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報告書

東京電力福島第一原子力発電所事故を考慮した「もんじゅ」の安全性に関する総合評価

敦賀本部 高速増殖炉研究開発センター

JAEA-Research 2013-001, 392 Pages, 2013/07

JAEA-Research-2013-001.pdf:29.81MB

「東京電力株式会社福島第一原子力発電所における事故を踏まえた既設の発電用原子炉施設の安全性に関する総合評価の実施について(指示)」(原子力安全・保安院、平成23年7月22日)に基づき、高速増殖原型炉もんじゅ(以下、「もんじゅ」という。)についての評価を実施した。評価対象事象は、自然現象としての地震,津波、そして安全機能喪失としての全交流電源喪失,最終ヒートシンク喪失であり、これらの事象に対して燃料の重大な損傷に至ることなく耐えられる余裕を確認した。評価の対象施設は、原子炉,炉外燃料貯蔵槽(以下、EVSTという。),燃料池である。なお、原子炉及びEVSTでは、万一電源が喪失してもナトリウム冷却系の自然循環と空気冷却器の自然通風によって、燃料の崩壊熱を大気へ放散できるという「もんじゅ」の特徴を考慮した。

報告書

幌延深地層研究計画における原位置トレーサ試験結果の評価手法に関する検討(委託研究)

横田 秀晴; 天野 健治; 前川 恵輔; 國丸 貴紀; 苗村 由美*; 井尻 裕二*; 本島 貴之*; 鈴木 俊一*; 手島 和文*

JAEA-Research 2013-002, 281 Pages, 2013/06

JAEA-Research-2013-002.pdf:13.03MB

岩盤中の割れ目を対象とした原位置トレーサ試験結果を評価するうえで課題となる割れ目の不均質性やスケール効果の影響を明らかにするために、コンピュータ上でモデル化した2次元単一割れ目において孔間トレーサ試験のシミュレーションを実施し、得られた濃度破過曲線に対して1次元モデル及び2次元モデルで物質移行パラメータを同定することにより、モデルの適用性を検討した。分散長に着目すると、割れ目の透水性が均質・不均質にかかわらず、1次元モデルで同定された分散長が2次元モデルでの値よりある相関をもって過大に評価されることが明らかとなった。また、1次元モデルで同定された分散長は、不均質場全体に対して同定された値よりも、場合によっては過小あるいは過大に評価されることが示され、その変動は放射状流の影響や、不均質場を規定する相関長と孔間距離の関係に起因することが明らかとなった。これらの結果は、原位置試験実施時のより良い条件や孔配置を提案するとともに、試験結果を評価する際に不均質場の特性を考慮する必要があることを意味する。

報告書

坑道掘削に伴う周辺岩盤の変化に関する力学; 水理連成解析技術の検討(委託研究)

山本 信幸; 岩野 圭太*; 並川 正*; 森川 誠司*; 瀬尾 昭治*; 田部井 和人*; 戸井田 克*; 横田 秀晴

JAEA-Research 2013-003, 252 Pages, 2013/06

JAEA-Research-2013-003.pdf:77.85MB

多数の割れ目を有する岩盤中に坑道を掘削する場合、坑道周辺では割れ目の挙動に起因する力学特性や水理特性の変化が生ずると考えられる。このため、掘削影響領域の評価には割れ目発生等に起因する力学・水理挙動を原位置計測で把握するとともに、割れ目の挙動を考慮できる連成解析による評価が必要となってくる。本研究では、MBCモデル(Micromechanics-Based Continuum model)を用いた水平坑道掘削に伴う3次元力学-水理連成解析の事前・事後解析を実施した。事前解析では、140m調査坑道掘削初期段階において、地上及び地下の調査データを用いた解析を実施した。その結果、MBCモデルによる割れ目の開口と透水係数とがシンクロし、当解析が坑道周辺岩盤の掘削挙動予測に適用可能であることを確認した。事後解析では、140m調査坑道掘削が完了した段階で、事前解析の時点から新たに得られた調査データをもとに初期応力,岩盤力学物性,岩盤水理物性を見直すとともに、割れ目物性に関するデータを追加して解析を実施した。その結果、解析結果は原位置計測結果と力学的にも水理的にも整合がとれ、実現象に近い坑道周辺岩盤の掘削挙動予測が可能であることを確認した。

報告書

超高温ガス炉用等方性黒鉛(IG-110, IG-430)の酸化特性評価; 空気酸化による密度分布と圧縮強度の変化

藤田 一郎*; 衛藤 基邦*; 大崎 弘貴; 柴田 大受; 角田 淳弥; 小西 隆志; 山地 雅俊; 國本 英治

JAEA-Research 2013-004, 20 Pages, 2013/07

JAEA-Research-2013-004.pdf:2.4MB

高温ガス炉や第四世代の超高温ガス炉(VHTR)の炉心構造物には黒鉛が使用される。黒鉛は高温において炉内の冷却材ヘリウムガス中の不純物や空気侵入事故時の酸素ガス等により酸化する恐れがある。このため、黒鉛の酸化特性及びそれに伴う機械的特性の変化を評価しておくことが重要である。本研究では、高温ガス炉(VHTRを含む)用の材料であるIG-110及びIG-430黒鉛の520-900$$^{circ}$$Cにおける空気酸化特性及び酸化に伴う圧縮強度の変化について調べ、以下の結論を得た。(1) IG-430の酸化速度はIG-110の半分以下であるが、活性化エネルギーはほぼ同じ176kJ/molである。(2)酸化による密度分布と圧縮強度の変化には相関があり、同一の酸化重量変化においては、均一酸化が生じる600$$^{circ}$$C以下で強度が最も小さくなる。(3)酸化の進行過程においては、黒鉛試験片内のバインダー由来の結晶性の悪い部分から優先的に酸化が進行する。そのため、酸化消耗については、ガス化以外に、コークス粒子が脱離する影響も考慮する必要がある。

報告書

極微量ウラン影響効果試験(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*; 大和 恵子*; 西山 祐一*

JAEA-Research 2013-005, 60 Pages, 2013/06

JAEA-Research-2013-005.pdf:4.49MB

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かかわ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及び生体応答評価を、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19年度から平成23年度は以下の成果を得た。(1)本研究の課題設定にあたり、低線量域でのラドンの影響効果について文献調査した。(2)大規模な小動物のラドン吸入試験を目的とした国内初の大規模設備を開発した。(3)ラドンによる諸臓器の抗酸化機能の変化を知るうえで最も基本的な条件となる、ラドン濃度と吸入時間の関係について網羅的に検討した。(4)ラドン吸入に臓器中の抗酸化機能を亢進する効果を確認したことから、症状緩和が期待できる酸化障害への効果について疾患モデルマウスによる検討を行い、肝臓などでのアルコール等誘導酸化障害やI型糖尿病に対する抑制効果を確認した。(5)吸入ラドンによる生体応答を定量的に議論するため、吸入ラドンの体内動態を把握し、諸臓器・組織の吸収線量の評価方法について検討した。

報告書

地下水の地球化学データに基づく地下水流動評価方法の検討,2; 幌延地域への適用例(受託研究)

酒井 隆太郎; 武田 聖司; 宗像 雅広; 木村 英雄

JAEA-Research 2013-006, 18 Pages, 2013/07

JAEA-Research-2013-006.pdf:2.77MB

放射性廃棄物の地層処分では、人間社会への核種移行を信頼性高く評価するため、地下深部の広域地下水流動を評価することが重要である。我が国の堆積岩地域には、地下深部に停帯性の化石塩水が広く分布しており、天水の侵入・希釈によって中間的な塩分濃度を持つ混合水が浅部に形成されている。混合水の水質形成は、化石塩水の組成と地下水流動によって影響を受けている。このため、本研究では、混合水中のCl/$$delta$$$$^{18}$$O比をトレーサーとして幌延地区を対象として、地下水流動が水質形成プロセスに与える影響について解析的検討を行った。解析では、幌延地区を模擬したCl/$$delta$$$$^{18}$$Oの初期地下水分布を設定したうえで、天水による洗い出し解析を実施した。その結果、天水と化石塩水との混合水のCl/$$delta$$$$^{18}$$O比から推定される地下水移動量は、地下水流速から算出された移動量とおおむね一致することから、混合水のCl/$$delta$$$$^{18}$$O比は地下水流動の評価に有用であることが示された。

