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報告書

安全研究センター成果報告書; 平成27年度$$sim$$平成29年度

安全研究・防災支援部門 安全研究センター

JAEA-Review 2018-022, 201 Pages, 2019/01

JAEA-Review-2018-022.pdf:20.61MB

日本原子力研究開発機構安全研究・防災支援部門安全研究センターでは、国が定める中長期目標に基づき、原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究を行っている。本報告書は、安全研究センターの研究体制・組織及び国内外機関との研究協力の概要とともに、安全研究センターで実施している9つの研究分野((1)シビアアクシデント評価、(2)放射線安全・防災、(3)軽水炉燃料の安全性、(4)軽水炉の事故時熱水力挙動、(5)材料劣化・構造健全性、(6)核燃料サイクル施設の安全性、(7)臨界安全管理、(8)放射性廃棄物管理の安全性、(9)保障措置)について、平成27年度$$sim$$平成29年度の活動状況及び研究成果を取りまとめたものである。

報告書

加圧水型軽水炉炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の照射データに関する文献調査とデータ集の作成(受託研究)

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 藤本 浩二*; 藤井 克彦*; 知見 康弘

JAEA-Review 2018-013, 171 Pages, 2019/01

JAEA-Review-2018-013.pdf:6.89MB

軽水炉の炉内構造物については、構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射による経年劣化を評価・予測した上で、健全性評価を行う必要がある。そのためにはステンレス鋼の物性値の照射量依存性等の知見が不可欠である。照射材の物性の代表値や最確値等を議論するには既往データの整理が有効であり、その際、炉内構造物の使用条件が異なる加圧水型軽水炉(PWR)と沸騰水型軽水炉を明確に区別し取り扱うことが重要である。本調査では、照射ステンレス鋼の材料特性を評価した公開文献を網羅的に収集し、データ集を作成した。作成にあたっては、PWRに相応する温度や中性子照射等の条件をスクリーニングの基準として照射データを抽出するとともに、化学成分, 加工熱処理等の材料条件, 照射条件及び試験条件を調査した。これらのデータを物性値ごとにデータシートへ収録し、データ集として整備した。

報告書

燃料挙動解析コードFEMAXI-8の開発; 軽水炉燃料挙動モデルの改良と総合性能の検証

宇田川 豊; 山内 紹裕*; 北野 剛司*; 天谷 政樹

JAEA-Data/Code 2018-016, 79 Pages, 2019/01

JAEA-Data-Code-2018-016.pdf:2.75MB

FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として原子力機構が開発・整備を進めてきたFEMAXI-7(2012年公開)の次期リリースに向けた最新バージョンである。FEMAXI-7は主に実験データ解析や燃料設計等研究/開発ツールとして利用されてきたが、燃料挙動に係る現象解明やモデル開発等の燃料研究分野における適用拡大並びに燃料の安全評価等への活用を念頭に、原子力機構ではその性能向上及び実証を進めた。具体的には新規モデル開発、既存モデルの改良及び拡充、プログラムのデータ/処理構造見直し、旧言語規格からの移植、バグフィックス、照射試験データベース構築等のインフラ整備、体系的な検証解析を通じた問題の発見と修正等を行うとともに、各種照射試験で取得された144ケースの実測データを対象とした総合的な性能評価を実施した。燃料中心温度について概ね相対誤差10%の範囲で実測値を再現する等、解析結果は実測データと妥当な一致を示した。

論文

Study on restricted use of contaminated rubble on Fukushima Daiichi NPS site, 2; Validation of reference radiocesium concentration for recycling materials

三輪 一爾; 島田 太郎; 武田 聖司

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.166 - 170, 2019/01

本報告では(その1)において算出した限定再利用に対するめやす濃度の妥当性を確認するため、再利用後の線源(再生資材)に対し、(1)1F敷地内の作業者に対する追加被ばく線量、(2)1F敷地境界の空間線量率への寄与、(3)地下水移行による海洋出口での水中濃度、について評価した。(1)の評価では、1F敷地内で線源に最も接近をする作業者の被ばく線量を評価し、その線量が放射線作業従事者の年間被ばく限度20mSv/yと比較し十分に低い値であることを確認した。(2)の評価では、1F敷地内で再利用された全再生資材から受ける敷地境界での空間線量率を解析し、その結果がバックグラウンドを合算しても敷地境界での目標値1mSv/y以下を満足することを確認した。さらに(3)の評価として、敷地内の流速条件等を考慮した道路路盤材及びコンクリート構造物の基礎から溶出する核種の移行解析を行い、算出した水中放射性セシウム濃度が現在の1F敷地内の排水基準を満足していることを示した。

