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報告書

Irradiation test with silicon ingot for NTD-Si irradiation technology

竹本 紀之; Romanova, N.*; 木村 伸明; Gizatulin, S.*; 斎藤 隆; Martyushov, A.*; Nakipov, D.*; 土谷 邦彦; Chakrov, P.*

JAEA-Technology 2015-021, 32 Pages, 2015/08

JAEA-Technology-2015-021.pdf:3.15MB

日本原子力研究開発機構・照射試験炉センターでは、産業利用拡大の観点からJMTRを活用した中性子核変換ドーピング(Neutron Transmutation Doping: NTD)法によるシリコン半導体製造を検討している。この検討の一環として、カザフスタン共和国核物理研究所(INP)との原子力科学分野における研究開発協力のための実施取決め(試験研究炉に関する原子力技術)のもとで、INPが有するWWR-K炉を用いたシリコンインゴット試料の照射試験を行うこととした。まず、シリコン回転装置を製作してWWR-K炉に設置するとともに、シリコンインゴット試料の照射位置における中性子照射場の評価を行うため、フルエンスモニタを用いた予備照射試験を行った。次に、予備照射試験結果に基づき、2本のシリコンインゴット試料の照射試験を行うとともに、照射後の試料の抵抗率等を測定し、試験研究炉を用いた高品位シリコン半導体製造の商用生産への適用性について評価を行った。

報告書

遠隔操作機器・装置の実証試験施設の実施設計

施設部

JAEA-Technology 2015-018, 218 Pages, 2015/08

JAEA-Technology-2015-018-01.pdf:42.32MB
JAEA-Technology-2015-018-02.pdf:50.72MB
JAEA-Technology-2015-018-03.pdf:69.47MB
JAEA-Technology-2015-018-04.pdf:54.62MB
JAEA-Technology-2015-018-05.pdf:54.57MB
JAEA-Technology-2015-018-06.pdf:27.62MB

日本原子力研究開発機構福島研究開発部門福島廃炉技術安全研究所では、東京電力福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた研究開発を遂行するため、遠隔操作機器・装置の開発実証試験施設の整備を実施している。この施設は、各種実証試験を行うための試験棟と作業者訓練設備、利用者作業室等からなる研究管理棟から構成される。試験棟においては、原子炉格納容器下部の漏えい箇所補修のモックアップ試験と災害対応ロボットの実証試験が並行して行われることを想定し、それぞれの試験エリアを確保するとともに、共用エリアを準備した。また、試験棟に付属建屋を設け、災害対応ロボットの開発・実証試験等に必要な研究室や工作室を配置した。研究管理棟においては、作業者訓練室, 利用者作業室, 原子力機構居室等を配置した他、シンポジウム等が開催可能な多目的エリアを設けることとした。本報告は、平成26年9月から建設を開始した遠隔操作機器・装置の実証試験施設の実施設計の結果をとりまとめたものである。

報告書

「地質環境の長期安定性に関する研究」基本計画; 第3期中長期計画(平成27年度$$sim$$平成33年度)

梅田 浩司; 安江 健一; 國分 陽子; 丹羽 正和; 浅森 浩一; 藤田 奈津子; 清水 麻由子; 島田 顕臣; 松原 章浩; 田村 肇; et al.

JAEA-Review 2015-012, 43 Pages, 2015/08

JAEA-Review-2015-012.pdf:1.24MB

本計画書は、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」における今後7か年(第3期中長期計画期間、2015年度$$sim$$2021年度)の基本計画である。本計画の策定にあたっては、関係研究機関の動向や大学などで行われている基礎研究を精査した上で、関係法令や報告に留意しつつ、研究の基本的な考え方、研究の方向性、研究課題、達成目標、推進方策などを取りまとめた。さらに、実施主体や規制機関の様々なニーズのうち重要性と緊急性を考慮して研究計画の重点化を図った。なお、第3期中長期計画では、調査技術の開発・体系化、長期予測・影響評価モデルの開発、年代測定技術の開発の3つの枠組みで研究開発を推進していく。

報告書

中性子多重相関計数法の数理的基礎; ウラン・プルトニウム混合二酸化物の例

細馬 隆

JAEA-Research 2015-009, 162 Pages, 2015/08

JAEA-Research-2015-009.pdf:22.3MB

プルトニウム転換技術開発施設では、米国エネルギー省の支援を受けて中性子同時計数法による計量装置の開発・設置・改良を行い、20年にわたり計量管理と保障措置対応に用いてきた。中性子計数による測定の対象は今後、従来とは異なる自発核分裂性核種を含む高質量のウラン・プルトニウム混合二酸化物に拡がると思われる。そこで、中性子多重相関計数法の数理的基礎について現場での経験を含めて再考するとともに、次の点について基礎を拡充した; (a)確率母関数を用いた七重相関までの多重相関分布式の代数的導出; (b)モンテカルロ法に代えて試料内部の任意の点から表面の任意の点までの平均距離とこの間での誘導核分裂反応の確率を用いた漏れ増倍率の評価; (c)Poisson過程が持つ2つの異なる時間軸と同時計数の仕組みの関連付け、結果として確率過程に由来するほぼ同時中性子の導出と評価。分布式については「組合せ」に基づく新しい表現を併記し、実際に取り扱ったウラン・プルトニウム混合二酸化物をスペクトルや平均自由行程の例とした。

報告書

クリーンバーン高温ガス炉詳細設計のための核設計モデルの整備

深谷 裕司; 後藤 実; 西原 哲夫

JAEA-Technology 2015-017, 61 Pages, 2015/07

JAEA-Technology-2015-017.pdf:1.97MB

クリーンバーン高温ガス炉詳細設計のための核設計モデルの整備を行った。先行研究の概念設計では米国GA社の設計したDeep Burnの燃料組成を用いていたが、日本の実情に合わせた軽水炉取り出しPu組成を用いた燃料組成を決定した。なお、品質保証、トレーサビリティの観点から燃料材料・構造材料の個数密度を一意的に決定できるように、評価法の見直し及び定式化を行った。これらの組成を用い概念設計では考慮されていなかった制御棒カラムの配置を検討した。また、すべての運転領域で負の温度係数を得られるように、Er装荷に関する検討を行った。このモデルはモンテカルロ法中性子輸送コードMVPの入力として整備した。また、これまで核設計の経験の少ない高燃焼による多くのFP核種の蓄積の効果を考慮するため、燃焼チェーンに関する検証も行った。一方で、これまでの炉心設計は決定論的手法である中性子拡散方程式に基づいたCOREBNコードを用いて行われていた。そのため、MVPの断面積をCOREBNコードに出力するための枠組みの整備も行った。

