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バックエンド推進部; 埋設事業センター
JAEA-Review 2023-037, 162 Pages, 2024/02
JAEA-Review-2023-037.pdf:2.66MB
日本原子力研究開発機構では、研究施設等廃棄物の浅地中処分に向けて、廃棄物確認における技術基準への対応方法等の検討を進めている。令和4年度から「廃棄体製作基準検討委員会」を設置し、埋設事業センターにて検討中の廃棄物埋設施設を想定した暫定の廃棄物受入基準、廃棄体確認要領等の廃棄体製作に関する基準類の整備を進めていくこととした。令和4年度は、液体廃棄物のセメント固化体及び固体廃棄物の充填固化体に関する基準類を策定することとし、検討を進めた。また、廃棄物確認の方法が確立されていない課題の検討、解体廃棄物の合理的な処理方法の実証等を進めた。本報告書は、それらの内容についてまとめたものである。
横山 実紀*; 大沼 進*; 大澤 英昭; 大友 章司*; 広瀬 幸雄*
Humanities & Social Sciences Communications (Internet), 10(1), p.623_1 - 623_10, 2023/09
本研究では、「無知のヴェール」の概念を活用した意思決定プロセス(国全体を候補地として包含する白紙の状態から出発し、科学的(地質学的)安全性に基づいて候補地を絞り込むプロセス)が、高レベル放射性廃棄物の地層処分のための処分場立地に対する社会的受容を促進し、手続き的公正さを醸成することを実証した。
坂井 章浩
第33回原子力施設デコミッショニング技術講座テキスト, p.31 - 63, 2023/02
日本原子力研究開発機構は、研究施設等廃棄物の埋設処分の実施主体として、ピット処分及びトレンチ処分の埋設事業の計画を進めている。本報告では、原子力機構が計画している埋設処分事業について、(1)研究施設等廃棄物の発生施設や放射能インベントリの特徴と想定しているピット処分及びトレンチ処分施設の構造、(2)埋設処分するための主な性状の廃棄物の受入基準の検討状況、(3)2021年に整備されたウラン廃棄物の埋設処分に係る基準の考え方の内容を紹介した。
小林 正人*; 齋藤 雅彦*; 岩谷 隆文*; 中山 雅; 棚井 憲治; 藤田 朝雄; 朝野 英一*
JAEA-Research 2015-018, 14 Pages, 2015/12
JAEA-Research-2015-018.pdf:5.43MB
原子力機構と原子力環境整備促進・資金管理センター(原環センター)は、地層処分研究ならびに技術開発を進めている。原子力機構は、北海道幌延町において幌延深地層研究計画を進めており、地層科学研究および地層処分研究開発を実施している。一方、国は深地層の研究施設等を活用して、国民全般の高レベル放射性廃棄物地層処分への理解促進を目的として、実規模・実物を基本とするが、実際の放射性廃棄物は使用せずに、地層処分概念とその工学的な実現性や人工バリアの長期挙動までを実感・体感できる設備の整備等を行う「地層処分実規模設備整備事業」を平成20年度から公募事業として進めており、平成26年度は事業名称を「地層処分実規模設備運営等事業」に変更した。原子力機構と原環センターは、原環センターが受注した「地層処分実規模設備運営等事業」の工学技術に関する研究を共同で実施するために、共同研究契約「地層処分実規模設備運営等事業における工学技術に関する研究」を締結した。なお、本共同研究は幌延深地層研究計画のうち、処分システムの設計・施工技術の開発や安全評価手法の信頼性確認のための研究開発の一環として実施する。本報告は、本共同研究における平成26年度の成果について取りまとめたものである。
藤田 朝雄; 棚井 憲治; 中山 雅; 澤田 純之*; 朝野 英一*; 齋藤 雅彦*; 吉野 修*; 小林 正人*
JAEA-Research 2014-031, 44 Pages, 2015/03
JAEA-Research-2014-031.pdf:16.11MB
原子力機構と、原環センターは、原環センターが受注した「地層処分実規模設備整備事業」の工学技術に関する研究を共同で実施するために、「地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究」に関して、共同研究契約を締結した。本共同研究は、「地層処分実規模設備整備事業」における設備整備のための工学技術に関する研究(調査、設計、製作、解析等)を共同で実施するものである。なお、本共同研究は深地層研究所(仮称)計画(平成10年10月、核燃料サイクル開発機構)に含まれる地層処分研究開発のうち、処分システムの設計・施工技術の開発や安全評価手法の信頼性確認のための研究開発の一環として実施されている。本報告は、上記の共同研究契約に関わる平成25年度の成果についてまとめたものである。具体的成果としては、平成20年度に策定した全体計画に基づき、緩衝材定置試験設備や、実物大の緩衝材及びオーバーパック(模擬)の展示を継続するとともに、緩衝材定置(実証)試験を実施した。また、緩衝材の浸潤試験を継続した。
