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中野 寛子; 藤波 希有子; 山浦 高幸; 川上 淳; 花川 裕規
JAEA-Review 2023-036, 33 Pages, 2024/03
JAEA-Review-2023-036.pdf:2.47MB
材料試験炉部では、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。本研修は、国立研究開発法人科学技術振興機構の国際青少年サイエンス交流事業「さくらサイエンスプラン」に採択され、2021年度は新型コロナウイルスの感染拡大防止の観点から、オンラインでの開催とした。アジア地域の6か国から53名の若手研究者・技術者が参加した。また、2022年度は海外から日本国への入国規制が緩和されたことにより、アジア地域の4か国から7名の若手研究者・技術者が参加し、オンサイト研修を実施した。開催した研修の共通したカリキュラムとして、原子力エネルギー、照射試験、原子炉の管理、JMTRの廃止措置計画等に関する講義を行った。2021年度におけるオンラインでの研修では各国のエネルギー事情に関する情報交換を実施し、2022年度におけるオンサイト研修ではシミュレータを用いた運転、環境モニタリング等の実習やJMTR等の施設見学を行った。本報告書は、2021年度及び2022年度に実施した研修についてまとめたものである。
渡邉 一樹; 木村 典道*; 岡田 純平; 古内 雄太; 桑名 英晴*; 大谷 武久; 横田 知; 中村 芳信
JAEA-Technology 2023-010, 29 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2023-010.pdf:3.12MB
クリプトン回収技術開発施設では、昭和63年から平成13年にかけて東海再処理施設の使用済燃料の再処理に伴いせん断工程及び溶解工程から発生するオフガスの一部を受入れ、オフガスからクリプトンガスを分離、精留する回収運転を実施し、所期の技術目標を達成した(クリプトン精製純度90%以上、回収率90%以上)。また、回収しクリプトン貯蔵シリンダに貯蔵していた放射性クリプトンガスの一部を用いて、平成12年から平成14年にかけて小型の試験容器を使用したイオン注入固定化試験を行い技術の成立性確認を行った。クリプトン貯蔵シリンダに残った放射性クリプトンガスについては今後使用する計画がないため、主排気筒からの放出量を管理しながら全量放出する放射性クリプトンガスの管理放出を計画し、令和4年2月14日から4月26日にかけて実施した。放射性クリプトンガスの管理放出では、再処理施設保安規定に定められている主排気筒からの最大放出率(3.7
10
GBq/min)より十分低い50GBq/minで管理し、クリプトン貯蔵シリンダ内の放射性クリプトンガスの全量放出(約7.110
GBq)を完了した。クリプトン貯蔵シリンダ内の放射性クリプトンガスを放出した後、窒素ガスを用いて放射性クリプトンガスの管理放出に使用した系統及びメインプロセス(メインプロセスに接続する枝管を含む全系統)の押出し洗浄を実施した。天候による遅延はあったものの機器の故障等の不具合が生じることなく当初目標とした令和4年4月下旬までに放射性クリプトンガスの管理放出を完了した。
影山 十三男; 出沼 昭生; 小泉 仁*; 小田倉 学*; 萩野谷 雅浩*; 井坂 信一*; 門脇 弘幸*; 小林 真悟*; 森元 大成*; 加藤 芳章*; et al.
JAEA-Technology 2022-033, 130 Pages, 2023/03
JAEA-Technology-2022-033.pdf:9.87MB
燃料製造機器試験室(モックアップ室)は、核燃料製造設備の開発のためのウラン取扱い施設として昭和47年(1972年)に建設されたが、耐震性に脆弱であり、経年劣化が進んでいた。また、本施設では当初の目的を達成し、新規の開発計画が無い。これより、内装設備の解体撤去を平成31年(2019年)3月より開始し、汚染検査を行い、令和4年(2022年)3月29日に管理区域の解除をした。本作業における人工数は、総6,549人工(保安立会者を含まない)であり、解体撤去作業により発生した一般廃棄物量は31,300kg、放射性廃棄物量は可燃性廃棄物3,734kg(ドラム缶103本)、難燃性廃棄物4,393kg(ドラム缶61本)、不燃性廃棄物37,790kg(ドラム缶124本、コンテナ19基)であった。本報告書では、燃料製造機器試験室の内装設備の解体撤去、発生した廃棄物及び管理区域解除の手順について報告する。
吉澤 道夫
