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鶴田 忠彦; 武田 匡樹; 上野 孝志; 大丸 修二; 徳安 真吾; 尾上 博則; 新宮 信也; 石橋 正祐紀; 竹内 竜史; 松岡 稔幸; et al.
JAEA-Technology 2012-001, 134 Pages, 2012/03
JAEA-Technology-2012-001.pdf:41.2MBJAEA-Technology-2012-001(errata).pdf:0.44MBJAEA-Technology-2012-001-appendix(CD-ROM).pdf:6.37MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学研究ユニットでは、深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を段階的(第1, 2, 3段階)に進めている。このうち第2段階では、「研究坑道の掘削を伴う調査研究による地質環境モデルの構築及び研究坑道の掘削による深部地質環境の変化の把握」を段階目標の一つとして調査研究を進めている。本報告書では、第2段階の目標を達成するために、2010年度に深度300m研究アクセス坑道において実施した、主立坑断層を対象としたボーリング調査の結果を取りまとめた。本ボーリング調査は、瑞浪超深地層研究所の主立坑において認められる断層を対象として、2孔(10MI22号孔及び10MI23号孔)のボーリング孔掘削、地質学的調査、水理学的調査、及び地下水の地球化学的調査を実施した。その結果、主立坑断層及び周辺岩盤の割れ目や変質の特徴、水理特性、及び水質分布を把握することができた。
花木 達美; 永崎 靖志; 鈴木 一
JAEA-Technology 2012-002, 8 Pages, 2012/03
JAEA-Technology-2012-002.pdf:2.35MB
平成22年度からの「独立行政法人日本原子力研究開発機構の中期目標を達成するための計画(中期計画)(平成22年4月1日
平成27年3月31日)」(日本原子力研究開発機構, 2010)の第2期中期計画期間においては、東濃鉱山を廃止措置に着手する施設に位置付けている。「東濃鉱山閉山措置計画書; 計画検討とりまとめ」(平成22年6月)は、閉山措置の進め方に関する検討結果をとりまとめたものであるので、本報告書では、施設・設備の具体的措置内容について実施計画を作成することとした。
堀口 洋徳; 中村 剛実; 本橋 純; 樫村 隆則; 市村 茂樹; 笹島 文雄
JAEA-Technology 2012-003, 38 Pages, 2012/03
JAEA-Technology-2012-003.pdf:2.55MB
研究炉JRR-4では、悪性脳腫瘍や頭頸部癌等に対するホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の臨床研究が実施されている。BNCTは、熱中性子と患者に投与されたホウ素(
B)との核反応を利用した放射線治療法である。JRR-4では、反射体要素の不具合に伴い、全種類の反射体要素について設計仕様の変更が行われた。新たな反射体要素の製作においては、計算解析により中性子ビーム設備への影響を考慮した設計を行っている。反射体要素の据え付け終了後、中性子ビーム設備の性能についてフリービーム実験及び水ファントム実験による確認を実施した。得られた実験結果と本解析手法による結果を比較することにより、BNCTの治療計画に必要となる計算誤差を評価することができた。
小野 正人; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 島崎 洋祐; 柳 俊樹; 飯垣 和彦
JAEA-Technology 2012-004, 46 Pages, 2012/03
JAEA-Technology-2012-004.pdf:3.17MB
平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震で、大洗では震度5強を観測した。そこで、原子炉施設の設備・機器等が正常に動作することを確認するために、コールド状態による確認試験を行った。試験では、設備起動時及び定常運転時のプラントデータを取得し、過去のプラントデータと比較することで設備・機器の健全性を評価した。その結果、HTTRの設備・機器が正常に機能することを確認し、健全性が維持されていることを確認した。本報は、プラントデータの評価結果をまとめたものである。
製錬転換施設廃止措置成果編集委員会
JAEA-Technology 2012-005, 64 Pages, 2012/04
JAEA-Technology-2012-005.pdf:6.26MB
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23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。
滝田 謙二; 飯村 光一; 冨田 健司; 遠藤 泰一; 菅野 勝
JAEA-Technology 2012-006, 41 Pages, 2012/03
JAEA-Technology-2012-006.pdf:6.8MB
原子力機構大洗研究開発センターでは、2012年度に材料試験炉を再稼働させる予定で改造計画が進められている。また、再稼働後におけるJMTRの有効利用の一環として、放射性医薬品として核医学の分野で最も多く用いられているテクネチウム-99m(
Tc)の親核種であるモリブデン-99(
Mo)の製造が計画されている。Moは、その供給のすべてを輸入に依存している状況にあることから、産業界との共同でMoの一部国産化を目指すものである。本報告書では、Moの製造に必要な照射装置である水力ラビット照射装置の選定、装置の構成検討について述べる。
高橋 澄; 塙 博; 小沼 勇一; 細川 甚作; 菅野 勝
JAEA-Technology 2012-007, 31 Pages, 2012/03
JAEA-Technology-2012-007.pdf:4.76MB
材料試験炉は、1968年3月に初臨界を達成して以来、原子炉の燃料材料の耐久性,健全性の試験や基礎研究,ラジオアイソトープの製造等に利用されてきた。2006年8月の第165サイクルの運転をもって一旦停止し、平成24年度からの再稼働に向けて原子炉機器の一部更新及び照射設備の整備を進めている。現在、高燃焼度燃料の出力急昇試験設備,IASCC研究のための材料照射試験装置の据付が完了したところである。その他、水力ラビット照射設備については保守点検を実施した。本報告書は2011年までにJMTRに据え付けが完了した照射装置等の整備状況についてまとめたものである。
