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高田 毅士
日本地震工学会誌, (44), p.6 - 11, 2021/10
本報告は、2007年以前の我国の原子力地震安全確保の状況紹介に続き、日本地震工学会と日本原子力学会が連携した三つの調査委員会の活動の背景と主な成果、そして最後にこれらの活動の末辿り着いたところとして筆者が重要と考えるポイントをまとめたものである。
湊 和生
放計協ニュース, (56), P. 1, 2015/10
福島第一原子力発電所の事故以降、学生の原子力離れが起きている。大学における研究施設の維持管理が困難になってきている現状と照らし合わせ、大学,産業界,研究機関が協力して、人材の確保と育成をより強力に推し進めることが重要である。
中島 憲宏; 宮村 浩子; 川上 義明; 河村 拓馬
可視化情報学会誌, 35(Suppl.1), p.233 - 238, 2015/07
機械構造物の想定される損傷の誘因定義し、これによる想定現現象を仮定し、損傷可能性箇所を分析する作業は、設計過程において重要である。本論では、地震による要因を例にとり、これにより想定されうる現象をシミュレーションし、その結果を数理的に分析することで損傷可能性箇所の情報可視化する技術を試作した。一般機械部品を例にとり、設計者が損傷可能性箇所を設計者の感性により理解するための手段として例証した。
日高 昭秀; 鈴木 雅秀
JAERI-Conf 2003-014, 178 Pages, 2003/09
JAERI-Conf-2003-014.pdf:19.17MB
国の原子力施設等安全研究年次計画に基づいて原研が進めている原子炉安全分野全課題について研究成果を報告するとともに、最近問題となっている沸騰水型炉シュラウド等の健全性評価に関して調査結果を紹介し討議することにより、今後の原子炉安全研究の推進や経年構造物の健全性にかかわる問題の解決に役立てることを目的として、標記ワークショップを2003年3月17日に東海研究所で開催した。本ワークショップには、報道関係の日本テレビ及び新いばらき新聞を含み、所外から38名,所内から57名,計95名の参加があった。本報告書は、上記ワークショップで使用したOHP,質疑応答,質問票・アンケートに対する回答等を取りまとめ、講演集としてまとめたものである。
桜井 淳; 山本 俊弘
日本原子力学会和文論文誌, 2(2), p.202 - 214, 2003/06
原研原子力コード研究委員会原子力コード評価専門部モンテカルロシミュレーションワーキンググループは、主にここ10年間の国内大型原子力施設のモンテカルロ計算例について、調査・検討した。調査した対象のうち、大部分は測定値との比較がなされておらず、厳密な確度・精度評価は、これからの課題であることがわかった。いまの状況からすれば、加圧水型原子炉や使用済み燃料輸送船,使用済み燃料中間貯蔵施設に対しては、意図すればいつでも測定値は得られる。高速増殖原型炉ではこれまでの炉物理特性試験で得られたデータからでも部分的に議論できる。ITERや核変換炉については、近い将来、測定値が得られ、計算値との比較も可能になる。モンテカルロ計算は、ベンチマーク実験解析の段階から、大型実施設の解析の段階に移行しており、一部の大型施設で測定値との厳密な比較がなされているものの、多くの大型施設ではこれからの課題である。これから測定値を得るための提案や計算値との比較評価を実施する研究プロジェクトを発足させる必要がある。そして将来的には実施設の解析においてモンテカルロ法を標準的な解析手法に位置付けられるようなデータベースの作成が必要である。
島田 太郎; 助川 武則; 柳原 敏; 佐藤 忠道*; 酒井 伸一*
Proceedings of 9th Biennial International Conference on Nuclear and Hazardous Waste Management (Spectrum '02) (CD-ROM), 6 Pages, 2002/08