日本原子力学会誌ATOMO
, 64(8), p.439 - 441, 2022/08
わが国では、放射線業務従事者の個人線量を登録管理する制度(線量登録管理制度)が原子力分野を除き整っていない。このため、日本学術会議から提言「放射線作業者の被ばくの一元管理について」が出された。しかしながら、現在も一元管理は実現していない。そこで、アンブレラ事業の中に国家線量登録制度検討グループを設置し検討を行った。学術会議の提言が実現しなかった要因として、広くステークホルダーを巻き込んだ議論になっていなかったこと、特に国と事業者の両方に支持されなかったことが大きい。このため、本検討グループでは、4つの制度案とそれらの展開を学会等のステークホルダー会合で報告し、意見を求めながら検討を進めた。その結果、分野別に状況・課題がかなり異なる(原子力分野は新しい制度が不要、医療分野は制度の必要性は高い、大学関係は線量管理よりも記録の合理化が優先課題)ことから、まず制度が未確立の分野(特に医療分野)が特徴にあった制度を構築し、将来的に全分野統一的な制度を目指すアプローチがよいとの結論を得た。また、登録すべき情報及び具体的な線量登録フローを検討し提案をまとめた。
核燃料・バックエンド研究開発部門 青森研究開発センター
JAEA-Review 2021-065, 54 Pages, 2022/06
JAEA-Review-2021-065.pdf:4.0MB
青森研究開発センターは、保安管理課、総務課、施設工務課、AMS管理課及びサイクル協力室で構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設の運転管理、原子炉施設の廃止措置などを行っている。本報告書は、今後の施設の運転管理、原子炉施設の廃止措置や事業推進に資するため、2018年度の活動の実績を記録したものである。
郡司 智; 荒木 祥平; 須山 賢也; 井澤 一彦
Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/05
燃料デブリには、非均質な組成だけでなく、不均一な組成も想定される。そのため、その臨界管理に用いられる計算方法を実験的に検証する必要がある。本研究では、燃料デブリを構成するウラン酸化物燃料棒,コンクリート棒及びステンレス鋼棒を不均一に配置した原子力機構の臨界集合体「STACY」の炉心構成を複数検討し、燃料デブリの不均一な状態を模擬した炉心構成について解析的に検証を行った。本論文では、異なる構成要素を持つ1515の中央試験領域を持つSTACY炉心構成の4つのケースを示す。また、各ケースにおいて乱数に基づいて試験領域の配置パターンを100個作成し、その中性子実効増倍率を評価した。いずれの場合も、中央値が平均値よりも大きくなった。また、パターン変更により実効増倍率に1ドル以上の差があること、局所的な中性子減速条件を変更することで中性子スペクトルが大きく変化することが確認された。特に、熱中性子吸収量の増加により、局所的に水対燃料比の大きな中性子過減速領域が形成されると、実効増倍率が小さくなることを確認した。このような複数組成の不均一配置による臨界実験は、計算コードの妥当性を評価するために有用である。
島田 太郎; 根本 宏美*; 武田 聖司
保健物理(インターネット), 57(1), p.5 - 29, 2022/03
原子力発電所等の運転や廃止措置に伴って管理区域から発生する資材等のうち、放射能濃度が低く、人の健康への影響がほとんどないものについては、クリアランス制度によりその規制から外れて、再利用または産業廃棄物としての処分が可能である。2020年にクリアランス対象物の種類が撤廃され、金属くず,コンクリートくず等以外にもクリアランスすることが可能となった。原子力施設の解体で発生するアスベスト廃棄物もその一つであるが、廃棄物処理法に基づき、特別管理産業廃棄物として処理・処分されるため、これらの過程での被ばくにより現行のクリアランスレベルを下回るような濃度レベルにならないことを確認する必要がある。そこで、アスベスト廃棄物がクリアランスされた後の処理,溶融後再利用,埋立について被ばくシナリオを構築して、33核種について公衆の被ばく線量を評価し、その結果に基づいてクリアランスの線量基準である10
Sv/yに相当する濃度を算出した。その結果、原子力安全委員会が金属くず,コンクリートくずに対して算出した10Sv/y相当濃度に対して1桁以内の値となり、対数丸め値は現行のクリアランスレベルを下回る核種はなかったことから、現行のクリアランスレベルを適用できることが確認された。
深谷 裕司; 植田 祥平; 山本 智彦; 近澤 佳隆; Yan, X.