報告書

渦モデルによるガス巻込み・液中渦評価手法の研究; 実規模試験に対するガス巻込み評価手法の適用性検討および液中渦評価手法の基礎的検討

伊藤 啓; 江連 俊樹; 大野 修司; 上出 英樹; 中峯 由彰*; 今井 康友*

JAEA-Research 2013-007, 75 Pages, 2013/10

JAEA-Research-2013-007.pdf:5.21MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ナトリウム冷却大型高速炉(JSFR)の安全設計クライテリア構築の一環として、原子炉容器内上部プレナム部におけるさまざまな熱流動現象の評価を行っている。自由液面におけるカバーガス巻込み及びホットレグ配管入口部における液中渦キャビテーションは重要な評価対象であり、前者は1次冷却系統内への気泡混入によって炉心出力擾乱やIHX除熱性能劣化など高速炉の安定運転に影響を及ぼす可能性があるため、後者は構造物(配管)健全性確保の観点から、その発生を抑制することが重要である。どちらの現象も、強い旋回渦の発生による渦中心での圧力低下に伴って発生するため、現象評価のためには渦挙動を正確に模擬できる手法が必須である。そこで、JAEAでは、数値解析と渦モデルを用いたガス巻込み評価手法の構築を進めている。本研究では、実規模ガス巻込み現象への適用性確認を目的として、1/1.8縮尺試験を対象とした評価を行う。また、液中渦に対する圧力降下量や代表圧力等の評価を行うため、ガス巻込み発生評価手法を拡張することで液中渦評価手法を開発し、液中渦基礎試験を対象とした検証を行う。

報告書

液体金属流れ中の気泡・溶存ガス挙動解析コードの開発

伊藤 啓; 大野 修司; 上出 英樹; 粉川 広行; 二川 正敏; 河村 拓己*; 今井 康友*

JAEA-Research 2013-008, 117 Pages, 2013/10

JAEA-Research-2013-008.pdf:6.55MB

ナトリウム冷却大型高速炉では、1次冷却系統内に存在する気泡・溶存ガスによる炉心反応度擾乱や熱交換器性能低下などが懸念されており、冷却系統内における気泡・溶存ガス挙動を把握することは、高速炉の安定運転を担保するうえで重要である。また、J-PARCの水銀ターゲットシステムにおいては、キャビテーションによる構造材壊食を抑制するために微小気泡を注入しているが、熱交換器におけるガス蓄積を防止するため、微小気泡の挙動を評価することが課題となっている。原子力機構では、液体金属流れ(主として高速炉1次冷却材流れ)中の気泡・溶存ガス挙動を評価するため、フローネットワーク型の解析コードVIBULの整備を進めており、本研究では、解析精度向上を目的としたVIBULコードの改良と、水銀ターゲットシステムに適用するために必要なモデルの開発を行った。

報告書

酸化物分散強化型フェライト鋼の硝酸溶解特性評価,2; 溶解工程の硝酸濃度等に対応した溶解量の検討

井上 賢紀; 須藤 光雄; 小山 真一; 大塚 智史; 皆藤 威二

JAEA-Research 2013-009, 78 Pages, 2013/10

JAEA-Research-2013-009.pdf:3.75MB

高速増殖炉サイクル実用化段階の燃料被覆管の基準材料であるマルテンサイト系酸化物分散強化型フェライト鋼(9Cr-ODS鋼)の再処理システム適合性評価の一環として、溶解工程の硝酸濃度等に対応した溶解量を評価した。溶解液のなかの燃料被覆管成分の高濃度化による個別プロセスへの影響の観点からは最大値を示す最高温度炉心燃料集合体単体の溶解量、高レベル放射性廃棄物(ガラス固化体)の発生量への影響の観点からはすべての炉心燃料集合体を積算した溶解量を算出した。溶解量の評価にあたっては、過去の高速炉における燃料ピン照射試験、ナトリウムループ試験等の結果をレビューし、炉内使用に伴う外面腐食,内面腐食等が硝酸溶解特性に及ぼす影響を考慮した評価方法を検討した。炉内使用の影響による溶解量の増分を評価したところ、流動ナトリウム環境特有の質量移行現象の発生条件に大きく依存することがわかった。

報告書

核変換を導入した燃料サイクルの核拡散抵抗性

西原 健司

JAEA-Research 2013-010, 26 Pages, 2013/10

JAEA-Research-2013-010.pdf:2.44MB

高速炉(FR)もしくは加速器駆動システム(ADS)を用いた核変換を導入した核燃料サイクルの平衡期におけるマスフローを評価し、新燃料及び使用済燃料中のアクチノイド核種の核物質としての魅力度を評価した。その結果、FR中のプルトニウム、及び、FRとADS中のネプツニウムの魅力度が比較的高いことなどがわかった。また、魅力度に差はあるものの、すべての燃料サイクルにおいて保障措置対象外となるような低魅力度Puはなく、制度的枠組み等の核拡散抵抗性の他の要因と組合せることが重要である。

報告書

高速炉冷却系配管における流れの剥離現象に関する基礎研究; 高レイノルズ数領域におけるマルチエルボ内複雑流動構造の解明(先行基礎工学研究に関する平成20年度及び平成21年度共同研究報告書)

江原 真司*; 結城 和久*; 橋爪 秀利*; 相澤 康介; 山野 秀将

JAEA-Research 2013-011, 72 Pages, 2013/10

JAEA-Research-2013-011.pdf:11.34MB

東北大学では、コールドレグ配管で発生する非定常流動メカニズム及び圧力変動特性を可視化試験及び圧力測定試験により明らかにし、さらにスケール効果を調べるため、異なる縮尺モデルにおいて流動試験を実施した。平成20年度では、1/15縮尺流動試験装置において2段エルボ内の可視化試験を実施した。また、1/7縮尺流動試験装置に1段ショートエルボを設置して装置の健全性を確認し、Re=320,000に対する可視化試験に着手した。平成21年度では、1/7縮尺流動試験装置を用いて1段エルボ及び2段立体接続エルボに関する可視化試験を実施し、詳細な流れ場を観測した。これら試験データから、エルボ内流れの複数エルボ効果を検討した。加えて、1/15及び1/7縮尺試験装置を用いて1段エルボに関する圧力変動計測試験を実施し、Re数を変化させたときの圧力変動特性を計測した。これらの配管スケールの異なる試験データより、圧力変動特性へのスケール効果の影響を検討した。原子力機構では、実機設計の成立性評価に向けて解析評価手法の開発を進めている。商用熱流動解析コードSTAR-CDを用いて1/7縮尺2段エルボ流動試験解析を実施し、可視化試験結果と流速分布の傾向はおおむね一致していることを示した。本研究より、単エルボ配管体系を対象に検証してきたURANS解析手法が2段エルボ体系に適用可能なことを確認した。

報告書

高レベル放射性廃棄物処分場を対象とした隆起・侵食および気候・海水準変動による影響評価手法の検討; わが国における河川侵食による地形変化モデルの構築

注連本 英典; 山口 正秋; 若杉 圭一郎; 柴田 雅博

JAEA-Research 2013-012, 35 Pages, 2013/10

JAEA-Research-2013-012.pdf:8.16MB

本研究では天然現象のうち隆起・侵食/気候・海水準変動事象に着目し、地下深部に設置された処分場が地表に近接した場合の影響を定量的に評価すべく、わが国における侵食作用の中で主要、かつ速度が大きいと考えられる河川の侵食作用に注目し、河川侵食により生じる地形変化の概念モデルを流域により異なる河川侵食/堆積のシステムごとに構築した。河川侵食による地形変化の概念モデルは、これまで未着手であった河川の下流$$sim$$河口部、及び源流部を対象として、過去12万年程度の隆起・侵食及び気候・海水準変動の影響による河川の地形変化の記録を模式化することにより概念モデルを構築した。さらに、処分場の地表近接プロセスの評価において必要となる侵食量を見積もるために、沖積層の情報をもとに河川の流路付近の下刻及び側方侵食の深さと幅を分析し、モデルにおけるディメンジョンの設定方法を例示した。源流部の概念モデルでは、中部山岳地帯のDEMデータをもとに谷に関するディメンジョンを例示した。以上の検討を通じて、わが国の河川侵食の特徴を踏まえた地形変化の概念モデルの開発と、河川侵食による処分場の地表近接による影響を評価するための基盤情報を整備した。

