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報告書

材料試験炉,運転と技術開発 No.19; 2004年度

材料試験炉部

JAEA-Review 2006-001, 63 Pages, 2006/02

JAEA-Review-2006-001.pdf:6.32MB

2004年度(平成16年度)は、第152サイクルから第158サイクルまでの計7サイクルの利用運転を行い、軽水炉炉内構造物の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の研究,核融合炉ブランケットの開発研究,材料基礎研究,放射性同位元素(RI)の製造・開発等を目的とした照射試験及び照射後試験を実施した。また、サイクル間作業を合理的に効率よく実施し、JMTR運転開始後、これまでの年間最大運転日数である181日運転を達成した。第155サイクルには、特性試験中のバイパスキー誤操作による自動停止があり、再発防止対策を講じた後運転を再開した。施設の保守・安全管理に関しては、原子炉施設にかかわる定期評価を実施し、今後10年間の長期保全計画を策定した。また、核物質防護の強化にかかわる施設整備を実施し、米国より新燃料を搬入した。照射技術の開発に関しては、IASCC照射下試験のための種々の装置を整備して照射済試験片を用いた照射下試験を開始するとともに、IASCC照射環境下における電気化学的腐食電位測定及び水質評価モデルの検討等を進めた。照射後試験技術の開発に関しては、照射済試料を用いたIASCCき裂進展試験データを採取した。このほか、照射試験及び照射後試験技術の開発に関する韓国原子力研究所(KAERI)との研究協力,ジュールホロビッツ炉に関するフランス原子力庁(CEA)との情報交換を実施した。

報告書

医学用原子分子・原子核データに関するアンケート調査報告書,2004

古林 徹*; 原田 康雄*; 松藤 成弘*; 長谷川 智之*; 遠藤 章; 森林 健悟; 赤羽 恵一*; 上原 周三*; 今堀 良夫*; 加藤 洋*; et al.

JAEA-Review 2006-002, 101 Pages, 2006/02

JAEA-Review-2006-002.pdf:5.53MB

本報告書は、医学用の原子分子・原子核データに興味を持っている分野の専門家の方々を対象にしたアンケート調査結果を、おもに放射線に関係した物理工学の専門家の視点から分析しまとめたものである。以下の3点の重要性を確認した。(1)医学を支えている物理工学,化学薬学などの基礎データと、医学の直接的な関連データに大きく分類すると、基礎データより関連データがより重要な医学分野では、生体に関連するデータの整備を、その使い勝手の良さも含めて行う必要がある。(2)基礎データは、データの質,量,精度など、現状でも多くの医療現場の要求にほぼ十分に対応できていた。ただし、情報化社会の状況でのデータの利用ついては、医学分野に特化した特殊ファイルと、それを生体の関連データに反映させる理論や計算コード等の利用システムの整備など、総合的に体制を整備していく時期にある。(3)利用分野の発展には、基礎データの完成度を高めておくことは不可欠なことから、限りある資源や人材を効率的に活用するという現実を直視しながら、基礎データの整備拡充を、今後とも地道に計画的に継続性を持って進めていく必要がある。

報告書

計量書誌的手法を用いた途上評価; 外国類似研究機関との機関比較

柳澤 和章

JAEA-Review 2006-003, 49 Pages, 2006/03

JAEA-Review-2006-003.pdf:6.38MB

外国にある類似原子力研究機関(米国5,独2,仏1)が保有する論文と旧日本原子力研究所(旧原研)が保有する論文に着目し、原子力文献データベースINIS,分析評価ツールSOCIOECOを使って、計量書誌的手法による機関比較を試みた。25年間(1978-2002)の論文総数比較の結果、オークリッジ(ORNL米)$$>$$原研(JAERI日本)$$>$$ブルックヘブン(BNL米)$$>$$サンディア(SNL米)$$>$$カールスルーエ(独)$$>$$アルゴンヌ(ANL米)$$>$$ユーリッヒ(独)$$>$$アイダホ(INL米)$$>$$カダラッシュ(仏)の順となり、原研はORNLに次いで2位であることが判明した。

報告書

Summary of fuel safety research meeting 2005; March 2-3, 2005, Tokyo

更田 豊志; 中村 武彦; 永瀬 文久; 中村 仁一; 鈴木 元衛; 笹島 栄夫; 杉山 智之; 天谷 政樹; 工藤 保; 中頭 利則; et al.

JAEA-Review 2006-004, 226 Pages, 2006/03

JAEA-Review-2006-004.pdf:34.43MB

3月2日(水)及び3日(木)の両日、東京の都市センターホテルにおいて「燃料安全研究国際会議2005(Fuel Safety Research Meeting 2005)」を開催した。本会議は、原子炉の安全性研究に関する最新の研究成果の発表と、専門家との情報交換及び討論を目的としている。本会議における技術的な話題は、燃料安全研究の現状,反応度事故時及び冷却材喪失事故時の燃料挙動,高燃焼度燃料のふるまい、及びシビアアクシデント時の放射性物質放出をカバーしている。本要約集は、本会議の発表において使用された要旨及びOHPをまとめたものである。