論文

Study on restricted use of contaminated rubble on Fukushima Daiichi NPS site, 1; Estimation of reference radiocesium concentration for recycling materials

島田 太郎; 三輪 一爾; 武田 聖司

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.203 - 207, 2019/01

福島第一原子力発電所(以下1F)敷地内に一時保管されている放射能で汚染されたがれき類を資源化して敷地内のある特定の用途に限定して再利用することが検討されている。1F敷地内のような放射線管理が実施されている現存被ばく状況において、汚染した資機材等の再利用に対し、線量のめやすとなる数値は現在まで提示されていない。そこで、本研究では、現状の1F敷地内のバックグラウンド(BG)線量率に着目し、資源化物(線源)が使用された場所において上昇する1m高さでの空間線量率が、BGの線量率変動範囲を超えないことを必要条件とした。また、算出されためやす濃度による再利用が作業者及び公衆へ影響を与えないことを、作業者の追加被ばく線量、敷地境界への線量寄与、地下水核種濃度を評価することによって確認する評価フローを構築した。さらに構築した評価フローに従い、資源化した骨材を道路路盤材及びコンクリート構造物の基礎に適用する場合を想定し、評価対象核種のめやす濃度を試算した。

論文

A Probabilistic Approach to Assess External Doses to the Public Considering Spatial Variability of Radioactive Contamination and Interpopulation Differences in Behavior Pattern

高原 省五; 飯島 正史*; 米田 稔*; 島田 洋子*

Risk Analysis, 39(1), p.212 - 224, 2019/01

福島市内において、市役所職員, 老人クラブ, 建設業協会及び農業協同組合の協力の下、個人線量及び被ばく関連要因の測定と調査を実施した。これらの結果に基づいて、線量評価モデルを開発するとともに、汚染の空間的変動性および行動パターンから生じる集団間の違いを考慮して確率論的に線量を評価した。個人線量の評価値を実測値と比較したところ、福島市役所, 老人クラブ及び農業協同組合からの協力者の評価値は実測値とよく一致していた。一方、建設業協会からの協力者については実測値をうまく再現できなかった。建設業では作業内容に応じて被ばくが低減されている可能性があり、これらの低減効果について、さらなる調査が必要である。

論文

Influence evaluation of loading conditions during pressurized thermal shock transients based on thermal-hydraulics and structural analyses

勝山 仁哉; 宇野 隼平*; 渡辺 正*; Li, Y.

Frontiers of Mechanical Engineering, 13(4), p.563 - 570, 2018/12

加圧水型原子炉(PWR)における原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価において、加圧熱衝撃(PTS)事象時の荷重条件に影響する冷却水の熱水力挙動は重要な影響因子の1つである。機器の構成と寸法、運転員操作の時間が、冷却水の温度や流量、内圧等に大きく影響する。本研究では、運転員操作の時間がPTS事象中の熱水力挙動に及ぼす影響を調べるため、RPVや1次系及び2次系で構成された国内の代表的PWRプラントに対する解析モデルを整備し、システム解析コードRELAP5による熱水力解析を行った。日本と米国の規則に基づき、PTS事象が発生した後、日本の規則を参考に10分後、米国の規則を参考に30分後に、緊急炉心冷却系を止める運転員操作を想定した。その結果を用いて構造解析を行い、健全性評価における荷重条件評価も行った。以上の結果、運転員操作の時間の差異が熱水力挙動や荷重条件に大きな影響を及ぼし、日本の規則に従ったケースでは、米国のケースに比べてRPVの内圧が低下すること等を明らかにした。保守的な評価を行う観点から、米国の過渡事象は国内RPVの健全性評価に適用できることを示した。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動; 平成29年度