北村 高一; 林道 寛; 長谷川 信; 下村 敦彦; バックエンド推進部門バックエンド推進室
JAEA-Technology 2012-008, 57 Pages, 2011/11
JAEA-Technology-2012-008.pdf:1.47MB
本「低レベル放射性廃棄物管理計画書」(以下、「本計画」という)は、原子力機構において保管している放射性廃棄物及び今後発生する放射性廃棄物について、発生から保管,処理,処分に至るまでの総合的な管理計画をとりまとめたものである。本計画のとりまとめ及び改訂にあたっては、平成17年10月に原子力委員会が策定し閣議了解された原子力政策大綱において示されている方針をもとに、これまでの国及び関係機関による安全規制・基準等の策定や処分制度の整備の進捗等を踏まえつつ、安全の確保を前提として、合理的な放射性廃棄物の処理・処分が行えるように留意した。これまでに本計画を進めてきた過程で摘出された課題についても整理を行い、これらを順次解決しながら原子力機構の研究開発や事業計画へ反映していく計画とした。今後は本計画に基づき、放射性廃棄物の処理・処分に向けての具体的な作業を進め、技術開発の成果,国による処分の制度化や法整備の進捗等に応じて、適宜、本計画の改訂を図る等柔軟に対応していくものとする。
内藤 裕之; 板垣 亘; 岡崎 義広; 今泉 和幸; 伊藤 主税; 長井 秋則; 北村 了一; 社本 尚樹*; 竹島 由将*
JAEA-Technology 2012-009, 100 Pages, 2012/05
JAEA-Technology-2012-009.pdf:9.89MB
本研究では、高速炉の炉内観察に使用するための耐熱性・耐放射線性に優れたファイバスコープを開発することを目的として、ファイバスコープの構成要素であるイメージファイバとライトガイドファイバの高温環境における耐放射線性向上策の検討と、照射試験によるファイバスコープの構成要素の照射特性の評価を実施した。ファイバの耐放射線性については純粋石英コアのファイバが優れており、不純物によって耐放射線性が左右されることがわかっている。また、光の一部はクラッドを通過するため、クラッドについても耐放射線に優れた材料にする必要がある。そこで、コアをOH基1,000ppm含有の純粋石英,クラッドをフッ素ドープ石英とすることで耐放射線性の向上を目指した。照射試験の結果、コアのOH基含有量を1,000ppmに増加したことで伝送損失の増加につながる照射による新たなプレカーサ生成を抑制できていることが確認できた。クラッドについても、フッ素ドープ石英クラッドは樹脂クラッドより伝送損失増加量や増加速度を大きく改善することができた。本研究の結果、イメージファイバ及びライトガイドファイバのコア材についてはOH基を1,000ppm含有する純粋石英,クラッド材についてはフッ素ドープ石英とし、これらでファイバスコープを構成することより、200
C環境で5
10
Gy照射後でも観察できる見通しが得られた。
島崎 洋祐; 篠原 正憲; 小野 正人; 柳 俊樹; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦
JAEA-Technology 2012-010, 24 Pages, 2012/05
JAEA-Technology-2012-010.pdf:6.92MB
安全性実証試験の一つである炉心冷却喪失試験では、炉容器冷却設備(VCS: Vessel Cooling System)を流れる冷却水の循環を停止させるため、VCSの水冷管パネルの温度が上昇するが、試験中に水冷管パネルが最高使用温度を超えないことを監視する必要がある。そこで、炉心冷却喪失試験時におけるVCSの温度の監視強化を目的として、既設の仮設熱電対を炉容器冷却設備側部パネル出口リングヘッダ及び原子炉圧力容器スタビライザ近傍の水冷管パネルへ移設した。炉容器冷却水循環ポンプの起動に伴う温度変化の測定結果より、移設した仮設熱電対がVCSの温度変化を監視できることを確認した。
竹本 紀之; 大戸 勤; 馬籠 博克; 出雲 寛互; 堀 直彦
JAEA-Technology 2012-011, 53 Pages, 2012/03
JAEA-Technology-2012-011.pdf:4.22MB
日本原子力研究開発機構では、原子炉挙動の理解及び技能向上を図り、原子力発電所を導入しようとしているアジア諸国をはじめとした国内外の原子力人材育成に貢献するため、照射試験炉シミュレータの整備を進めている。本シミュレータは、照射試験炉の一つであるJMTRをベースに設計を行い、照射試験炉における運転,照射試験,事故等を模擬し、これらに対応した原子炉及び照射設備の運転操作を体験できるようにするためのものである。本シミュレータの整備は、文部科学省からの最先端研究開発戦略的強化費補助金のうち、世界最先端研究用原子炉の高度利用による国際的研究開発拠点の整備事業において実施するものであり、2010年度から2011年度にかけて整備を行い、2012年度から本シミュレータを用いた研修を開始する予定である。本報告は、2010年度に実施した本シミュレータの概念設計についてまとめたものである。
木村 伸明; 今泉 友見; 竹本 紀之; 谷本 政隆; 斎藤 隆; 堀 直彦; 土谷 邦彦; Romanova, N. K.*; Gizatulin, S.*; Martyushov, A.*; et al.
JAEA-Technology 2012-012, 34 Pages, 2012/06
JAEA-Technology-2012-012.pdf:12.91MB
原子力機構照射試験炉センターでは、産業利用拡大の観点から材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)を活用した中性子核変換ドーピング(Neutron Transmutation Doping: NTD)法によるシリコン半導体製造を検討している。この検討の一環として、カザフスタン共和国国立原子力センター(NNC-RK)と原子力機構との原子力科学分野における研究開発協力のための実施取決め(試験研究炉に関する原子力技術)における特定協力課題のうち、シリコン半導体製造に関する技術(STC No.II-4)のもとで、NNC-RKの核物理研究所(INP)にあるWWR-K炉を用いて、高品位シリコン半導体製造のためのシリコン試料の照射試験を行う。本照射試験の実施に先立ち、シリコン試料の照射試験に必要となるシリコン回転装置を原子力機構で製作し、照射試料とともにINP-NNC-RKに輸送した。本報告書は、シリコン回転装置の設計,製作,性能試験及び輸送手続きについてまとめたものである。