報告書

再処理施設の廃液沸騰事故でのエアロゾル移行挙動に影響する気体の熱力学物性値の推定

吉田 一雄; 石川 淳

JAEA-Research 2013-013, 24 Pages, 2013/10

JAEA-Research-2013-013.pdf:2.13MB

再処理施設では、長時間の全交流電源の喪失による放射性廃液を内包する貯槽の冷却機能の喪失で、廃液が沸騰する事故が想定される。この事故では、放射性物質は沸騰により発生する蒸気等に搬送され施設外へ移行すると考えられ、事故影響を評価するうえでは、貯槽を含めた施設内でのエアロゾルの挙動を解析する必要がある。再処理施設の沸騰事故では、エアロゾルが移行する施設内の雰囲気が空気や水蒸気だけでなく、沸騰事故に特有の硝酸蒸気及びNOxで構成されるため、エアロゾルの移行挙動に影響するこれらの気体の粘性係数、拡散係数等の物性値が移行挙動解析に不可欠である。本報では、エアロゾルの移行挙動にかかわる気体の物性値の取り扱いについて、原子炉施設のシビアアクシデント解析のために開発された既存の計算コードを調査するとともに、これらの計算コードを再処理施設の当該事故に適用するために必要となる硝酸蒸気及び、NOxガスのうち二酸化窒素及び四酸化二窒素の粘性係数の推算を試みた。その結果をもとに粘性係数の推奨値について考察した結果を示す。

報告書

超深地層研究所計画,地質・地質構造に関する調査研究; 深度300mから500mまでの地質・地質構造

鶴田 忠彦; 笹尾 英嗣; 川本 康司; 窪島 光志; 石橋 正祐紀

JAEA-Research 2013-014, 35 Pages, 2013/11

JAEA-Research-2013-014.pdf:12.15MB

日本原子力研究開発機構では、「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)を対象とした超深地層研究所計画を岐阜県瑞浪市において進めている。本計画は、「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段階からなる約20年の計画である。現在は、第2段階及び第3段階の調査研究を進めている。そのうち第2段階における地質・地質構造の調査研究では、「研究坑道の掘削を伴う調査研究による地質環境モデルの構築及び研究坑道の掘削による深部地質環境の変化の把握」を段階目標の一つとして調査研究を進めている。本報告書は、今後の調査研究に資するため、第2段階における地質・地質構造の調査研究結果に基づき、瑞浪超深地層研究所の深度300mから500mまでのうち、2008$$sim$$2012年度の掘削範囲で認められた地質・地質構造を取りまとめた。本取りまとめ結果は、第2段階で更新された地質構造モデルに反映した。

報告書

坑道周辺岩盤の概念再構築に関する研究; 平成24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*; 尾方 伸久

JAEA-Research 2013-015, 21 Pages, 2013/11

JAEA-Research-2013-015.pdf:10.41MB

本報告書は、地層処分におけるニアフィールド(NF)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。地層処分施設における地下坑道周辺岩盤を含むニアフィールドでの、現実的な核種移行シナリオとして、地層処分場の 掘削$$sim$$操業期間$$sim$$閉鎖後の時系列変化を、ステージ0$$sim$$IVの5段階に区分して、提示することを試みた。特に地層処分場の閉鎖後の時空間における「場」の状態に着目し、各時空間断面において「場」の環境要因が連成して変化する現実的な「場」の状態の設定を行うことを2012年度の目標とし、各時空間断面における「場」の状態や要因の相互作用の網羅性を重要視し、次年度以降の検討課題のリストを提示した。

報告書

植物影響効果試験,2(共同研究)

山田 智*; 北 実*; 石森 有

JAEA-Research 2013-016, 32 Pages, 2013/09

JAEA-Research-2013-016.pdf:3.01MB

鳥取大学農学部と日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターは、世界有数のラドン温泉地域である三朝地域の放射線的特徴等に着目し、地産野菜等の特産品化を目指した植物影響効果研究を共同で行っている。本報告書は、平成23$$sim$$24年度に実施した以下の内容及びその成果について、とりまとめたものである。[1]生理メカニズム解明試験: 作物の生長や品質成分に及ぼす温泉水の影響効果についてメカニズム等の解明を行った。リーフレタスでは生長とミネラル含量が増加するが、その生理メカニズムとして選択的K吸収能が高いこと、フダンソウでは生長は増加するがミネラル含量は影響を受けず、その生理メカニズムとしてNaにより生長が促進されることがわかった。また、ミズナ及びサラダナでは苦味を呈する遊離アミノ酸が低下した。[2]中規模栽培試験: 平成21$$sim$$22年度に実施した選抜栽培試験で特に有望な作物について中規模の栽培試験を行った。(1)作物生長に最適な栄養量、(2)温泉水のpH、(3)温泉水由来の有害物質を作物が含有する可能性、(4)栽培にかかわる手順とシステムの観点から実用化試験に向けた課題を抽出し、中規模栽培システムが確立できた。

報告書

グローブボックス用導電性グローブの開発; グローブの試作および性能評価

古田土 和雄; 江沼 誠仁; 川崎 猛; 野上 嘉能; 金子 一徳; 木村 真則*; 安森 友和*

JAEA-Research 2013-017, 45 Pages, 2014/02

JAEA-Research-2013-017.pdf:3.98MB

核燃料施設におけるグローブボックス用グローブには、素材としてクロロスルフォン化ポリエチレン系合成ゴム(以下、CSMゴムという)が多く用いられている。CSMゴムは、主鎖に2重結合を有しない構造であることから、耐放射線性の観点で優れた素材であるが、直接$$alpha$$線が接触する環境では、劣化の進行が速くなる。プルトニウム燃料製造施設では、グローブボックスにおいてプルトニウム粉末を直接取り扱うことから、グローブの劣化は、主として、グローブ表面に付着したプルトニウム粉末からの$$alpha$$線により生じることになる。そのため、グローブ表面へのプルトニウム粉末の付着を減少させることにより、グローブの劣化の進行を遅らせることができる。そこで、グローブ表面の静電気の発生を抑える導電性グローブを開発・試験し、従来のグローブと比較して、粉末が付着しづらいことを確認した。

報告書

カメラ画像を用いた三次元図面作成プログラムの開発; 画像マッチング手法の検討と予備評価結果

上地 優; 赤井 直紀*; 尾崎 功一*; 伊藤 主税

JAEA-Research 2013-018, 18 Pages, 2013/11

JAEA-Research-2013-018.pdf:2.1MB

東京電力福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた研究開発として、原子炉格納容器や圧力容器内部の調査技術に係る研究開発が進められている。原子炉内部の状況を把握するためには、内部の画像を取得し、視覚的な理解を図ることは有効であると考えられる。さらに、内部調査画像を用いた三次元図面作成機能を具備することによって、炉内の内部状況を単に画像としてとらえるだけでなく、CADなどのコンピュータ上で取扱い可能な状態へ復元することで、炉内の燃料取出しや構造物除去などの作業計画の策定や手法の検討に資する。そこで、画像を用いた三次元情報取得に必要となる画像間の対応点抽出手法に係る検討を行うとともに、それらを用い実画像に対する予備評価を実施した。その結果、類似テクスチャを多数有する直線的な構造物に対しては、SURFによる対応点探索は改良の必要があり、一方キャニー法によるエッジ検出は安定的に抽出可能であることがわかった。また、画像取得モデルを仮定した計算を実施し、対象のサイズ,距離,要求分解能に対して、必要な機器仕様を数値的に明らかにした。