報告書

研究施設等廃棄物の浅地中処分のための基準線量相当濃度の計算方法及び結果

岡田 翔太; 黒澤 亮平; 坂井 章浩; 仲田 久和; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2015-016, 44 Pages, 2015/07

JAEA-Technology-2015-016.pdf:5.8MB

本報告書では、研究施設等廃棄物に含まれる可能性のある核種について浅地中処分の基準線量相当濃度を試算した。その結果から、研究施設等廃棄物の放射能評価を行う核種を検討した。多様な施設から発生する研究施設等廃棄物の廃棄体に含まれると想定され、半減期が30日以上である220核種を選定し、そのうち、過去に計算されていない40核種について、原子力安全委員会のモデルを用いて、浅地中処分の管理期間終了後の基準線量(10$$mu$$Sv/y)に相当する廃棄物中の放射能濃度を計算した。また、計算した濃度が比放射能を超えるため基準線量相当濃度が設定されない核種について操業期間中のスカイシャイン線量を計算した。それらの結果を踏まえ、220核種についてトレンチ処分、ピット処分の基準線量相当濃度を整備し、研究施設等廃棄物の浅地中処分の安全評価において放射能インベントリ評価の対象とする核種を検討した。各核種の基準線量相当濃度は、今後、廃棄物の放射能インベントリを評価して、トレンチ処分、ピット処分に区分する際の区分値として、また、処分サイトを特定しない一般的な条件における重要核種の予備選定に利用できるものである。

報告書

照射後試験施設から発生する廃棄物の放射能評価方法の検討

星野 譲; 坂本 義昭; 室井 正行*; 向井 悟*

JAEA-Technology 2015-015, 96 Pages, 2015/07

JAEA-Technology-2015-015.pdf:20.34MB

照射後試験施設から発生する廃棄物の処分に向けて、廃棄物中の放射能分析結果及びその解析結果に基づき、照射後試験施設に共通的な放射能評価方法を検討する必要がある。そこで、ニュークリアディベロップメントにて保管されている可燃性廃棄物を対象として、分析試料3点から17核種(H-3, C-14, Co-60, Ni-63, Sr-90, Tc-99, Cs-137, Eu-154, U-234, U-235, U-238, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-241, Am-241, Cm-244)の放射化学分析及び実搬入燃料のデータを用いたORIGEN-2計算による廃棄物の放射能評価を実施した。本報告書では、実施した計算による廃棄物の放射能評価及び放射化学分析結果をまとめるとともに、計算結果と分析結果を比較し、適用する放射能評価方法を構築する上で課題となる点について整理した。

報告書

深度500m研究アクセス北坑道におけるボーリング調査報告書(13MI38号孔$$sim$$13MI44号孔)

長谷川 隆; 川本 康司; 山田 信人; 大貫 賢二; 大森 一秋; 竹内 竜史; 岩月 輝希; 佐藤 稔紀

JAEA-Technology 2015-011, 135 Pages, 2015/07

JAEA-Technology-2015-011.pdf:28.63MB
JAEA-Technology-2015-011-appendix(CD-ROM).zip:566.32MB

本報告書は、瑞浪超深地層研究所の深度500m研究アクセス北坑道におけるボーリング(13MI38号孔: 掘削長102.10mabh、13MI39号孔: 掘削長16.40mabh、13MI40号孔: 掘削長16.60mabh、13MI41号孔: 掘削長16.60mabh、13MI42号孔: 掘削長11.55mabh、13MI43号孔: 掘削長11.60mabh、13MI44号孔: 掘削長11.67mabh)の調査により得られた地質学的、水理学的、地球化学的データ(岩盤等級、湧水箇所、湧水量、湧水圧、透水係数等)と、各ボーリング孔に設置した観測装置(岩盤変位計、地下水の水圧・水質モニタリング装置)の概要を取りまとめたものである。

報告書

幌延深地層研究計画; 平成27年度調査研究計画

花室 孝広

JAEA-Review 2015-010, 22 Pages, 2015/07

JAEA-Review-2015-010.pdf:16.3MB

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。原子力機構の第3期中長期計画では、幌延深地層研究計画について、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、処分概念オプションの実証、地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証に重点的に取り組む。また、平成31年度末までに研究終了までの工程やその後の埋戻しについて決定する。」としている。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つの調査研究段階に分けて進めることとしており、全体の期間は20年程度を考えている。平成27年度は、地下施設での調査研究段階(第3段階)を継続しながら、第3期中長期計画の初年度として、同計画に掲げた3つの課題を達成していくための調査研究を実施する。

報告書

もんじゅの1次系配管支持構造物の割ピン欠損に係る原因調査

市川 正一; 川名子 翔; 西尾 竜一; 脇本 文次; 藤村 智史; 小林 孝典; 坂本 勉

JAEA-Review 2015-009, 210 Pages, 2015/07

JAEA-Review-2015-009-01.pdf:60.82MB
JAEA-Review-2015-009-02.pdf:63.6MB
JAEA-Review-2015-009-03.pdf:66.2MB
JAEA-Review-2015-009-04.pdf:62.99MB

平成26年5月に実施した高速増殖原型炉もんじゅの配管支持構造物の点検において、4機の配管支持構造物に接合ピンの抜け止め用割ピンの欠損が確認された。ロッドレストレイントの1機及びコンスタントハンガの1機に関しては割ピンが脱落しており、メカニカル防振器の2機に関しては割ピンが両端とも折損していた。本事象の原因調査の結果、折損した割ピンの破面にディンプルパターンが確認されたことから、破壊形態は延性破壊であることが分かった。外力を接合ピンに負荷することによる割ピンの破断に関する再現試験でも同様の破面形態が得られた。その他の原因究明調査結果も含め、総合的に判断して、接合ピン軸方向に外力が負荷され、割ピンにせん断応力が働き、折損したと考えられる。本報では、本事象に係る原因調査の内容、結果及び再発防止対策を報告するものである。

報告書

原子力人材育成センターの活動; 平成25年度

原子力人材育成センター

JAEA-Review 2015-006, 71 Pages, 2015/07

JAEA-Review-2015-006.pdf:10.38MB

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25年度の活動をまとめたものである。平成25年度は、年度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。

報告書

平成26年度福島第一原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

眞田 幸尚; 森 愛理; 石崎 梓; 宗像 雅広; 中山 真一; 西澤 幸康; 卜部 嘉; 中西 千佳; 山田 勉; 石田 睦司; et al.

