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報告書

炉心冷却喪失コールド試験による高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験計画の立案

高田 昌二; 篠原 正憲; 関 朝和; 島崎 洋祐; 小野 正人; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 沢 和弘

JAEA-Technology 2014-001, 34 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-001.pdf:4.46MB

HTTRでは原子炉出力9MWからの炉心冷却喪失試験を計画している。本試験では、原子炉の強制循環機能を全喪失させるとともに、炉容器冷却設備を停止させ炉心で発生する崩壊熱を間接的に除去する機能も全喪失させる。試験では、炉容器冷却設備の水冷管温度が上昇すると予想されているが、あらかじめ抽出した課題について解決策を提案し、その有効性を炉心冷却喪失試験を模擬したコールド試験により確認することで、安全性実証試験計画を立案することとした。本コールド試験では、非核加熱条件で、実際に、炉容器冷却設備の2系統ある冷却水系をすべて停止させて、炉容器冷却設備の水冷管や生体遮へい体温度の試験データを取得した。試験は原子炉入口温度120$$^{circ}$$C及び150$$^{circ}$$Cとした。炉心冷却喪失コールド試験の試験結果をもとに、安全性実証試験計画を立案するにあたっての課題に対する解決策の有効性を確認できた。

報告書

ミリ波導波管における誘電体ディスクを用いた伝送電力密度分布測定装置の開発

横倉 賢治; 森山 伸一; 小林 貴之; 平内 慎一; 澤畠 正之; 寺門 正之; 日向 淳; 和田 健次; 佐藤 福克; 星野 克道; et al.

JAEA-Technology 2014-002, 64 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-002.pdf:6.83MB

導波管内を伝搬する大電力ミリ波が誘電体を透過した時の誘電損失を誘電体の温度上昇として測定し、伝送ミリ波の電力密度空間分布と伝送電力を計測できる装置を開発した。本装置は、伝送電力が1MWにも及ぶ核融合研究用の電子サイクロトロン加熱(ECH)装置での使用を念頭に置いているが、広い分野への応用も考えられる。本装置の基本的概念は、真空コルゲート導波管に損失の小さい数ミリメートルの空間ギャップを設けておき、その空間ギャップへ断熱支持した誘電体ディスクを一時的に挿入し、短パルスのミリ波を透過させた後素早く引抜き(約0.2秒)、その温度分布を赤外線カメラで測定することで、ディスクを透過したミリ波の分布を推定するものである。一方、ディスクの収束平衡温度から全透過損失を見積もり、伝送電力の評価も可能である。計測試験では、整合器ミラーの角度のずれによる不要モードの発生を電力密度分布の変化として捉えることに成功した。この成果は、整合器を真空に保ったままミラーの調整を行う他、運転中のECH装置の伝送系での意図しない不要モードの発生を検出可能とするなど、本装置が有効であることを示すものである。

報告書

JT-60本体装置及び本体付帯設備の解体

岡野 文範; 市毛 尚志; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 西山 友和; 柳生 純一; 石毛 洋一; 鈴木 宏章; 小室 健一; et al.

JAEA-Technology 2014-003, 125 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-003.pdf:13.32MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)のトカマク本体及び周辺設備の解体(総重量として約5,400トン)は、平成21年度から着手し平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した唯一のものである。解体にあたり、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割は、工程的,技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見出して作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告書は、JT-60本体装置及び本体付帯設備の解体について詳細をまとめたものである。

報告書

照射済燃料被覆管の孔食電位測定用試料作製技術の開発

鈴木 和博; 本岡 隆文; 塚田 隆; 寺川 友斗; 市瀬 健一; 沼田 正美; 菊池 博之

JAEA-Technology 2014-004, 29 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-004.pdf:3.66MB

東日本大震災の影響により、東京電力福島第一原子力発電所の2号機, 3号機及び4号機では、緊急冷却策として海水が冷却水として使用済燃料プールへ注入された。海水成分の塩化物イオンは金属材料に孔食を起こす原因物質であることから、使用済燃料プール内の燃料被覆管に孔食が発生・成長した場合、孔食部からの放射性物質の漏えいが懸念される。そこで、海水成分を含む使用済燃料プール水における燃料被覆管の閉込機能の健全性を評価するため、照射済燃料被覆管の孔食発生条件を孔食電位測定により調査することとした。本報告では、高放射性の使用済燃料から孔食電位測定用の試料を作製する技術の開発について報告する。専用機器の開発と作製手順の確立により、専用施設でのマニプレータによる遠隔操作によって、照射済燃料被覆管の孔食発生条件の調査を可能とした。

報告書

高圧・強腐食性溶液に用いる蒸気圧測定方法および試験装置の開発

高井 俊秀; 久保 真治

JAEA-Technology 2014-005, 29 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-005.pdf:38.08MB

ISプロセスにおける蒸留工程の設計・運転操作を検討するための基礎データを拡充するため、高温・高圧・高腐食性のポリヨウ化水素酸に適用でき、かつ、バッチ式(一回の試料充填で一つの組成に対する測定しかできない)でも能率的なデータ取得ができ得る平衡蒸気圧測定方法の開発を試みた。試験装置の核心部は竪型のピストン付シリンダーで、耐圧性と耐食性の両立は、ニッケル基合金に耐食金属のタンタルを内張りすることで実現した。強腐食性溶液を注入する試料チャンバーに圧力計を設けずピストンを介して間接的に圧力を測定するようにしたことで、試料溶液量の削減、装置の小型化による熱容量の低減を可能とし、データ取得試験の実施に要する時間を短縮できるようにした。圧力間接測定に際しピストンの押し込み過程と引き込み過程と両者の圧力測定値を使うことでピストンとシリンダー間に働く摩擦力を相殺し、これに起因する誤差が低減するよう工夫した。試料チャンバーにも圧力計を取り付けた予備試験を行い、間接測定値と比較した。水、ヨウ化水素酸およびポリヨウ化水素酸の試料において両者が良好に一致したことから、本法が有効に機能することを示した。

報告書

JT-60解体放射化物の収納保管管理; 保管容器等による放射化物の保管

西山 友和; 三代 康彦; 岡野 文範; 笹島 唯之; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 宮 直之; 助川 篤彦; 池田 佳隆; 逆井 章

JAEA-Technology 2014-006, 30 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-006.pdf:4.87MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)では、超伝導コイルを用いるJT-60SAに改修するため、JT-60本体装置及び周辺設備を解体した。JT-60の解体品のほとんどが放射化物であり、大型構造物を除いた約1,100トン、約11,500点の解体品については、輸送用コンテナを利用した保管容器及び密閉容器と呼ばれる専用容器に収納し放射化物保管設備に保管した。これらの放射化物の運搬及び保管においては、1点毎に放射線障害防止法に定められた測定や記録などの管理が必要である。約11,500点にも及ぶ大量の放射化物の管理を確実に実施し、効率よく保管容器等に収納保管するために、バーコードタグ等を用いた管理方法や収納作業手順等を構築し収納保管作業を実施した。本報告書では、放射化物としてJT-60解体品を保管容器及び密閉容器に収納し、放射化物保管設備に保管する、一連の収納保管管理作業について報告する。

報告書

SGL施設の廃止措置に係る六フッ化ウランの加水分解による安定化処理

伊奈川 潤; 宝徳 忍; 小田 哲三; 青柳 登; 間柄 正明

JAEA-Technology 2014-007, 48 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-007.pdf:5.76MB