報告書

研究炉利用における研究成果集; 平成16年度

研究炉利用課

JAEA-Review 2006-005, 400 Pages, 2006/03

JAEA-Review-2006-005.pdf:30.66MB

平成16年度における研究炉での実験利用,照射利用を行った利用者(原子力機構外も含む)からの成果の提出を受け、これを取りまとめたものである。

報告書

科研費特別推進研究・研究会「量子ビームによる高温超伝導機構の解明」講演集; 2005年11月1日$$sim$$2日,五浦観光ホテル,茨城県北茨城市

梶本 亮一; 新井 正敏

JAEA-Review 2006-006, 261 Pages, 2006/03

JAEA-Review-2006-006.pdf:50.21MB

2005年11月1日,2日に茨城県北茨城市五浦において、「量子ビームによる高温超伝導機構の解明」研究会が開催された。この研究会は科研費特別推進研究「4次元空間中性子探査装置の開発と酸化物高温超伝導体の研究」(平成17年度$$sim$$21年度、代表・新井正敏(原子力機構))の第一回研究会であり、第一線の研究者33名の出席のもと、酸化物高温超伝導研究の現状,課題、及び、特にJ-PARCの大強度パルス中性子源を念頭においた量子ビームによる研究への展望などについて非常に密度の高い議論が交わされた。本報告書は本研究会の講演要旨及び講演で使用された発表資料を収録したものである。

報告書

加速器駆動核変換システムに関するワーキングパーティー活動報告書; 平成15年10月$$sim$$平成17年3月

原子力基礎工学研究部門 核工学・炉工学ユニット

JAEA-Review 2006-007, 214 Pages, 2006/03

JAEA-Review-2006-007.pdf:13.06MB

炉物理研究委員会の下に、加速器駆動による核変換システムに関して研究することを目的として、平成15年7月に「加速器駆動核変換システムに関するワーキングパーティー」が設立された。本ワーキングパーティーでは、第一回の会合において活動指針を討議し、その後平成17年3月まで活動した。本ワーキングパーティーでの主な活動項目は以下の3項目である。(1)ADSを主とする先進原子力システムにおける核データに関する定量的検討並びに先進原子力システムに必要な核データに関する整理,(2)ADS研究のための研究施設(J-PARC, TEF-P, TEF-T, KUCA及び海外のADS研究施設)の現状調査,(3)TEF-Pにおける実験について「新たな臨界集合体」の観点からの要望・提言の取りまとめ。本資料は、これらの活動の概要と成果を取りまとめたものである。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の試験・運転と技術開発; 2004年度

高温工学試験研究炉部

JAEA-Review 2006-008, 90 Pages, 2006/03

JAEA-Review-2006-008.pdf:5.76MB

日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターのHTTR(高温工学試験研究炉)は、熱出力30MW,黒鉛減速ヘリウムガス冷却の我が国初の高温ガス炉である。HTTRは平成16年4月に世界で初めて原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成し、6月には原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cにおける使用前検査合格証を取得した。本書は、平成16年度のHTTRの運転と保守及び技術開発の状況等について紹介する。

報告書

Review of JAEA activities on the IFMIF liquid lithium target in FY2005

井田 瑞穂; 中村 博雄; 千田 輝夫; 杉本 昌義

JAEA-Review 2006-009, 28 Pages, 2006/03

JAEA-Review-2006-009.pdf:3.95MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合炉材料の開発のために、十分な照射体積(500cm$$^{3}$$)を有し照射量200dpaまで照射可能な強力中性子束(2MW/m$$^{2}$$)を発生可能な加速器型中性子源である。このような中性子を発生させるために、最大エネルギー40MeV,最大電流250mAの重水素ビームを、最大流速20m/sの液体リチウム流ターゲットに入射させる。ターゲット系では、ベリリウム-7,トリチウムや放射化腐食生成物等が発生する。また、背面壁は、年間50dpaの中性子照射下で使用する必要がある。本報告では、平成17年度の原子力機構におけるターゲット系の活動での主要なトピックスとして、核発熱条件下でのターゲットアセンブリの熱構造解析,ベリリウム-7によるリチウムループ近接性の影響評価を取りまとめた。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の安全設計及び安全評価の考え方

飯垣 和彦; 七種 明雄; 澤畑 洋明; 篠崎 正幸; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 川崎 幸三; 馬場 治*

JAEA-Review 2006-010, 90 Pages, 2006/07

JAEA-Review-2006-010.pdf:5.65MB

ガス炉は、原子力の開発初期からの長い歴史を持っており、高温ガス炉(HTGR)は、安全,効率,環境面から受容できかつ経済性から21世紀の工業用熱利用と発電に向けた高温のエネルギーを作り出す最終目標として期待されている。HTGRの革新的な設計には、受動的な安全装置の配置が試みられており、これらの原子炉の安全評価等については、おもに軽水炉用に策定されている現在の安全指針等を直接的にHTGRに適用できないこと等からの特別な配慮が必要となる。本報告では、試験研究炉HTTRでの安全設計$$cdot$$安全評価についての変遷を調査し、軽水炉と異なる高温ガス炉の安全設計$$cdot$$安全評価の特徴的な主な事項、これまでのHTTRの運転蓄積をもとに次期高温ガス炉の安全設計$$cdot$$安全評価に反映すべく事項をとりまとめたものである。