JAEA-Research 2015-006, 81 Pages, 2015/07

JAEA-Research-2015-006.pdf:22.96MB

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。事故直後より、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。本報告書には、平成26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た。

報告書

超深地層研究所計画(岩盤力学に関する調査研究)深度500mにおける岩盤力学調査

桑原 和道; 佐藤 稔紀; 真田 祐幸; 高山 裕介

JAEA-Research 2015-005, 378 Pages, 2015/07

JAEA-Research-2015-005.pdf:125.5MB
JAEA-Research-2015-005.zip:0.53MB

本報告は、岩盤力学に関する調査研究のうち応力場の把握および岩盤の物理・力学特製の把握を目的として、瑞浪超深地層研究所の深度500mの研究坑道で実施した、深度500mを対象とした室内物理・力学試験、深度500mにおける円錐孔底ひずみ法による初期応力測定、深度500mにおけるDSCA法による初期応力測定、岩盤力学モデルの構築の成果を取りまとめたものである。

報告書

クラックテンソルモデルを用いた瑞浪超深地層研究所を対象とした三次元坑道掘削解析

高山 裕介; 佐藤 稔紀; 真田 祐幸; 多田 浩幸*; 熊坂 博夫*; 福田 毅*; 小林 伸司*

JAEA-Research 2015-003, 102 Pages, 2015/07

JAEA-Research-2015-003.pdf:20.21MB

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の研究では、地上からの調査予測研究段階において、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の換気立坑連接部、研究アクセス北坑道の地中変位計設置断面周辺、および斜坑部・冠水坑道の3箇所を対象として、クラックテンソルを算定し、掘削解析を実施した。研究アクセス北坑道の地中変位計設置断面周辺の解析結果については計測データとの比較を行った。また、換気立坑連接部の掘削解析においては、第1段階および第2段階で取得したクラックテンソルや初期応力測定結果を用い、第1段階と第2段階の解析結果の差異を比較・検討した。

報告書

平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「原子力基礎工学研究」(事後/事前評価)

原子力基礎工学研究センター; システム計算科学センター

JAEA-Evaluation 2015-003, 58 Pages, 2015/07

JAEA-Evaluation-2015-003.pdf:1.39MB
JAEA-Evaluation-2015-003-appendix(CD-ROM)..zip:9.94MB

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、原子力基礎工学研究に関する事後評価及び事前評価を原子力基礎工学研究・評価委員会に諮問した。これを受けて、原子力基礎工学研究・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原子力基礎工学研究センターとシステム計算科学センターの運営、及び原子力基礎工学研究の実施に関する説明資料の検討、並びに口頭発表と質疑応答を行った。本報告書は、原子力基礎工学研究・評価委員会より提出された事後評価及び事前評価の内容をまとめるとともに、「評価結果(答申書)」を添付したものである。

報告書

平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「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」(事後評価及び事前評価)並びに「核燃料物質の再処理に関する技術開発」(事前評価)

バックエンド研究開発部門

JAEA-Evaluation 2015-002, 159 Pages, 2015/07

JAEA-Evaluation-2015-002.pdf:44.26MB

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」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21年8月19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」に関する事後評価及び事前評価、並びに「核燃料物質の再処理に関する技術開発」に関する事前評価を研究開発・評価委員会(バックエンド対策研究開発・評価委員会)に諮問した。これを受けて、バックエンド対策研究開発・評価委員会は、委員会におい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「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」、並びに「核燃料物質の再処理に関する技術開発」に関する説明資料の検討及び各担当者による口頭発表と質疑応答を実施した。本報告書は、バックエンド対策研究開発・評価委員会より提出された事後評価及び事前評価の内容を取りまとめるとともに、「評価結果(答申書)」を添付したものである。

報告書

汎用炉心解析システムMARBLE2の開発

横山 賢治; 神 智之; 平井 康志*; 羽様 平

JAEA-Data/Code 2015-009, 120 Pages, 2015/07

JAEA-Data-Code-2015-009.pdf:1.93MB

汎用炉心解析システムMARBLEの第2版であるMARBLE2を開発した。MARBLE2では第1版(MARBLE1)で開発した基盤技術を利用して各種の機能拡張を行った。MARBLE1では導入できていなかった従来システム(JOINT-FR、SAGEP-FR)の機能を導入し、従来システムのほぼ全ての解析機能を統一されたユーザインターフェースを持つMARBLE上のサブシステムSCHEME上で実行できるようになった。特にMARBLE2では、MARBLE1では対応できていなかった感度解析にも対応できるようになった。また、将来の拡張性や柔軟性を確保するために、独自ソルバーの開発や改良を行った。更に、原子力機構で開発された解析コードやライブラリを導入し、同様にSCHEME上で利用できるように整備した。その他、外部機関で開発された解析コード等も必要に応じて導入した。これにより、$$gamma$$線計算や発熱計算等が可能となった。また、MARBLE上のもうひとつのサブシステムである高速炉実機燃焼解析システムORPHEUSの改良として、MARBLE1での利用経験をもとに各種の機能拡張や高速化を行いユーザ利便性を向上させた。

報告書

日本原子力研究開発機構量子ビーム応用研究部門第15回光量子科学研究シンポジウム論文集; 2014年11月13日$$sim$$14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 2015-001, 93 Pages, 2015/07

JAEA-Conf-2015-001.pdf:27.43MB

平成26年11月13日$$sim$$14日の2日間にわたり「第15回光量子科学研究シンポジウム」を関西光科学研究所木津地区において開催した。本プロシーディング集にはそこで行われた講演およびポスター発表のうちから、プロシーディングとして投稿されたものを収録している。

報告書

余裕深度処分における溶出率による影響評価について

辻 智之; 中村 康雄; 中谷 隆良

JAEA-Technology 2015-014, 34 Pages, 2015/06

JAEA-Technology-2015-014.pdf:8.89MB

日本原子力研究開発機構では、保有している余裕深度処分の対象となる放射性廃棄物の埋設処分に向け、基本シナリオ及び変動シナリオを想定した被ばく線量評価を進めている。余裕深度処分対象の放射性廃棄物のうち、放射化金属廃棄物中に存在する放射性核種は金属の腐食に伴って溶出することから、余裕深度処分環境下での放射性核種の溶出率が被ばく線量評価上の重要なパラメータとなる。そこで、放射性核種の溶出率が被ばく線量評価に与える影響の評価を行った。この結果、地下水シナリオを想定した場合にもっとも支配的だったCl-36について、溶出率の影響を受けやすいことが確認された。一方、トンネル掘削シナリオにおいて被ばく線量評価に与える影響が大きいNb-94について、人工バリアでの収着効果が大きいことから溶出率よりも分配係数の影響を受けやすいことが確認された。

