「2021年度環境報告書」環境報告関連データのまとめ

安全管理部 施設保安管理課

JAEA-Review 2023-035, 218 Pages, 2024/03

JAEA-Review-2023-035.pdf:8.47MB

日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)は、2021年度の環境配慮活動について、「環境情報の提供の促進等による特定事業者等の環境に配慮した事業活動の促進に関する法律」に基づき「2021年度環境報告書」を作成し、2022年9月に原子力機構のホームページで公表した。本報告書は、環境報告の信頼性を高めるためにその情報の検証可能性を確保し、また、原子力機構における環境配慮活動の取組を推進する手段として、環境報告書に記載した環境関連情報の根拠となる2021年度の環境報告関連データ及び他のさまざまな環境配慮活動の関連情報を取りまとめたものである。

Efforts for appropriate responses to safeguards activities, 1; Overview

青木 里英; 白藤 雅也; 野崎 天生; 阿久津 成美*; 宮地 紀子; 中村 仁宣

Proceedings of INMM & ESARDA Joint Annual Meeting 2023 (Internet), 7 Pages, 2023/05

In order to ensure transparency in the peaceful use of nuclear materials in Japan, it is important to appropriately respond to safeguards activities conducted by the IAEA/Japan. In order to strengthen activities to appropriately respond to safeguards activities, JAEA has started the following one activity of (1) for all employees in JAEA to promote understanding and raise awareness of safeguards and three activities of (2) for the employees involved in safeguards activities to appropriately respond on-site to the activities since FY2020: (1) Education on the basis of safeguards, (2-1) Lectures, (2-2) Case studies and (2-3) Standardization of procedures related to safeguards response. In Activity (1), the employees were required to understand Safeguards framework, safeguards activities and provisions of information to Nuclear Regulation Authority in Japan with developed education material, and to pass a confirmation test in FY2022. Accordingly, it was confirmed that understanding for safeguards was successfully promoted since 100% employees passed the test. In Activity (2-1), lectures were provided by experts of safeguards to make the employees reacknowledged the importance of transparency in the peaceful use of nuclear materials and the effect of inappropriate response to safeguards activities. In Activity (2-2), a material for case studies was developed including examples of inappropriate response to safeguards activities and the case studies were conducted by the employees based on the material for recognizing familiar risks of safeguards. The result of questionnaire in FY2022 indicated participants tended to become deeply understanding of familiar risk in each site through the case studies. In Activity (2-3), standard safeguards procedure for whole JAEA was developed to improve the procedures in each site based on the standard procedure and to standardize the response to safeguards throughout JAEA.

平成29年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-067, 135 Pages, 2022/03

JAEA-Review-2021-067.pdf:7.31MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器管理部、福島技術開発試験部、バックエンド技術部の6部及び計画管理室で構成され、各部署は、中期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成29年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

「環境報告書2020」環境報告関連データのまとめ

安全・核セキュリティ統括部 安全・環境課

JAEA-Review 2021-005, 209 Pages, 2021/11

JAEA-Review-2021-005.pdf:6.92MB

日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)は、2019年度の環境配慮活動について、「環境情報の提供の促進等による特定事業者等の環境に配慮した事業活動の促進に関する法律」に基づき「環境報告書2020」を作成し、2020年9月に原子力機構のホームページで公表した。本報告書は、環境報告の信頼性を高めるためにその情報の検証可能性を確保し、また、原子力機構における環境配慮活動の取組を推進する手段として、環境報告書に記載した環境関連情報の根拠となる2019年度の環境報告関連データ及び他のさまざまな環境配慮活動の関連情報を取りまとめたものである。

アニュアルレポート「原子力機構2019」環境報告関連データのまとめ

安全・核セキュリティ統括部 安全・環境課

JAEA-Review 2020-019, 196 Pages, 2020/11

JAEA-Review-2020-019.pdf:6.21MB

日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)は、2018年度の原子力機構の活動を総合的に報告するレポートであるアニュアルレポート「原子力機構2019」を作成した。その中で2018年度の環境配慮活動について取りまとめた結果を掲載しており、この環境配慮活動報告の部分は「環境情報の提供の促進等による特定事業者等の環境に配慮した事業活動の促進に関する法律」に基づき2019年9月にホームページで公表した。本報告書は、環境報告の信頼性を高めるためにその情報の検証可能性を確保し、また、原子力機構における環境配慮活動の取組を推進する手段として、アニュアルレポート「原子力機構2019」に掲載した環境報告の部分とその追加情報に記載した環境関連情報の根拠となる2018年度の環境報告関連データと、他のさまざまな環境配慮活動の関連情報を取りまとめたものである。

Decomposition of -nonylphenols in water and elimination of their estrogen activities by Co -ray irradiation

