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青野 竜士; 原賀 智子; 亀尾 裕
JAEA-Technology 2024-006, 48 Pages, 2024/06
日本原子力研究開発機構より発生した研究施設等廃棄物は、将来的に浅地中埋設処分する予定であり、処分を実施するまでには、廃棄物の放射能濃度を評価する方法を構築しなければならない。本報告では、動力試験炉(JPDR)から発生したコンクリート廃棄物に対する放射能濃度評価法を検討した。放射能濃度評価法の構築に当たっては、理論計算を主体として、放射化学分析による核種分析値を用いることで、評価の妥当性を確認した。評価対象として予備選定された核種において、核種分析値を用いて理論計算の結果を適切に補正することで、放射能濃度評価を行うことができる見通しを得た。
島崎 洋祐; 地代所 達也; 石井 俊晃; 猪井 宏幸; 飯垣 和彦
JAEA-Technology 2024-005, 23 Pages, 2024/06
HTTRでは、新規制基準への対応の一環として新たに多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故(BDBA)の想定を行うとともに、BDBAの拡大防止対策を定めた。このうち、使用済燃料貯蔵プールに係る冷却水漏洩によって発生するBDBAの拡大防止対策においては、大洗研究所の消防自動車をBDBAの拡大防止対策機器として選定し、揚水性能等の要求性能を定めて検査で確認した。これにより、消防自動車は使用前事業者検査に合格し、HTTRの運転再開に貢献した。
根本 隆弘; 藤原 佑輔; 荒川 了紀; 長山 侑矢; 長住 達; 長谷川 俊成; 横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 川本 大樹; et al.
JAEA-Technology 2024-003, 17 Pages, 2024/06
RS-14サイクルに発生した1次ヘリウム循環機フィルタの差圧上昇の原因を調査するため、フィルタ付着物を調査した。調査の結果、フィルタエレメント表面にシリコンオイルに起因する付着物を確認した。この結果から、フィルタ差圧上昇の原因は、1次ヘリウム純化設備ガス循環機のチャコールフィルタの性能劣化により、1次系内にシリコンオイルが混入したためであることが明らかとなった。また、この再発防止対策として、従来の1次ヘリウム純化設備ガス循環機の運転時間による管理に加え、チャコールフィルタの交換頻度を3年毎とする定期交換計画を新たに策定した。
西條 友章; 水田 直紀; 長谷川 俊成; 菅沼 拓朗; 島崎 洋祐; 石原 正博; 飯垣 和彦
JAEA-Technology 2024-002, 96 Pages, 2024/06
HTTR(高温工学試験研究炉)の炉心には、耐熱性に優れた原子炉級黒鉛材料が使用されている。この黒鉛材料は、温度や中性子照射により物性値が変化するとともに、照射変形やクリープ変形など複雑な挙動を示すため、黒鉛用の応力解析コードを開発してきた。これを用いて、中性子照射とともに蓄積する残留ひずみによる炉停止時応力などを評価してきたが、温度や中性子照射によるヤング率、熱膨張係数等の物性値の変化が炉停止時応力等に与える影響については、十分に把握されていない。そこで、物性値の変化や複雑な変形が及ぼす運転時及び原子炉停止時に発生する応力への影響を明らかにし、黒鉛構造物の長寿命化開発等に資することを目的として、簡易はりモデルを基にした評価モデルを開発した。本報告書では、本モデルを用いて、600Cから800
Cの温度域にある黒鉛構造物について、物性値の照射変化による運転時応力及び炉停止時応力への影響を明らかにした。
原子力システム技術評価委員会
JAEA-Review 2024-018, 38 Pages, 2024/06
原子力機構は、文部科学省・原子力システム研究開発事業「脱炭素化・レジリエンス強化に資する分散型小型モジュラー炉を活用したエネルギーシステムの統合シミュレーション手法開発」に係る研究開発活動の中で、日本および他国における設計標準化、工場製造、サイト独立型小型モジュール炉(DFS-SMR)の展開の可能性に関するアドバイスを得るために、対象分野の専門家からなる「原子力システム技術評価委員会」を設置した。本委員会は2021年から2024年のプロジェクト期間中に3回開催され、日本におけるDFS-SMRの商業展開の可能性のための規制枠組みに関する提案が議論された。委員会での議論の出発点は、日本の原子力規制の枠組みは、既存の商用原子力発電所が稼働している他のほとんどの国と同様に、大型軽水冷炉(LWR)に焦点を当てているという見解であった。また1つの考慮事項は、世界中の他の規制イニシアチブと一致する、規制の枠組みの基本構造に関する委員会の見解であった。具体的には、最も効果的な規制の枠組みを実現するには、規範性を減らし、テクノロジーに依存せず、パフォーマンスに基づいたものにする必要があるというものである。本報告書では、SMRおよびその他の先進的原子炉の配備に関して指導的役割を果たしている米国を取り上げ、日本におけるSMRに対応するライセンス枠組みに関する提案に関する議論の内容及び、日本の現在のライセンス枠組みと提案されている枠組みとの間のギャップの分析並びにギャップを埋めるための具体的な推奨事項をまとめている。本委員会は、この報告書で提案された規制の枠組みの変更が現実になることに期待を寄せている。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2024-007, 83 Pages, 2024/06