報告書

廃棄物管理システムの開発

満田 幹之; 佐々木 紀樹

JAEA-Technology 2015-013, 29 Pages, 2015/06

JAEA-Technology-2015-013.pdf:0.96MB

日本原子力研究開発機構で発生した廃棄物の埋設処分に向け、廃棄物の発生から処理・処分に係るデータを一元的に管理する廃棄物管理システムの開発を行った。各事業所の廃棄物管理の実態調査を行い、廃棄物の発生から廃棄体化に至るまでに取得すべきデータ項目を抽出した。抽出したデータ項目の管理に必要なシステムの検討を行い、廃棄物管理システム全体の概念検討を行った。概念検討と各事業所の廃棄物に関する管理項目を考慮して、原子力科学研究所, 人形峠環境技術センター, 原子炉廃止措置研究開発センター, 大洗研究開発センター, 核燃料サイクル工学研究所へ廃棄物管理システムの展開を行った。これら以外の事業所については、保有している廃棄物データを、全事業所共通の保管廃棄物データ登録用データベースにも登録するようにした。これにより、原子力機構の廃棄物について、その発生から処理・処分に係るデータを一元的に管理するシステムを整備することができ、現状の廃棄体化処理状況にあわせて、廃棄物の品質保証データを合理的に取得できるようになった。

報告書

HTTR核熱供給試験(コールド試験)データによるシステム解析コードの検証及び水素製造施設異常時の原子炉挙動予測評価

本多 友貴; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 高田 昌二; 栃尾 大輔; 坂場 成昭; 沢 和弘

JAEA-Technology 2015-012, 17 Pages, 2015/06

JAEA-Technology-2015-012.pdf:11.38MB

日本原子力研究開発機構では、水素製造施設の接続に係る高温ガス炉の安全設計方針案を作成しており、水素製造施設の状態によらず原子炉施設の状態量が通常運転の範囲を逸脱しないことを水素製造施設の一般産業化の条件として提案している。本報告では、これらの条件が原子炉施設の設計を充足することを示すため、高温ガス炉システムを対象としたシステム解析コードを用いて平成27年1月にHTTRを用いて実施した核熱供給試験(コールド試験)の再現解析を行い、当該解析コードが冷却材強制循環条件下における原子炉温度過渡挙動評価へ適用可能であることを明らかにした。また、HTTRに接続予定の水素製造施設での異常時における原子炉挙動の予測解析を実施し、原子炉出力や原子炉出口冷却材温度等の注目パラメータについて、過渡変化を吸収し通常運転時の許容変動幅内に制御する設計が可能であることを示し、水素製造施設の一般産業化の条件を充足する設計が工学的に成立する見通しを確認した。

報告書

JPDR保管廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討,2

辻 智之; 坂井 章浩; 出雲 沙理; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2015-009, 46 Pages, 2015/06

JAEA-Technology-2015-009.pdf:1.45MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する低レベル放射性廃棄物を対象に、将来的に実施が予定されている浅地中埋設処分における廃棄体確認に向けて、廃棄体に含まれる放射性物質の種類ごとの放射能濃度を簡便に評価する方法を構築しておく必要がある。そこで、保管数量が比較的多いJPDR施設の解体に伴って発生した固体廃棄物に含まれる放射性核種(H-3, C-14, Cl-36, Ni-59, Co-60, Ni-63, Sr-90, Mo-93, Nb-94, Tc-99, Ag-108m, Cs-137, Eu-152, Eu-154, Ho-166m、全$$alpha$$)を対象とした放射能濃度評価方法の適用性について検討を行った。この結果、Ni-63及びNb-94についてはCo-60をKey核種とするSF法を、H-3, C-14, Cl-36, Sr-90, Mo-93, Tc-99, Eu-152, Eu-154, Ho-166m及び全$$alpha$$については平均放射能濃度法を、Ni-59については理論計算法を適用できる見通しを得た。また、Co-60, Cs-137及びAg-108mは比較的測定が容易なエネルギーの$$gamma$$線を放出する核種であることから、廃棄体外部から非破壊測定が可能と考えられるため、非破壊外部測定法を適用する。

報告書

第31回ふげん廃止措置技術専門委員会資料集

忽那 秀樹; 山崎 浩一; 門脇 春彦; 井口 幸弘

JAEA-Review 2015-008, 39 Pages, 2015/06

JAEA-Review-2015-008.pdf:8.77MB

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27年3月13日に開催した第31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"、"ダイヤモンドワイヤーソーによる実機材切断に係る基礎データの取得"、"トリチウム除去の進捗及び常温真空乾燥の効率評価"及び"「ふげん」における知識マネジメントシステム構築の取り組み方針について"について、資料集としてまとめたものである。

報告書

JMTR及び関連施設を活用した実践型オンサイト研修; 2014年度

江口 祥平; 竹本 紀之; 谷本 政隆; 久保 彩子; 石塚 悦男; 中村 仁一; 伊藤 治彦

JAEA-Review 2015-005, 38 Pages, 2015/06

JAEA-Review-2015-005.pdf:15.06MB

照射試験炉センターでは、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来のJMTRの照射利用拡大を目的とし、海外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践的な研修を平成23年度から実施している。一方、国内の若手研究者・技術者を対象とした同様の研修は、平成22年度から実施している。平成26年度は、これらの研修を統合し、国内外の若手研究者・技術者を対象に3週間の研修を 実施した。研修には7か国から19名が参加し、原子力研究の概要、原子力エネルギーの現状と 開発、照射試験研究に係る施設及び技術、原子炉の核特性、原子炉施設の安全管理及び運転管理等について学んだ。また、研修の最後にはエネルギーミックスの現状と将来を題材として参加者間の討論を行い、活発な意見交換がなされた。本報告は、平成26年度に実施した研修の内容と結果についてまとめたものである。

報告書

保安管理業務報告; 平成23年度

青木 義一

JAEA-Review 2014-053, 371 Pages, 2015/06

JAEA-Review-2014-053.pdf:85.29MB

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、研究所に係る核物質防護及び品質保証業務等、多岐にわた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23年度(平成23年4月$$sim$$平成24年3月)の業務実績をとりまとめたものである。

報告書

幌延地域を対象とした地表踏査および地形データにもとづく地質分布の推定

酒井 利啓; 松岡 稔幸

JAEA-Research 2015-004, 109 Pages, 2015/06

JAEA-Research-2015-004.pdf:141.42MB
JAEA-Research-2015-004-appendix(CD-ROM).zip:128.66MB