原子力緊急時支援・研修センター

JAEA-Review 2018-015, 78 Pages, 2018/11

JAEA-Review-2018-015.pdf:3.85MB

日本原子力研究開発機構は「災害対策基本法」及び「武力攻撃事態等及び存立危機事態における我が国の平和と独立並びに国及び国民の安全の確保に関する法律」(以下「武力攻撃事態対処法」とする。)に基づき、「指定公共機関」(国や地方公共団体と協力して緊急事態などに対処する機関)として国及び地方公共団体等に対し、原子力災害または放射線災害への対処において、技術支援をする責務を有している。この支援を行うため、日本原子力研究開発機構は原子力緊急時支援対策規程, 防災業務計画及び国民保護業務計画を作成し、それらに基づき、原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には支援活動の中心となり、全国を視野に入れた専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国, 地方公共団体の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施している。本報告は、第3期中長期計画(平成27年度$$sim$$平成33年度)に従って原子力緊急時支援・研修センターが実施した、平成29年度の活動実績を紹介する。

報告書

沸騰水型軽水炉炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の照射データに関する文献調査とデータ集の作成(受託研究)

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 越石 正人*; 藤井 克彦*; 知見 康弘

JAEA-Review 2018-012, 180 Pages, 2018/11

JAEA-Review-2018-012.pdf:10.71MB

軽水炉の炉内構造物については、構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射による経年劣化を評価・予測した上で、健全性評価を行う必要がある。そのためにはステンレス鋼の物性値の照射量依存性等の知見が不可欠である。照射材の物性の代表値や最確値等を議論するには既往データの整理が有効であり、その際、炉内構造物の使用条件が異なる沸騰水型軽水炉(BWR)と加圧水型軽水炉を明確に区別し取り扱うことが重要である。本調査では、照射ステンレス鋼の材料特性を評価した公開文献を網羅的に収集し、データ集を作成した。作成にあたっては、BWRに相応する温度や中性子照射等の条件をスクリーニングの基準として照射データを抽出するとともに、化学成分, 加工熱処理等の材料条件, 照射条件及び試験条件を調査した。これらのデータを物性値ごとにデータシートへ収録し、データ集として整備した。

報告書

Mechanical properties database of reactor pressure vessel steels related to fracture toughness evaluation

飛田 徹; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄

JAEA-Data/Code 2018-013, 60 Pages, 2018/11

JAEA-Data-Code-2018-013.pdf:1.67MB

原子炉圧力容器の健全性を判断する上で、破壊靱性をはじめとする材料の機械的特性は重要な情報となる。本レポートは、日本原子力研究開発機構が取得した中性子照射材を含む原子炉圧力容器鋼材の機械的特性、具体的には引張試験, シャルピー衝撃試験, 落重試験及び破壊靱性試験の公開データをまとめたものである。対象とした材料は、初期プラントから最新プラント相当の不純物含有量及び靱性レベルで製造されたJIS SQV2A(ASTM A533B Class1)相当の5種類の原子炉圧力容器鋼である。また母材に加え、原子炉圧力容器の内張りとして用いられている2種類のステンレスオーバーレイクラッド材の機械的特性データについても記載した。これらの機械的特性データは、材料ごとにグラフで整理するとともに今後のデータの活用しやすさを考慮して表形式でリスト化した。

論文

Development and application of a method for discriminating the influence of radon progenies in air from aerial radiation monitoring data

廣内 淳; 西澤 幸康*; 卜部 嘉*; 嶋田 和真; 眞田 幸尚; 宗像 雅広

Applied Radiation and Isotopes, 141, p.122 - 129, 2018/11

The influence of $$gamma$$-rays from natural nuclides (particularly the radon progenies, $$^{214}$$Pb and $$^{214}$$Bi) must be excluded from aerial radiation monitoring (ARM) data to accurately estimate the deposition amount of artificial radionuclides. A method for discriminating the influence of $$^{214}$$Pb and $$^{214}$$Bi in air from the ARM data was developed. The influence of the radon progenies in air was excluded using the relation between the count rates of six NaI (Tl) detectors and a LaBr$$_{3}$$ detector. The discrimination method was applied to the ARM data obtained from around the Sendai Nuclear Power Station. To verify the validity of the discrimination method, the dose rate estimated from the ARM data was compared with the dose rate measured using a NaI survey meter at a height of 1 m above the ground. The application of the discrimination method improved the dose rate estimation, showing the validity of the discrimination method.

