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報告書

研究用照射済ベリリウム試料の外国輸送(受託研究)

谷本 政隆; 田口 剛俊; 岡田 学; 塙 善雄; 土谷 邦彦; 池田 昌之*; 藤本 洋一*; Kotov, V.*; Kenzhin, E.*; Kenzhin, Y.*

JAEA-Technology 2011-001, 39 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2011-001.pdf:4.15MB

中性子照射されたベリリウムを処理して再利用することは、資源の有効利用,核不拡散体制の強化などのために行うべき課題である。そこで、現在実施されているJMTRの改修・再稼働の一環として、処理処分方法の検討されており、ベリリウムリサイクルに関する実証試験を国際科学技術センター(ISTC)のプロジェクトがカザフスタン共和国の国立原子力センター原子力研究所(NNC-IAE)と行っている。本報告書は、国際協力ISTCプロジェクトに基づき、研究用照射済ベリリウム試料を原子力機構からカザフスタン共和国のNNC-IAEに外国輸送するための輸送方法の検討を行い、実際に行った照射済ベリリウム試料の輸送結果をまとめたものである。

報告書

熱化学水素製造法ISプロセスに用いるSiCの構造設計手法案

竹上 弘彰; 石倉 修一*; 寺田 敦彦; 稲垣 嘉之

JAEA-Technology 2011-002, 41 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2011-002.pdf:5.08MB

熱化学法ISプロセスは硫酸の高温熱反応とヨウ素の化学反応サイクルを利用した水素製造プロセスであり、製造設備は高温かつ腐食性の環境に耐える設計が要求される。特に、ISプロセスの主要機器の一つである硫酸分解器は、90wt%の濃硫酸を高温ヘリウムにより加熱して蒸発させ硫酸蒸気を生成させるとともに、一部をSO$$_{3}$$に分解して次の工程であるSO$$_{3}$$分解器に供給する重要機器である。濃硫酸を蒸発させる熱交換器部は4MPaの高圧ヘリウムを内蔵するために耐圧構造とする必要があり、かつ700$$^{circ}$$C以上の高温と腐食環境に耐えうる材料として現状では炭化ケイ素セラミックス(SiC)が最も優れた材料である。熱交換器となるセラミックブロックは、外側に位置する耐圧金属容器に格納される構造となっており、仮に内部でセラミックブロックが破損しても、硫酸等の流体が外部には漏れない構造となっている。しかしながら、セラミックスを構造部材として使用する場合に手引きとなる統一された構造設計手法が規格・基準として整備されていない。本報告書は、既存の構造設計基準類を参考に、ISプロセスに用いるSiCの材料強度特性を考慮した構造設計手法案を提案したものである。

報告書

JRR-3改造工事に伴って発生したコンクリートのクリアランス; 放射能濃度の測定及び評価の方法の策定

里山 朝紀; 岸本 克己; 星 亜紀子; 高泉 宏英; 堤 正博; 稲野辺 浩; 吉森 道郎

JAEA-Technology 2011-003, 53 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2011-003.pdf:1.6MB

原子力科学研究所のバックエンド技術部では、放射性廃棄物の合理的な処分及び資源の有効利用を図るとともに、保管廃棄施設の保管能力の逼迫回避を目的として、1985年度から1989年度にかけて実施されたJRR-3改造工事に伴って発生し、第2保管廃棄施設の保管廃棄施設・NLに保管している放射能レベルの非常に低いコンクリートを対象としたクリアランスを進めている。JRR-3改造工事に伴って発生したコンクリートのクリアランスにあたっては、2005年度から2007年度にかけて、コンクリートの汚染状況の調査を行った。その調査結果をもとに、放射能濃度の測定及び評価の方法を策定し、2007年11月8日付けで文部科学大臣へ認可申請を行い、2008年7月25日付けで認可を得た。その後、クリアランス作業に必要な測定機器やコンクリートの取り出し設備等のハード面の整備、保安規定や作業要領書等のソフト面の整備を進め、2009年度からクリアランス作業を開始した。本報告は、JRR-3改造工事に伴って発生したコンクリートをクリアランスするために策定した放射能濃度の測定及び評価の方法をとりまとめたものである。

報告書

Supplemental study on dose control for a criticality accident

金盛 正至; 須藤 俊幸; 田中 憲一*; 高田 純*

JAEA-Technology 2011-004, 12 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2011-004.pdf:0.97MB

東海村臨界事故は、原子力の緊急事態に関する対応を検討する貴重な材料と考えられる。これまでに実施した、線量評価及び管理法に関する考察であるJAEA-Technology 2009-043「臨界事故終息作業時の線量管理方法の考察」では、臨界事故終息作業時の線量管理方法について考察を行った。その結果、40m程度から100m程度までの近距離の測定結果を基礎に、作業地点の線量率の再評価を行い、個人線量から推定される線量率と比較し60-80%程度の精度で一致することについて述べた。本報では、線源から100m程度までと、それから遠方の距離における放射線の減衰の仕方の違いに着目し、方対数/両対数プロットの妥当性、及びプロット点数の影響について検討した。その結果、中性子線の高い線量場における作業に対する線量管理のための線量の目安について、(1)作業者の年間線量限度,(2)作業者の当該作業以外の線量,(3)測定誤差、の三点を考慮し、年間20mSvの2分の1の10mSv程度とすることにより、安全裕度を持って作業できることを確認するとともに、実際の線量管理を行ううえでの、両対数の利用できる範囲,測定点の数の持つ意味合いについて取りまとめた。

報告書

原子力緊急時対応のためのWSPEEDI-IIシステムユーザーズマニュアル

中西 千佳; 佐藤 宗平; 古野 朗子; 寺田 宏明; 永井 晴康; 武藤 重男

JAEA-Technology 2011-005, 141 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2011-005.pdf:6.13MB