木村 敦; 田口 光正; 大谷 仁己*; 瀧上 眞知子; 島田 好孝*; 小嶋 拓治; 平塚 浩士*; 南波 秀樹

Radiation Physics and Chemistry, 75(1), p.61 - 69, 2006/01

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2005.05.016

Co線照射により、水中濃度1mol dmの水中-ノニルフェノール(NPs)は吸収線量が高くなるに従い指数関数的に減少した。OH付加体と推定される分子量236を有する2つの分解生成物が、LC-MS分析により検出された。5000Gy(J kg)におけるNPsとその照射生成物のエストロジェン活性の消失を、イーストツーハイブリッド法により確認した。これらの結果はNPs処理の放射線利用の基礎データを提供するものである。

研究支援・連携活動等専門部会総括評価結果報告書

研究評価委員会

JAERI-Review 2005-019, 58 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-019.pdf:6.05MB

研究評価委員会は、原子力二法人統合により設立される新法人での事業の開始に向け、中期計画作成の参考とするため、「日本原子力研究所における研究開発評価の基本指針」及び「研究所評価委員会及び研究評価委員会規程」に基づき、9名の外部専門家で構成される研究支援・連携活動等専門部会を設置し、研究支援・連携活動等に関して原研から新法人へ引き継がれると想定される事業について、総括評価を実施した。研究支援・連携活動等専門部会は、平成16年6月から平成16年8月にかけて、当該部門の評価活動を実施した。評価は、事前に提出された評価用資料及び専門部会会合(平成16年7月21日開催)における被評価者の説明に基づき、研究評価委員会によって定められた評価項目,評価の視点,評価の基準に従って行われた。同専門部会が取りまとめた評価結果報告書は、平成16年12月1日に行われた研究評価委員会会合に提出され、審議された。審議の結果、研究評価委員会は、この評価結果を妥当と判断した。本報告書は、その評価結果である。

医学用原子分子・原子核データグループの3年間(2000年4月-2003年3月)の活動概要

古林 徹*; 原田 康雄*; 遠藤 章

JAERI-Review 2003-022, 159 Pages, 2003/08

JAERI-Review-2003-022.pdf:16.17MB

本報告書は、2000年4月から2003年3月まで(2000年度から2002年度)のシグマ委員会,常置グループ「医学用原子分子・原子核データグループ」の活動の概要を報告するものである。本報告書では、本グループを構成する多彩な委員のそれぞれの活動を紹介することも重要と考え、2002年度委員を中心に執筆をお願いした。内容については、それぞれの活動の多様性に配慮し、自由な視点から医学用原子分子・原子核データに関係する内容の報告を取り上げることにした。なお、本報告書の主目的である3年間の本グループの活動の概要を説明する資料として、本グループの会合の議事録及び日本原子力学会誌,核データニュースへの関連する投稿論文を、転載許可を得て付録として掲載した。

保障措置環境試料分析技術の確立計画

西村 秀夫; 間柄 正明; 小田 哲三; 臼田 重和; 渡部 和男; 安達 武雄; 野口 宏

第18回核物質管理学会(INMM)日本支部年次大会論文集, p.71 - 78, 1997/11

IAEAの「93+2」計画に基づく重要な施策の一つとして環境試料分析法が導入された。これは、未申告原子力活動の探知を技術的目標とした新たな保障措置手段であり、原子力施設の内外及びその他の場所から環境試料を採取し、その中に含まれる極微量の核物質の同位体組成比等を分析することにより、施設の運転状況を検認し、あるいは不審な活動を探知する方法である。我が国の保障措置制度における独立検認機能を維持するためには、保障措置用環境試料を分析し、評価するための機能を確立することが必要不可欠である。即ち、クリーンルームを備えた保障措置クリーン化学分析所を整備するとともに、環境試用分析技術を開発することが必要である。このため、原研では1996年から超微量分析技術の開発のための調査を開始した。本報告では、保障措置環境試料分析技術確立のための計画について、その現状と課題について述べる。

Possibility of a pressurized water reactor concept with highly inherent heat removel following capability

新谷 文将; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(4), p.339 - 350, 1995/04

https://doi.org/10.3327/jnst.32.339

加圧器逃し弁の作動なしに負荷追従運転ができる高い負荷追従性を持った原子炉概念の実現性と必要な条件を知るために、RETRANコードを用いて、既存の2ループPWRにおける過渡解析を実施した。計算の結果、高い負荷追従性を持った原子炉は、冷却材密度反応度係数を大きくするためにケミカルシムを除去すること、体系の圧縮性を大きくするために加圧器体積を大きくすること及び炉心の線出力密度を低下させることにより実現できることが分った。更に、何ら制御系の作動なしに50%の負荷変動に追従できる原子炉は、加圧器体積を既存2ループPWRの1.5倍にする、反応度係数をケミカルシムのない状態に設定することにより実現できることを示した。また、定格出力の120%に達する過冷却事象に対しても安全であることを示した。