原子炉施設の廃止措置計画立案時に、作業従事者の被ばく線量を精度よく評価しておくことは、作業管理及びコスト評価上重要である。そこで、原子力施設解体時に作業従事者の外部被ばく線量を評価する計算プログラム(DOSE)を開発し、廃止措置計画の策定及び管理システムCOSMARDに組み込んだ。JPDR解体実地試験で得られた作業従事者の外部被ばくに関する知見に基づき、WBS(Work Break Structure)を考慮しCOSMARDで算出した作業別及び職種別の作業人工数に対して、作業従事者が作業する局所的な範囲における線量当量率を与えて外部被ばく線量を算出するプログラムを開発した。また、解体作業に特有な放射能の減衰及び作業場所からの撤去、さらに1日の作業における実質作業時間を考慮する評価方法もあわせて整備した。JPDR原子炉格納容器建屋内部の機器・構造物解体作業に対して評価を行った結果、集団外部被ばく線量の評価値は実績値とほぼ一致し、本計算プログラムが原子力施設の解体作業における作業従事者の外部被ばく線量評価に有効であることが示された。
小林 薫*; 神永 雅紀; 羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 麻生 智一; 日野 竜太郎
JAERI-Review 2002-010, 52 Pages, 2002/05
JAERI-Review-2002-010.pdf:3.38MB
大強度陽子加速器計画において、物質・生命科学実験施設の安全概念を構築するときの参考とするため、Oak Ridge国立研究所で設計/建設が進められているSpallation Neutron Source (SNS)の安全確保の考え方について調査を実施した。SNSは非原子炉原子力施設に分類され、システム構成や機器の安全機能は米国エネルギー省の法令により放射線安全上の規制を受ける。SNSの放射線安全では、DOE Order 420.1 (施設安全)とDOE Order 5480.23 (安全解析報告書)を遵守する必要がある。本報告では、これらの規制の概要をまとめるとともに、これら規制を理解するうえで重要な概念である「放射性物質の量によって施設を分類する指標(ハザードカテゴリー)」と「地震等の自然現象災害に対して機器等に求める安全対策の指標(Performance Category)」を概説した。加えて、SNSの予備的安全解析報告書を参考にして、放射線安全の基本的な項目であるハザードカテゴリー,主要機器等の安全上の要求条件と機能等についてまとめた。
棚井 憲治; 堀田 政國*; 出羽 克之*; 郷家 光男*
JNC TN8410 2001-026, 116 Pages, 2002/03
JNC-TN8410-2001-026.pdf:9.19MB
地下構造物は、地上構造物に比較して耐震性が高く、耐震性を検討した事例は少なかったが、兵庫県南部地震で開削トンネルが被災したため、地中構造物の耐震設計法に関する研究が精力的に実施され多くの知見が得られてきている。しかし、ほとんどの研究は比較的浅い沖積地盤における地中構造物の地震時挙動を対象としたものであり、深部岩盤構造物の地震時挙動についての検討はあまり実施されていないのが実情であるため、深部岩盤構造物の明確な耐震性評価手法が確立しているとは言い難い。一方、高レベル放射性廃棄物の地層処分場は、地下深部に長大な坑道群が建設されることとなり、また、これらの坑道内にて操業が行われることとなる。さらに、建設開始から操業及び埋め戻しまでを含めた全体的な工程は、おおよそ60年程度とされている(核燃料サイクル開発機構、1999)。これらの期間中においては、施設の安全性の観点から、地下構造物としての耐震性についても考慮しておくことが必要である。そこで、地層処分場の耐震設計に関する国の安全基準・指針の策定のための基盤情報の整備の一つとして、既存の地下構造物に関する耐震設計事例、指針ならびに解析手法等の調査・整理を行うとともに、今後の課題を抽出した。また、これらの調査結果から、地下研究施設を一つのケーススタディーとして、地下構造物としての耐震性に関する検討を実施するための研究項目の抽出を行った。
瓜生 満; 篠原 孝治; 山崎 敏彦; 見掛 信一郎; 中山 一彦; 近藤 俊成*; 橋村 宏彦*
JNC TN8400 2001-030, 99 Pages, 2002/01
JNC-TN8400-2001-030.pdf:13.24MB
