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Rodriguez, G.*; Varaine, F.*; Costes, L.*; Venard, C.*; Serre, F.*; Chanteclair, F.*; Chenaud, M.-S.*; Dechelette, F.*; Hourcade, E.*; Plancq, D.*; et al.
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 7, p.15_1 - 15_8, 2021/00
フランス(CEAおよびFRAMATOME)と日本(原子力機構、三菱重工業および三菱FBRシステムズ)は、ナトリウム冷却高速炉の概念に関する共通の技術的知見を確立するための研究開発協力を実施した。これは、フランス/日本の両方で利用し得る実現可能な共通の設計コンセプトを開発する方法について日仏共同で検討を進めたものである。本論文は、これらナトリウム冷却高速炉の設計コンセプトに関する共同設計検討の概要をまとめたものである。
尾上 博則; 小坂 寛*; 松岡 稔幸; 小松 哲也; 竹内 竜史; 岩月 輝希; 安江 健一
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 26(1), p.3 - 14, 2019/06
高レベル放射性廃棄物の地層処分の安全評価は、処分施設閉鎖後、数万年以上に及ぶ時間スケールを対象として実施される。そのため、長期的な自然現象による影響を考慮した地下水の流速や移行時間といった地下水流動状態の長期変動性の評価技術の整備は重要な技術開発課題である。本研究では、長期的な自然現象のうち隆起・侵食による地形変化や気候変動に着目し、それらに対する地下水流動状態の変動性を、複数の定常解析結果に基づく変動係数で評価可能な手法を構築した。岐阜県東濃地域を事例とした評価手法の適用性検討の結果、過去100万年間の地形変化や涵養量の変化による影響を受けにくい地下水の滞留域を三次元的な空間分布として推定した。本評価手法を適用することで、地層処分事業の評価対象領域において、地形変化や気候変動に対する地下水流動状態の変動性が小さい領域を定量的かつ空間的に明示することができる。さらに、岐阜県東濃地域における事例検討結果を踏まえて、外挿法を用いた地下水流動状態の変動性の将来予測の基本的な考え方を整理するとともに、将来予測手法の適用可能な時間スケールについて考察した。
加藤 智子; 深谷 友紀子*; 杉山 武*; 中居 邦浩*; 小田 治恵; 大井 貴夫
JAEA-Data/Code 2019-002, 162 Pages, 2019/03
JAEA-Data-Code-2019-002.pdf:2.78MB
東京電力福島第一原子力発電所の事故により発生した放射性廃棄物(事故廃棄物)は、通常の廃止措置で生じる廃棄物に比べて放射能のレベルや汚染の状況等が多岐にわたりその物量も大きい。このような事故廃棄物を安全かつ合理的な方法で処分するためには事故廃棄物の特徴を考慮した適切な処分概念の構築が必要である。適切な処分概念の検討を施設の設置場所を特定しない条件で実施する場合は、処分深さやバリア構成など、処分概念に依存して決まるモデルやパラメータをそれぞれの概念に応じて適切に設定するとともに、処分概念に依存しないモデルやパラメータは共通の設定として安全評価を行うことが望ましい。処分の安全評価においては、処分の安全性を示す指標のひとつである「線量」で性能の相違を示すことが有用である。生活圏評価モデル・パラメータセットおよびそれらを用いて算出された「線量への換算係数(生活圏に流入した放射性核種の量を人間への影響に換算する係数)」は、本来、処分概念に依存しないものである。しかしながら、既往の検討(浅地中・中深度・地層処分)における生活圏評価モデルやそれに用いるパラメータセットは、必要の都度整備されており、検討を行った年代や目的等に応じて異なる。そこで、地下水移行シナリオを対象として、多様な処分概念に共通的に利用可能な生活圏評価モデル・パラメータセットを提示するとともに、このモデルおよびパラメータセットを用いて、線量への換算係数を算出した。この線量への換算係数を適用することにより、複数の処分概念間での性能の相違を、処分概念に依存する部分に焦点を当てて相互比較することが可能となった。