水越 保貴; 安 哲徳
JAEA-Technology 2012-013, 26 Pages, 2012/06
JAEA-Technology-2012-013.pdf:6.74MB
昭和60年に竣工した照射材料試験施設は、核燃料物質使用施設であり、管理区域内雰囲気の排気を行う排気筒(スタック)が設けられている。本排気筒は、鉄筋コンクリート構造(RC造)で地上約40mの高さである。照射材料試験施設は、海沿いに位置しており建設後25年以上が経過したため、排気筒にはコンクリート剥離やひび割れや塩害等の経年劣化が生じていた。排気筒の経年劣化状況についてはこれまで調査方法が確立していなかったが、鉄筋・空洞の内部の劣化と塩害の把握に着目し、スタック全体のひび割れ発生状況の目視に加えて、電磁波レーダー法による鉄筋・空洞探査と塩化物含有量測定等の調査により詳細に把握する手法を選択した。本調査結果をもとに補修内容を検討して排気筒本体外表面部の劣化補修作業と、本体外表面のコンクリート厚さ不足部補修作業ことができた。以上の手法により経年劣化した排気筒の補修技術を確立したので、その詳細と実施結果について報告する。
原 弘典; 天澤 弘也; 坂井 章浩; 仲田 久和; 坂本 義昭
JAEA-Technology 2012-014, 49 Pages, 2012/06
JAEA-Technology-2012-014.pdf:3.39MB
日本原子力研究開発機構が計画している研究施設等廃棄物の浅地中埋設処分施設では、再処理施設などから発生する低放射性濃縮廃液固化体を埋設処分の対象としている。この廃棄体には、高濃度の硝酸塩が含まれることが想定されているため、これらの硝酸塩含有廃棄体をコンクリートピット施設で埋設処分した場合、廃棄体中にある易溶性の硝酸塩が地下水中に溶け出し、環境中へ流出することが懸念されている。本検討は、我が国の一般的な自然環境条件下にコンクリートピット施設を設置した場合に対し、地下水又は近接する河川・湖沼等の環境中に流出する硝酸性窒素濃度を地下水移流拡散解析により試算したものである。また、環境条件の影響として、表層土壌の透水係数等が流出する硝酸性窒素濃度に及ぼす影響について検討を行った。これらの検討結果から、環境基本法に定められる環境基準値に則った埋設処分を実施するため、硝酸を含む廃棄体を1万本と仮定しコンクリートピットに埋設処分可能な硝酸イオン量を求めた。
上坂 貴洋; 小澤 政千代; 松本 潤子; 遠藤 誠之; 木下 淳一; 鈴木 武; 鈴木 久雄; 森下 悟; 坂本 裕
JAEA-Technology 2012-015, 29 Pages, 2012/06
JAEA-Technology-2012-015.pdf:3.22MB
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所第2廃棄物処理棟の固体廃棄物処理設備・IIでは、放射線量の高い固体廃棄物の処理を行っている。固体廃棄物は圧縮減容され、封入容器に収納し、必要に応じた補充しゃへい体を選定付加したコンクリートを内巻した200Lのドラム缶若しくは1m
のコンクリート製の容器(以下、しゃへい容器という。)に収納している。なお、しゃへい容器は、上部にコンクリートを注入する構造となっている。将来の埋設処分に備え、廃棄体の技術基準に適合させるための対応が可能となるよう、しゃへい容器に収納した固体廃棄物を容易に取り出せる構造とする蓋方式のしゃへい容器への変更が求められたため、蓋式しゃへい容器の変更にあたり、落下解析による蓋締めボルトの評価、しゃへい計算による評価を行い、設計・製作した試作品による落下試験を実施して、新たに使用する蓋式しゃへい容器の健全性を確認した。
今本 信雄; 小磯 景一
JAEA-Technology 2012-016, 27 Pages, 2012/06
JAEA-Technology-2012-016.pdf:1.49MB
機械・電気設備の地震時の機能維持確認試験は、振動台を用いて行われている。振動台による機能維持確認試験では、被試験体に取り付けた加速度センサーからの応答より共振周波数を求め、求められた共振周波数に応じて試験条件を設定し、機能停止や誤動作が発生する限界の加速度を探索する。しかし、電気盤や制御系に使用される小型リレーは、加速度センサーの取り付けにより被試験体の振動特性に影響を与える。また、リレー誤動作の原因となる可動部は、ケース内に収まっており、振動を直接測定できない。このため、これまで共振周波数を把握することができなかった。そこで、外部から振動を与えるのではなく、リレーの励磁電流を変動させ、リレー可動部を電磁的に振動させるとともに、インピーダンス測定を行い、そのインピーダンス特性曲線からリレー可動部の共振周波数を測定する「励磁電流変動法」を考案、開発した。本報告書は、励磁電流変動法の原理、理論的インピーダンスの導出について述べるとともに、励磁電流変動法の実証のための電子回路設計及び製作した装置による試験の結果について述べる。
後藤 実; 関 靖圭; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 深谷 裕司; 橘 幸男
JAEA-Technology 2012-017, 29 Pages, 2012/06
JAEA-Technology-2012-017.pdf:1.87MB
日本原子力研究開発機構は、2030年頃の開発途上国への導入を目指し、商用もしくは実証炉の初号機となる小型高温ガス炉(HTR50S)の概念設計を開始した。HTR50Sの設計は、建設コストの抑制と2030年頃の建設を可能とするために、実証試験を必要とする新たな技術はできるだけ用いず、HTTRの設計技術を改良して用いることを方針とした。その中で核設計については、出力密度の向上、及び燃料濃縮度数の低減を改良項目として設計を行った。その結果、出力密度をHTTRの約1.5倍にするとともに、燃料最高温度を制限値以下に抑えるために必要な出力分布の最適化に用いる濃縮度数を、HTTRの12種類から3種類に大幅に削減することに成功した。
井尻 裕二*; 納多 勝*; 笹倉 剛*; 延藤 遵*; 松井 裕哉; 見掛 信一郎; 橋詰 茂
JAEA-Technology 2012-018, 288 Pages, 2012/07
JAEA-Technology-2012-018.pdf:19.13MB