原子力緊急時支援・研修センターでは、国外で発生した原子力事故や核実験等による我が国への影響評価にかかわる協力要請及び、国際原子力機関(IAEA)の緊急時対応援助ネットワーク(RANET)にかかわる支援分野の1つである「大気拡散モデルによる放射能分布予測」等への対応体制を構築してきた。今後、緊急時における外部からの支援要請に確実に対応していくため、原子力緊急時支援・研修センターでは、原子力基礎工学研究部門で開発された緊急時環境線量情報予測システム(世界版)WSPEEDI第2版(WSPEEDI-II)による計算システムを導入し、実運用にむけた環境整備をしていくこととしている。本マニュアルは、システムを運用していくに際して必要な基礎的知識である、システムの概要,大気拡散予測実行に際して設定すべき種々のパラメータ等を整理したものである。

報告書

地震時にせん断荷重を受ける機器据付ボルトの耐震裕度に関する一考察

坂口 忍; 立花 郁也; 越野 克彦; 白水 秀知; 白井 更知; 今本 信雄; 冨田 恒夫; 飛田 祐夫; 山中 淳至; 小林 大輔; et al.

JAEA-Technology 2011-006, 24 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2011-006.pdf:3.07MB

2007年に発生した新潟県中越沖地震において、柏崎刈羽原子力発電所では設計基準を超える地震動が観測されたが、「止める,冷やす,閉じ込める」ための耐震重要度の高い施設,設備については、耐震設計時において発生する荷重や耐震許容に相当な耐震裕度が見込まれていたため、被害はなかった。そこで、耐震裕度とは実際にどの程度あるものなのかがわかれば、施設,設備の安全性が明確になる。このため、定量的な耐震裕度の把握を目的として、東海再処理施設の代表的な機器を一例に、一般的に地震が発生した際に地震荷重が集中しやすい据付ボルトについて、実機を模擬した供試体を用いて耐力試験を実施した。本報告では、耐力試験から得られた耐力値が、耐震許容に対してどの程度裕度があるのかについてまとめたものである。

報告書

高速実験炉「常陽」における放射性腐食生成物(CP)付着状況の測定; MK-III改造によるCP付着分布の変化

伊藤 主税; 伊東 秀明; 石田 公一; 青山 卓史

JAEA-Technology 2011-007, 56 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-007.pdf:9.2MB

高速実験炉「常陽」1次冷却系機器・配管内の放射性腐食生成物(CP)の付着状況とその推移を把握するため、MK-III炉心への移行に伴う冷却系改造工事後のMK-III炉心第2サイクル運転終了後に、1次冷却系機器・配管表面の$$gamma$$線量率分布及び$$gamma$$線スペクトルを測定した。その結果、全体的なCP付着傾向はこれまでと大きく異なることはなく、運転時の温度が低下したコールドレグのうち主中間熱交換器から主循環ポンプまでの領域において若干付着しやすくなっている傾向が見られた。

報告書

放射線測定器の性能試験に用いる国際規格に準拠したX線標準場の整備

清水 滋; 澤畠 忠広*; 梶本 与一; 志風 義明; 吉原 泰明*; 立部 洋介

JAEA-Technology 2011-008, 53 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-008.pdf:2.91MB

国際標準化機構の国際規格ISO 4037-1では、放射線防護用測定器の性能試験に用いる世界共通のX線標準場の設定条件が示されている。原子力科学研究所の当該X線標準場は、2003年に整備して運用してきたが、中硬X線照射装置のX線管球の破損交換に伴い、新たな機種のX線管球を設置したため、この設定条件に準拠したNarrow series, Wide series及びHigh air-kerma seriesの3つのシリーズの中硬X線領域における二次標準場を再構築した。内容は、X線管電圧20kVから300kVの中硬X線領域において、X線場の線質設定,各線量単位のX線スペクトル,空気カーマから線量当量への換算係数及びISO 4037-1の線質との比較を行った。この結果、原子力科学研究所のISO標準場は、国際規格の線質とよく一致していることを確認し、国際規格に準拠した放射線防護用測定器の性能試験及び世界の校正機関との基準照射及び相互比較実験が実施できることになり、これらの詳細なデータを明らかにした。

報告書

低密度MOX燃料製造におけるポアフォーマ特性試験

水野 峰雄; 芳賀 哲也; 須藤 勝夫; 武内 健太郎; 沖田 高敏; 木原 義之

JAEA-Technology 2011-009, 100 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-009.pdf:32.59MB

高速増殖原型炉もんじゅ用燃料ペレットは85%TDと低焼結体密度仕様であるため、製造には密度を降下させるためのポアフォーマ(以下、PFと略す)として、アビセルが使用されてきた。しかし、近年、アビセルの製造が中止されたため、代替材としてのPF候補材の特性を比較評価するための試験を実施した。下記に示した本試験の結果に基づき、セルフィアをアビセルの代替材に推奨した。(1)セルフィアを添加したペレットの焼結体密度のPF添加による密度降下率は、アビセルを添加したペレットとほぼ同一で、密度のばらつきはPF候補材の中で最も小さい。(2)ペレット外観観察における欠陥発生率は、PF候補材の中で最も低い。(3)セルフィアを添加したペレットのO/Mは、アビセル添加ペレットのO/Mと同等である。(4)ペレット縦断面金相観察におけるマイクロクラック発生の程度は、セルフィアがPF候補材の中で最も小さく、アビセル添加ペレットと同等である。(5)セルフィアを添加したペレットの焼しまり量はアビセル添加ペレットと同等である。上記のとおり、アビセルの代替材として推奨したセルフィアは、アビセル使用終了後のもんじゅ燃料製造に使用される予定である。

