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久木田 豊; 渡邉 憲夫
JAEA-Technology 2014-036, 38 Pages, 2014/11
JAEA-Technology-2014-036.pdf:26.08MB
国会事故調による報告書は、地震によって原子炉冷却材の漏えいが発生し、これが事故の原因となった可能性を、とりわけ福島第一原子力発電所1号機について指摘している。この指摘については、政府事故調査委員会及び原子力安全・保安院、原子力規制庁により、地震応答解析の結果、プラントパラメータの記録、再現解析の結果等に基づいて検討され、地震によって微小な漏えいが起こった可能性までは否定できないものの、たとえ起こっていたとしても炉心損傷の原因となるようなものではないと結論づけている。また、国会事故調が安全上有意な漏えいの可能性を疑う理由として挙げた個別の論点についても反論を加えている。本報告書は、この問題について、原子炉計装のレビューや再現解析による漏えい検出能力を再検討し論旨を補強することによって、できるだけ技術的な不確かさを排除して解決することを目的としている。また、検討の過程において、1号機の設計上の特徴や、設備の変更履歴、事故時運転操作手順、事故時の実際の運転員操作を分析し、さらに調査すべき課題を摘出した。
亀井 美帆; 小澤 隆之
JAEA-Technology 2014-033, 36 Pages, 2014/11
JAEA-Technology-2014-033.pdf:3.93MB
高速炉燃料の高線出力や高燃焼度化を図るためには中空燃料の採用が有望であり、高燃焼度化に対してPCMI発生時における中空部変形によるPCMI応力の緩和効果が期待されている。このような照射挙動を踏まえた中空燃料設計に適用するため、従来から中空燃料設計コード「CEPTAR」の開発・整備を進めてきている。CEPTARコードでは燃料ペレット及び被覆管の応力・歪を一般化平面歪近似に基づき解くとともに、燃料組織変化モデルにボイド移動モデルを用いている。一方で、燃料設計に適用している高速炉用燃料設計コードでは許認可設計に対応するため、燃料組織変化モデルに三領域モデルを採用している。本研究では高速炉燃料の高燃焼度化に係る許認可設計でのPCMI評価に対応するため、CEPTARコードに三領域モデルを適用したCEPTAR-Dコードを開発し、常陽・海外炉における短期照射データ及び長期照射データを用いて熱的解析機能と機械的解析機能の検証を行った。その結果、従来の検証結果とほぼ同程度の精度を有し、燃料組織変化モデルに三領域モデルを適用した場合においても燃料ペレット及び被覆管の応力・歪を一般化平面歪近似で解くことによって、PCMI応力を適正に評価できることがわかった。
福田 一仁; 富岡 健一郎*; 大森 悟; 中野 貴文; 永里 良彦
JAEA-Technology 2014-032, 566 Pages, 2014/11
JAEA-Technology-2014-032.pdf:32.45MBJAEA-Technology-2014-032(errata).pdf:9.54MB
再処理施設の定期的な評価とは、保安活動の妥当性を確認し、施設の安全性及び信頼性向上のための有効な追加措置を摘出・実施することにより、当該施設が安全な状態で運転を継続できる見通しを得る取組であり、以下の4項目を実施した。(1)再処理施設における保安活動の実施の状況の評価では、必要な組織・体制が整理され、保安活動が適切に展開されていることを確認した。(2)再処理施設に対して実施した保安活動への最新の技術的知見の反映状況の評価では、最新の技術的知見が安全性を確保する上で適切に反映されていることを確認した。(3)経年変化に関する技術的な評価では、安全機能を有する機器・構築物等について、現状の保全を継続することにより、次回の高経年化対策までの供用を仮定した場合においても機器の安全機能が確保されることを確認した。(4)経年変化に関する技術的な評価に基づき再処理施設の保全のために実施すべき措置に関する十年間の計画の策定では、(3)の結果から長期保全計画に取り込むべき追加保全策はなかったが、一部の機器・構築物については、保全計画としてとりまとめ、施設・設備の安全性・信頼性の向上に活用することとした。
阿部 真也; 片田 偉奈雄; 星野 雅人; 徳永 博昭*; 堀越 秀彦*
JAEA-Review 2014-034, 81 Pages, 2014/11
JAEA-Review-2014-034.pdf:8.76MB
幌延深地層研究センターは、地層処分技術の信頼性向上、法定深度に対する技術的な安全裕度の提示、深部地質環境に関する理解および地層処分技術に関する国民との相互理解促進を目的とした研究を行っている。現在の「ゆめ地創館」は、民主党政権当時の行政改革の一環として、平成24年8月末で展示施設としての運営を停止し、三者協定に基づく地元との約束(放射性物質を持ち込まないなど)の遵守を確認してもらうため、地下の研究坑道を公開するための機能(ITVカメラモニタによる施設の公開・工事の掘削状況公開、施設入坑の際の事前説明、更衣の場等)に集約しつつ、同センターでの研究成果などの情報を分かりやすく提供する内容に特化し、事業説明の場等として利用している。今回、平成25年4月から10月までに回収したアンケート(2566件)について統計分析した結果について報告する。
東濃地科学センター 施設建設課
JAEA-Review 2014-032, 112 Pages, 2014/11
JAEA-Review-2014-032.pdf:21.07MB
本工事記録は、瑞浪超深地層研究所研究坑道掘削工事の平成21年度の工事概要、主な出来事、工事工程、工事安全などに関する記録をまとめたものである。工事概要は瑞浪超深地層研究所研究坑道掘削工事(その3)の仕様書、主な工事実績及び出来事は工程表、工事安全に関する記録は所内安全パトロール等の管理記録に基づいて取りまとめたものである。工事の計画と実績については、平成20年3月16日着工、平成22年3月15日竣工の瑞浪超深地層研究所研究坑道掘削工事(その3)のうち、平成21年4月1日から平成22年3月15日までの工事完了部分について記載した。
伊藤 啓; 田中 正暁; 大野 修司; 大島 宏之
JAEA-Research 2014-023, 34 Pages, 2014/11
JAEA-Research-2014-023.pdf:4.48MB
ナトリウム冷却高速炉の1次冷却系には、気泡もしくは溶存ガスの形態で不活性ガスが存在する。不活性ガスは、炉心反応度擾乱やIHX伝熱性能低下を引き起こす可能性があるため、高速炉の安定運転のためには不活性ガス挙動を調査する必要がある。しかし、不透明な液体金属中の不活性ガス挙動を実験的に調べることは困難であるため、著者らは、炉内における気泡・溶存ガス濃度分布を計算できるプラント挙動解析コードSYRENAを開発している。本研究では、SYRENAコード内で用いているモデルの高度化を行って解析精度の向上を図るとともに、様々な液体金属流れ場中の気泡挙動を解析するために必要となる新たなモデルの開発を行う。開発したモデルの検証としてナトリウム冷却大型高速炉の解析を行い、炉内の複雑な気泡挙動が計算できることを確認する。
阿部 仁; 真崎 智郎; 天野 祐希; 内山 軍蔵
JAEA-Research 2014-022, 12 Pages, 2014/11
JAEA-Research-2014-022.pdf:1.03MB
再処理施設における高レベル濃縮廃液の沸騰乾固事故時の安全性評価に資するため、揮発性の観点から公衆への影響が大きいと考えられるRuの放出挙動を検討した。Ruは、主に廃液の乾固の進行に伴って気相中へ放出されることが報告されている。本研究では、廃液の乾固段階におけるRuの放出挙動を把握するため、乾固物中に存在すると予想されるRu硝酸塩の熱分解に伴うRuの放出割合を測定するとともにRuの放出速度定数を導出した。この放出速度定数を用いてRu硝酸塩の昇温に伴うRuの放出速度を計算したところ、模擬廃液を加熱したビーカースケール実験で得られたRuの放出挙動を矛盾なく再現できることを確認した。
川本 康司; 窪島 光志*; 村上 裕晃; 石橋 正祐紀; 笹尾 英嗣
JAEA-Research 2014-021, 30 Pages, 2014/11
JAEA-Research-2014-021.pdf:6.79MB
日本原子力研究開発機構では、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を岐阜県瑞浪市において進めている。本計画は、「深部地質環境の調査・解析・評価技術の基盤の整備」及び「深地層における工学技術の基盤の整備」を全体目標として定め、「第1段階:地表からの調査予測研究段階」、「第2段階:研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階:研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなる計画である。現在は、第2段階及び第3段階の調査研究を進めている。そのうち第2段階では、「研究坑道の掘削を伴う調査研究による地質環境モデルの構築及び研究坑道の掘削による深部地質環境の変化の把握」を段階目標の一つとして調査研究を進めている。本報告書では、第2段階での主要課題の一つである地質構造モデル構築作業の一環として、第2段階における地質・地質構造の調査研究結果に基づき、瑞浪超深地層研究所の深度500mステージの坑道掘削範囲で認められた地質・地質構造について取りまとめた。
福井 勝則*; 羽柴 公博*; 佐藤 稔紀; 真田 祐幸; 桑原 和道
JAEA-Research 2014-020, 50 Pages, 2014/11
JAEA-Research-2014-020.pdf:2.8MB
高レベル放射性廃棄物の地層処分時においては、長期にわたる坑道の安定性の評価が要求される。このため、岩石や岩盤の時間依存性挙動を把握することは、坑道の長期安定性を評価する上で重要な課題である。そこで、岩石や岩盤の時間依存性挙動を、精密な試験や観察・計測から直接的に検討する手法(現象論的方法)で解明し、岩盤構造物の長期挙動予測評価手法を開発する研究を行ってきた。本報告書は、2013年度に実施した岩石や岩盤の時間依存性挙動に関する研究をまとめたものである。第1章では、研究内容とその背景を概括した。第2章では、1997年度から16年間継続している田下凝灰岩のクリープ試験結果について報告した。第3章では、結晶質岩の時間依存性挙動把握のためのデータの整理と分析結果について報告し、このデータの利用方法の一つの例として、時間依存性を考慮した岩盤分類について考察した。第4章では原位置試験計画の策定のため、原位置岩盤の数値解析手法の向上に関する検討を行った。
もんじゅ安全対策ピアレビュー委員会
JAEA-Evaluation 2014-005, 275 Pages, 2014/11
JAEA-Evaluation-2014-005.pdf:134.4MB
原子力規制委員会は2011年3月の東京電力福島第一原子力発電所の事故を踏まえ、ナトリウム冷却高速炉等の研究開発段階発電用原子炉を対象とした重大事故を考慮した新規制基準を2013年7月に定めた。この基準については、パブリックコメント等を踏まえ再度見直しをすることとしているが、日本原子力研究開発機構はこれまでの知見を活かし、独自に「高速増殖原型炉もんじゅに関する重大事故を含む安全確保の考え方」を構築すべく、高速増殖炉の技術及び安全性評価に精通した専門家により「もんじゅ安全対策ピアレビュー委員会」を設置し、科学的・技術的知見に基づき、検討することとした。本報告書は、委員会として高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方について重要な論点事項を本委員会として整理し、適切に対策を講じなければならない16の要求をまとめたものである。
酒谷 圭一; 中村 康雄; 辻 智之; 中谷 隆良
JAEA-Data/Code 2014-020, 38 Pages, 2014/11
JAEA-Data-Code-2014-020.pdf:30.04MB
余裕深度処分の安全評価においては、処分施設閉鎖後、数十万年に渡る超長期的な時間軸での被ばく線量を評価し、現在のみならず、将来の公衆に対する安全性を確認することが必要である。日本原子力研究開発機構では、保有する原子力施設等の運転および解体に伴い発生する放射性廃棄物のうち、余裕深度処分対象廃棄物の安全な処分の実現を目指し、平成20年度より一次元移流分散方程式をベースとした核種移行解析が可能な汎用シミュレーションソフトウェア「GoldSim」を用いて被ばく線量評価ツールを作成するとともに、対象廃棄物を処分した場合の被ばく線量評価を進めてきた。また、評価ツールについては、旧原子力安全委員会の安全審査指針など、最新の評価の考え方を反映しながら、随時改良を加えてきた。本報告書は現在までに作成した評価ツールのうち、「ガス移行シナリオ」評価ツールについて、評価モデルの考え方および評価ツールの構成を解説したものである。
2013年度)データ集上野 哲朗; 佐藤 成二; 竹内 竜史
JAEA-Data/Code 2014-018, 37 Pages, 2014/11
JAEA-Data-Code-2014-018.pdf:3.64MB
JAEA-Data-Code-2014-018-appendix(CD-ROM).zip:0.57MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、岐阜県瑞浪市において結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「地表からの調査予測研究段階(第1段階)」、「研究坑道の掘削を伴う研究段階(第2段階)」、「研究坑道を利用した研究段階(第3段階)」の3段階からなる。研究所用地における第1段階の調査研究は、2002年度から2004年度まで実施され、2004年度からは第2段階の調査研究が、2010年度からは第3段階の調査研究が開始されている。第2段階の調査研究では、「研究坑道の掘削を伴う調査研究による地質環境モデルの構築および研究坑道の掘削による深部地質環境の変化の把握」を段階目標の一つとして調査研究を実施しており、その一環として、研究坑道内への湧水量計測を2005年2月から実施している。本データ集は、20122013年度に実施した研究坑道内での湧水量計測で取得したデータを取りまとめたものである。
)法による
Mo/
Tc製造用照射ターゲットの製造技術開発と特性評価西方 香緒里; 木村 明博; 石田 卓也; 椎名 孝行*; 太田 朗生*; 棚瀬 正和*; 土谷 邦彦
JAEA-Technology 2014-034, 34 Pages, 2014/10
JAEA-Technology-2014-034.pdf:3.26MB
JMTR再稼働後の利用拡大の一環として、照射試験炉センターでは、医療用ラジオアイソトープ(RI)として用いられるモリブデン-99(Mo)/テクネチウム-99m(
Tc)の材料試験炉(JMTR)を用いた放射化法((n,)法)による製造に関する要素技術開発を行っている。Moは、一般的に核分裂法((n,f)法)で製造されているが、放射性廃棄物量及びコストの低減化や核不拡散上の観点から、(n,)法によるMo/Tc製造に着目した。しかしながら、(n,)法によるMo/Tc製造では、(n,f)法に比べ単位体積当たりの比放射能が低いという欠点がある。本報告書は、照射ターゲットの単位体積当たりの
Mo含有量を増加させるため、高密度MoO
ペレットの製造方法を確立し、得られた高密度MoOペレットの特性試験結果をまとめたものである。
濱 克宏; 見掛 信一郎; 西尾 和久; 笹尾 英嗣; 三枝 博光; 岩月 輝希; 池田 幸喜; 佐藤 稔紀; 大澤 英昭; 小出 馨
JAEA-Review 2014-035, 34 Pages, 2014/10
JAEA-Review-2014-035.pdf:44.83MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、地層処分技術に関する研究開発のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階; 地表からの調査予測研究段階」、「第2段階; 研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階; 研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなる。2014年度は、2014年2月における深度500mステージの研究坑道の掘削工事の完了に伴い、超深地層研究所計画における深度500mまでの第2段階の調査研究を一旦終了し、これまで実施してきた各種モニタリング等を含め、物質移動試験や再冠水試験等の第3段階の調査研究を進めていく。本計画書は、2010年に改訂した「超深地層研究所地層科学研究基本計画」、2012年度から2013年度に実施した第3段階における調査研究計画の策定に向けた検討結果および2013年度の調査研究の進捗を踏まえて、2014年度の超深地層研究所計画の調査研究計画、施設建設計画、共同研究計画などを示したものである。
渡辺 将久; 田川 明広; 梅宮 典子; 丸山 登; 吉田 真美; 川瀬 啓一; 野口 真一; 坂爪 克則; 渡邊 雅範; 平賀 隼人; et al.
JAEA-Review 2014-028, 184 Pages, 2014/10
JAEA-Review-2014-028.pdf:37.79MB
除染作業に利用できる技術について民間企業等から技術提案を受け、その除染効果を経済性,安全性等とともに検証する「除染技術実証事業」を環境省からの受託を受けて実施した。平成25年度の除染技術実証事業では、土壌や緑地、廃棄物の除染や、焼却灰の洗浄等の11件の技術が採択され、原子力機構は実証試験への助言及び評価を実施した。
真辺 健太郎; 佐藤 薫; 高橋 史明
JAEA-Data/Code 2014-017, 60 Pages, 2014/10
JAEA-Data-Code-2014-017.pdf:15.4MBJAEA-Data-Code-2014-017-appendix(CD-ROM).zip:0.62MB
国際放射線防護委員会ICRPは、2007年勧告において、コーカソイドの体格、臓器質量のデータに基づく人体モデルを線量評価のための標準ファントムと定めた。標準ファントムは、内部被ばく線量評価においては、比吸収割合SAFの算出に用いられる。一方、成人日本人は、成人コーカソイドに比べ小柄であり、臓器質量の特徴も異なる。SAFは体格や臓器質量に依存するため、両人種間の身体的特性の違いが線量係数に影響を及ぼす可能性がある。そこで、平均的成人日本人男性ファントムJM-103を汎用放射線輸送計算コードMCNPX 2.6.0に組み込み、67個の線源領域と41個の標的臓器の組合せについて、10keVから10MeVの範囲の25種類の単色光子及び電子に対するSAFを計算した。また、本研究の計算結果とICRPの成人男性の標準ファントムによるSAFを比較して、成人日本人とコーカソイド間の身体的特性の違いがSAFに及ぼす影響を分析した。本研究で計算したJM-103のSAFは、成人日本人男性と成人コーカソイド男性の身体的特性の違いが線量係数に及ぼす影響を評価するための基礎データとなる。
佐藤 博之; 大橋 弘史; Yan, X.; 久保 真治; 西原 哲夫; 橘 幸男; 稲垣 嘉之
JAEA-Technology 2014-031, 30 Pages, 2014/09
JAEA-Technology-2014-031.pdf:17.95MB
本報告では、最終目標である熱電供給用高温ガス炉システムGTHTR300Cの実現に向けて、高温ガス炉の技術的課題である原子炉施設と水素製造施設の接続時の安全基準及びこれに適語する設計の確立やヘリウムガスタービンの総合的性能の検証に資するため、HTTRを用いた熱利用試験計画での技術実証項目を提案するとともに、熱利用システムのプラント概念を明らかにした。
山下 理代; 濱 克宏; 竹内 竜史; 森川 佳太*; 細谷 真一*; 中村 敏明*; 田中 由美子*
JAEA-Technology 2014-029, 118 Pages, 2014/09
JAEA-Technology-2014-029.pdf:25.16MB
物質移動に関する調査研究では、岩盤中の物質移動に関わる現象の理解を進めつつ、物質移動に関するパラメータ値の測定技術および物質移動に関わるモデル化・解析・評価技術を体系的に整備することを目標としている。岩石試料を用いた拡散試験は、本研究の一環として割れ目の地質学的特徴と物質移動に関するパラメータ値の関係の把握などを目的として計画したものである。本報告では、これらの拡散試験の開始に先立ち実施した岩石ブロックを用いた拡散試験環境の整備と透過拡散試験に用いる試料の作成について、そして数値解析に用いるパラメータ値の取得のために実施した間隙率測定結果およびX線回析分析結果を取りまとめたものである。
横田 渉; 佐藤 隆博; 神谷 富裕; 奥村 進; 倉島 俊; 宮脇 信正; 柏木 啓次; 吉田 健一; 舟山 知夫; 坂下 哲哉; et al.
JAEA-Technology 2014-018, 103 Pages, 2014/09
JAEA-Technology-2014-018.pdf:123.66MB
日本原子力研究開発機構高崎量子応用研究所のイオン照射研究施設(TIARA)では、イオンビームを利用する主要な研究課題である生物細胞放射線影響評価研究と宇宙用半導体耐放射線性評価研究を推進するため、TIARAのサイクロトロンで加速した数百MeV重イオンビームを磁気レンズで集束させて直径1
m以下のマイクロビームに形成する技術を世界で初めて実現した。更に、これを用いて1個のイオンをビーム径の空間精度で照準するシングルイオンヒットを可能にした。この過程で、TIARAの静電加速器で完成した数MeVイオンのマイクロビーム形成・シングルイオンヒット技術を活かしたビーム集束装置、ビーム照準・計測技術や、1mへの集束に必要なエネルギー幅の狭い数百MeV重イオンビームを加速するためのサイクロトロンに特有な技術を開発した。また、開発途中に利用研究の実験に試用することにより、本技術の適用性を適宜評価しその改良を行うことで、利用研究の試用実験を軌道に乗せることができた。本報告書は、およそ10年に亘るこれらの技術・装置開発の過程及び成果を、試用実験における評価とともにまとめたものである。
岩月 仁; 笠原 清司; 久保 真治; 稲垣 嘉之; 國富 一彦; 小川 益郎
JAEA-Review 2014-037, 14 Pages, 2014/09
JAEA-Review-2014-037.pdf:8.84MB
高温ガス炉の熱エネルギーを用いることにより、水から水素を製造する熱化学法ISプロセスは、CO
を排出することなく、安定かつ大量に水素を生産できうる、将来の最有力水素製造技術の一つとして、水素・燃料電池戦略ロードマップに記載されるなど、大きな期待が寄せられている。今後、実用化に向けた経済性評価が必要だが、将来の商用高温ガス炉ISプロセス水素製造システムの経済性を精度よく評価することは現段階では困難である。そこで、既存の化石資源を用いた大型商用水素製造プラントの経済性評価データを基に、高温ガス炉ISプロセス水素製造システムの経済性を評価した。本評価において、水素製造コストは25.4円/Nm
であり、それに占める水素製造装置の構成要素の割合から、エネルギー源である高温ガス炉の建設コストの削減、稼働率の向上、水素製造熱効率の改善が水素製造コストの低下に大きく寄与することがわかった。この水素製造コストは燃料電池自動車(FCV)用水素燃料などに求められる水素製造コストを十分満足できることから、この値を高温ガス炉ISプロセス水素製造システムの水素製造コスト目標値として研究開発をすすめていく。
安江 健一; 浅森 浩一; 丹羽 正和; 國分 陽子; 小堀 和雄; 幕内 歩; 松原 章浩; 柴田 健二; 田村 肇; 田辺 裕明; et al.
