核燃料サイクル施設の規制基準と六ヶ所再処理施設の安全対策

芳中 一行; 鈴木 将文*

技術士, (659), p.4 - 7, 2021/11

AA2021-0418.pdf:1.1MB

福島第一原子力発電所事故を契機に原子力施設の規制基準が見直された。核燃料サイクル施設に対しても自然災害への対策、重大事故への対処など多くの要求が追加された。六ヶ所再処理施設では原子燃料のリサイクルの実現を目指して、新しい基準に適合させ、安全性を向上させるために各種安全対策が進められている。

Impact of safety design enhancements on construction cost of the advanced sodium loop fast reactor in Japan

加藤 篤志; 向井田 恭子

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05

革新技術に採用による建設費の削減を図った日本の先進ナトリウム冷却高速炉について、東京電力福島事故後の安全対策強化を図った概念を構築するとともに、その建設費への影響を評価したものである。加えて、商用フェーズにおける建設費について、他の公開文献で得られる実績値や評価地を元に、安全対策による建設品増加を考慮しても、軽水炉に比肩する経済性を確保できる可能性があることを示すものである。

特殊環境下で使用可能な監視システム高度化開発の現状

土谷 邦彦; 武内 伴照; 駒野目 裕久*; 三浦 邦明*; 荒木 政則; 石原 正博

日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.375 - 378, 2016/07

2015年、軽水炉安全技術・人材ロードマップが取りまとめられ、システム・機器・構造の信頼性向上と高度化に係る取組の重要性が指摘された。この中で、原子力発電所でシビアアクシデントが発生した際に、事象進展を迅速かつ的確に把握するため、プラント状態を監視し、状況を確認するための能力の向上を図ることが重要課題として挙げられている。本報告は、資源エネルギー庁の電用原子炉等安全対策高度化技術基盤整備事業「特殊環境下で使用可能な監視システム高度化」の一環として、低照度条件でも高解像度での撮影が可能な耐放射線性カメラ及び原子炉情報伝送システム(水中でも確実に信号を伝送できる無線システム及び過酷環境下における確実に炉内のデータを伝送できる計測線)の高度化に向けた技術基盤開発の現状についてまとめたものである。

TRIACにおける施設の安全対策

仲野谷 孝充; 阿部 信市; 松田 誠; 西尾 勝久; 花島 進; 市川 進一; 月橋 芳廣; 竹内 末広; 石山 博恒*; Jeong, S.-C.*; et al.

第17回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.123 - 126, 2004/00

現在、原研タンデム加速器施設では、短寿命核ビームによる新たな研究の展開を目指し、高エネルギー加速器研究機構(KEK)と共同で短寿命核加速実験装置(TRIAC: Tokai Radioactive Ion Accelerator Complex)の設置を進めている。この計画では、ウラン標的装着型イオン源,同位体分離器の開発・整備を原研が行い、チャージブリーダー及び2台の直線加速器(SCRFQ直線加速器,IH直線加速器)の開発をKEKが担当してきた。平成15年度までに加速器及びチャージブリーダーのKEKからの移設が完了した。今年度は、装置全体の立ち上げを行い、年内に短寿命核の加速を予定している。ここでは、TRIAC利用時における安全対策と新しく構築したインターロックについて報告する。

保安管理業務報告(平成13年度第1四半期)

金盛 正至

JNC TN8440 2001-015, 100 Pages, 2001/09

JNC-TN8440-2001-015.pdf:3.79MB

平成13年4月1日付けの東海事業所の組織改編により、従来の安全管理部の業務は保安管理部と放射線安全部に振り分けられるとともに、保安管理部には開発調整室、総務課及び労務課の一部業務が移行された。これに伴い、保安管理部は、労働安全衛生関連業務、危機管理業務、警備・入構管理業務、所に係る許認可・核物質防護・保障措置・核物質輸送業務及び品質保証業務等、多岐にわたる業務を所掌することとなった。これらの業務を総括するとともに業務データの活用等を目的として、業務実績に係る報告書を作成することとした。本報告は、保安管理部業務の四半期報として、平成13年度第1四半期分(平成13年4月平成13年6月)をとりまとめたものである。

平成12年度安全研究成果発表会(核燃料サイクル分野-状況等とりまとめ-)