報告書

ふげん発電所の機器撤去に掛かる人工数評価式の検討,2; 第3・4給水加熱器室の機器撤去の準備・後処理工程

芝原 雄司; 立花 光夫; 泉 正憲; 南光 隆

JAEA-Technology 2011-010, 44 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-010.pdf:2.43MB

「ふげん」において2008年度に実施した第3・4給水加熱器室の機器撤去作業のうち、準備及び後処理工程に掛かる人工数を管理データ評価システム(PRODIAコード)により評価した。その結果、既存評価式による人工数の計算結果が実績データと大きく異なることを確認した。その原因について検討した結果、既存評価式で想定しているJPDRと「ふげん」との施設規模の違いによる作業領域面積の拡大が原因であることがわかった。そこで、「ふげん」に適用可能な作業領域面積に依存する評価式の見直しを行った結果、計算結果と実績データとの差が改善された。

報告書

再処理特別研究棟廃液貯槽LV-2の一括撤去作業,2; 撤去作業

金山 文彦; 萩谷 和明; 砂押 瑞穂; 村口 佳典; 里見 慎一; 根本 浩一; 照沼 章弘; 白石 邦生; 伊東 慎一

JAEA-Technology 2011-011, 36 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-011.pdf:2.53MB

再処理特別研究棟(JRTF)では、廃止措置の一環として、平成8年度より設備・機器等の解体を実施している。平成18年度から、湿式再処理試験で発生した廃液を貯蔵していた廃液長期貯蔵施設において、地下1階LV-2室に設置された廃液貯槽LV-2を、コンクリートセル内で解体するのではなく、他の施設に一括で搬出し解体する一括撤去工法に関する安全性の確認試験を進めている。その一連の作業として、LV-2室天井開口,廃液貯槽LV-2を建家外へ搬出、LV-2室天井の閉止等の撤去作業を行った。これらの作業を通して、作業手順を確認するとともに、作業工数,放射線管理,廃棄物に関するデータを収集した。また、得られたデータを用いて、作業効率等の分析を行った。

報告書

塩素フリー無機高分子系Mo吸着剤の開発

木村 明博; 谷本 政隆; 石田 卓也; 土谷 邦彦; 長谷川 良雄*; 菱沼 行男*; 鈴木 将*

JAEA-Technology 2011-012, 17 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-012.pdf:1.72MB特願 2010-263801   公報

$$^{99}$$Mo-$$^{rm 99m}$$Tcジェネレータ用のMo吸着剤として高分子ジルコニウム化合物(PZC)が開発された。しかしながら、PZCは腐食性ガスを発生する等の欠点があり、これらの欠点を改善するため、新たな無機高分子系吸着剤として、チタンをベースとした高分子チタニウム化合物(PTC)の開発に着手した。試作したPTCの性能を確認するため、$$^{99}$$Mo吸着及び$$^{rm 99m}$$Tc溶離試験を行った。その結果、吸着性能については、PZCに劣るものの、溶離率及び溶離特性についてはPZCを上回る性能を持つことが確認できた。

報告書

小型高温ガス炉システムの概念設計,1; 基本仕様及び系統概念設計

大橋 弘史; 佐藤 博之; 田澤 勇次郎; Yan, X.; 橘 幸男

JAEA-Technology 2011-013, 67 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-013.pdf:3.13MB

原子力機構では、開発途上国等への2030年代の世界展開を目指した小型高温ガス炉システムの概念設計を開始した。本報告では、HTTRで得られた知見及びGTHTR300設計の成果を活用し、極力、研究開発要素を排除し、かつ、商用化に向けた性能向上,コスト低減を図りながら高い先進性を持つ小型高温ガス炉システムの基本仕様を定めるとともに、高出力密度化,燃料の濃縮度数の低減等の技術実証の目標を定めた。さらに、蒸気タービン発電,蒸気タービン発電と地域熱供給のコジェネレーション、及び蒸気タービン発電と高温蒸気供給のコジェネレーションシステムを対象として、それぞれの系統概念設計を行い、系統構成を定めた。加えて、開発途上国を中心に調査対象国を選定し、各国のエネルギー消費量について調査を行い、それらのエネルギー消費量に基づき調査ケースごとに小型高温ガス炉システムの導入基数を試算し、エネルギー需要の観点から、十分な市場規模が存在することを明らかにした。

報告書

JMTR再稼働に向けた照射後試験設備の整備

米川 実; 加藤 佳明; 田口 剛俊; 相沢 静男

JAEA-Technology 2011-014, 16 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-014.pdf:3.6MB

現在、材料試験炉(JMTR)は、平成23年6月末頃の再稼働に向けた準備が進められており、ホットラボ施設においてもJMTR再稼働後の新たな照射後試験に対応するため平成19年度より施設及び試験設備等の整備を進めてきた。これらの整備のうち、高燃焼度(最大燃焼度:110GWd/t)燃料を使用した軽水炉燃料の健全性評価に資する照射後試験を実施できるようにするため、コンクリートセル及び試験設備の整備を平成22年度中に完了させる予定である。本報告書では、平成19年度から実施してきたホットラボ施設での高燃焼度燃料を取扱うためのコンクリートセルの中性子しゃへい強化整備等についてまとめたものである。

報告書

高圧圧縮装置における安定運転のための設備改善

須藤 智之; 三村 竜二; 石原 圭輔; 里見 慎一; 明道 栄人; 門馬 利行; 小澤 一茂

JAEA-Technology 2011-015, 24 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-015.pdf:2.28MB

高減容処理施設の高圧圧縮装置は、原子力科学研究所に保管されている低レベル固体廃棄物のうち、原子炉施設等から発生した金属廃棄物について最大約2,000tの圧縮力で高圧圧縮処理を行うことにより放射性廃棄物を1/3から1/4に減容するものである。本装置における模擬廃棄物を使用した試験運転により、圧縮前後の廃棄物を移送するための動作機構並びに圧縮工程で生じた不良圧縮体の搬出作業において、安定運転を達成するうえで改善が必要な技術的課題が確認された。本稿では、本装置の安定運転に向けてこれらの課題に対して行った設備改善内容及びその結果について報告する。

