究所では、微生物を活用した資源開発の一環として、幌延地域を含む北海道に産する石炭層の有効活用を目的とした調査研究を行っており、幌延深地層研究センターとの研究協力の一環として幌延の地下水溶存ガスの分析を実施してきた。また、電力中央研究所では、幌延深地層研究センターとの共同研究の一環として、幌延の地下水中の希ガスの分析を実施してきた。本報告書は、幌延深地層研究計画に関わる平成13年度から平成27年度までの地下水溶存ガスデータを取りまとめたデータ集である。
40
地層処分の工学技術の適用に関連したシナリオ設定手法の整備; 処分場の建設・操業・閉鎖段階における地震の発生による閉鎖後の安全機能への影響についての整理(受託研究)
高井 静霞; 高山 秀樹*; 武田 聖司
JAEA-Data/Code 2016-020, 40 Pages, 2017/03
本研究では、地質・気候関連事象のうち処分場の建設から閉鎖段階における地震の発生が長期安全性に与える影響をシナリオとして設定するための検討を行った。まず、地震による地下施設の被害事例を収集し、被害をもたらす条件について分析した。その調査結果に加え、既往のバリア材の熱・水・応力・化学に関する特性への影響に関するFEP(Feature、Event、Process)の情報を踏まえて、地震による影響要因を特定した。さらに、工学技術適用上の事故・人的要因の検討結果を参考にして、地震発生により起こりうる人工バリア・天然バリアの設計上想定される状態から逸脱した状態(逸脱事象)を特定した。そして、逸脱事象により起こりうるバリア特性の変化および安全機能の喪失・低下につながる影響の連鎖をシナリオとして提示し、一連の結果を地層処分工学技術の適用に関連したシナリオ構築のためのデータベースとして整備した。
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MVP/GMVP第3版; 連続エネルギー法及び多群法に基づく汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコード(翻訳資料)
長家 康展; 奥村 啓介; 櫻井 健; 森 貴正
JAEA-Data/Code 2016-019, 450 Pages, 2017/03
高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、日本原子力研究開発機構において、2つのモンテカルロコードMVP(連続エネルギー法)とGMVP(多群法)が開発されてきた。これらのコードはベクトル型アルゴリズムを採用し、ベクトル計算機用に開発されてきたが、標準並列化ライブラリーMPIを用いた並列計算にも対応しており、一般の計算機環境でもモンテカルロ計算の高速化が可能である。両コードは正確な物理モデル、詳細な幾何形状表現法、分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年、第2版は2005年に公開され、それ以降も様々な改良と機能拡張が行われてきた。第2版公開以降の主な改良点と新機能は、(1)実効増倍率に対する摂動計算手法、(2)厳密共鳴弾性散乱モデル、(3)動特性パラメータ計算機能、(4)光核反応モデル、(5)遅発中性子のシミュレーション、(6)多群定数生成機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル、幾何形状表現法、新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。
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MVP/GMVP version 3; General purpose Monte Carlo codes for neutron and photon transport calculations based on continuous energy and multigroup methods
長家 康展; 奥村 啓介; 櫻井 健; 森 貴正
JAEA-Data/Code 2016-018, 421 Pages, 2017/03
高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、日本原子力研究開発機構において、2つのモンテカルロコードMVP(連続エネルギー法)とGMVP(多群法)が開発されてきた。これらのコードはベクトル型アルゴリズムを採用し、ベクトル計算機用に開発されてきたが、標準並列化ライブラリーMPIを用いた並列計算にも対応しており、一般の計算機環境でもモンテカルロ計算の高速化が可能である。両コードは正確な物理モデル、詳細な幾何形状表現法、分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年、第2版は2005年に公開され、それ以降も様々な改良と機能拡張が行われてきた。第2版公開以降の主な改良点と新機能は、(1)実効増倍率に対する摂動計算手法、(2)厳密共鳴弾性散乱モデル、(3)動特性パラメータ計算機能、(4)光核反応モデル、(5)遅発中性子のシミュレーション、(6)多群定数生成機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル、幾何形状表現法、新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。
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日本列島の過去約十万年間の隆起量に関する情報整理
野村 勝弘; 谷川 晋一*; 雨宮 浩樹; 安江 健一
JAEA-Data/Code 2016-015, 49 Pages, 2017/03
隆起は、侵食と合わさり、生活環境と処分施設との離間距離を短縮させることから、高レベル放射性廃棄物の地層処分を考える上で重要な自然現象である。これまで日本列島の過去十数万年間の隆起量は、海成段丘や河成段丘などを指標に取得されてきた。本資料では、過去十数万年間の隆起量に関連する情報として、位置座標、比高、比高の指標、指標の形成時期、比高の形成期間、隆起速度などを既存文献に基づいて抽出し、表形式で整理した。これらの情報は、隆起・沈降に関する調査技術の高度化・体系化や日本列島における大局的な地形発達の検討の基礎的な情報の一つになると考えられる。
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東濃地科学センターにおける蛍光X線分析装置を用いた岩石試料の主要元素および微量元素の定量分析
清水 麻由子; 佐野 直美; 柴田 健二*
JAEA-Testing 2016-004, 40 Pages, 2017/02
蛍光X線分析法(X-ray Fluorescence Analysis)は、岩石試料の基本的な情報である全岩化学組成を知る分析方法として、幅広く利用されている方法のひとつである。本報告は、東濃地科学センターに設置されている蛍光X線分析装置(XRF)(リガク製: ZSX PrimusII)を用いたガラスビード法による分析方法およびその分析精度の評価についてまとめたものである。
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HTTR起動用中性子源用の輸送容器の開発
島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 柳田 佳徳; 篠原 正憲; 川本 大樹; 高田 昌二