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和2年度に採択された研究課題のうち、「燃料デブリにおける特性の経年変化と環境劣化割れの調査」の令和2年度から令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料被覆管、制御棒シース等に由来する元素を主成分とする"金属デブリ"に着目し、事故の進展と経年化によるデブリの特性の変化及び材料の変化に由来する金属デブリの機械的特性と形状について、基礎的な知見を取得するものである。今年度が最終年度であり、三ヶ年で得られた知見は次の通りである。金属デブリには、Zr-Fe-B-C系の状態図に即した6つの相が析出する。燃料ペレットから金属デブリ側への酸素拡散による酸化は限定的だと予想される。事故直後を模擬した高温酸化状態では、表面にZrFeを主成分とする外層皮膜が形成される。この物質は良い耐食性を持つので、外層皮膜は金属的な性質を維持している。母相の化学組成に応じた内層酸化皮膜も形成される。内層皮膜の成長は体積膨張を伴うが、ZrB
等は硬質で酸化しないので、これを起点に表面隆起や割れが生じる。軽水炉運転温度程度の水蒸気腐食環境で、金属デブリを構成する各相は耐食性を持つ。金属デブリへの水素吸収は限定的である。被覆管材が主成分の金属デブリは金属的だが、原子炉圧力容器や制御材の構成物質を多く含むなら硬くて脆くなる。金属デブリの表面には、硬さの小さな外層皮膜が存在する可能性があるが、内部の機械的特性は主要構成物質の性質による。
廃炉環境国際共同研究センター; 北海道大学*
JAEA-Review 2024-006, 54 Pages, 2024/06
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和4年度に採択された研究課題のうち、「汚染可視化ハンドフットクロスモニタの要素技術開発」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、1Fの廃炉事業に携わる作業者の安心・安全を確保するべく、汚染頻度の高い足裏、両手表面を対象とした「
汚染可視化ハンドフットモニタ」と着衣等の汚染検査に使用する「
・
汚染可視化クロスモニタ」(
・
汚染分布・エネルギー計測可搬型ホスウィッチ検出器)から構成される新規装置の開発を目標として、新しいシンチレータ材料及び装置の実用化の可能性について基礎的な検討を行った。
汚染可視化ハンドフットモニタ用の
線検出用材料としてAD法によるZnS(Ag)厚膜作製及び希土類錯体について検討し、両者ともに
線によるシンチレーションを観察した。また、市販のZnS(Ag)シンチレータとCMOSカメラ等を用いて
線が撮像できること、手部及び靴底の汚染を一度に可視化できる可能性があることを確認した。
・
汚染可視化クロスモニタにおけるホスウィッチ用シンチレータの開発では、La-GPSの単相化を実現するとともに、窒素雰囲気中の高温でのアニールがフォトルミネッセンス強度の増大に効果的であることを見出した。エネルギー・分布計測装置の試作と基本性能評価では、これまでに得られたノウハウに基づき、取得データのハンドリング・分析プログラムの仕様を策定した。さらに、既存の測定装置と組み合わせることで次年度以降の装置製作で必要となる改良点を抽出した。
廃炉環境国際共同研究センター; 工学院大学*
JAEA-Review 2024-005, 79 Pages, 2024/06
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和3年度に採択された研究課題のうち、「世界初の同位体分析装置による少量燃料デブリの性状把握分析手法の確立」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、少量燃料デブリの取り出し把握に必要な直接的なデータを世界で初めて取得して評価・検討を行っていくことを目的とする。SEM-EDS等やTEM-EDSでは同位体識別やPu、Bの分析ができない。一方、ICP-MS等のバルク分析では微小視野での情報が欠落する。つまり、既存の方法では、燃焼率指標情報(NdとUの組成比)、中性子毒物Gdや中性子吸収物質Bの存在比などの局所分析データを含めて燃料デブリ性状を把握するための分析手段がないことが大きな課題である。JAEA大洗研究所に導入した同位体マイクロイメージング装置(工学院大学開発)は放射性の微小試料に断面加工を行いながら同位体組成などの局所的な定量データが多量に得られ、燃料デブリの性状を正しくかつ迅速に把握できる。令和3年度は、同位体マイクロイメージング装置の実用性の向上のための改良を行った。具体的には、高線量試料への対応として、検出器の放射線シールドや安全な試料導入機構の開発を行った。また、分析スループットや実用性向上のため、手動で調整が必要だった機構の自動化・遠隔化を行い、併せて重要核種について、最適な共鳴イオン化スキームの開発を行った。