報告書

超深地層研究所計画におけるサイトスケール地質構造モデルの構築; 第2段階におけるShaft460およびShaft500地質構造モデルへの更新

石橋 正祐紀; 笹尾 英嗣; 窪島 光志; 松岡 稔幸

JAEA-Research 2013-019, 31 Pages, 2013/11

JAEA-Research-2013-019.pdf:11.64MB

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)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。計画は、「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段階からなり、現在は第2段階及び第3段階の調査研究を進めている。第2段階での地質・地質構造に関する研究では、研究坑道の掘削に伴う研究坑道の壁面地質調査結果や研究坑道から実施したボーリング調査結果等に基づき、第1段階に構築した地質構造モデル(SB3地質構造モデル)の更新を行っている。現在までに、6回の更新を実施しており、本報告書では、これまでに更新してきた地質構造モデル(Shaft180地質構造モデルからStage300地質構造モデル)の概要と、新たに構築したShaft460地質構造モデル及びShaft500地質構造モデルの更新結果について示す。

報告書

使用済燃料に含まれる核分裂生成核種の組成測定試験方法の検討

深谷 洋行; 須山 賢也; 薗田 暁; 大久保 清志; 梅田 幹; 内山 軍蔵

JAEA-Research 2013-020, 81 Pages, 2013/10

JAEA-Research-2013-020.pdf:3.81MB

日本原子力研究開発機構が原子力安全基盤機構から受託した事業「平成20-23年度軽水炉燃焼燃料の核分裂生成核種組成測定試験」において、燃焼率評価に必要な元素の1つであるネオジムを対象とした2種類の手法による定量結果に差異が生じた。使用済燃料中の核分裂生成核種組成の測定は重要な基盤技術であり、また、福島第一原子力発電所事故に対応する技術として今後も継続的に発展させる必要があるため、確度の高いデータの取得及び定量結果の差異の原因究明を目的としたフォローアップ測定を実施した。測定の結果、ネオジムについては5試料のうち2試料で、また、核分裂生成核種の一部については5試料すべての定量結果の修正が必要であることがわかった。本報告は、本フォローアップ測定において実施した作業及び測定結果についてまとめたものである。

報告書

瑞浪超深地層研究所における深度500mまでの地球化学調査および調査技術開発

岩月 輝希; 湯口 貴史; 大森 一秋; 長谷川 隆; 宗本 隆志

JAEA-Research 2013-021, 63 Pages, 2013/12

JAEA-Research-2013-021.pdf:13.42MB

瑞浪超深地層研究所計画第2段階の調査研究では、「地表からの調査予測研究段階(第1段階)」において構築された地球化学モデルの妥当性を確認するとともに、施設建設が周辺の地球化学特性に与える影響の観測とそれに基づく将来予測を行った。第3段階の調査研究では、坑道で利用する調査技術として地下水の酸化還元電位の観測技術、コロイド/有機物の調査技術の開発を行った。深度500mまでの調査研究の結果、堆積岩及び花崗岩における施設操業、維持管理時の水質変化が、塩分濃度の異なる地下水の混合状態の変化に起因することが明らかになった。また、坑道周辺の地下水の水質が将来的に花崗岩浅部の地下水の組成に変化していくことが明らかになった。これらの結果に基づき、第1段階及び第2段階の調査にかかわる留意点として、地球化学特性の擾乱にかかわる高透水性の地質構造に焦点を当てたモニタリングの考え方や多変量解析の有効性を提示することができた。

報告書

化学形に着目した破損燃料からの核分裂生成物及びアクチニドの放出挙動評価; 溶融被覆管と照射済MOX燃料の反応による相状態とFP放出挙動

田中 康介; 三輪 周平; 佐藤 勇; 廣沢 孝志; 関根 伸一; 関 崇行*; 所 大志郎*; 大林 弘; 小山 真一

JAEA-Research 2013-022, 62 Pages, 2014/01

JAEA-Research-2013-022.pdf:33.64MB

原子力安全研究及び東京電力福島第一原子力発電所1$$sim$$4号機の廃炉措置に向けた研究開発におけるニーズを踏まえ、シビアアクシデント進展解析コードの高度化を目的として、化学形及び燃料と被覆管、制御棒等との高温化学反応に着目した破損燃料からの核分裂生成物及びアクチニドの放出挙動評価のための研究が開始された。本研究の一環として、核分裂生成物の放出挙動に及ぼす燃料と被覆管との高温化学反応の影響を評価するための加熱試験手法を確立するとともに、核分裂生成物放出に関するデータの取得を目的として、溶融被覆管と照射済MOX燃料が反応する体系での核分裂生成物の放出試験を実施した。ジルコニアるつぼを用いて、溶融ジルカロイと照射済MOX燃料を最高温度2100$$^{circ}$$Cまで加熱して反応させる試験を実施し、核分裂生成物であるCsの放出速度を評価した。また、放出挙動評価に資する基礎データ取得の一環として、加熱後試料の組織観察や元素分布測定等を行った。試験結果を先行研究の結果と比較・検討した結果、本試験手法を用いることにより、溶融被覆管と照射済燃料が反応する体系における核分裂生成物の放出試験が実施できることを確認した。また、FP放出の基礎データに加え、溶融被覆管と照射済燃料との反応挙動及び反応時におけるUとPu及びFPの随伴性に関する基礎データを得た。

報告書

超深地層研究所計画(岩盤の水理に関する調査研究); 研究坑道掘削に伴う地下水流動場及び地下水水質の変化を考慮した地下水流動のモデル化・解析; 2010年度

菱谷 智幸*; 前村 庸之*; 木村 仁*; 尾上 博則; 三枝 博光; 水野 崇

JAEA-Research 2013-023, 84 Pages, 2013/11

JAEA-Research-2013-023.pdf:11.72MB

本研究では、深度約460mまでの研究坑道の掘削に伴う地下水圧や地下水水質の変化に関する情報に基づき、地質環境モデルを構築するとともに、それらの妥当性を確認するために数値解析的な検討を実施した。さらに、それらの結果を反映した地下水流動解析による水理地質構造モデルのキャリブレーションを実施し、これまでに取得されているデータを統合的に説明できる水理地質構造モデルの構築を試みた。その結果、水理地質構造や坑道近傍の透水性及び有効間隙率が、研究坑道の掘削に伴う湧水量や周辺の地下水圧分布並びに地下水水質の変化に与える影響を把握することができた。また、研究坑道からの湧水量、それに伴う地下水圧や塩化物イオン濃度の変化傾向を概括的に再現することができた。

報告書

レーザー光を用いた燃料デブリ・炉内構造物取出しに向けた研究,1; 研究計画及び平成24年度研究成果

村松 壽晴; 山田 知典; 羽成 敏秀; 武部 俊彦; 松永 幸大

JAEA-Research 2013-024, 49 Pages, 2013/08

JAEA-Research-2013-024.pdf:6.63MB

福島第一原子力発電所の廃止措置作業では、燃料と炉内構造物とが溶融混合凝固した燃料デブリなどを取出し対象とする必要がある。この燃料デブリは、米国・スリーマイル島原子力発電所2号機での知見から、形状不定、高硬度、多孔質、多成分などの特徴を持つと考えられ、これを的確に取出すことのできる工法を確立する必要がある。本報では、高出力・高出力密度、局所加工性、遠隔操作性に優れ、さらには靭性によらず溶断・破砕を行うことが可能なレーザー光を熱源とした切断工法を対象とし、燃料デブリの取出しに必要となる要素技術を開発することを目標とした研究計画を策定するとともに、これに基づいた2012年度(平成24年度)の研究成果について記載した。

報告書

福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた2-$$ textcircled{1} $$-1建屋内遠隔除染技術の開発; JAEAにおけるサンプルの詳細分析結果

