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神川 豊; 鈴木 真琴; 安掛 寿紀; 村上 貴彦; 森田 祐介; 椎名 秀徳; 福島 学; 平根 伸彦; 大内 靖弘
JAEA-Technology 2023-030, 57 Pages, 2024/03
JAEA-Technology-2023-030.pdf:1.93MB
航空機落下事故に関するデータが原子力規制庁により更新されたことに伴い、原子力科学研究所における航空機落下確率を再評価するため、経済産業省原子力安全・保安院「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について(内規)」に基づき評価を行い、原子力科学研究所の各施設における航空機落下確率を評価した。評価の結果、航空機落下確率の総和は最大となる放射性廃棄物処理場において 5.68
10
回/(炉・年))であり、航空機落下を「想定される外部人為事象」として設計上考慮する必要があるか否かの基準である 10
回/(炉・年))を超えないことを確認した。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2022-010, 155 Pages, 2022/06
JAEA-Review-2022-010.pdf:9.78MB
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2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、研究課題のうち、平成30年度に採択された「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」の平成30年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである(令和3年度まで契約延長)。本課題は令和3年度が最終年度となるため4年度分の成果を取りまとめた。本研究は、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燃料デブリ取出し時に発生する放射性微粒子を着実に閉じ込めるために、気相及び液相における微粒子の挙動を明らかにするとともに、微粒子飛散防止技術を開発することを目的としている。具体的には、微粒子飛散防止技術として、(1)スプレー水等を利用して最小限の水で微粒子飛散を抑制する方法、及び(2)燃料デブリを固化して取り出すことで微粒子飛散を抑制する方法について、実験及びシミュレーションにより評価し、実機適用可能性を評価した。
廃炉国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2019-037, 90 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-037.pdf:7.0MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30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、研究課題のうち、平成30年度「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」について取りまとめたものである。本研究は、福島第一原子力発電所の燃料デブリ取り出し時の放射性微粒子閉じ込めを着実に行うため、気相及び液相における微粒子の挙動を把握するとともに、飛散防止対策として(1)水スプレー等を活用し、極力少量の水で飛散を抑制する方法、(2)燃料デブリを固めて取り出すことで飛散を抑制する方法について実験及びシミュレーションによる評価、開発を行う。
高田 弘; 前川 藤夫; 本村 士郎*; 吉田 勝彦*; 寺奥 拓史*; 明午 伸一郎; 坂井 昭夫*; 春日井 好己; 兼近 修二*; 大竹 秀範*; et al.
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.1115 - 1125, 2003/07
大強度陽子加速器計画で建設する1MW核破砕中性子源はヘリウムベッセル,ベッセルサポートシリンダ,遮蔽ブロック,23本の中性子ビームライン,陽子ビーム窓等の機器で構成される。機器はライナーの内側に配置され、ヘリウムベッセルを中心とし、その周囲を中性子ビームシャッターを含む鉄鋼製の遮蔽で取り囲む。鉄遮蔽の外周には重コンクリートを配置し、その外表面の線量率が12.5
Sv/hを超えないことを設計条件とした。ライナーの外形は直径9.8mであり、重コンの厚さは2.2-2.7mである。ライナー内は遮蔽体の除熱とNOxガスの発生抑制のため乾燥空気を循環させる。このようなステーション構造の概要と機器構造の各論、例えば中性子ビームシャッターは2本ロッド懸垂方式の直方体状で、その一部にガイド管等を装着したダクトを挿入できる構造であること、について報告する。
及川 晃; 宮 直之
プラズマ・核融合学会誌, 78(12), p.1308 - 1312, 2002/12
この10年間のJT-60重水素実験において生成されたトリチウムの状況についての総合的報告である。JT-60施設の排気口中トリチウム濃度は、常時計測器の検知可能レベル以下であり、また、排水中のトリチウムの濃度は地元自治体との協定による目標値以下であり、法による限度値以下であった。真空容器内の第一壁等の定期自主点検作業時には、点検のための停止前4週間に、重水素以外のガスのプラズマ放電により第一壁中に滞留するトリチウムを追い出し、さらに、容器内を換気することにより、同位体交換効果によりバックグランド以下まで容器内トリチウム濃度を下げた。現在、さらに第一壁中のトリチウムの挙動等について、大学等と共同で分析研究を進めている。
竹田 武司; 國富 一彦; 大久保 実; 斉藤 利二*
Nucl. Eng. Des., 185(2-3), p.229 - 240, 1998/00
被引用回数：12 パーセンタイル：68.65(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の補助冷却設備に新たに考察した設計の妥当性を確認するため、モデル試験を行った。まず、HTTRの補助冷却器(AHX)の出口側水室の滞留空気を抜くため、ポンプを用いた強制水循環により生じる、AHX出口側水室内の曲がり管両端の差圧を利用して空気を抜くことを提案した。流れ試験の結果、ポンプの最大容量分水を循環させることにより、曲がり管を介して空気を抜くことが可能であることを確認した。つぎに、HTTRの補助冷却設備二重管(ACHGD)のライナ摺動部の使用温度950
Cにおける焼付きおよび過度の摩擦を防止するため、ニッケル基超合金であるハステロイXRから成るACHGDライナ摺動部の表面に熱化学蒸着法を用いて窒化チタン(TiN)をコーティングすることを提案した。焼付き及び摩耗試験の結果、ハステロイXR表面のTiNのコーティング厚3mは、十分な厚さであることを確認した。
池沢 芳夫
最近の研究施設, 0, p.304 - 311, 1995/00
研究用原子力施設において発生する空気汚染の性状は原子炉、核燃料、ラジオアイソトープ取扱施設の種類によって異なるので、日常の空気管理(汚染防止、クリーン化、放射線モニタリング)はその性状を十分に把握したうえで行う必要がある。本報では、主要な研究用原子力施設において、日常の放射線作業中に発生する空気汚染の性状、モニタリング方法、空気汚染防止対策、環境への放射性物質の放出低減対策の考え方と維持管理などについて概説する。
池沢 芳夫
クリーンテクノロジー, 3(4), p.41 - 45, 1993/04
原子力施設において発生する空気汚染の性状は、原子炉、核燃料取扱施設、RI取扱施設等施設の種類によって異なるので、日常の空気管理はその性状を十分に把握したうえで行う必要がある。本報では、主要な原子力施設において、日常の放射線作業中に発生する空気汚染の性状、そのモニタリング方法、空気汚染防止対策、環境への放射性物質の放出低減対策の考え方と維持管理の方法などについて概説した。
吾勝 常勲; 石森 富太郎
Radiochem.Radioanal.Lett., 18(2), p.51 - 59, 1974/02
小型グローブボックスに30l容量の蒸発罐を設け、この中でアルカリ性とした廃液を蒸発させる。蒸発罐の蓋に赤外線ヒーターをとりつけ、液の上面から加熱する。グローブボックスの換気気流はたえずヒーターと液面の間を通り、フィルターろ過後スタックから排出される。このとき、蒸発水は復水せず、換気気流ではこばれる。蒸発後残査はせっこうで固化した。2年間に約400lの廃液を処理して、ミストの発生、塩の昇華、突沸、爆発を防止する条件を考えた。また換気気流の放射線汚染のないことを確認して、この方法の安全性を確かめた。