幌延深地層研究計画において、地質図に関しては舟木ほか(2005a)がそれまでの文献データの詳細検討を行い、20万分の1地質図幅をベースに幌延町域の地質図を作成するとともに検討に使用した地表踏査結果をデータベース化した。2007年には幌延深地層研究計画のうち第1段階の成果として深地層研究所設置地区周辺におけるデータのうち特に大曲断層に関する知見を取り込んで地質図を更新した。一方、幌延町周辺は資源探査(石油、天然ガス、石炭等)を目的とした既存の地質調査データが豊富にあり、文献として公表されている。このため今回、舟木ほか(2005a)が作成した地表踏査データベースに幌延町周辺で公表されている文献のデータを加えて地表踏査データベースの更新を行うとともに、この情報と酒井ほか(2014)による地形データをもとに幌延町周辺の数値地質図を作成し、GISデータとしてまとめた。本報告書の成果は、幌延深地層研究計画における地質環境のモデル化・解析やその長期変遷の解析・評価に反映させることで、それらの精度の向上に役立つと期待できる。

報告書

SIMMER-III及びSIMMER-IVによるFCA VIII-2燃料スランピング実験解析

石田 真也; 水野 正弘*

JAEA-Research 2015-002, 47 Pages, 2015/06

JAEA-Research-2015-002.pdf:7.22MB

高速炉のCDAの事象推移で生じる複雑な物理現象を総合的にシミュレーションするために、高速炉の核熱流動安全解析コードSIMMER-III及びSIMMER-IVの開発を進めている。本研究ではSIMMER-III及びSIMMER-IVにおける損傷炉心の核的挙動について検証を行うことを目的として、FCA VIII-2臨界集合体での燃料スランピング実験の解析を実施した。ここで燃料スランピングとは熱的あるいは機械的原因で燃料の崩落等により炉心物質が密に詰まる現象を指す。SIMMER-IIIによる2次元RZ体系での解析とSIMMER-IVによる3次元XYZ体系での解析(基本炉定数として高速炉用統合炉定数ADJ2000Rを用い、エネルギー群は70群、非等方散乱の取り扱いは多群輸送近似、角度方向の離散化次数はS8として解析を実施)では、十分な精度で実験を模擬できていることが分かった。また、エネルギー群縮約と角度方向の離散化次数に関する合理化の検討を行ったところ、SIMMER-III及びSIMMER-IVによるFCA VIII-2燃料スランピング実験解析を実施する際には、エネルギー群縮約を18群程度、角度方向の離散化次数をS4にまで合理化することが可能であることも分かった。

報告書

平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「高温ガス炉とこれによる水素製造技術の研究開発」

立松 研二; 松本 裕之

JAEA-Evaluation 2015-001, 91 Pages, 2015/06

JAEA-Evaluation-2015-001.pdf:14.25MB

日本原子力研究開発機構理事長は、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、高温ガス炉とこれによる水素製造技術の研究開発に係る第2期中期計画の事後評価及び第3期中期計画の事前評価を諮問し、評価を受けた。その結果、高温ガス炉技術及び水素製造技術に係る各々の研究開発において、安全性の高度化及び実用化の観点から、第2期中期計画通りの成果が出ており技術目標を達成している。また、連続水素製造試験装置の製作など次期中長期計画の一部を実質前倒しで達成できたことは大きな成果である等の所見が得られ、総合評価Aと示された。他方、第3期中長期計画(案)については、文部科学省の高温ガス炉技術研究開発作業部会中間とりまとめの内容を十分に反映した内容になっている等の理由で、是と評価された。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「高温ガス炉及び水素製造研究開発 課題評価報告書」を添付したものである。

報告書

ピン・イン・ブロック型高温ガス炉の燃料棒からの事故時核分裂生成物追加放出量計算コードHTFP

野本 恭信; 相原 純; 中川 繁昭; 井坂 和義; 大橋 弘史

JAEA-Data/Code 2015-008, 39 Pages, 2015/06

JAEA-Data-Code-2015-008.pdf:10.32MB

HTFPコードは、高温ガス炉の事故時において、炉心温度変化によりピン・イン・ブロック型の炉心燃料から追加放出される核分裂生成物(FP)の放出量を計算するための計算コードである。本計算コードは、高温ガス炉の事故発生時の炉心温度履歴を入力とし、燃料棒を構成する燃料コンパクト、並びに、黒鉛スリーブからの放出率を求め、放出過程でのFPの崩壊を考慮してその放出率を解析する。本稿では、HTFPコードの概要及び入力データを説明すると共に、高温工学試験研究炉の設計に使用されたHTCOREコードと同じ条件を用いてHTFPコードの検証計算を行い、解析結果を比較した。その結果、HTFPコードの解析結果は、HTCOREコードの解析結果とよく一致し、HTFPコードがHTCOREコードと同等の計算機能を有することを確認した。

報告書

超深地層研究所計画における表層水理観測データ集; 2013年度

上野 哲朗; 竹内 竜史

JAEA-Data/Code 2015-007, 55 Pages, 2015/06

JAEA-Data-Code-2015-007.pdf:9.53MB
JAEA-Data-Code-2015-007-appendix(CD-ROM).zip:194.09MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、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。この表層水理観測では、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。本データ集は、2013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・補完を行って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、2013年度の同流域の岩盤浸透量も算出した。

報告書

広域地下水流動研究における表層水理観測データ集; 2013年度

上野 哲朗; 竹内 竜史

JAEA-Data/Code 2015-006, 22 Pages, 2015/06

JAEA-Data-Code-2015-006.pdf:5.05MB
JAEA-Data-Code-2015-006-appendix(CD-ROM).zip:14.52MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、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、2013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に対して補正・補完を行いデータセットとして取りまとめた。

報告書

研究施設等廃棄物の放射能インベントリ評価に用いる中性子束計算ツールの整備

黒澤 亮平; 岡田 翔太; 坂井 章浩; 仲田 久和; 天澤 弘也

JAEA-Data/Code 2015-005, 82 Pages, 2015/06

JAEA-Data-Code-2015-005.pdf:3.47MB

研究施設等廃棄物のうち国内の研究用原子炉施設の解体に伴って発生する廃棄物の放射能インベントリ評価に使用する原子炉内及び周辺の中性子束の計算を汎用的かつ簡易に行える中性子束計算ツールを整備した。本ツールは、巨視的実効断面積の計算、中性子束の計算及び放射化イベントリの評価するために算出した中性子束の編集を行う計算プログラムから構成される。本報告書は、研究用原子炉施設における中性子束の評価方法の概要、中性子束計算ツールの全体構成と機能、各計算プログラムの入出力データと試計算をまとめたものである。