小川 益郎
Nuclear Engineering and Design, 308, p.133 - 141, 2016/11
被引用回数：2 パーセンタイル：19.46(Nuclear Science & Technology)2011年の福島における深刻な原子力惨事に鑑み、誰もが受け入れることができる原子力プラントを目指し、原子力プラントにおける安全性の新たな基本概念;「深刻な惨事を絶対に起こさない。」と、放射性廃棄物の新たな基本概念;「環境に影響を及ぼす可能性がある放射性廃棄物をそのまま環境に戻さない」を提案した。本研究では、「閉じ込める」ことができるようにではなく、「閉じ込め続ける」ことができるように、物理現象を使う。これによって、inherent safetyを完成させた。放射性廃棄物の新たな基本概念を実現するため、PCBのような他の廃棄物の最終的処理・処分方策と同様の最終的処理・処分を目指し、放射性廃棄物を出さずに、核分裂生成物を無害化しなければならない。これらの新たな基本概念を用いた「新高温ガス炉」として、必要な条件を満たすことができる新しい高温ガス炉を提案した。この新高温ガス炉が安全性、放射性廃棄物排出に対する環境保全性の社会的要請、経済性、資源持続性、利用の多様性等の産業的要請、核不拡散性、炭酸ガス排出に対する環境保全性等の国家的要請に応えることができることを示した。
畑中 耕一郎; 柴田 雅博
テキスト「核燃料サイクル」(インターネット), 6 Pages, 2014/06
直接処分の対象となる使用済燃料の特徴を整理するとともに、直接処分に関する諸外国の状況を概観し、全体計画を踏まえたわが国での直接処分に関する研究開発の取り組みの現状について解説する。
大井川 宏之; 西原 健司; 湊 和生; 木村 貴海; 荒井 康夫; 森田 泰治; 中山 真一; 片倉 純一
JAERI-Review 2005-043, 193 Pages, 2005/09
JAERI-Review-2005-043.pdf:16.13MB
原研では、2000年3月に原子力委員会・原子力バックエンド対策専門部会の取りまとめた「長寿命核種の分離変換技術に関する研究開発の現状と今後の進め方」に基づき、階層型核燃料サイクル概念に基づく分離変換技術の研究開発を進めてきた。階層型核燃料サイクルは、群分離プロセス,核変換用燃料製造プロセス,核変換プロセス、及び、核変換用燃料処理プロセスで構成される。本報告書は、各分野における5年間の研究開発成果と今後の展望、並びに、高レベル放射性廃棄物の処理処分をはじめとする廃棄物管理方策への分離変換技術の導入効果及び導入シナリオの検討状況について取りまとめたものである。
西原 哲夫; 榊 明裕*; 稲垣 嘉之; 高見 和男*
日本原子力学会和文論文誌, 3(4), p.381 - 387, 2004/12
原研ではHTTR水素製造システムの研究開発を進めている。本システムの主要な機器の1つに、原子炉格納容器を貫通する高温ヘリウム配管に設置する高温隔離弁がある。高温隔離弁はアングル弁を採用し、基本構造の検討を行うとともに、応力解析を行い、構造健全性を確認した。また、許容漏えい率を定め、それを満足するための弁座構造及び締切荷重を決めるための小型要素モデルを用いたヘリウム漏えい試験を行った。くさび型の弁座は締切回数の増加とともに漏えい量が増加したが、平面型の弁座は締切回数によらず漏えい量はほぼ一定であり、許容値を十分満足するものであった。この結果から、高温隔離弁の弁座は平面型を採用し、締切荷重は30MPaに設定した。
榊 泰直; 中村 直樹*; 高橋 博樹; 吉川 博
JAERI-Tech 2004-022, 28 Pages, 2004/03