論文

Failure behavior analyses of piping system under dynamic seismic loading

宇田川 誠; Li, Y.; 西田 明美; 中村 いずみ*

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 167, p.2 - 10, 2018/11

地震荷重に対する原子炉圧力バウンダリ配管系の構造健全性の確保は重要である。本研究では、動的地震荷重条件下における配管系の耐力を明らかにすることを目的として、防災科学技術研究所で実施された三次元配管系動的加振試験を対象に、動的弾塑性有限要素解析を実施した。その結果、配管系の固有振動数、固有モード、応答加速度、エルボ開閉変位、歪履歴、破損箇所及び低サイクル疲労寿命について、解析結果は実測値と概ね一致し、本論文で示された解析手法は動的地震荷重条件下の配管系の破損挙動の評価に適用できることを確認した。

論文

Analysis of transport behaviors of cesium and iodine in VERDON-2 experiment for chemical model validation

塩津 弘之; 伊藤 裕人*; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11

The VERDON-2 experiment for FPs transport in steam environment was analyzed with the mechanistic FPs transport code incorporating thermodynamic chemical equilibrium model in order to assess its predictive capability for transport behavior of key FPs, especially for highly volatile FPs such as Cs and I. The present analysis reproduced well the Cs deposition profile obtained from the experiment, which revealed that Cs was transported as CsOH in early phase of FP release from fuel, and then formed Cs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$ after increasing Mo release. On the other hand, the deposition peak of I was predicted to appear at 720 K, which was significantly higher than the experimental result at 600 K. This discrepancy was potentially caused by the following two points: lack of the other stable species in thermodynamics database for thermodynamic chemical equilibrium model, or failure of chemical equilibrium assumption for iodide species.

論文

Computational fluid dynamics analysis for hydrogen deflagration tests at ENACCEF2 facility

Trianti, N.; 佐藤 允俊*; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 7 Pages, 2018/11

Simulation techniques have been developed to analyze the deflagration behavior of hydrogen generated during a hypothetical severe accident in nuclear power plants. The CFD analysis was carried out on the hydrogen deflagration experiment performed at the ENACCEF2 facility composed mainly of a vertical cylindrical tube filled with hydrogen-air mixture and nine annular obstacles were placed in the lower part of the tube. The simulation was carried out by the reactingFoam solver of OpenFOAM 3.0, an open source software for the CFD analysis. The RNG (Renormalization group) k-$$varepsilon$$ model was applied for turbulent flow. The interaction of the chemical reaction with the turbulent flow was considered using PaSR (Partial Stirred Reactor) model with 19 elementary reactions for the hydrogen combustion. The analysis result showed the characteristic of flame acceleration by the obstacle region was qualitatively reproduced even though has discrepancy with the experiment.

論文

Study on criticality in natural barrier for disposal of fuel debris from Fukushima Daiichi NPS

島田 太郎; 田窪 一也*; 武田 聖司; 山口 徹治

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.183 - 187, 2018/11

福島第一原子力発電所の燃料デブリを格納容器から回収した後、地層処分相当の処分場に埋設する際に、燃料デブリはウランのインベントリも多く、$$^{235}$$U濃縮度が2%を超えるため、処分場から溶出したウランが天然バリア内のある地点に集積し、臨界となる可能性が懸念される。本研究では、まずその可能性のある条件を抽出するため、処分場及び天然バリアにおける溶解度、地下水流速などの条件を変化させた1次元核種移行の解析を基に移行経路上のウラン沈殿量を保守的に評価した。その結果、還元性環境が維持される通常の処分環境下では移行経路上で臨界質量を超えるウランが沈殿することはないことが示された。ただし、表層付近の酸化性地下水の流入によって処分場が酸化性に変化する場合では、地質媒体中の酸化から還元に変化するフロントで臨界質量を上回るウランが沈殿する可能性が示唆された。次に、この臨界の可能性が懸念される条件に対し、より現実的に処分場の空間レイアウトを考慮した核種移行解析、臨界評価を行った。その結果、処分場のサイズ条件に基づくウラン集積サイズは臨界となり得る集積サイズよりも広範囲に広がり、天然バリア内において臨界に到する可能性を排除できることが示された。

報告書

北朝鮮による地下核実験に対する大気拡散予測の対応活動

石崎 修平; 早川 剛; 都築 克紀; 寺田 宏明; 外川 織彦

JAEA-Technology 2018-007, 43 Pages, 2018/10

JAEA-Technology-2018-007.pdf:5.67MB

北朝鮮が地下核実験を実施した際、原子力緊急時支援・研修センターは、原子力規制庁からの要請に基づき、国による対応への支援活動として、原子力基礎工学研究センターの協力を得て、WSPEEDI-IIシステムを用いて放射性物質の大気拡散予測計算を実施し、予測情報を原子力規制庁に提出する。本報告書は、北朝鮮による地下核実験に対する国及び原子力機構の対応体制を説明するとともに、平成28年9月及び平成29年9月に実施された5回目及び6回目の地下核実験を主たる対象として、原子力緊急時支援・研修センターが実施した大気拡散予測に関する一連の対応活動を記述する。さらに、予測計算に使用した計算プログラムシステムの概要について説明するとともに、北朝鮮地下核実験対応における今後の計画と課題を記述する。