中込 良廣*; 清水 堅一
核物質管理センターニュース, 34(2), p.14 - 19, 2005/02
2004年の研究試験炉低濃縮化(Reduced Enrichment for Research and Test Reactors)国際会議は、オーストリアのウィーン(IAEA)で11月7日-12日に開催された。原研と京都大学は、ほぼ毎年開催されているこのRERTRに「我が国の研究試験炉燃料の低濃縮化計画の現状」のタイトルで交互に発表を行ってきた。第26回を迎えた本国際会合に、筆者は京都大学の中込教授と出席し、上記論文を発表した。今回、核物質管理センターからの依頼で、RERTR参加報告とともに日本の研究試験炉低濃縮化のこれまでの経緯,米国が現在進めてる研究試験炉使用済燃料の米国での受け入れ政策との関連等について報告する。
清水 堅一
核物質管理センターニュース, 33(7), p.8 - 10, 2004/07
米国は1996年5月に米国籍の高濃縮ウラン使用の「外国研究炉の使用済核燃料受け入れ計画」を発表した。これによって、我が国をはじめ多くの外国研究試験炉は米国と契約を交わし、使用済核燃料を米国へ送り、引き取ってもらっている。本稿では、この受け入れ計画の最近の状況について述べる。
中島 憲宏; 木村 英雄; 樋口 健二; 青柳 哲雄; 鈴木 喜雄; 平山 俊雄; 矢川 元基
第23回日本シミュレーション学会大会発表論文集, p.117 - 120, 2004/06
原子力プラントの安全・安心ソリューションとして、より確実な担保が求めらている。発電プラント全体を組立品として安全解析するシステムを並列分散コンピュータ(グリッド・コンピューティング)上で開発した。弱連成を主体とした構造-流体-熱問題をシミュレーションできる環境を実現した。これにより原子力の設計・安全基準などへの計算科学による裏づけを与え、安全・安心な技術を支援する。
傍島 眞
日本原子力学会誌, 46(2), p.94 - 98, 2004/02
原子力は社会と強い関わりを持って存在している。しかしながら、近年に発生した幾つもの事故と不祥事によって、原子力への人々の信頼感は大きく揺らいでおり、原子力が不安な存在に化しつつある。この実態の分析と内在する問題の把握は、原子力に従事するものにとって重要な課題となっている。原子力が適切に社会に利用されるためには、一般公衆及び原子力発電立地におけるコミュニケーションが、一層重要性を増しており、実情を把握し、問題を克服する方策を探らなければならなくなっている。そのような分析を踏まえ、原子力事業者,研究者,行政者において、役割に応じた、原子力の社会受容性を改善するさまざまな取り組みが提起される。
柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*; 関東 康祐*; 吉村 忍*
Pressure Vessel and Piping Codes and Standards (PVP-Vol.480), p.235 - 242, 2004/00
ASME Code Sec.XIでは、クラス1機器に対してプラント寿命期間を通して健全性が確保できる微小き裂のスクリーニング基準として評価不要欠陥が規定されている。一方、確率論的健全性評価の観点から、評価不要欠陥は、き裂形状によらず破損確率が一様になるように設定されているか、寿命中を通して十分低い破損確率が確保されているか等の疑問がある。さらに、破損確率に基づけばより合理的に評価不要欠陥が設定できる可能性がある。本研究では、Sec.XIに規定された容器の評価不要表面欠陥について、確率論的破壊力学コードPASCALを使用して加圧熱衝撃下における破損確率を種々のアスペクト比について行い、評価不要欠陥の破損確率に関する検討を行った。解析結果から、評価不要欠陥を有する原子炉容器の破損確率は、初期欠陥のアスペクト比に依存し、特に半円に近い欠陥の場合、表面からき裂が発生しやすくなるため、破損確率が高くなることがわかった。さらに、破損確率がアスペクト比に依存しないように評価不要欠陥の設定を試みた。
柴田 勝之; 関東 康祐*; 吉村 忍*; 矢川 元基*
Proceedings of 5th International Workshop on the Integrity of Nuclear Components, p.99 - 117, 2004/00
我が国における原子力機器の確率論的破壊力学の研究は、原研が中心になって進められてきた。原研は、機器の設計,検査,維持にかかわる確率論的手法に対する将来のニーズに備えて、1988年以来確率論的破壊力学(PFM)に関する研究を実施してきた。第1期の研究として、1988