一般免震建物では第四紀層地盤立地例が非常に多く、原子力施設においても立地拡大の観点からその研究要請が強い。免震構造物を第四紀層地盤に立地する場合、上下方向地震動が岩盤上と比べて増幅しやすいため、その評価は重要な課題であり、特に、原子力施設では一般施設に比べて地震荷重が大きいことから、地盤における上下地震動の増幅の影響等、その立地適合性の検討を行う必要がある。よって、本研究では、免震構造の適用について、第三紀層における検討に基づき、地質年代として比較的新しい第四紀層地盤における立地適合性を検討し、その安全評価手法について報告を行う。更に、免震建物の動特性を基に、核燃料施設特有の機器・配管類に対するやや長周期床応答における挙動の評価を行ったので、ここに報告する。
松鶴 秀夫
日本学術会議荒廃した生活環境の先端技術による回復研究連絡委員会シンポジウム「放射性物質による環境汚染の予防に向けて」, p.53 - 62, 2002/00
日本学術会議「荒廃した生活環境の先端技術による回復研究連絡委員会」の「環境の汚染防止と回復研究小委員会」の審議結果をとりまとめて報告するものである。本報では、環境における放射性物質として、自然放射性物質及び人工放射性物質を取り上げ、これらの環境中での放射線影響,環境中での監視,汚染防止対策などについて概観した。
平成12年度-核燃料サイクル分野)not registered
JNC TN1400 2001-015, 509 Pages, 2001/10
JNC-TN1400-2001-015.pdf:25.67MB
平成8年度平成12年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成8年3月に策定(平成12年5月改定2)した安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)に基づき実施した。本報告書は、核燃料サイクル分野(核燃料施設、環境放射能及び廃棄物処分分野の全課題並びに耐震及び確率論的安全評価分野のうち核燃料サイクル関連の課題)について、平成8年度平成12年度の5ヵ年の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。
永里 良彦; 山口 俊哉; 藤田 秀人; 大森 栄一
JNC TN8410 2001-021, 33 Pages, 2001/09
JNC-TN8410-2001-021.pdf:4.37MB
原子力施設から放出されるC-14は、環境への蓄積及び食物連鎖を通じての内部被ばくの観点から安全評価上重要な核種であり、東海再処理施設においては、平成3年10月から再処理施設から放出される放射性気体廃棄物に含まれる主要な核種として定常的な測定を開始している。一方、再処理施設内においては、C-14の工程内での挙動を解明するため、文献調査を行うとともに、実際の使用済燃料の再処理運転を通じて工程内での分配、挙動等について調査を行った。東海再処理施設におけるC-14の挙動調査結果から得られた結果をまとめると、以下のとおりである。1.使用済燃料のせん断処理により放出されるC-14はわずかであり,使用済燃料に含まれるC-14の大部分は、溶解処理に伴い発生する溶解オフガスとともに溶解オフガス処理工程へ移行する。溶解オフガス処理工程へ移行したC-14は、アルカリ洗浄塔などで一部が捕獲されたのち、残りが主排気筒から放出される。主排気筒からのC-14の放出量は、使用済燃料処理1トンあたり約4.16.5GBqであった。2.溶解オフガス処理工程及び槽類オフガス処理工程のアルカリ洗浄塔で捕獲されたC-14は、低放射性廃液貯槽に移行する。同貯槽への移行量は、使用済燃料処理1トンあたり約5.49.6GBqであった。3.使用済燃料の処理に伴い主排気筒から放出されたC-14と、低放射性廃液貯槽へ移行したC-14の合計を再処理施設へのC-14の入量とすると、使用済燃料1トンあたりのC-14は約11.915.5GBqとなった。また、この結果をもとにC-14の生成に寄与する照射前燃料中の窒素含有率を推定すると15 22ppmとなった。4.低放射性廃液貯槽の廃液は,蒸発缶により蒸発濃縮され、この際、C-14のほとんどは低放射性の濃縮液へ移行する。5.平成6年度以降、ガラス固化技術開発施設の運転に伴い第二付属排気筒からのC-14の放出が確認されており、その放出量はガラス固化体1 本を製造するにあたり約0.6GBqであった。