報告書

TRU廃棄物処分システムの安全評価における核種移行データセット; RAMDA:RAdio-nuclide Migration Datasets

三原 守弘

JAEA-Review 2006-011, 51 Pages, 2006/03

JAEA-Review-2006-011.pdf:3.52MB

核燃料サイクル開発機構及び電気事業連合会は、原子力発電所から発生する使用済み燃料の再処理の過程やウラン及びプルトニウム混合酸化物燃料の加工において発生する超ウラン元素を含む低レベルの放射性廃棄物(以下、「TRU廃棄物」)の処分の事業化及び制度化に資するためにTRU廃棄物処分技術検討書を公開した。その報告書において、TRU廃棄物の地層処分システムの安全評価が行われている。安全評価における核種移行解析に用いたパラメータについては、核種移行データセット(RAMDA: RAdio-nuclide Migration Datasets)として報告されている。本報告書は、RAMDAの解説を加えるとともに、酸化性環境条件についてもデータセットして示したものである。RAMDAには、TRU廃棄物の処分システムを対象に、放射性元素の溶解度,人工バリア中の実効拡散係数,人工バリア及び天然バリアに対する収着分配係数がまとめられている。

報告書

Progress of nuclear safety research, 2005

安全性研究成果編集委員会

JAEA-Review 2006-012, 184 Pages, 2006/03

JAEA-Review-2006-012.pdf:16.42MB

日本原子力研究開発機構の前身の一機関である日本原子力研究所(原研)は、国の定める原子力エネルギー開発・利用に関する長期計画や安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで、原子力安全性研究を実施してきた。研究対象の分野は、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究,放射性廃棄物安全性研究,安全性向上及び評価に関する先進技術の研究等である。また、世界共通の原子力安全課題に関する情報の共有を図るとともに、原研の研究を補完する目的で国際協力を実施してきた。さらに、原子力施設の事故等に際し、国や地方自治体が行う原因究明や緊急時対応等の作業を技術面で支援することは、原研に求められる重要な役割の一つである。これらの安全研究及び原子力安全規制にかかわる技術支援は、日本原子力研究開発機構の重要な役割として継承されている。本報告書は、平成15年4月から平成17年9月までの2年半の間に原研において実施された原子力安全性研究の概要及び研究に用いられた施設について記載している。

報告書

保安管理業務報告書; 平成17年度上半期,業務報告

山本 純太

JAEA-Review 2006-013, 125 Pages, 2006/07

JAEA-Review-2006-013.pdf:13.51MB

保安管理部は、労働安全衛生関連業務,危機管理業務,警備$$cdot$$入構管理業務,所にかかわる核物質防護及び品質保証業務等、多岐に渡る業務を所掌$$cdot$$総括するとともに、これら業務データを、業務実績報告書に取りまとめている。本報告は、二法人統合前の核燃料サイクル開発機構東海事業所保安管理部における平成17年度上半期(平成17年4月$$sim$$平成17年9月)の業務実績をとりまとめたものである。

報告書

幌延深地層研究計画第2段階(平成17$$sim$$21年度)を対象とした工学技術の適用性検討に関する計画案

青柳 茂男; 油井 三和; 棚井 憲治; 川上 進; 藤田 朝雄; 谷口 直樹; 柴田 雅博; 小西 一寛; 西村 繭果; 菊池 広人*; et al.

JAEA-Review 2006-014, 61 Pages, 2006/03

JAEA-Review-2006-014.pdf:5.03MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)では、北海道の天塩郡幌延町にて、堆積岩を対象とした幌延深地層研究計画を進めている。幌延深地層研究計画は、平成17年度より、地下研究施設の建設に伴い、地上からの調査段階(第1段階)から坑道掘削時の調査研究段階(第2段階)へと移行していく。一方、原子力機構では、これまで工学技術の基盤技術開発として、「わが国における高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性; 地層処分研究開発第2次取りまとめ」で示した一連の工学技術をベースとしつつ、幌延地区の地上からの調査段階で得られた地質環境条件を対象として工学技術の具体的な地質環境への適用性検討を行ってきた。今後は、工学技術の基盤技術開発として、幌延深地層研究計画の進捗に併せて、第2段階を通じた工学技術の具体的な地質環境への適用性検討を進め、それらの成果を体系的に整理し提示していく必要があると考える。よって、本報告書では、現時点の幌延の地下施設の建設工程及び「幌延深地層研究計画; 地下施設を利用した第2,第3段階における調査試験計画案」に基づき、幌延深地層研究計画の第2段階のうち、平成17年度から平成21年度までの5年間に焦点をあてた工学技術の適用性検討に関する研究計画を、個別研究課題ごとに整理し立案した。なお、本計画は、今後、幌延の地下施設の施工状況や最新の動向を踏まえ随時変更する可能性があるとともに、今後より詳細化していく必要がある。

報告書

高レベル放射性廃棄物地層処分の性能評価に関する研究計画書,当面5か年の計画; H17年度版

宮原 要; 吉川 英樹; 大井 貴夫; 柴田 雅博; 澤田 淳; 笹本 広; 飯島 和毅; 前川 恵輔; 川村 淳; 加藤 智子; et al.