報告書

改良型キャプセル温度制御装置の設計

小沼 勇一; 井上 修一; 岡田 祐次; 作田 善幸; 菅野 勝

JAEA-Technology 2011-016, 13 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-016.pdf:3.58MB

大洗研究開発センターのJMTR(Japan Materials Testing Reactor:材料試験炉)では、キャプセル照射装置を用いた照射試験において、照射試料の温度制御能力を向上させるための取り組みを実施している。これまでに照射キャプセル内の照射試料の温度を制御する装置に、リアルタイムの原子炉出力の信号を取り込み、原子炉出力の変動に基づき、先行値制御を行うことにより照射試料の温度を精度よく制御することができるキャプセル温度自動制御装置を開発した。JMTR再稼働後においては、未知の材料挙動の解明及び材料の開発により、将来社会に向けた新たな原子力エネルギー開発に貢献し、世界でもトップレベルの高精度で温度制御された照射試験データを得られるようにするため、改良型キャプセル温度制御装置の開発を進めている。

報告書

製錬転換施設における廃止措置の進捗状況; 平成22年度上半期

製錬転換施設廃止措置成果編集委員会

JAEA-Technology 2011-017, 77 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-017.pdf:5.58MB

人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設は、湿式一貫製錬法及び六ふっ化ウラン転換技術実証に使用した設備と回収ウラン転換技術開発に使用した設備を有する施設で、昭和54年から建設を開始し、昭和56年10月に完成した施設である。平成20年度から、管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年度までに一部の部屋の給排気設備を除く管理区域内の全機器の撤去、平成26年度までに給排気設備等の付帯設備の解体・閉止措置等を含む撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の基本計画を記載するとともに、廃止措置進捗状況として平成22年度上半期の実績工程,廃止措置方法,写真による廃止措置経過,部屋・作業員種別ごとの作業人工実績,解体物・二次廃棄物の発生状況についてまとめたものである。

報告書

HTTRの熱利用系負荷変動試験の予備検討

栃尾 大輔; 齋藤 賢司; 島崎 洋祐; 中川 繁昭

JAEA-Technology 2011-018, 43 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-018.pdf:2.44MB

HTTRは1998年の初臨界達成後、出力上昇試験を経て、現在、安全性実証試験等を行っている。第2期中期計画において、高温ガス炉水素製造システムの熱利用系の熱負荷変動時における原子炉システムの安定性を実証するため、HTTRを用いて熱利用系負荷変動試験を計画している。本報では、試験実施可能な条件を調べるために、HTTRを用いた熱負荷変動試験の予備検討を行った。その結果、HTTRを用いたACLファン停止試験は、ある条件範囲内で試験を実施することが可能であることを確認し、高温ガス炉を用いた革新的水素製造システムで熱負荷が変動した場合の原子炉システムの応答挙動解析コードの検証・実証に必要となるデータを提供できることを確認した。

報告書

乾式昇華型$$^{99m}$$Tcマスター・ミルカーの予備的検討; PZCを用いた湿式法との比較

石塚 悦男; 山林 尚道*; 棚瀬 正和*; 藤崎 三郎*; 佐藤 典仁*; 堀 直彦; Awaludin, R.*; Gunawan, A. H.*; Lubis, H.*; Mutalib, A.*

JAEA-Technology 2011-019, 18 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-019.pdf:2.61MB

JMTRを利用した$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造に関する開発の一環として、乾式昇華法をマスター・ミルカーに応用するための予備的検討を実施した。検討にあたっては、乾式昇華法とPZCからの溶離液をベースとした湿式法の装置をそれぞれ試作して試験を行い、マスター・ミルカーへの適応性について比較した。この結果、乾式昇華法は三酸化モリブデンがグラムオーダーであれば$$^{99m}$$Tc回収率が約80%、処理時間が約1.5時間であり、湿式法と同等の値が得られた。乾式昇華法が湿式法より優れている点としては、操作が容易であること、使用済MoO$$_{3}$$の再利用が容易であることが挙げられる。また、逆に不利な点としては、三酸化モリブデン取扱量の増加とともに$$^{99m}$$Tc回収率が低下することが挙げられる。

報告書

高速実験炉「常陽」炉心燃料集合体の解体手法の高度化

市川 正一; 芳賀 広行; 菊川 清秀*; 深作 博信*; 黒澤 洋一*; 勝山 幸三; 前田 宏治; 永峯 剛

JAEA-Technology 2011-020, 32 Pages, 2011/07

JAEA-Technology-2011-020.pdf:6.56MB

高速実験炉「常陽」で照射された炉心燃料集合体の解体手法の高度化を図った。この解体手法の高度化により、燃料ピン下部端栓を切断せずに照射済み炉心燃料集合体から燃料ピンを取り出すことが可能になった。炉心燃料集合体を解体した後、取り出した燃料ピンを選定し、照射リグに組み込むことで再び「常陽」で照射することも可能となった。これにより高燃焼燃料及び高中性子照射材料に関する照射データを得る可能性を得た。

報告書

原子力施設の廃止措置にかかわる研究(共同研究)