島田 太郎; 立花 光夫; 柳原 敏
JAERI-Tech 2001-060, 44 Pages, 2001/09
JAERI-Tech-2001-060.pdf:5.11MB
原子力施設解体時のエアロゾルの飛散挙動を評価するため、グリーンハウス内でプラズマアーク切断を行い、グリーンハウス内の空気及び高温ガス流れを可視化するとともに、グリーンハウス内温度分布の時間変化、排気の温度変化、エアロゾル個数密度及び粒子径分布を測定した。その結果、切断中は、エアロゾルの飛散挙動は浮力によって上昇する高温ガスの流れと一致することが明らかになった。切断後は、高温ガスによる流れは消滅し、温度成層が形成されて高温ガスの速度が低下するため、エアロゾルは沈降する傾向にあったが、床面近傍に到達すると吸排気によって形成される床面に沿った比較的速い流れに乗って再び浮遊することがわかった。
小林 忠義; 宮島 和俊; 柳原 敏
日本ロボット学会誌, 19(6), p.706 - 709, 2001/09
平成11年9月に東海村で発生したJCO臨海事故では事故現場の状況把握が困難であったため、事故の終息に向けた対策に多くの時間を要した。原子力施設で事故が発生した場合、事故現場に人が近づくことは放射線による被ばくの危険性があり困難な場合が多く、事故の原因究明や収束・復旧方法の検討に必要な情報を収集して、安全な場所に待機する人間に情報を伝達するロボットの整備が求められることになった。このため、原研では、これまで原子力施設の保守,解体作業等を対象にしてロボット技術の開発を進めてきたが、それらの技術や知見を役立てて原子力施設事故時対応のための情報遠隔収集ロボットの開発を行った。本報告では、開発の経緯と開発した情報遠隔収集ロボットの概要等について紹介する。
三浦 昭彦; 根本 慎一*
JNC TN8200 2001-005, 54 Pages, 2001/08
JNC-TN8200-2001-005.pdf:5.85MB
東海事業所で実施したアスファルト固化処理施設火災爆発事故の原因究明活動で得られた知見及び高レベル放射性物質研究施設(CPF)用小型遠心抽出機開発について、フランス・ニースで開催された「第9回原子力技術に関する国際会議(ICONE-9)」で報告を行い、海外の原子力関係機関等へ周知するとともに、再処理技術及びリサイクルに関する最新の技術情報等の調査を行った。
小林 忠義; 宮島 和俊; 柳原 敏
月刊消防, 23(6), p.22 - 26, 2001/06
平成11年9月に東海村で発生したJCO臨界事故では、事故現場の状況把握が困難であったため、事故の終息に向けた対策に多くの時間を要した。既にフランスやドイツでは原子力施設の事故を対象として、遠隔操作ロボットの運用を中心とする緊急時支援組織が作られ、各種ロボットが整備されている。我が国においても、JCO臨界事故の教訓からロボットの早急な整備が求められた。原研では、これまで原子力施設の保守,解体作業等を対象にしてロボット技術の開発を進めてきたが、それらの技術や知見を役立てて原子力施設事故時対応ロボットの開発を行った。本報告では、原研が開発した事故時対応ロボットのうち、情報遠隔収集ロボットについて、経緯,使用条件等を含めてその概要を報告する。
松永 武; 小林 健介
保健物理, 36(1), p.31 - 44, 2001/03
安定ヨウ素剤の投与は原子力施設の緊急時における初期防護対策の1つである。安定ヨウ素剤を投与した場合の甲状腺の内部被曝線量には、放射性ヨウ素の物理化学的性状に加えて、身体的因子が密接に関連すると考えられる。そこで、安定ヨウ素剤の日本人における投与効果を検討するために、日本の身体的因子を考慮したパラメータ感度解析を実施して次の点を明らかにした。その結果、放射性ヨウ素エアロゾルの呼吸器系ほの沈着割合に関しては、日本人パラメータとICRP新呼吸器系モデルの欧米標準人パラメータによる相異よりも放射性ヨウ素エアロゾル粒径への依存性が大きいことがわかった。甲状腺被曝線量回避率に関しては、血液中のヨウ素が甲状腺へ移行する速度を規定するパラメータの感度が高いことがわかった。以上の感度解析により、安定ヨウ素剤投与効果の変動範囲に影響の大きなパラメータを同定した。