JAEA-Review 2014-033, 43 Pages, 2014/09
JAEA-Review-2014-033.pdf:16.91MB
本計画書は、高レベル放射性廃棄物の地層処分における地質環境の長期安定性に関する研究についての第2期中期計画期間(平成22年度-平成26年度)における平成26年度の研究開発計画である。本計画の策定にあたっては、「地質環境の長期安定性に関する研究」基本計画-第2期中期計画に基づき、第1期中期計画期間(平成17年度-平成21年度)における研究開発の成果、平成22年度から平成25年度の研究開発の成果、関係研究機関の動向や大学等で行われている最新の研究成果、実施主体や規制機関のニーズ等を考慮した。研究の実施にあたっては、最終処分事業の概要調査や安全審査基本指針等の検討・策定に研究成果を適時反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで研究開発を推進していく。
核不拡散・核セキュリティ総合支援センター
JAEA-Review 2014-013, 47 Pages, 2014/09
JAEA-Review-2014-013.pdf:27.25MB
2010年12月に核不拡散核セキュリティ総合支援センター(ISCN)が設置されてから2年、ISCNは核不拡散/保障措置、核セキュリティ等の分野で、30回を超えるトレーニング、セミナー、ワークショップ等を開催し、参加国数は30か国、参加者は1,000名を超えている。アジア諸国を中心とした海外向けのトレーニング等のみならず、(旧)原子力安全・保安院,原子力規制庁,警察関係,自衛隊,原子力事業者,電気事業者等国内関係機関向けのトレーニング、セミナー等も開催し、多くの参加を得ている。特に原子力規制庁とは、核セキュリティのトレーニング・カリキュラムの整備、そして新任の核物質防護検査官の研修等で協力関係を強めている。本報告書は、ISCNの2年間の活動と国際貢献をまとめたものである。
村松 壽晴; 山田 知典; 羽成 敏秀; 武部 俊彦; Nguyen, P. L.; 松永 幸大
JAEA-Research 2014-018, 41 Pages, 2014/09
JAEA-Research-2014-018.pdf:42.21MB
福島第一原子力発電所の廃止措置作業では、燃料と炉内構造物とが溶融混合凝固した燃料デブリなどを取出し対象とする必要がある。この燃料デブリは、米国・スリーマイル島原子力発電所2号機での知見から、形状不定、高硬度、多孔質、多成分などの特徴を持つと考えられ、これを的確に取出すことのできる工法を確立する必要がある。本報では、高出力・高出力密度、局所加工性、遠隔操作性に優れ、更には靭性によらず溶断・破砕を行うことが可能なレーザー光を熱源とした切断工法を対象とし、燃料デブリの取出しに必要となる要素技術を開発することを目標とした研究計画を策定するとともに、これに基づいた2013年度(平成25年度)の研究成果について記載した。
turbine system, 2; Turbine system and plant size木曽原 直之; 阪本 善彦; 小竹 庄司*
JAEA-Research 2014-016, 60 Pages, 2014/09
JAEA-Research-2014-016.pdf:22.38MB
ナトリウム冷却高速炉の安全性と経済性の更なる向上のために、超臨界炭酸ガスサイクルタービンシステムのJSFRへの適用性を検討した。本検討は、超臨界炭酸ガスタービンシステムを1次ナトリウム系に直結した2次系削除型JSFRに関するものである。超臨界炭酸ガスタービンのシステム構成、ヒートマスバランス、主要機器の設計検討について述べる。また、原子炉建屋とタービン建屋内の機器・配管の配置も検討し、建屋の大きさを評価した。この結果、従来の2次系を有する蒸気タービンを採用したJSFRと比較すると、原子炉建屋容積及びタービン建屋容積は、それぞれ7%、40%削減することが明らかとなった。また、サイクル熱効率は41.9から42.3%であり、水・蒸気システムのJSFRとほぼ同じであることわかった。
turbine system, 1; Sodium/CO heat exchanger木曽原 直之; 阪本 善彦; 小竹 庄司*
JAEA-Research 2014-015, 33 Pages, 2014/09
JAEA-Research-2014-015.pdf:27.33MB
ナトリウム冷却高速炉の安全性と経済性の更なる向上のために、超臨界炭酸ガスタービンシステムのJSFRへの適用性を検討した。本検討は、超臨界炭酸ガスタービンシステムを1次ナトリウム系に直結した2次系削除型JSFRに関するものである。ナトリウム/炭酸ガス熱交換器はこのシステムの重要機器の一つであることから、その構造や炭酸ガスリーク時の安全性に関して述べる。ナトリウム/炭酸ガス熱交換器は、PCHE方式とし、き裂進展防止と熱膨張低減のためにSiC/SiCセラミック複合材料をPCHEの材料に用いた。また、製作性や補修性の観点から多数の小型の熱交換PCHEモジュールを、その容器の中で組み合わせる構成とした。熱交換器における炭酸ガスリークも評価し、この結果、炉心や1次ナトリウムバウンダリーへの影響は無いことがわかった。
萩原 裕之; 木村 暢之*; 小野島 貴光; 長澤 一嘉*; 上出 英樹; 田中 正暁
JAEA-Research 2014-014, 178 Pages, 2014/09
JAEA-Research-2014-014.pdf:53.12MB
日本原子力研究開発機構で設計検討が行われているナトリウム冷却高速炉(JSFR)では、原子炉スクラム時において、炉上部プレナム内に温度成層化現象が発生する。成層界面では鉛直方向に急峻な温度勾配が形成され、時間経過とともに成層界面が上昇すると、炉容器壁に熱荷重が発生する。これまでに、強制循環試験(15%流量)を実施し、炉容器壁の熱応力に対して構造健全性を担保できる見通しを得ている。今回、1/11縮尺上部プレナム水流動試験装置により、強制循環から自然循環へ系統運用を変更した試験を実施した。加えて、直接炉心冷却系熱交換器(DHX)を運転した試験を実施した。本試験により、自然循環に系統運用を変更することで、成層界面での温度勾配が1/3程度に低下し、スクラム時の炉容器壁の構造健全性の裕度が大幅に増加することを明らかにした。また、DHXを運転した場合、DHX出口からの低温流体により、炉容器壁に急峻な温度勾配が生じることを明らかにした。
小島 圭二*; 大西 有三*; 青木 謙治*; 杤山 修*; 西垣 誠*; 登坂 博行*; 吉田 英一*; 尾方 伸久
JAEA-Research 2014-011, 43 Pages, 2014/09
JAEA-Research-2014-011.pdf:56.68MB
本報告書は地層処分におけるニアフィールド(NF)コンセプトをより現実的に再構築する研究に関するものである。地層処分施設における地下坑道周辺岩盤を含むニアフィールドでの、現実的な核種移行シナリオとして、処分場の掘削-操業期間-閉鎖後の時系列変化を、ステージ0からIVの5段階に区分して、特に処分場閉鎖後の各時空間断面における「場」の状態や要因の相互作用の網羅性を重要視した検討課題のリストを提示した。さらに、これまでの研究成果を反映・発展させ、地下水シナリオで重要となる断層・割れ目に着目した現実的なニアフィールド核種移行の構造モデルの検討を行った。
量子ビーム応用研究センター
JAEA-Evaluation 2014-004, 113 Pages, 2014/09
JAEA-Evaluation-2014-004.pdf:29.31MB
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成20年10月31日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価の指針」((平成21年2月17日文部科学大臣決定)、ならびに原子力機構の「研究開発課題評価実施規定」(平成17年10月1日制定、平成21年8月19日改正)等に基づき、量子ビーム応用研究に関する中間評価を量子ビーム応用研究・評価委員会に諮問した。これを受けて、量子ビーム応用研究・評価委員会は、本委員会によって定められた評価方法に従い、原子力機構から提出された平成22年4月から平成24年9月までの量子ビーム応用研究部門の運営ならびに量子ビーム応用研究の実施状況に関する説明資料の検討を行った。本報告書は、量子ビーム応用研究・評価委員会より提出された中間評価の内容を取りまとめたものである。
立松 研二; 松本 裕之
JAEA-Evaluation 2014-003, 131 Pages, 2014/09
JAEA-Evaluation-2014-003.pdf:26.08MB
高温ガス炉とこれによる水素製造技術の研究開発の意義,内容等について、外部有識者からなる高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会において評価を受けた。その結果、熱利用産業・運輸部門における炭酸ガス排出量低減に貢献するため、原子力エネルギーによって熱需要に応えるという目標は重要であり、高温ガス炉とこれによる水素製造技術を我が国が持つことが必要である。そのための基盤技術の確立を目指し、高温工学試験研究炉(HTTR)等を用いた研究開発を行うべきである。等の評価結果が示された。本報告書は、高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会及び専門部会の構成、審議経過、評価方法について記載し、同委員会により提出された「高温ガス炉研究開発報告書」を7ページ以降に添付したものである。
浅見 誠; 綿引 博美; 大井 貴夫; 牧野 仁史; 柴田 淳広; 亀尾 裕; 目黒 義弘; 芦田 敬
JAEA-Data/Code 2014-016, 37 Pages, 2014/09
JAEA-Data-Code-2014-016.pdf:37.04MBJAEA-Data-Code-2014-016-appendix(CD-ROM).zip:60.46MB
東京電力株式会社(東京電力)福島第一原子力発電所から発生する廃棄物に関する分析結果のうち、2011年度から2013年度(2014年3月末)までに日本原子力研究開発機構(JAEA)と東京電力によって公開されている滞留水・処理水の分析結果(JAEAの分析結果: 25サンプル、東京電力の分析結果: 313サンプル)を水分析結果データベース(2013年度版)としてまとめた。また、東京電力によって公開されている汚染水処理に係る二次廃棄物(吸着材、スラッジ)中のインベントリ評価に必要な滞留水量及び廃棄物発生量に関する情報(「福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について」等の公開資料の第0報(2011/5/31)から第143報(2014/3/25)の内容)も合わせてまとめた。本資料では、例題を用いて水分析結果データベースの機能と使用方法を示すとともに、水分析結果データベース(2013年度版)を付録CDとして提供する。
駒 義和
JAEA-Data/Code 2014-015, 23 Pages, 2014/09
JAEA-Data-Code-2014-015.pdf:2.2MB
東京電力福島第一原子力発電所の事故において放射性核種が環境に放出された。東京電力は原子炉周辺の土壌を採取し、分析した結果を公表している。この分析値と原子炉内に存在した燃料の組成を用いて、
Csを基準とした輸送比を計算した。
15日, 京都府木津川市光量子科学研究シンポジウム事務局
JAEA-Conf 2014-001, 90 Pages, 2014/09
JAEA-Conf-2014-001.pdf:39.21MB
平成25年11月14日-15日の2日間にわたり関西光科学研究所木津地区において開催した「第14回 光量子科学研究シンポジウム」における量子ビーム応用研究部門木津地区、及び共同研究者による光量子科学研究に係る講演およびポスター発表のプロシーディングを収録している。
深谷 裕司; 後藤 実; 柴田 大受
JAEA-Technology 2014-030, 29 Pages, 2014/08
JAEA-Technology-2014-030.pdf:17.7MB
高温ガス炉の炉内材料に対する照射損傷評価法に関する研究を行った。初めに、照射損傷評価法に関する理論および評価法の調査を行った。次に、一般的に使われている炉定数作成コードNJOYを用いたDPA断面積評価手法を含めたDPA評価法を整備した。これらの評価を簡便に実施するため、先行研究で開発されたNJOYをソルバーとして組み込んだDPA評価コードシステムNPRIMの機能を包絡するシステムの開発を行った。さらに、今後の評価手法の高度化に関する課題の抽出を行った。
山岡 慎吾; 清水 由佳*; 福田 義博*; 菖蒲 敬久; 小西 啓之
JAEA-Technology 2014-027, 21 Pages, 2014/08
JAEA-Technology-2014-027.pdf:28.95MB
SPring-8の放射光ビームラインにおいて、放射光源から実験ステーションまでの輸送部の真空維持・管理は欠かせないものである。真空維持には、ターボ分子ポンプとスクロールポンプで構成される真空排気ユニットを用いている。しかし、BL22XUにおいて真空排気ユニットの一部であるスクロールポンプの動作不良が報告されている。真空排気ユニットの多くは放射線濃度の高い遮蔽ハッチ内に設置されており発見が遅れるため、結果的に動作不良のまま運転し続けるという状況に陥っていた。そこで今回、スクロールポンプの動作不良を早期発見するため、"スクロールポンプ動作状況監視システム(SCP-MS)"の開発を行った。本システムは、スクロールポンプの真空度とモータ電流値を同時測定しモニタリングできるため、今まで目視では捉えられなかったスクロールポンプの状況を遮蔽ハッチ外からでも捉えることが可能である。実際に真空排気セクションで使用しているスクロールポンプに"スクロールポンプ動作状況監視システム(SCP-MS)"を導入したところ、動作状況を把握するのに十分な真空度とモータ電流値の変化を捉えることができた。本稿では、その詳細について記述する。
石塚 悦男; 本橋 純; 塙 善雄; 米田 政夫; 綿引 俊介; Mukanova, A.*; Kenzhina, I. E.*; Chikhray, Y.*
JAEA-Technology 2014-025, 77 Pages, 2014/08
JAEA-Technology-2014-025.pdf:43.46MB
JMTRやJRR-3では、原子炉の運転に伴って一次冷却水中のトリチウム濃度が高くなることが明らかになっている。本報告書では、これらのトリチウム放出源を明らかにするため、JMTR, JRR-3M及びJRR-4の各運転サイクルにおけるトリチウム放出率を実測値から評価した。この結果、炉心構成材にベリリウムを使用していないJRR-4のトリチウム放出率は8Bq/Wd以下であり、運転に伴うトリチウム濃度の上昇は認められなかった。これに対して、炉心構成材にベリリウムを使用しているJMTR及びJRR-3Mでは、トリチウム放出率がそれぞれ約60140及び約1095Bq/Wdで運転に伴ってトリチウム濃度が上昇すること、ベリリウム製炉心構成材を新規製作品と交換するとトリチウム放出率が一時的に低下し、その後、運転サイクルとともに増加する傾向が見られた。
深谷 正明*; 納多 勝*; 畑 浩二*; 竹田 宣典*; 秋好 賢治*; 石関 嘉一*; 金田 勉*; 佐藤 伸*; 柴田 千穂子*; 上田 正*; et al.
JAEA-Technology 2014-019, 495 Pages, 2014/08
JAEA-Technology-2014-019.pdf:82.23MB
超深地層研究所計画では、「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、「研究坑道の建設技術の開発」、「研究坑道の施工対策技術の開発」、「安全性を確保する技術の開発」を目的として、工学技術に関する研究を進めている。本研究では、これら4項目の工学技術研究として、深度500mまでの研究坑道の施工によって取得された計測データを用いて、設計の妥当性の検討や施工管理のための計測結果の分析と課題の抽出、パイロットボーリングから得られた情報の有効性に関する評価を行うとともに、研究坑道掘削工事で適用される技術の抽出と有効性評価を実施し、今後の技術開発の方向性について検討を加えた。
渡邉 憲夫
JAEA-Review 2014-031, 18 Pages, 2014/08
JAEA-Review-2014-031.pdf:4.92MB
運転経験から教訓や知見を得て原子力施設の設計,建設,運転及び管理にフィードバックすることの重要性が認識されている。実際、多くの事例において、過去に発生した類似の事象やシーケンスを伴っている。これらの事例は、「前兆事象」と呼ばれ、学ぶべき安全上重要な教訓が含まれている。本検討では、運転経験の分析を通して、福島第一原子力発電所の事故に対する前兆事象を明らかにするとともに、それらの事象から学ぶべきであった教訓や知見について議論する。福島第一原子力発電所の事故に対する前兆事象として、本検討では、次の6件の事例を特定した。(1)大規模な内部浸水と安全系の機能喪失、(2)制御室機能と崩壊熱除去機能の喪失を伴う長時間の全交流電源喪失(station blackout)、(3)安全系の機能喪失を伴う外部浸水と複数基サイト問題、(4)外部電源喪失と非常用ディーゼル発電機2台中1台の動作不能、(5)津波起因の浸水、及び、(6)計装電源の共通モード故障。また、これら6件の中で福島第一原子力発電所の事故に最も近かったニアミス事例についてそのシナリオを分析しシビアアクシデントに至らずに済んだプロセスについて検討した。
敦賀本部 高速増殖炉研究開発センター
JAEA-Review 2014-030, 138 Pages, 2014/08
JAEA-Review-2014-030.pdf:71.69MB
高速増殖原型炉もんじゅ(以下「もんじゅ」)は、日常の運転、保守等の経験を通して、我が国の高速増殖炉サイクル技術確立に向けた技術的成果を蓄積してきている。本年報は、平成25年度の「もんじゅ」の主な成果及びプラント管理に関連するデータをまとめたものである。
玉井 広史; 山村 司; 寺岡 伸章
JAEA-Review 2014-029, 79 Pages, 2014/08
JAEA-Review-2014-029.pdf:43.14MB
原子力平和利用と核不拡散の確保を国際的な協力のもとで推進する上で、二国間原子力協力協定は重要な役割を果たしてきたが、新興国の原子力発電の導入が進む中でその重要性は一層増している。本研究は、公開情報に基づき原子力資機材の主要供給国が締結している二国間原子力協力協定について、保障措置の適用や濃縮・再処理に関する資機材・技術等に関する規制など核不拡散を担保するために規定されている核不拡散要件を抽出し、比較分析を行ったものである。その結果、いずれの協定においても、供給した原子力資機材を平和目的で適正に管理するための最低限の施策が規定され核不拡散体制を担保する一定の役割を果たしている一方で、濃縮・再処理の実施、プルトニウム・濃縮ウランの貯蔵、機微技術の移転、協定に違反した場合の制裁規定等に関して、供給国毎に相違が存在することも判明した。このような協定中の核不拡散要件の差異に拘らず国際的な核不拡散体制の強化を進めていくためには、NSGガイドラインのような取極めを遵守することに加え、供給国と受領国双方にインセンティブをもたらすような核不拡散上の共通理解を醸成することが有効であると考えられる。
花室 孝広
JAEA-Review 2014-027, 24 Pages, 2014/08
JAEA-Review-2014-027.pdf:53.43MB
本計画は、原子力機構が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施している。本計画では、深地層の科学的研究として、「深地層環境の深度(地下350m程度)まで坑道を掘削しながら調査研究を実施し」、「地上からの精密調査の段階に必要となる技術基盤を整備し、実施主体や安全規制機関に提供する」こととする。また、地層処分研究開発として、「深地層の研究施設等を活用して、実際の地質環境条件を考慮した現実的な処分概念の構築手法や総合的な安全評価手法を整備する」こととしている。本計画は、全体で20年程度とし、「地上からの調査研究段階(第1段階)」、「坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階)」、「地下施設での調査研究段階(第3段階)」に分けて実施することとしている。平成26年度は、地下施設の建設及び第2段階及び第3段階の調査研究を継続する。
研究協力課
JAEA-Review 2014-026, 52 Pages, 2014/08
JAEA-Review-2014-026.pdf:52.31MB
本報告書は、平成25年度に実施した高速増殖炉関係、放射線の安全関係及び地層処分・地層科学関係の先行基礎工学研究に関する11件の研究協力課題の実施結果についてその概要をまとめたものである。
小野 高行; 辻中 秀介; 石森 有; 川崎 悟; 安藤 正樹
JAEA-Review 2014-025, 13 Pages, 2014/08
JAEA-Review-2014-025.pdf:2.44MB
人形峠環境技術センターでは、良好な自然環境の確保等を目的として岡山県・鳥取県と締結した環境保全協定に従って、センターやウラン鉱山跡の捨石たい積場周辺等の環境監視測定を実施している。これらの監視測定結果は、各々の県に定期的に報告するとともに、専門家で構成される岡山県環境放射線等測定技術委員会(岡山県)や鳥取県放射能調査専門家会議(鳥取県)において審議され、異常は見られないことが確認された。本資料は鳥取県に報告し、鳥取県放射能調査専門家会議において評価を受けた平成25年度の捨石たい積場周辺の環境監視結果についてまとめたものである。
伊藤 公雄; 小野 高行; 石森 有; 川崎 悟
JAEA-Review 2014-024, 19 Pages, 2014/08
JAEA-Review-2014-024.pdf:3.28MB
人形峠環境技術センターでは、良好な自然環境の確保等を目的として岡山県・鳥取県と締結した環境保全協定に従って、センターやウラン鉱山跡の捨石たい積場周辺等の環境監視測定を実施している。これらの監視測定結果は、各々の県に定期的に報告するとともに、専門家で構成される岡山県環境放射線等測定技術委員会(岡山県)や鳥取県放射能調査専門家会議(鳥取県)において審議され、異常は見られないことが確認された。本資料は鳥取県に報告し、鳥取県放射能調査専門家会議において評価を受けた平成24年度の捨石たい積場周辺の環境監視結果についてまとめたものである。
忽那 秀樹; 岩井 紘基; 門脇 春彦
JAEA-Review 2014-023, 30 Pages, 2014/08
JAEA-Review-2014-023.pdf:100.36MB
原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)は、廃止措置技術開発を計画・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が目指すエネルギー研究開発拠点化計画における研究開発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、原子力機構内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、平成26年3月13日に開催した第29回ふげん廃止措置技術専門委員会において報告した"廃止措置の状況"、"炉心構造材からの試料採取技術開発状況"及び"トリチウム除去における常温真空乾燥の効率化検討"について、資料集としてまとめたものである。
7月3日, 日本原子力研究開発機構・原子力科学研究所石井 哲朗; 長 明彦; 西尾 勝久; 浅井 雅人; 石川 法人; 松田 誠
JAEA-Review 2014-002, 238 Pages, 2014/08
JAEA-Review-2014-002.pdf:149.5MB
原子力機構-東海タンデム加速器施設は、高性能で多様な重イオンビームを提供できることから、原子核物理、原子核化学、核医学用RI生成、原子物理、照射効果などの基礎科学研究への利用を推進してきた。2011年3月に発生した東北地方太平洋沖地震など、タンデム加速器を取り巻く情勢は大きく変化している。このような状況であるが異分野の研究者間で活発な討論を行うため、しばらく中断していたワークショップ「タンデム領域の重イオン科学」を開催することとした。本研究会では、ここ数年間で得た成果を報告していただくとともに、各分野の最近の研究動向を概説した。本研究会は、2013年7月2、3日、原子力科学研究所研究1棟において、約60名の参加のもと、20件の口頭発表と28件のポスター発表が行われた。本報告集は、研究会で口頭発表されたスライドをまとめた資料集である。
佐藤 大樹; 古田 琢哉; 高橋 史明; 遠藤 章; Lee, C.*; Bolch, W. E.*
JAEA-Research 2014-017, 25 Pages, 2014/08
JAEA-Research-2014-017.pdf:15.8MB
福島第一原子力発電所事故により、土壌に広範囲にわたって沈着した放射性セシウムがもたらす外部被ばくによる公衆の実効線量の評価に必要な線量換算係数を解析した。モンテカルロ法に基づく3次元放射線輸送コードPHITSを用いて、Cs-134及びCs-137が土壌中0.0g/cm
, 0.5g/cm, 2.5g/cm, 5.0g/cm及び10.0g/cmのいずれかの深さに一様平板分布している条件で線量解析を進め、新生児, 1歳, 5歳, 10歳, 15歳及び成人の換算係数データを整備した。また、放射性セシウムが沈着した土壌上に1ヶ月, 1年または50年、滞在した場合の積算実効線量への換算係数も評価した。解析の結果、年齢が低くなるほど実効線量が大きくなることを示すとともに、全年齢の実効線量が、現在モニタリングされている地表面から高さ1mでの周辺線量当量H
(10)よりも小さいことを確認した。また、現行の放射線障害防止法関連法令の基礎となっている国際放射線防護委員会(ICRP)の1990年勧告と、将来導入が見込まれる2007年勧告で定義された評価法による実効線量では、大きな差異を生じなかった。この他、指数分布をはじめとした体積分布線源に対応した線量換算係数を導出する手法や、評価した換算係数データを今回の事故後の線量評価に適用するための手法を提案した。
大森 一秋; 宗本 隆志; 長谷川 隆; 新宮 信也*; 萩原 大樹; 岩月 輝希
JAEA-Research 2014-013, 29 Pages, 2014/08
JAEA-Research-2014-013.pdf:48.04MB
本報告では、深部花崗岩中の地下水に含まれるコロイドに関する調査手法の検討とその結果についてとりまとめた。具体的には、ボーリング孔に設置している水圧・水質モニタリング装置に機材を直結した限外ろ過システムと、バッチ式気密容器に地下水を採取して限外ろ過を行うシステムについて検討・評価を行った。また、限外ろ過法に代わる方法としてクロスフローろ過法について検討・評価を行った。その結果、各調査手法が持つ長所・短所についての知見を得ることかできた。
眞田 幸尚; 西澤 幸康; 卜部 嘉; 山田 勉; 石田 睦司; 佐藤 義治; 平山 弘克; 高村 善英; 西原 克哉; 伊村 光生; et al.