Nuclear Technology, 208(2), p.335 - 346, 2022/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原子力廃棄物に関して総量管理の観点から有害度が制限された場合、許容できる原子力発電所の発電容量が制限されることになる。総量管理を達成する代替案として分離・変換による有害度低減を提案する。具体的には、
Sr-
Csを核変換することにより、逆に発電容量を増加することができる。同時に、加速器駆動核変換システム(ADS)による処分シナリオで300年必要とされる冷却期間を50年に低減することが可能である。最後に、このシナリオでは、Li(d,xn)反応中性子源を用いた重陽子加速器による核変換により、エネルギーバランス及びコストの面でも成立することが分かった。
芝田 陵大; 山崎 勝幸; 山田 博之; 宮地 紀子; 中村 仁宣
第42回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2021/11
原子力施設の警備のために運用している核物質防護システム(以下、「PPS」という。)は、コンピュータ制御システムが使用されている。仮に、悪意を持った者がプログラムの改ざんやウイルス感染により、PPSを無効化した場合、不法行為に対する監視等が十分にできず、核物質の盗取や妨害破壊行為が引き起こされる恐れがある。本論文では、この影響を低減するために必要な調達及び品質管理等への取り組みと、その内容について紹介する。
小野 礼人; 高柳 智弘; 植野 智晶*; 堀野 光喜*; 山本 風海; 金正 倫計
JAEA-Technology 2021-005, 40 Pages, 2021/05
JAEA-Technology-2021-005.pdf:4.27MB
大強度陽子加速器施設(J-PARC)の3GeVシンクロトロン加速器には、1MWの大強度ビームを生成するために開発された電磁石用の電源装置が多数配置されている。これらの電源装置は、陽子ビームの軌道制御の要求に合わせて専用に開発されており、多種多様な出力波形の形式,定格仕様、更には異なる筐体のサイズや電源回路で構成されている。J-PARC用に開発されたこれらの電源装置には世界最先端の技術が集約されており、故障が少ない安定した運転、かつ故障時に大きなトラブルに発展しない安全な機器として運用するためには、新しい装置として特徴を良く理解した適切かつ的確な管理により機器装置の性能を維持しなければならない。しかし、それぞれの装置の仕様や機能は異なっており、更には製作メーカーも違っているため、装置の構造・構成・特徴に合わせた維持管理手法が必要である。維持管理の手法は大きく分けて3つのタイプがある。機器・部品の劣化による交換や後継機種への更新を目的とした週・月・年ごとに実施する「メンテナンス」、運転中の装置の状態を常時監視し、異常・異変の有無を確認する「日常点検」、突発的な故障の修理を目的とした「トラブル対応」に分類できる。本報告書では、電磁石電源グループで実施している保守管理の事例を基に、「メンテナンス」、「日常点検」、「トラブル事例」の内容を紹介する。特に、修理などの交換作業を容易にするアイデアを含めた作業管理手法、および装置の構成・構造・特徴に依らない、電源の保守作業時に必要な注意すべき点を整理して報告する。
村田 龍太郎; 海老澤 直美
情報の科学と技術, 71(5), p.226 - 231, 2021/05
日本原子力研究開発機構(JAEA)では、JAEAの研究者等が成果発表や特許申請の決裁手続きを電子的に行う際に入力した情報をベースとして、研究開発成果情報を管理し、機関リポジトリを通じて発信を行っている。このうち、掲載資料や発表会議,研究者などの情報は名寄せし、典拠コントロールを行うことで、効率的かつ効果的な研究開発成果情報の管理・発信を実現している。本稿では、このうち研究者に関する情報にスポットを当て、その典拠コントロールを中心に紹介するとともに、researchmapを通じて新たに開始する研究者情報発信の取り組みや、今後の課題や展望について述べる。
深澤 哲生*; 星野 国義*; 山下 淳一*; 高野 公秀
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(11), p.1215 - 1222, 2020/11
被引用回数：1 パーセンタイル：11.8(Nuclear Science & Technology)将来の核燃料サイクルシナリオの変化に柔軟に対応可能なプルトニウム管理システム(FFCI)の概念を開発し、成立性を定量的に評価した。この概念では、軽水炉使用済燃料の大部分を占めるウランのみを粗分離・回収し、プルトニウムは精製せずマイナーアクチノイドや核分裂生成物とともに、容量の小さい「リサイクル原料」として貯蔵する。将来において具体的なプルトニウム利用方法(高速炉あるいは軽水炉MOX燃料等)の決定を受けて初めてプルトニウムを精製して利用することから、現行の核燃料サイクルシナリオと比較して核不拡散性が高い。この概念の技術的課題となるウラン回収とリサイクル原料の一時貯蔵に関して、文献調査、模擬物質による基礎実験、計算コードによる臨界・発熱対策等の検討結果を本論文にとりまとめた。
多田 健一
JAEA-Data/Code 2020-014, 30 Pages, 2020/10
JAEA-Data-Code-2020-014.pdf:2.84MB