香田 有哉; 松野 広樹; 松嶌 聡; 窪田 晋太郎; 戸田 圭哉; 中村 保之
JAEA-Review 2024-003, 38 Pages, 2024/06
新型転換炉原型炉ふげん(以下「ふげん」という。)は、廃止措置に係る技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場及び福井県における研究開発の拠点として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、日本原子力研究開発機構外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を設置している。本稿は、令和5年度に開催した第41回ふげん廃止措置技術専門委員会において「ふげん」から報告した「廃止措置の状況」、「蒸気ドラムの解体及び除染について」、「汚染機器解体における放射線管理の知見等」、「放射性廃棄物でない廃棄物(NR)に関する汚染部位の特定・分離の実績と考察」及び「原子炉解体に向けた技術開発計画について」について資料集としてまとめたものである。
樽田 泰宜; 荒谷 健太; 宮下 進市; 友田 光一; 藤原 航
JAEA-Review 2024-002, 31 Pages, 2024/06
新型転換炉原型炉ふげん(以下「ふげん」という。)は、廃止措置に係る技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場及び福井県における研究開発の拠点として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、日本原子力研究開発機構外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を設置している。本稿は、令和4年度に開催した第40回ふげん廃止措置技術専門委員会において「ふげん」から報告した「廃止措置の状況」、「燃料交換機解体方法の比較検討」、「予備電源装置の設置検討状況」及び「デジタル技術活用(DX)による廃止措置業務の効率化」について資料集としてまとめたものである。
島田 太郎; 島田 亜佐子; 三輪 一爾*; 鍋倉 修英*; 佐々木 利久*; 高井 静霞; 武田 聖司
JAEA-Research 2024-004, 115 Pages, 2024/06
原子力施設の廃止措置の終了確認について、平成29年に原子力規制委員会の検討チーム会合で提示された「サイト解放の流れ」をベースに、敷地土壌を対象に確認方法を検討し、手順として整理した。はじめに福島第一原子力発電所事故によって放出されフォールアウトとして地表に沈着した放射性核種をバックグラウンド放射能として除外し、敷地内の施設起源の放射能濃度分布を地球統計学的手法クリギングを用いて評価する。そのうえで、地表の浸透能を超えた降雨によって発生する地表流によって土砂が下流へ移動する現象を考慮して、評価した初期の放射能濃度分布が将来変化することを反映した被ばく線量評価方法について、一連の評価手順を示し、線量基準と想定した0.01mSv/yとの比較方法を提案した。さらに、地下の放射能濃度分布評価についても、地下水の影響を受けた場合の評価手順の一例を示した。
望月 陽人; 佐藤 稔紀; 和田 純一*
JAEA-Research 2024-003, 86 Pages, 2024/06
高レベル放射性廃棄物の地層処分において、現状の処分システムで想定されている緩衝材中の上限温度(100C)の緩和に資するための調査研究が国内外で進められている。本研究では、北海道・幌延町の珪質泥岩(稚内層)を事例として、高温条件下における岩盤物性の変化を理解するために、一部100
Cを超える複数の温度条件下での一軸圧縮試験を実施した。同岩石の一軸圧縮強さは加熱温度とともに上昇した。100
C以上で加熱した供試体の一軸圧縮強さは、試験前にデシケータ乾燥した供試体と同程度であった。また、走査型電子顕微鏡による鉱物観察では、先行研究において他の岩石で認められたような空隙構造や鉱物の変質は認められなかった。以上のことから、本研究において確認された加熱温度にともなう珪質泥岩の強度の増加は、加熱にともなう試料の乾燥に由来するものと考えられた。
谷川 聖史; 中村 大司; 浅川 直也*; 瀬谷 和仁*; 大森 二美男*; 小磯 勝也*; 堀籠 和志; 清水 靖之
JAEA-Technology 2024-001, 37 Pages, 2024/05