JAEA-Review 2006-015, 29 Pages, 2006/03

JAEA-Review-2006-015.pdf:4.58MB

高レベル放射性廃棄物地層処分の性能評価に関する研究を対象として、これまでの研究成果を踏まえ、今後5年を目途に実施すべき研究の項目とその内容等を研究計画書としてまとめた。本計画書では、高レベル放射性廃棄物地層処分に関する国の基盤的研究開発を対象に体系的かつ中長期的にまとめられた研究開発計画である「高レベル放射性廃棄物地層処分に関する研究開発全体マップ」の性能評価分野の研究開発要素の枠組みを参考とし、「日本原子力研究開発機構の中期計画」を踏まえ、「日本原子力研究開発機構に期待する安全研究」を勘案して、これまでの研究によって示された課題等を対象とし、今後5年を目途に実施すべき研究の項目とその内容等を記述した。個々の研究の計画では、研究の必要性や反映の意義に基づいた目的と「わが国における高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性-地層処分研究開発第2次取りまとめ(第2次取りまとめ)」までに実施された研究成果、「高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する知識基盤の構築(H17レポート)」までになされた研究成果とをまとめて、「目的とこれまでの成果」として記述するとともに、今後の当面5年程度の計画を「当面5年程度(平成22年度頃まで)の計画」として記述した。

報告書

Information exchange mainly on HTGR operation and maintenance technique between JAEA and INET in 2005

橘 幸男; 日野 竜太郎; Yu, S.*

JAEA-Review 2006-016, 27 Pages, 2006/06

JAEA-Review-2006-016.pdf:4.34MB

高温ガス炉から取り出される高温の熱は、高効率発電のみならず、化学プロセス、特に、水素製造に用いることができることから、高温ガス炉への関心が世界的に高まっている。現在、世界で運転されている高温ガス炉は2基のみで、1つが独立行政法人日本原子力研究開発機構のHTTR(高温工学試験研究炉)であり、もう1つが、中国の清華大学核能及新能源技術研究院(INET)のHTR-10である。原子力機構とINETは、1986年の覚書締結以来、これまで高温ガス炉分野、特に、HTTR計画及びHTR-10計画について研究協力を進めてきた。本報は、2005年度の原子力機構とINETの高温ガス炉開発にかかわる主要な研究協力活動について、高温ガス炉運転保守技術に重点を置いてまとめたものである。

報告書

核融合炉用高熱伝導性SiC繊維強化SiCマトリックス複合材料の開発(学位論文)

田口 富嗣

JAEA-Review 2006-017, 213 Pages, 2006/07

JAEA-Review-2006-017.pdf:23.62MB

SiC/SiC複合材料の熱伝導率を予測するために、新たな3次元モデル(cubicモデル)を提案した。Cubicモデルを用いた理論解析の結果、複合材料内に存在する気孔を球状化すること,高熱伝導率を有する新たな相を熱の伝導方向に平行に導入することにより、複合材料の熱伝導率が著しく増加することがわかった。これら理論解析結果を検証するために、カーボンナノファイバー(CNF)を分散させたSiC/SiC複合材料を、反応焼結法を用いて作製した。熱伝導率測定の結果、室温で90W/mK程度の高熱伝導SiC/SiC複合材料が作製できた。Cubicモデルを用いたCNF分散SiC/SiC複合材料の熱伝導率の推定値と実測値は非常によく一致した。このことから、本研究で提案したCubicモデルの妥当性を実験的に示すことができた。

報告書

安全研究基本計画による社内研究5ヵ年成果(平成13年度$$sim$$平成17年度)

安全統括部安全課

JAEA-Review 2006-018, 234 Pages, 2006/05

JAEA-Review-2006-018.pdf:22.91MB

日本原子力研究開発機構は旧核燃料サイクル開発機構に引き継ぎ、平成13年度から平成17年度までの安全研究を安全研究基本計画(平成13年度$$sim$$平成17年度)(平成12年10月策定,平成14年5月改定,平成16年7月一部補正)に基づき実施した。本報告書は、安全研究基本計画(平成13年度$$sim$$平成17年度)により実施した安全研究のうちの社内研究について、平成13年度から平成17年度までの5ヵ年の研究成果をとりまとめたものである。

報告書

環境保全技術開発の進展とその社会還元を目指して; 放射線フロンティア研究委員会,材料開発専門部会報告書

小嶋 拓治

JAEA-Review 2006-019, 172 Pages, 2006/07

JAEA-Review-2006-019.pdf:18.82MB

環境保全分野の情報交換及び技術交流などにおける産官学の連携を図ることにより、本分野の研究開発を促進しかつそれらの成果を社会に還元させることが強く求められている。日本原子力研究所(現日本原子力研究開発機構)放射線フロンティア研究委員会材料開発専門部会では、平成14年から4年間、計6回の専門部会を開催し、モニタリング及び対策技術等の環境保全分野の研究開発の現状にかかわる情報交換や、放射線を利用した環境保全プロセス研究の方向性に関する討議を行った。本報告書は、この専門部会における活動をまとめたものである。これをもとに、さらなる産官学の連携により、環境保全にかかわる研究開発の進展に寄与し、それら成果の社会への還元の実現を図る。

報告書

革新的水冷却炉研究会(第9回)に関する報告書; 2006年3月1日,航空会館,東京都港区

石川 信行; 小林 登; 大久保 努; 内川 貞夫

JAEA-Review 2006-020, 102 Pages, 2006/07

JAEA-Review-2006-020.pdf:11.72MB

「革新的水冷却炉研究会」は、軽水炉によるプルトニウムリサイクルを目指して原子力機構が研究開発を進めている革新的水冷却炉に関して、大学,電力会社,原子力メーカー及び研究機関等の研究者と情報交換を行って今後の研究に資することを目的に実施しているものである。本研究会は、平成10年3月に開催された第1回会議以来、毎年開催されており、第9回となる今回は、平成18年3月1日に航空会館で行われ、電力会社, 大学, 研究機関, メーカー等から64名の参加があった。原子力機構における原子力基礎工学研究と産業界との連携、革新的水冷却炉研究開発の状況とその成果、実用化戦略調査研究フェーズ2最終評価についての報告と併せて、超臨界圧炉の研究開発(東京大学)、次世代原子炉開発を巡る国内外の動向(エネルギー総合工学研究所)についての外部研究機関からの講演が行われた。本報告書は研究会における講演の概要を取りまとめたものである。