報告書

CHEMKEq; 化学平衡論及び反応速度論の部分混合モデルに基づく化学組成評価コード(受託研究)

伊藤 裕人*; 塩津 弘之; 田中 洋一*; 西原 慧径*; 杉山 智之; 丸山 結

JAEA-Data/Code 2018-012, 42 Pages, 2018/10

JAEA-Data-Code-2018-012.pdf:4.93MB

原子力施設事故時において施設内を移行する核分裂生成物(FP)の化学組成は、比較的遅い反応の影響を受けることにより化学平衡を仮定して評価した組成とは異なる場合が想定される。そのため、反応速度を考慮した化学組成評価が求められる。一方で、原子力施設事故時の複雑な反応に関する反応速度の知見は現状では限られており、実機解析に適用できるデータベースの構築に至っていない。そこで、FP化学組成評価における反応速度による不確かさの低減のため、化学平衡論及び反応速度論の部分混合モデルに基づく化学組成評価コードCHEMKEqを開発した。このモデルは、系全体の質量保存則の下、前駆平衡と見なせる化学種を化学平衡論モデルにより評価し、その後の比較的遅い反応を反応速度論モデルにより解くものである。さらにCHEMKEqは、本混合モデルに加え一般的な化学平衡論モデル及び反応速度論モデルが使用可能であり、かつ、それらモデル計算に必要なデータベースを外部ファイル形式とすることで汎用性の高い化学組成評価コードとなっている。本報は、CHEMKEqコードの使用手引書であり、モデル, 解法, コードの構成とその計算例を記す。また付録には、CHEMKEqコードを使用する上で必要な情報をまとめる。

論文

Effects of ballooning and rupture on the fracture resistance of Zircaloy-4 fuel cladding tube after LOCA-simulated experiments

湯村 尚典; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 120, p.798 - 804, 2018/10

To investigate the relationship between the fracture resistance of a cladding tube and the amount of deformation of the cladding tube due to ballooning and rupture during a loss-of-coolant accident (LOCA), four-point-bending tests were performed using non-irradiated Zircaloy-4 cladding tubes which experienced a LOCA-simulated sequence (ballooning, rupture, high temperature oxidation and quench). According to the obtained results, it was found that the maximum bending stress of the cladding tube after the LOCA-simulated sequence, which was defined as the fracture resistance, correlated to the average thickness of prior-$$beta$$ layer in the cladding tube. Based on the average thickness of prior-$$beta$$ layer, the fracture resistance of the cladding tube with ballooning and rupture was expressed as functions of isothermal oxidation time and temperature and the maximum circumferential strain on the cladding tube.

論文

核不拡散・核セキュリティに利用される微量分析技術

江坂 文孝

ぶんせき, 2018(10), p.408 - 411, 2018/10

本報告では、核物質粒子の探知技術、質量分析を用いたウランやプルトニウムの同位体比分析技術、さらに精製年代測定技術などの最新の研究成果をデータを示しながら紹介する。これらの分析技術は、核不拡散のための微量分析技術に役立てられている。

論文

Monte Carlo criticality analysis of random media under bounded fluctuation driven by normal noise

植木 太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1180 - 1192, 2018/10

確率的に乱雑化された媒質のモンテカルロ法中性子輸送計算は、臨界性の揺らぎ評価に有効である。ところが、無限に広がる正規分布の裾野を、体積割合の上限と下限のような0%と100%の間に収めるために切り捨ててしまうと、正規性が失われてしまう。そこで、本研究においては、確率過程のKarhunen-Loeve展開による重ね合わせブラウン運動の近似と、確率解析におけるブラウン運動の反射軌道の等価性に基づき、空間的に一定の分散で有界の範囲に収まる正規分布駆動の乱雑化手法を開発した。ウラン燃料・コンクリート・ステンレス鋼への適用を通して、当該手法による効率的な臨界計算が可能であることを示した。

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