超深地層研究所計画では、「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、「研究坑道の建設技術の開発」、「研究坑道の施工対策技術の開発」、「安全性を確保する技術の開発」を目的として、工学技術に関する研究を進めている。本研究では、これら4項目の工学技術研究として、深度300mまでの研究坑道の施工によって取得された計測データを用いて、設計の妥当性の検討や施工管理のための計測結果の分析と課題の抽出、地山安定化対策の有効性に関する評価などを行うとともに、研究坑道掘削工事で適用されている技術の抽出と有効性評価を実施し、今後の技術開発の方向性について検討を加えた。
稲葉 良知; 佐藤 博之; 後藤 実; 大橋 弘史; 橘 幸男
JAEA-Technology 2012-019, 142 Pages, 2012/06
JAEA-Technology-2012-019.pdf:4.54MB
原子力機構は、開発途上国等への2030年代の世界展開を目指し、蒸気タービンによる発電、工業プロセスへの高温蒸気や地域暖房への低温蒸気供給を行う小型高温ガス炉システムの概念設計を進めている。その第1段階における概念設計の一つとして、商用1号機あるいは実証炉と位置付けられるリファレンス原子炉システムとなる原子炉熱出力50MWの発電・蒸気供給小型高温ガス炉システム(HTR50S)の炉心熱流動設計(HTTRと同じ被覆粒子燃料を用いた場合)を実施した。炉心熱流動設計の目標は、通常運転時における燃料最高温度が、燃料の健全性が維持される制限値以下となるようにすることである。また炉心熱流動設計に続き、減圧事故を想定した安全解析を実施した。通常運転時における燃料温度及び減圧事故時における燃料温度と原子炉圧力容器温度を評価した結果、燃料及び原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性は損なわれないことを明らかにした。
高松 操; 小林 哲彦; 長井 秋則
JAEA-Technology 2012-020, 60 Pages, 2012/07
JAEA-Technology-2012-020.pdf:6.03MB
高速実験炉「常陽」では、トラブルを一つの契機として、炉心上部機構の交換作業にかかわる検討・技術開発を進めた。「常陽」炉心上部機構は、あらかじめ交換することを想定したものでないこと、また、30年以上の供用により高い放射化量(表面線量率)を有するため、ここでは、(1)旧炉心上部機構ジャッキアップ・引抜作業中の旧炉心上部機構・案内スリーブの変形等防止策、(2)キャスク総重量の低減策等の課題にかかわる解決策について検討を進めた。炉心上部機構の交換作業は、平成26年(2014年)に実施される計画である。本作業の完遂及び蓄積された経験は、「常陽」の復旧のみならず、稀少な知見として、SFRにおける今後の原子炉容器内保守・補修技術開発に大きく資することができるものと考えている。
本田 順一; 松井 寛樹; 原田 晃男; 小畑 裕希; 冨田 健
JAEA-Technology 2012-021, 17 Pages, 2012/07
JAEA-Technology-2012-021.pdf:4.17MB
我が国において発電コスト及び放射性廃棄物の低減を目的とした軽水炉燃料の高度利用が進められている。電力事業者は、さらなる高燃焼度化,高出力化に対応するための改良型燃料の開発を進めてきており、国は、これら改良型燃料の申請にかかわる安全規制を行ううえで必要とされる安全基準,指針等を整備するために、常に最新の技術的知見を蓄積することが重要となる。日本原子力研究開発機構では、これらの被覆管材料の微細組織を調べるために遠隔操作型イオンミリング装置を開発した。本装置は、高放射性物質を対象試料として使用するため、遠隔操作型とし、設置する施設の規制及び放射性物質取り扱い上の観点から耐震性を考慮した構造とした。本報告書は、照射後試験装置として開発した遠隔操作型イオンミリング装置の仕様と、その特性試験結果をまとめたものである。
本田 順一; 松井 寛樹; 原田 晃男; 小畑 裕希; 冨田 健
JAEA-Technology 2012-022, 35 Pages, 2012/07
JAEA-Technology-2012-022.pdf:3.58MB
我が国において発電コスト及び放射性廃棄物の低減を目的とした軽水炉燃料の高度利用が進められている。電力事業者は、さらなる高燃焼度化,高出力化に対応するための改良型燃料の開発を進めてきており、国は、これら改良型燃料の申請にかかわる安全規制を行ううえで必要とされる安全基準,指針等を整備するために、常に最新の技術的知見を蓄積することが重要となる。日本原子力研究開発機構では、被覆管材料の微細組織の違いが事故時の燃料挙動に及ぼす影響を簡便かつ定量的に把握、評価するために結晶方位解析装置付遠隔操作型電子プローブマイクロアナライザを開発した。本装置は、高放射性物質を対象試料として使用するため、遠隔操作型とし、設置する施設の規制及び放射性物質取り扱い上の観点から耐震性及び放射性物質の閉じ込め機能を考慮した構造とした。本報告書は、照射後試験装置として開発した結晶方位解析装置付遠隔操作型電子プローブマイクロアナライザの仕様と、その特性試験結果をまとめたものである。
在間 直樹; 中島 伸一; 中塚 嘉明; 門 一実
JAEA-Technology 2012-023, 36 Pages, 2012/08
JAEA-Technology-2012-023.pdf:1.54MB
200リットルドラム缶収納の廃棄物中全ウランを定量する非破壊分析(NDA)装置を開発、人形峠環境技術センター製錬転換施設に貯蔵されているウラン廃棄物ドラム缶の測定に着手して実績をあげつつあるので、前報で報告した以降の状況について報告する。ウランの
線と廃棄物中に存在するフッ素元素等との反応で生じる
U(,n)中性子と
Uの自発核分裂中性子を16本のヘリウム-3(He)比例計数管を用い測定する。検出器周囲は厚さ100mmのポリエチレンで遮蔽する。種々のマトリックスと異なる化学形・濃縮度のウラン線源を装荷したモックアップ試験を、対象を拡大して行いそれぞれの条件に対応する較正定数を求め、実際のウラン廃棄物中全ウランの定量評価に用いた。製錬転換施設にはウラン廃棄物が多数保管されており、現在それらの全ウラン定量の作業を着実に進めつつある。実際のウラン廃棄物は内蔵されるマトリックス・嵩密度・収納状態・ウラン量等さまざまな態様を呈し、モックアップ試験で模擬したドラム缶試料とは異なる測定条件となることもある。そこで、幾つかの応用的な評価手法も試み、さまざまな態様のウラン廃棄物に対しても本NWAS測定装置の適用性を確認しつつある。
勅使河原 誠; 木下 秀孝; 涌井 隆; 明午 伸一郎; 関 正和; 原田 正英; 伊藤 学; 鈴木 徹; 池崎 清美; 前川 藤夫; et al.