原子力機構原子力科学研究所の保障措置技術開発試験室(SGL)施設では、1983年4月から1993年3月まで、分光法によるウランの濃縮度の測定法を開発するため、各種濃縮度のウランの六フッ化物(UF$$_{6}$$)が使用された。この研究開発が終了した後、UF$$_{6}$$はSGL施設内に保管されてきた。一方、SGL施設の廃止措置が計画され、2015年3月までに同施設の管理区域を解除することとなり、そのためには同施設に保管していたUF$$_{6}$$を搬出することが必要となった。常温付近で高い蒸気圧を有し、水分などと激しく反応するUF$$_{6}$$を搬出した後、安全に保管するためには、UF$$_{6}$$を化学的に安定なウラン化合物に変換する必要がある。UF$$_{6}$$を安定化する方法として、UF$$_{6}$$を加水分解により安定なフッ化ウラニル(UO$$_{2}$$F$$_{2}$$)に変換し、さらに蒸発乾固により固体化する方法を選んだ。加水分解及び蒸発乾固を行うための設備を製作し、SGL施設内に設置した。2012年10月から2013年8月に、安定化処理を実施した。本報告書は、UF$$_{6}$$の安定化処理作業に係る検討、及び作業の結果をまとめたものである。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ性能試験(炉心確認試験)報告書「フィードバック反応度評価」

宮川 高行*; 北野 彰洋; 大川内 靖

JAEA-Technology 2014-008, 60 Pages, 2014/05

JAEA-Technology-2014-008.pdf:29.75MB

高速増殖原型炉もんじゅは、平成7年12月に発生した2次主冷却系ナトリウム漏えい事故後、運転を停止していたが、平成22年5月6日に14年5か月ぶりに性能試験を再開した。性能試験は、3段階にわけて実施していく計画であり、その最初の段階の炉心確認試験を78日間にわたって実施し、同年7月22日に終了した。炉心確認試験のうちフィードバック反応度評価では、一定量の制御棒引抜により炉心に正の反応度を印加し、「もんじゅ」炉心固有の負の反応度フィードバック特性と補助冷却設備の制御特性によって、原子炉出力やナトリウム温度などのプラントパラメータが安定に向かう様子を確認する「自己安定性の確認」を実施した。また、得られた試験データを用いて、炉心のフィードバック特性について定量的評価を試みた。

報告書

小型高温ガス炉システムHTR50Sの第I期第1段階の炉心の通常運転時における被覆燃料粒子の健全性の予備的評価

相原 純; 後藤 実; 稲葉 良知; 井坂 和義; 大橋 弘史; 橘 幸男

JAEA-Technology 2014-009, 29 Pages, 2014/05

JAEA-Technology-2014-009.pdf:3.51MB

日本原子力研究開発機構は50MWtの小型高温ガス炉(HTGR)であるHTR50Sの概念設計を行っている。本稿においては、既存の核熱計算結果を用い、HTR50Sの第I期第1段階の炉心(第1次炉心)の被覆燃料粒子(CFP)の通常運転時の健全性を評価した。高温ガス炉用被覆燃料粒子の通常運転時において起こる現象のうち、破損の原因になり得るものは、CFP内での温度勾配による燃料核の移動、核分裂生成物(FP)であるPdとSiCとの反応によるSiC層の腐食(Pd腐食)、及び被覆燃料粒子内での内圧上昇であると考えられている。本稿においては、これらの現象に対して各々評価を行ったところ、CFPの健全性は維持されると判定された。

報告書

HTTR制御性試験装置の概要

本間 史隆; 平戸 洋次; 齋藤 賢司

JAEA-Technology 2014-010, 64 Pages, 2014/05

JAEA-Technology-2014-010.pdf:35.55MB

東京電力福島第一原子力発電所の事故を契機に制定された新安全規制基準への適合性確認を目的に、HTTRの運転を中長期的に停止することとなった。運転員に係る技術的能力の維持が不可欠となるが、HTTRは世界で唯一の高温ガス炉型の試験研究炉であることから、軽水炉用の運転訓練シミュレータを用いた運転訓練は実効的ではない。ゆえに、既に所有しているHTTR制御性試験装置を運転訓練シミュレータとして有効に活用することが喫緊の課題である。本報告書は、HTTR制御性試験装置の仕様並びにシミュレーション結果等について取り纏めたものである。

報告書

深度500m研究アクセス南坑道における先行ボーリング調査報告書(12MI32号孔)

川本 康司; 黒岩 弘; 山田 信人; 大貫 賢二; 大森 一秋; 竹内 竜史; 尾方 伸久; 大森 将樹; 渡辺 和彦

JAEA-Technology 2014-011, 92 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-011.pdf:24.65MB
JAEA-Technology-2014-011-appendix(DVD).zip:331.54MB

本報告書は、深度500m研究アクセス南坑道における先行ボーリング(12MI32号孔)の調査結果を取りまとめたものである。調査では、地質学的,水理学的,地球化学的データを取得するとともに、地下水水圧の初期状態および坑道掘削時の変化の把握を目的に水圧モニタリング装置を設置した。調査の結果、中粒から粗粒の等粒状組織を示す黒雲母花崗岩が分布し、岩級はCM$$sim$$B級である。断層角礫を伴う小規模断層が48.90mabh付近に認められたが、当初モデルで推定していたS200_13断層およびIF_SB3_13_3断層は認められなかった。割れ目密度は、40.00$$sim$$80.00mabh区間で大きい。孔内湧水は78.83mabhで最大600L/minであった。透水係数は、湧水の少ない区間で2.0E-9$$sim$$1.5E-08m/sec、割れ目が集中し湧水量が多い区間で1.1E-05$$sim$$1.6E-05m/secの範囲であった。地下水の水質は、Na, Clに富む水質であった。

報告書

ウラン廃棄物を対象とした非破壊測定装置の運用実績; 続報

長沼 政喜; 小原 義之; 宮本 泰徳*; 村下 達也*; 牧田 彰典*; 野廣 哲也*

JAEA-Technology 2014-012, 11 Pages, 2014/06

JAEA-Technology-2014-012.pdf:1.06MB

日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターでは、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、および使用済み燃料を再処理して回収したウランを転換・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廃棄物貯蔵庫に保管しているが、平成12年までに発生した廃棄物に関する廃棄物管理情報に統一性がなかった。平成10年頃、主要核物質取扱施設の核物質不明量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、平成12年にQ2低レベル廃棄物ドラム缶測定装置(Q2)を導入し、ウラン量測定を行ってきた。平成19年にQ2に用いている解析システムをOS2システムからwindowsシステムに変更した。変更によって性能は向上したが、OS2システムによって得られた定量値とwindowsシステムによって得られた定量値に差異が生じた。OS2システムで測定したドラム缶をwindowsシステムで再測定すべきか検討したが、現実的に困難と考えられた。今回OS2システムとwindowsシステムのデータを解析し、ウラン量の補正を行う計算方法を検討した。

報告書

研究施設等廃棄物のトレンチ処分施設の上部覆土内への浸透水量の評価

黒澤 亮平; 坂井 章浩; 仲田 久和; 天澤 弘也; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2014-013, 89 Pages, 2014/06