芝原 雄司; 石神 努; 森下 喜嗣; 柳原 敏; 有田 裕二*

JAEA-Technology 2011-021, 35 Pages, 2011/07

JAEA-Technology-2011-021.pdf:4.52MB

原子力施設の合理的な廃止措置を進めるためには、そのプロジェクト管理データを事前に評価することに加えて、その結果を用いて想定されるさまざまな解体作業の選択肢(シナリオ)の中から、最適なものを選択することが必要かつ重要である。廃止措置の研究分野では、この選択のための意思決定にかかわる研究はほとんどなされておらず、今後の重要な検討課題である。原子力機構と福井大学は、解体作業の計画を策定するうえで重要となる意思決定のための方法論にかかわる共同研究を平成21年度から開始した。本研究では、ふげんを対象に設備・機器の解体撤去作業に関する幾つかのシナリオを想定して人工数や廃棄物発生量を計算し、その結果に基づいて、幾つかのシナリオの中から合理的と考えられるものを選択するロジックを構築することを目的としている。平成21年度はふげんで実施された給水加熱器の解体撤去作業に基づき、幾つかの解体シナリオを想定して管理データを評価し、多基準意思決定法(MCDA)を用いて最適化にかかわる検討を行った。本報告書は、その研究の成果をまとめたものである。

報告書

JMTRホットラボにおける中性子線しゃへい強化

伊藤 正泰; 川又 一夫; 田山 義伸; 金澤 賢治; 米川 実; 中川 哲也; 近江 正男; 岩松 重美

JAEA-Technology 2011-022, 44 Pages, 2011/07

JAEA-Technology-2011-022.pdf:3.29MB

ホットラボ施設は、材料試験炉等で照射された試料の照射後試験を実施する施設である。JMTR(Japan Materials Testing Reactor)ホットラボでは、平成23年度のJMTR再稼働にあわせ、高燃焼度燃料の取扱いを計画している。本報告書は、JMTRホットラボにおいて高燃焼度燃料を取扱うホットセルのしゃへい評価及びしゃへい体の製作・据付けについてまとめたものである。

報告書

研究施設等廃棄物の埋設施設設計に供する遮水工部材の選定検討

仲田 久和; 天澤 弘也; 坂井 章浩; 有川 眞伸; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2011-023, 54 Pages, 2011/08

JAEA-Technology-2011-023.pdf:6.4MB

埋設事業推進センターでは、研究施設等廃棄物の浅地中処分施設として人工バリアを設置する処分施設(コンクリートピット型)と人工バリアを設置しない処分施設(トレンチ型)の設置を計画している。現行の放射性廃棄物の埋設にかかわる法令等においては、これらの施設の設置及び運用の基準について、廃棄物の処理及び清掃に関する法律に規定される基準の一部が準用されており、コンクリートピット型埋設処分施設は、廃掃法における遮断型最終処分場の基準の一部が、トレンチ型埋設処分施設は、廃掃法における安定型最終処分場の基準が参考とされ、施設形態も類似しているといえる。一方、トレンチ型処分施設の対象となる極低レベル放射性廃棄物の一部には、安定型最終処分場での処分対象以外に分類される廃棄物も含まれていると推定され、そのような廃棄物の処分に際しては、廃掃法における管理型最終処分場へ処分することが適切と考えられる。現在、放射性廃棄物の埋設処分施設では、管理型最終処分場における遮水工にかかわる基準は規定なされていないため、当該施設基準で求められる遮水工をトレンチ処分施設に設置するための検討を実施した。

報告書

製錬転換施設における廃止措置の進捗状況; 平成22年度下半期

製錬転換施設廃止措置成果編集委員会

JAEA-Technology 2011-024, 67 Pages, 2011/09

JAEA-Technology-2011-024.pdf:4.88MB

人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設は、湿式一貫製錬法及び六ふっ化ウラン転換技術実証に使用した設備と回収ウラン転換技術開発に使用した設備を有する施設で、昭和54年から建設を開始し、昭和56年10月に完成した施設である。平成20年度から、管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年度までに給排気設備・廃液処理設備を除く管理区域内の機器(使用済流動媒体貯槽,処分制限財産品を除く)の撤去、平成26年度までに給排気設備・廃液処理設備等の付帯設備の解体・閉止措置等(高所及び埋設ダクト,廃液配管の一部,電気ケーブルを除く)を含む撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の基本計画を記載するとともに、廃止措置進捗状況として平成22年度下半期の実績工程,廃止措置方法,写真による廃止措置経過,部屋・作業員種別ごとの作業人工実績,解体物・二次廃棄物の発生状況についてまとめたものである。

報告書

サイト解放のための敷地残存放射能測定手法の検討; 可搬型Ge半導体検出器を用いたin-situ測定試験(受託研究)

助川 武則; 島田 太郎; 伊東 岳志*; 田中 忠夫

JAEA-Technology 2011-025, 41 Pages, 2011/09

JAEA-Technology-2011-025.pdf:5.83MB

原子力施設の廃止措置の終了にあたっては、その敷地に放射性物質による汚染が残存しないことを確認しなければならない。この確認測定のための有効な方法として、可搬型ゲルマニウム半導体検出器によるin-situ測定法が考えられる。同検出器を用いて保守的に敷地の残存放射能を評価できる手法を提案した。本手法は、対象敷地に均一に分布する放射性核種(Cs-137等)が検出器から最も遠く離れた位置に点線源として存在するという仮定のもと、検出可能な最短時間を計算で求めておき、その時間を超えた測定で核種が検出できなければ汚染がないと判断するものである。原子力機構敷地で実施した検証試験に基づき提案した手法は残存放射能を保守的かつ合理的に評価できることを確認した。