JAEA-Technology 2016-038, 36 Pages, 2017/02
HTTR(高温工学試験研究炉)では起動用中性子源として、$$^{252}$$Cf(3.7GBq$$times$$3個)を炉内に装荷し、約7年を目途に交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷及び輸送物の製作は、販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。中性子源ホルダの制御棒案内ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回までの中性子源交換作業において、輸送容器に係る中性子源ホルダの取扱い上のリスクとして以下が確認された。(1)作業員の被ばくのリスク、(2)中性子源ホルダの誤落下リスク。そこで、そのリスクを低減し、かつ、製造から20年経過した従来の輸送容器をオーバーホールして使用し続ける場合と同程度のコストで、従来の輸送容器と同じA型輸送物の基準を満足することができる、HTTRの中性子源専用の新たな輸送容器を製作した。
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物質移動に関わるパラメータ値の取得
岩崎 理代*; 濱 克宏; 森川 佳太*; 細谷 真一*
JAEA-Technology 2016-037, 62 Pages, 2017/02
超深地層研究所計画における物質移動に関する調査研究は、研究坑道周辺の数mから100m程度のブロックスケールを対象にして、岩盤中の物質移動に関わる現象の理解を進めつつ、物質移動に関わるパラメータ値の測定技術および物質移動に関わるモデル化、解析、評価技術を体系的に整備することを目標として実施している。物質移動に関する調査研究の一環として、割れ目の地質学的特徴と物質移動に関するパラメータ値の関係の把握を目的とした試験を行った。本報告書は、これらの試験結果について取りまとめたものである。
47
人形峠鉱山における坑廃水処理の沿革と現状
長安 孝明; 瀧 富弘; 福嶋 繁
JAEA-Technology 2016-031, 53 Pages, 2017/02
人形峠鉱山では人形峠産鉱石を対象に、国産ウラン鉱石から四フッ化ウランまでの湿式一貫製錬法の工業化試験を行うために、鉱山保安法に基づく認可を得て昭和39年(1964年)に製錬所を建設して、技術開発に取組んだ。製錬所の操業に伴い発生する鉱さい等をたい積する目的で鉱さいたい積場を設置し、鉱さいたい積場からの上澄水は、同たい積場下流側に設けられた坑廃水処理施設で適切に処理を行ってきた。昭和57年(1982年)製錬所の工業化試験は終了し、その後は主に旧坑道から発生する坑水の一時貯留場として、鉱さいたい積場を活用している。人形峠環境技術センターではこれまで、核原料物質鉱山特有の課題である坑廃水中に含まれる微量のウランやラジウムの処理技術開発に取組み、安全な処理に努めてきた。現在も鉱さいたい積場からの上澄水は坑廃水処理施設で処理を行った後に吉井川水系池河川(いけごうがわ)へ排出しているが、処理水の水質は、当センターで定める河川への排出基準を十分満足しており、安定した処理を継続している。本資料は、人形峠鉱山における坑廃水処理の沿革、処理技術開発の取組みおよび坑廃水処理の現状についてまとめたものである。
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J-PARC安全管理年報; 2015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 2016-032, 134 Pages, 2017/02
本報告書は、「J-PARC放射線管理年報(2011年度)」及び「J-PARC安全管理年報(2014年度)」に続き、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2015年度の活動をとり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。また、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。加えて「2015年度版」では「安全文化醸成活動」についても新たに章を起こして記述している。
49
バックエンド技術部年報; 2015年度
バックエンド技術部
JAEA-Review 2016-029, 90 Pages, 2017/02
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所バックエンド技術部における2015年度(2015年4月1日から2016年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、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成果の概要を取りまとめた。
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原子炉圧力容器を対象とした確率論的破壊力学に基づく健全性評価に関する標準的解析要領(受託研究)
勝山 仁哉; 小坂部 和也*; 宇野 隼平; Li, Y.
JAEA-Research 2016-022, 40 Pages, 2017/02
国内では、原子炉圧力容器(RPV)の中性子照射脆化に伴う非延性破壊を防止するため、健全性評価上最も厳しい加圧熱衝撃事象(PTS)を考慮して、決定論的手法による健全性評価が行われている。一方、長期供用に伴う機器の経年劣化に関連する様々な因子の統計的な不確実さ等を考慮して、合理的に機器の破損頻度等を算出する確率論的破壊力学(PFM)に基づく健全性評価手法が、近年欧米において規制への導入が進められている。本報告書は、国内のRPVに対するPFMに基づく健全性評価の実施を念頭に、国内外の最新知見や専門家の意見等を反映し、整備された標準的解析要領を取りまとめたものである。
51
「ふげん」から採取した金属配管試料の放射能分析,5
原賀 智子; 飛田 実*; 高橋 重実*; 関 晃太郎*; 出雲 沙理; 下村 祐介; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2016-017, 53 Pages, 2017/02
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「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廃棄確認のためのスケーリングファクタ法の確立に向けて、解体撤去物等から採取した試料の放射能データの収集を進めている。一方、原子力科学研究部門 バックエンド技術部 放射性廃棄物管理技術課では、バックエンド推進部門 廃棄物確認技術開発グループ(現 放射性廃棄物管理技術課)が開発した廃棄物放射能データの収集を効率よく行うための簡易・迅速分析法の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」の重水系統及び炭酸ガス系統の金属配管から採取した試料を用い、これまでに報告した試料と核種組成の異なる金属配管試料に対して、開発した簡易・迅速分析法を適用できることを示すとともに、「ふげん」の金属配管試料に対する放射能データを整備した。