報告書

Review of research activities in the fusion neutronics source from April 1, 2004 to March 31, 2006

核融合中性子工学研究グループ

JAEA-Review 2006-021, 155 Pages, 2006/07

JAEA-Review-2006-021.pdf:12.4MB

核融合中性子工学用中性子源FNSは1981年に完成した、加速器型の14MeV中性子源である。FNSは中性子断面積測定,積分実験,ブランケット中性子工学実験等の核融合炉開発を目的として中性子工学実験にとって強力な研究手段である。本報告書は大学及び他の研究機関との協力研究も含めて、2004$$sim$$2005年度のFNSの活動をまとめたものである。

報告書

The 2005 activities and the workshop of the human resources development project in FNCA (Contract research)

大友 昭敏

JAEA-Review 2006-022, 221 Pages, 2006/10

JAEA-Review-2006-022.pdf:104.5MB

人材養成プロジェクトの活動は、1999年8月に原子力委員会によって組織された「アジア原子力協力フォーラム(FNCA)」の枠組みの中で実施している。本プロジェクトは、アジア諸国における人材養成を推進させることによって、アジア地域の原子力開発利用技術の基盤を整備することを目的とする。本プロジェクトは、ワークショップ内活動とワークショップ外活動の2つに分けられる。ワークショップ内活動として、「FNCA2005原子力人材養成ワークショップ」が2005年9月13日から16日の4日間、ベトナムのダラトで開催された。本ワークショップの主催は、ベトナム科学技術省と日本の文部科学省で、参加国は、中国,インドネシア,韓国,日本,マレーシア,フィリピン,タイ及びベトナムである。また、ワークショップ外活動として、第7回FNCAコーディネーター会合(東京、2006年3月30日$$sim$$4月1日)において人材養成に関する発表を行った。本報告書は、ワークショップでの発表論文等の配布資料,コーディネーター会合における人材養成プロジェクト活動の概要等を収録したものである。

報告書

Annual report on major results and progress of Naka Fusion Research Establishment of JAERI from April 1 to September 30, 2005 and Fusion Research and Development Directorate of JAEA from October 1, 2005 to March 31, 2006

核融合研究開発部門

JAEA-Review 2006-023, 122 Pages, 2006/09

JAEA-Review-2006-023.pdf:26.73MB

日本原子力研究所那珂研究所(2005年4月1日$$sim$$同年9月30日)及び日本原子力研究開発機構核融合研究開発部門(2005年10月1日$$sim$$2006年3月31日)における平成17年度の研究開発活動の主な成果と進捗について、所内の他研究所や機構内の研究開発部門及び所外の研究機関並びに大学との協力により実施された研究開発を含めて報告する。

報告書

平成17年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書,排水

武石 稔; 宮河 直人; 植頭 康裕; 中野 政尚; 小嵐 淳; 水谷 朋子; 河野 恭彦; 檜山 佳典*; 藤井 理行*; 菊地 政昭*; et al.

JAEA-Review 2006-024, 133 Pages, 2006/09

JAEA-Review-2006-024.pdf:6.69MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定,核燃料物質使用施設保安規定,放射線保安規則,放射線障害予防規程及び原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県条例に基づき、平成17年4月1日から平成18年3月31日までに実施した原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から放出した低レベル放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出放射能は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書に定められた基準値を十分下回った。

報告書

平成17年度大型計算機システム利用による研究成果報告集

情報システム管理室

JAEA-Review 2006-025, 190 Pages, 2006/10

JAEA-Review-2006-025.pdf:43.74MB

日本原子力研究開発機構(以下「機構」)システム計算科学センターでは、スーパーコンピュータをはじめとする大型計算機システムを導入し、計算機システム及びネットワークシステムの運用管理を通して機構の研究活動を支援している。スーパーコンピュータは研究活動にとって欠くことのできないインフラストラクチャとなっており、実験,理論に次ぐ第三の方法としてこれまで実験不可能だった現象の解明などに利用されている。本報告書は、機構の計算機を利用することにより得られた研究成果について調査を行い、その結果をまとめたものである。

報告書

保安管理業務報告; 平成17年度下半期

山本 純太

JAEA-Review 2006-026, 164 Pages, 2006/09

JAEA-Review-2006-026.pdf:15.26MB

平成17年10月1日に核燃料サイクル開発機構と日本原子力研究所は統合し、新たに「日本原子力研究開発機構」として発足した。核燃料サイクル工学研究所保安管理部は、二法人統合前の核燃料サイクル開発機構東海事業所保安管理部の業務をそのまま受け継ぎ、労働安全衛生関連業務,危機管理業務,警備・入構管理業務,所にかかわる核物質防護及び品質保証業務等、多岐にわたる業務を所掌している。これらの業務実績については核燃料サイクル開発機構時代から保安管理業務報告書として発行してきており、新法人においても引き続き業務報告書として発行していくこととした。本報告は、核燃料サイクル工学研究所保安管理部における平成17年度下半期(平成17年10月$$sim$$平成18年3月)の業務実績をとりまとめたものである。