JAEA-Technology-2014-013.pdf:23.93MB

トレンチ処分施設の安全評価では、廃棄物層を地下水位より上部に設置するため、放射性物質の環境中への流出は、降雨による浸透水が廃棄体層へ浸透することにより生じることが想定される。そのため、トレンチ処分施設の被ばく線量評価では、上部覆土内の層構成を設計して、廃棄体層への浸透水量を評価し、抑制することが重要となる。そこで、国内の気象条件を用いて、蒸発散量及び表面流出量を除いたトレンチ処分施設の上部覆土内への浸透水量を評価した。更に付加機能型トレンチ処分施設の低透水層土壌層又は遮水シートを備えた上部覆土内を移行して廃棄体層に至る浸透水量の評価を実施した。評価結果として、上部覆土表層の植生状態等の影響により、上部覆土へは降水量の約1/5倍から約3/5倍の水量が浸透していくことが分かった。上部覆土から廃棄体層への浸透水量は、低透水土壌層の透水係数を粘土にあたる値を設定することで、上部覆土に遮水シート設置した場合では降雨から上部覆土への浸透水量の1/100以下に、遮水シートが劣化した場合又は遮水シート設置しない場合では1/10以下に低減できることが分かった。

報告書

BWRシビアアクシデント時のソースターム評価手法高度化のための核分裂生成物化学形評価に関する研究; 平成25年度成果

大洗研福島技術開発特別チーム; 福島燃料材料試験部; 技術開発部

JAEA-Technology 2014-014, 60 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-014.pdf:57.06MB

本報告書は、シビアアクシデント時に燃料から放出される核分裂生成物の化学を解明してソースターム評価手法の高度化につなげるための研究について、研究スコープをより詳細化・明確化して研究計画を提示するとともに、これまでに得られた成果について記載したものである。BWR制御棒材B$$_{4}$$Cが含まれる体系でのソースタームにおけるCs及びI化学解明に資するため、核分裂生成物等放出速度評価、核分裂生成物等の化学形評価及び核分裂生成物等に係る基礎データ整備の3つの研究項目を設定した。装置整備を進めるとともに、非放射性の模擬物質を用いた沈着CsIに対するB蒸気の化学反応の影響等に関する試験を行い、基礎的な知見を取得した。

報告書

遠隔操作型金属顕微鏡補助遮へい体の設計

松井 寛樹; 岡本 久人

JAEA-Technology 2014-015, 43 Pages, 2014/06

JAEA-Technology-2014-015.pdf:7.71MB

日本原子力研究開発機構の燃料試験施設では、実用燃料の高燃焼度化による燃料材料の微細組織変化が、燃料の事故時挙動に及ぼす影響を評価するため、鉛セル内の遠隔操作型金属顕微鏡をより高性能な後続機種に更新した。更新に伴い光学系用の貫通孔を鉛セルに新たに設ける必要が生じた。この貫通孔によって失われる遮へい能力を補うための補助遮へい体を設置するために、粒子・重イオン輸送総合コードシステムPHITSにて遮へい計算を実施し、安全基準を満たす補助遮へい体の形状及び設置位置を決定した。さらに、補助遮へい体の構造材及び固定ボルト等に関して、耐震評価を実施し、安全基準を満たすことを示した。

報告書

JRR-4におけるホウ素中性子捕捉療法のための乳がん照射技術の開発

中村 剛実; 堀口 洋徳; 柳衛 宏宣*; 新居 昌至

JAEA-Technology 2014-016, 61 Pages, 2014/06

JAEA-Technology-2014-016.pdf:30.48MB

研究炉加速器管理部では、乳がんに対するBNCTの適用拡大に向けた照射技術の開発を第2期中期計画で実施している。本報告書は、JRR-4の医療照射設備において乳がん照射を実施する上での課題を解決するための技術開発についてまとめたものである。本報告書では、乳がんコリメータの設計解析、臨床モデルによる線量評価解析、深部線量増強のための検討、乳がん照射の固定方法の検討について実施した。評価結果より、開発した乳がん照射技術がJRR-4のBNCT照射場での乳がん照射において十分適用可能であることを確認した。ここで得られた知見は、他の研究用原子炉を用いたBNCTや将来の加速器を用いたBNCTにおいても有用である。

報告書

放射性試料対応型電子プローブマイクロアナライザの遮へい評価

松井 寛樹; 鈴木 美穂; 小畑 裕希; 金沢 浩之

JAEA-Technology 2014-017, 57 Pages, 2014/06

JAEA-Technology-2014-017.pdf:20.43MB

日本原子力研究開発機構の燃料試験施設では、発電炉で照射された燃料の健全性や安全性評価のための照射後試験を実施している。この照射後試験において、燃料ペレット内の核分裂生成物の分析や被覆管の内外面酸化膜の詳細観察等に電子プローブマイクロアナライザ(EPMA)が利用されている。このEPMAは、放射性試料に対応できるよう、市販型の装置をベースに、その内部の検出器に試料から放出される$$gamma$$線が入射するのを防ぐ遮へい体を設ける改造を行ったものである。遮へい設計を適切に行うことは、分析精度を維持する上で重要であり、設計・評価を確実に実施する必要がある。本報では、現在燃料試験施設に設置されているEPMAの遮へい評価を粒子・重イオン輸送総合コードシステムPHITSにより再検討した結果、及び実際に放射性試料を用いて標準試料測定データへの$$gamma$$線の影響を調べた結果について報告する。

報告書

TIARAサイクロトロンにおけるマイクロビーム形成・シングルイオンヒット技術の開発

横田 渉; 佐藤 隆博; 神谷 富裕; 奥村 進; 倉島 俊; 宮脇 信正; 柏木 啓次; 吉田 健一; 舟山 知夫; 坂下 哲哉; et al.

JAEA-Technology 2014-018, 103 Pages, 2014/09

JAEA-Technology-2014-018.pdf:123.66MB

日本原子力研究開発機構高崎量子応用研究所のイオン照射研究施設(TIARA)では、イオンビームを利用する主要な研究課題である生物細胞放射線影響評価研究と宇宙用半導体耐放射線性評価研究を推進するため、TIARAのサイクロトロンで加速した数百MeV重イオンビームを磁気レンズで集束させて直径1$$mu$$m以下のマイクロビームに形成する技術を世界で初めて実現した。更に、これを用いて1個のイオンをビーム径の空間精度で照準するシングルイオンヒットを可能にした。この過程で、TIARAの静電加速器で完成した数MeVイオンのマイクロビーム形成・シングルイオンヒット技術を活かしたビーム集束装置、ビーム照準・計測技術や、1$$mu$$mへの集束に必要なエネルギー幅の狭い数百MeV重イオンビームを加速するためのサイクロトロンに特有な技術を開発した。また、開発途中に利用研究の実験に試用することにより、本技術の適用性を適宜評価しその改良を行うことで、利用研究の試用実験を軌道に乗せることができた。本報告書は、およそ10年に亘るこれらの技術・装置開発の過程及び成果を、試用実験における評価とともにまとめたものである。

報告書

瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討; 平成24年度(委託研究)

深谷 正明*; 納多 勝*; 畑 浩二*; 竹田 宣典*; 秋好 賢治*; 石関 嘉一*; 金田 勉*; 佐藤 伸*; 柴田 千穂子*; 上田 正*; et al.