報告書

深層ボーリング調査によって確認された土岐花崗岩中の割れ目データ集

石橋 正祐紀; 笹尾 英嗣

JAEA-Data/Code 2015-004, 8 Pages, 2015/06

JAEA-Data-Code-2015-004.pdf:2.0MB
JAEA-Data-Code-2015-004-appendix(CD-ROM).zip:3.61MB

日本原子力研究開発機構バックエンド研究開発部門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)を進めている。本データ集は、地層科学研究の一環として実施した地表からのボーリング調査のうち、深層ボーリング調査によって確認された土岐花崗岩中の割れ目に関する情報を取りまとめたものである。

報告書

超深地層研究所計画, 瑞浪超深地層研究所; 研究坑道におけるボーリングデータ集(12MI27号孔$$sim$$14MI51号孔)

黒岩 弘*; 川本 康司; 山田 信人; 笹尾 英嗣

JAEA-Data/Code 2015-003, 108 Pages, 2015/06

JAEA-Data-Code-2015-003.pdf:10.4MB
JAEA-Data-Code-2015-003-appendix(CD-ROM).zip:1150.87MB

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」および「深地層における工学技術の基盤の整備」を第1段階から第3段階までを通した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。本報告書は、2012年度から2014年度にかけて、瑞浪超深地層研究所の研究坑道において実施した20本のボーリング調査の掘削仕様、各種データの取得結果を取りまとめたものである。

報告書

JRR-3冷中性子源装置における高性能減速材容器の開発

新居 昌至; 田村 格良; 羽沢 知也

JAEA-Technology 2015-010, 52 Pages, 2015/05

JAEA-Technology-2015-010.pdf:7.11MB

研究炉加速器管理部では、より多くの冷中性子をユーザーに供給するため、既存のCNS減速材容器の約2倍の冷中性子束を取り出すことのできる高性能減速材容器の開発を第2期中期計画で実施している。本報告書では、高性能減速材容器の基本設計仕様に基づき、設計強度評価、試験体を用いた強度試験、液体水素の流動解析、異材接合部の強度評価を行った。評価の結果、開発した高性能減速材容器がJRR-3のCNS減速材容器として適用可能であることを確認した。

報告書

ITER CSモデル・コイル試験装置; 直流電源システムの改修

下野 貢; 宇野 康弘; 山崎 敬太; 河野 勝己; 礒野 高明

JAEA-Testing 2014-004, 62 Pages, 2015/03

JAEA-Testing-2014-004.pdf:16.03MB

ITER CSモデル・コイル試験装置は、ヘリウム冷凍機システム, 直流電源システム, 真空システム及び計測システムで構成される。直流電源システムは、CSモデル・コイルとインサート・コイルの2つの超伝導コイルに電流を供給するシステムで、CSモデル・コイルへの通電のために50kA直流電源1台、インサート・コイルへの通電のために30kA直流電源2台が設置されている。ITERトロイダル磁場(TF)コイルの定格電流は68kAであるため、その試験のために、インサート・コイルの系統を改修した。改修点は、10kA直流電源の追加、直流遮断器の増力、ブスバーの更新及び電流検出器の更新である。これらの改修に伴い、操作マニュアルも改訂した。

報告書

ITER CSモデル・コイル試験装置; ヘリウム冷凍機システムの整備状況

海老澤 昇; 木内 重巳*; 菊池 勝美*; 河野 勝己; 礒野 高明

JAEA-Testing 2014-003, 37 Pages, 2015/03

JAEA-Testing-2014-003.pdf:11.7MB

ITER CSモデル・コイル試験装置は、直径1.5mの空間に13Tの高磁場を発生する 中心ソレノイド(CS)モデルコイルを用いて核融合炉用超伝導導体の試験を行うための装置であり、大別するとヘリウム冷凍機システム、電源システム、真空システム及び計測システムで構成される。本報告は、上記ヘリウム冷凍機システムについて、2011年3月に発生した東日本大震災から2012年12月に行われたヘリウム液化試験運転までの期間を対象に本システムの整備状況についてまとめた。

報告書

水浸漬法によるMA系アスファルト固化体の脱硝技術の検討

入澤 啓太; 小松崎 利夫; 川戸 喜実; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘

JAEA-Technology 2015-008, 28 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-008.pdf:13.63MB

東海再処理施設で製作された約3万本のアスファルト固化体のうち、16,671本のMA系アスファルト固化体がアスファルト固化体貯蔵施設内に保管されている。MA系アスファルト固化体の処分に向けた評価の不確実性を低減する手段の1つとして、アスファルト固化体から硝酸塩を分離できる脱硝技術である水浸漬法を検討した。水浸漬法による脱硝技術開発における要素技術として、(1)アスファルト固化体の粉砕技術、(2)水浸漬法による粉砕したアスファルト固化体の脱硝技術に関して調査した。粉砕技術は硝酸塩等の浸出を速めるために必要であり、粗砕及び微粉砕試験ごとに試料粒径の分布を求めた。脱硝技術の調査は硝酸イオン及び亜硝酸イオンの浸出挙動に加え、放射性核種として取り込まれている元素の浸出挙動を求めた。

報告書

エマルションフローを利用した液・液抽出法によるウラン廃液処理試験

菅田 信博; 大天 正樹; 遠藤 裕治; 吉田 英明; 美田 豊; 長縄 弘親; 永野 哲志; 柳瀬 信之

JAEA-Technology 2015-007, 43 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-007.pdf:5.33MB

日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターのウラン濃縮施設には、ウラン濃縮技術開発に使用した核不拡散に係わる機微情報を有する遠心分離機が存在している。この遠心機は希硫酸及び水による超音波洗浄等の湿式除染により部品表面へ付着した放射性物質を分離処理し、処理した廃液中のウランを除去することにより、廃液処理後に発生する澱物の放射能濃度を低減させることで、澱物処理が削減できるかの可能性を検討している。このため、平成19年度より原子力基礎工学研究部門と連携を図り、エマルションフロー法によるウラン抽出分離技術の開発を進めてきている。開発したエマルションフロー法を利用した試験装置について、希硫酸及び水の実廃液を用いた試験を行い、基礎試験で確認した性能が得られるかを検証した。