JAEA-Research 2014-012, 110 Pages, 2014/08
JAEA-Research-2014-012.pdf:169.17MBJAEA-Research-2014-012(errata).pdf:0.27MB
2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。本資料では、平成25年度に実施した航空機モニタリングの結果についてまとめる。
川本 康司; 村上 裕晃; 石橋 正祐紀; 笹尾 英嗣; 渡辺 和彦; 見掛 信一郎; 池田 幸喜
JAEA-Data/Code 2014-014, 27 Pages, 2014/08
JAEA-Data-Code-2014-014.pdf:24.28MBJAEA-Data-Code-2014-014-appendix(CD-ROM).zip:92.23MB
本データ集は、2011年度から2013年度にかけて、瑞浪超深地層研究所の深度500mステージの掘削に伴って実施した壁面地質調査の結果を取りまとめたものである。調査の結果、深度500mステージには後期白亜紀の土岐花崗岩が分布するが、部分的にペグマタイトやアプライト,ランプロファイアー岩脈が分布することが判明した。
助川 篤彦; 仁井田 浩二*
JAEA-Data/Code 2014-013, 61 Pages, 2014/08
JAEA-Data-Code-2014-013.pdf:34.06MB
核融合施設へのPHITSの適用と改良に向けて、計算精度の検証及び計算効率の技術的な課題の抽出を行った。単純体系、超伝導トカマク装置を模した複雑体系、及び、核融合用加速器を含む実験体系を用いた計算のベンチマークから、同じ評価済核データライブラリー、同じ幾何形状モデル、同じ線源を用いる限り、PHITSで計算される中性子、光子のフラックスは、MCNPの結果と統計誤差範囲で一致することがわかった。これに加えて、分散(統計誤差)を低減するための方法としてWeight Windowを用いた場合も、PHITSとMCNPで計算される中性子、光子のフラックスは統計誤差範囲で一致することがわかった。
石見 明洋; 舘 義昭; 勝山 幸三; 三澤 進*
JAEA-Data/Code 2014-012, 72 Pages, 2014/08
JAEA-Data-Code-2014-012.pdf:82.93MB
日本原子力研究開発機構の集合体試験課(FMS)では、X線CT検査技術を用いて高速実験炉「常陽」等で照射された燃料集合体内部の健全性について確認を行ってきた。本技術は非破壊で欠陥等を観察することが可能であることから、照射燃料集合体試験施設(FMF)において福島第一原子力発電所から取出された燃料集合体の健全性を確認するための手法としてX線CT検査技術の適用を検討している。本報告では、燃料集合体の健全性確認として燃料集合体内の異物検知や燃料ピンの腐食(酸化)検知と欠陥検知へのX線CT検査技術の適用性を確認する基礎データを取得するために実施した模擬試験体等の撮像結果について取りまとめた。
安田 麻里; 田中 究; 渡辺 幸一; 星 亜紀子; 辻 智之; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2014-011, 59 Pages, 2014/08
JAEA-Data-Code-2014-011.pdf:16.84MB
日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する放射性廃棄物については、近い将来に浅地中埋設処分の実施が予定されており、簡便かつ迅速に放射能濃度を評価する合理的方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法を検討することを目的として、廃棄物の保管数量が比較的多い動力試験炉(JPDR)の解体に伴って発生した雑固体廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を行っている。本報告では、これまでに取得した15核種(H, 
C, 
Cl, 
Co, 
Ni, 
Ni, 
Sr, 
Nb, Tc, 
Ag, Cs, 
Eu, 
Eu, 
Ho, 全
)について、有意な362点の放射能濃度データを整理し、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめた。
阿部 雄太; 下山 一仁; 栗原 成計
JAEA-Technology 2014-026, 40 Pages, 2014/07
JAEA-Technology-2014-026.pdf:33.12MB
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器内に配置されている伝熱管に生じた微細な貫通き裂(初期欠陥)から水/蒸気がリークすると、ナトリウムと水との化学反応に伴い、初期欠陥自体が自己損耗により拡大するセルフウェステージ現象が起こる。セルフウェステージ現象が継続すると、初期欠陥孔が拡大し、伝熱管群内の健全な伝熱管へ影響を及ぼす程度の水リークに進展する。このため、原子力機構では、安全評価を目的として多次元ナトリウム-水反応解析コードを用いたセルフウェステージ解析手法を開発している。過去のセルフウェステージ試験ではクラック型孔の試験体等が用いられてきたが、再現性がある同形状の試験体を製作するのが困難であった。そのため、孔形状の再現性がよく現象の個々の要因の効果の評価が可能な試験が望まれていた。本報告書では、過去の試験において曖昧だった腐食影響因子をできるだけ分離して、セルフウェステージ解析手法の検証に資するための基礎データを取得することを目的としたセルフウェステージ試験装置(SWAT-2R)の開発、微細孔型試験体の開発、試験概要と手順についてまとめた。
伊藤 裕道; 高松 操; 川原 啓孝; 長井 秋則
JAEA-Technology 2014-024, 28 Pages, 2014/07
JAEA-Technology-2014-024.pdf:17.45MB
回転プラグの案内スリーブ内に挿入された炉心上部機構の交換にあたっては、炉心上部機構と案内スリーブのギャップが最小5mmと小さいため、炉心上部機構引抜時の水平度管理が十分でない場合、炉心上部機構と案内スリーブが干渉し、旧炉心上部機構の変形等が生じるリスクがある。当該リスクに対応するため、(1)高精度な位置・姿勢制御機能を有するジャッキアップ治具、(2)干渉発生時に、当該方位を同定し回避する手法について検討した。(1)では、3本のネジジャッキを有するジャッキアップ治具を開発した。3点支持構造としているため、厳密な水平度管理(約0.039
以下)が実現できる。また、(2)では、各ネジジャッキにロードセルを設置し、炉心上部機構が案内スリーブと干渉した場合に生じる荷重変動を検出することにより、旧炉心上部機構の変形等を防止するとともに、その偏荷重から、干渉位置を同定する手法を開発した。これらの機能については、実機大の模擬体を用いた炉外確認試験により、実機作業に適用可能なことを確認した。
馬籠 博克; 岡田 祐次; 塙 博; 作田 善幸; 菅野 勝; 飯田 一広; 安藤 均; 米川 昭久; 上田 晴康; 柴田 光敦
JAEA-Technology 2014-023, 267 Pages, 2014/07
JAEA-Technology-2014-023-01.pdf:103.68MBJAEA-Technology-2014-023-02.pdf:71.92MB
日本原子力研究開発機構では、軽水炉利用の高度化及び高経年化に対応するため、軽水炉燃料及び材料の照射試験を実施する準備を進めている。JMTRは第165運転サイクル後の2006年8月に停止し、再稼働に向けて照射施設の整備を進めており、燃料・材料の中性子照射試験を行うための燃料異常過渡試験装置及び材料照射試験装置を2008年度から2012年度の間に製作、設置した。本報告書は、先に報告したJAEA-Technology 2013-019「軽水炉照射環境下におけるIASCC研究のための水環境調整設備の整備(1)」(2008年度から2010年度までの整備報告)の続報で、2011年度から2012年度までに実施したIASCC(照射誘起応力腐食割れ: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)研究のための材料照射試験装置の水環境調整設備等の整備についてまとめたものである。
窪田 晋太郎; 出雲 沙理; 臼井 秀雄; 川越 浩; 香田 有哉; 南光 隆
JAEA-Technology 2014-022, 22 Pages, 2014/07
JAEA-Technology-2014-022.pdf:3.5MB
原子力機構では原子力施設の物量データ等に基づき、廃止措置計画の策定に必要なデータを評価するPRODIAコードを開発しており、評価に用いる評価式の整備を進めている。平成22年度から平成24年度に「ふげん」で実施された復水器等の解体作業に要した人工数を分析し、解体工程の作業項目について既存評価式との比較を行った。その結果、保温材の撤去、給水加熱器の撤去については、既存評価式がより規模の大きい原子炉施設にも適用できることを確認し、信頼性の高い単位作業係数が得られた。また、配管・サポートの撤去については、クリアランスのための作業に要する人工数の評価式を作製したことにより、クリアランスを伴う作業が発生しても柔軟に人工数を評価することができるようになった。復水器の撤去については、これまでデータの統計数が不足していたが、「ふげん」の複数の実績データを加えることにより統計的に意味のあるデータから単位作業係数が導出された。また、実績データに正の相関があることを確認し、人工数を一次式の評価式で評価できることが分かった。それぞれの評価式について、今後得られる実績データを追加することで単位作業係数の信頼性の向上が期待できる。
出雲 沙理; 臼井 秀雄; 窪田 晋太郎; 立花 光夫; 川越 浩; 高橋 信雄; 森本 靖之; 徳安 隆志; 田中 祥雄; 杉杖 典岳
JAEA-Technology 2014-021, 79 Pages, 2014/07
JAEA-Technology-2014-021.pdf:22.8MB
原子力機構では原子力施設の合理的な廃止措置計画を策定するために、管理データ評価システム(PRODIA)の開発を進めている。PRODIAは、過去の原子力施設の解体実績データを基に、解体作業に要する人工数等を評価する計算コードである。今回、人形峠製錬転換施設における回収ウラン転換技術開発等に使用した機器類の解体作業に対して、解体作業に要する人工数を評価するための評価式を作成した。解体作業は準備工程、解体工程、後処理工程に分けられる。準備工程に対しては作業項目、解体工程に対しては機器分類、後処理工程に対しては作業項目毎の人工数評価式で示した。今回得られた人工数評価式は、他の原子力施設、特にウラン取扱施設において廃止措置計画を策定する際に活用できる。さらに、これらの評価式のうち、適用条件が類似しているものを整理し、鋼製のプロセス機器類の解体工程に対しては単一の評価式にまとめられること、準備工程及び後処理工程に対しては作業環境に応じた包括的な評価式にまとめられることを確認した。単一の評価式を適用することにより、ウラン取扱施設における鋼製の機器類は一括して評価することができる。
大洗研福島技術開発特別チーム; 福島燃料材料試験部
JAEA-Technology 2014-020, 52 Pages, 2014/07
JAEA-Technology-2014-020.pdf:21.21MB
本研究では、燃料集合体の長期健全性評価上重要かつ優先的に評価すべき部位・腐食事象を独自に選定するために、使用済燃料プールで経験した特異な環境によりFA構成部材において発生が懸念される腐食事象を幅広く抽出し、優先的に評価すべき部位及び腐食事象の絞り込みと対応する長期健全性評価手法案について検討した。燃料集合体健全性については、「燃料被覆管の密閉性」と「燃料集合体の構造健全性」の二つの観点からそれらの性能が維持・担保されているかを確認することとし、「燃料被覆管の密閉性」に関しては、ジルカロイ-2の海水腐食による強度低下が無いことを実証し、プール内で長期保管した場合でも「燃料被覆管の密閉性」が保たれる見込みを示した。一方、「燃料集合体の構造健全性」については、ジルカロイ-2とステンレス鋼の異種金属接触箇所を対象として、長期的な腐食挙動を実験的に予測する手法の概念を検討した。また、予測手法の妥当性検証のために異種金属接触模擬材を用いた塩水浸漬試験により本手法の妥当性を予備的に検討した。
大洗研福島技術開発特別チーム; 福島燃料材料試験部; 技術開発部
JAEA-Technology 2014-014, 60 Pages, 2014/07
JAEA-Technology-2014-014.pdf:57.06MB
本報告書は、シビアアクシデント時に燃料から放出される核分裂生成物の化学を解明してソースターム評価手法の高度化につなげるための研究について、研究スコープをより詳細化・明確化して研究計画を提示するとともに、これまでに得られた成果について記載したものである。BWR制御棒材B
Cが含まれる体系でのソースタームにおけるCs及びI化学解明に資するため、核分裂生成物等放出速度評価、核分裂生成物等の化学形評価及び核分裂生成物等に係る基礎データ整備の3つの研究項目を設定した。装置整備を進めるとともに、非放射性の模擬物質を用いた沈着CsIに対するB蒸気の化学反応の影響等に関する試験を行い、基礎的な知見を取得した。
川本 康司; 黒岩 弘; 山田 信人; 大貫 賢二; 大森 一秋; 竹内 竜史; 尾方 伸久; 大森 将樹; 渡辺 和彦
JAEA-Technology 2014-011, 92 Pages, 2014/07
JAEA-Technology-2014-011.pdf:24.65MBJAEA-Technology-2014-011-appendix(DVD).zip:331.54MB
本報告書は、深度500m研究アクセス南坑道における先行ボーリング(12MI32号孔)の調査結果を取りまとめたものである。調査では、地質学的,水理学的,地球化学的データを取得するとともに、地下水水圧の初期状態および坑道掘削時の変化の把握を目的に水圧モニタリング装置を設置した。調査の結果、中粒から粗粒の等粒状組織を示す黒雲母花崗岩が分布し、岩級はCMB級である。断層角礫を伴う小規模断層が48.90mabh付近に認められたが、当初モデルで推定していたS200_13断層およびIF_SB3_13_3断層は認められなかった。割れ目密度は、40.0080.00mabh区間で大きい。孔内湧水は78.83mabhで最大600L/minであった。透水係数は、湧水の少ない区間で2.0E-91.5E-08m/sec、割れ目が集中し湧水量が多い区間で1.1E-051.6E-05m/secの範囲であった。地下水の水質は、Na, Clに富む水質であった。
古野 朗子; 高下 浩文; 徳永 博昭*; 堀越 秀彦*
JAEA-Review 2014-022, 37 Pages, 2014/07
JAEA-Review-2014-022.pdf:7.03MB
日本原子力研究開発機構では、福島県の委託に基づき、福島県民を主対象とした内部被ばく検査を平成23年7月中旬から実施している。東海研究開発センターでWBC検査を受けた福島県民の数は、平成24年度末時点で約2万2千人である。東海センターのWBC検査では、検査当日に結果を紙面で手渡すだけでなく、家族単位で直接専門家と面談する機会を設けている。リスクコミュニケーション室は、放射線管理の専門家らと協力して個別ブースにて検査結果の説明に参画するとともに、受検者の意識調査も行っている。意識調査はWBC検査の前と後の2段階で実施しており、検査前の調査は受検者の不安や心配、不満などの把握を、検査後の調査は課題の抽出が目的である。本報告では、平成23年7月平成24年10月までの受検者の回答を分析した。WBC検査受検前のアンケートでは、妊娠出産、特に子や孫世代への遺伝的影響、結婚差別などに対する不安、国や自治体の対応、特に情報隠蔽に対する不満が切々と訴えられていた。それに対し、受検後のアンケートでは9割以上が「よく理解できた」、「不安は解消された」、「相談しやすかった」と回答した。専門家と直接面談できる方式の有効性も確認できた。
齋藤 龍郎; 坂井 章浩; 佐藤 和彦; 八木 直人; 秦 はるひ; 麓 弘道*; 川越 浩; 長谷川 信
JAEA-Review 2014-021, 30 Pages, 2014/07
JAEA-Review-2014-021.pdf:4.51MB
日本原子力研究開発機構では、計画中の研究施設等廃棄物浅地中処分施設に、放射能濃度の低いウランを含む廃棄物も処分するための検討を進めている。IAEAやICRPの提案する考え方、調査対象国(米国,カナダ,英国,フランス,スウェーデン)で行われているウラン廃棄物に類似した長寿命放射性廃棄物の処分方策や法規制をまとめ、我が国の処分制度への適用性を整理した。ウランを含む廃棄物をウラン廃棄物と特定せずに、第二種廃棄物埋設で処分することを想定したときの課題を、埋設ウランからのラドン評価、ウラン子孫核種評価、地質の安定性等の観点から整理した。その結果、人間侵入シナリオの評価期間が長期の処分場と、短期の処分場に分けられた。各国の先行事例が多いことから、第二種廃棄物埋設における処分の実現性は最も高いと思われる。制度化にあたっては、この二通りの処分場の対応を踏まえて検討すべきと考える。
杉山 顕寿; 高下 浩文; 山本 隆一; 板橋 靖
JAEA-Review 2014-018, 110 Pages, 2014/07
JAEA-Review-2014-018.pdf:9.25MB
東京電力福島第一原子力発電所事故では、多くの放射性物質が放出され、広い地域で通常時に比べて高い放射線量率が観測されている。特に事故の影響が強い福島県においては、園児,児童の放射線による人体への影響を心配する声が高まっていることを踏まえ、福島県内の保育園,幼稚園,小中学校の保護者並びに先生方を主な対象に、「放射線に関するご質問に答える会」(答える会)を集中的に実施することとした。答える会は平成23年7月より開始し、事故前から実施している機構での10余年に亘る地域住民とのコミュニケーション活動の実践経験に基づき、参加者との双方向性を重視したプロセスを採用し、事前に参加者の興味関心を伺った上で説明を行うこととしている。答える会の終了後には、参加者へアンケート調査を実施した。アンケートの調査内容は、講演内容の理解度、不安・心配に思うこと、事故前の放射線等の情報接触機会の有無及びその情報源、情報で重視する項目、意見・要望(自由記述)である。本報告書ではこれらアンケート調査について、データマイニング、自由記述のテキストマイニングの結果などについて記述する。
木村 暢之; 小林 順; 亀山 祐理*; 長澤 一嘉*; 江連 俊樹; 小野 綾子; 上出 英樹
JAEA-Research 2014-009, 104 Pages, 2014/07
JAEA-Research-2014-009.pdf:15.23MBJAEA-Research-2014-009-appendix(CD-ROM).pdf:17.88MB
本研究では、T字管体系配管合流部におけるサーマルストライピングを対象とし、枝配管からの噴流が主配管壁面に沿って流れる壁面噴流条件における非定常の熱伝達挙動を明らかにする試験(WATLON試験)を実施した。試験では、流体温度分布と構造材温度分布の同時計測および構造材温度分布と主配管内の流速分布の同時計測を行い、流体混合部における壁面への熱伝達率および伝達挙動の局所流速依存性を把握した。試験の結果、壁面噴流条件での熱伝達率は、温度変動が特に大きい領域において、平滑な直管を対象としたDittus-Boelterの相関式に比べ、およそ2倍から6倍となることがわかった。さらに、壁面近傍における流速の増加と壁面における熱伝達率は相関があることがわかった。
木原 伸二; 天澤 弘也; 坂井 章浩; 仲田 久和; 久語 輝彦; 松田 規宏; 大泉 昭人; 笹本 広; 三ツ井 誠一郎; 宮原 要
JAEA-Research 2013-033, 320 Pages, 2014/07
JAEA-Research-2013-033.pdf:119.17MB
自治体等による除染計画の策定及び除染活動の実施の際に必要となる知見・データの蓄積をすることを目的に、森林に隣接した家屋、傾斜地等を含む南相馬市ハートランドはらまち、並びに家屋,畑,牧草地,果樹園等を含む伊達市下小国地区を対象として面的除染を実施した。除染エリアの地形、土地の利用状況等に応じて容易に実施可能な除染方法を用いた結果、除染後の空間線量率の平均値はおおむね除染前の1/2まで低減した。
バックエンド推進部門
JAEA-Evaluation 2014-002, 182 Pages, 2014/07
JAEA-Evaluation-2014-002.pdf:101.85MB
日本原子力研究開発機構は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」及び「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規定」(平成18年1月1日改訂)等に基づき、「原子力施設の廃止措置及び関連する技術開発」及び「放射性廃棄物処理処分及び関連する技術開発」に関する中間評価を研究開発・評価委員会(バックエンド推進・評価委員会)に諮問した。これを受けて、バックエンド推進・評価委員会は、委員会にて評価方法を定め、「研究開発及び事業推進の目的・意義」「研究開発成果の貢献」「研究開発及び事業推進の目標・計画と成果」の観点から中間評価を行い、妥当であると評価した。
線測定を用いた核物質測定における核分裂生成物の核物質への随伴性検討大洗研福島技術開発特別チーム
JAEA-Testing 2014-002, 16 Pages, 2014/06
JAEA-Testing-2014-002.pdf:10.27MB
福島第一原子力発電所(1F)デブリ中の核物質測定技術の一つとして、核物質に随伴して線を放出する核分裂生成物(FP)をモニター核種としたパッシブ線測定技術の開発が開始された。TMI-2の分析結果より、モニター核種の候補としてEu及び
Ceが選定されている。この開発の一環として、Ceの核物質への随伴性評価に資する基礎データを取得することを目的として、照射済燃料の溶融ジルカロイ(Zry)による液化・高温化学反応を模擬した高温反応試験及び化学平衡計算を行いCeの挙動について評価を行った。高温反応試験の結果、燃料と溶融Zryの反応部境界においてCeが高濃度化していることを確認した。化学平衡計算の結果、燃料の液化・高温化学反応の進行過程においてCeが一時的に濃化する領域が形成される現象が起こることが分かった。
松井 寛樹; 鈴木 美穂; 小畑 裕希; 金沢 浩之
JAEA-Technology 2014-017, 57 Pages, 2014/06
JAEA-Technology-2014-017.pdf:20.43MB
日本原子力研究開発機構の燃料試験施設では、発電炉で照射された燃料の健全性や安全性評価のための照射後試験を実施している。この照射後試験において、燃料ペレット内の核分裂生成物の分析や被覆管の内外面酸化膜の詳細観察等に電子プローブマイクロアナライザ(EPMA)が利用されている。このEPMAは、放射性試料に対応できるよう、市販型の装置をベースに、その内部の検出器に試料から放出される線が入射するのを防ぐ遮へい体を設ける改造を行ったものである。遮へい設計を適切に行うことは、分析精度を維持する上で重要であり、設計・評価を確実に実施する必要がある。本報では、現在燃料試験施設に設置されているEPMAの遮へい評価を粒子・重イオン輸送総合コードシステムPHITSにより再検討した結果、及び実際に放射性試料を用いて標準試料測定データへの線の影響を調べた結果について報告する。
中村 剛実; 堀口 洋徳; 柳衛 宏宣*; 新居 昌至
JAEA-Technology 2014-016, 61 Pages, 2014/06
JAEA-Technology-2014-016.pdf:30.48MB
研究炉加速器管理部では、乳がんに対するBNCTの適用拡大に向けた照射技術の開発を第2期中期計画で実施している。本報告書は、JRR-4の医療照射設備において乳がん照射を実施する上での課題を解決するための技術開発についてまとめたものである。本報告書では、乳がんコリメータの設計解析、臨床モデルによる線量評価解析、深部線量増強のための検討、乳がん照射の固定方法の検討について実施した。評価結果より、開発した乳がん照射技術がJRR-4のBNCT照射場での乳がん照射において十分適用可能であることを確認した。ここで得られた知見は、他の研究用原子炉を用いたBNCTや将来の加速器を用いたBNCTにおいても有用である。
松井 寛樹; 岡本 久人
JAEA-Technology 2014-015, 43 Pages, 2014/06
JAEA-Technology-2014-015.pdf:7.71MB
日本原子力研究開発機構の燃料試験施設では、実用燃料の高燃焼度化による燃料材料の微細組織変化が、燃料の事故時挙動に及ぼす影響を評価するため、鉛セル内の遠隔操作型金属顕微鏡をより高性能な後続機種に更新した。更新に伴い光学系用の貫通孔を鉛セルに新たに設ける必要が生じた。この貫通孔によって失われる遮へい能力を補うための補助遮へい体を設置するために、粒子・重イオン輸送総合コードシステムPHITSにて遮へい計算を実施し、安全基準を満たす補助遮へい体の形状及び設置位置を決定した。さらに、補助遮へい体の構造材及び固定ボルト等に関して、耐震評価を実施し、安全基準を満たすことを示した。
黒澤 亮平; 坂井 章浩; 仲田 久和; 天澤 弘也; 坂本 義昭
JAEA-Technology 2014-013, 89 Pages, 2014/06
JAEA-Technology-2014-013.pdf:23.93MB
トレンチ処分施設の安全評価では、廃棄物層を地下水位より上部に設置するため、放射性物質の環境中への流出は、降雨による浸透水が廃棄体層へ浸透することにより生じることが想定される。そのため、トレンチ処分施設の被ばく線量評価では、上部覆土内の層構成を設計して、廃棄体層への浸透水量を評価し、抑制することが重要となる。そこで、国内の気象条件を用いて、蒸発散量及び表面流出量を除いたトレンチ処分施設の上部覆土内への浸透水量を評価した。更に付加機能型トレンチ処分施設の低透水層土壌層又は遮水シートを備えた上部覆土内を移行して廃棄体層に至る浸透水量の評価を実施した。評価結果として、上部覆土表層の植生状態等の影響により、上部覆土へは降水量の約1/5倍から約3/5倍の水量が浸透していくことが分かった。上部覆土から廃棄体層への浸透水量は、低透水土壌層の透水係数を粘土にあたる値を設定することで、上部覆土に遮水シート設置した場合では降雨から上部覆土への浸透水量の1/100以下に、遮水シートが劣化した場合又は遮水シート設置しない場合では1/10以下に低減できることが分かった。
長沼 政喜; 小原 義之; 宮本 泰徳*; 村下 達也*; 牧田 彰典*; 野廣 哲也*
JAEA-Technology 2014-012, 11 Pages, 2014/06
JAEA-Technology-2014-012.pdf:1.06MB
日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターでは、平成14年まで、ウラン鉱石からウランを抽出し製錬・転換・濃縮して原子炉の燃料とするための研究開発、および使用済み燃料を再処理して回収したウランを転換・再濃縮する技術開発を行ってきた。この間に発生した放射性廃棄物は、ドラム缶に密封した状態で廃棄物貯蔵庫に保管しているが、平成12年までに発生した廃棄物に関する廃棄物管理情報に統一性がなかった。平成10年頃、主要核物質取扱施設の核物質不明量が保障措置上の課題として国際原子力機関に指摘された。このため、平成12年にQ2低レベル廃棄物ドラム缶測定装置(Q2)を導入し、ウラン量測定を行ってきた。平成19年にQ2に用いている解析システムをOS2システムからwindowsシステムに変更した。変更によって性能は向上したが、OS2システムによって得られた定量値とwindowsシステムによって得られた定量値に差異が生じた。OS2システムで測定したドラム缶をwindowsシステムで再測定すべきか検討したが、現実的に困難と考えられた。今回OS2システムとwindowsシステムのデータを解析し、ウラン量の補正を行う計算方法を検討した。
4号機使用済燃料プールの水環境履歴に関する調査井上 賢紀; 浅賀 健男
JAEA-Review 2014-020, 46 Pages, 2014/06
JAEA-Review-2014-020.pdf:5.81MB
福島第一原子力発電所廃止措置における直近の最重要課題の一つに、14号機の使用済燃料プール保管燃料集合体の共用プールへの移送がある。使用済燃料プールは事故によって冷却機能と補給水機能を失い、応急処置的に注入された淡水や海水、水素爆発によって混入した瓦礫等により、保管燃料集合体は熱的にも化学的にも厳しい水環境に曝された。そこで、保管燃料集合体の共用プール移送後における長期健全性評価に必要な腐食試験計画検討に資するため、14号機の使用済燃料プールにおける事故事象の時系列を水環境に着目して調査した。
景山 仁志; 鈴木 慎二; 広瀬 郁朗; 吉岡 龍司
JAEA-Review 2014-019, 79 Pages, 2014/06
JAEA-Review-2014-019.pdf:9.93MB
放射性廃棄物の処分場サイトの立地選定に際しては、地域の参加を取り入れる立地選定方策が近年海外で採用されつつある。我が国の立地選定方策を検討する際に参考となる情報を整理するため、海外事例のうち、ベルギー,英国,スイスにおける立地選定プロセスの調査を行った。本調査を通じて、各国の事例の長所と短所を吟味し、我が国で地域参加を取り入れた立地選定方策について考察するに際しては、我が国の現在及び今後の社会情勢等を十分に踏まえながら、慎重に検討していくことが必要であると考えられる。
福島技術開発試験部
JAEA-Review 2014-017, 135 Pages, 2014/06
JAEA-Review-2014-017-01.pdf:50.19MBJAEA-Review-2014-017-02.pdf:45.49MBJAEA-Review-2014-017-03.pdf:22.61MB
原子力科学研究所ホット試験施設管理部では、核燃料や原子炉構造材等の安全及び基礎研究に関する研究活動を支援してきた。ホット試験施設管理部は、4つのホットラボ施設を含む11の研究施設の運転管理を担当し、これら施設ではウラン及びプルトニウムといった核燃料物質と種々の放射性同位元素が取り扱われている。本報告書は、平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震による、これら11施設の被害状況とその復旧状況をまとめたものである。施設の復旧について、平成24年度までに11施設のうち8施設の復旧が完了した。なお、本報告は、地震発生直後の状況とその応急措置等について記録した「ホット試験施設管理部における東北地方太平洋沖地震への対応記録 第一部:発生時の緊急対応(JAEA-Review 2011-048)」の第二部である。
Zheng, X.; 石川 淳; 伊藤 裕人; 玉置 等史; 丸山 結
JAEA-Review 2014-016, 32 Pages, 2014/06
JAEA-Review-2014-016.pdf:1.98MB
炭化ホウ素(BC)は軽水炉における制御材の一つであり、福島第一原子力発電所では全号機において用いられている。BC制御棒/ブレードの損傷は、原子炉容器内における早期の炉心溶融に影響する。また、BCの水蒸気酸化による二酸化炭素(CO)を含む炭素化合物やホウ素化合物の発生は、放射性物質のソースタームに影響を及ぼす可能性がある。本報告書では、原子力機構において整備しているシビアアクシデント総合解析コードTHALES-2の高度化を視野に入れて、BCの損傷及び酸化に係わる既往の実験及びモデル化について文献調査を行なった。制御棒/ブレードの溶融温度はBCとステンレス鋼やジルカロイとの共晶反応により低下する。既存の共晶モデルを検討し、NagaseらのモデルをTHALES-2に組み込むモデルの一つとして選定した。また、BCと水蒸気との酸化反応により大量の熱が放出されるとともに、COやホウ酸,酸化ホウ素が生成され、それらが溶解することにより、ソースタームに影響を与える水相のpH値が変化し得る。BCの水蒸気酸化については、フランス放射線防護原子力安全研究所(IRSN)が開発した酸化反応速度モデルをTHALES-2に導入するモデルの候補として選定した。
尾上 博則; 前村 庸之*; 木村 仁*; 菱谷 智幸*; 水野 崇; 竹内 竜史; 岩月 輝希
JAEA-Research 2014-010, 35 Pages, 2014/06
JAEA-Research-2014-010.pdf:59.86MB
本研究では、超深地層研究所計画の第2段階における調査研究で構築された瑞浪超深地層研究所周辺の水理地質構造概念を考慮した水理地質構造モデルを用いて、研究坑道掘削を模擬した地下水流動解析や移流分散解析を実施し、深度500mまでの研究坑道の掘削に伴う地下水流動や地下水水質の変化の再現性の確認を行った。その結果、研究坑道からの湧水量やそれに伴う地下水圧および塩化物イオン濃度の変化傾向を概括的に再現することができ、水理地質構造概念の妥当性を示すことができた。
佐々木 祐二; 津幡 靖宏; 北辻 章浩; 須郷 由美; 白数 訓子; 池田 泰久*; 川崎 武志*; 鈴木 智也*; 三村 均*; 臼田 重和*; et al.