前田 宏治; 佐々木 新治; 熊井 美咲; 佐藤 勇; 須藤 光雄; 逢坂 正彦

JAEA-Research 2013-025, 123 Pages, 2014/01

JAEA-Research-2013-025-01.pdf:50.58MB
JAEA-Research-2013-025-02.pdf:61.94MB
JAEA-Research-2013-025-03.pdf:52.86MB
JAEA-Research-2013-025-04.pdf:61.52MB
JAEA-Research-2013-025-05.pdf:44.49MB

福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた研究開発課題「2-$$ textcircled{1} $$-1建屋内の遠隔除染技術の開発」のなかで、1号機から3号機の原子炉建屋において採取したサンプルについて性状把握(遊離性,固着性,浸透汚染)を目的とした現地分析が実施された後、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターにある照射燃料集合体試験施設(FMF)へ代表的なサンプルを輸送し、汚染の広がりや汚染の浸透を把握するための詳細分析をFMF及び照射燃料試験施設(AGF)で実施した。特に、床コンクリート保護用のエポキシ塗膜とコンクリート内部について主な汚染源となっているセシウムの浸透状況を調査した。サンプルの詳細分析の結果、2号機原子炉建屋の汚染状況が1, 3号機のものと異なること、床コンクリートの上面を保護するエポキシ塗膜がコンクリートへの汚染の浸透を抑制すること、床コンクリート表面を保護する塗膜に1mm以下の局所的な汚染の侵入があることがわかった。

報告書

地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究; 平成22年度成果報告(共同研究)

中司 昇; 畑中 耕一郎; 佐藤 治夫; 杉田 裕; 中山 雅; 朝野 英一*; 斉藤 雅彦*; 須山 泰宏*; 林 秀郎*; 本田 ゆう子*; et al.

JAEA-Research 2013-026, 57 Pages, 2013/11

JAEA-Research-2013-026.pdf:7.48MB

原子力機構と原子力環境整備促進・資金管理センターは、原子力環境整備促進・資金管理センターが受注した「地層処分実規模設備整備事業」の工学技術に関する研究を共同で実施するため、「地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究」について共同研究契約を締結した。本共同研究は深地層研究所(仮称)計画に含まれる地層処分研究開発のうち、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されている。本報告は、上記の共同研究契約にかかわる平成22年度の成果についてまとめたものである。具体的成果としては、平成20年度に策定した全体計画に基づき、ブロック式緩衝材定置試験設備の一部を製作した。また、試験及び展示を行うための設備建屋にて、製作済みの緩衝材定置試験設備や実物大の緩衝材ブロック等の公開を継続するとともに、緩衝材可視化試験を実施した。

報告書

地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究; 平成23年度成果報告(共同研究)

中司 昇; 佐藤 治夫; 棚井 憲治; 杉田 裕; 中山 雅; 澤田 純之*; 新沼 寛明*; 朝野 英一*; 斉藤 雅彦*; 吉野 修*; et al.

JAEA-Research 2013-027, 34 Pages, 2013/11

JAEA-Research-2013-027.pdf:5.84MB

原子力機構と原子力環境整備促進・資金管理センターは、原子力環境整備促進・資金管理センターが受注した「地層処分実規模設備整備事業」の工学技術に関する研究を共同で実施するため、「地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究」について共同研究契約を締結した。本共同研究は深地層研究所(仮称)計画に含まれる地層処分研究開発のうち、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されている。本報告は、上記の共同研究契約にかかわる平成23年度の成果についてまとめたものである。具体的成果としては、平成20年度に策定した全体計画に基づき、ブロック式緩衝材定置試験設備の一部を製作した。また、製作済みの緩衝材定置試験設備や実物大の緩衝材ブロック等の公開を継続するとともに、緩衝材可視化試験を実施した。

報告書

ヘリコプターを用いた空中物理探査データの再解析

長谷川 健; 山田 信人; 遠藤 令誕*; 小出 馨

JAEA-Research 2013-028, 83 Pages, 2013/12

JAEA-Research-2013-028.pdf:18.29MB

花崗岩分布域における空中物理探査の適用性を評価するために、平成9年から平成11年にかけて岐阜県東濃地域の花崗岩分布域を対象にヘリコプターを用いた空中物理探査(空中電磁探査,空中磁気探査,空中$$gamma$$線探査)が実施された。今回、当時取得したデータを再解析し、以下の結果を得た。(1)空中電磁探査; 見掛比抵抗の新たな計算方法を考案しデータの再処理を行った。その結果、それぞれの岩石の比抵抗に応じた見掛比抵抗を計算することが可能となり、その値を用いて作成した見掛比抵抗コンター図から、花崗岩体の深度の変化を明瞭に読み取ることができた。(2)空中磁気探査; 当該地域の花崗岩の磁化率は岩体全体で均一ではなく、磁化率の観点から花崗岩はおよそ五つの部分に区分可能であることがわかった。また、カラー陰影図は磁気異常の定性解析に有効であることがわかった。(3)空中$$gamma$$線探査; $$gamma$$線の局所異常を示す地点を新たに抽出した。抽出された異常点は開口性の断裂を反映しているのではなく、花崗岩の露頭あるいはウラン鉱床の露頭を反映している可能性が高いことが推論された。今回の解析結果から、ヘリコプターを用いた空中物理探査が地表での調査計画の立案に必要な多くの情報を提供可能であることが再確認された。

報告書

福島第一原子力発電所事故に係る避難区域等における除染実証業務; 個人線量調査事業編(受託研究)

高原 省五; 飯島 正史; 串田 輝雄; 白鳥 芳武

JAEA-Research 2013-029, 36 Pages, 2013/12

JAEA-Research-2013-029.pdf:2.7MB

生活習慣の違いが住民の被ばくに及ぼす影響を明らかにするために、福島第一原子力発電所事故の影響を受けた地域において生活行動時間を調査するとともに、外部被ばくによる個人線量の測定を行った。また、個人線量の評価モデルを作成し、放射線量率の測定結果と生活行動時間の調査結果をもとに個人線量を評価して、実測値との比較より評価の妥当性を検証した。住民の生活行動時間には、職業によって屋外での滞在時間に明らかな差がみられ、屋外作業者の個人線量と屋内作業者の個人線量には有意な違いが観察された。事故の影響を受けた地域で生活を続ける住民の線量をより正確に評価するためには、職業などによる生活行動時間の違いを反映して評価を実施すべきである。

報告書

CMIR-6で照射したODS鋼被覆管の照射挙動評価

矢野 康英; 大塚 智史; 山下 真一郎; 小川 竜一郎; 関根 学; 遠藤 敏明; 山県 一郎; 関尾 佳弘; 丹野 敬嗣; 上羽 智之; et al.

JAEA-Research 2013-030, 57 Pages, 2013/11

JAEA-Research-2013-030.pdf:48.2MB

安全性並びに経済性に優れた高速増殖炉を実現させるためには、燃料の高性能化が不可欠であり、そのためには高温・高燃焼度条件での使用に耐えうる炉心材料の開発と照射挙動(=照射健全性)の把握が重要な課題である。このため、耐スエリング性能に優れるフェライト鋼を炉心材料に選定し、被覆管材料としてはODSフェライト鋼、ラッパ管材料としては11Cr-フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)を第一候補材料として開発を実施している。そこで、照射挙動評価に資するために、「常陽」MK-III炉心材料照射用CMIR-6で照射したODSフェライト鋼の照射後強度特性並びに組織観察を行い、挙動評価を行った。

報告書

結晶質岩を対象とした長期岩盤挙動評価手法に関する研究; 2012年度(委託研究)

福井 勝則*; 羽柴 公博*; 丹野 剛男; 引間 亮一; 真田 祐幸; 佐藤 稔紀

JAEA-Research 2013-031, 52 Pages, 2013/12

JAEA-Research-2013-031.pdf:4.06MB

長期に渡る岩石や岩盤の時間依存性挙動を把握することは、坑道の長期安定性を評価するうえで重要な課題である。そこで、岩石や岩盤の時間依存性挙動を、精密な試験や観察・計測から直接的に検討する手法(現象論的方法)で解明し、岩盤構造物の長期挙動予測評価手法を開発する研究を行ってきた。本報告書は、2012年度に実施した岩石や岩盤の時間依存性挙動に関する研究をまとめたものである。第1章では、これまでの研究内容とその背景を概括した。第2章では、1997年度から継続している田下凝灰岩のクリープ試験結果について報告した。第3章では、岩石の時間依存性挙動把握のため、載荷速度依存性に関するデータの整理と分析を行った。第4章では、原位置試験計画の策定のため、空洞の周辺岩盤に生じる応力が一本の円形坑道を掘削した際の周辺岩盤の応力状態よりも大きくなるような条件下での坑道の安定性について検討した。

報告書

オンサイト非破壊検査技術の開発; HTTRの内部構造可視化予備試験

竹上 弘彰; 寺田 敦彦; 野口 弘喜; 上地 優; 小野 正人; 高松 邦吉; 伊藤 主税; 日野 竜太郎; 鈴木 敬一*; 大沼 寛*; et al.