報告書

米国の加圧水型原子力発電所におけるAlloy600製圧力バウンダリ構成機器の一次冷却水応力腐食割れ事例の分析

渡邉 憲夫; 高原 省五

JAEA-Review 2006-027, 141 Pages, 2006/09

JAEA-Review-2006-027.pdf:24.85MB

加圧水型原子力発電所(PWR)において、ニッケル基合金(Alloy600)製の原子炉冷却材圧力バウンダリ構成機器の一次冷却水応力腐食割れ(PWSCC)は安全上の関心事となっている。特に、米国では、2000年から2002年にかけて、ノズルの周方向亀裂や、原子炉圧力容器(RPV)上蓋の著しい腐食劣化が見つかり、ノズルのPWSCCによる漏洩とそれに伴う上蓋のホウ酸腐食によって圧力バウンダリの破損が起こる可能性を否定することができなくなったため、米国原子力規制委員会(NRC)は、2003年2月、検査命令EA-03-009(2004年2月修正)を発行し、RPV上蓋及び貫通ノズルに対して従来より効果的な検査プログラムを策定,実施するよう設置者に求めた。本報告書では、PWSCCに関するNRCの対応経緯と、1999年から2005年にかけて米国のPWRにおいて発生した45件のPWSCC事例に関する情報を収集し各事例について内容を紹介する。

報告書

「連携重点研究」における「多重即発$$gamma$$線分析研究会」成果報告, 2006年3月8日,東海

海老原 充*; 初川 雄一; 大島 真澄

JAEA-Review 2006-028, 97 Pages, 2006/10

JAEA-Review-2006-028.pdf:29.98MB

独立行政法人日本原子力研究開発機構と国立大学法人東京大学大学院工学系研究科原子力専攻が協力して行っている連携重点研究のテーマの一つである「多重$$gamma$$線検出と即発$$gamma$$線分析によるリアルタイム非破壊超微量元素分析法の開発と実試料への応用」の成果報告会が、原子力科学研究所において平成18年3月8日に行われた。本研究会において多重$$gamma$$線放射化分析法(NAAMG)の最近の研究結果の報告とともに、新たに開発している多重即発$$gamma$$線分析(MPGA)用実験装置の設置状況や学術研究,産業利用のための各種試料の分析結果について報告がなされた。この報文集はこの研究会における9件の発表資料をまとめたものである。

報告書

JAEA-Tokai tandem annual report 2005; April 1, 2005 - March 31, 2006

研究炉加速器管理部

JAEA-Review 2006-029, 151 Pages, 2006/09

JAEA-Review-2006-029.pdf:23.69MB

本年次報告書は、原子力科学研究所の原子力機構東海タンデム加速器及びブースターを利用し、2005年4月1日から2006年3月31日までの期間に実施された研究活動をまとめたものである。その内容は、(1)加速器の運転状況と開発,(2)原子核構造,(3)原子核反応,(4)核化学,(5)原子核理論,(6)原子物理及び固体物理,(7)材料の照射効果の7部門に関する51編の研究報告とこれらに関係する各種リスト(公刊文献,発表会合,関与した職員,大学等との協力研究課題)から構成されている。

報告書

地層処分の安全規制に関する動向; 原則,基準と適合性に関する主な論点を中心に

宮原 要; 加藤 智子

JAEA-Review 2006-030, 26 Pages, 2006/10

JAEA-Review-2006-030.pdf:2.48MB

我が国の高レベル放射性廃棄物の地層処分計画は、現在事業段階にあり、実施主体により「特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律」に定められた最終処分施設建設地の選定に関するプロセスに沿った作業が進められているところである。一方、日本原子力研究開発機構でも、事業あるいは規制に反映するための技術・知見を整備するため、深地層の研究施設(瑞浪,幌延)や地層処分基盤研究施設,地層処分放射化学研究施設を活用した研究計画を着実に進めているところである。本報告書では、安全規制に関する国際的な動向を調査・整理したうえで、地層処分の長期の安全性について幅広い関係者や公衆の信頼や納得を得られるようにするため、地層処分の安全規制に関する議論がどのように深まってきたかを概観しつつ、国際的な考え方や米国など各国の規制に関するまとめを試みる。今後、我が国において安全規制を策定するうえでは、このような国際的な考え方や各国の事例を我が国へどのように適用していくかについて検討することが重要と考えられる。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2005年度

武石 稔; 宮河 直人; 中野 政尚; 竹安 正則; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 藤田 博喜; 國分 祐司; 加藤 千明; et al.

JAEA-Review 2006-031, 155 Pages, 2006/10

JAEA-Review-2006-031.pdf:7.76MB
JAEA-Review-2006-031(errata).pdf:0.13MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第4編、環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2005年4月から2006年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果及び大気,海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果を取りまとめたものである。なお、環境監視計画の概要,測定方法の概要,測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