JAEA-Technology 2014-019, 495 Pages, 2014/08

JAEA-Technology-2014-019.pdf:82.23MB

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500m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、パイロットボーリングから得られた情報の有効性に関する評価を行うとともに、研究坑道掘削工事で適用され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。

報告書

福島第一原子力発電所の使用済燃料プールにおける特異な環境履歴を経験した使用済燃料集合体部材の長期健全性に及ぼす腐食の影響評価

大洗研福島技術開発特別チーム; 福島燃料材料試験部

JAEA-Technology 2014-020, 52 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-020.pdf:21.21MB

本研究では、燃料集合体の長期健全性評価上重要かつ優先的に評価すべき部位・腐食事象を独自に選定するために、使用済燃料プールで経験した特異な環境によりFA構成部材において発生が懸念される腐食事象を幅広く抽出し、優先的に評価すべき部位及び腐食事象の絞り込みと対応する長期健全性評価手法案について検討した。燃料集合体健全性については、「燃料被覆管の密閉性」と「燃料集合体の構造健全性」の二つの観点からそれらの性能が維持・担保されているかを確認することとし、「燃料被覆管の密閉性」に関しては、ジルカロイ-2の海水腐食による強度低下が無いことを実証し、プール内で長期保管した場合でも「燃料被覆管の密閉性」が保たれる見込みを示した。一方、「燃料集合体の構造健全性」については、ジルカロイ-2とステンレス鋼の異種金属接触箇所を対象として、長期的な腐食挙動を実験的に予測する手法の概念を検討した。また、予測手法の妥当性検証のために異種金属接触模擬材を用いた塩水浸漬試験により本手法の妥当性を予備的に検討した。

報告書

製錬転換施設の機器解体に係る人工数評価式

出雲 沙理; 臼井 秀雄; 窪田 晋太郎; 立花 光夫; 川越 浩; 高橋 信雄; 森本 靖之; 徳安 隆志; 田中 祥雄; 杉杖 典岳

JAEA-Technology 2014-021, 79 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-021.pdf:22.8MB

原子力機構では原子力施設の合理的な廃止措置計画を策定するために、管理データ評価システム(PRODIA)の開発を進めている。PRODIAは、過去の原子力施設の解体実績データを基に、解体作業に要する人工数等を評価する計算コードである。今回、人形峠製錬転換施設における回収ウラン転換技術開発等に使用した機器類の解体作業に対して、解体作業に要する人工数を評価するための評価式を作成した。解体作業は準備工程、解体工程、後処理工程に分けられる。準備工程に対しては作業項目、解体工程に対しては機器分類、後処理工程に対しては作業項目毎の人工数評価式で示した。今回得られた人工数評価式は、他の原子力施設、特にウラン取扱施設において廃止措置計画を策定する際に活用できる。さらに、これらの評価式のうち、適用条件が類似しているものを整理し、鋼製のプロセス機器類の解体工程に対しては単一の評価式にまとめられること、準備工程及び後処理工程に対しては作業環境に応じた包括的な評価式にまとめられることを確認した。単一の評価式を適用することにより、ウラン取扱施設における鋼製の機器類は一括して評価することができる。

報告書

ふげん発電所の機器撤去に係る人工数評価式,3; 復水器等の撤去の解体工程

窪田 晋太郎; 出雲 沙理; 臼井 秀雄; 川越 浩; 香田 有哉; 南光 隆

JAEA-Technology 2014-022, 22 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-022.pdf:3.5MB

原子力機構では原子力施設の物量データ等に基づき、廃止措置計画の策定に必要なデータを評価するPRODIAコードを開発しており、評価に用いる評価式の整備を進めている。平成22年度から平成24年度に「ふげん」で実施された復水器等の解体作業に要した人工数を分析し、解体工程の作業項目について既存評価式との比較を行った。その結果、保温材の撤去、給水加熱器の撤去については、既存評価式がより規模の大きい原子炉施設にも適用できることを確認し、信頼性の高い単位作業係数が得られた。また、配管・サポートの撤去については、クリアランスのための作業に要する人工数の評価式を作製したことにより、クリアランスを伴う作業が発生しても柔軟に人工数を評価することができるようになった。復水器の撤去については、これまでデータの統計数が不足していたが、「ふげん」の複数の実績データを加えることにより統計的に意味のあるデータから単位作業係数が導出された。また、実績データに正の相関があることを確認し、人工数を一次式の評価式で評価できることが分かった。それぞれの評価式について、今後得られる実績データを追加することで単位作業係数の信頼性の向上が期待できる。

報告書

軽水炉照射環境下におけるIASCC研究のための水環境調整設備の整備,2

馬籠 博克; 岡田 祐次; 塙 博; 作田 善幸; 菅野 勝; 飯田 一広; 安藤 均; 米川 昭久; 上田 晴康; 柴田 光敦

JAEA-Technology 2014-023, 267 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-023-01.pdf:103.68MB
JAEA-Technology-2014-023-02.pdf:71.92MB

日本原子力研究開発機構では、軽水炉利用の高度化及び高経年化に対応するため、軽水炉燃料及び材料の照射試験を実施する準備を進めている。JMTRは第165運転サイクル後の2006年8月に停止し、再稼働に向けて照射施設の整備を進めており、燃料・材料の中性子照射試験を行うための燃料異常過渡試験装置及び材料照射試験装置を2008年度から2012年度の間に製作、設置した。本報告書は、先に報告したJAEA-Technology 2013-019「軽水炉照射環境下におけるIASCC研究のための水環境調整設備の整備(1)」(2008年度から2010年度までの整備報告)の続報で、2011年度から2012年度までに実施したIASCC(照射誘起応力腐食割れ: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)研究のための材料照射試験装置の水環境調整設備等の整備についてまとめたものである。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 「常陽」炉心上部機構の交換に向けた技術開発,2

伊藤 裕道; 高松 操; 川原 啓孝; 長井 秋則

JAEA-Technology 2014-024, 28 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-024.pdf:17.45MB

回転プラグの案内スリーブ内に挿入された炉心上部機構の交換にあたっては、炉心上部機構と案内スリーブのギャップが最小5mmと小さいため、炉心上部機構引抜時の水平度管理が十分でない場合、炉心上部機構と案内スリーブが干渉し、旧炉心上部機構の変形等が生じるリスクがある。当該リスクに対応するため、(1)高精度な位置・姿勢制御機能を有するジャッキアップ治具、(2)干渉発生時に、当該方位を同定し回避する手法について検討した。(1)では、3本のネジジャッキを有するジャッキアップ治具を開発した。3点支持構造としているため、厳密な水平度管理(約0.039$$^{circ}$$以下)が実現できる。また、(2)では、各ネジジャッキにロードセルを設置し、炉心上部機構が案内スリーブと干渉した場合に生じる荷重変動を検出することにより、旧炉心上部機構の変形等を防止するとともに、その偏荷重から、干渉位置を同定する手法を開発した。これらの機能については、実機大の模擬体を用いた炉外確認試験により、実機作業に適用可能なことを確認した。

報告書

試験研究炉における一次冷却水中へのトリチウム放出源に関する検討; JMTR, JRR-3M及びJRR-4運転データから評価したトリチウム放出率

石塚 悦男; 本橋 純; 塙 善雄; 米田 政夫; 綿引 俊介; Mukanova, A.*; Kenzhina, I. E.*; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2014-025, 77 Pages, 2014/08