報告書

HTTRにおけるガス圧縮機のシールオイル漏れに係る改善,2

根本 隆弘; 金城 紀幸*; 関田 健司; 古澤 孝之; 黒羽 操; 川上 悟; 近藤 雅明

JAEA-Technology 2015-006, 36 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-006.pdf:16.77MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉補助施設に設置しているガス圧縮機は、冷却材ヘリウムの漏えい防止等の観点から複雑なロッドシール機構を有している。一方、これまでの運転経験において当該シール機構からのシールオイル漏れが頻発していたため、シール材の変更等による洩れ対策を行ってきたが、期待した効果が得られなかった。そこで、シールオイル漏れが頻発しているガス圧縮機のシール材を、仕様の異なるものに交換したところ、シールオイル漏れの発生が大幅に低減した。検討の結果、個々のガス圧縮機の特性に応じた適切なシール材を選定することが、シールオイル漏れ対策に有効であることが確認できた。また、これまでの運用経験を踏まえて、HTTRのガス圧縮機により適切なシールオイル漏れに関する判断基準と運用方法を立案した。本報は、HTTRで使用しているガス圧縮機のシールオイル漏れに係る改善方法について検討した結果をまとめたものである。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 高速炉における原子炉容器内観察技術開発,2

奥田 英二; 佐々木 純; 鈴木 信弘; 高松 操; 長井 秋則

JAEA-Technology 2015-005, 36 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-005.pdf:44.42MB

高速炉における原子炉容器内観察技術は、観察装置等を高温・高放射線・ナトリウム環境といった過酷な条件で使用することから、当該技術の信頼性を担保するために、実機環境下での機能確認が重要な役割を担う。高速実験炉「常陽」では、炉心上部機構嵌合部観察治具を開発し、実機への適用性を確認した。本技術開発を通じて得られた成果を以下に示す。(1)観察画像の画質・鮮明度向上:観察ツールとしてビデオスコープを適用した炉心上部機構嵌合観察治具により、実機環境下において、最小5mmのギャップを明瞭に観察できることを実証した。(2)高線量率・高温環境下におけるビデオスコープの破損防止:耐放射線性・耐熱性に劣るビデオスコープが、高線量率・高温環境下で破損することを防止するため、カバーガスバウンダリを確保した上で、観察時のみに、ビデオスコープを冷却ガスとともに原子炉容器内に挿入する手法を開発し、実機環境下において、当該手法が適切に機能することを実証した。炉心上部機構嵌合部観察治具は、世界的にも例の少ない大規模な炉内補修作業である「炉心上部機構交換作業」において想定されたリスクの回避に資する有用な情報を提供し、当該作業の安全な推進に大きく貢献した。また、ここで蓄積された経験やデータは、稀少な知見として、今後のナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内観察技術の開発に資するものと期待される。

報告書

高速炉燃料集合体開発に係るフェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)のレーザー溶接試験

河野 史明; 十亀 求; 山田 知典; 菖蒲 敬久; 永沼 正行; 小澤 隆之; 村松 壽晴

JAEA-Technology 2015-004, 57 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-004.pdf:20.87MB

高速炉燃料集合体の内部ダクトとラッパ管の溶接技術開発に関し、レーザー溶接の適用性を確認するため、それらを模擬した厚さ2mmと5mmのフェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)板材を用いてレーザー溶接試験を実施した。その結果、スポット溶接とビード溶接それぞれについて、溶接欠陥が少なくかつ十分な溶込み深さが得られる見通しを得た。スポット溶接については、溶接時の冷却速度を低下させることで、また、レーザーをパルス照射にすることで、溶接部の割れや空孔の発生を抑制できることが分かった。また、690$$^{circ}$$C$$times$$103minの溶接後熱処理により、溶接部のひずみはほぼ除去され、硬さも母材と同程度まで回復した。さらに、せん断試験の結果、溶接部は十分なせん断強度を有していることを確認した。これらの結果から、PNC-FMSラッパ管と内部ダクトの接合方法として、レーザー溶接は有望な手段と考えられる。

報告書

光硬化型樹脂を用いた止水に関する予備検討(共同研究)

大岡 誠; 前川 康成; 富塚 千昭; 村上 知行*; 片桐 源一*; 尾崎 博*; 河村 弘

JAEA-Technology 2015-003, 31 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-003.pdf:3.95MB

東京電力福島第一原子力発電所の廃炉に向けた取組みが現在すすめられている。燃料デブリ取り出しのために、格納容器内を水で満たす必要があるが、いくつかの号機では冷却水の漏えいが存在し、漏えいを止めることが最重要課題になっている。福島廃炉技術安全研究所では光硬化樹脂を用いた止水方法を検討している。紫外線照射によって硬化する材料(光硬化型樹脂)を冷却水に混ぜ格納容器の損傷部に到達させ、漏えい箇所出口にて紫外線を照射して光硬化型樹脂を硬化させ損傷部を閉塞するものである。しかしながら光硬化型樹脂は元々コーティング、または塗装剤として使用されるものであり、漏えい止水への適用性は未知である。本稿は、光硬化型樹脂の水中での基本的な硬化性能を把握し、漏えい止水への適用性を検討した結果を報告するものである。

報告書

FP化合物平衡蒸気圧測定技術の開発

高井 俊秀; 中島 邦久; 古川 智弘

JAEA-Technology 2015-002, 20 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-002.pdf:3.46MB

ソースターム評価手法の高度化を目指し、核分裂生成物等に係る基礎熱力学データを拡充するため、模擬FP化合物の平衡蒸気圧測定技術の開発を試みた。測定技術の開発にあたって、既存の高温質量分析計について、高質量数の模擬FP蒸気種の測定と、試料充填・取出し時の変質防止の観点から改造を行い、模擬FP化合物の平衡蒸気圧測定を可能とした。標準試料(銀)を用いた機能確認、模擬FP試料(ルテニウム系試料)を使用した性能確認を実施した。模擬FP試料を使用した試験結果を基に、固相の酸化ルテニウム(IV)の酸素の解離圧と標準生成エンタルピーを評価した結果、文献値と一致することを確認した。これにより、今回整備した試験装置を用いて、高精度の熱力学データの取得が可能であることを確認できた。

報告書

核鑑識研究開発成果報告書

大久保 綾子; 木村 祥紀; 篠原 伸夫; 戸田 暢史; 舟竹 良雄; 綿引 優; 桜井 聡; 久野 祐輔

JAEA-Technology 2015-001, 185 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-001.pdf:56.65MB