JAEA-Research 2014-008, 220 Pages, 2014/06
JAEA-Research-2014-008.pdf:41.81MB
文部科学省からの委託事業、原子力システム研究開発事業で行った研究「疎水性,親水性新規ジアミド化合物によるMA相互分離技術開発」3年間の成果をまとめる。本事業は次の3つのテーマからなる、(1)MA+Ln一括分離技術開発:DOODA基礎特性評価、(2)Am/Cm/Ln相互分離技術開発: Ln錯体の基礎特性評価,溶媒抽出分離法,抽出クロマトグラフィー法、(3)分離技術評価: プロセス評価。(1)では新規抽出剤であるDOODAの基礎特性の成果をまとめた。(2)では新規配位子が配位した金属錯体の構造解析結果、抽出剤を使った溶媒抽出結果、及び抽出クロマトグラフィーでのカラム分離結果をまとめた。(3)ではこれら結果を総合して相互分離フローを作成し、それぞれフラクションの元素量,放射能量,発熱量の評価を行った。
大洗研福島技術開発特別チーム; 福島燃料材料試験部
JAEA-Research 2014-007, 32 Pages, 2014/06
JAEA-Research-2014-007.pdf:9.33MB
福島第一原子力発電所13号機の格納容器(PCV)、原子炉圧力容器、ペデスタル等の主要構造物は、炉心溶融事象と応急措置的な冷却のために注入された海水の影響により、熱的・化学的・機械的に厳しい環境に曝されている。今後のPCV内の継続的冷却と燃料デブリ取出し作業時の水張りを展望すると、主要構造物の全部あるいは一部は長期にわたり水浸漬状態になると予想される。炉心に注入された冷却水はデブリ等と接触して成分を溶解し、同時に滞留している水と混合して汚染水になる。そこで、50C程度の低温期におけるデブリ等から汚染水への核分裂生成物の移行に着目した。「ふげん」照射済燃料を使用した浸漬試験を行い、核分裂生成物、アクチニド等の溶出特性を評価した。PCVはその内側に存在する核分裂生成物を包蔵する重要な障壁であり、汚染水との接触による腐食特性が注目される。汚染水を想定した人工海水を調整し、50Cにおける浸漬試験と電気化学試験により、PCV構成材料である炭素鋼の腐食特性を評価した。評価にあたっては、影響因子として溶存する核分裂生成物(特に、セシウム)と放射線の化学的効果を考慮した。
真田 祐幸; 佐藤 稔紀; 丹野 剛男*; 引間 亮一*; 多田 浩幸*; 熊坂 博夫*; 石井 卓*; 櫻井 英行*
JAEA-Research 2014-006, 124 Pages, 2014/06
JAEA-Research-2014-006.pdf:11.26MB
日本原子力研究開発機構では、結晶質岩を対象とした深部地質環境の調査・解析・評価技術の基盤の整備と、深地層における工学技術の基盤の整備を目標として、岐阜県瑞浪市において超深地層研究所計画を進めている。超深地層研究所計画における岩盤力学分野では、地上からの調査段階において、研究坑道の掘削に伴い周辺岩盤中に生じる掘削影響の評価方法の構築を課題の一つとして設定している。本報告では、深度500mまでの立坑および水平坑道の研究坑道の壁面観察や力学試験データ等を使用してクラックテンソルの算定を行った。そして、深度500mにおけるクラックテンソルを用いて、換気立坑の深度500mおよび深度500m予備ステージの2次元掘削解析を行った。また、第1段階の調査(MIZ-1号孔)結果に基づいて算出した深度500mのクラックテンソルの検証を本報で算定したクラックテンソルを基に行った。さらに、換気立坑の深度170から500mおよび深度500m予備ステージを対象に、基準領域および観察領域を設定し、クラックテンソルの相対誤差を算出するとともに、観察領域の大きさに伴う相対誤差の変動の様子を調べた。
長谷川 健; 山田 信人; 小出 馨
JAEA-Research 2014-004, 177 Pages, 2014/06
JAEA-Research-2014-004.pdf:36.19MB
広域地下水流動研究の一環として、平成9年から平成11年にかけて岐阜県東濃地域においてMT法とCSMT法を組み合わせた地上電磁探査を実施した。その後、花崗岩深部の調査へのMT法の適用性を検討する試験が実施されたが、この試験において当該地域におけるMT法調査の問題点が抽出されていた。これを受けて、当時取得した地上電磁探査データの品質を改めて確認したところ、ほとんどすべての測定点のデータに、JR東海中央本線や中部電力の瑞浪変電所および送電線に起因していると考えられる人工ノイズの混入が認められ、地上電磁探査の解析結果には問題があることが判明した。このような結果を招いた最大の要因は、調査対象地域の電磁界ノイズの特徴を精査することなく、データ取得の簡便性の観点から、高周波数テンソル式CSMT法システムを採用したことにある。すなわち、CSMT法やMT法を用いて地質構造調査を行う場合、特に直流で運行されている鉄道沿線や市街地近郊においては、事前に調査対象地域のノイズの状況を詳細に把握しておき、そのノイズに対処可能な探査システムの選定や、測定仕様の決定を行うことが極めて重要である。
窪田 晋太郎; 臼井 秀雄; 川越 浩
JAEA-Data/Code 2014-010, 84 Pages, 2014/06
JAEA-Data-Code-2014-010.pdf:19.09MB
クリアランスとは、当該物質を「放射性物質として扱う必要のないもの」として、放射線防護に係る規制の枠組みから外すことをいう。それを区分するレベルをクリアランスレベルと呼ぶ。我が国ではクリアランスレベルとクリアランスレベル検認の手順が法律・規則によって導入されており、国による確認を受けたクリアランス対象物は通常の廃棄物と同様の処理や再生利用が可能である。このような廃棄物の大部分は原子力施設の解体によって発生する。日本原子力研究開発機構ではクリアランスを支援するツールとしてクリアランスレベル検認評価システム(CLEVES)の開発を行っている。クリアランスに伴う測定・評価や記録の作製・保存を支援するためのツールとして、クリアランスデータ管理システム(CDMS)を開発、整備し、CLEVESの付属機能として追加した。また、原子力機構で実施したクリアランス作業のデータを登録し、CDMSによる評価結果が正しいことを確認した。今後も継続して機構のクリアランス作業にCDMSを適用することでクリアランス作業の軽減と効率化を図ることができると考えられる。
nsted-Guggenheim-Scatchard model北村 暁; 土井 玲祐; 吉田 泰*
JAEA-Data/Code 2014-009, 69 Pages, 2014/06
JAEA-Data-Code-2014-009.pdf:4.73MBJAEA-Data-Code-2014-009-appendix(DVD).zip:0.22MB
高レベル放射性廃棄物およびTRU廃棄物の地層処分の性能評価に用いるための熱力学データベース(JAEA-TDB)で選定されているパラジウムとスズの熱力学データを更新した。パラジウムの加水分解種および塩化物錯体の熱力学データについては最新の原著論文を、スズの熱力学データについては経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)が公開した熱力学データベースを基に、選定値のレビューと内部整合性の確認を行ったうえで採用した。また、プロトアクチニウムの一部の熱力学データを修正し、より現実的な溶解度評価が可能なデータセットに更新した。更新したJAEA-TDBのテキストファイルとして、PHREEQC, EQ3/6, Geochemist's Workbenchといった地球化学計算コード用フォーマットを整備した。この際、PHREEQCについては、SIT活量補正モデルが利用可能なデータベースファイルとした。
酒谷 圭一; 菅谷 敏克; 中谷 隆良; 船橋 英之
JAEA-Data/Code 2014-008, 53 Pages, 2014/06
JAEA-Data-Code-2014-008.pdf:39.9MB
余裕深度処分の安全評価においては、処分施設閉鎖後、数十万年に渡る超長期的な時間軸での被ばく線量を評価し、現在のみならず、将来の公衆に対する安全性を確認することが必要である。日本原子力研究開発機構では、保有する原子力施設等の運転及び解体に伴い発生する放射性廃棄物のうち、余裕深度処分対象廃棄物の安全な処分の実現を目指し、平成20年度より一次元移流分散方程式をベースとした核種移行解析が可能な汎用シミュレーションソフトウェア「GoldSim」を用いて被ばく線量評価ツールを作成するとともに、対象廃棄物を処分した場合の被ばく線量評価を進めてきた。また、評価ツールについては、旧原子力安全委員会の安全審査指針など、最新の評価の考え方を反映しながら、随時改良を加えてきた。本報告書は現在までに作成した評価ツールのうち、"土地利用シナリオ"を対象に作成した評価ツールについて、評価モデルの考え方及び評価ツールの構成を解説したものである。
原賀 智子; 飛田 実*; 高橋 重実*; 酒谷 圭一; 石森 健一郎; 高橋 邦明
JAEA-Data/Code 2014-007, 52 Pages, 2014/06
JAEA-Data-Code-2014-007.pdf:28.47MB
敦賀本部原子炉廃止措置研究開発センターでは、新型転換炉原型炉「ふげん」の廃止措置が進められており、解体撤去物等のクリアランス申請や廃棄確認のためのスケーリングファクタ法の確立に向けて、解体撤去物等から採取した試料の放射能データの収集を進めている。バックエンド推進部門廃棄物確認技術開発グループでは、廃棄物放射能データの収集を効率よく行うために簡易・迅速分析法を開発した。そこで、廃棄物確認技術開発グループで開発した簡易・迅速分析法の実証試験として、実放射性廃棄物試料のうち、「ふげん」の解体撤去物等のうち金属配管から採取した試料の放射能分析を行い、開発した分析法が金属試料に適用できることを示すとともに、解体撤去物等に対する放射能データを整備した。
製錬転換施設廃止措置成果編集委員会
JAEA-Data/Code 2014-006, 38 Pages, 2014/06
JAEA-Data-Code-2014-006.pdf:14.71MB
人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設は、湿式一貫製錬法及び六フッ化ウラン転換技術実証に使用した設備と回収ウラン転換技術開発に使用した設備を有する施設で、昭和54年から建設を開始し、昭和56年10月に完成した施設である。平成20年度から、管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年度までに給排気設備・廃液処理設備を除く管理区域内の機器(使用済流動媒体貯槽、処分制限財産品を除く)の撤去、その後給排気設備・廃液処理設備等の付帯設備の解体・閉止措置等(高所及び埋設ダクト、廃液配管の一部、電気ケーブルを除く)を含む撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の平成24年度に実施した使用済流動媒体貯槽の撤去作業の解体実績評価に用いる基礎情報をデータ集としてまとめたものである。
生田 正文; 丹羽 正和; 高取 亮一*; 鎌滝 孝信*; 黒澤 英樹*
JAEA-Data/Code 2014-002, 246 Pages, 2014/06
JAEA-Data-Code-2014-002-01.pdf:17.7MBJAEA-Data-Code-2014-002-02.pdf:49.07MBJAEA-Data-Code-2014-002-03.pdf:39.02MBJAEA-Data-Code-2014-002-04.pdf:36.25MBJAEA-Data-Code-2014-002-05.pdf:22.17MBJAEA-Data-Code-2014-002-appendix(DVD).zip:1642.4MB
2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震(Mw9.0)による津波災害を契機に、津波堆積物を用いた海溝型巨大地震に関する研究が注目を集めている。一方、日向灘に面する宮崎平野は、歴史時代に日向灘あるいは南海トラフを震源とする大規模な地震による津波に襲われたことが知られている。しかしながら堆積物として津波の痕跡を確認するなど、その証拠を科学的に明らかにした地質学的な研究例は未だ無い。本研究では、宮崎平野の完新世の堆積物を事例に、津波堆積物の認定手法の高度化のほか、数千年オーダでの局所的な隆起・沈降のプロセスの解明等に取り組んでおり、これまでに堆積物の記載、採取および各種分析等を進めてきた。本データ集は、これらの結果を取りまとめ、報告するものである。
臼杵 俊之; 佐藤 勇; 須藤 光雄; 前田 宏治; 逢坂 正彦; 小山 真一; 所 大志郎*; 関岡 健*; 石ヶ森 俊夫*
JAEA-Testing 2014-001, 29 Pages, 2014/05
JAEA-Testing-2014-001.pdf:5.33MB
福島第一原子力発電所の原子炉建屋内における床材・壁材の汚染性状把握に関する基礎データを得るため、放射性核種を含む溶液を用いた浸透試験を実施した。照射済燃料から調製した放射性核種含有溶液を、エポキシ系塗料試料、乾燥しているコンクリート試料およびモルタル試料に塗布し、研磨および放射線測定を繰り返し、深さ方向の線量率プロファイルを取得した。エポキシ系塗料試料に関しては、放射性核種は浸透せず、深さ0.4mm以内にとどまっていることが確認された。コンクリート試料に関しては、放射性核種の浸透が確認され、本試験条件においては、約2mmの研磨で線量率がバックグラウンドまで低減することが確認され、乾燥状態のコンクリートまたはモルタルに対する溶液を介した放射性物質の浸透挙動は、表面近傍においては定量的に膨潤状態の同媒体に対するイオンの移行挙動と大きく変わらないことを示した。
本間 史隆; 平戸 洋次; 齋藤 賢司
JAEA-Technology 2014-010, 64 Pages, 2014/05
JAEA-Technology-2014-010.pdf:35.55MB
東京電力福島第一原子力発電所の事故を契機に制定された新安全規制基準への適合性確認を目的に、HTTRの運転を中長期的に停止することとなった。運転員に係る技術的能力の維持が不可欠となるが、HTTRは世界で唯一の高温ガス炉型の試験研究炉であることから、軽水炉用の運転訓練シミュレータを用いた運転訓練は実効的ではない。ゆえに、既に所有しているHTTR制御性試験装置を運転訓練シミュレータとして有効に活用することが喫緊の課題である。本報告書は、HTTR制御性試験装置の仕様並びにシミュレーション結果等について取り纏めたものである。
相原 純; 後藤 実; 稲葉 良知; 井坂 和義; 大橋 弘史; 橘 幸男
JAEA-Technology 2014-009, 29 Pages, 2014/05
JAEA-Technology-2014-009.pdf:3.51MB
日本原子力研究開発機構は50MWtの小型高温ガス炉(HTGR)であるHTR50Sの概念設計を行っている。本稿においては、既存の核熱計算結果を用い、HTR50Sの第I期第1段階の炉心(第1次炉心)の被覆燃料粒子(CFP)の通常運転時の健全性を評価した。高温ガス炉用被覆燃料粒子の通常運転時において起こる現象のうち、破損の原因になり得るものは、CFP内での温度勾配による燃料核の移動、核分裂生成物(FP)であるPdとSiCとの反応によるSiC層の腐食(Pd腐食)、及び被覆燃料粒子内での内圧上昇であると考えられている。本稿においては、これらの現象に対して各々評価を行ったところ、CFPの健全性は維持されると判定された。
宮川 高行*; 北野 彰洋; 大川内 靖
JAEA-Technology 2014-008, 60 Pages, 2014/05
JAEA-Technology-2014-008.pdf:29.75MB
高速増殖原型炉もんじゅは、平成7年12月に発生した2次主冷却系ナトリウム漏えい事故後、運転を停止していたが、平成22年5月6日に14年5か月ぶりに性能試験を再開した。性能試験は、3段階にわけて実施していく計画であり、その最初の段階の炉心確認試験を78日間にわたって実施し、同年7月22日に終了した。炉心確認試験のうちフィードバック反応度評価では、一定量の制御棒引抜により炉心に正の反応度を印加し、「もんじゅ」炉心固有の負の反応度フィードバック特性と補助冷却設備の制御特性によって、原子炉出力やナトリウム温度などのプラントパラメータが安定に向かう様子を確認する「自己安定性の確認」を実施した。また、得られた試験データを用いて、炉心のフィードバック特性について定量的評価を試みた。
笹本 広
JAEA-Review 2014-015, 35 Pages, 2014/05
JAEA-Review-2014-015.pdf:6.75MB
本報告では、平成19年度から平成24年度までの6年間にわたり実施された沿岸域プロジェクトについて、プロジェクトに関係した各機関による連携・協力の枠組みや各機関が参加する全体会議で議論された内容等を中心に整理した。また、沿岸域プロジェクトにおける議論も踏まえ、各関係機関により実施された調査・評価により得られた成果の例や、得られた成果の体系化に向けた取り組みの例について、その概要をまとめた。沿岸域プロジェクトにより、幌延の沿岸域における調査・評価を通じて得られた成果は、高レベル放射性廃棄物の地層処分研究開発において、沿岸域を対象とした調査・評価技術の体系化や沿岸域における研究開発要素の研究成果の統合に係る一例として整備された。
土井 玲祐; 岩田 孟; 北村 暁
JAEA-Review 2014-014, 27 Pages, 2014/05
JAEA-Review-2014-014.pdf:1.77MB
溶解度法は熱力学データを信頼性高く求めるのに最も有力な方法の一つである。熱力学データの具体的な内容は、(1)個々の固相や複塩の溶解度積および(2)種々の配位子の錯形成定数であり、このような熱力学データは、(3)広範なpH域にわたる溶解度の評価、(4)極めて難溶性な固相(例えば、4価のアクチニド)を生成する金属イオンの溶解度の評価、(5)様々な廃棄物中での溶解度制限固相の決定、(6)酸化還元に鋭敏な系における高温環境の評価に用いられる。本書は、溶解度法によってこのような熱力学データを取得する際の様々な特徴を記述することに焦点をあてたものである。本書は、研究テーマの選定、重要な変数を定義するためのモデル化、変数や実験パラメータの範囲の選定、結果の予測、一般的な設備の要件、実験の実施および実験データの解釈、といった溶解度研究の実施における様々な特徴を記述している。
深谷 裕司
JAEA-Review 2014-010, 33 Pages, 2014/05
JAEA-Review-2014-010.pdf:12.38MB
2013年9月3日(火)5日(木)に開催された日本原子力学会2013年秋の大会においてクリーンバーン高温ガス炉のシリーズ発表が行われた。クリーンバーン高温ガス炉システムはプルサーマルによるプルトニウム燃焼よりも安全で高い核拡散抵抗性および高い燃焼効率を持つ高温ガス炉を用いたプルトニウム専焼システムであり、本シリーズ発表はその概念の提示及び今後の研究開発の展望を示すものであった。本報告書は本シリーズ発表の概要及び使用された発表資料を収録したものである。本報告書により本研究の現時点での検討状況、課題等が確認できた。
佐藤 稔紀; 丹野 剛男*; 引間 亮一*; 真田 祐幸
JAEA-Review 2014-009, 60 Pages, 2014/05
JAEA-Review-2014-009.pdf:26.89MB
本報告は、超深地層研究所計画の一環として、2012年度に実施した岩盤力学に関する調査研究項目の概要をまとめたものである。本報告書にとりまとめた調査研究項目は、(1)深度300m地点における円錐孔底ひずみ法による初期応力測定、(2)深度500m地点におけるボーリングコアを用いた初期応力測定、(3)深度500m地点におけるボーリングコアを用いた室内試験、(4)クラックテンソルによる等価連続体モデルに関する検討、(5)結晶質岩における長期岩盤挙動評価のための現象論的研究、(6)結晶質岩における長期岩盤挙動評価のための理論的研究、(7)掘削体積比エネルギーを用いた原位置岩盤物性評価に関する研究、(8)種々の計測結果に基づく深部岩盤中の応力場評価に関する基礎的研究である。
眞田 幸尚; 高村 善英; 卜部 嘉; 土田 清文; 西澤 幸康; 山田 勉; 佐藤 義治; 平山 弘克; 西原 克哉; 伊村 光生; et al.