大強度陽子加速器施設(J-PARC)は、ピーク電流50mAという陽子ビームを50GeVまで加速し、さまざまな実験施設で併用する設計となっている。このような大電力陽子ビームが加速されると、そのパワーの強力さから、電磁石トラブルなどでビームが加速器自身と衝突するようなトラブルが発生すると、加速器の材質表面に熱衝撃破壊を起こし、致命的な損傷を与えることが懸念される。この報告書は、J-PARCで発生が懸念される、ビームによる熱衝撃損傷を回避するために必要な「機器保護用インターロック」の設計及び、設計が反映された試作機について書かれたものである。
小林 薫*; 神永 雅紀; 羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 麻生 智一; 日野 竜太郎
JAERI-Review 2002-010, 52 Pages, 2002/05
JAERI-Review-2002-010.pdf:3.38MB
大強度陽子加速器計画において、物質・生命科学実験施設の安全概念を構築するときの参考とするため、Oak Ridge国立研究所で設計/建設が進められているSpallation Neutron Source (SNS)の安全確保の考え方について調査を実施した。SNSは非原子炉原子力施設に分類され、システム構成や機器の安全機能は米国エネルギー省の法令により放射線安全上の規制を受ける。SNSの放射線安全では、DOE Order 420.1 (施設安全)とDOE Order 5480.23 (安全解析報告書)を遵守する必要がある。本報告では、これらの規制の概要をまとめるとともに、これら規制を理解するうえで重要な概念である「放射性物質の量によって施設を分類する指標(ハザードカテゴリー)」と「地震等の自然現象災害に対して機器等に求める安全対策の指標(Performance Category)」を概説した。加えて、SNSの予備的安全解析報告書を参考にして、放射線安全の基本的な項目であるハザードカテゴリー,主要機器等の安全上の要求条件と機能等についてまとめた。
佐々木 憲明
JNC TN8420 2001-006, 56 Pages, 2001/12
地層処分の実施は、専門家のみの合意だけでは不充分であり、広く社会の理解と信頼が必須である。多くの国では、今日すでにこのような認識が一般的となっている。地層処分における再取り出し性の概念は、まさにこのような認識の重要な一環として、近年欧米各国において急速に話題になり、検討が行われているテーマである。例えば、EC内では、9カ国の参加のもとに、各国の考え方や検討状況をまとめているし、一方スイスは、政府のもとに専門家グループを発足させて、再取り出し性を考慮した新しい廃棄物管理概念を打ち出してきている。また、OECD/NEA内でも、このテーマについての調査・検討を行ない、報告書を出している。すでに法律に基づいて、再取り出し性を義務付けている国もある。本資料は、今後の我が国における地層処分に関する研究開発の参考とすることを目的に、スイスのEKRAレポート、ECのEURレポート、OECD/NEA内での調査や議論に基づいて、この概念の要点、留意点、研究開発課題などについて調査、考察した結果をまとめたものである。
坂井 章浩; 吉森 道郎; 大越 実; 山本 忠利; 阿部 昌義
JAERI-Tech 2001-018, 88 Pages, 2001/03
JAERI-Tech-2001-018.pdf:5.66MB
RI・研究所等廃棄物は放射性同位元素(以下、RI)使用施設及び原子力研究開発機関から発生している。将来における円滑なRI等の利用及び研究開発を図るためには、RI・研究所等廃棄物を安全かつ合理的に処理処分することが必須の課題となっている。本報は、RI・研究所等廃棄物事業推進準備会における技術的事項の検討を支援するため、コンクリートピット型処分施設及び簡易型処分施設の概念設計を実施した結果についてとりまとめたものである。概念設計を実施するに当たっては、将来の処分施設の立地条件として、内陸部で地下水位が低い場所、内陸部で地下水位が高い場所及び海岸部の3種類の立地条件を想定した。また、その概念設計結果を基に、安全性及び経済性の評価を実施した。その結果、コンクリートピット型処分については、いずれのサイト条件においても、ベントナイト混合土層等の適切な遮水バリアを設けることによって、同等の安全性が確保できる見通しが得られた。簡易型処分施設については、地下水面よりも上に処分施設を設置することにより、各サイトにおける安全評価結果に有意な差がなかった。また、処分施設の建設にかかわる経済性については、処分施設の設置深度に依存する割合が大きいことがわかった。