JAEA-Technology-2014-025.pdf:43.46MB

JMTRやJRR-3では、原子炉の運転に伴って一次冷却水中のトリチウム濃度が高くなることが明らかになっている。本報告書では、これらのトリチウム放出源を明らかにするため、JMTR, JRR-3M及びJRR-4の各運転サイクルにおけるトリチウム放出率を実測値から評価した。この結果、炉心構成材にベリリウムを使用していないJRR-4のトリチウム放出率は8Bq/Wd以下であり、運転に伴うトリチウム濃度の上昇は認められなかった。これに対して、炉心構成材にベリリウムを使用しているJMTR及びJRR-3Mでは、トリチウム放出率がそれぞれ約60$$sim$$140及び約10$$sim$$95Bq/Wdで運転に伴ってトリチウム濃度が上昇すること、ベリリウム製炉心構成材を新規製作品と交換するとトリチウム放出率が一時的に低下し、その後、運転サイクルとともに増加する傾向が見られた。

報告書

セルフウェステージ現象解明のための試験手法の開発; セルフウェステージ試験装置(SWAT-2R)の開発と試験手順の検討

阿部 雄太; 下山 一仁; 栗原 成計

JAEA-Technology 2014-026, 40 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-026.pdf:33.12MB

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器内に配置されている伝熱管に生じた微細な貫通き裂(初期欠陥)から水/蒸気がリークすると、ナトリウムと水との化学反応に伴い、初期欠陥自体が自己損耗により拡大するセルフウェステージ現象が起こる。セルフウェステージ現象が継続すると、初期欠陥孔が拡大し、伝熱管群内の健全な伝熱管へ影響を及ぼす程度の水リークに進展する。このため、原子力機構では、安全評価を目的として多次元ナトリウム-水反応解析コードを用いたセルフウェステージ解析手法を開発している。過去のセルフウェステージ試験ではクラック型孔の試験体等が用いられてきたが、再現性がある同形状の試験体を製作するのが困難であった。そのため、孔形状の再現性がよく現象の個々の要因の効果の評価が可能な試験が望まれていた。本報告書では、過去の試験において曖昧だった腐食影響因子をできるだけ分離して、セルフウェステージ解析手法の検証に資するための基礎データを取得することを目的としたセルフウェステージ試験装置(SWAT-2R)の開発、微細孔型試験体の開発、試験概要と手順についてまとめた。

報告書

放射光ビームラインにおける"スクロールポンプ動作状況監視システム(SCP-MS)"の開発

山岡 慎吾; 清水 由佳*; 福田 義博*; 菖蒲 敬久; 小西 啓之

JAEA-Technology 2014-027, 21 Pages, 2014/08

JAEA-Technology-2014-027.pdf:28.95MB

SPring-8の放射光ビームラインにおいて、放射光源から実験ステーションまでの輸送部の真空維持・管理は欠かせないものである。真空維持には、ターボ分子ポンプとスクロールポンプで構成される真空排気ユニットを用いている。しかし、BL22XUにおいて真空排気ユニットの一部であるスクロールポンプの動作不良が報告されている。真空排気ユニットの多くは放射線濃度の高い遮蔽ハッチ内に設置されており発見が遅れるため、結果的に動作不良のまま運転し続けるという状況に陥っていた。そこで今回、スクロールポンプの動作不良を早期発見するため、"スクロールポンプ動作状況監視システム(SCP-MS)"の開発を行った。本システムは、スクロールポンプの真空度とモータ電流値を同時測定しモニタリングできるため、今まで目視では捉えられなかったスクロールポンプの状況を遮蔽ハッチ外からでも捉えることが可能である。実際に真空排気セクションで使用しているスクロールポンプに"スクロールポンプ動作状況監視システム(SCP-MS)"を導入したところ、動作状況を把握するのに十分な真空度とモータ電流値の変化を捉えることができた。本稿では、その詳細について記述する。

報告書

チェレンコフ光観測の原子炉計測への適用,1; チェレンコフ光量による原子炉出力の推定

山本 圭一; 武内 伴照; 佐野 忠史*; 本間 亮平*; 木村 伸明; 大塚 紀彰; 小菅 史明*; 中島 健*; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2014-028, 56 Pages, 2015/01

JAEA-Technology-2014-028.pdf:9.23MB

既存軽水炉における運転管理技術・炉心計画の高度化及びシビアアクシデント時にも対応できる監視システムの開発の一環として、原子炉出力変化時におけるチェレンコフ光の輝度などの変化を定量的に測定及び評価することにより、通常の計装では監視できない炉心内の核的・熱的情報をリアルタイムで原子炉計測が可能なシステムを開発することを目的として研究を行っている。本報告書は、燃料から放出される$$gamma$$線及び$$beta$$線によるチェレンコフ光量の評価をモデル計算により求め、京都大学研究用原子炉で観察したチェレンコフ光の画像から炉内情報を得るための検討結果をまとめたものである。

報告書

花崗岩試料を用いた拡散試験環境の整備と間隙率測定および鉱物試験

山下 理代; 濱 克宏; 竹内 竜史; 森川 佳太*; 細谷 真一*; 中村 敏明*; 田中 由美子*

JAEA-Technology 2014-029, 118 Pages, 2014/09

JAEA-Technology-2014-029.pdf:25.16MB

物質移動に関する調査研究では、岩盤中の物質移動に関わる現象の理解を進めつつ、物質移動に関するパラメータ値の測定技術および物質移動に関わるモデル化・解析・評価技術を体系的に整備することを目標としている。岩石試料を用いた拡散試験は、本研究の一環として割れ目の地質学的特徴と物質移動に関するパラメータ値の関係の把握などを目的として計画したものである。本報告では、これらの拡散試験の開始に先立ち実施した岩石ブロックを用いた拡散試験環境の整備と透過拡散試験に用いる試料の作成について、そして数値解析に用いるパラメータ値の取得のために実施した間隙率測定結果およびX線回析分析結果を取りまとめたものである。

報告書

高温ガス炉の炉内材料に対する照射損傷評価法の整備

深谷 裕司; 後藤 実; 柴田 大受

JAEA-Technology 2014-030, 29 Pages, 2014/08

JAEA-Technology-2014-030.pdf:17.7MB

高温ガス炉の炉内材料に対する照射損傷評価法に関する研究を行った。初めに、照射損傷評価法に関する理論および評価法の調査を行った。次に、一般的に使われている炉定数作成コードNJOYを用いたDPA断面積評価手法を含めたDPA評価法を整備した。これらの評価を簡便に実施するため、先行研究で開発されたNJOYをソルバーとして組み込んだDPA評価コードシステムNPRIMの機能を包絡するシステムの開発を行った。さらに、今後の評価手法の高度化に関する課題の抽出を行った。

報告書

高温ガス炉の多様な産業利用に向けたHTTR熱利用試験計画

佐藤 博之; 大橋 弘史; Yan, X.; 久保 真治; 西原 哲夫; 橘 幸男; 稲垣 嘉之

JAEA-Technology 2014-031, 30 Pages, 2014/09

JAEA-Technology-2014-031.pdf:17.95MB

本報告では、最終目標である熱電供給用高温ガス炉システムGTHTR300Cの実現に向けて、高温ガス炉の技術的課題である原子炉施設と水素製造施設の接続時の安全基準及びこれに適語する設計の確立やヘリウムガスタービンの総合的性能の検証に資するため、HTTRを用いた熱利用試験計画での技術実証項目を提案するとともに、熱利用システムのプラント概念を明らかにした。