JAEA-Research 2014-005, 67 Pages, 2014/05
JAEA-Research-2014-005.pdf:52.68MB
ここでは、水底の放射性セシウムの濃度を直接測定し、換算する手法(in-situ測定手法)の開発を行った。本方法は、p-Scannerと呼ばれる水中での使用可能な、プラスチックシンチレーションファイバ検出器を開発し、水底の広い面積を短時間に直接測定することを実現した。また、p-Scannerで得られた計数率は、検出器で値付けされた水中用の線スペクトロメータと比較測定を行うことにより、湿潤重量当たりの放射性セシウムの濃度(Bq/kg-wet)に換算できるようにした。開発した手法を、福島県内の農業用ため池に適用し、放射性セシウムの濃度分布マップを作成し、本方法の有用性を示した。
原子力水素・熱利用研究センター
JAEA-Evaluation 2014-001, 41 Pages, 2014/05
JAEA-Evaluation-2014-001.pdf:4.51MB
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成20年10月31日内閣総理大臣決定)の下に、整備された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成21年2月17日文部科学大臣決定)及び原子力機構の「研究開発課題評価実施規定」(平成17年10月1日制定、平成21年8月19日改定)等に基づき、高温ガス炉及び水素製造研究開発に関する中間評価を高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会に諮問した。高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会は、高温ガス炉システムとこれによる水素製造技術の研究開発に関する第2期中期計画(平成22年4月から平成27年3月)に対して、平成22年4月から3年が経過した時点で、中間評価を実施した。その結果、平成2024年度の活動に対する中間評価は、高温ガス炉及び水素製造に関してAと評価された。本中間評価は、原子力機構原子力水素・熱利用研究センターが提出した資料に基づき行われた。その後、本評価結果は、平成25年4月23日に、高温ガス炉及び水素製造研究開発中間評価報告書(以下「中間評価報告書」という)としてまとめられた。本報告書では、高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会の構成、審議概要、評価方法について記載し、同委員会により提出された「中間評価報告書」を5ページ以降に添付したものである。
酒井 利啓; 松岡 稔幸; 天野 健治
JAEA-Data/Code 2014-005, 43 Pages, 2014/05
JAEA-Data-Code-2014-005.pdf:33.23MBJAEA-Data-Code-2014-005-appendix(DVD).zip:940.62MB
日本原子力研究開発機構幌延深地層研究センターでは、深部地質環境の調査・解析・評価技術の基盤の整備を目標の一つとして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、その一環として地質環境モデルに関する調査・解析技術の開発を行っている。日本全国を対象とした10m間隔グリッドの数値標高モデルが近年国土地理院より公開され、これにより広域を対象にほぼ均質な精度で微地形の検討ができるようになった。このことから、地質環境モデル構築のためのデータセット整備の一環として、幌延町周辺の地形・地質特性を評価するための基礎データを得ることを目的に、10mグリッド数値標高モデルを利用して地形を可視化する18種類のフィルタ画像データを作成した。
佐藤 成二; 尾方 伸久
JAEA-Data/Code 2014-004, 44 Pages, 2014/05
JAEA-Data-Code-2014-004.pdf:17.15MBJAEA-Data-Code-2014-004-appendix(CD-ROM).zip:278.83MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学研究ユニットでは、超深地層研究所計画の一環として、地下水流動解析における上部境界条件を与える岩盤浸透量の水収支解析による算出、水理地質構造モデルのキャリブレーションに必要なデータの取得および研究坑道掘削に伴う浅層の地下水環境の変化の把握を目的として、表層水理観測を実施している。表層水理観測は、蒸発散量算出のための気象要素,降水量,河川流量,地下水位および土壌水分の観測を、正馬川流域,正馬川モデル流域および瑞浪超深地層研究所用地で実施している。本報告では、2012年度の上記流域等で得られた気象要素,降水量,河川流量,地下水位,土壌水分について、欠測や異常値を示すデータの補正・補完を行いデータセットとして取りまとめた。また、研究坑道掘削工事における周辺環境モニタリング調査の一環で取得されている狭間川の河川流量データを用いて、2012年度の本流域の岩盤浸透量を算出した。
佐藤 成二; 尾方 伸久
JAEA-Data/Code 2014-003, 22 Pages, 2014/05
JAEA-Data-Code-2014-003.pdf:10.84MBJAEA-Data-Code-2014-003-appendix(CD-ROM).zip:25.03MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学研究ユニットでは、広域地下水流動研究の一環として、地下水流動解析における上部境界条件を与える岩盤浸透量の水収支解析による算出、水理地質構造モデルのキャリブレーションに必要なデータの取得を目的として、表層水理観測を実施している。観測項目は降水量および河川流量であり、柄石川と日吉川を観測流域としている。本報告では、2012年度の表層水理観測で得られた降水量,河川流量について、データの欠測や異常値を示すデータの補正・補完を行いデータセットとして取りまとめた。
平山 孝; 森島 宗一*
JAEA-Testing 2013-005, 58 Pages, 2014/03
JAEA-Testing-2013-005.pdf:2.37MB
日本原子力研究開発機構那珂核融合研究所では、核融合炉の炉心プラズマの実現を目指して、臨界プラズマ試験装置JT-60にて実験を行ってきた。JT-60実験データ解析システムは、JT-60の実験データの収集及び参照、それらデータを用いた解析を行い、JT-60実験の最適化と複雑プラズマの解明を目的としたシステムである。当システムは、主にデータ解析サーバと、データベースサーバから構成され、それぞれデータの解析と蓄積の専用サーバとしている。また、磁気ディスク装置、NAS(Network Attached Storage)装置及び、バックアップテープ装置も用意している。本書は、JT-60実験データ解析システムを運用管理するシステム管理者のため、システムの運用管理方法について解説したものである。
伊奈川 潤; 宝徳 忍; 小田 哲三; 青柳 登; 間柄 正明
JAEA-Technology 2014-007, 48 Pages, 2014/03
JAEA-Technology-2014-007.pdf:5.76MB
原子力機構原子力科学研究所の保障措置技術開発試験室(SGL)施設では、1983年4月から1993年3月まで、分光法によるウランの濃縮度の測定法を開発するため、各種濃縮度のウランの六フッ化物(UF
)が使用された。この研究開発が終了した後、UFはSGL施設内に保管されてきた。一方、SGL施設の廃止措置が計画され、2015年3月までに同施設の管理区域を解除することとなり、そのためには同施設に保管していたUFを搬出することが必要となった。常温付近で高い蒸気圧を有し、水分などと激しく反応するUFを搬出した後、安全に保管するためには、UFを化学的に安定なウラン化合物に変換する必要がある。UFを安定化する方法として、UFを加水分解により安定なフッ化ウラニル(UOF)に変換し、さらに蒸発乾固により固体化する方法を選んだ。加水分解及び蒸発乾固を行うための設備を製作し、SGL施設内に設置した。2012年10月から2013年8月に、安定化処理を実施した。本報告書は、UFの安定化処理作業に係る検討、及び作業の結果をまとめたものである。
西山 友和; 三代 康彦; 岡野 文範; 笹島 唯之; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 宮 直之; 助川 篤彦; 池田 佳隆; 逆井 章
JAEA-Technology 2014-006, 30 Pages, 2014/03
JAEA-Technology-2014-006.pdf:4.87MB
臨界プラズマ試験装置(JT-60)では、超伝導コイルを用いるJT-60SAに改修するため、JT-60本体装置及び周辺設備を解体した。JT-60の解体品のほとんどが放射化物であり、大型構造物を除いた約1,100トン、約11,500点の解体品については、輸送用コンテナを利用した保管容器及び密閉容器と呼ばれる専用容器に収納し放射化物保管設備に保管した。これらの放射化物の運搬及び保管においては、1点毎に放射線障害防止法に定められた測定や記録などの管理が必要である。約11,500点にも及ぶ大量の放射化物の管理を確実に実施し、効率よく保管容器等に収納保管するために、バーコードタグ等を用いた管理方法や収納作業手順等を構築し収納保管作業を実施した。本報告書では、放射化物としてJT-60解体品を保管容器及び密閉容器に収納し、放射化物保管設備に保管する、一連の収納保管管理作業について報告する。
高井 俊秀; 久保 真治
JAEA-Technology 2014-005, 29 Pages, 2014/03
JAEA-Technology-2014-005.pdf:38.08MB
ISプロセスにおける蒸留工程の設計・運転操作を検討するための基礎データを拡充するため、高温・高圧・高腐食性のポリヨウ化水素酸に適用でき、かつ、バッチ式(一回の試料充填で一つの組成に対する測定しかできない)でも能率的なデータ取得ができ得る平衡蒸気圧測定方法の開発を試みた。試験装置の核心部は竪型のピストン付シリンダーで、耐圧性と耐食性の両立は、ニッケル基合金に耐食金属のタンタルを内張りすることで実現した。強腐食性溶液を注入する試料チャンバーに圧力計を設けずピストンを介して間接的に圧力を測定するようにしたことで、試料溶液量の削減、装置の小型化による熱容量の低減を可能とし、データ取得試験の実施に要する時間を短縮できるようにした。圧力間接測定に際しピストンの押し込み過程と引き込み過程と両者の圧力測定値を使うことでピストンとシリンダー間に働く摩擦力を相殺し、これに起因する誤差が低減するよう工夫した。試料チャンバーにも圧力計を取り付けた予備試験を行い、間接測定値と比較した。水、ヨウ化水素酸およびポリヨウ化水素酸の試料において両者が良好に一致したことから、本法が有効に機能することを示した。
鈴木 和博; 本岡 隆文; 塚田 隆; 寺川 友斗; 市瀬 健一; 沼田 正美; 菊池 博之
JAEA-Technology 2014-004, 29 Pages, 2014/03
JAEA-Technology-2014-004.pdf:3.66MB
東日本大震災の影響により、東京電力福島第一原子力発電所の2号機, 3号機及び4号機では、緊急冷却策として海水が冷却水として使用済燃料プールへ注入された。海水成分の塩化物イオンは金属材料に孔食を起こす原因物質であることから、使用済燃料プール内の燃料被覆管に孔食が発生・成長した場合、孔食部からの放射性物質の漏えいが懸念される。そこで、海水成分を含む使用済燃料プール水における燃料被覆管の閉込機能の健全性を評価するため、照射済燃料被覆管の孔食発生条件を孔食電位測定により調査することとした。本報告では、高放射性の使用済燃料から孔食電位測定用の試料を作製する技術の開発について報告する。専用機器の開発と作製手順の確立により、専用施設でのマニプレータによる遠隔操作によって、照射済燃料被覆管の孔食発生条件の調査を可能とした。
岡野 文範; 市毛 尚志; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 西山 友和; 柳生 純一; 石毛 洋一; 鈴木 宏章; 小室 健一; et al.
JAEA-Technology 2014-003, 125 Pages, 2014/03
JAEA-Technology-2014-003.pdf:13.32MB
臨界プラズマ試験装置(JT-60)のトカマク本体及び周辺設備の解体(総重量として約5,400トン)は、平成21年度から着手し平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した唯一のものである。解体にあたり、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割は、工程的,技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見出して作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告書は、JT-60本体装置及び本体付帯設備の解体について詳細をまとめたものである。
横倉 賢治; 森山 伸一; 小林 貴之; 平内 慎一; 澤畠 正之; 寺門 正之; 日向 淳; 和田 健次; 佐藤 福克; 星野 克道; et al.
JAEA-Technology 2014-002, 64 Pages, 2014/03
JAEA-Technology-2014-002.pdf:6.83MB
導波管内を伝搬する大電力ミリ波が誘電体を透過した時の誘電損失を誘電体の温度上昇として測定し、伝送ミリ波の電力密度空間分布と伝送電力を計測できる装置を開発した。本装置は、伝送電力が1MWにも及ぶ核融合研究用の電子サイクロトロン加熱(ECH)装置での使用を念頭に置いているが、広い分野への応用も考えられる。本装置の基本的概念は、真空コルゲート導波管に損失の小さい数ミリメートルの空間ギャップを設けておき、その空間ギャップへ断熱支持した誘電体ディスクを一時的に挿入し、短パルスのミリ波を透過させた後素早く引抜き(約0.2秒)、その温度分布を赤外線カメラで測定することで、ディスクを透過したミリ波の分布を推定するものである。一方、ディスクの収束平衡温度から全透過損失を見積もり、伝送電力の評価も可能である。計測試験では、整合器ミラーの角度のずれによる不要モードの発生を電力密度分布の変化として捉えることに成功した。この成果は、整合器を真空に保ったままミラーの調整を行う他、運転中のECH装置の伝送系での意図しない不要モードの発生を検出可能とするなど、本装置が有効であることを示すものである。
高田 昌二; 篠原 正憲; 関 朝和; 島崎 洋祐; 小野 正人; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 沢 和弘
JAEA-Technology 2014-001, 34 Pages, 2014/03
JAEA-Technology-2014-001.pdf:4.46MB
HTTRでは原子炉出力9MWからの炉心冷却喪失試験を計画している。本試験では、原子炉の強制循環機能を全喪失させるとともに、炉容器冷却設備を停止させ炉心で発生する崩壊熱を間接的に除去する機能も全喪失させる。試験では、炉容器冷却設備の水冷管温度が上昇すると予想されているが、あらかじめ抽出した課題について解決策を提案し、その有効性を炉心冷却喪失試験を模擬したコールド試験により確認することで、安全性実証試験計画を立案することとした。本コールド試験では、非核加熱条件で、実際に、炉容器冷却設備の2系統ある冷却水系をすべて停止させて、炉容器冷却設備の水冷管や生体遮へい体温度の試験データを取得した。試験は原子炉入口温度120C及び150Cとした。炉心冷却喪失コールド試験の試験結果をもとに、安全性実証試験計画を立案するにあたっての課題に対する解決策の有効性を確認できた。
在間 直樹; 中島 伸一; 中塚 嘉明; 藤木 直樹*; 門 一実
JAEA-Technology 2013-050, 39 Pages, 2014/03
JAEA-Technology-2013-050.pdf:3.56MB
200リットルドラム缶収納の廃棄物中全ウランを定量する非破壊分析(NDA)装置NWASを開発、実ウラン廃棄物の測定に適用して実績をあげた。廃棄物中ウランアルファ線と共存するフッ素等とのU-234(,n)反応で生じる中性子とU-238自発核分裂中性子を、ポリエチレン減速材により熱中性子化し、16本のHe-3比例計数管を用い測定する。また、Ge半導体検出器によりウラン濃縮度を測定する。前報ではその成果の一端を紹介したが、その後ウラン廃棄物の測定作業が順調に進行し、約850体の測定実績を記録した。多種多様なマトリックス、ウラン線源物質、広範囲のウラン質量を含有する廃棄物測定実績を積み適用範囲を拡大させてきた。その反面、測定技術・解析手法における種々の問題点も明らかになった。それらの経験を詳細に報告するとともに、新たに得られた知見を整理した。さらにパッシブ測定方式をアクティブ測定方式へと転換する高度化計画を推進し、既に装置構築を完了した。これまでの経験の意義と課題を集約し次のステップへの糧とする。
-eyeIIの性能実証金山 文彦; 岡田 尚; 福嶋 峰夫; 吉元 勝起*; 羽生 敏紀; 川野邊 崇之
JAEA-Technology 2013-049, 60 Pages, 2014/03
JAEA-Technology-2013-049.pdf:25.84MB
東京電力は、2号機原子炉建屋5階のオペレーティングフロアからの燃料取り出し準備として遮へい・除染計画を立案するため、当該フロアの状況調査を行い、空間線量率が数十mSv/hから数百mSv/hであることをロボットで確認しているが、汚染部位計測には至っていない。そこで、原子力機構は自ら開発したガンマカメラである-eyeIIの汚染部位計測への適用性を事前に確認したうえで、当該フロアの詳細な汚染分布や汚染密度の情報収集を実施した。事前確認の結果、-eyeIIが比較的高い空間線量率環境下にあっても、当該フロアに想定された高い汚染部位を計測可能であることを確認した。そして当該フロアの汚染部位計測の結果、調査範囲の主たる汚染源は原子炉ウェル上部であり、推定表面汚染密度は約10Mから100MBq/cmであること、またブローアウトパネル開口部近辺の床面にも原子炉ウェル上部と同程度の汚染があると推定されること、さらに当該フロアの西側床面の推定表面汚染密度は10MBq/cm未満であることが評価できた。以上の調査を通し、-eyeIIの性能を実証するとともに、ガンマカメラ開発に係る種々の知見を得ることができた。
ペレットを用いたMo吸着剤の性能試験(共同研究)木村 明博; 西方 香緒里; Nikolayevich, A.*; Vladimirovna, T.*; Chakrova, Y.*; 土谷 邦彦
JAEA-Technology 2013-048, 30 Pages, 2014/03
JAEA-Technology-2013-048.pdf:3.0MB
原子力機構とカザフスタン共和国核物理研究所(INP)との国際協力の一環として、(n,)法により製造したMoからのTc製造プロセスの現実性を確認するため、高密度MoOペレットの照射試験及び照射済MoOペレットを用いた照射後特性試験を行った。照射試験は、INPにあるWWR-Kにて高密度MoOペレットを熱中性子照射量4.9
10
n/cm・sの条件で照射した。照射後、照射後特性試験として、まず、ペレットの外観検査、重量測定及び溶解特性試験を行った。その結果、本照射量の範囲では、照射済MoOペレットの外観上、割れや欠け等の著しい変形もなく、健全であった。照射済MoOペレットを約100度のNaOH溶液で溶解した結果、溶解時間は日本で実施した50度での溶解時間よりも短いことが分かり、溶解温度が溶解特性に与える重要な因子であることが分かった。次に、Mo吸着剤を用いたMo吸着/Tc溶離試験を行い、これまでの研究と同等の結果が得られ、本法によるMoからのTc製造プロセスの現実性に関し明るい見通しを得ることができた。
井尻 裕二*; 納多 勝*; 延藤 遵*; 松井 裕哉; 見掛 信一郎; 橋詰 茂
JAEA-Technology 2013-047, 819 Pages, 2014/03
JAEA-Technology-2013-047-01.pdf:41.49MBJAEA-Technology-2013-047-02.pdf:25.26MB
超深地層研究所計画では、「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、「研究坑道の建設技術の開発」、「研究坑道の施工対策技術の開発」、「安全性を確保する技術の開発」を目的として、工学技術に関する研究を進めている。本研究では、これら4項目の工学技術研究として、深度460mまでの研究坑道の施工によって取得された計測データを用いて、設計の妥当性の検討や施工管理のための計測結果の分析と課題の抽出、パイロットボーリングから得られた情報の有効性に関する評価を行うとともに、研究坑道掘削工事で適用される技術の抽出と有効性評価を実施し、今後の技術開発の方向性について検討を加えた。
o Negro, ArgentinaCocco, R. G.*; Ishida, V.*; 土谷 邦彦; Dorn, C. K.*
JAEA-Review 2014-012, 122 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2014-012.pdf:15.65MB
本講演資料集は、2013年10月28日にアルゼンチンのバリローチェでINVAPとCNEA(アルゼンチン原子力委員会)が主催した「第8回照射済ベリリウムのリサイクルに関する専門家会議」に提出された発表資料をまとめたものである。本会議は、各国の試験研究炉で行われているベリリウム研究の現状と将来計画に関する情報交換を目的として行われた。米国,韓国,アルゼンチン及び日本から試験研究炉の分野におけるベリリウム研究の現状と将来計画に関する発表があり、照射されたベリリウムのスエリング,曲り,ガス放出などの新しいデータに基づいて評価結果を議論した。また、使用済ベリリウムのリサイクルの実証試験のための課題について議論した。
山村 司; 須田 一則; 富川 裕文; 鈴木 美寿; 久野 祐輔; 持地 敏郎
JAEA-Review 2014-011, 74 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2014-011.pdf:6.18MB
日本原子力研究開発機構は、2013年12月3日,4日に、「原子力平和利用と核不拡散・核セキュリティに係る国際フォーラム; 東電福島第一原子力発電所事故を踏まえた、今後の核燃料サイクルのオプションに係る核不拡散・核セキュリティの確保」を開催した。フォーラムでは、日本,米国,仏国の政府及び国際原子力機関(IAEA)からの出席者が、それぞれの国や所属機関等における原子力平和利用と核不拡散に係る取組み等について講演した。また、パネル討論では、「東電福島第一原子力発電所事故を踏まえた、核燃料サイクルのオプションに係る核不拡散・核セキュリティ方策」及び「核燃料サイクルのオプションに係る核不拡散確保のための保障措置や技術的措置の役割」という2つのテーマで議論が行われた。前者では、核燃料サイクルの2つのオプションの核不拡散・核セキュリティ上の課題について、後者では保障措置やプルトニウム燃焼技術等の核拡散抵抗性技術が核燃料サイクルのバックエンドにおける核不拡散・核セキュリティ確保に果たすべき役割について議論した。本報告書は、同フォーラムの基調講演の要旨、パネル討論の概要及びパネル討論で使用された発表資料を収録したものである。
工務技術部
JAEA-Review 2014-008, 125 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2014-008.pdf:5.67MB
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、原子炉施設及び核燃料物質取扱施設内の特定施設(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)並びに一般施設内のユーティリティ設備の運転、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、機械装置の工作業務、大型実験装置の運転業務を行っている。また、平成23年3月11日に発生した東日本大震災により被害を受けた建物・設備の復旧工事にも精力的に取り組んでいる。本報告書は、平成24年度の工務技術部の業務実績の概要と、主な管理データ、技術開発の概要を記録したものである。
山村 司; 須田 一則; 富川 裕文; 武田 悠; 寺岡 伸章
JAEA-Review 2014-007, 106 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2014-007.pdf:10.11MB
米国の核不拡散政策は、日米原子力協力協定の下での原子力資機材の供与を通じて、日本の原子力政策、特に核燃料サイクル政策に大きな影響を与えてきた。本報告書は、特に日米原子力協力協定の今後の取扱いの検討に資することを目的として、日米間の原子力政策や核不拡散課題に対する過去の経緯を分析するとともに、両国のインタラクションのクライマックスである、東海再処理交渉及び1988年の日米原子力協力協定の改定等に焦点をあてて分析を行い、米国の核不拡散政策が日本の核燃料サイクル政策に与える影響について評価した。原子力分野における日米の関係は、米国から我が国への原子力資機材の供給に由来する影響力の行使というこれまでの一方向的な関係から、双方向、互恵関係へと発展してきており、その結果として米国の政権の意向に左右されることなく核燃料サイクル政策を円滑に進められる枠組みである、包括的事前同意を協定に組込むことができた。しかしながら、米国が規制権を有する核物質が我が国の核物質のうち、かなりの割合を占めるため、米国の政権及び議会の動向は我が国の原子力政策に大きな影響を与えることから、引き続き注視していく必要がある。
佐藤 和彦; 坂井 章浩; 秦 はるひ; 麓 弘道*; 川越 浩; 齋藤 龍郎; 長谷川 信
JAEA-Review 2014-006, 78 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2014-006.pdf:4.61MB
本書では、ウラン廃棄物処分方策の検討に資するため、平成24年度に実施した米国及びカナダの調査に引き続き、フランス,英国及びスウェーデンでのウランを含む長寿命低レベル放射性廃棄物処分に関する安全評価の基本的考え方や産業廃棄物(以下、産廃)処分等を中心に調査した結果を報告する。
永目 諭一郎
JAEA-Review 2014-005, 41 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2014-005.pdf:14.73MB
平成24年度に実施された7件の黎明研究の成果をまとめた報告書である。原子力に関する基礎・基盤研究の発展の一助とするため、本報告書により、得られた成果を公表する。
平成24年度バックエンドに関する研究開発報告会事務局
JAEA-Review 2014-004, 175 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2014-004.pdf:44.77MB
本報告書は、2013年5月31日に東海・アトムワールドで開催した「バックエンドに関する研究開発報告会」の資料をとりまとめたものである。「バックエンドに関する研究開発報告会」は、バックエンドの研究開発に携わる研究者・技術者等が一堂に会して、研究開発の現状と課題を相互に紹介し、情報交換を行うことを目的として開催したものである。本報告会は、第13回拡大金曜セミナーとして原子力施設の廃止措置技術及び低レベル放射性廃棄物に関する処理技術、確認技術、処分技術に関連する3つのセッションに区分し、13件の口頭発表と12件のポスター報告があり、活発な質疑及び情報交換が行われた。
原子力科学研究所
JAEA-Review 2014-003, 149 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2014-003.pdf:8.95MB
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、原科研福島技術開発特別チーム及び、計画管理室で構成され、各部署が中期計画の達成に向けた活動を行っている。本報告書は、平成24年度の原科研の活動と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部門, 量子ビーム応用研究部門, バックエンド推進部門, 原子力研修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り、今後の研究開発や事業の推進に役立てられることを期待している。
システム計算科学センター; 東京大学人工物工学研究センター*
JAEA-Review 2014-001, 75 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2014-001.pdf:9.17MB
本報告書では、平成24年度における東京大学・人工物工学研究センターと日本原子力研究開発機構・システム計算科学センターの共同研究について報告する。この共同研究での主な研究成果は、大規模な構造解析などを高速かつ効率的に行うためのミドルウェア開発および材料安全性評価のためのモデル構築である。また、共同研究の一環として、5回のセミナーを開催した。これらの活動概要について報告する。
核サ研福島技術開発特別チーム 燃料デブリ取扱技術開発グループ; 原科研福島技術開発特別チーム 燃料デブリ評価技術開発グループ
JAEA-Review 2013-066, 153 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2013-066.pdf:26.64MB
平成23年3月11日の東北太平洋沖地震に伴う東京電力福島第一原子力発電所事故以降、政府,東京電力及び関係機関による収束に向けた取り組みが継続されている。平成23年12月16日には「政府・東京電力中長期対策会議」(平成25年2月8日「東京電力福島第一原子力発電所廃炉対策推進会議」に移行)が設置され、19の研究開発プロジェクトが発足し、各プロジェクトを運営するワーキングチーム/サブ・ワーキングチーム等が設置された。日本原子力研究開発機構核サ研福島技術開発特別チーム及び原科研福島技術開発特別チームは各拠点等と連携を図り、燃料デブリ取出し準備ワーキングチームの傘下にある「模擬デブリを用いた特性の把握」「実デブリの性状分析」「デブリ処置技術の開発」の3つのプロジェクトに参加している。平成24年度は「模擬デブリを用いた特性の把握」及び「デブリ処置技術の開発」の2つのプロジェクトについて研究開発を実施し、燃料デブリの取出しに必要なデブリ特性情報及びデブリ処置技術に関する検討成果を得た。本報告書は、平成24年度における上記の2つのプロジェクトに関する研究開発成果をまとめたものである。
原子力人材育成センター
JAEA-Review 2013-065, 72 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2013-065.pdf:4.54MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力人材育成センターにおける平成24年度の活動をまとめたものである。平成24年度は、年間計画に基づく研修のほか、外部ニーズに対応した研修、大学との連携協力、国際研修等に積極的な取り組みを行った。
核サ研福島技術開発特別チーム 廃棄物処理処分技術開発グループ; 原科研福島技術開発特別チーム 廃吸着材処理技術開発グループ; 大洗研福島技術開発特別チーム 廃ゼオライト保管挙動評価グループ
JAEA-Review 2013-064, 77 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2013-064.pdf:8.23MB
東京電力福島第一原子力発電所においては、平成23年の事故に伴って種々の物質が汚染され、また、原子炉14号機の廃止措置に向けての対応がなされており、放射性廃棄物の処理・処分に関する技術開発が求められている。原子力機構は、事故で発生した廃棄物の処理・処分に関して、事故の直後から事業所・部門が連携して技術開発に取り組んできた。本報告書では、平成24年度までに得られた成果の概要を報告する。
竹本 紀之; 板垣 亘; 木村 伸明; 石塚 悦男; 中塚 亨; 堀 直彦; 大岡 誠; 伊藤 治彦
JAEA-Review 2013-063, 34 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2013-063.pdf:8.46MB
我が国において原子力エネルギーは経済性及びエネルギー保障の観点で重要である。しかし、東京電力福島第一原子力発電所の事故以降、今後の原子力研究者及び技術者の不足が懸念されている。このような中、国立高等専門学校機構では、高等専門学校生を対象とし、原子力施設において実際の体験を含む原子力人材育成研修を行うことを計画した。日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、この計画に協力し、原子力防災・安全を主要テーマにJMTRをはじめとした大洗研究開発センターの原子力施設を活用したインターンシップを実施し、平成23年度から平成25年度まで合計32名の高等専門学校生が参加した。本報告は、平成23年度から3年間に実施した本インターンシップの内容と結果についてまとめたものである。
安全統括部 環境配慮促進課
JAEA-Review 2013-062, 213 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2013-062.pdf:10.77MB
日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)は、2012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2013」を作成し、2013年9月に公表した。本報告書は、環境報告書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2012年度の環境報告関連データを取りまとめたものである。
バックエンド技術部
JAEA-Review 2013-061, 98 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2013-061.pdf:29.91MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構東海研究開発センター原子力科学研究所バックエンド技術部における2012年度(2012年4月1日から2013年3月31日まで)の活動をまとめたもので、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究の概要を記載した。バックエンド技術部は、原子力科学研究所における研究開発活動を円滑に進めるため、放射性廃棄物の処理及び保管管理、計画的な廃止措置の遂行を目指して業務を進めた。廃棄物保管能力の逼迫への対応として、保管廃棄物の減容、旧JRR-3改造で発生したコンクリート廃棄物のクリアランス化に継続して取り組んだ。廃止措置では、2施設の解体を継続した。また、低レベル廃棄物埋設処分開始を見据えて、廃棄物情報管理システムの整備、廃棄物含有放射能データの収集を継続実施した。これらのほか、安全対策の一環として、使用を廃止した廃液輸送管の撤去を引き続き実施した。加えて、2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震により被災した施設の復旧活動に努めるとともに、東京電力福島第一原子力発電所の事故に伴う復旧支援活動を実施した。
西尾 和久; 島田 顕臣
JAEA-Review 2013-060, 97 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2013-060.pdf:40.15MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターにおいては、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(以下、地層科学研究)を実施している。地層科学研究を適正かつ効率的に進めていくため、研究開発の状況や成果、さらに今後の研究開発の方向性について、大学, 研究機関, 企業の研究者・技術者等に広く紹介し、情報・意見交換を行うことを目的とした「情報・意見交換会」を毎年開催している。本報告書は、平成25年10月29日に岐阜県瑞浪市で開催した「平成25年度東濃地科学センター地層科学研究 情報・意見交換会」で用いた発表資料を取りまとめたものである。
小嶋 拓治
JAEA-Review 2013-059, 214 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2013-059.pdf:22.27MB
高崎量子応用研究所研究年報2012は、同研究所にあるTIARA施設(イオン加速器4基)及び電子・線照射施設(電子加速器1基、Co線照射施設3棟)等を利用して2012年4月1日から2013年3月31日までの間に行われた研究・技術開発成果をまとめたものである。この研究年報には、(1)宇宙・原子力・エネルギー、(2)環境保全・資源利用、(3)医療・バイオ技術応用、(4)先端材料・分析・基盤技術の4分野に分類した156編の論文及び8編の施設の運転・管理状況報告からなる合計164編を収録する。また、論文リスト,出願特許,新聞発表,テレビ放映及び研究実施形態・利用施設の一覧表を付録として含む。
研究炉加速器管理部
JAEA-Review 2013-057, 109 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2013-057.pdf:10.78MB
原子力機構-東海タンデム加速器は、重イオンを用いた原子核科学や物質科学等様々な分野において原子力機構の職員をはじめ、大学や研究機関,民間企業の研究者に利用されている。本年次報告は、2012年4月1日から2013年3月31日までの期間に、当施設のタンデム加速器を用いて実施された研究活動の要約をまとめたものである。総数31件の要約を以下の7分野に分類した;(1)加速器の運転状況と開発、(2)原子核構造、(3)原子核反応、(4)核化学、(5)原子核理論、(6)原子物理及び固体物理、(7)材料の照射効果。また、発表論文と会議での口頭発表、タンデム加速器に関係する技術者と研究者,委員会,大学等との共同研究課題及び施設共用課題等の一覧を掲載した。
住谷 秀一; 渡辺 均; 宮河 直人; 中野 政尚; 中田 陽; 藤田 博喜; 竹安 正則; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 水谷 朋子; et al.