報告書

放射線管理部年報; 2005年度

村上 博幸; 水下 誠一; 吉澤 道夫; 山本 英明; 山口 武憲; 山口 恭弘

JAEA-Review 2006-032, 181 Pages, 2006/11

JAEA-Review-2006-032.pdf:45.0MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構東海研究開発センター原子力科学研究所放射線管理部(2005年9月30日までは日本原子力研究所東海研究所保健物理部)における2005年度の活動をまとめたものであり、環境モニタリング,施設及び作業者の放射線管理,個人線量管理及び放射線管理用機器の維持管理に関する業務の概要と、関連する研究・技術開発の概要を記載している。放射線業務従事者等の個人被ばく管理においては、保安規定等に定められた線量限度を超える被ばくはなかった。また、各施設から放出された気体及び液体廃棄物の量又は濃度は保安規定等に定められた放出管理目標値又は放出管理基準値を下回っており、周辺監視区域外における実効線量も保安規定等に定められた線量限度未満であった。原子力科学研究所放射線管理部の研究・技術開発活動においては、放射線管理上の技術的改良等にかかわる技術開発の他、放射線標準施設棟(FRS)等における中性子校正場の確立に関する研究開発等を実施した。

報告書

平成17年度$$sim$$平成21年度科学研究費補助金特別推進研究「4次元空間中性子探査装置の開発と酸化物高温超伝導機構の解明」平成17年度研究報告書

新井 正敏; 横尾 哲也*; 梶本 亮一; 中島 健次; 社本 真一; 山田 和芳*; 藤田 全基*; 猪野 隆*; 曽山 和彦; 中村 充孝; et al.

JAEA-Review 2006-033, 58 Pages, 2006/11

JAEA-Review-2006-033.pdf:17.22MB

平成17年度から平成21年度にわたり、「4次元空間中性子探査装置の開発と酸化物高温超伝導機構の解明」を研究課題とする科学研究費補助金・特別推進研究が採択された(研究代表者・新井正敏)。本研究は大強度陽子加速器(J-PARC)の大強度パルス中性子源において、現在世界最高性能の非弾性散乱実験装置よりも二桁高い性能を有する実験装置、4次元空間中性子探査装置(4SEASONS: 4d SpacE AccesS neutrON Spectrometer)を建設し、異常な磁気励起,フォノン異常現象を3次元の波数-エネルギーからなる4次元空間で詳細に観測することにより酸化物高温超伝導機構の解明を目指すものである。本報告書は本研究の平成17年度の研究成果をまとめたものである。

報告書

平成17年度放射線管理部年報

放射線管理部

JAEA-Review 2006-034, 145 Pages, 2006/12

JAEA-Review-2006-034.pdf:10.99MB

本報告書は、平成17年度に核燃料サイクル工学研究所放射線管理部が実施した施設の放射線管理及び個人被ばく管理,放出管理及び環境放射線の監視,放射線管理用機器等の保守管理,安全研究及び技術支援等の業務について取りまとめたものである。

報告書

材料試験炉,運転と技術開発 No.20; 2005年度

材料試験炉部

JAEA-Review 2006-035, 60 Pages, 2006/12

JAEA-Review-2006-035.pdf:5.82MB

2005年度(平成17年度)は、第158サイクルから第162サイクルまでの計5サイクルの利用運転を行い、軽水炉炉内構造物の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の研究,核融合炉ブランケットの開発研究,材料基礎研究,放射性同位元素(RI)の製造・開発等を目的とした照射試験及び照射後試験を実施した。第160サイクルに発生した商用電源の停電及び施設定期検査において生じた検査前条件の不備に絡んだ施設定期検査期間の延長により、計画に対して少ない運転実績となった。

報告書

平成17年度研究炉加速器管理部年報; JRR-3, JRR-4, NSRR及びタンデム加速器の運転、利用及び技術開発

研究炉加速器管理部

JAEA-Review 2006-036, 219 Pages, 2006/12

JAEA-Review-2006-036.pdf:11.96MB

本報告書はJRR-3, JRR-4及びNSRRの研究炉並びにタンデム加速器の運転管理,利用,技術開発について報告するものである。平成17年度の運転管理,利用,技術開発等における主な成果としては次のとおりである。(1)JRR-3では7サイクルで156日間の、JRR-4では37サイクルで145日の施設共用運転を行い、シリコン照射等の照射件数633件,放射化分析等のキャプセル総数2,922個,中性子ビーム実験利用では延べ利用日数5,511件・日の利用に供した。(2)JRR-3の冷中性子ビーム強度10倍化計画については、液体水素が喪失した場合の高性能減速材容器の応力解析を実施し、その健全性を確認した。(3)JRR-4を用いるBNCTに関する照射技術の開発では、さまざまな部位へ適用を可能にするための技術開発の一環として、頭頸部ガンへの照射を可能にする延長コリメータを実用化した。(4)NSRRは、高燃焼度の軽水炉燃料を対象とした4回の反応度事故模擬実験を計画どおり実施した。(5)タンデム加速器は182日の運転を行い、計画したすべての実験項目を遂行し、機構内外の重イオンを用いた研究開発に貢献した。

報告書

原子力研修センターの活動; 平成17年度

原子力研修センター

JAEA-Review 2006-037, 112 Pages, 2006/12

JAEA-Review-2006-037.pdf:9.38MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力研修センターの平成17年度における業務概況をまとめたものである。平成17年10月の日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合に伴い、前者の国際原子力総合技術センターと後者の人事部人材開発課技術研修チームが、新たに原子力研修センターとして組織された。同時に、国際原子力総合技術センターが担当してきた防災研修は、緊急時支援・研修センターに移管され、また連携大学院関連業務が新センターの業務となった。今年度は、国際原子力総合技術センターで実施してきた国内研修コースの継続分の受講者数は652人であり、人材開発課技術研修チームが職員等を対象に実施してきた技術研修については、616人であった。一方、国際研修も当初計画に従って実施された。、また、平成17年4月から東京大学大学院工学系研究科原子力専攻学位課程(原子力専門職大学院)が開講され、実習関係の協力活動などが行われた。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の核特性評価手法の改良に関する研究(学位論文)