報告書

再処理施設の定期的な評価報告書

福田 一仁; 富岡 健一郎*; 大森 悟; 中野 貴文; 永里 良彦

JAEA-Technology 2014-032, 566 Pages, 2014/11

JAEA-Technology-2014-032.pdf:32.45MB
JAEA-Technology-2014-032(errata).pdf:9.54MB

再処理施設の定期的な評価とは、保安活動の妥当性を確認し、施設の安全性及び信頼性向上のための有効な追加措置を摘出・実施することにより、当該施設が安全な状態で運転を継続できる見通しを得る取組であり、以下の4項目を実施した。(1)再処理施設における保安活動の実施の状況の評価では、必要な組織・体制が整理され、保安活動が適切に展開されていることを確認した。(2)再処理施設に対して実施した保安活動への最新の技術的知見の反映状況の評価では、最新の技術的知見が安全性を確保する上で適切に反映されていることを確認した。(3)経年変化に関する技術的な評価では、安全機能を有する機器・構築物等について、現状の保全を継続することにより、次回の高経年化対策までの供用を仮定した場合においても機器の安全機能が確保されることを確認した。(4)経年変化に関する技術的な評価に基づき再処理施設の保全のために実施すべき措置に関する十年間の計画の策定では、(3)の結果から長期保全計画に取り込むべき追加保全策はなかったが、一部の機器・構築物については、保全計画としてとりまとめ、施設・設備の安全性・信頼性の向上に活用することとした。

報告書

中空燃料設計コード「CEPTAR-D」の開発; PCMI評価への適用性検討

亀井 美帆; 小澤 隆之

JAEA-Technology 2014-033, 36 Pages, 2014/11

JAEA-Technology-2014-033.pdf:3.93MB

高速炉燃料の高線出力や高燃焼度化を図るためには中空燃料の採用が有望であり、高燃焼度化に対してPCMI発生時における中空部変形によるPCMI応力の緩和効果が期待されている。このような照射挙動を踏まえた中空燃料設計に適用するため、従来から中空燃料設計コード「CEPTAR」の開発・整備を進めてきている。CEPTARコードでは燃料ペレット及び被覆管の応力・歪を一般化平面歪近似に基づき解くとともに、燃料組織変化モデルにボイド移動モデルを用いている。一方で、燃料設計に適用している高速炉用燃料設計コードでは許認可設計に対応するため、燃料組織変化モデルに三領域モデルを採用している。本研究では高速炉燃料の高燃焼度化に係る許認可設計でのPCMI評価に対応するため、CEPTARコードに三領域モデルを適用したCEPTAR-Dコードを開発し、常陽・海外炉における短期照射データ及び長期照射データを用いて熱的解析機能と機械的解析機能の検証を行った。その結果、従来の検証結果とほぼ同程度の精度を有し、燃料組織変化モデルに三領域モデルを適用した場合においても燃料ペレット及び被覆管の応力・歪を一般化平面歪近似で解くことによって、PCMI応力を適正に評価できることがわかった。

報告書

(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造用照射ターゲットの製造技術開発と特性評価

西方 香緒里; 木村 明博; 石田 卓也; 椎名 孝行*; 太田 朗生*; 棚瀬 正和*; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2014-034, 34 Pages, 2014/10

JAEA-Technology-2014-034.pdf:3.26MB

JMTR再稼働後の利用拡大の一環として、照射試験炉センターでは、医療用ラジオアイソトープ(RI)として用いられるモリブデン-99($$^{99}$$Mo)/テクネチウム-99m($$^{99m}$$Tc)の材料試験炉(JMTR)を用いた放射化法((n,$$gamma$$)法)による製造に関する要素技術開発を行っている。$$^{99}$$Moは、一般的に核分裂法((n,f)法)で製造されているが、放射性廃棄物量及びコストの低減化や核不拡散上の観点から、(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造に着目した。しかしながら、(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造では、(n,f)法に比べ単位体積当たりの比放射能が低いという欠点がある。本報告書は、照射ターゲットの単位体積当たりの$$^{98}$$Mo含有量を増加させるため、高密度MoO$$_{3}$$ペレットの製造方法を確立し、得られた高密度MoO$$_{3}$$ペレットの特性試験結果をまとめたものである。

報告書

瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討(平成25年度); 設計・施工計画および施工対策技術の開発(委託研究)

小林 伸司*; 新美 勝之*; 沖原 光信*; 辻 正邦*; 山田 俊子*; 佐藤 稔紀; 見掛 信一郎; 堀内 泰治*; 青柳 芳明

JAEA-Technology 2014-035, 172 Pages, 2015/01

JAEA-Technology-2014-035.pdf:91.27MB

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」、「掘削影響の修復・軽減技術の開発」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、研究坑道の設計・施工計画技術の開発および施工対策技術の開発を目的として、地震動特性と湧水抑制対策技術に関する検討を実施した。地震動特性に関する検討については、瑞浪超深地層研究所に設置した地震計等の計測結果を分析し、大深度における地震特性に関する知見を得た。湧水抑制対策技術に関する検討としては、ポストグラウチング手法について既往の情報を収集・整理するとともに、研究坑道掘削工事で適用され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。

報告書

福島第一原子力発電所1号機において地震に起因する冷却材漏えいが事故の原因となった可能性があるという指摘について

久木田 豊; 渡邉 憲夫

JAEA-Technology 2014-036, 38 Pages, 2014/11

JAEA-Technology-2014-036.pdf:26.08MB

国会事故調による報告書は、地震によって原子炉冷却材の漏えいが発生し、これが事故の原因となった可能性を、とりわけ福島第一原子力発電所1号機について指摘している。この指摘については、政府事故調査委員会及び原子力安全・保安院、原子力規制庁により、地震応答解析の結果、プラントパラメータの記録、再現解析の結果等に基づいて検討され、地震によって微小な漏えいが起こった可能性までは否定できないものの、たとえ起こっていたとしても炉心損傷の原因となるようなものではないと結論づけている。また、国会事故調が安全上有意な漏えいの可能性を疑う理由として挙げた個別の論点についても反論を加えている。本報告書は、この問題について、原子炉計装のレビューや再現解析による漏えい検出能力を再検討し論旨を補強することによって、できるだけ技術的な不確かさを排除して解決することを目的としている。また、検討の過程において、1号機の設計上の特徴や、設備の変更履歴、事故時運転操作手順、事故時の実際の運転員操作を分析し、さらに調査すべき課題を摘出した。

報告書

純水の高温領域における抵抗率変化特性の測定

山中 晴彦; 前島 哲也; 照沼 勇斗; 渡邊 和弘; 柏木 美恵子; 花田 磨砂也

JAEA-Technology 2014-037, 12 Pages, 2014/12

JAEA-Technology-2014-037.pdf:4.27MB

国際熱核融合実験炉の中核加熱装置である中性粒子入射装置で使用する25$$^{circ}$$Cから高温領域の180$$^{circ}$$Cまでの温度範囲における純水の抵抗率を測定した。抵抗率は温度とともに減少するが、100$$^{circ}$$C以上では、純度が異なる9M$$Omega$$・cmの純水と5M$$Omega$$・cmの純水でもほぼ同じ値で低下することが分かった。180$$^{circ}$$Cにおける抵抗率は0.36M$$Omega$$・cmであり、この値は理論純水の計算値と良い一致を示すことを確認した。