1994年にかけて、委託研究により既存コードの調査,手法の調査・改良,標準手法の提案,ラウンドロビン解析等を実施した。その後、PFM手法のニーズ増大に応えて、1996年から、第2期として、原研独自コードの開発とPFM手法の軽水炉機器への適用検討を目的とした委託研究を実施している。委託研究は、日本溶接協会等への委託により実施した。本論文では、委託研究の経緯と概要,圧力容器の破損確率にかかわるラウンドロビン解析の結果,原研コードPASCALの概要等、圧力容器のPFMを中心に我が国の研究の現状を概説する。
明午 伸一郎; 野田 文章*; 藤森 寛*; 池田 裕二郎
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.967 - 976, 2003/07
J-PARCの核破砕中性子ターゲットには1MWの出力を持った3GeV陽子ビームが入射するが、この陽子ビーム輸送ライン(BT)において、ビーム損失はハンズオンメンテナンスを達成させるために1W/m以下にする必要がある。しかし、加速後のビームの位相空間分布が全く不明なために、シンクロトロン内に設置したコリメータのアパチャーで決定されるエミッタンス(324
mrad)のビームを全て輸送可能なものとした。本研究では、加速器出射等によるビーム軌道の外乱を評価した。現状の設計に合うためには、電磁石磁場の均一性は偏向及び四極電磁石において、それぞれ5x10
及び2x10
よりも良くする必要があることがわかった。また、アライメントの誤差は1mm及び1mrad以下にする必要がわかった。
柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*; 関東 康祐*; 吉村 忍*
日本機械学会M&M2003材料力学部門講演会講演論文集,No.03-11, p.939 - 940, 2003/00
機械学会維持規格における欠陥評価基準では、供用期間を通して原子炉圧力容器の健全性が維持できる欠陥として評価不要欠陥が規定されている。評価不要欠陥は、設計時の非延性破壊防止規定で用いられる仮想欠陥(a=1/4T)に対して、その1/10の寸法を基準とし、き裂最深部の膜応力に対する応力拡大係数が一定となるように決定されている。一方、構造機器の健全性評価に適用する確率論的方法として、確率論的破壊力学(PFM)がある。この方法により、安全率の定量的意味付けや材質,欠陥,負荷等のばらつきを考慮して種々のパラメータに対する安全率の合理的設定も可能である。本報告では、圧力容器のPFM解析コードPASCALを用いて、維持規格の評価不要欠陥を対象に破壊確率の観点からその妥当性を検討した結果を論ずる。
傍島 眞
JAERI-Review 2001-011, 90 Pages, 2001/03
JAERI-Review-2001-011.pdf:6.49MB
科学技術の進歩と普及は、人々の生活に大きな影響をもたらしてきた。その影響には人の生活を豊かで便利なものにして行く、科学技術が本来目指す利益(利便)の実現と、その裏側に広がる意図しない害悪の出現とが多くの場合併存しており、技術の高度化,複雑化とともに害悪の面が思わぬ形で人間に大きな危害を加えていることを見過ごせなくなっている。これらに共通する原因は、大量生産,大量消費の追求を背景にした、新技術の導入における事前影響評価や規制が欠如していたことにあろう。本研究では、科学技術のもたらしている利益と害悪とをまず対比させるべく、多様な影響の事例を文献等から広く調査分析し、害悪については直接的に発生している被害と、害の可能性としてのリスクの観点からその種類を分類しつつ、社会的なリスク管理の方法論を考察した。さらに害の一形態である環境への外部性について評価を加えた。それをもとに、将来社会において技術のもたらす害悪を最小にしつつ人々の技術受容を促す社会制度としての施策の要件を政策課題として整理した。
石原 正博; 塙 悟史; 伊与久 達夫; 塩沢 周策
炭素, 2001(196), p.39 - 48, 2001/02
現在出力上昇試験中の高温工学試験研究炉(HTTR)は、将来の高温ガス炉技術基盤の確立,原子力熱エネルギーの多様化,高温照射による先端的基礎研究を目的としている。HTTRでは、最高950
の炉心出口ガス温度を達成するため、炉内構造物は耐熱性に優れる黒鉛材料で製作されている。この炉内黒鉛構造物は、黒鉛に関する非破壊検査手法の検討等を経て策定した「黒鉛検査基準」に基づいて受入れ検査が実施されている。本報告は、黒鉛構造物の受入れ検査に用いた黒鉛検査基準に関して、基準を定めるうえでの課題となった事項、基準策定の基本的な考え方について述べるとともに、黒鉛検査基準について述べたものである。
Gottdang, A.*; Klein, M.*; Mous, D. J. W.*; 北村 敏勝; 水谷 義彦*; 鈴木 崇史; 荒巻 能史; 外川 織彦; 甲 昭二*; 須藤 一彦*