JAEA-Research 2013-032, 25 Pages, 2013/12

JAEA-Research-2013-032.pdf:3.56MB

本研究では、原子炉建屋外から非破壊で燃料デブリの位置情報を取得可能な技術の候補として、宇宙線ミューオンを用いた非破壊検査技術に着目した。この技術は地盤探査を目的として開発された技術であることから、原子炉内部調査への適用性を検証するため、既存のミューオン受光システムを用いて、大洗研究開発センターに設置されている高温工学試験研究炉(HTTR)の内部構造可視化予備試験を実施した。可視化予備試験の結果、同時計数法を用いたミューオン非破壊検査技術により、HTTR内部の炉心、コンクリートのような高密度の構造物が判別可能であることを示した。また、オンサイト測定における課題を検討した結果、既存装置の改良により対応可能であることを示した。

報告書

平成23年度福島第一原子力発電所事故に係る福島県除染ガイドライン作成調査業務報告書

木原 伸二; 天澤 弘也; 坂井 章浩; 仲田 久和; 久語 輝彦; 松田 規宏; 大泉 昭人; 笹本 広; 三ツ井 誠一郎; 宮原 要

JAEA-Research 2013-033, 320 Pages, 2014/07

JAEA-Research-2013-033.pdf:119.17MB

自治体等による除染計画の策定及び除染活動の実施の際に必要となる知見・データの蓄積をすることを目的に、森林に隣接した家屋、傾斜地等を含む南相馬市ハートランドはらまち、並びに家屋,畑,牧草地,果樹園等を含む伊達市下小国地区を対象として面的除染を実施した。除染エリアの地形、土地の利用状況等に応じて容易に実施可能な除染方法を用いた結果、除染後の空間線量率の平均値はおおむね除染前の1/2まで低減した。

報告書

地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究; 平成24年度成果報告(共同研究)

中司 昇; 佐藤 治夫; 棚井 憲治; 中山 雅; 澤田 純之*; 朝野 英一*; 斉藤 雅彦*; 吉野 修*; 塚原 成樹*; 菱岡 宗介*; et al.

JAEA-Research 2013-034, 70 Pages, 2014/01

JAEA-Research-2013-034.pdf:9.11MB

原子力機構と原環センターは、原子力環境整備促進・資金管理センターが受注した「地層処分実規模設備整備事業」の工学技術に関する研究を共同で実施するため、「地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究」について共同研究契約を締結した。本共同研究は深地層研究所(仮称)計画に含まれる地層処分研究開発のうち、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されている。本報告は、上記の共同研究契約に関わる平成24年度の成果についてまとめたものである。具体的成果としては、平成20年度に策定した全体計画に基づき、緩衝材定置試験設備や、実物大の緩衝材及びオーバーパック(模擬)の展示を継続するとともに、ブロック式緩衝材定置試験設備の自動運転用ソフトウェアを製作した。また、緩衝材の浸潤試験を継続した。

報告書

高温ガス炉設計のための核種生成消滅評価法の研究

深谷 裕司; 植田 祥平; 後藤 実; 島川 聡司

JAEA-Research 2013-035, 84 Pages, 2013/12

JAEA-Research-2013-035.pdf:3.22MB

高温ガス炉の設計をより確実なものとするために、核種生成消滅評価法に関する技術的な問題の整理を行った。核種生成消滅評価に関する技術的な問題は、大きく分けて燃焼方程式の解法、実効断面積作成法及び核データのライブラリ選択に分類される。特に、実効断面積作成法に関する検討は炉心燃焼解析と共通する部分を有し、将来の高温ガス炉用炉心設計コード開発への適用可能性について技術的検討を併せて行った。その結果、SRAC107群構造を中性子束エネルギー20MeVまで拡張した108群構造をもつ断面積セットを新たに整備し、決定論的計算コードであるSRACコードにより評価された中性子束を用いた群縮約を行う手法が妥当であることが分かった。なお、本手法は現行の炉心設計手法と整合性を取りつつも、多様なニーズに対応するための拡張がなされていること等から総合的に最適な手法である。本手法を用いて作成したORIGEN用1群ライブラリによる核種生成消滅計算を行い、被ばく評価及び燃料設計に重要な核種とさらなる高精度化が必要となる核種を高温ガス炉解析の観点から明確にした。

報告書

照射済燃料を浸漬させた人工海水の組成分析

田中 康介; 須藤 光雄; 大西 貴士; 圷 葉子; 吉武 庸光; 山下 真一郎; 関岡 健*; 石ヶ森 俊夫*; 大林 弘; 小山 真一

JAEA-Research 2013-036, 31 Pages, 2013/12

JAEA-Research-2013-036.pdf:3.31MB

東京電力福島第一原子力発電所(1F)の事故では、原子炉の冷却機能維持のために建屋の外部から注水が行われた。その際、緊急措置として一時的に海水が使われ、燃料と海水が有意な時間直接的に接触する状態が生じた。この状態においては燃料から核分裂生成物(FP)等が海水中に溶出することが想定されることから、その溶出・浸出挙動を把握しておくことは、圧力容器,格納容器等構造物の健全性に与える影響を評価する上での基礎的な情報として有用である。そこで、本研究においては、FP等の海水への浸出挙動に係る基礎的な知見を得ることを目的として、照射済燃料を人工海水中で浸漬させて得られた溶液の組成を分析する試験を行った。その結果、海水成分は浸漬試験の前後で大きな変動は確認されなかった。また、浸漬試験後の溶液中における被覆管成分は検出されず、これらの元素の溶出は確認されなかった。FP成分についてはCs, Cd, Mo等が、燃料由来成分についてはU, Pu及びAmがそれぞれ検出された。溶液中で検出された核種において溶出率を評価した結果、地下水を想定した溶液に照射済燃料を浸漬させた試験結果と類似する傾向にあることがわかった。

報告書

概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化,2; NUMO-JAEA共同研究報告書(2012年度)(共同研究)

柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 早野 明; 牧野 仁史; 若杉 圭一郎; 三ツ井 誠一郎; 小田 治恵; 北村 暁; 大澤 英昭; et al.