JAEA-Review 2013-056, 181 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2013-056.pdf:6.22MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2012年4月から2013年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、東電福島第一原発事故)の影響が多くの項目でみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東電福島第一原発事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。
深谷 裕司
JAEA-Review 2013-055, 105 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2013-055.pdf:10.81MB
核燃料サイクルの安全性や環境負荷の評価に重要な核変換特性を低減速BWRに対して炉物理的観点から解明し、他の炉型の特性との比較を行いその特徴を確認した。その結果得られた主な知見は以下のようなものである。増殖型低減速BWRは硬い炉内スペクトルによる高い転換比から3000日程度と長い運転期間の実現が可能なため、FP核種空の崩壊熱と放射能が少なく、硬い炉内スペクトルによってアクチノイド核種からの崩壊熱と放射能が小さな値になることが確認できた。高転換型低減速BWRにより、MAリサイクル炉心の設計を行ったところ、核種移行解析で環境負荷に重要とされるNpを装荷した場合、装荷量の約4割程度、軽水炉から発生するNpの約22基・年分程度のNpの低減ができる設計の確認ができた。増殖型低減速BWRによるLLFP核変換を検討した結果、炉心特性に余裕が無くLLFP集合体を炉内へ装荷できないため、LLFP(Tc, 
I, 
Cs)に関しサポートファクターが1以下となり、LLFPの低減ができないことが確認できた。これらの結果及び比較し示された多くの炉型の特性が多様な核燃料サイクルオプションの議論に資することを期待する。
研究炉加速器管理部
JAEA-Review 2013-054, 155 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2013-054.pdf:10.41MB
研究炉加速器管理部は、JRR-3, JRR-4, NSRRの研究炉, タンデム加速器及びRI製造棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告は2012年4月1日から2013年3月31日までの研究炉加速器管理部において実施した業務活動をまとめたものである。業務内容については以下の5項目に分類した。(1)研究炉及び加速器の運転管理、(2)研究炉及び加速器の利用、(3)研究炉及び加速器利用技術の開発、(4)研究炉加速器管理部の安全管理、(5)国際協力さらに、論文,口頭発表一覧,官公庁許認可、福島支援の派遣人数及び業務の実施結果一覧を掲載した。
渡辺 将久; 田川 明広
JAEA-Review 2013-053, 84 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2013-053.pdf:48.63MB
除染作業に利用できる技術について民間企業から技術提案を受け、その除染効果を経済性、安全性等とともに検証する「除染技術実証試験事業」を内閣府からの委託を受けて実施した。原子力機構は、土壌分級,超高圧水除染や有機物の減容技術等の25件の技術を採択し、実証試験への助言及び評価を実施した。
渡辺 将久; 梅宮 典子; 田川 明広; 川瀬 啓一; 野口 真一; 坂爪 克則; 渡邊 雅範; 時澤 孝之
JAEA-Review 2013-052, 232 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2013-052.pdf:26.42MB
除染作業に利用できる技術について民間企業から技術提案を受け、その除染効果を経済性,安全性等とともに検証する「除染技術実証試験事業」を環境省からの委託を受けて実施した。原子力機構は、焼却灰の洗浄やため池浚渫等の15件の技術を採択し、実証試験への助言及び評価を実施した。
渡辺 将久; 田川 明広
JAEA-Review 2013-051, 244 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2013-051.pdf:34.73MB
除染作業に利用できる技術について民間企業から技術提案を受け、その除染効果を経済性、安全性等とともに検証する「除染技術実証試験事業」を環境省からの委託を受けて実施した。原子力機構は、熱分解、ため池底質除染や有機物のバイオマス技術による減容等の22件の技術を採択し、実証試験への助言及び評価を実施した。その結果、路面等では吸引バランスが非常に除染効果を高める上で重要であることが分かった。高圧水、超高圧水洗浄に限らず、圧力が高く、水量が少なく、吸引力が強いことが除染効果を高めるパラメータである。土壌については、内閣府実証事業と同程度の効果が得られることが確認できた。ため池底土では、底土汚染の深さ分布が把握され、510cm程度まで汚染されていることが分かった。有機物は、炭化した場合は炭に放射性セシウムが残留し、バイオエタノール等には放射性セシウムは移行しないことが分かった。バークについては、洗浄等で流通できるレベルに除染できるが、需要が乏しいことから減容・安定化のための熱分解や焼却等を今後の技術開発として実施した方がよいと考える。焼却灰は、減容化できる見通しが立ったものの飛灰は固化しても放射性セシウムが溶出するため、その対策が必要である。
Hoffheins, B.; 川久保 陽子; 井上 尚子
JAEA-Review 2013-006, 47 Pages, 2014/03
JAEA-Review-2013-006.pdf:2.65MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)は米国エネルギー省国家核安全保障局との共同研究枠組みの下、サンディア国立研究所(SNL)と共同で「地域核不拡散協力のための情報共有フレームワーク(ISF: Information Sharing Framework)の構築」の共同研究プロジェクトを実施している。本プロジェクトは、実質的にはJAEA, 韓国核不拡散核物質管理院(KINAC), 韓国原子力研究所(KAERI)、及びSNLによる多国間協力として実施されており、有効で持続可能な形で核不拡散の透明性活動が実施できるよう、ISFの要求事項を作成することを目的としている。本プロジェクトに参加する専門家は、ワークショップ,各種会合,定期電話会議等を通じて、ISFの必要性、ニーズや具体的なオーディエンスを特定し、要求事項の開発を行ってきた。また、その活動はISFの潜在的ステークホルダーのニーズ調査、情報共有を実践するためのウェブサイトの構築、核物質管理学会等へのペーパーの投稿等も含む。本報告書は歴史的背景における現行プロジェクトの位置付けを示すとともに、将来の方向性を論ずるものである。
古田 琢哉; 高橋 史明
JAEA-Research 2014-003, 100 Pages, 2014/03
JAEA-Research-2014-003.pdf:5.04MB
東京電力福島第一原子力発電所で平成23年3月に発生した事故により、放出された放射性セシウムは現在も環境中に残存し、空間線量を高めている。これまでの放射線防護対策では、空間線量率のモニタリング結果により、屋内外の滞在時間及び屋内の線量低減効果を考慮して、線量が推定されてきた。しかし、住民の帰還等の今後に重要となる対策では、個人の線量に着目する等のきめ細やかな線量評価が要求される。その中で、被ばく線量への重要な影響因子となる線量低減効果は、建物の特徴で大きく変化し、同一の建物内でも線量分布が生じる可能性がある。そこで、福島県内の建物の調査を行い、代表的な建物として住宅や多くの人々が集まる公共的な建物を27種類選定して、その用途を考慮して三次元体系でモデル化した。このモデルを用いて環境に沈着した放射性セシウムからの屋内の線量率を粒子・重イオン輸送計算コードPHITSにより計算し、建物による線量低源効果等を導出した。本分析で得られた結果は、福島住民の生活パターンに沿った線量推定において有用な知見を与えるものである。
2012年度落合 彰二; 浅森 浩一; 常盤 哲也; 野原 壯; 松岡 稔幸
JAEA-Research 2014-002, 69 Pages, 2014/03
JAEA-Research-2014-002.pdf:7.39MB
本研究の目的は、地質環境の長期安定性に関する地震データを得るために必要な観測技術と解析技術を検討することである。幌延地域を事例とした地震観測網の整備と約9年間の観測を通じて、多雪寒冷な環境下に対するピットを用いた地震計設置の有効性などの観測技術を確認した。比較的軟弱な地盤における観測点の性能は、バックグラウンドノイズと地震を識別できる加速度が1mGal程度であった。解析技術については、観測データが震源決定に有効な範囲を確認した。また、Multiplet-clustaring法とDouble-Difference法(DD法)を適用することにより、震源決定精度を高めるための解析条件を確認した。これらの解析法は震源が集中するときに適用性が高いと推定された。DD法は震源に近い観測点を含む多数のデータを用いた結果、解析結果の信頼性が向上した。メカニズム解を求めた結果、東西圧縮の逆断層型が認められた。これは想定されている広域応力場や地質構造と調和した。
吉田 一雄; 阿部 仁
JAEA-Research 2014-001, 22 Pages, 2014/03
JAEA-Research-2014-001.pdf:2.97MB
再処理施設では、長時間の全交流電源の喪失等により冷却機能が失われると、放射性廃液を内包する貯槽中の廃液が沸騰する事故が想定される。この事故では、放射性物質は沸騰により発生する蒸気等に搬送され施設外へ移行すると考えられ、事故影響を評価する上では、貯槽を含めた施設内で水蒸気等の熱流動およびエアロゾルの挙動を解析する必要がある。事故解析では、沸騰で生じる水および硝酸の蒸発量は、乾固までの時間余裕、放射性物質の気相への移行量を左右する重要なパラメータであり、これを精度良く求めるには、硝酸の気液平衡に関するデータが不可欠である。本報では、単成分の硝酸塩水溶液の塩効果に係る実験データから硝酸塩モル分率、沸点上昇および平衡状態での気液各相の硝酸モル分率の相関に係る考察をもとに、再処理廃液のような多成分硝酸塩水溶液の気液平衡状態を推定する方法を提案する。
眞田 幸尚; 西澤 幸康; 山田 勉; 池田 和隆*; 松井 雅士*; 土田 清文; 佐藤 義治; 平山 弘克; 高村 善英; 西原 克哉; et al.
JAEA-Research 2013-049, 129 Pages, 2014/03
JAEA-Research-2013-049.pdf:15.5MB
2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所の事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が考えられる。近年、無人ヘリコプターの開発が進んでおり、プログラミングによる自律飛行が可能な機種もある。原子力機構では、事故直後から、無人ヘリコプターによる放射線測定システムの開発に着手し、広範囲のモニタリングを実施している。無人ヘリコプターは、ヘリコプター(検出器)と操作する作業員に距離がとれるため、被ばくを抑制できること、プログラミングにより同じ場所を何度でも測定できることから、除染前後などの変化の観測が可能であることなどの特徴がある。モニタリングは、2011年12月から本格的に開始し、これまで、原子力発電所周辺のモニタリング、河川敷のモニタリング、発電所敷地内上空のモニタリング及び除染前後のモニタリングを行ってきた。ここでは、システムの詳細及びモニタリングの方法、結果についてまとめる。
石神 努; 島田 太郎
JAEA-Research 2013-048, 40 Pages, 2014/03
JAEA-Research-2013-048.pdf:2.84MB
原子力施設の運転終了以降の安全規制制度のうち、廃止措置の最終段階である「廃止措置終了確認」において、敷地を対象とするサイト解放検認の方法、およびその具体的手順は検討すべき重要な技術的課題である。サイト解放の最終的判断が、数十の測定地点の土壌中放射能濃度の評価結果に基づきなされることを想定して、サイト解放判断のための測定点数の算出方法および判断の具体的手順を検討した。測定点数の算出方法では、平均放射能濃度の推定結果に含まれる不確かさに起因する判断結果過誤の確率、解放に至る判断のシナリオとその発生確率、各シナリオに対する検認費用を考慮して、公衆の安全を確保した上で費用期待値を最小とする測定点数の計算式を導出した。また、判断のシナリオに基づきサイト解放判断を行う具体的手順をまとめた。そこでは、放射能濃度が基準に適合しない場合、平均放射能濃度推定結果の不確かさを減少させるために測定点数を増やす、あるいは、放射能濃度を低下させるために除染し再測定するという二つの選択肢の中から、合理的な方を選択する方法も含まれている。
安江 健一; 浅森 浩一; 丹羽 正和; 花室 孝広; 國分 陽子; 末岡 茂; 幕内 歩; 生田 正文; 松原 章浩; 田村 肇; et al.
JAEA-Research 2013-047, 109 Pages, 2014/03
JAEA-Research-2013-047.pdf:6.81MB
本報は、深地層の科学的研究のうち、「地質環境の長期安定性に関する研究」について、第2期中期計画期間(平成22年度平成26年度)の3年目である平成24年度に実施した研究開発に係る成果を取りまとめたものである。第2期中期計画期間においても第1期中期計画に引き続き、最終処分事業の概要調査や安全審査基本指針などの検討・策定に研究成果を反映できるよう、(1)概要調査などに必要となる、自然現象に関する過去の記録や現在の状況を調査するための体系的な技術の整備(調査技術の開発・体系化)、(2)変動シナリオを考慮した安全評価の基盤となる、将来の自然現象に伴う地質環境の変化を予測・評価するための手法の整備(長期予測・影響評価モデルの開発)のほか、(3)最先端の分析装置などを用いた放射年代測定や鍵層の高分解能同定法などによる編年技術の高度化(年代測定技術の開発)を進めている。本報では、それぞれの研究分野に係る科学的・技術的背景を解説するとともに、主な研究成果および今後の課題などについて述べる。
久語 輝彦; 石川 眞; 長家 康展; 横山 賢治; 深谷 裕司; 丸山 博見*; 石井 佳彦*; 藤村 幸治*; 近藤 貴夫*; 湊 博一*; et al.