藪内 典明; 高橋 政男*; 中澤 利雄; 佐藤 和夫*; 島崎 潤也; 落合 政昭
JAERI-Research 2000-063, 69 Pages, 2001/02
JAERI-Research-2000-063.pdf:4.41MB
原子炉施設の海上立地方式は、浮体式,着定式及び埋立式に分類することができる。浮体式海上立地方式による原子力発電施設(以下、「浮体式原子力発電施設」という。)は、免震性,設計標準化,工期短縮など多くの特長を有している反面、陸上原子力発電所とは異なる安全体系の確立が必要であるとされる。しかしながら、これらの検討はこれまで必ずしも十分行われていない現状にある。本報告書では、浮体式原子力発電施設の安全を設計上どのように考慮すべきかを検討するために、検討対象とする浮体式原子力発電施設の概念検討及び浮体構造物の安全性評価に関する調査を行った結果を述べている。前提として、日本の外洋に面した水深20m程度の沖合で、防波堤により得られる静穏海域に、110万kW級の発電用加圧水型原子炉施設を搭載する浮体構造物を係留することを想定した。調査検討の結果、浮体構造物は長さ300m
幅80m高さ35m,総排水量約30万トンの規模となり、既存の造船所のドックで十分建造し得ることがわかった。また、波浪等による浮体構造物の運動シミュレーションを実施した結果、防波堤に防護された浮体構造物は、原子炉施設を搭載するのに十分な安定性を有していることが確認された。
佐藤 治夫
JNC TN8410 2001-003, 40 Pages, 2001/01
JNC-TN8410-2001-003.pdf:1.13MB
岩石などの単一層拡散媒体に対する透過拡散実験のシミュレーション及び解析のためのプログラム(TDROCK1.FOR)を開発した。プログラムは、科学技術計算に適しているPro-Fortranにより作成し、解析法として比較的簡単な陽解差分法を用いた。解析では、これまでに取扱うことができなかったトレーサセル中の溶質濃度の時間変化を入力条件とすることができ、トレーサセルから測定セル側への溶質の拡散に伴うトレーサセル中での時間に対する濃度の減少、媒体空隙水中の濃度分布及び測定セル中の溶質濃度の経時変化などを計算することができる。また、入力条件として、両セル中の溶液体積や試料の直径及び厚さをパラメータとすることもできる。本プログラムは、既に拡散係数(見掛けの拡散係数、実効拡散係数)が求められているケースについて測定セル中の溶質濃度の経時変化について検証した結果、実測結果をよく説明することができた。このことから、本解析プログラムが実際の解析やシミュレーションに適用できることが確認された。本報では、透過拡散実験における理論的取扱い、解析のためのモデル、ソースプログラム例及びマニュアルについて説明する。
楠 剛; 小田野 直光; 中島 伸也; 福原 彬文*; 落合 政昭
日本原子力学会誌, 42(11), p.1195 - 1203, 2000/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)地球環境保全のために、二酸化炭素を放出しないエネルギー源の活用が求められている。このための一案として、オフィスビルでの冷暖房及び給湯に原子炉を利用し、燃料交換時に、原子炉ごと交換できる「カセット式熱供給システム構想」が提唱されている。著者らは、オフィスビルの地下での利用に適した原子炉の要件を整理するとともに、要件を満足する原子炉プラントの概念を構築した。ビルの地下に設置する原子炉の要件は次の4項目に整理した。(1)工場で完全に組み立て、トレーラー等でビルの地下に搬入できる可能性、(2)原子炉事故時に原子炉の安全確保を運転操作及び外部電源に頼らない受動安全性、(3)設置するビルの耐震設計及び防火設計に特段の要求を必要としない独立した耐震性と耐火性及び(4)無人での長期連続運転性である。これらの要件を満たす原子炉MR-1Gの概念を構築し、基本的な特性を明らかにした。