JAEA-Research 2013-037, 455 Pages, 2013/12

JAEA-Research-2013-037.pdf:42.0MB

原子力機構(JAEA)及び原子力発電環境整備機構(NUMO)は、平成24年度に引き続き、JAEAがこれまで蓄積してきた技術やノウハウを、NUMOが今後行う精密調査地区の選定等の処分事業に直接適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくことを目的として、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマについて検討した。(1)水理の観点からみた母岩の適性を評価する方法に関する検討については、平成24年度に引き続き、結晶質岩を対象とした地下水移行時間の評価ツリーを拡充するとともに、新たに堆積岩を対象とした評価ツリーを作成した。(2)シナリオの構築に関する検討については、平成24年度の状態設定手順を実務的な観点から見直し、緩衝材を対象として試行した。また、安全機能への不確実性の影響について解析的検討を行った。(3)核種移行パラメータの設定に関する検討については、母岩の分配係数を対象に、国内外の事例調査をもとに複数の条件変換手法を含む設定手法を整理し、堆積岩及び花崗岩への適用を通じ妥当性や課題を確認した。さらに、溶解度について、溶解度制限固相の決定を含む設定手法を検討し、主要核種への適用を通じ妥当性や課題を確認した。

報告書

炉内構造物の放射化核種の主要な生成経路(共同研究)

山本 健土; 奥村 啓介; 小嶋 健介; 岡本 力

JAEA-Research 2013-038, 88 Pages, 2014/02

JAEA-Research-2013-038.pdf:3.15MB

放射化生成物の生成量の予測精度を向上させるためには、その生成起源となる初期組成元素及び生成経路上の核反応を正確に把握しておくことが重要である。本検討では、ORIGEN2コード及びJENDL-4.0に基づく断面積ライブラリセットORLIBJ40を使用し、炉内構造物の材料であるジルカロイ, SUS304, インコネル718を対象として、初期組成元素の感度解析及び断面積の感度解析を行うことにより、放射化生成物の生成量に影響を与える初期組成元素及び核反応を定量的に明らかにした。感度解析の結果を用いて、炉内構造物の放射化評価において重要な核種について、主要な生成経路をまとめた。

報告書

炉外バンドル圧縮試験による太径ピンバンドルのBDI評価

上羽 智之; 市川 正一; 勝山 幸三

JAEA-Research 2013-039, 25 Pages, 2014/02

JAEA-Research-2013-039.pdf:19.15MB

高速増殖炉の炉心燃料集合体における燃料ピンとダクトとの相互作用:BDI(Bundle-Duct Interaction)は、燃料燃焼度を制限する因子の一つである。したがって、高燃焼度化を指向する「もんじゅ」高度化炉心やFaCT(高速増殖炉サイクル実用化研究開発)プロジェクトの高速実証炉では、BDIが重要な評価項目となる。これらの炉心燃料には、太径仕様の燃料ピンを用いることから、そのBDIの評価を目的として$$phi$$8.5mmと$$phi$$10.4mm仕様の太径ピンの炉外バンドル圧縮試験を実施した。試験ではX線CT(コンピュータ・トモグラフィ)技術を適用し、BDI発生時のバンドル横断面画像(CT画像)を取得した。本研究は、このCT画像を数値解析しBDIが生じた太径ピンバンドルの変形を評価することにより、太径ピンバンドルの変形は、現行の細径ピンバンドルの場合と同様に、ピンの湾曲と被覆管の扁平化に支配されることを明らかにした。また、太径ピンバンドルにおいても細径ピンバンドルと同様に、被覆管の扁平化がピン-ダクトの接触時期を遅らせるBDI緩和の主要機構となることを確認した。

報告書

掘削体積比エネルギーを用いた原位置岩盤物性評価に関する研究(共同研究)

引間 亮一*; 平野 享*; 山下 雅之*; 石山 宏二*; 丹野 剛男*; 真田 祐幸; 佐藤 稔紀

JAEA-Research 2013-040, 51 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2013-040.pdf:6.86MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発では、岩盤の力学特性や初期応力状態を評価して岩盤力学モデルを構築し、坑道掘削時の力学的安定性を評価するとともに、岩盤の長期的な挙動を評価することが重要な課題とされている。坑道掘削前のボーリングコアなど限られた情報からでは、割れ目を含む原位置岩盤の力学特性を精度よく評価することは困難であるため、原位置岩盤の力学特性を簡便で精度よく把握する手法として、掘削機械の掘削データから得られる掘削体積比エネルギーに基づく原位置岩盤物性評価手法に関する研究を実施した。その結果、以下の知見を得た。(1)基礎実験から得られたSEによる強度推定式より、原位置の岩盤強度を概ね正しく評価することができ、その誤差は20$$sim$$30%であった。(2)基礎実験から得られた削孔速度による強度推定式では、岩盤強度を正しく評価できないことがわかった。(3)1つの推定式からより広範囲の岩盤強度を算出できる可能性を示した。本報告書は、2010年度$$sim$$2012年度の3年間で実施した共同研究の成果をまとめたものである。

報告書

高速炉における水素化ジルコニウム炉心径方向遮蔽体の寿命評価; 一次冷却系への水素透過放出量と被覆管におけるヘリウム生成量に基づく評価

井上 賢紀; 皆藤 威二

JAEA-Research 2013-041, 69 Pages, 2014/01

JAEA-Research-2013-041.pdf:4.61MB

高速増殖炉の原子炉容器コンパクト化の枢要技術である水素化ジルコニウムを使用する炉心径方向遮蔽体について、実証炉想定条件における寿命を評価した。コールドトラップ負荷・遮蔽性能・冷却材流量配分の観点からは被覆管を拡散透過して一次冷却系に移行する水素透過放出量、被覆管の材料特性の観点からは高熱中性子束に起因するヘリウム生成量に着目した。炉心最外周における$$gamma$$線束と中性子束の急峻な勾配を考慮し、水素透過放出量とヘリウム生成量を定量的に計算するための評価体系を新たに構築した。オーステナイト系ステンレス鋼被覆管(PNC316)はヘリウム生成量が大きく、フェライト/マルテンサイト系鋼被覆管(PNC-FMS)は水素透過放出量が大きいため、60年間無交換の達成は困難と評価された。PNC-FMSと酸化処理した耐熱鋼との二重管構造を実用化できれば、無交換の可能性があることがわかった。

報告書

廃ゼオライトの長期保管方策の検討; ゼオライト吸着塔を用いた塩分洗浄挙動評価,1

佐藤 博之; 寺田 敦彦; 林田 均; 上地 優; 小林 順; 山岸 功; 森田 圭介; 加藤 千明

JAEA-Research 2013-042, 25 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2013-042.pdf:5.13MB

福島原子力発電所事故の滞留水処理で使用済みとなったゼオライト吸着塔(KURION吸着塔)は、塩分腐食を防ぐために、内部を淡水で洗浄し長期保管されている。しかし、残留する塩分量によっては腐食への影響も懸念されることから、腐食評価のために海水系小規模試験を通して、その洗浄効果の検証を進めている。洗浄状態は対象となる装置に依存することが考えられることから、KURION吸着塔を用いた洗浄試験を実施している。試験は、KURION吸着塔内を1,650ppmNaCl水(1,000ppmCl相当)で満水にした後に容積流量4.5m$$^{3}$$/hで純水を注入して洗浄し、吸着塔の排水から洗浄時のサンプル水を取ってCl濃度を計測した。その結果、吸着塔内のCl濃度は、吸着材充填体積の約2倍の通水量で1,000ppmから0.5ppm以下にまで低下し、KURION吸着塔において洗浄効果が高いことを確認した。

報告書

超伝導転移端マイクロカロリメータによる燃料デブリの核種分析に係る研究; 高分解能測定実験及びシミュレーション計算(共同研究)

高崎 浩司; 安宗 貴志; 大西 貴士; 中村 圭佑; 石見 明洋; 伊藤 主税; 逢坂 正彦; 大野 雅史*; 畠山 修一*; 高橋 浩之*; et al.