JAEA-Technology 2012-024, 303 Pages, 2012/07
JAEA-Technology-2012-024.pdf:46.04MB
J-PARC構成施設のひとつ核破砕中性子源である物質・生命科学実験施設(MLF)では、中性子を発生するため3GeVまで加速された陽子ビームが、水銀ターゲットに入射する。高エネルギーの陽子や中性子に晒された機器(ターゲット容器,モデレータ,反射体及び陽子ビーム窓)は、照射損傷を受けるため、定期的な交換保守を必要とする。使用済み機器は高度に放射化され、遠隔による交換保守が必要となる。使用済みの機器の交換保守が行える保守シナリオを構築し、必要な設備をホットセル内及びMLF内に導入した。保守シナリオの整合性を確認するため実機を用いて予備試験を行った。本報告書では、使用済み機器(モデレータ・反射体,陽子ビーム窓を対象)について、予備試験を通して得られた知見をもとに、使用済み機器の取り扱いに反映することを目的とし、交換保守に関する問題点と解決策等を報告する。
篠原 正憲; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 茂木 利広; 齋藤 賢司; 高田 昌二; 吉田 直昭; 磯崎 涼佑; 勝山 幸三
JAEA-Technology 2012-025, 31 Pages, 2012/08
JAEA-Technology-2012-025.pdf:4.69MB
2010年3月の原子炉停止中に、広領域中性子検出器(WRM)が開発時の動作実績期間より短い使用時間で動作不能となる事象が発生した。本事象の原因調査を行い、WRMの寿命を向上させることは高温ガス炉の基盤技術開発において重要である。そこで、事象発生部位の特定及び破損原因を調査するため、照射燃料集合体試験施設(FMF)にてX線CT装置を用いた照射後試験を計画した。本報告書は、WRM動作不能の原因調査、当該WRMのFMFへの輸送方法の検討及び輸送作業の結果をまとめたものである。
篠原 正憲; 茂木 利広; 齋藤 賢司; 高田 昌二; 石見 明洋; 勝山 幸三
JAEA-Technology 2012-026, 21 Pages, 2012/08
JAEA-Technology-2012-026.pdf:2.31MB
2010年3月の原子炉停止中に、広領域中性子検出器(WRM)が開発時の動作実績期間より短い使用時間で動作不能となる事象が発生した。本事象の原因調査を行い、WRMの使用期間を向上させることは高温ガス炉の基盤技術開発において重要である。そこで、事象発生部位の特定及び破損原因を調査するため、製作メーカにてWRM模擬試験体を製作し、短絡状態を模擬した特性インピーダンス波形測定並びに照射燃料集合体試験施設(FMF)にて高エネルギーX線CT検査装置を用いた照射後試験(PIE)を実施した。本報告書は、WRMの動作不能の原因調査及びPIE結果をまとめたものである。
今泉 和幸; 齊藤 隆一; 飛田 茂治; 長井 秋則; 北村 了一; 岡崎 義広
JAEA-Technology 2012-027, 49 Pages, 2012/08
JAEA-Technology-2012-027.pdf:7.07MB
原子炉容器内観察技術は、供用期間中の原子炉の安全性及び健全性を確認する技術として重要な役割が期待されている。一方で、ナトリウム冷却型高速炉にあっては、観察装置等を高温・高放射線・ナトリウム環境といった過酷な条件で使用することから、当該技術の信頼性を担保するために、実機環境下で機能確認することが重要である。「常陽」では、第15回定期検査時に発生したトラブルの原因究明を一つの契機とし、以下の観察技術を新たに開発し、実機に適用した。(1)回転プラグ貫通孔上のアクリルプレートに設置したビデオカメラを用いた集合体等頂部観察技術。(2)遠隔操作装置により狭隘部に挿入した耐放射線ファイバスコープを用いた炉心上部機構下面観察技術。本技術開発を通じて、原子炉容器内観察にかかわる装置設計・作業手順策定等にかかわる経験を蓄積するとともに、照明・放射線の影響や画像拡張処理技術にかかわる基礎データを拡充し今後の原子炉容器内観察技術に資することができた。
経営企画部; バックエンド推進部門
JAEA-Technology 2012-028, 71 Pages, 2012/07
JAEA-Technology-2012-028.pdf:9.75MB
第2期中期目標及び中期計画において、平成23年度(2011年度)までに、外部有識者の意見を聴取するなど客観性を確保しつつ、安全を前提とした合理的・効率的な中長期計画を作成し、これを実施するとしている。本「原子力施設の廃止措置及び放射性廃棄物の処理処分の中長期計画」は、廃棄物発生から処分に至る長期の廃棄物管理を見通したうえで、今後の10年間の廃止措置計画、クリアランス及び処理計画、施設整備計画、技術開発計画等についての方向性を示したものである。今後、本中期計画を基本として、放射性廃棄物の処理処分や廃止措置に向けた具体的な作業を進めるとともに、国による原子力大綱の議論、技術開発の進展、国による処分の制度化や法整備の状況等に応じて、適宜本計画の見直しを図っていく。
金沢 優作; 安孫子 庄助; 寺田 秀行; 川崎 一男; 磯崎 典男; 松本 岳也
JAEA-Technology 2012-029, 82 Pages, 2012/09
JAEA-Technology-2012-029.pdf:7.79MB
核燃料サイクル工学研究所工務技術室が所掌する給水施設は、再処理施設及びプルトニウム燃料製造施設をはじめとする所内各施設で使用する飲料水(上水)並びに工業用水(工水)を供給している。本給水施設は、旧浄水場の老朽化等に伴い、平成19年4月から平成21年11月に掛けて更新され運用を開始した。本報告は、これら更新に関する計画,設計,工事及び運用の各段階における取り組み並びに新旧用水供給システムなどについて報告する。
川原 啓孝; 山本 雅也; 富田 悦夫; 高松 操
JAEA-Technology 2012-030, 50 Pages, 2012/09
JAEA-Technology-2012-030.pdf:6.16MB
JAEA-Technology-2012-030-appendix(CD-ROM).zip:21.06MB
「常陽」では、炉内観察結果より、計測線付実験装置(MARICO-2)試料部集合体のハンドリングヘッドとラッパ管継ぎ手を接続する固定ピン6本が脱落していることが確認された。よって、炉内で脱落した固定ピンの原子炉の安全性に対する影響を評価するため、炉内でのルースパーツの挙動を評価した。
天澤 弘也; 坂井 章浩; 仲田 久和; 原 弘典; 黒澤 亮平; 山本 正幸*; 河田 陽介*; 坂本 義昭
JAEA-Technology 2012-031, 338 Pages, 2012/10
JAEA-Technology-2012-031.pdf:19.43MB
埋設処分業務の実施に関する計画に基づいて、原子力機構は事業の実施主体となり、研究施設等廃棄物の埋設処分施設の立地選定にかかわる手続きの透明性の確保及び公平性の観点から立地基準及び立地手順を策定し、これに基づいて立地選定を行う。また、本立地基準及び立地手順の策定にかかわる検討の一環として、関係法令等に定められた技術基準、一般的な自然及び社会環境等の立地条件、埋設対象廃棄物の廃棄体の種類,性状,含有核種,放射能濃度及び発生予測数量等に基づいて埋設施設の概念設計を行い、安全審査指針における基本的立地条件等を踏まえ、我が国において想定されうる種々の自然及び社会環境条件下において線量評価,費用試算を行い、埋設施設の安全性及び経済性に関する評価・検討を行う。本報告書は、このうち研究施設等廃棄物にかかわる浅地中埋設処分事業の操業から閉鎖後措置までの業務に供するすべての施設,設備,機器類等について、埋設施設の被ばく線量評価等に基づいた合理的な設備仕様、レイアウト等の概念設計の検討結果を取りまとめた。
篠原 正憲; 茂木 利広; 齋藤 賢司; 芳賀 広行; 佐々木 新治; 勝山 幸三; 高田 清志*; 東村 圭祐*; 藤井 淳一*; 鵜飼 隆由*; et al.