報告書

汚染土壌の除染領域と線量低減効果の検討

岩元 洋介; 佐藤 大樹; 遠藤 章; 坂本 幸夫; 呉田 昌俊; 久語 輝彦

JAEA-Technology 2011-026, 18 Pages, 2011/09

JAEA-Technology-2011-026.pdf:4.05MB
JAEA-Technology-2011-026(errata).pdf:0.24MB

福島第一原子力発電所の事故に伴い放出された放射性物質による環境汚染の回復対策の一環として、汚染土壌の除染領域と線量低減効果の検討を行うために、長時間人が滞在する住居,学校等に相当する幾つかの代表的な広さの土地を対象に、粒子・重イオン輸送計算コードPHITSを用いて汚染土壌の除染領域と線量率低減比との関係を詳細に計算した。また、この計算結果から任意の除染率、除染半径に対する中心位置での線量率低減比を評価する簡易式を提案した。Cs-137により汚染された土壌の除染係数DF=10(除染率90%)の場合、宅地中心での線量率は、宅地領域を含み中心から半径100mまでの領域を除染すれば約5分の1に低下することがわかった。また、敷地境界の半径が200m以内の敷地を対象とすれば、敷地境界内のほぼ全域にわたって一様な線量率低減比を得るには、敷地領域からさらに外側約30%大きな範囲まで除染する必要があることがわかった。

報告書

財務・契約系情報システム改修に関する技術報告

木村 英雄; 青柳 哲雄; 佐藤 泰一; 酒井 学; 日笠 直樹*; 鈴木 仁; 辻 実

JAEA-Technology 2011-027, 31 Pages, 2011/09

JAEA-Technology-2011-027.pdf:2.16MB

原子力機構の基幹業務システムである財務・契約系情報システム(平成17年10月運用開始)は、運用開始当初より機構独自機能の肥大化と構造上の問題に起因するライフサイクルコスト高や、応答性,拡張性の問題等が顕在化した。これらの問題を解決するため、システムの更新にあたり、(1)業務の見直しによる機構独自機能の最小限化、市販パッケージの改造の完全排除、(2)システムのサブシステムの疎結合集合体化、サブシステム間のインタフェースの明確化、(3)分離調達、を実施した。これらの実施により、コスト削減とシステムの性能改善・拡張性向上を達成した。以上の手法は、オープンプラットフォーム、市販パッケージ、分離調達に潜む共通課題の解決に資するものであり、機構以外のさまざまな組織における業務システムの開発,整備に対しても有用である。

報告書

研究施設等から発生する均質・均一固化体に対する放射能濃度評価方法の検討

辻 智之; 亀尾 裕; 坂井 章浩; 天澤 弘也; 高橋 邦明

JAEA-Technology 2011-028, 66 Pages, 2011/11

JAEA-Technology-2011-028.pdf:3.16MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する研究施設等廃棄物について、近い将来に浅地中埋設処分の実施が予定されており、放射性廃棄物の合理的な埋設処分を実施していくとの観点から、簡便かつ迅速に放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで平成10年度から平成19年度にかけて原子力科学研究所において作製されたアスファルト固化体に対して、スケーリングファクタ法や平均放射能濃度法のような統計的手法に基づく放射能濃度評価方法の適用性について検討した。また、原子力科学研究所のアスファルト固化体に対し、放射能濃度評価方法を構築するうえで課題となる点について整理した。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験; 炉心冷却喪失コールド試験

篠原 正憲; 柳 俊樹; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 野尻 直喜; 大和田 博之; 佐藤 直; 佐川 浩; 梅田 政幸

JAEA-Technology 2011-029, 39 Pages, 2011/12

JAEA-Technology-2011-029.pdf:3.03MB

原子力機構では、高温ガス炉技術の高度化の一環として、高温ガス炉固有の安全性を実証するために、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験を計画・実施している。炉心冷却喪失コールド試験は、試験手順やプラント挙動を確認する目的で安全性実証試験前に実施した。試験は、核熱を伴わない状態で段階的に実施し、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機の入熱のみにより、原子炉圧力容器温度を120$$^{circ}$$C程度に保持し、炉容器冷却設備の1系統又は2系統を停止させる試験(Phase1)、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機3台を停止させて炉容器冷却設備の1系統を停止させる試験(Phase2)を実施した。本試験により試験手順の確認を行うとともに、解析に必要なデータを得ることができ、2次元水平断面モデルによる温度解析は、実測値をほぼ再現することができた。

報告書

J-PARCにおける情報セキュリティ脆弱性リスク管理システムの開発

石川 弘之; 舘 明宏; 村上 直*

JAEA-Technology 2011-030, 62 Pages, 2012/02

JAEA-Technology-2011-030.pdf:4.34MB

J-PARCでは、情報システムのセキュリティを維持するため、J-PARC情報セキュリティ脆弱性リスク管理システムを開発した。不正アクセスは、おおむねターゲットとなる機器の脆弱性を突いて行われるため、情報セキュリティ脆弱性検査を実施することは、極めて有効な手段のひとつである。しかし、単に脆弱性検査を実施するだけでは不十分である。本来はセキュリティ脆弱性検査を元に脆弱性対策が実施され、かつこれらが継続的に実施されることが重要である。この点に着目し、実際の脆弱性対策を実施する人自らが脆弱性に対するリスク管理を行い、脆弱性対策のPDCAサイクルを回す仕組みを整えた。

報告書

汎用小型試験研究炉の概念検討; 平成22年度活動報告(共同研究)

今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.

JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01

JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB

世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月$$sim$$平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。

報告書

キャプセル型照射リグの組立技術の確立

市川 正一; 阿部 和幸; 芳賀 広行; 梶間 久司*; 桜井 智*; 勝山 幸三; 前田 宏治; 西野入 賢治

JAEA-Technology 2011-032, 46 Pages, 2012/01

JAEA-Technology-2011-032.pdf:8.46MB

新たに設計製作されたキャプセル型照射リグに対して、遠隔操作による照射リグの組立,解体及び再組立に関連する一連の組立技術を確立した。本技術をMA含有MOX燃料ピンの照射試験で使用するPFB110(B11(1), B11(2))及びPFB140(B14)の各照射リグの組立,解体に適用し、これ等を達成した。B11(2)の組立においては、部材準備期間の短縮,費用の圧縮,放射性廃棄物の大幅低減を目的とした「シャトル照射」計画を実現するため、B11(1)の照射済み部材を再利用した。本報では、B11(1)の組立,解体及びB11(2)の再組立にて報告するとともに、B11(1)の組立技術を改良したB14の組立について報告する。