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。

50MW蒸気発生器試験施設の解体撤去; 大型コールドトラップの解体洗浄

永井 桂一

JNC TN9410 2000-003, 52 Pages, 1999/12

JNC-TN9410-2000-003.pdf:3.51MB

本書は、平成11年5月に実施した50MW蒸気発生器試験施設内の大型コールドトラップ(1次、2次ナトリウム系用)の解体洗浄に関し、解体洗浄に係る調査検討内容や解体洗浄方法、解体洗浄結果及び安全対策等について実施記録をまとめたものである。大型コールドトラップの解体洗浄は、ほぼ計画通りの方法にて安全且つ効率的に作業を行うことができた。また、これら一連の解体洗浄を通し、様々な知見や経験等を得ることができ、これまであまり経験の無かった大型コールドトラップの空気雰囲気中における解体洗浄技術を構築することができた。本件で得られた知見及び経験等は、今後実施される大型コールドトラップの解体洗浄や類似ナトリウム機器の解体洗浄の作業計画や作業実施及び安全管理等に充分役立つものと思われる。

廃棄物処理処分開発棟における放射線施設廃止措置について

武部 愼一; 古宮 友和

JAERI-Tech 99-068, p.46 - 0, 1999/09

JAERI-Tech-99-068.pdf:2.25MB

廃棄物処理処分開発棟は昭和49年に設置され、海洋投棄処分に関する安全性試験研究等に使用されてきたが、施設の老朽化が問題となり、放射線施設としての廃止措置を行った。当施設は比較的小さな放射線施設であるが、今後予想される放射線施設の廃止措置並びに施設設備等の解体計画等の参考とするため、これら廃止措置にかかわる計画、放射線施設の汚染検査及び放射能測定、放射性廃棄物発生量の予測と実際、実施した作業内容、安全対策、最終汚染確認検査の方法、並びに当施設の廃止措置にかかわる経費等について報告するものである。

高速増殖炉研究開発の現状,平成5年

岡田 敏夫; 庄野 彰*; 山田 栄吉*; 浅賀 健男*; 鈴木 惣十*; 三宅 収; 佐々木 修一

PNC TN1410 94-006, 57 Pages, 1994/11

PNC-TN1410-94-006.pdf:10.29MB

高速増殖炉は、プルトニウムをリサイクルすることによりウラン資源の有効利用を飛躍的に向上させることができ、更に、マイナーアクチニドをリサイクルすれば、それによって放射性廃棄物の負荷を軽減できる等の効果も期待できることから、我が国においては、高速増殖炉の将来の原子力エネルギーの主流にすべきものとして開発が進められております。動燃事業団は昭和42年発足以来、新型動力炉及び核燃料リサイクル全般に亘る研究開発に取り組んで参りましたが、高速増殖炉の開発については、実験炉「常陽」、これに続く原型炉「もんじゅ」を開発し、その成果を実証炉の開発に積極的に反映してきました。「常陽」は昭和52年4月の初臨界以来、着実な運転実績を積み重ね燃料材料の照射試験及び各種開発技術の実証の場として活用しております。更に、本年度からは「常陽」の照射性能の一層の向上を目指したMK-III計画に着手いたしました。また、「もんじゅ」は総合機能試験を終了し、平成5年10月より燃料装荷を開始し性能試験を実施しております。現在、臨界試験を慎重に、安全第一で進めており、本年4月に初臨界の予定であります。今後、プルトニウム利用技術の中核となる高速増殖炉の研究開発は基盤技術開発を中心にその実用化を目指して進めて行きます。そのため、高速増殖炉の高度化及びブレークスルーを可能とした革新技術の開発を進めております。これらの当事業団における最近の研究開発の成果を「高速増殖炉研究開発の現状」として皆様にお届けいたします。これまでの関係各位のご指導、ご協力に深く感謝致しますととともに今後とも一層のご理解とご支援を賜りますようお願い申し上げます。

放射線利用施設と安全対策

穴沢 豊

第20回日本アイソトープ・放射線総合会議報文集, p.207 - 211, 1992/00

一般の人に対して放射線(能)に関する正確な情報を提供し、理解の促進を図る目的のセッション(身近な放射線)において、放射線利用施設と安全対策について紹介する。ここでは、放射線発生装置や放射性同位元素(RI)を使用する事業所の放射線安全に係る法的義務をはじめとして、照射利用施設と非密封RI取扱施設の特徴及びハード面とソフト面からの安全対策について述べる。