JAEA-Technology 2012-032, 29 Pages, 2012/11
JAEA-Technology-2012-032.pdf:6.57MB
2010年3月の原子炉停止中に、広領域中性子検出器(WRM)が開発時の動作実績期間より短い使用時間で動作不能となる事象が発生した。本事象の原因調査を行い、WRMの寿命を向上させることは高温ガス炉の基盤技術開発において重要である。そこで、動作不能箇所の特定及び破損原因を調査するため、製作メーカにてWRM模擬試験体を製作し、組立に起因する強度低下及び熱サイクルによる強度低下試験並びに照射燃料集合体試験施設(FMF)にてWRMの破壊試験を実施した。本報告書は、WRMの動作不能の原因調査及び破壊試験結果をまとめたものである。
吉田 英一; 平川 康; 谷田部 敏男
JAEA-Technology 2012-033, 177 Pages, 2012/11
JAEA-Technology-2012-033.pdf:17.98MB
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、これまでにナトリウム冷却型高速炉の研究開発に向けて、ナトリウム機器や装置の開発、ナトリウム環境評価法の開発、構造健全性評価及びナトリウム取扱技術の開発等のためにナトリウムを使用した試験装置等を設計・製作して種々の研究開発試験が行われてきた。これまでに所期の目的を達成された多くのナトリウム設備や機器は順次解体・撤去され、ナトリウム洗浄処理技術に関する多くの経験・知見が蓄積されてきた。これらを今後のナトリウム試験設備の保守・補修、改修等の計画策定や安全な作業実施及び次世代炉の研究開発に活用していくために、これまでに実施されてきたナトリウム洗浄処理技術に関する経験や知見を横断的に整理・評価するとともに、技術ポイントの提言をまとめた。
酒谷 圭一; 中谷 隆良; 船橋 英之
JAEA-Technology 2012-034, 20 Pages, 2012/12
JAEA-Technology-2012-034.pdf:10.22MB
余裕深度処分の被ばく線量評価に必要な核種溶出率の設定を目的に、これまで処分環境を模擬した条件下での腐食速度が確認されていないふげん圧力管に使用されているジルコニウム合金(Zr-2.5wt%Nb合金)に対し、ガス蓄積型腐食試験法を適用し、低酸素及びアルカリ条件下での長期腐食速度データの取得を開始した。本報告書は、ガス蓄積型腐食試験を開始するにあたり、供試材(圧力管と同形状)からガス蓄積型腐食試験に用いる試験片への加工方法の検討及びガス蓄積型腐食試験が成立する条件の確認を行った結果についてまとめたものである。
村口 佳典; 金山 文彦; 臼井 秀雄; 出雲 沙理; 立花 光夫
JAEA-Technology 2012-035, 69 Pages, 2012/12
JAEA-Technology-2012-035.pdf:4.96MB
再処理特別研究棟(JRTF)では、平成8年度より湿式再処理試験等に使用した設備・機器等の解体作業を実施している。解体作業では、解体廃棄物及び解体用資機材の仮置き場所を確保するため、本体施設に設置されたグローブボックス及びフード等を優先的に解体した。このうち、本体施設232号室には8基のグローブボックス(グローブボックス群)が設置されていた。このグローブボックス群の解体作業は、作業の効率化のため、大型の解体用グリーンハウスを設置して行った。ここでは、平成8年度に実施した232号室のグローブボックス群の解体作業について、解体手順,解体作業で得られた実績データを整理した。また、グローブボックス群の解体作業について、共通作業項目と単独作業項目に分けて、基本的な作業項目の抽出と作業工数の分析を行った。さらに、グローブボックス解体に関する評価式の検討を行った。
鳥居 建男; 眞田 幸尚; 杉田 武志; 近藤 敦哉*; 志風 義明; 高橋 昌樹; 石田 睦司; 西澤 幸康; 卜部 嘉
JAEA-Technology 2012-036, 182 Pages, 2012/12
JAEA-Technology-2012-036.pdf:41.89MB
東京電力福島第一原子力発電所事故により大気中に放出され地表面に沈着した放射性セシウムの影響を調査するために、日本全域における広域航空機放射線モニタリング(以下、航空機モニタリング)を実施した。航空機モニタリングは、市街地から山林まで広範囲に渡って迅速に
線を測定することにより、空間線量率や放射性セシウムの沈着量分布を"面"的に把握できる利点があり、視覚的にもわかりやすい。我が国において航空機モニタリングの機器や手法については、整備されていたものの、今回のような広域なモニタリングに対応できるだけの準備はされておらず、全放射線量への換算の方法や、放射性物質濃度への換算方法及びマッピングの方法について、米国エネルギー省の方法をもとに整備することから行った。方法は、データ採取と並行して改良を加え、西日本測定時には、バックグラウンドとの識別まで可能とした。本モニタリングにより、日本全域の空間線量率や放射性セシウムの沈着量の分布状況について確認することができた。ここでは、測定手法と結果について述べる。
久保 真治; 吉野 公二*; 武本 純平*; 笠原 清司; 今井 良行; 小貫 薫
JAEA-Technology 2012-037, 20 Pages, 2013/01
JAEA-Technology-2012-037.pdf:17.29MB
熱化学水素製造法ISプロセスにかかわる物性データベース整備の一環として、ブンゼン反応溶液である硫酸相溶液及びヨウ化水素相溶液の密度データを取得した。濃度045wt%の硫酸及び同液に(I
+HI)を02mole%混入させた模擬硫酸相溶液、また、ポリヨウ化水素酸(I: 017mole%, HI: 115mole%)及び同液にHSO
を02mole%混入させた模擬ヨウ化水素相溶液について、振動式密度計を用いて、560Cの温度範囲の密度を測定した。さらに、測定データの解析から、いずれの溶液についても、新たに定義したヨウ素原子分率を用いることにより、ヨウ素及びヨウ化水素の濃度が液密度に与える効果を統一的に表現できることを見いだし、この知見をもとに、組成及び温度から密度を推算する実験式を得た。また、これまで知見のなかったポリヨウ化水素酸の粘性率について、I: 017mole%, HI: 115mole%の組成範囲において、振動式粘度計を用いて、540Cの温度範囲の実測データを取得し、組成及び温度から粘性率を推算する実験式を得た。
芝原 雄司; 石神 努; 森下 喜嗣; 柳原 敏*; 有田 裕二*
JAEA-Technology 2012-038, 72 Pages, 2013/01
JAEA-Technology-2012-038.pdf:3.68MB