報告書

高温ガス炉の黒鉛酸化挙動評価に関するTHYTANコードの検証

島崎 洋祐; 井坂 和義; 野本 恭信; 関 朝和; 大橋 弘史

JAEA-Technology 2014-038, 51 Pages, 2014/12

JAEA-Technology-2014-038.pdf:3.84MB

日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉の空気侵入事故時及び水侵入事故時における炉内黒鉛構造物の酸化挙動評価のために、高温ガス炉水素製造システムのトリチウム挙動評価用に開発された非定常物質収支解析コードTHYTANに解析モデルを追加し、炉内黒鉛構造物の酸化量分布を計算できるようにした。本報は、黒鉛酸化挙動評価に関するTHYTANコードの解析モデル及び検証解析の結果をまとめたものである。黒鉛酸化挙動評価のために、黒鉛構造物内及び冷却材流路内の物質収支として、物質伝達による流体から黒鉛表面境界層への物質移動、黒鉛内への拡散、黒鉛酸化反応、流路内での化学反応、安全弁による物質移動をモデル化した。検証解析として、黒鉛酸化挙動評価のために追加した解析モデルごとに解析解等を用いた手計算による計算値との比較検討を行うと共に、黒鉛酸化実験における実験結果及び高温工学試験研究炉の安全解析に使用されたGRACEコードによる実験解析結果との比較検討を行った。この結果、検証解析結果は、手計算による計算値、実験結果及びGRACEコードの解析結果とよく一致し、THYTANコードの計算機能及び解析モデルの妥当性が確認された。

報告書

LA系アスファルト固化体の詰め替え技術の検討

入澤 啓太; 小松崎 利夫; 川戸 喜実; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘

JAEA-Technology 2014-039, 28 Pages, 2014/12

JAEA-Technology-2014-039.pdf:6.13MB

東海再処理施設で作製されたLA系アスファルト固化体は200Lドラム缶内に封入されており、アスファルト固化体貯蔵施設に13,296本収納されている。LA系アスファルト固化体の処分に向け、処分場設置スペースの効率化を図るための減容化策の一つとして、200Lドラム缶からアスファルト固化体を角型容器に詰め替えるための要素技術を検討した。詰め替え工程として、(1)ドラム缶からのアスファルト固化体の取り出し、(2)ポストフィーリング部の分離、(3)角型容器への充填といった一連の工程を考案し、個々の工程に対して2通りの操作方法を検討し、それぞれの技術の作業効率等を調べた。

報告書

瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討(平成25年度); 掘削影響の修復・軽減技術の開発(委託研究)

深谷 正明*; 畑 浩二*; 秋好 賢治*; 佐藤 伸*; 竹田 宣典*; 三浦 律彦*; 鵜山 雅夫*; 金田 勉*; 上田 正*; 戸田 亜希子*; et al.

JAEA-Technology 2014-040, 199 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-040.pdf:37.2MB

超深地層研究所計画における工学技術に関する研究は、大きく分けて、(1)「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、(2)「研究坑道の建設技術の開発」、(3)「研究坑道の施工対策技術の開発」、(4)「安全性を確保する技術の開発」および、(5)「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の5項目に分類して進めている。これまでは、「第2段階」の調査研究として、研究坑道掘削工事で取得される計測データや施工データを用いた評価に基づく設計の妥当性についての検討などを中心として進めてきた。本研究は、「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の一貫として、深度500m研究アクセス北坑道における再冠水試験のための止水壁に関する検討を実施した。具体的には、止水壁やプラグに関する国内外の文献調査を実施し、この結果を基に、設計条件の検討、解析による止水壁躯体の設計と岩盤安定性の評価、主な部材の材料選定、止水グラウトの検討などを実施した。

報告書

汎用PLCを用いた長パルス負イオン源用分散型制御システムの開発

小又 将夫; 清水 達夫; 大関 正弘; 小島 有志; 花田 磨砂也

JAEA-Technology 2014-041, 50 Pages, 2015/01

JAEA-Technology-2014-041.pdf:22.68MB

超伝導コイルを用いた臨界プラズマ試験装置JT-60 Super Advanced(JT-60SA)のプラズマ加熱及び電流駆動を担う中性粒子入射装置においては、負イオン源1台あたり500keVのビームエネルギーで、22Aの負イオン電流を100秒間安定に生成することが要求されており、これまでの3倍以上の長時間運転が必要である。この長時間の大電流負イオンビームを実現するため、実機負イオン源及び実機電源設備を用いた長パルス負イオン源試験装置を建設し、長パルスの負イオンビーム生成に向けた技術開発を行っている。今回、負イオン源を長時間安定に制御するための装置を開発した。同装置においては、汎用の 計算機とProgrammable Logic Controller (PLC)を、用途や処理時間に応じて分散・配置して、電源機器を制御すると共に各種測定データを収集する分散型制御システムを採用した。開発した制御装置をJT-60負イオン源の試験運転で使用し、負イオンビームを、JT-60SAの仕様である100秒間の間、安定に引出すことに成功しており、本制御システムがJT-60SAで利用できる見通しを得た。

報告書

JT-60中性粒子入射加熱装置の解体

秋野 昇; 遠藤 安栄; 花田 磨砂也; 河合 視己人*; 椛澤 稔; 菊池 勝美*; 小島 有志; 小又 将夫; 藻垣 和彦; 根本 修司; et al.

JAEA-Technology 2014-042, 73 Pages, 2015/02

JAEA-Technology-2014-042.pdf:15.1MB

日欧の国際共同プロジェクトであるJT-60SA計画に従い、JT-60実験棟本体室・組立室及び周辺区域に設置されている中性粒子入射加熱装置(NBI加熱装置)の解体・撤去、及びその後の保管管理のための収納を、2009年11月に開始し計画通りに2012年1月に終了した。本報告は、NBI加熱装置の解体・収納について報告する。

報告書

「もんじゅ」炉心管理に用いる3次元拡散燃焼計算コードHIZERの整備

加藤 慎也; 下本 善彦; 加藤 優子; 北野 彰洋

JAEA-Technology 2014-043, 36 Pages, 2015/02

JAEA-Technology-2014-043.pdf:8.94MB

炉心管理運用コードシステム(以下、「炉心管理システム」という)は、原子炉の管理・運用に必要なデータ管理、解析実行、編集作業を一元的に制御することで業務の効率化を図ることを目的としたシステムである。炉心管理システムは、入力定数作成、核熱特性解析、放射線解析、炉心健全評価、炉心運用解析の5つのモジュールシステムから構成される。これらのうち、核熱特性解析モジュールシステムには、専用に開発した3次元拡散燃焼計算コードHIZER(以下、「HIZER」という)が組み込まれている。HIZERにより、「もんじゅ」の設計仕様、運用計画に特化した核特性解析が可能となり、「もんじゅ」炉心に対して高精度かつ高効率な核特性評価を実施することが可能となっている。本レポートではHIZERの計算方法及びHIZERの計算値の妥当性確認について述べる。

報告書

核変換実験施設の概念検討,5; MA燃料取扱いに関する検討

菅原 隆徳; 西原 健司; 佐々 敏信; 辻本 和文; 田澤 勇次郎; 大井川 宏之

JAEA-Technology 2014-044, 59 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-044.pdf:14.46MB