東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉は、我が国の最も重要な課題の一つである。この廃炉作業において重要な項目が、燃料デブリの取り出しである。この燃料デブリ取り出し時には、作業者の被ばく等を防ぐ観点から、燃料デブリの臨界防止が求められている。本研究では、燃料デブリの臨界解析に着目し、この燃料デブリの臨界解析に係る計算時間の短縮を目的に、簡易に燃料デブリの臨界性を解析することができる簡易燃料デブリ臨界性解析ツールHAND (Handy Criticality ANalysis tool for fuel Debris)を開発した。予備解析としてHANDを用いて詳細解析で解析すべき解析範囲を絞ることで、詳細解析の試行数の削減に貢献することが期待できる。HANDはExcelのマクロで動作するデータベースである。HANDの入力にはGUIが利用でき、また作図も自動で行うことができる。このようにHANDは誰でも簡単に利用することが可能であり、臨界性を直感的に理解しやすいという特徴を持っている。そのため、本ツールは原子炉物理学の初学者等に対し、臨界について理解するための教育ツールとしての利用も期待できる。本報告書では、HANDの概要と利用方法について説明する。
玉井 広史
原子力平和利用と核不拡散・核セキュリティ; NSAコメンタリーシリーズ, No.25, p.62 - 68, 2020/06
原子力平和利用における核不拡散・核セキュリティ強化の観点から、核物質の多国間管理構想、日本のプルトニウム利用政策について、これらの取り組みの経緯と今後の課題等をまとめた。
駒 義和
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 26(2), p.133 - 136, 2019/12
福島第一原子力発電所では廃炉工程の進展に伴い廃棄物が発生している。廃棄物管理技術の研究開発のために実施している分析の概要を報告する。
駒 義和; 新堀 雄一*
日本機械学会誌, 122(1211), p.21 - 23, 2019/10
2019年5月に日本機械学会と日本原子力学会が国際会議International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Researchを共催した。会議は5つのトラックから構成され、うち廃棄物管理技術に関する概要を報告する。
外池 幸太郎; 渡邉 友章; 郡司 智; 山根 祐一; 長家 康展; 梅田 幹; 井澤 一彦; 小川 和彦
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09
福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出しに係る臨界管理は、臨界を防止する決定論的な管理ではなく、臨界による影響を緩和するリスクの考え方に基づいた管理になる可能性がある。この課題に取り組むため、原子力規制委員会・規制庁は、2014年から、日本原子力研究開発機構に委託して研究開発を進めてきている。燃料デブリの臨界特性解析、臨界解析コードの整備、臨界実験の準備、リスク解析手法の開発の進捗について報告する。
島崎 洋祐; 山崎 和則; 飯垣 和彦
保全学, 18(1), p.16 - 20, 2019/04
高温工学試験研究炉(HTTR: High Temperature engineering Test Reactor)は、高温の冷却材を利用した水素製造技術の研究開発及び高温ガス炉開発のための試験研究を目的として、日本原子力研究開発機構の大洗研究所に設置されている日本初の高温ガス炉である。現在HTTRは、早期の運転再開に向けて、2013年12月18日に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準への適合性確認のための原子力規制委員会による審査に対応している。本報では、保全管理に係る項目として、HTTR原子炉施設の設備、機器類の保守管理の実施状況について紹介する。
高橋 史明
原子力のいまと明日, p.109 - 111, 2019/03
日本原子力学会では、一般向けの解説として、「原子力のいまと明日-東京電力福島第一原子力発電所事故の経験から」の出版を企図した。この解説書では、原子力発電所の概要、東京電力福島第一原子力発電所事故やその後の対応等とともに、放射線の基礎知識や利用についても解説を与える。本稿では、放射線計測や防護で用いられる単位として、基本となる吸収線量などの物理量、放射線防護の目的で用いられる防護量及び計測のために定義される実用量を解説する。また、放射線作業環境で実測され、内部被ばく防護の基本となる放射能の単位についても説明する。さらに放射線管理の現場で有用な単位として、放射能と線量を関係づける線量率定数を紹介する。
大澤 英昭; 広瀬 幸雄*; 大沼 進*; 大友 章司*
社会安全学研究, 9, p.145 - 160, 2019/03
スイスと英国を事例に、高レベル放射性廃棄物の管理方策に関する意思決定プロアセスを、文献レビューに基づき比較した。その結果は、全体の流れは共通しており、評価基準と方法の決定、HLW管理方策のオプションの評価、オプションの選定の流れで行われていることを示している。管理方策の比較の基準は、安全性、世代間公正性が重要であるとされた。また、世代間公正に関しては、現在の世代ができる限り早急にできることをする責任があるという点を重視する立場「今取り組む」と、将来の世代に自らの選択をさせる自由を与える、すなわち将来世代が責任(選択の権利)を取れるように情報と補償を提供する義務が現世代側にあるとする立場「後まで置いておく」とが共通のトレードオフになっていた。これらトレードオフになっている2つの価値観を考慮して熟議することにより、地層処分を忌避する価値観が緩和され、結果的に回収可能性を考慮した地層処分概念が選択された。