JAEA-Research 2013-043, 33 Pages, 2014/01

JAEA-Research-2013-043.pdf:13.81MB

福島第一原子力発電所の事故において、炉内燃料は部分的又は全体的に溶融していると見られており、燃料集合体を1単位とする通常の計量管理手法の適用は困難と考えられている。このため、廃炉措置において炉内燃料の取出から貯蔵を行うまでの透明性を確保し、かつ合理的に計量管理を実施できる手法を構築する必要がある。本研究開発では、計量管理のための燃料定量の技術の1つとして、従来のゲルマニウム半導体検出器に比べ優れたエネルギー分解能を有する超伝導転移端(TES)マイクロカロリーメーターを適用した燃料デブリ中の核燃料物質及び核分裂生成等の分析手法の適用を検討する。高分解能分析での特性を活用し、燃料デブリ中の核燃料物質及び核分裂生成物のスペクトルに係る詳細な情報が期待できる。本報告書では、TES検出器の原理、日本原子力研究開発機構での測定試験の状況、シミュレーション計算コードEGS5による実験データの解析及び燃料デブリの収納キャニスタの高分解能測定のシミュレーション計算について報告する。

報告書

超深地層研究所計画(岩盤力学に関する調査研究)深度300mおよび深度400mにおける岩盤力学調査

丹野 剛男*; 佐藤 稔紀; 真田 祐幸; 引間 亮一*

JAEA-Research 2013-044, 257 Pages, 2014/02

JAEA-Research-2013-044.pdf:44.45MB

岩盤力学に関する調査研究では、「深部地質環境の調査・解析・評価技術の基盤の整備」の一環として、安全評価の観点から、「掘削影響領域の地質環境特性の把握」を個別目標に設定しており、設定された目標に対して、[1]掘削影響領域の範囲の把握、[2]掘削影響領域の物理・力学特性分布の把握、[3]掘削影響領域の応力状態の把握を課題に掲げている。また、地下空洞の設計・施工の観点から、「地下空洞の力学安定性の把握」を個別目標に設定しており、設定された目標に対して、[4]応力場の把握、[5]岩盤の物理・力学特性の把握、[6]不連続構造などの有無の把握を課題に掲げている。本報告は、瑞浪超深地層研究所の深度300mおよび深度400mで実施した岩盤力学に関する調査研究、(1)深度300mおよび深度400mを対象とした室内物理・力学試験、(2)深度300mにおける円錐孔底ひずみ法による初期応力測定(3)深度300mおよび深度400mにおけるボーリングコアを用いた初期応力測定、の結果をまとめたものである。

報告書

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; 2012年度(委託研究)

市川 康明*; 木本 和志*; 佐藤 稔紀; 丹野 剛男; 引間 亮一; 真田 祐幸

JAEA-Research 2013-045, 69 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2013-045.pdf:9.51MB

岩盤は断層や節理などのさまざまなスケールの不連続面群と鉱物を非均質に内包した複合材料であり、結晶質岩についてミクロな視点で岩石を見ると、個々の結晶粒子と粒界及び粒子内における微視亀裂の集合体である。岩盤の長期挙動の研究では、応力と化学反応が連成した現象を理解することが重要である。そこで本研究では、(1)石英の溶解に関する理論的並びに実験的研究、(2)結晶質岩の弾性波速度伝播に関する実験的研究を実施した。石英の溶解に関する理論的並びに実験的研究では、石英供試体の溶解速度を実験的に得るとともに石英に対する溶解速度式を提案した。結晶質岩の弾性波速度伝播に関する実験的研究では、花崗岩のコアサンプルを用いて超音波伝播速度を計測し、数百kHz$$sim$$数MHz帯の弾性波の位相や周波数等をはじめとする伝播特性を調べた。

報告書

シビアアクシデント後の再臨界評価手法の高度化に関する研究(共同研究)

久語 輝彦; 石川 眞; 長家 康展; 横山 賢治; 深谷 裕司; 丸山 博見*; 石井 佳彦*; 藤村 幸治*; 近藤 貴夫*; 湊 博一*; et al.

JAEA-Research 2013-046, 53 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2013-046.pdf:4.42MB

本報告書は、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収束に貢献することを目的として、日本原子力研究開発機構と日立GEニュークリア・エナジーが、2011-2012年度の2年間にわたって共同で実施した研究の成果をまとめたものである。本研究ではまず、現状の福島第一原子力発電所において再臨界に到るシナリオを検討した。引き続いて、そのシナリオに応じた投入反応度及び反応度フィードバックメカニズムをモデル化して、シビアアクシデント後の原子力発電所における再臨界事象を評価できる手法を開発し、汎用炉心解析システムMARBLE上で稼働する臨界事故シミュレーションツールPORCASとして整備した。さらに、このPORCASを用いて、福島第一原子力発電所における代表的な再臨界シナリオの挙動解析を行い、この結果を用いて被ばく線量を評価することにより、公衆への影響の程度を概算した。

報告書

地質環境の長期安定性に関する研究,年度報告書; 平成24年度

安江 健一; 浅森 浩一; 丹羽 正和; 花室 孝広; 國分 陽子; 末岡 茂; 幕内 歩; 生田 正文; 松原 章浩; 田村 肇; et al.

JAEA-Research 2013-047, 109 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2013-047.pdf:6.81MB

本報は、深地層の科学的研究のうち、「地質環境の長期安定性に関する研究」について、第2期中期計画期間(平成22年度$$sim$$平成26年度)の3年目である平成24年度に実施した研究開発に係る成果を取りまとめたものである。第2期中期計画期間においても第1期中期計画に引き続き、最終処分事業の概要調査や安全審査基本指針などの検討・策定に研究成果を反映できるよう、(1)概要調査などに必要となる、自然現象に関する過去の記録や現在の状況を調査するための体系的な技術の整備(調査技術の開発・体系化)、(2)変動シナリオを考慮した安全評価の基盤となる、将来の自然現象に伴う地質環境の変化を予測・評価するための手法の整備(長期予測・影響評価モデルの開発)のほか、(3)最先端の分析装置などを用いた放射年代測定や鍵層の高分解能同定法などによる編年技術の高度化(年代測定技術の開発)を進めている。本報では、それぞれの研究分野に係る科学的・技術的背景を解説するとともに、主な研究成果および今後の課題などについて述べる。

報告書

サイト解放検認のための測定点数の算出方法と判断手順の検討

石神 努; 島田 太郎

JAEA-Research 2013-048, 40 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2013-048.pdf:2.84MB

原子力施設の運転終了以降の安全規制制度のうち、廃止措置の最終段階である「廃止措置終了確認」において、敷地を対象とするサイト解放検認の方法、およびその具体的手順は検討すべき重要な技術的課題である。サイト解放の最終的判断が、数十の測定地点の土壌中放射能濃度の評価結果に基づきなされることを想定して、サイト解放判断のための測定点数の算出方法および判断の具体的手順を検討した。測定点数の算出方法では、平均放射能濃度の推定結果に含まれる不確かさに起因する判断結果過誤の確率、解放に至る判断のシナリオとその発生確率、各シナリオに対する検認費用を考慮して、公衆の安全を確保した上で費用期待値を最小とする測定点数の計算式を導出した。また、判断のシナリオに基づきサイト解放判断を行う具体的手順をまとめた。そこでは、放射能濃度が基準に適合しない場合、平均放射能濃度推定結果の不確かさを減少させるために測定点数を増やす、あるいは、放射能濃度を低下させるために除染し再測定するという二つの選択肢の中から、合理的な方を選択する方法も含まれている。

報告書

原子力発電所事故後の無人ヘリコプターを用いた放射線測定

眞田 幸尚; 西澤 幸康; 山田 勉; 池田 和隆*; 松井 雅士*; 土田 清文; 佐藤 義治; 平山 弘克; 高村 善英; 西原 克哉; et al.

JAEA-Research 2013-049, 129 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2013-049.pdf:15.5MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所の事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が考えられる。近年、無人ヘリコプターの開発が進んでおり、プログラミングによる自律飛行が可能な機種もある。原子力機構では、事故直後から、無人ヘリコプターによる放射線測定システムの開発に着手し、広範囲のモニタリングを実施している。無人ヘリコプターは、ヘリコプター(検出器)と操作する作業員に距離がとれるため、被ばくを抑制できること、プログラミングにより同じ場所を何度でも測定できることから、除染前後などの変化の観測が可能であることなどの特徴がある。モニタリングは、2011年12月から本格的に開始し、これまで、原子力発電所周辺のモニタリング、河川敷のモニタリング、発電所敷地内上空のモニタリング及び除染前後のモニタリングを行ってきた。ここでは、システムの詳細及びモニタリングの方法、結果についてまとめる。

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