プルトニウム転換技術開発施設の廃液処理工程で発生した中和沈殿焙焼体及び凝集沈殿焙焼体(スラッジ)については、ポリ容器に収納し梱包用のビニルバッグで密封して、各々中和沈殿焙焼体はグローブボックスに、凝集沈殿焙焼体は施設内の保管場所に保管している。これらスラッジは、保管中においてスラッジ中に含有する水分等が放射性元素由来の線等により放射線分解されて発生するガスにより、梱包するビニルバッグの膨らみが確認されていた。このため、1983年の操業開始以降、スラッジを梱包したビニルバッグの膨らみを定期的に確認し、膨らみを確認したものはビニルバッグの交換を行うことで、安全に保管管理を実施してきた。スラッジからの放射線分解によるガスの発生を防止し、保管時の安全性を向上させるために、ガスの発生原因となっているスラッジ中の吸湿性のある硝酸ナトリウム塩を取り除く安定化処理作業を2018年8月から開始し、2022年8月まで実施した。その安定化処理としてスラッジの水洗浄処理を実施した結果、スラッジ中に含まれるナトリウム濃度を3wt%以下まで低減することができた。また、そのスラッジは1年以上にわたって各々の保管場所で保管していた際に、保管に使用している梱包用のビニルバッグに膨らみがなく、かつガスの発生原因となるスラッジの含水率に増加は認められないことを確認したことから、保管中の安全性が向上していること及び今後、放射線分解によるガスの発生はないものと評価した。安定性が確認できた中和沈殿焙焼体は、粉末缶に収納し粉末貯蔵エリアに保管廃棄した。これにより、中和沈殿焙焼体及び凝集沈殿焙焼体において、内部からのガスの発生によるリスクがなくなり、保管時の安全性を向上することができた。
中山 梓介
JAEA-Review 2024-009, 16 Pages, 2024/05
核データは原子力の研究開発を根底から支える基礎データであり、その重要性は広く認識されてきた。その一方で、今後の「核データ研究」を考えた場合には、その種類(標的核種やエネルギー、物理量など)に関して、開発を優先すべきものの整理をすることが必要であると考えられる。こうした状況の下、日本原子力学会「シグマ」調査専門委員会内に「核データロードマップ作成タスクフォース(TF)」が設置され、今後の核データ研究開発に関するロードマップの検討が行われた。本書は核データロードマップ作成TFで行われた検討の結果を報告するものである。
工務技術部
JAEA-Review 2024-001, 78 Pages, 2024/05
工務技術部は、原子力科学研究所及びJ-PARCの水、電気、蒸気、排水等のユーティリティ施設、原子炉施設、核燃料物質使用施設等の特定施設(受変電設備、非常用電源設備、気体・液体廃棄設備、圧縮空気設備)並びに一般施設の機械室設備の運転、保守管理を担っている。さらに、建物・設備の補修・改修工事及び点検・整備業務、電子装置及び機械装置の工作業務を行ってきた。本報告書は、令和4年度の工務技術部の業務実績の概況、主な管理データ及び技術開発の概要を記録したものであり、今後の業務の推進に役立てられることを期待する。
廃炉環境国際共同研究センター; 信州大学*
JAEA-Review 2023-053, 87 Pages, 2024/05
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和2年度に採択された研究課題のうち、「革新的水質浄化剤の開発による環境問題低減化技術の開拓」の令和2年度から令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、東日本大震災で発生した放射性汚染水の処理問題改善に資するため、吸着性能に優れ再利用可能なストロンチウムイオン用吸着剤の開発を目指した。その結果、ストロンチウムイオンに対して優れた吸着性能を有する、再利用可能な吸着材料の開発に成功した。現行のストロンチウム用吸着材料は、極めて高価であると共に使い捨てであるため、使用済み吸着剤の廃棄量は既に膨大となっており、それら廃棄物の保管や処分方法が大きな問題となっている。そのため、今回開発した吸着材料を実装化することで、これらの問題を大きく緩和することが期待できる。また、吸着材料は一般に粉体として得られるため、バインダーを利用してカラム通水による除染に適した粒径に造粒化する必要がある。これに対し、今回開発した材料は、最初から適した粒状物として得られるところに大きな特徴があり、煩雑な造粒化工程を省くことで、製造コストの削減も期待できる。これらの結果は当初の開発目標に合致したものであり、廃炉加速化に貢献できると考えられる。これらの研究は、研究代表者の下で各研究項目間並びに廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)等との連携を密にして進めた。また、研究実施計画を推進するための打合せや会議等を開催した。
廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*
JAEA-Review 2023-048, 151 Pages, 2024/05
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。本研究は、令和3年度に採択された研究課題のうち、「建屋応答モニタリングと損傷イメージング技術を活用したハイブリッド型の原子炉建屋長期健全性評価法の開発研究」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。