原子力施設の合理的な廃止措置を進めるためには、想定されるさまざまな解体手順(解体シナリオ)のプロジェクト管理データを事前に評価し、その結果を用いて最適な解体シナリオを選択することが必要である。廃止措置の研究分野では、最適な解体シナリオの選択のための意思決定にかかわる研究はほとんど行われておらず、今後の重要な検討課題の一つである。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年度に開始した。本研究では、「ふげん」を対象に設備・機器の解体作業に関する幾つかの解体シナリオを想定して、人工数や廃棄物発生量等を計算し、その結果に基づいて幾つかの解体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。本報告書は、給水加熱器の解体作業を対象に、平成22年度に行った多基準意思決定手法の一つであるAHPを用いた最適な解体シナリオの選択に関する検討の結果とまとめたものである。
Park, C.; 谷本 政隆; 今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 神永 雅紀
JAEA-Technology 2012-039, 87 Pages, 2013/01
JAEA-Technology-2012-039.pdf:3.55MB
本報告書は概念設計の段階にある10MW級の多目的研究炉(MRR)の設計実現性及び安全裕度の評価を行うため、流量喪失事故(LOFA)及び反応度事故(RIAs)時における燃料温度等の解析をRELAP5/MOD3コードを用いて実施した。この解析の結果、MRRの概念設計は安全裕度を持って実現可能であることが示された。また、同一事象に対し、研究炉の解析で広く用いられているPARET/ANLコードとEUREKA-2/RRコードを用いた適用性に関する比較評価を行い、これら3つの計算コードはある特定の条件下では若干異なる傾向を示したものの、解析全般に関しては、ほぼ同等の結果を得られることが示された。
佐々木 駿一; 小島 有志; 清水 達夫; 河合 視己人*; 花田 磨砂也
JAEA-Technology 2012-040, 26 Pages, 2013/01
JAEA-Technology-2012-040.pdf:5.6MB
JT-60U負イオンNBI加速器では、500kV三段静電加速器の高電圧コンディショニングの際に絶縁破壊が高い頻度で発生する。この絶縁破壊は電源の負荷短絡であり、それに伴い発生するサージノイズによりNBI自身の機器や他設備機器の誤動作障害が起っている。今回、加速器の絶縁破壊時の主なノイズ発生源と考えられる加速器保護用球ギャップの放電について、試験回路を用いて発生するノイズの特性を測定した。さらに、加速器保護用球ギャップ側でのノイズ抑制とノイズにより誤動作する機器側での具体的対策の検討を行い、その効果を定量的に評価した。これらの結果、保護用球ギャップの絶縁破壊時に発生するノイズは空間や接地ラインを通して他の機器へ流入し、誤動作を引き起こしていることがわかった。このノイズを低減するために、加速器保護用球ギャップの接地極側に放電電流抑制用抵抗を挿入した。その結果、放電破壊時に発生するノイズを低減できることを確認した。本対策により、被害機器の誤動作発生確率を100%から15%程度に低減できた。また、被害機器側での対策として信号線の接地側にフェライトコアと巻線50ターン程度から成るサージ抑制チョークを挿入することで、機器の誤動作発生確率を100%から10%程度に低減できた。
20年度石仙 順也; 住谷 正人; 関 真和; 小林 冬実; 石井 淳一; 梅田 幹
JAEA-Technology 2012-041, 32 Pages, 2013/02
JAEA-Technology-2012-041.pdf:1.6MB
定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)の燃料調製施設においては、臨界実験で使用する硝酸ウラニル溶液を準備するため、実験目的に応じてウラン濃度,硝酸濃度,可溶性中性子毒物濃度等の調整を行っている。平成16年度から平成20年度にかけては、STACY及びTRACYで使用する燃料の調整のため、硝酸ウラニル溶液のU濃縮缶による濃縮及び脱硝を行った。並行して、平成17年度及び平成18年度には、核分裂生成物等の中性子吸収効果を定量するためのSTACY実験のために、可溶性中性子毒物を添加した溶液燃料の調整を行った。この実験が終了した後、平成18年度及び平成19年度にかけて可溶性中性子毒物添加燃料の一部について、ミキサセトラを用いた溶媒抽出法により、中性子毒物の除去を行った。本報告書は、これらの平成16年度から平成20年度に実施した燃料調製施設の運転データについてまとめたものである。
小野 高徳; 畑中 延浩; 沖田 高敏; 青野 茂典
JAEA-Technology 2012-042, 96 Pages, 2013/02
JAEA-Technology-2012-042.pdf:2.6MB
高速増殖炉もんじゅ用取替燃料製造に用いる原料粉末として、COGEMA社(仏国)において再処理して得られた酸化プルトニウム粉末(以下、「海外返還プルトニウム粉末」と言う。)を平成5年1月にプルトニウム燃料第三開発室に受入れた。海外返還プルトニウム粉末は、COGEMA社仕様の容器に収納されているため、プルトニウム燃料第三開発室のペレット製造工程で取り扱い可能な容器へ詰替える必要がある。このため、新たに原料詰替設備及び一時保管設備を設置し、これらの設備を使用して海外返還プルトニウム粉末の詰替作業を実施した。この詰替作業は、平成5年3月に開始し、平成18年3月にすべて終了した。本報告書は、原料詰替設備及び一時保管設備の設計から運転が終了するまでの運転及び保守を通じて蓄積された技術や課題を取りまとめたものである。この知見は、同様の設備を設計する際に反映することが重要である。
久保 真治; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 岩月 仁; 小貫 薫; 稲垣 嘉之
JAEA-Technology 2012-043, 41 Pages, 2013/02
JAEA-Technology-2012-043.pdf:7.74MB
熱化学水素製造法ISプロセスでは、硫酸,ヨウ素,ヨウ化水素酸等の有害な化学物質を使用するため、試験研究の実施に際しては作業者及び外部への影響に対する安全対策が重要である。現在、実用材料製反応機器を用いたISプロセス信頼性試験装置の製作を進めており、それらのうちブンゼン反応系機器の製作を完了した。本試験(ブンゼン反応系機器)は、腐食性溶液量の取扱量は約100リットルと比較的多く、また、加圧条件にて反応機能に着目した機能確認、耐食機能に着目した機器信頼性の確認を目的とするものである。本試験開始に先立ち、装置の安全対策、作業の安全対策及び異常時の対策について検討を行った。本報告書はこれらの検討結果を取りまとめたものである。
相原 純; 植田 祥平; 大橋 弘史; 橘 幸男
JAEA-Technology 2012-044, 9 Pages, 2013/02
JAEA-Technology-2012-044.pdf:1.22MB