JAEA-Research 2013-046, 53 Pages, 2014/03
JAEA-Research-2013-046.pdf:4.42MB
本報告書は、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の収束に貢献することを目的として、日本原子力研究開発機構と日立GEニュークリア・エナジーが、2011-2012年度の2年間にわたって共同で実施した研究の成果をまとめたものである。本研究ではまず、現状の福島第一原子力発電所において再臨界に到るシナリオを検討した。引き続いて、そのシナリオに応じた投入反応度及び反応度フィードバックメカニズムをモデル化して、シビアアクシデント後の原子力発電所における再臨界事象を評価できる手法を開発し、汎用炉心解析システムMARBLE上で稼働する臨界事故シミュレーションツールPORCASとして整備した。さらに、このPORCASを用いて、福島第一原子力発電所における代表的な再臨界シナリオの挙動解析を行い、この結果を用いて被ばく線量を評価することにより、公衆への影響の程度を概算した。
市川 康明*; 木本 和志*; 佐藤 稔紀; 丹野 剛男; 引間 亮一; 真田 祐幸
JAEA-Research 2013-045, 69 Pages, 2014/03
JAEA-Research-2013-045.pdf:9.51MB
岩盤は断層や節理などのさまざまなスケールの不連続面群と鉱物を非均質に内包した複合材料であり、結晶質岩についてミクロな視点で岩石を見ると、個々の結晶粒子と粒界及び粒子内における微視亀裂の集合体である。岩盤の長期挙動の研究では、応力と化学反応が連成した現象を理解することが重要である。そこで本研究では、(1)石英の溶解に関する理論的並びに実験的研究、(2)結晶質岩の弾性波速度伝播に関する実験的研究を実施した。石英の溶解に関する理論的並びに実験的研究では、石英供試体の溶解速度を実験的に得るとともに石英に対する溶解速度式を提案した。結晶質岩の弾性波速度伝播に関する実験的研究では、花崗岩のコアサンプルを用いて超音波伝播速度を計測し、数百kHz数MHz帯の弾性波の位相や周波数等をはじめとする伝播特性を調べた。
佐藤 博之; 寺田 敦彦; 林田 均; 上地 優; 小林 順; 山岸 功; 森田 圭介; 加藤 千明
JAEA-Research 2013-042, 25 Pages, 2014/03
JAEA-Research-2013-042.pdf:5.13MB
福島原子力発電所事故の滞留水処理で使用済みとなったゼオライト吸着塔(KURION吸着塔)は、塩分腐食を防ぐために、内部を淡水で洗浄し長期保管されている。しかし、残留する塩分量によっては腐食への影響も懸念されることから、腐食評価のために海水系小規模試験を通して、その洗浄効果の検証を進めている。洗浄状態は対象となる装置に依存することが考えられることから、KURION吸着塔を用いた洗浄試験を実施している。試験は、KURION吸着塔内を1,650ppmNaCl水(1,000ppmCl相当)で満水にした後に容積流量4.5m/hで純水を注入して洗浄し、吸着塔の排水から洗浄時のサンプル水を取ってCl濃度を計測した。その結果、吸着塔内のCl濃度は、吸着材充填体積の約2倍の通水量で1,000ppmから0.5ppm以下にまで低下し、KURION吸着塔において洗浄効果が高いことを確認した。
引間 亮一*; 平野 享*; 山下 雅之*; 石山 宏二*; 丹野 剛男*; 真田 祐幸; 佐藤 稔紀
JAEA-Research 2013-040, 51 Pages, 2014/03
JAEA-Research-2013-040.pdf:6.86MB
高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発では、岩盤の力学特性や初期応力状態を評価して岩盤力学モデルを構築し、坑道掘削時の力学的安定性を評価するとともに、岩盤の長期的な挙動を評価することが重要な課題とされている。坑道掘削前のボーリングコアなど限られた情報からでは、割れ目を含む原位置岩盤の力学特性を精度よく評価することは困難であるため、原位置岩盤の力学特性を簡便で精度よく把握する手法として、掘削機械の掘削データから得られる掘削体積比エネルギーに基づく原位置岩盤物性評価手法に関する研究を実施した。その結果、以下の知見を得た。(1)基礎実験から得られたSEによる強度推定式より、原位置の岩盤強度を概ね正しく評価することができ、その誤差は2030%であった。(2)基礎実験から得られた削孔速度による強度推定式では、岩盤強度を正しく評価できないことがわかった。(3)1つの推定式からより広範囲の岩盤強度を算出できる可能性を示した。本報告書は、2010年度2012年度の3年間で実施した共同研究の成果をまとめたものである。
西 剛史; 荒井 康夫; 高野 公秀; 倉田 正輝
JAEA-Data/Code 2014-001, 45 Pages, 2014/03
JAEA-Data-Code-2014-001.pdf:3.57MBJAEA-Data-Code-2014-001(errata).pdf:0.2MB
本研究の目的はマイナーアクチノイド(MA)核変換用加速器駆動システム(ADS)の燃料設計に必要な窒化物燃料の物性データベースを整備することである。ADS用の窒化物燃料にはPu及びMAが主要成分として含まれること、ならびにZrN等の希釈材が添加されることに特徴がある。このためPuやMAの窒化物のほかZrNを含む窒化物固溶体を対象として、ADSの燃料設計に必要な物性に関する実験値や評価値を収集・整理した。これらの物性値は設計において種々の条件に対応しやすくするため、可能な限り定式化することに努めた。また、誤差の推定が可能な物性値についてはその評価結果も記載した。PuやMA等の超ウラン元素(TRU)窒化物については実験値や評価値が報告されていない物性値も多いので、その場合は代替としてUNや(U,Pu)Nの報告されている物性値でデータベースを補完することにより、許容できる精度を持ったADS燃料の設計ができるようにした。
相原 純; 植田 祥平; 中川 繁昭; 沢 和弘; 大橋 弘史; 橘 幸男
JAEA-Data/Code 2013-025, 64 Pages, 2014/03
JAEA-Data-Code-2013-025.pdf:2.54MB
FORNAX-Aは、ピン・イン・ブロック型の高温ガス炉燃料からの核分裂生成物(FP)放出量を計算するための計算コードである。本稿は、このFORNAX-Aの概要及び基礎式を説明するものである。FORNAX-Aはフィックの法則に基づいており、通常運転時及び、黒鉛スリーブ・燃料コンパクトの破損(酸化を含む)及び燃料核の溶融を伴わない事故時(核分裂停止,温度上昇等)におけるFP放出量の計算を行うことができる。
大森 一秋; 新宮 信也*; 増田 薫*; 青才 大介*; 乾 道春*; 岩月 輝希
JAEA-Data/Code 2013-024, 284 Pages, 2014/03
JAEA-Data-Code-2013-024.pdf:34.27MB
日本原子力研究開発機構は岐阜県瑞浪市で進めている超深地層研究所計画において、研究坑道の掘削が周辺の地下水の地球化学特性に与える影響を把握することを目的とした調査研究を行っている。本データ集は、超深地層研究所計画において、2012年度に実施した地下水の採水調査によって得られた地球化学データを取りまとめたものである。
別府 伸治; 狩野 智之*; 竹内 竜史; 尾方 伸久
JAEA-Data/Code 2013-023, 94 Pages, 2014/03
JAEA-Data-Code-2013-023.pdf:14.94MBJAEA-Data-Code-2013-023-appendix(DVD-ROM).zip:554.56MB
超深地層研究所計画は、「第1段階; 地表からの調査予測研究段階」、「第2段階; 研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階; 研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなる約20年の計画であり、現在は、第2段階および第3段階における調査研究を進めている。本計画の第2段階では、「研究坑道の掘削を伴う調査研究による地質環境モデルの構築および研究坑道の掘削による深部地質環境の変化の把握」を目標としており、その一環として、地下水の水圧長期モニタリングを実施している。本報告書は、2012年度に実施した地下水の水圧長期モニタリングデータを取りまとめたものである。
稲垣 大介
JAEA-Data/Code 2013-022, 116 Pages, 2014/03
JAEA-Data-Code-2013-022.pdf:8.83MBJAEA-Data-Code-2013-022-appendix(DVD-ROM)-1.zip:4112.42MBJAEA-Data-Code-2013-022-appendix(DVD-ROM)-2.zip:4186.23MBJAEA-Data-Code-2013-022-appendix(DVD-ROM)-3.zip:3175.59MBJAEA-Data-Code-2013-022-appendix(DVD-ROM)-4.zip:3945.48MBJAEA-Data-Code-2013-022-appendix(DVD-ROM)-5.zip:1257.91MB
日本原子力研究開発機構は、幌延深地層研究計画に基づき、地下施設の建設とともに第2段階の調査研究を実施している。本調査研究では、計測データを当該切羽や後続施工箇所の設計・施工にフィードバックする情報化施工プログラムを適用しており、掘削ごとに岩相および割れ目などの壁面観察や、エコーチップ硬さ試験および点載荷試験等の原位置試験を行い、さらに特定断面では覆工コンクリート応力測定および地中変位測定等のデータを取得している。また、これらのデータを用い、第1段階で実施した地下施設の設計の妥当性評価を実施している。本報告書は、2012年度(平成24年度)に施工した東立坑と350m調査坑道で得られた調査・計測データをとりまとめたものである。
鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 宇田川 豊; 天谷 政樹
JAEA-Data/Code 2013-014, 382 Pages, 2014/03
JAEA-Data-Code-2013-014.pdf:16.36MB
FEMAXI-7は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下のふるまい解析を目的とするコードの最新バージョンとして、ソースコードの整備及び解読の効率化を図るためにサブルーチンやファンクションのモジュール化とコメント記述の充実を図り、コードのさらなる拡張を容易にした。また、新しいモデルを追加するとともに、ユーザーの使いやすさにも考慮して多くのモデルのパラメータを整理した。本報告は、FEMAXI-7の設計、基本理論と構造、モデルと数値解法、改良と拡張、採用した物性値等を詳述した最初の報告書JAEA-Data/Code 2010-035の改訂版である。その後3年を経て、モデルに関する説明の追加・整理を行い、改訂版とした。
寺田 敦彦; 竹上 弘彰; 上地 優; 日野 竜太郎
JAEA-Data/Code 2013-011, 53 Pages, 2014/03
JAEA-Data-Code-2013-011.pdf:4.29MB
福島第一原子力発電所の事故では、汚染滞留水を淡水化するため、放射能源であるセシウムをゼオライトで吸着し除去する汚染水処理システムが稼働している。ゼオライトは吸着塔に充填して使用され、使用済みの廃ゼオライトは吸着塔に充填したまま長期保管する。このとき、廃ゼオライトに吸着された水分や吸着塔内の残留水が放射線分解して水素と酸素を発生する。そこで、水素拡散挙動や、万が一の水素燃焼・爆発に対する安全対策の妥当性を確認するため、詳細な水素濃度/温度分布をもとに、水素燃焼・爆発事故時の事象推移とそれらの影響を解析する水素拡散/燃焼影響評価解析システムを整備した。本報告では、整備した解析システムの概要、機能確認のために実施した予備解析評価結果を紹介する。
笠井 昇; 岩撫 暁生; 植木 悠二; 佐伯 誠一; 保科 宏行; 瀬古 典明
JAEA-Technology 2013-046, 25 Pages, 2014/02
JAEA-Technology-2013-046.pdf:9.63MB
放射線グラフト重合法を適用して、セシウムに対して親和性が高い、リンモリブデン酸アンモニウムを担持した吸着材を開発した。実験室レベルで最適化した吸着材の作製条件をもとに150倍程度スケールアップしたベンチスケール規模の重合装置により、実験室規模の1,000倍量に相当する吸着材を作製し、実験室で作製したものと性能を比較評価した。また、作製した吸着材を用いて環境水中に溶存している放射性セシウムの吸着性能評価を福島県内でフィールド試験により行った。重合装置により得られた吸着材は、1ppmの安定性セシウムの水溶液を用いた吸着試験で、90%以上の吸着率を示した。また、吸着材を筒状のカラムに充填した吸着容量評価試験より、吸着材体積の3,000倍量の汚染水中のセシウムを吸着できることが分かった。さらに、福島県内で実施したフィールド試験では、水中に溶存する放射性セシウムを検出限界値以下まで除去できることを明らかにした。
檜山 和久; 塙 信広; 黒澤 昭彦; 江口 祥平; 堀 直彦; 楠 剛; 植田 久男; 島田 浩; 神田 博明*; 齊藤 勇*
JAEA-Technology 2013-045, 32 Pages, 2014/02
JAEA-Technology-2013-045.pdf:5.83MB
本報告書は、炉室内で作業する者の入域管理と被ばく管理を同時に行い、さらに、炉室内での位置情報と作業員が倒れていないか等の情報を取得できるリアルタイム多機能入域管理システムの開発についてまとめたものである。
露口 耕治; 黒岩 弘; 川本 康司; 山田 信人; 大貫 賢二; 岩月 輝希; 竹内 竜史; 尾方 伸久; 須藤 正大; 見掛 信一郎
JAEA-Technology 2013-044, 89 Pages, 2014/02
JAEA-Technology-2013-044.pdf:11.09MBJAEA-Technology-2013-044-appendix(CD-ROM).zip:316.8MB
本報告書は、深度500m研究アクセス北坑道における先行ボーリング(12MI27号孔, 12MI33号孔)の調査結果を取りまとめたものである。調査では、地質学的,水理学的,地球化学的データを取得するとともに、12MI33号孔では第3段階の再冠水試験のための地下水の水圧・水質モニタリング装置を設置した。調査の結果、割れ目の少ない中粒から粗粒の等粒状組織を示す黒雲母花崗岩が分布し、岩級はCHB級である。また、12MI33号孔では当初モデルで推定していなかった断層ガウジを伴う小規模断層が認められた。主立坑断層に近い12MI27号孔での割れ目密度は、12MI33号孔に比べ大きくなる傾向がある。孔内湧水は両孔ともに少ない。透水係数は、非変質帯で湧水量が少ない区間で4.8E-106.1E-09m/sec、非変質帯で湧水量が多い区間で1.1E-072.7E-07m/secの範囲であった。地下水の水質は、Na, Clに富む水質であった。
岩井 紘基; 中村 保之; 手塚 将志; 佐野 一哉
JAEA-Technology 2013-041, 57 Pages, 2014/02
JAEA-Technology-2013-041.pdf:7.01MB
福島第一原子力発電所(以下、「1F」という)は炉心溶融に至ったと報告されており、炉内構造物は原形を留めておらず、溶融燃料と混在し複雑狭隘な状態にあると想定される。このような状態の中、溶融再凝固した炉内構造物の取出しに向けて、水中で厚板切断が可能なアブレイシブウォータージェット(以下、「AWJ」という)切断技術について、装置の切断能力を把握するために、切断試験によりポンプ吐出圧力やスタンドオフ等の切断条件が切断能力に及ぼす影響を確認した。切断試験では、AWJ切断装置を用いてポンプ吐出圧力、切断速度、試験体形状、試験体材質、スタンドオフ、切断雰囲気(気中及び水中)等の試験条件をパラメータとした。また、試験体は、1Fの炉内構造物に主に使用されているSUS304及び、比較のために汎用炭素鋼であるS45Cの2種類の一般鋼材を用いるとともに、試験体形状は、連続的に切断深さのデータが取得できる矢型形状及び一般的な平板形状を用いて、切断性能を確認した。今後は実機適用を考慮し、1Fの燃料被覆管と主な炉内構造物との炉内溶融金属を模擬した試験体等を用いて切断データを取得し、切断性能の確認、評価を行う計画である。
中村 保之; 手塚 将志; 岩井 紘基; 佐野 一哉
JAEA-Technology 2013-040, 80 Pages, 2014/02
JAEA-Technology-2013-040.pdf:4.29MB
福島第一原子力発電所(以下、「1F」という)は炉心溶融に至ったと報告されており、炉内構造物は原形を留めておらず、溶融燃料と混在し複雑狭隘な状態にあると想定される。このような状態の中、溶融再凝固した炉内構造物の取出しに向けて、水中切断が可能なプラズマアーク切断技術(以下、「プラズマ切断」という)について、装置の切断能力を把握するために、切断試験により切断雰囲気(気中、水中)やスタンドオフ等の切断条件が切断能力に及ぼす影響を確認した。切断試験では、最大出力電流600Aのプラズマ電源を用いてプラズマ出力、プラズマガス及びシールドガスの各流量、スタンドオフ等の試験条件をパラメータとした。また、試験体材質は、1Fの炉内構造物に主に使用されているSUS304及び比較のために汎用炭素鋼であるS45Cの2種類の一般鋼材を用いるとともに、試験体形状は、連続的に切断深さのデータが取得できる矢型形状を用いて、各条件の下で切断性能を確認した。今後は、実機適用を考慮し、1Fの燃料被覆管と主な炉内構造物との炉内溶融金属を模擬した試験体等を用いて切断データを取得し、切断性能の確認、評価を行う計画である。
坂井 章浩; 黒澤 亮平; 原 弘典*; 仲田 久和; 天澤 弘也; 有川 眞伸*; 坂本 義昭
JAEA-Technology 2013-039, 228 Pages, 2014/02
JAEA-Technology-2013-039.pdf:24.05MB
日本原子力研究開発機構は、研究施設等廃棄物のコンクリートピット及びトレンチ埋設処分施設の立地基準及び手順の策定を進めている。この立地基準の技術的根拠とするため、旧原子力安全委員会が示した基本的立地条件を踏まえ、地質や水理などの管理期間終了後の安全評価に影響を与える様々な環境条件について、統計的な手法により安全評価の感度解析を実施した。その結果、想定した全ての評価経路で、概念設計における埋設施設の仕様、または追加の人工バリアを施工する対応により、97.5%以上の計算ケースについてめやす線量(10Sv/y)以下とできる結果が得られた。これより、基本的立地条件の地質や水理等の埋設施設の安全評価に影響を及ぼす項目については、埋設施設の設計により合理的に対応が可能であると考えられる。また、埋設事業所の規模に係る立地条件を検討するため、埋設施設の操業中の安全評価において、埋設施設等の配置及び形状毎に、各施設からの直接線及びスカイシャイン線による敷地境界での線量を評価した結果、概念設計の施設仕様で各施設から敷地境界まで120m以上離れていれば、敷地境界でめやす線量(50Sv/y)以下となる結果が得られた。
仲田 久和; 天澤 弘也; 坂井 章浩; 黒澤 亮平; 菅野 直弘*; 加島 孝浩*; 坂本 義昭
JAEA-Technology 2013-036, 47 Pages, 2014/02
JAEA-Technology-2013-036.pdf:5.27MB
埋設事業推進センターが設置を計画している研究施設廃棄物の浅地中処分施設においては、埋設設備として比較的濃度のレベルの低い廃棄物を埋設するコンクリートピット型埋設設備と極めて放射能濃度のレベルの低い廃棄物を埋設するトレンチ型埋設設備を設けることとしている。このうち、トレンチ型埋設設備においては、埋設する廃棄物中に含有する生活環境影響物質の観点から、素掘りのトレンチ埋設設備と、これに遮水工部材を具備した設備の2種類の埋設設備を設置する予定である。遮水工部材は、長期にわたり自然環境条件に曝されることから、埋設設備の設計にあたっては、その長期耐久性に係る基本特性を事前に把握しておくことが必要である。本報告書は、研究施設等廃棄物の浅地中処分施設の概念設計で用いた遮水工部材(遮水シート)を対象として、耐候性試験により透水性,引張強さを測定し、遮水シートの劣化特性値と時間との関係を確認して、将来の浅地中埋設処分施設の基本及び詳細設計に活用するものである。
大橋 弘史; 佐藤 博之; 田澤 勇次郎; 相原 純; 野本 恭信; 今井 良行; 後藤 実; 井坂 和義; 橘 幸男; 國富 一彦
JAEA-Technology 2013-017, 71 Pages, 2014/02
JAEA-Technology-2013-017.pdf:3.64MB
原子力機構は、小型高温ガス炉システムの開発途上国等への2030年代の世界展開を目指し、蒸気タービンによる発電、工業プロセスへの高温蒸気、及び地域暖房への低温蒸気供給を目的とした小型高温ガス炉システムの商用1号機あるいは実証炉と位置づけられるリファレンスの原子炉として、原子炉熱出力50MWtの小型高温ガス炉システム(HTR50S)の概念設計を進めている。安全設計では、早期の建設を目指して、我が国において既に設置許可を取得している高温工学試験研究炉(HTTR)の安全設計の内容を基本としながらも、強制循環冷却系の残留熱除去設備である停止時冷却設備の非「工学的安全施設」化による防護の最適化、安全上の機能を有する系統・機器である炉容器冷却設備の受動設備化等を行った。さらに、主要な事故事象として選定した1次冷却設備二重管破断事故、及び蒸気発生器伝熱管破損事故についての安全予備評価を実施し、判断基準を満足することを確認した。本報では、小型高温ガス炉システムの安全設計及び安全予備評価の結果について報告する。
竹本 紀之; 木村 伸明; 花川 裕規; 柴田 晃; 松井 義典; 中村 仁一; 石塚 悦男; 中塚 亨; 伊藤 治彦
JAEA-Review 2013-058, 42 Pages, 2014/02
JAEA-Review-2013-058.pdf:4.95MB
日本原子力研究開発機構では、将来の原子力人材を確保するための裾野拡大及びその育成を行う観点から、最先端研究基盤JMTR及び関連施設を用いた実践的な体験型研修を平成22年度から実施している。平成25年度は、海外若手研究者・技術者を対象とした「海外若手研究者・技術者のためのJMTRオンサイト研修」を7月8日から7月26日に実施し、国内の若手研究者・技術者を対象とした「最先端研究基盤JMTR及び関連施設を用いた研修講座」を7月29日から8月9日に実施した。研修にはそれぞれ18名の計36名が参加し、基礎講義や体験実習を通してJMTRの運転管理、安全管理、照射試験等の原子力基盤研究・技術について学んだ。本報告は、平成25年度に実施したこれらの研修の内容と結果についてまとめたものである。
濱 克宏; 見掛 信一郎; 西尾 和久; 松岡 稔幸; 石橋 正祐紀; 笹尾 英嗣; 引間 亮一*; 丹野 剛男*; 真田 祐幸; 尾上 博則; et al.
JAEA-Review 2013-050, 114 Pages, 2014/02
JAEA-Review-2013-050.pdf:19.95MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階;地表からの調査予測研究段階」、「第2段階;研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階;研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなり、2012年度は、第2段階および第3段階の調査研究を進めた。本報告書は、2010年度に改定した「超深地層研究所地層科学研究基本計画」に基づいた、超深地層研究所計画の第2段階および第3段階の調査研究のうち2012年度に実施した(1)調査研究、(2)施設建設、(3)共同研究等の成果を取りまとめたものである。
忽那 秀樹; 岩井 紘基; 水井 宏之; 門脇 春彦; 中村 保之
JAEA-Review 2013-049, 49 Pages, 2014/02
JAEA-Review-2013-049.pdf:5.59MB
原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)は、廃止措置技術開発を計画・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が目指すエネルギー研究開発拠点化計画における研究開発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、原子力機構内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、平成25年9月24日に開催した第28回ふげん廃止措置技術専門委員会において報告した"廃止措置の状況"、"レーザ切断工法の実機適用に向けた切断試験状況及び今後の計画"、"基礎架台コンクリート等への放射性物質等の浸透性に係る検討"、"トリチウム除去における常温真空乾燥及び重水残留量の推測法の実機適用"及び福島第一原子力発電所の廃止措置技術に係る「ふげん」の取組み状況として報告した"福島第一原子力発電所の炉内解体を想定した熱的及び機械的切断技術による適用性試験"について、資料集としてまとめたものである。
原子力科学研究所 放射線管理部; 高崎量子応用研究所 管理部 保安管理課; 関西光科学研究所 管理部 保安管理課; 青森研究開発センター むつ事務所 保安管理課; 那珂核融合研究所 管理部 保安管理課
JAEA-Review 2013-048, 197 Pages, 2014/02
JAEA-Review-2013-048.pdf:13.75MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構の東海研究開発センター原子力科学研究所、高崎量子応用研究所、関西光科学研究所、青森研究開発センター及び那珂核融合研究所における放射線管理に関する2012年度の活動をまとめたものである。
福島技術開発試験部
JAEA-Review 2013-047, 161 Pages, 2014/02
JAEA-Review-2013-047.pdf:3.94MB
原子力科学研究所福島技術開発試験部は、炉心損傷した東京電力福島第一原子力発電所原子炉の廃止措置に向けた安全及び基礎技術についての研究活動を支援するために、平成24年に設けられた。福島技術開発試験部は、臨界実験施設4施設及び核燃料使用ホット施設13施設などを含む22の研究施設の運転管理を担当し、これら施設ではウラン及びプルトニウムといった核燃料物質と種々の放射性同位元素が取り扱われている。本書は平成24年度のこれら施設の運転管理に係る主要な活動をまとめたものである。
佐藤 猛; 武藤 重男; 奥野 浩; 片桐 裕実; 秋山 聖光; 岡本 明子; 小家 雅博; 池田 武司; 根本内 利正; 斉藤 徹; et al.
JAEA-Review 2013-046, 65 Pages, 2014/02
JAEA-Review-2013-046.pdf:11.18MB
原子力機構は、指定公共機関として、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処において、防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修の他、国、地方公共団体、警察、消防、自衛隊等の原子力防災関係者のための訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施する。平成24年度においては、上記業務を継続して実施するとともに、国の原子力防災体制の抜本的見直しに対し、これまでに培った経験及び東京電力福島第一原子力発電所事故への対応を通じた教訓等を活かし、国レベルでの防災対応基盤の強化に向け、専門家として技術的な支援を行うとともに、当センターの機能の維持・運営及び国との連携を図った自らの対応能力強化などに取り組んだ。なお、福島事故への対応については、人的・技術的な支援活動の主たる拠点が福島技術本部に移行することとなったため、平成24年9月をもって終了した。
研究炉利用課
JAEA-Review 2013-040, 308 Pages, 2014/02
JAEA-Review-2013-040.pdf:26.86MB
平成21年度における研究炉(JRR-3, JRR-4)での実験利用,照射利用を行った利用者(原子力機構外も含む)からの成果提出を受け、これを取りまとめたものである。
研究炉利用課
JAEA-Review 2013-039, 420 Pages, 2014/02
JAEA-Review-2013-039.pdf:43.49MB
平成20年度における研究炉(JRR-3, JRR-4)での実験利用,照射利用を行った利用者(原子力機構外も含む)からの成果提出を受け、これを取りまとめたものである。
丹野 剛男*; 佐藤 稔紀; 真田 祐幸; 引間 亮一*
JAEA-Research 2013-044, 257 Pages, 2014/02
JAEA-Research-2013-044.pdf:44.45MB
岩盤力学に関する調査研究では、「深部地質環境の調査・解析・評価技術の基盤の整備」の一環として、安全評価の観点から、「掘削影響領域の地質環境特性の把握」を個別目標に設定しており、設定された目標に対して、[1]掘削影響領域の範囲の把握、[2]掘削影響領域の物理・力学特性分布の把握、[3]掘削影響領域の応力状態の把握を課題に掲げている。また、地下空洞の設計・施工の観点から、「地下空洞の力学安定性の把握」を個別目標に設定しており、設定された目標に対して、[4]応力場の把握、[5]岩盤の物理・力学特性の把握、[6]不連続構造などの有無の把握を課題に掲げている。本報告は、瑞浪超深地層研究所の深度300mおよび深度400mで実施した岩盤力学に関する調査研究、(1)深度300mおよび深度400mを対象とした室内物理・力学試験、(2)深度300mにおける円錐孔底ひずみ法による初期応力測定(3)深度300mおよび深度400mにおけるボーリングコアを用いた初期応力測定、の結果をまとめたものである。
上羽 智之; 市川 正一; 勝山 幸三
JAEA-Research 2013-039, 25 Pages, 2014/02
JAEA-Research-2013-039.pdf:19.15MB
高速増殖炉の炉心燃料集合体における燃料ピンとダクトとの相互作用:BDI(Bundle-Duct Interaction)は、燃料燃焼度を制限する因子の一つである。したがって、高燃焼度化を指向する「もんじゅ」高度化炉心やFaCT(高速増殖炉サイクル実用化研究開発)プロジェクトの高速実証炉では、BDIが重要な評価項目となる。これらの炉心燃料には、太径仕様の燃料ピンを用いることから、そのBDIの評価を目的として
8.5mmと10.4mm仕様の太径ピンの炉外バンドル圧縮試験を実施した。試験ではX線CT(コンピュータ・トモグラフィ)技術を適用し、BDI発生時のバンドル横断面画像(CT画像)を取得した。本研究は、このCT画像を数値解析しBDIが生じた太径ピンバンドルの変形を評価することにより、太径ピンバンドルの変形は、現行の細径ピンバンドルの場合と同様に、ピンの湾曲と被覆管の扁平化に支配されることを明らかにした。また、太径ピンバンドルにおいても細径ピンバンドルと同様に、被覆管の扁平化がピン-ダクトの接触時期を遅らせるBDI緩和の主要機構となることを確認した。
山本 健土; 奥村 啓介; 小嶋 健介; 岡本 力
JAEA-Research 2013-038, 88 Pages, 2014/02
JAEA-Research-2013-038.pdf:3.15MB
放射化生成物の生成量の予測精度を向上させるためには、その生成起源となる初期組成元素及び生成経路上の核反応を正確に把握しておくことが重要である。本検討では、ORIGEN2コード及びJENDL-4.0に基づく断面積ライブラリセットORLIBJ40を使用し、炉内構造物の材料であるジルカロイ, SUS304, インコネル718を対象として、初期組成元素の感度解析及び断面積の感度解析を行うことにより、放射化生成物の生成量に影響を与える初期組成元素及び核反応を定量的に明らかにした。感度解析の結果を用いて、炉内構造物の放射化評価において重要な核種について、主要な生成経路をまとめた。
古田土 和雄; 江沼 誠仁; 川崎 猛; 野上 嘉能; 金子 一徳; 木村 真則*; 安森 友和*
JAEA-Research 2013-017, 45 Pages, 2014/02
JAEA-Research-2013-017.pdf:3.98MB
核燃料施設におけるグローブボックス用グローブには、素材としてクロロスルフォン化ポリエチレン系合成ゴム(以下、CSMゴムという)が多く用いられている。CSMゴムは、主鎖に2重結合を有しない構造であることから、耐放射線性の観点で優れた素材であるが、直接線が接触する環境では、劣化の進行が速くなる。プルトニウム燃料製造施設では、グローブボックスにおいてプルトニウム粉末を直接取り扱うことから、グローブの劣化は、主として、グローブ表面に付着したプルトニウム粉末からの線により生じることになる。そのため、グローブ表面へのプルトニウム粉末の付着を減少させることにより、グローブの劣化の進行を遅らせることができる。そこで、グローブ表面の静電気の発生を抑える導電性グローブを開発・試験し、従来のグローブと比較して、粉末が付着しづらいことを確認した。
工藤 保; 鬼沢 邦雄; 中村 武彦
JAEA-Evaluation 2013-003, 253 Pages, 2014/02
JAEA-Evaluation-2013-003.pdf:30.6MB
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成20年10月31日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成21年2月17日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、平成21年8月19日改訂)等に基づき、平成24年12月11日に「安全研究」に関する中間評価を安全研究・評価委員会に諮問した。これを受けて、安全研究・評価委員会は、本委員会によって定められた評価方法に従い、原子力機構から提出された平成22年4月から平成24年9月までの安全研究センターの運営及び安全研究の実施に関する説明を受け、今期中期計画期間の研究開発の実施状況について、研究開発の必要性、有効性、効率性等の観点から評価を行った。本報告書は、安全研究・評価委員会から提出された中間評価結果(答申書)をまとめるとともに、本委員会での発表資料、及び評価結果に対する原子力機構の措置を添付したものである。
宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹
JAEA-Data/Code 2013-021, 43 Pages, 2014/02
JAEA-Data-Code-2013-021.pdf:2.74MBJAEA-Data-Code-2013-021-appendix(CD-ROM).zip:126.49MB
軽水炉の反応度事故において、燃料ペレット温度の上昇に伴って生じる被覆管温度の上昇は、燃料の変形及び破損挙動を決定づける因子の一つとなる。冷却水の沸騰を伴う被覆管表面の伝熱挙動は、冷却水の圧力、サブクール度、流速等の影響を受けることから、これらのパラメータが反応度事故条件下の被覆管表面伝熱挙動に及ぼす影響を調べるため、大気圧から約16MPaの圧力、約10から80Kのサブクール度、静止水から約3m/sまでの流動水等、広範な冷却水条件にわたる反応度事故模擬実験が、原子炉安全性研究炉(NSRR)において実施された。また室温大気圧条件については、試験炉で予備照射された燃料についてもNSRR実験が行われ、データが取得されている。本報告は、反応度事故条件下における被覆管の伝熱挙動に関するデータ及び知見の取得を目的として行われたNSRR実験のうち、有効な被覆管温度データの取得に成功した実験ケースについて、これまでに公開されていないケースを含め体系的にとりまとめ、冷却水の圧力,サブクール,流速,予備照射の有無等諸パラメータの効果について整理したものである。
大泉 昭人; 神 智之*; 横山 賢治; 石川 眞; 久語 輝彦
JAEA-Data/Code 2013-019, 278 Pages, 2014/02
JAEA-Data-Code-2013-019.pdf:13.33MBJAEA-Data-Code-2013-019-appendix-(CD-ROM).zip:114.27MB
過去の軽水炉燃料から将来想定される軽水炉燃料(PWR及びBWRにおけるUO燃料及びMOX燃料の代表的燃料ピン仕様)の燃焼後燃料組成について、一般化摂動論に基づいた燃焼感度解析を行った。この解析においては、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0と汎用炉心解析システムMARBLEを用い、主要な核種である、35個の核分裂生成物と18個の重核種の燃焼後数密度について、多群(107群)断面積、半減期及び核分裂収率に対する感度係数を算出した。算出した感度係数については、データベースとして電子ファイルをCD-ROMに格納した。本報告書では、重要な結果を包括的に示すとともに、個々の燃焼感度係数について、物理的なメカニズムを詳細に考察した。本報告書にまとめた感度係数は、核データ共分散や照射後試験データを組み合わせることによって、verification & validation等への要求に応えることが可能となる。また、核データに起因した不確かさを要因別に評価できるため、設計合理化のための方策を検討する上で、物性データの精度向上を目指した、核データ測定への提案や炉物理実験のニーズの抽出を行うために有効なデータベースとなることが期待される。
線検出器(SPGD)の開発柴田 晃; 武内 伴照; 大塚 紀彰; 斎藤 隆; 小野田 忍; 大島 武; 土谷 邦彦
JAEA-Technology 2013-043, 24 Pages, 2014/01
JAEA-Technology-2013-043.pdf:2.76MB
東京電力福島第一原子力発電所(以降、東電福島第一原発)事故を受け、福島原発廃止措置終了までの主要な現場作業や研究開発等のスケジュールが政府から明示されている。しかしながら、格納容器内の線量が高く、燃料が溶融したデブリの位置を把握することが困難であることが、廃炉に向けた工程の策定において技術的障害となっている。このため、東電福島第一原発格納容器内の線量率を計測し、燃料デブリの位置等の炉内状況を把握することを目指して、自己出力型線検出器(SPGD)の開発に着手した。本報告書は、エミッタの形状をパラメータとしたSPGD出力値の形状依存性及び温度依存性を線照射試験により明らかにし、SPGDの実用化に向けたエミッタ特性評価についてまとめたものである。
小野 正人; 篠原 正憲; 飯垣 和彦; 栃尾 大輔; 中川 繁昭; 島崎 洋祐
JAEA-Technology 2013-042, 45 Pages, 2014/01
JAEA-Technology-2013-042.pdf:10.51MB
HTTRは東北地方太平洋沖地震後の確認試験から約2年経過しており、その間に発生した余震や経年による損傷・劣化等の影響を受け、動的機器等の機能、配管・容器等の気密性、制御系の機能等の健全性が維持されているかは未確認であった。それらの健全性を確認するため、設備を起動して取得したプラントデータを過去のデータと比較することで異常の有無を評価した。その結果、冷却設備の全てのデータに異常は認められず、動的機器等の機能、配管・容器等の気密性、制御系の機能等の健全性が維持されていることを確認した。
奥田 英二; 鈴木 寿章; 藤中 秀彰
JAEA-Technology 2013-038, 42 Pages, 2014/01
JAEA-Technology-2013-038.pdf:82.62MB
高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置不具合に起因した燃料交換機能の一部阻害に係るトラブルを一つの契機として、ナトリウム冷却型高速炉における原子炉容器内保守・補修技術の開発及び実機適用経験の蓄積を進めている。本作業は、当該トラブルの復旧措置として実施する炉心上部機構交換作業の際に、干渉物となる燃料交換機孔ドアバルブ、旧ホールドダウン軸駆動箱や炉内検査孔(A)ドアバルブを一時撤去するものである。これらは、「常陽」建設以来30年以上据え付けられている設計上交換することが想定されていないバウンダリ構成機器である。本作業を通じ、原子炉容器カバーガス中の放射能濃度が放射線業務従事者の線量限度内に収まることを条件とした原子炉容器での合理的な保守方策を確立した。具体的には、小回転プラグ上面に仮設グリーンハウスを設け、当該雰囲気を負圧とし、原子炉容器カバーガスに不純物混入を防止する手法を開発した。本作業により蓄積された稀少な経験、知見は、ナトリウム冷却型高速炉における原子炉容器内保守・補修技術に大きく資するものと期待される。
吉岡 龍司; 神崎 典子; 大澤 英昭; 早川 剛; 仲田 久和
JAEA-Review 2013-045, 158 Pages, 2014/01
JAEA-Review-2013-045.pdf:37.31MB
放射性廃棄物処分施設の立地選定に際し、自治体や地域の利害関係者(ステークホルダー)の意見を十分取り入れ議論する場として、地域参加(ローカルパートナーシップ)を取り入れステークホルダーの理解を得たうえで進める方式が欧州において採用されている。その事例としてスロベニア、ベルギーの状況を調査した。本調査は、処分実施主体や立地選定が決定した地域の方々等を訪問して立地選定当時の状況等について聞き取りを行い、我が国への適用に際しての課題について検討を行った。本調査結果は、今後、我が国で放射性廃棄物処分場の立地選定に係る方策検討の参考となるものである。
濱 克宏; 見掛 信一郎; 西尾 和久; 笹尾 英嗣; 岩月 輝希; 竹内 竜史; 松岡 稔幸; 丹野 剛男*; 尾上 博則; 尾方 伸久; et al.