館盛 勝一
日本原子力学会誌, 42(11), p.1124 - 1129, 2000/11
被引用回数：1 パーセンタイル：81.71(Nuclear Science & Technology)当研究グループが開発した新抽出剤TODGAの紹介を中心に、新抽出剤開発の基本的な考え方やその方法論、具体的なTODGAの抽出特性と放射線の効果と分解機構を述べ、今後の課題として3価のアクチノイドとランタノイドの相互分離法の開発を述べた。
新部 信昭; 島川 佳郎; 石川 浩康; 早船 浩樹; 久保田 健一; 笠井 重夫; 一宮 正和
JNC TN9400 2000-074, 388 Pages, 2000/06
JNC-TN9400-2000-074.pdf:13.32MB
ナトリウム冷却大型炉については、国内外に多くの研究・運転実績があり、これに基づく豊富な知見がある。本実用化戦略調査研究では、ループ型炉1概念、タンク型炉3概念について経済性向上を主眼にプラント基本概念の検討を実施した。具体的なコストダウン方策としては、ナトリウムの特長を活かした機器の大型化、系統数削減、機器の集合・合体化などを採用している。これらの革新的な設計については、その技術的成立性に関して更なる確認を必要とするが、いずれの炉型においても経済性目標(20万円/kWe)を達成できる見通しが得られた。また、ナトリウム炉の更なる経済性向上策として、以下の項目を抽出しコストダウンの可能性を検討した。・更なる高温・高効率化追求・建設工期短縮・検出系高度化による安全系局限化・SG-ACS
久保田 健一; 江沼 康弘; 田中 良彦; 此村 守; 一宮 正和
JNC TN9400 2000-066, 52 Pages, 2000/06
JNC-TN9400-2000-066.pdf:1.82MB
平成11年度より2年間の予定で高速増殖炉サイクルの実用化に向けた調査研究として、「実用化戦略調査研究フェーズI」を実施している。本報告書は、このフェーズIの中間段階、すなわち平成11年度の研究成果をまとめたもので、実用化戦略調査研究において対象としたFBRプラントシステムのうち溶融塩高速炉について技術的成立性及び経済性等の観点から検討を加えたものである。平成11年度は、その他概念の高速炉として流動燃料炉全般を対象として検討に着手し、現時点での知見に基づき軽水炉との燃料サイクルの整合が取れるU-Puサイクルが可能な唯一の高速増殖炉体系として、塩化物溶融塩炉を選定した。次に、溶融塩炉の抱える技術的・経済的な様々な課題を摘出・評価したうえで、塩化物溶融塩炉としての諸特徴を具備した溶融塩燃料組成及びプラント概念を暫定構築し、溶融塩以外の冷却材を使用するプラントと比較評価するため、限られた技術情報を前提として技術的及び経済的成立性について評価し以下の結果を得た。(1)塩化物溶融塩炉は固有の安全性を有し、再処理費や燃料費の著しい合理化効果が期待できる。(2)燃料インベントリと炉心冷却能力はNa冷却炉より劣るため、原子炉及び冷却系機器の物量がNa冷却炉より増加する。(3)溶融塩との共存性のある経済的な構造材料開発の見通しが不明である。以上の結果より、現状では次の検討ステップへの移行は時期尚早と考えられる状況であるとの結論に至った。
北村 誠司; 森下 正樹
JNC TN9400 2000-060, 168 Pages, 2000/05
JNC-TN9400-2000-060.pdf:4.09MB