岡 努; 谷川 勉*; 戸室 和子*
JNC TN8200 2001-001, 42 Pages, 2001/01
JNC-TN8200-2001-001.pdf:3.16MB
平成12年12月14日、核燃料施設、環境放射能及び廃棄物処分を対象とした平成12年度安全研究成果発表会を核燃料サイクル開発機構(以下「サイクル機構」という。)アトムワールド(東海事業所)で開催した。本発表会は従来、職員相互の意見交換の場として、社内の発表会として開催されたが、平成8年より公開の発表会とし、社外(科技庁、大学、原研、電力、メーカ)からも多数の方々の参加をいただき、学識経験者等のご意見、ご要望を広く拝聴する方式で開催することとした。本発表会の発表課題は、サイクル機構が「安全研究基本計画」に基づいて実施している核燃料施設、環境放射能、廃棄物処分及び確率論的安全評価(核燃料施設に係るもの)分野の安全研究課題(全41課題)の中から、選定された13課題である。平成11年度の成果について各課題の発表を行った。本資料は、今後の安全研究の推進・評価に資するため、各発表における質疑応答、総括コメント等についてとりまとめたものである。なお、発表会で使用したOHP等はJNCTW1409 2000-004「平成12年度安全研究成果発表会資料(核燃料サイクル分野)」で取りまとめている。また、サイクル機構が実施している核燃料サイクル分野の安全研究の成果をJNCTN1400 2000-013「安全研究成果の概要(平成11年度-核燃料サイクル分野-)」でとりまとめている。
野田 喜美雄; 篠原 邦彦; 金盛 正至
JNC TN8410 2001-010, 35 Pages, 2000/10
JNC-TN8410-2001-010.pdf:3.85MB
核燃料サイクル開発機構東海事業所の放射線管理部門においては、アスファルト固化処理施設の火災・爆発事故及びJCOにおける臨界事故という二つの大きな原子力施設事故の放射線管理対応や支援活動を経験した。これらの事故はいずれも従業員の避難を伴うものであった。特に臨界事故に於いては住民の避難や屋内退避が行われるなど、一般公衆を巻き込んだ大規模な放射線防護活動が必要となった。また、臨界事故に於いては、継続している臨界状態を終息するための作業や、事故施設からの放射線量を低減するための作業など、原子力防災業務が実施された国内初めての事故であった。この二つの事故に対し、放射線管理部門は事故時の初期対応、作業者や施設の放射線管理、事業所周辺の環境測定等を実施した。さらにJCO臨界事故に対しては、臨界終息や遮蔽強化作業に対する放射線管理、環境モニタリング、避難住民のサーベイ、事故発生施設の排気管理などに協力したほか、各種管理資機材の貸与等を実施した。これらを通じて、これまで蓄積してきた放射線管理経験や技術等により円滑に事故対応業務を遂行したが、日頃の訓練は事故対応活動を円滑化すること、放管情報の提供は正確性に加え公衆の視点からの考慮が必要であること、事故対応には豊富な知識と経験を有する放射線管理員が必要であること、各支援組織の有機的活動には後方支援体制の確立が重要であること等を改めて確認した。
片桐 裕実; 篠原 邦彦; 渡辺 均; 仲田 勲; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; 中野 政尚; 森澤 正人*
JNC TN8440 2000-003, 93 Pages, 2000/08
再処理施設から海洋へ放出される低レベル液体廃棄物による東海地先海域における放射能レベルの変動を詳細に把握するため、放出口を中心とした一定海域において海水中の全
放射能濃度、3H放射能濃度及び137Cs放射能濃度調査を実施した。サイクル機構再処理排水環境影響詳細調査は、海中放射能監視確認調査(再処理ホット試験期間実施)の後を受け、また、再処理施設の本格運転に伴う茨城県の要請に基づき、1978年(昭和53年)7月から実施している。その結果、再処理施設排水に起因すると思われる放射能濃度の上昇は観測されなかった。また、1978年以降22年間にわたる環境影響詳細調査について検討した結果、再処理施設排水による海域全体の放射能レベルの変動は見られなかった。