藤本 望

JAEA-Review 2006-038, 160 Pages, 2007/01

JAEA-Review-2006-038.pdf:9.75MB

HTTRの核特性評価手法は、設計に用いた解析手法をもとに臨界試験で得られた結果に基づいて開発が行われてきた。開発では、まず反応度調整材(BP)反応度価値の評価手法の改良,制御棒挿入孔からの中性子ストリーミング効果の考慮,燃料セルモデルの改良が行われた。これらの改良により、過剰反応度の測定値に対して1%$$Delta$$k/k以下の誤差で一致するモデルを作成することができた。この改良をもとに、出力運転解析のためのモデルの拡張を行った。ここでは、おもにBPの燃焼変化の挙動について濃縮度依存性,温度効果等を検討した。燃焼挙動についての測定データとの比較では、ほぼ一致する結果を得ることができた。また、モンテカルロコードによる出力分布の比較では、両者はほぼ同じ分布を示すことを明らかにした。また、HTTRの燃料体からの$$gamma$$線測定結果との比較では、改良したモデルは測定結果と良い一致を示すことを明らかにした。さらに、設計時に用いられた核設計手法と比較することにより、今回のモデルの改良が、実効増倍率だけでなく出力分布の改善にも効果があることを明らかした。

報告書

高レベル放射性廃棄物地層処分にかかわる天然現象影響評価に関する研究計画書; 当面5か年の計画,H18年度版

川村 淳; 大井 貴夫; 牧野 仁史; 梅田 浩司; 新里 忠史; 安江 健一; 河内 進; 石丸 恒存; 瀬尾 俊弘; 蛯名 貴憲*; et al.

JAEA-Review 2006-039, 60 Pages, 2007/01

JAEA-Review-2006-039.pdf:7.39MB

本計画では、高レベル放射性廃棄物地層処分にかかわる地質環境の長期安定性研究から天然現象影響評価に関する研究を対象として、研究の必要性や反映の意義に基づいた目的と「我が国における高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性; 地層処分研究開発第2次取りまとめ(第2次取りまとめ)」までに実施された研究成果,「高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する知識基盤の構築(H17レポート)」までになされた研究成果とをまとめて、「研究とこれまでの経緯」として記述するとともに、今後の当面5年程度の計画を「フェーズ2における研究目的」,「研究内容」として記述し、それを実施するために必要となる天然現象に関する知見及び影響評価に必要となる個別現象にかかわる知見等を案としてまとめた。

報告書

原子力施設等における事故・故障の分析; 東京大学大学院工学系研究科原子力専攻(専門職大学院)講義用テキスト

渡邉 憲夫

JAEA-Review 2006-040, 60 Pages, 2007/02

JAEA-Review-2006-040.pdf:5.41MB

日本原子力研究開発機構は、原子力分野の人材育成の一環として、平成17年度に開講した東京大学大学院工学系研究科原子力専攻(専門職大学院)への協力を進めており、講師の派遣並びに実習の実施を行っている。本報告書は、原子力施設,放射線利用施設及び放射線源にかかわる事故・故障について、情報の収集・分析・評価に関する国内外の活動状況,手法,実事例等をわかりやすく解説したものであり、上記専門職大学院での講義用教材として作成したものである。

報告書

原子力発電所の確率論的安全評価(Probabilistic Safety Assessment: PSA):内的事象に対するレベル1PSA; 東京大学大学院工学系研究科原子力専攻(専門職大学院)講義用テキスト

渡邉 憲夫

JAEA-Review 2006-041, 43 Pages, 2007/02

JAEA-Review-2006-041.pdf:3.08MB

日本原子力研究開発機構は、原子力分野の人材育成の一環として、平成17年度に開講した東京大学大学院工学系研究科原子力専攻(専門職大学院)への協力を進めており、講師の派遣並びに実習を行っている。本報告書は、原子力発電所の確率論安全評価(Probabilistic Safety Assessment: PSA)、特に、レベル1PSA(炉心損傷事故の発生頻度評価)について、その手順や方法を例示しながらわかりやすく解説したものであり、上記専門職大学院での講義用教材として作成したものである。

報告書

JAEA Takasaki annual report 2005

小原 祥裕

JAEA-Review 2006-042, 240 Pages, 2007/02

JAEA-Review-2006-042.pdf:31.02MB

高崎量子応用研究所研究年報2005は、同研究所にあるTIARA施設(イオン加速器4基)を利用して2005年4月1日から2006年3月31日までの間に行われた研究・技術開発成果、及び電子・$$gamma$$線照射施設(電子加速器1基, $$^{60}$$Co$$gamma$$線照射施設3棟)を利用して最近数年間で行われた研究・技術開発成果をまとめたものである。この研究年報には、(1)宇宙・原子力・エネルギー,(2)環境・資源,(3)バイオ技術・医学応用,(4)先端材料・計測・基盤技術の4分野に分類した174編の論文及び8編の施設の運転・管理状況報告からなる合計182編が収録されている。また、論文リスト,新聞発表,テレビ放映,出願特許、及び研究実施形態・利用施設の一覧表が付録として含まれている。

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