報告書

HTTRの熱利用系負荷変動試験の予備検討,2

栃尾 大輔; 齋藤 賢司; 島崎 洋祐; 中川 繁昭

JAEA-Technology 2011-033, 43 Pages, 2012/02

JAEA-Technology-2011-033.pdf:16.44MB

現在、高温ガス炉水素製造システムの熱利用系の熱負荷変動時における原子炉システムの安定性を実証するため、HTTRを用いた熱負荷変動試験を計画している。前報では、ACLファン停止試験について検討を行い、ある条件範囲内で試験実施が可能であり、コードの検証・実証に必要となるデータを提供できることを確認した。本報では、ACLに送られる加圧水流量を変化させることにより熱負荷変動を与えるACL加圧水流量変動試験について、試験実施可能な条件を調べるために予備検討を行った。その結果、HTTRを用いたACL加圧水流量変動試験は、ある条件範囲内で試験を実施することが可能であることを確認し、高温ガス炉を用いた革新的水素製造システムで熱負荷が変動した場合の原子炉システムの応答挙動解析コードの検証・実証に必要となるデータを提供できることを確認した。

報告書

ベリリウム反射体要素欠陥評価法に関する検討

柴田 晃; 伊藤 正泰; 竹本 紀之; 中司 雅文*; 小原 浩史*; 児玉 光弘*; 谷本 政隆; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2011-034, 67 Pages, 2012/02

JAEA-Technology-2011-034.pdf:6.94MB

試験研究用原子炉では、中性子束を高めるために中性子反射体として金属ベリリウム等で製作される反射体要素が用いられている。この反射体要素を中性子照射下で用いた場合、ベリリウムと中性子との核反応により生成するヘリウムを原因とする体積膨張等による反射体要素の曲がりが発生し、数年間でベリリウム製反射体要素を交換する必要がある。本報告書は、中性子照射下における金属ベリリウムの特性の影響を解明するための照射後試験技術の確立のために、金属ベリリウムを用いて非破壊検査方法である電磁超音波共鳴法(E-MAT)による欠陥評価手法に関する調査及び予備試験結果をまとめたものである。

報告書

Technical design report of spallation neutron source facility in J-PARC

物質・生命科学ディビジョン中性子源セクション

JAEA-Technology 2011-035, 536 Pages, 2012/02

JAEA-Technology-2011-035.pdf:40.3MB

大強度陽子加速器施設J-PARCの実験施設の一つである物質・生命科学実験施設MLFでは、強力なプローブである中性子ビームを用いて物質科学,生命科学での基礎研究の推進、さらには産業分野での技術開発が期待される。大強度の陽子ビームを水銀標的に照射し、核破砕反応により大量の中性子を発生させる。その中性子は超臨界水素により減速され、最適のエネルギーのビームとして各実験装置へ供給される。実験施設の中枢というべき核破砕中性子源の基本的な技術設計を集大成した。

報告書

研究施設等廃棄物浅地中埋設処分対象廃棄体等にかかわる荷重変形特性の検討

仲田 久和; 天澤 弘也; 坂井 章浩; 山本 正幸*; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2011-036, 195 Pages, 2012/03

JAEA-Technology-2011-036.pdf:12.94MB

日本原子力研究開発機構が設置を計画している浅地中埋設処分施設に埋設する廃棄体等は、原子炉等規制法の第2種廃棄物埋設規則に規定された廃棄体等の性能にかかわる技術基準に適合していることが求められる。技術基準の一つには、「廃棄体が埋設された場合において、受けるおそれのある荷重に耐える強度(耐埋設強度)を有すること。」が規定されていることから、国による廃棄体確認においては廃棄体等の製作者はこれを定量的に証明することが必須の条件となる。本報告書では、原子力機構が設置を計画している浅地中埋設処分施設のうち、耐埋設強度が要求されるコンクリートピット埋設設備(俵積み方式)に埋設する廃棄体等を対象として200リットルドラム缶,200リットルコンクリート内張ドラム缶,200リットルセメント均質・均一固化体,角型容器等の実載荷試験を行い、想定載荷荷重に対する廃棄体等単体での変位量及びひずみ量を測定し、その結果をもとに廃棄体等の積載条件によるそれぞれの試験用廃棄体等の耐埋設荷重を設定した。試験の結果、耐埋設荷重の一番小さいものが200リットルドラム缶(M級)で18kN、最大となるものが角型容器で400kNであった。

報告書

熱中性子ラジオグラフィ装置における燃料電池発電システムの整備

野島 健大; 安田 良; 竹中 信幸*; 林田 洋寿; 飯倉 寛; 酒井 卓郎; 松林 政仁

JAEA-Technology 2011-037, 33 Pages, 2012/02

JAEA-Technology-2011-037.pdf:4.12MB

JRR-3に設置されている熱中性子ラジオグラフィ装置(TNRF)で発電中における燃料電池可視化実験を行うため、TNRF専用の燃料電池発電システムを整備した。水素検知器やインターロック等の機器の装備により水素ガスリーク等の事故を抑制し、TNRFが設置されている原子炉施設内で安全に実験可能な仕様とした。JARI(日本自動車研究所)標準セルを用いた特性試験の結果、発電システムが仕様通りに動作することを確認し、その後中性子ラジオグラフィ実験に供して発電中における電池内部の水の可視化に成功した。