共通床(コモンデッキ)に原子炉容器、一次系機器を搭載し、これを大型の皿ばねを用いた免震要素で上下方向に支持する3次元免震構造概念(コモンデッキ方式)を対象に、適切な上下免震特性に関する検討を行った。検討用の入力地震動としては、4種類の自然地震波と3種類の人工地震波を地震入力を用いた。地盤条件や免震建屋の特性を考慮し、水平免震建屋の地震応答解析を行い、上下免震要素の支持レベルにおける床応答と加速度時刻歴を整理した。上記で得た免震支持レベルでの応答加速度を入力として、1自由度上下免震構造モデルを用いて地震応答解析を行った。解析は、線形解析、非線形解析(復元力特性が弾性である皿ばねと弾完全塑性の減衰要素を想定)の2種類について実施した。線形解析で検討する範囲は、免震振動数0.8
2.5Hz、減衰比260%を組み合わせた領域とした。非線形解析では、皿ばねの剛性のみで決まる免震振動数0.55Hz、剛性比120、及び降伏震度0.010.2の範囲で検討した。上下免震システムの免震特性として、最大相対変位、最大加速度、及び512Hz間における床応答加速度の最大値の3つの応答量に対する判断基準を設定し、これらを満足するパラメタの組み合わせ領域について調べた。判断基準として最大相対変位50mm、規格化加速度0.75、規格化床応答0.33を用いた場合、線形解析の結果から、免震振動数は0.8、1.0、1.2Hz、減衰比はそれぞれ30、20、15%以上の組み合わせが適切であることがわかった。また非線形解析の結果、免震振動数0.81.0Hzの皿ばねと、剛性比46、降伏震度0.050.06の減衰要素を組み合わせて用いることで、適切な免震特性が得られることがわかった。非線形解析の結果は、等価減衰比が20%以上の減衰要素を用いることで、系としての卓越振動数が1.02.0Hzの範囲において適切な免震効果が得られることに相当する。
高下 浩文; 樋口 真史*; 富樫 信仁*; 林 達也*
JNC TN8410 2000-011, 175 Pages, 2000/05
JNC-TN8410-2000-011.pdf:4.67MB
FBR炉心解析技術について、関連部署への周知及び技術の伝承のために、設計評価Gr.において用いられている核設計手法についてまとめた。特に当Gr.で実施してきた127本バンドル「もんじゅ」高度化炉心の概念設計に対して用いられている核設計手法を中心に示した。示した項目は実効断面積の作成、2次元燃焼計算、3次元拡散計算、反応度係数計算、制御棒価値計算における計算方法である。本報告書で示される手法は、現時点での当Gr.の標準的な核設計手法である。しかし、今後、評価精度の向上を目指して、計算コードの高度化・整備、「もんじゅ」性能試験データ等を用いた設計評価における補正・不確かさの低減、核データ更新等を実施していく予定であり、それに伴い、核設計手法も見直される可能性があるが、情報の共有化の観点から現時点での当Gr.の標準的な核設計手法をまとめたこととした。
藤田 朋子
JNC TN9400 2000-038, 98 Pages, 2000/04
JNC-TN9400-2000-038.pdf:7.49MB
実用化戦略調査研究の一環として、有力な候補プラントの1つであるナトリウム冷却MOX燃料大型炉心について、再臨界回避方策の評価を実施した。実証炉の炉心崩壊事故解析等による従来の知見から、流量低下型事象時に炉停止に失敗し、大規模な溶融燃料プールが形成されて初めて、径方向揺動等による燃料の移動集中が生じ、厳しい即発臨界現象に至る可能性があることが分かっている。再臨界の可能性を排除するために、炉心物質の再配置を制御するCMR(Controlled Material Relocation)概念に基づいた再臨界回避方策の候補として、内部ダクト付き集合体、LAB(下部軸ブランケット)一部削除型集合体が提案されている。これらの方策についてSIMMER-IIIコードを用いた予備解析を実施し、CMR有効性の比較検討を行った。検討した候補のうち、内部ダクト付き集合体が最も燃料流出が早く、再臨界回避方策として有力である見通しを得た。LAB一部削除集合体でも、若干燃料流出は遅くなるが有望な候補である。しかしながら、中央ピンにUAB(上部軸ブランケット)を残す場合は、炉心下方でのFCIによって炉心燃料領域内に燃料が再流入するため、炉心性能へ著しい影響を与えない限り、中央ピンのUABも削除する方が良い。中央ピンの燃料軸長の長短が燃料流出挙動に与える影響は小さく、むしろUAB有無の影響が重要である。