原子力機構は電気出力300MW程度である実用高温ガス炉システムであるGas Turbine High Temperature Reactor 300(GTHTR300)の設計を行っていた。GTHTR300の設計においては、安全機能の簡素化等により経済性の点で有利なプラントとすることを目指していた。GTHTR300の燃料粒子の健全性については既に解析的評価が行われているが、その後、公称7%FIMAまでのHTTR用の被覆燃料粒子の先行照射試験により、燃料粒子の破損原因の1つである内圧破損については新たな知見が加わった。そこで、既に発表した方法により、この先行照射試験結果よりGTHTR300の被覆燃料粒子の内圧破損率を外挿評価した。その評価結果、及び、過去に行われた他の原因による被覆燃料粒子の破損についての解析結果を考慮すると、初期破損率がHTTR初装荷燃料と同様である場合、GTHTR300の燃料交換時における炉心体積平均の被覆燃料粒子の破損率は事故時の一般公衆の被ばくの観点から十分に小さいと言える。
辻 智之; 亀尾 裕; 坂井 章浩; 星 亜紀子; 高橋 邦明
JAEA-Technology 2012-045, 37 Pages, 2013/02
JAEA-Technology-2012-045.pdf:2.43MB
日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する低レベル放射性廃棄物を対象に、将来的に実施が予定されている浅地中埋設処分における廃棄体確認に向けて、廃棄体に含まれる放射性物質の種類ごとの放射能濃度を簡便に評価する方法を構築しておく必要がある。そこで、保管数量が比較的多いJPDR施設の解体に伴って発生した固体廃棄物を対象とし、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。
親松 泰子*; 染谷 博之
JAEA-Technology 2012-046, 80 Pages, 2013/02
JAEA-Technology-2012-046.pdf:5.43MB
高速実験炉「常陽」の照射試験では、コンパートメントごとに試験条件の設定が可能な照射リグの利用実績が多い。燃料照射においては燃料要素が少ない場合や、目標とする燃焼度等に達した燃料要素の一部を取り出した後、替わりに照射する燃料要素がない場合は、これまで燃料要素が装填されないダミーコンパートメントを用いて照射試験を実施してきた。このスペースの有効利用を図るために、材料試験片を組込むことが可能な材料照射用リグのコンパートメントに入れ替え、燃料要素と材料試験片を混載した照射リグ(ハイブリッドリグ)を開発している。本ハイブリッドリグの開発上の課題は、発熱量が大きい燃料要素と発熱量が小さい材料試験片とでは、冷却に必要な冷却材流量が大幅に異なることであり、適切な流量配分の成立性がポイントとなる。本報告書では、以下の内容について報告する。(1)必要流量が異なるコンパートメントを同一の照射リグに装填した場合における流量配分の成立性を確認した。(2)従来と同等の温度設定能力を確保できることを確認した。(3)コンパートメント下部の冷却材入口構造を標準化することにより、照射リグ間で種類の異なるコンパートメントの組み換えが容易にできる見通しを得た。
芦田 貴志; 宮本 一幸; 岡崎 義広*; 伊東 秀明
JAEA-Technology 2012-047, 106 Pages, 2013/06
JAEA-Technology-2012-047.pdf:11.09MBJAEA-Technology-2012-047-appendix(CD-ROM).zip:15.46MB
高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の2号機(以下、「MARICO-2」という。)の保持部と試料部の切り離し不能によって、同試料部が変形して原子炉容器内の炉内燃料貯蔵ラックから突き出て曲がっており、炉心上部の機器がこの付近に近接した際に同試料部と干渉する領域が生じるため、回転プラグの運転範囲が制限されている。「常陽」を復旧するには、MARICO-2試料部の回収と損傷した炉心上部機構を交換することが必須となっており、同試料部の回収については、損傷した機器を原子炉容器内で安全、確実に取扱うことが必要であることから、高度な保守・補修技術に立脚した装置の設計と性能保証が求められる。本報告書は原子炉容器外の模擬試験及び原子炉容器内での調査結果並びにその結果を反映して最適化したMARICO-2試料部の回収装置等の設計をまとめたものである。
小原 義之; 長沼 政喜; 野廣 哲也*; 吉田 公一*; 牧田 彰典*; 坂手 光男*; 入沢 巧*; 村下 達也*
JAEA-Technology 2012-048, 39 Pages, 2013/03
JAEA-Technology-2012-048.pdf:5.1MB
日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターでは、昭和50年から平成14年まで、ウラン鉱石からウランを抽出し製錬・転換・濃縮して原子炉の燃料とするための研究開発及び使用済燃料を再処理して回収したウランの、転換・再濃縮する技術開発を行ってきた。この間に発生した放射性廃棄物は、ドラム缶に密封した状態でセンターの廃棄物貯蔵庫に約15,000本保管しているが、廃棄物管理情報に統一性がなかった。平成10年頃にセンターの主要核物質取扱施設の核物質不明量(MUF)が保障措置上の課題として国際原子力機関に指摘された。このため、センターでは、平成12年にドラム缶に収納した状態でウラン量を定量することができる米国CANBERRA社製の「Q2低レベル廃棄物ドラム缶測定装置」を導入し、廃棄物ドラム缶の非破壊でのウラン量測定を行ってきた。平成13年から平成23年の間で、廃棄物貯蔵庫に保管している約15,000本の廃棄物ドラム缶について、ほぼ全数の測定を実施した。その結果、廃棄物ドラム缶中の総ウラン量は約20tonと評価された。
山脇 弘幸; 鳥飼 一吉; 有本 洋佑*
JAEA-Technology 2012-049, 64 Pages, 2013/03
JAEA-Technology-2012-049.pdf:8.28MB
方面捨石たい積場問題の解決のため、平成18年5月31日、文部科学大臣, 鳥取県知事, 三朝町長及び日本原子力研究開発機構理事長の四者間で「方面ウラン残土の措置に関する協定書」を締結した。これにより、方面捨石たい積場から撤去した掘削土をレンガに加工する施設建設を目的として、鳥取県有地(三朝町内)を借地し、人形峠レンガ加工場を建設した。平成20年4月28日、同加工場の開所式が行われた後、試運転、安定生産確認運転、本格運転を行い、平成22年12月13日に約145万個のレンガを製造して運転を終了した。本報告書は、人形峠レンガ加工場の施設概要、試運転及び安定生産確認運転の状況並びに本格運転における実績等について報告書として取りまとめたものである。