廃炉環境国際共同研究センター; 大阪大学*
JAEA-Review 2023-040, 104 Pages, 2024/05
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和3年度に採択された研究課題のうち、「アルファ微粒子の実測に向けた単一微粒子質量分析法の高度化」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリ取り出しの際に発生するウランやプルトニウムを含むアルファ微粒子のリアルタイムモニタリングに向け、単一微粒子質量分析法の高度化を目的とする。令和4年度において、改良型ATOFMSの試作装置を製作し、粒子検出部の捕集効率、検出効率の測定、TOFスペクトル測定を実施した。捕集効率が約85%、検出効率が約60%、粒子検出効率は約6%と見積もられた。レーザー光のビームプロファイルが均質となるように光学系を構築すれば、より高い効率で微粒子を検出することができると考えられる。肥大化濃縮法では、濃縮部ならびに肥大化の試験を行い、微粒子を高効率で溶液中に濃縮捕集できること、製作したエアーアシスト型アトマイザでは肥大微粒化効率が非常に低いことがわかった。冷却型捕集装置や超音波アトマイザの使用などの改良策を提案した。(U,Zr)Oペレットから生成した微粒子についてICP-MS分析を実施し、肥大化濃縮装置で捕集した微粒子は捕集の際にUの一部が超純水に溶解することを見出した。肥大化装置の効率を算出し、効率が約0.1%であると定量した。(U,Zr)O
微粒子の表面状態をSEMEDSを用いて観察し、大きさが100nm程度のUを含んだ粒子による集合体が観測され、一部の微粒子は肥大化に成功していることが示唆された。
廃炉環境国際共同研究センター; アイラボ*
JAEA-Review 2023-029, 77 Pages, 2024/05
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和2年度に採択された研究課題のうち、「マイクロ波重畳LIBSによるデブリ組成計測の高度化と同位体の直接計測への挑戦」の令和2年度から令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、MW(マイクロ波)重畳によりLIBS(レーザーブレークダウン分光)の発光強度を上げ、ウラン同位体計測に適用することを目的としている。令和4年度では、半導体マイクロ発振器をさらに小型化するために冷却方式の見直しや必須とならない機能の削減を行い、さらにマイクロ波アンテナにおいてはシミュレーションで得た最適化条件をLIBS実験に適用することにより良好な結果が得られた。同位体計測について、スペクトル調査を行い、同位体をもつウランとスペクトルが似ているジルコニウムでLIBS測定の最適化を行い、100倍以上の増倍率が得られた。さらに、テーブルトップLIBS光学系、小型化されたLIBSセンサー部、マイクロ波アンテナの統合とシステムの評価を行い、ステンレス(Cr含有)・Pb・Al等を用いて計測性の向上効果を検討したところ、材料によらずマイクロ波重畳によるシグナル強度の増大効果・SN比向上の効果が出ることが分かった。MW重畳有り/無しのLIBSスペクトルの差異を検討し、スペクトラムの差異、データ処理の仕様を決定し、ビーム検出精度を向上するパラメータ抽出が可能となった。ピーク検出と背景光のデータ解析ソフトウェアの構築を開始した。最終年度である本年の最後に、目的とするウランの同位体計測を行った。マイクロ波による増強効果が得られ、マイクロ波重畳LIBSの計測は成功した。
遠藤 章
JAEA-Research 2024-002, 90 Pages, 2024/05
本報告書は、光子、中性子、電子、陽電子、陽子、ミューオン、パイ中間子及びヘリウムイオンによる外部被ばくについて、エリアモニタリングに用いられる3つの量である周辺線量当量(10)、最大線量当量
及び周辺線量
と実効線量との関係を包括的に分析した結果を示す。分析のための計算は、PHITS (Particle and Heavy Ion Transport code System)とICRU球を用いて行った。その結果、ICRP Publication 116で対象としている幅広いエネルギー範囲における外部被ばくに対して、
(10)と
は実効線量の評価に大きな差を生じる場合がある一方、
はエリアモニタリングに許容される範囲で実効線量を保守的に評価できることが分かった。すなわち、実効線量を評価するために、
(10)と
には限界があり、より適切な量として
の使用が推奨される。この結論は、多様な被ばく状況における実効線量の評価に
を導入したICRU Report 95の提案を支持するものである。周辺線量
の利用は、医療や学術研究における放射線利用や航空機搭乗時の被ばく等の様々な種類の放射線により被ばくする状況で特に重要であり、放射線防護の対象の拡大に伴う放射線モニタリングの新たなニーズに応えることができる。