JAEA-Review 2013-044, 37 Pages, 2014/01
JAEA-Review-2013-044.pdf:6.36MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、地層処分技術に関する研究開発のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階; 地表からの調査予測研究段階」、「第2段階; 研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階; 研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなる。2013年度は、第2段階および第3段階の調査研究を進めていく。本計画書は、2010年に改訂した「超深地層研究所地層科学研究基本計画」に基づいた2013年度の超深地層研究所計画の調査研究計画、施設建設計画、共同研究計画などを示したものである。
高温工学試験研究炉部
JAEA-Review 2013-042, 92 Pages, 2014/01
JAEA-Review-2013-042.pdf:11.09MB
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターのHTTR(高温工学試験研究炉)は、熱出力30MWの黒鉛減速ヘリウムガス冷却型原子炉で、我が国初の高温ガス炉である。平成24年度は、平成23年度から引き続いて設備点検及び地震応答解析による東北地方太平洋沖地震(平成23年3月11日)後の原子炉施設の健全性確認を行うとともに、原子炉建家等の補修等を行い、HTTRの再稼働に向けての活動を実施した。本報告書は、平成24年度(2012年)のHTTRの運転と保守及び各種技術開発の状況等について紹介する。
住谷 秀一; 渡辺 均; 宮河 直人; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; et al.
JAEA-Review 2013-041, 115 Pages, 2014/01
JAEA-Review-2013-041.pdf:19.01MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成24年4月1日から平成25年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
矢城 重夫; 青木 和久; 佐藤 智彦; 丹治 和拓
JAEA-Review 2013-038, 123 Pages, 2014/01
JAEA-Review-2013-038.pdf:23.19MB
業務のIT化の進展は著しく、ITインフラ(ネットワーク環境や情報システム)は業務推進のライフラインとしてなくてはならないものとなった。一方、ITインフラを取り巻く環境の変化に伴いサイバー攻撃の脅威がグローバル化し、各種情報システムへの不正アクセスやウイルス感染、Webサイトの改ざん等の情報セキュリティインシデントが急増、業務に係わる機微情報の漏えいやシステムの破壊等、情報セキュリティ上のリスクが高まっている。日本原子力研究開発機構においても情報セキュリティに関する対策は重要課題となっており、システム計算科学センターでは、情報セキュリティ上の脅威から情報資産を守るため、(1)情報セキュリティ関連規程類の整備、(2)情報セキュリティ機器の整備・運用、(3)情報セキュリティ教育の実施、を三位一体として取り組んでいる。本報告書は、情報セキュリティ対策の取り組みの一つである情報セキュリティ教育について、eラーニングにより実施している内容を教材集としてまとめたものである。
中山 雅
JAEA-Review 2013-037, 63 Pages, 2014/01
JAEA-Review-2013-037.pdf:23.32MB
幌延深地層研究計画は、「地上からの調査研究段階(第1段階)」、「坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階)」、「地下施設での調査研究段階(第3段階)」の3つの段階に分けて実施されている。平成24年度は、「幌延深地層研究計画平成24年度調査研究計画」に従って、調査研究および地下施設の建設を継続した。研究開発は従来通り、「地層科学研究」と「地層処分研究開発」に区分して実施した。具体的には、「地層科学研究」では、地質環境調査技術開発、地質環境モニタリング技術開発、深地層における工学的技術の基礎の開発、地質環境の長期安定性に関する研究、という研究課題を設定し、「地層処分研究開発」では、人工バリアなどの工学技術の検証、設計手法の適用性確認、安全評価モデルの高度化および安全評価手法の適用性確認、という研究課題を設定している。本報告書はそれらの成果を取りまとめたものである。幌延深地層研究計画の成果は、原子力機構における他の研究開発拠点での成果と合わせて一連の地層処分技術として、処分事業や安全規制に適宜反映していく。
情報システム管理室
JAEA-Review 2013-036, 261 Pages, 2014/01
JAEA-Review-2013-036.pdf:49.65MB
日本原子力研究開発機構では、原子力の総合的研究開発機関として原子力にかかわるさまざまな分野の研究開発を行っており、これらの研究開発の多くにおいて計算科学技術が活用されている。計算科学技術活用の高まりは著しく、日本原子力研究開発機構における計算科学技術を活用した研究開発の成果は、全体の2割以上を占めるほどに増大しており、大型計算機システムはこの計算科学技術を支える重要なインフラとなっている。平成24年度は、優先課題として位置付けられた福島復興(発電所の廃止措置・環境修復)に向けた研究開発や、高速増殖炉サイクル研究開発、核融合研究開発及び量子ビーム応用研究開発等といった主要事業に大型計算機システムが利用された。本報告は、平成24年度における大型計算機システムを利用した研究開発の成果を中心に、それを支える利用支援,利用実績,システムの概要等をまとめたものである。
相樂 洋; 川久保 陽子; 井上 尚子
JAEA-Review 2013-011, 54 Pages, 2014/01
JAEA-Review-2013-011.pdf:3.05MB
第IV世代原子力システム核拡散抵抗性及び核物質防護(PR&PP)評価手法ワーキンググループ(PRPP WG)は、同国際フォーラム(GIF)で検討されている原子力エネルギーシステムのPR&PPについて評価する手法を開発することを目的とし、「核拡散抵抗性及び核物質防護評価:仮想的ナトリウム冷却高速炉システム全体のケーススタディ最終報告書」を2009年10月に作成し、仮想的ナトリウム冷却高速炉(ESFR)の事例研究をまとめ、原子力システムのPR&PP評価手法開発の補助として用いた。本研究では、ESFRと核燃料サイクル施設から成る仮想的ではあるが具体的な原子力主要システム要素が想定されたESFRにおけるPR&PP評価の事例研究がなされており、我が国の将来の核燃料サイクルの開発や関連研究の進展に有用であると考え、OECD-NEAの同意を得て翻訳し、日本語版として刊行することにした。
青木 義一
JAEA-Review 2012-002, 411 Pages, 2014/01
JAEA-Review-2012-002.pdf:35.22MB
保安管理部は、労働安全衛生関連業務,危機管理業務,警備・入構管理業務,研究所にかかわる核物質防護及び品質保証業務等、多岐に渡る業務を所掌している。本報告は、核燃料サイクル工学研究所保安管理部における平成22年度(平成22年4月平成23年3月)の業務実績をとりまとめたものである。
高崎 浩司; 安宗 貴志; 大西 貴士; 中村 圭佑; 石見 明洋; 伊藤 主税; 逢坂 正彦; 大野 雅史*; 畠山 修一*; 高橋 浩之*; et al.
JAEA-Research 2013-043, 33 Pages, 2014/01
JAEA-Research-2013-043.pdf:13.81MB
福島第一原子力発電所の事故において、炉内燃料は部分的又は全体的に溶融していると見られており、燃料集合体を1単位とする通常の計量管理手法の適用は困難と考えられている。このため、廃炉措置において炉内燃料の取出から貯蔵を行うまでの透明性を確保し、かつ合理的に計量管理を実施できる手法を構築する必要がある。本研究開発では、計量管理のための燃料定量の技術の1つとして、従来のゲルマニウム半導体検出器に比べ優れたエネルギー分解能を有する超伝導転移端(TES)マイクロカロリーメーターを適用した燃料デブリ中の核燃料物質及び核分裂生成等の分析手法の適用を検討する。高分解能分析での特性を活用し、燃料デブリ中の核燃料物質及び核分裂生成物のスペクトルに係る詳細な情報が期待できる。本報告書では、TES検出器の原理、日本原子力研究開発機構での測定試験の状況、シミュレーション計算コードEGS5による実験データの解析及び燃料デブリの収納キャニスタの高分解能測定のシミュレーション計算について報告する。
井上 賢紀; 皆藤 威二
JAEA-Research 2013-041, 69 Pages, 2014/01
JAEA-Research-2013-041.pdf:4.61MB
高速増殖炉の原子炉容器コンパクト化の枢要技術である水素化ジルコニウムを使用する炉心径方向遮蔽体について、実証炉想定条件における寿命を評価した。コールドトラップ負荷・遮蔽性能・冷却材流量配分の観点からは被覆管を拡散透過して一次冷却系に移行する水素透過放出量、被覆管の材料特性の観点からは高熱中性子束に起因するヘリウム生成量に着目した。炉心最外周における線束と中性子束の急峻な勾配を考慮し、水素透過放出量とヘリウム生成量を定量的に計算するための評価体系を新たに構築した。オーステナイト系ステンレス鋼被覆管(PNC316)はヘリウム生成量が大きく、フェライト/マルテンサイト系鋼被覆管(PNC-FMS)は水素透過放出量が大きいため、60年間無交換の達成は困難と評価された。PNC-FMSと酸化処理した耐熱鋼との二重管構造を実用化できれば、無交換の可能性があることがわかった。
中司 昇; 佐藤 治夫; 棚井 憲治; 中山 雅; 澤田 純之*; 朝野 英一*; 斉藤 雅彦*; 吉野 修*; 塚原 成樹*; 菱岡 宗介*; et al.
JAEA-Research 2013-034, 70 Pages, 2014/01
JAEA-Research-2013-034.pdf:9.11MB
原子力機構と原環センターは、原子力環境整備促進・資金管理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、「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」について共同研究契約を締結した。本共同研究は深地層研究所(仮称)計画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24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、ブロック式緩衝材定置試験設備の自動運転用ソフトウェアを製作した。また、緩衝材の浸潤試験を継続した。
-1建屋内遠隔除染技術の開発; JAEAにおけるサンプルの詳細分析結果前田 宏治; 佐々木 新治; 熊井 美咲; 佐藤 勇; 須藤 光雄; 逢坂 正彦
JAEA-Research 2013-025, 123 Pages, 2014/01
JAEA-Research-2013-025-01.pdf:50.58MBJAEA-Research-2013-025-02.pdf:61.94MBJAEA-Research-2013-025-03.pdf:52.86MBJAEA-Research-2013-025-04.pdf:61.52MBJAEA-Research-2013-025-05.pdf:44.49MB
福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた研究開発課題「2--1建屋内の遠隔除染技術の開発」のなかで、1号機から3号機の原子炉建屋において採取したサンプルについて性状把握(遊離性,固着性,浸透汚染)を目的とした現地分析が実施された後、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターにある照射燃料集合体試験施設(FMF)へ代表的なサンプルを輸送し、汚染の広がりや汚染の浸透を把握するための詳細分析をFMF及び照射燃料試験施設(AGF)で実施した。特に、床コンクリート保護用のエポキシ塗膜とコンクリート内部について主な汚染源となっているセシウムの浸透状況を調査した。サンプルの詳細分析の結果、2号機原子炉建屋の汚染状況が1, 3号機のものと異なること、床コンクリートの上面を保護するエポキシ塗膜がコンクリートへの汚染の浸透を抑制すること、床コンクリート表面を保護する塗膜に1mm以下の局所的な汚染の侵入があることがわかった。
田中 康介; 三輪 周平; 佐藤 勇; 廣沢 孝志; 関根 伸一; 関 崇行*; 所 大志郎*; 大林 弘; 小山 真一
JAEA-Research 2013-022, 62 Pages, 2014/01
JAEA-Research-2013-022.pdf:33.64MB
原子力安全研究及び東京電力福島第一原子力発電所14号機の廃炉措置に向けた研究開発におけるニーズを踏まえ、シビアアクシデント進展解析コードの高度化を目的として、化学形及び燃料と被覆管、制御棒等との高温化学反応に着目した破損燃料からの核分裂生成物及びアクチニドの放出挙動評価のための研究が開始された。本研究の一環として、核分裂生成物の放出挙動に及ぼす燃料と被覆管との高温化学反応の影響を評価するための加熱試験手法を確立するとともに、核分裂生成物放出に関するデータの取得を目的として、溶融被覆管と照射済MOX燃料が反応する体系での核分裂生成物の放出試験を実施した。ジルコニアるつぼを用いて、溶融ジルカロイと照射済MOX燃料を最高温度2100Cまで加熱して反応させる試験を実施し、核分裂生成物であるCsの放出速度を評価した。また、放出挙動評価に資する基礎データ取得の一環として、加熱後試料の組織観察や元素分布測定等を行った。試験結果を先行研究の結果と比較・検討した結果、本試験手法を用いることにより、溶融被覆管と照射済燃料が反応する体系における核分裂生成物の放出試験が実施できることを確認した。また、FP放出の基礎データに加え、溶融被覆管と照射済燃料との反応挙動及び反応時におけるUとPu及びFPの随伴性に関する基礎データを得た。
2011年度)データ集佐藤 成二; 尾方 伸久; 竹内 竜史; 武田 匡樹
JAEA-Data/Code 2013-020, 38 Pages, 2014/01
JAEA-Data-Code-2013-020.pdf:12.13MBJAEA-Data-Code-2013-020-appendix(CD-ROM).zip:1.41MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学研究ユニットでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、岐阜県瑞浪市において結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「地表からの調査予測研究段階(第1段階)」、「研究坑道の掘削を伴う研究段階(第2段階)」、「研究坑道を利用した研究段階(第3段階)」の3段階からなる。研究所用地における第1段階の調査研究は、2002年度から2004年度まで実施され、2004年度からは第2段階の調査研究が、2010年度から第3段階の調査研究が開始されている。第2段階の調査研究では、「研究坑道の掘削を伴う調査研究による地質環境モデルの構築および研究坑道の掘削による深部地質環境の変化の把握」を段階目標の一つとして調査研究を実施しており、その一環として、研究坑道内への湧水量計測を2005年2月から実施している。本データ集は、2004年度から2011年度までに実施した研究坑道内での湧水量計測で取得したデータを取りまとめたものである。
吉田 一雄; 阿部 仁
JAEA-Technology 2013-035, 14 Pages, 2013/12
JAEA-Technology-2013-035.pdf:2.18MB
再処理施設では、長時間の全交流電源の喪失による放射性廃液を内包する貯槽の冷却機能の喪失で、廃液が沸騰する事故が想定される。この事故では、放射性物質は沸騰により発生する蒸気等に搬送され施設外へ移行すると考えられ、事故影響を評価する上では、貯槽を含めた施設内で水蒸気等の熱流動およびエアロゾルの挙動を解析する必要がある。事故解析では、沸騰で生じる水および硝酸の蒸発量は、乾固までの時間余裕、放射性物質の気相への移行量を左右する重要なパラメータであり、これを精度よく求めるには、硝酸の気液平衡に関するデータが不可欠である。本報では、再処理廃液の組成を模擬した異なる2種類の多成分硝酸塩水溶液の気液平衡データの取得を試みた結果を報告する。
本間 史隆; 猪井 宏幸; 渡辺 周二; 福谷 幸司*
JAEA-Technology 2013-034, 57 Pages, 2013/12
JAEA-Technology-2013-034.pdf:11.01MB
平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震においては、地震発生直後に発生した商用電源喪失事象により、震度5強の強く長時間の揺れの中で非常用発電機が自動起動したとともに、起動直後においても複数回の強い余震に見舞われた。非常用発電機は、十分な電力を必要な負荷に安定して供給できたが、非常用発電機設備にかかわる被災状況の把握に重点を置いた点検の一環として、ガスタービンエンジンの燃焼状態を確認したところ、燃焼器の一部である燃焼器ライナーに減肉が認められた。減肉は、地震を契機に短時間で発生しており、かつ減肉の様子は運転時間の蓄積後に確認される減肉とは明らかな差異を有しており特異であった。減肉の原因特定及び燃焼器ライナーの仕様変更を行うことで、減肉にかかわる知見の蓄積及び減肉に対する耐力を向上させた。この対策は、さらなる大地震に対する非常用発電機の信頼性向上に資するものである。
長谷川 信; 齋藤 龍郎; 財津 知久; 佐藤 和彦; 坂井 章浩; 麓 弘道*
JAEA-Review 2013-043, 42 Pages, 2013/12
JAEA-Review-2013-043.pdf:4.24MBJAEA-Review-2013-043-appendix(CD-ROM).zip:10.55MB
ウラン廃棄物は、第二種廃棄物埋設の事業に関する安全審査の基本的考え方(平成22年8月9日、原子力安全委員会決定)において、第二種廃棄物の埋設事業の処分対象外とされている。このため、国内においてウラン廃棄物に係る浅地中処分の制度化を検討する必要があるが、検討にあたっては、海外におけるウラン廃棄物処分の実績及び安全規制制度の情報を参考にすることが有効と考えられる。ウラン廃棄物の処分については各国とも時代とともに規制の考え方や事業が進展しており、既存の調査から得た情報の更新が必要である。さらに、劣化ウランの安全な浅地中処分のために米国連邦規則改定が進みつつあり、これに関連した最新の情報を収集して整理することが重要である。そのため、(1)「米国連邦規則の改定」、(2)「ウラン廃棄物の安全評価」、(3)「処分場設計」、(4)「ステークホルダーとのかかわり方」の4つの項目に注目し、米国とカナダにおけるウラン廃棄物の処分場等の処分実施主体及び規制機関を訪問し、施設調査及び聞き取り調査を行った。
FBR安全技術センター
JAEA-Review 2013-035, 67 Pages, 2013/12
JAEA-Review-2013-035.pdf:9.83MB
本年報は、2009年4月1日に発足したFBRプラント工学研究センター(以下、「旧FBRプラント工学研究センター」という。)の最後の年の報告である。
三輪 周平; 天谷 政樹; 田中 康介; 逢坂 正彦; 永瀬 文久
JAEA-Review 2013-034, 42 Pages, 2013/12
JAEA-Review-2013-034.pdf:7.43MB
原子力安全研究及び東京電力福島第一原子力発電所14号機の廃炉措置に向けた研究開発におけるニーズを踏まえ、シビアアクシデント進展解析コードによる破損燃料からの核分裂生成物及びアクチニドの放出挙動評価の高精度化を目的とした研究を実施するための計画を既往研究の広範な調査結果のレビューをもとに策定した。高精度化の対象とするモデルは、THALES-2コード等に組み込まれているFP放出挙動評価のためのCORSOR-Mモデルとし、既往研究レビューにより、主にCsの放出挙動について、「化学形」及び燃料と被覆管,制御棒材,海水成分等との「高温化学反応」に係る物質相互作用に着目し、新たに取得する燃料からの放出速度及び放出後の化学的安定性にかかわる実験データを含めて、雰囲気,化学形,高温化学反応の影響を評価できるように改良する。