J-PARCにおいて建設が計画されている核変換物理実験施設(TEF-P)は、低出力の臨界集合体であるが、高い発熱・放射能を有するマイナーアクチノイド(MA)を含んだ燃料を多量に取り扱うことを想定している。本報ではTEF-Pで使用を想定しているMA燃料の貯蔵、移送、装荷の各段階に対して、取扱い概念を検討し、臨界性、線量率、冷却性を評価した。臨界安全性については、貯蔵、移送、装荷の各段階で十分に低い実効増倍率となることがわかった。線量率に関しては、線量の高い作業を抽出し、これらの作業に遠隔操作を取り入れることで、十分に作業者の被ばく量を低減できる見通しを得た。除熱性については、通常運転時には十分に低い温度に保てることが示されたが、貯蔵室及び炉心装荷時に、貯蔵室空調あるいは炉心冷却ブロアが長期間停止した場合には燃料破損の恐れがあり、それに対する対策が必要なことを明らかにした。

報告書

「もんじゅ」タギング法破損燃料検出装置の性能確認,1

諸橋 裕子; 鈴木 敏

JAEA-Technology 2014-045, 116 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-045.pdf:33.37MB

もんじゅの破損燃料検出装置(FFDL)は、タグガスにより破損燃料を同定するタギング法を採用している。これはあらかじめ燃料集合体ごとに同位体組成比の異なるKrとXeの混合ガスを各燃料ピンに封入しておき、燃料破損時に1次Arガス系へ放出されたタグガスを回収、同位体組成比を分析し、破損燃料を同定するものである。設計上、希ガス濃縮率200倍以上で破損燃料を同定できるとされており、過去の試験では、希ガス濃度1ppmの試料ガスにて200倍以上の濃縮率を確認している。一方、燃料破損時にはタグガスのKr, Xeは極低濃度希ガスとなることが想定されるため、このような極低濃度希ガスに対しても設計上の要求を満たす濃縮率であることを確認する必要がある。また、FFDLには1次Arガス系の希ガスBG濃度を測定することも求められている。以上を踏まえ、極低濃度希ガスによる希ガス濃縮率確認試験を実施した。さらに、この試験で得られた希ガス濃縮率を用いて、現状の1次Arガス系Arガス中の希ガスBG濃度を評価した。FFDL単体運転による希ガス濃縮率確認試験の結果、極低濃度希ガスに対して数万倍の濃縮率が得られ、設計上の要求を満たすことを確認した。

報告書

焼却灰のセメント固化試験手引書

中山 卓也; 川戸 喜実; 大杉 武史; 嶋崎 竹二郎; 花田 圭司; 鈴木 眞司; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘

JAEA-Technology 2014-046, 56 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-046.pdf:7.61MB

日本原子力研究開発機構では、保有する原子力施設等の研究開発活動で発生した放射性の可燃性及び難燃性廃棄物を、減容のため焼却処理をしている。焼却処理により発生した焼却灰はセメント固化して処分する計画としている。焼却灰は各拠点で発生するが、焼却炉型や廃棄物により特徴が異なるため、セメントの固化条件を設定するための基礎試験を拠点毎に行い、データを取得する必要がある。また、セメント固化試験においては、共通に評価すべき項目があるため、統一した手順で試験を進めていくことが重要である。本手引書は、セメント固化処理設備の設計に向けた基礎的なデータ取得を計画する際に、試験方法や条件設定の参考として利用するために作成した。焼却灰のセメント固化試験において評価すべき項目として、法規制において廃棄体に求められる要件について整理し、一軸圧縮強度や流動性などの技術的な7つの評価項目を抽出した。試験を計画する際に必要となる焼却灰, セメント, 水, 混和材料の選定方法の項目、試験固化体の作製手順の項目及び膨張、一軸圧縮強度、溶出量等の評価の方法の項目については、これまでの知見から注意すべき点を記載した。同時に、固化条件の最適化に向けた試験フロー及び調整の指針についてまとめた。最後に、各拠点でセメント固化試験に着手する際の助けとなるよう、目標とする固化条件を満足する固化可能な範囲の目安及び固化技術開発の課題について取りまとめたものである。

報告書

STACY(定常臨界実験装置)施設の更新に係るモックアップ試験(給水停止スイッチ水面検知器の精度検証)

関 真和; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

JAEA-Technology 2014-047, 22 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-047.pdf:2.33MB

原子力機構では、溶液燃料を用いるSTACY(定常臨界実験装置)施設を「棒状燃料と軽水減速材を用いる熱中性子炉用臨界実験装置」に更新する計画を進めている。STACY更新炉の反応度制御は、現行STACYと同様に、炉心タンクへの給水量を調整する水位制御方式を採用する。この軽水(脱塩水)の水位制御における水面検知に関し、現行STACY(ウラン硝酸水溶液)で使用している電気伝導率変化検知式が使用できないため、浮力による水面検知式のフロートスイッチを採用する。STACY更新炉の安全運転のためには、その水面検知位置は、全水温範囲においても正確かつ確実に作動する必要がある。本書では、STACY更新炉の軽水使用温度範囲(常温$$sim$$70$$^{circ}$$C)におけるフロートスイッチ水面検知精度検証試験について報告する。

報告書

余裕深度処分における硝酸塩による環境への影響評価と廃棄体層の間隙率及び硝酸イオンの分配係数の違いによる感度

中村 康雄; 中谷 隆良

JAEA-Technology 2014-048, 18 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-048.pdf:7.75MB

日本原子力研究開発機構の余裕深度処分対象廃棄物のうち、再処理施設から発生するアスファルト固化体には硝酸塩が含まれており、この廃棄体を余裕深度処分する場合、硝酸塩も放射性物質と同様に地表水へ移行し環境影響が懸念される。硝酸塩は、環境基本法第十六条の規定で示されている水質の汚濁に関わる環境基準で定められた水質基準で規制対象となる物質(硝酸性及び亜硝酸性窒素)である。こうした有害物質の扱いについては、「第二種廃棄物埋設の事業に関する安全審査の基本的考え方(平成22年8月、原子力安全委員会)」では、"なお、非放射性の有害物質そのものの環境影響については、(中略)必要に応じ国あるいはその他関連する機関が定める規定に準じて別途考慮されなければならない"とされている。本報告では、硝酸塩が地下水とともに生活圏へ移行した場合の地表水中の硝酸性窒素濃度について計算し、環境基準を満足することを確認した。また、多重バリアで構成される処分システムにおいて、廃棄体層の間隙率及び移行経路上の分配係数の違いによる影響についても評価を行い、天然バリアにおける分配係数が評価点における硝酸性窒素濃度に感度があることを確認した。

報告書

外部被ばく個人線量測定用OSL線量計の諸特性

鈴木 朗史; 鈴木 武彦; 高橋 聖; 仲田 亨; 村山 卓; 角田 昌彦

JAEA-Technology 2014-049, 19 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-049.pdf:9.12MB

原子力科学研究所並びに保安規定等に基づいて個人線量の測定等を依頼された大洗研究開発センター、那珂核融合研究所、高崎量子応用研究所、関西光科学研究所及び青森研究開発センターでは、放射線業務従事者の外部被ばく線量を測定するための個人線量計として、蛍光ガラス線量計に替えてOSL(Optically Stimulated Luminescence)線量計を導入することとし、2014年10月より運用を開始した。OSL線量計の使用に先がけて、同線量計による測定評価の信頼性を確認するために、個人線量計の線量直線性、エネルギー特性、方向特性、経時変化特性、混合照射に対する特性等についての試験を行った。さらに、蛍光ガラス線量計との比較を行った。その結果、国内規格(JIS Z 4339)に定める性能を満たしていること、蛍光ガラス線量計と同等の性能を持つことを確認した。これにより、OSL線量計は実用上十分な性能を有していることが確認された。本報は、この試験で得られたOSL線量計の諸特性をまとめたものである。

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