AIP Conference Proceedings 576, p.403 - 406, 2001/00
3MVタンデトロンを用いた重元素測定用AMSシステムは、原研むつにおいて運用を開始している。本システムは、イオン入射システムに逐次入射法を採用している。高エネルギー質量分析部には、エネルギー弁別機能を持った独立する二つのフォイルにより対象となる同位体を測定する独特なTOFシステムを採用している。この方法は
Clや
Ca測定のように同重体の影響を受ける元素分析に適しており、フォイルに起因する散乱ビームを処理するため大きな散乱ビームにも対応できるように設計されている。本講演では、システムの構成及び特徴について議論するとともに、テストの結果得られたI-129の測定精度及び装置のバックグラウドについて報告する。
傍島 眞
JAERI-Review 99-011, 200 Pages, 1999/03
JAERI-Review-99-011.pdf:12.15MB
原子力発電はこれまで、将来に大きな重点をしめるエネルギー源として、国策で立地が進められ、近年では化石燃料の利用がもたらす地球温暖化を抑制しうる手段として期待がもたれるようにもなっているが、この利用拡大に反対する立場あるいは慎重論の立場からは、放射能管理に関する危険性の指摘などの技術論のみならず、エネルギー論、政策論、生活文化論などからの社会不適合論があげられている。立地地域における貢献の評価にも様々な賛否論が広がっている。しかしながら議論の論点の幅は広く、またしばしば専門的で理解が困難なため、あるいは思いこみや固定した不信感が障壁となって、それぞれの主張が相手によく理解されないという焦燥感や諦観が支配するに至る討論も多いように見える。それぞれの立場の利害が一致を見出しにくくなっている社会状況にあって、政策に何らかの合意の方向を見出すには、可能な限りの議論によって互いの論点を知り、理解の誤りを正し、一致点を広げていくこと以外にはないように思われる。ここに原子力受容を巡る様々な立場、角度からの論点を、無為に続く膠着状態がよい合意に向かって歩を進めるための参考となりうるようにとりまとめた。
中川 繁昭; 國富 一彦; 沢 和弘
Nuclear Technology, 115(3), p.266 - 280, 1996/09
被引用回数：3 パーセンタイル：32.66(Nuclear Science & Technology)現在日本原子力研究所が建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度950
C、熱出力30MWの黒鉛減速・ヘリウム冷却型原子炉である。HTTRの安全評価は、高温ガス炉としての固有の安全性及びHTTRの設計上の特徴を考慮して行った。安全評価に当っては、事象選定、解析条件及び判断基準を新たに定めた。評価結果は、HTTRの設計の妥当性及び立地条件の適合性とともに、優れた安全特性を示した。
石原 正博; 伊与久 達夫; 辻 延昌*
JCOSSAR95論文集, 0, p.199 - 206, 1995/00
高温工学試験研究炉の炉心支持黒鉛構造物の受入検査として、表面欠陥の検出を目的とした渦流探傷検査の適用性について、検出限界欠陥寸法の実験的評価及びこの検出限界欠陥寸法を表面欠陥として想定した破壊力学的評価を実施した。その結果、(1)渦流探傷検査によるPGX黒鉛の検出限界欠陥寸法は、長さ約5mmで深さ約1mm程度であること、(2)検出限界欠陥寸法の初期欠陥は、原子炉の運転に伴い進展しない領域にあること、(3)検出限界欠陥寸法は、破壊の開始する限界欠陥寸法との比較から十分に許容される大きさであること、を明らかにし、黒鉛構造物の受入検査として、渦流探傷検査による表面欠陥の検出が有用であることを示した。
石原 正博; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 神戸 護*
Transactions of the 13th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT),Vol. I, 0, p.575 - 580, 1995/00
高温工学試験研究炉(HTTR)の黒鉛構造物は、黒鉛素材の段階で受入検査として超音波探傷試験(UT)を行うことになっている。多孔質材料の黒鉛材料は、金属材料と特性が異なるため、既に確立されている金属材料に対するUT方法を、直接黒鉛材料に適用できない。このため、黒鉛素材に対するUT方法を策定し、これに基づいてHTTRの受入検査を実施した。本研究により得られた結論は以下のとおりである。(1)原子炉級黒鉛素材に対するUT方法を策定した。(2)ノイズエコー高さと引張強度に相関が認められた。(3)本UT方法をHTTRの受入検査に用い、その有効性を実証した。