報告書

実放射性廃棄物試料の非破壊測定による多重$$gamma$$線測定装置の性能評価

河内山 真美; 原賀 智子; 亀尾 裕; 高橋 邦明

JAEA-Technology 2011-038, 26 Pages, 2012/02

JAEA-Technology-2011-038.pdf:2.94MB

廃棄体の合理的な放射能評価方法の確立に必要である廃棄物の放射能データ収集のために、多くの放射性廃棄物試料を効率よく分析できる簡易・迅速な放射能分析・測定技術の開発を進めている。その一環として、$$gamma$$線放出核種の非破壊測定の検討を行っており、Ge検出器とBGO検出器を組合せた検出器ユニットを4台同時に用いた「多重$$gamma$$線測定装置」を新たに構築した。この装置では、Ge検出器とBGO検出器の組合せによるコンプトン散乱低減に加え、カスケード崩壊で連続的に放出される$$gamma$$線を複数のGe検出器で同時に検出することにより、そのエネルギーの組合せから核種を特定する。多重$$gamma$$線測定装置を多量のCo-60を含む実廃棄物試料に適用したところ、従来のGe検出器に比べ、試料中に含まれる対象核種の検出限界が1/4から1/12に低減した。また、同試料中のNb-94の放射能定量を行い、放射化学分離を用いた定量値と比較したところ、15%以内で値が一致しており、本装置が定量測定に有効であることを確認した。

報告書

東日本大地震のJ-PARC中性子源ステーションに対する影響

酒井 健二; 坂元 眞一; 木下 秀孝; 関 正和; 羽賀 勝洋; 粉川 広行; 涌井 隆; 直江 崇; 春日井 好己; 達本 衡輝; et al.

JAEA-Technology 2011-039, 121 Pages, 2012/03

JAEA-Technology-2011-039.pdf:10.87MB

本報告では、東日本大震災の発生時におけるJ-PARC物質・生命科学実験施設(MLF)の中性子源ステーションの挙動,被害,復旧状況を調査し、本ステーションの緊急事態に対する安全設計について検証する。大震災発生時、MLFでは、幾つかの機器で大きな揺れを検知した後、外部電源が喪失し、全循環システムが自動停止した。水素は設計通り屋外に放出され、機器異常による水銀,水素,放射性ガスの漏えいも生じなかった。一方、激しい揺れは、遮蔽体ブロックのずれ、建屋周辺の地盤沈下による外部供給配管の破断を引き起こした。この配管破断による圧縮空気の圧力低下は、水銀ターゲット台車固定装置などに影響を及ぼしたが、主要機器の大きな破損までは至らなかった。これらの結果は、本ステーションの緊急事態に対する安全設計の妥当性を実証できたとともに、幾つかの改善点も見いだされた。

報告書

J-PARC MLF使用済放射化機器保管計画検討結果

木下 秀孝; 涌井 隆; 松井 寛樹; 前川 藤夫; 春日井 好己; 羽賀 勝洋; 勅使河原 誠; 明午 伸一郎; 関 正和; 坂元 眞一; et al.

JAEA-Technology 2011-040, 154 Pages, 2012/03

JAEA-Technology-2011-040.pdf:8.08MB

物質・生命科学実験施設(MLF)で発生する放射化機器については、高度に放射化しているものが多く、簡易な保管設備では保管できない。これまで、MLFの放射化物を対象として、原子力科学研究所内施設を利用した保管についての検討を行ってきたが、具体的な実施計画等の立案には至っていない。本報告では、MLFで発生する機器の概要や保管計画検討の経緯,現状での放射化機器発生予定,保管予定施設の状況についてまとめた。放射化機器の発生予定と保管予定施設(ホットラボ)の計画を照らし合わせた結果、双方の計画には隔たりがあることがわかった。また、ホットラボにおいて、現在の建物の状態や保管設備として利用するために必要な改修に関してコスト評価を行った結果、ホットラボを利用することに新規施設の建設と比較して優位性を見いだせないと結論できた。このため、新規施設建設に向けた検討を早急に行うこととした。

報告書

JRR-3プロセス制御計算機システムの更新

諏訪 昌幸; 井坂 浩二; 大内 諭; 後藤 真悟; 池亀 吉則; 寺門 義文

JAEA-Technology 2011-041, 35 Pages, 2012/03

JAEA-Technology-2011-041.pdf:7.11MB

JRR-3プロセス制御計算機システムは、冷却材の流量,温度,圧力等のプロセス量の監視・制御及び冷却ポンプ等の原子炉機器の操作に用いられている。JRR-3改造(平成2年)から使用され続けており、高経年化が進むとともに、予備部品の入手が十分にできなくなっていることから、更新が必要になった。更新にあたっては、費用を最小限におさえ及び、更新作業を3段階に分割して継続的に行うように計画された。本報告書は、更新計画及び当該計算機システムの主要部である操作端末,制御盤の制御部の更新作業についてまとめたものである。

報告書

平成22年度茨城県原子力総合防災訓練における自家用車避難訓練の評価

川上 剛; 山本 一也; 福本 雅弘

JAEA-Technology 2011-042, 56 Pages, 2012/03

JAEA-Technology-2011-042.pdf:3.17MB

平成22年度茨城県総合防災訓練において、自家用車を避難に使用した訓練における避難車両の車両挙動について分析評価を実施した。また、自家用車を含む避難手段の選択について、要援護者避難訓練及び住民避難訓練参加者へのアンケート調査を実施した。本訓練の調査を踏まえた考察から、次の知見が得られた。(1)混雑緩和と代替路の確保から、避難対象の居住区ごとに、通行できる台数の少ない道路も含めて複数の避難経路を検討する必要がある。(2)円滑な避難を進めるために、避難経路上の交通規制や誘導も重要である。(3)避難を円滑に実施するという観点では、自家用車による避難を行う場合は、特に避難施設の駐車場容量や入口構造を避難所選定条件とし、事前に確認することが必要と思われる。(4)被験者の原子力防災訓練における経験が避難手段の選択に影響を与える可能性がある。(5)避難指示が想定される地区を取りまく周辺の地区においても原子力災害時の避難行動に関する意識調査をする必要がある。

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