核鑑識とは、捜査当局によって押収、採取された放射性物質について、ウランやプルトニウムなどの核物質や関連する物質の組成、物理・化学的形態等を分析し、その物品の出所、履歴、輸送経路、目的等を分析・解析する技術的手段である。核鑑識活動には、対象物質のサンプリング、採取したサンプルの分析、分析結果とデータベースや数値シミュレーションとの比較による解析といった活動が含まれる。核鑑識技術により、不正取引及びテロ等で使用された核物質の起源を特定できるため、犯人を特定し、刑事訴追できる可能性が高まり、核テロ等に対する抑止効果が高まるとともに、核鑑識に関する国際的なネットワークを構成することにより、グローバルな核セキュリティ体制強化に貢献できる。本報告書は、日本原子力研究開発機構において平成23$$sim$$25年度に実施した核鑑識研究開発、すなわち核鑑識に必要な基本的分析技術開発の成果をまとめたものである。

報告書

外部被ばく個人線量測定用OSL線量計の諸特性

鈴木 朗史; 鈴木 武彦; 高橋 聖; 仲田 亨; 村山 卓; 角田 昌彦

JAEA-Technology 2014-049, 19 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-049.pdf:9.12MB

原子力科学研究所並びに保安規定等に基づいて個人線量の測定等を依頼された大洗研究開発センター、那珂核融合研究所、高崎量子応用研究所、関西光科学研究所及び青森研究開発センターでは、放射線業務従事者の外部被ばく線量を測定するための個人線量計として、蛍光ガラス線量計に替えてOSL(Optically Stimulated Luminescence)線量計を導入することとし、2014年10月より運用を開始した。OSL線量計の使用に先がけて、同線量計による測定評価の信頼性を確認するために、個人線量計の線量直線性、エネルギー特性、方向特性、経時変化特性、混合照射に対する特性等についての試験を行った。さらに、蛍光ガラス線量計との比較を行った。その結果、国内規格(JIS Z 4339)に定める性能を満たしていること、蛍光ガラス線量計と同等の性能を持つことを確認した。これにより、OSL線量計は実用上十分な性能を有していることが確認された。本報は、この試験で得られたOSL線量計の諸特性をまとめたものである。

報告書

余裕深度処分における硝酸塩による環境への影響評価と廃棄体層の間隙率及び硝酸イオンの分配係数の違いによる感度

中村 康雄; 中谷 隆良

JAEA-Technology 2014-048, 18 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-048.pdf:7.75MB

日本原子力研究開発機構の余裕深度処分対象廃棄物のうち、再処理施設から発生するアスファルト固化体には硝酸塩が含まれており、この廃棄体を余裕深度処分する場合、硝酸塩も放射性物質と同様に地表水へ移行し環境影響が懸念される。硝酸塩は、環境基本法第十六条の規定で示されている水質の汚濁に関わる環境基準で定められた水質基準で規制対象となる物質(硝酸性及び亜硝酸性窒素)である。こうした有害物質の扱いについては、「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、原子力安全委員会)」では、"なお、非放射性の有害物質そのものの環境影響については、(中略)必要に応じ国あるいはその他関連する機関が定める規定に準じて別途考慮されなければならない"とされている。本報告では、硝酸塩が地下水とともに生活圏へ移行した場合の地表水中の硝酸性窒素濃度について計算し、環境基準を満足することを確認した。また、多重バリアで構成される処分システムにおいて、廃棄体層の間隙率及び移行経路上の分配係数の違いによる影響についても評価を行い、天然バリアにおける分配係数が評価点における硝酸性窒素濃度に感度があることを確認した。

報告書

STACY(定常臨界実験装置)施設の更新に係るモックアップ試験(給水停止スイッチ水面検知器の精度検証)

関 真和; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

JAEA-Technology 2014-047, 22 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-047.pdf:2.33MB

原子力機構では、溶液燃料を用いるSTACY(定常臨界実験装置)施設を「棒状燃料と軽水減速材を用いる熱中性子炉用臨界実験装置」に更新する計画を進めている。STACY更新炉の反応度制御は、現行STACYと同様に、炉心タンクへの給水量を調整する水位制御方式を採用する。この軽水(脱塩水)の水位制御における水面検知に関し、現行STACY(ウラン硝酸水溶液)で使用している電気伝導率変化検知式が使用できないため、浮力による水面検知式のフロートスイッチを採用する。STACY更新炉の安全運転のためには、その水面検知位置は、全水温範囲においても正確かつ確実に作動する必要がある。本書では、STACY更新炉の軽水使用温度範囲(常温$$sim$$70$$^{circ}$$C)におけるフロートスイッチ水面検知精度検証試験について報告する。

報告書

焼却灰のセメント固化試験手引書

中山 卓也; 川戸 喜実; 大杉 武史; 嶋崎 竹二郎; 花田 圭司; 鈴木 眞司; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘

JAEA-Technology 2014-046, 56 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-046.pdf:7.61MB

日本原子力研究開発機構では、保有する原子力施設等の研究開発活動で発生した放射性の可燃性及び難燃性廃棄物を、減容のため焼却処理をしている。焼却処理により発生した焼却灰はセメント固化して処分する計画としている。焼却灰は各拠点で発生するが、焼却炉型や廃棄物により特徴が異なるため、セメントの固化条件を設定するための基礎試験を拠点毎に行い、データを取得する必要がある。また、セメント固化試験においては、共通に評価すべき項目があるため、統一した手順で試験を進めていくことが重要である。本手引書は、セメント固化処理設備の設計に向けた基礎的なデータ取得を計画する際に、試験方法や条件設定の参考として利用するために作成した。焼却灰のセメント固化試験において評価すべき項目として、法規制において廃棄体に求められる要件について整理し、一軸圧縮強度や流動性などの技術的な7つの評価項目を抽出した。試験を計画する際に必要となる焼却灰, セメント, 水, 混和材料の選定方法の項目、試験固化体の作製手順の項目及び膨張、一軸圧縮強度、溶出量等の評価の方法の項目については、これまでの知見から注意すべき点を記載した。同時に、固化条件の最適化に向けた試験フロー及び調整の指針についてまとめた。最後に、各拠点でセメント固化試験に着手する際の助けとなるよう、目標とする固化条件を満足する固化可能な範囲の目安及び固化技術開発の課題について取りまとめたものである。

報告書

「もんじゅ」タギング法破損燃料検出装置の性能確認,1

諸橋 裕子; 鈴木 敏

JAEA-Technology 2014-045, 116 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-045.pdf:33.37MB

もんじゅの破損燃料検出装置(FFDL)は、タグガスにより破損燃料を同定するタギング法を採用している。これはあらかじめ燃料集合体ごとに同位体組成比の異なるKrとXeの混合ガスを各燃料ピンに封入しておき、燃料破損時に1次Arガス系へ放出されたタグガスを回収、同位体組成比を分析し、破損燃料を同定するものである。設計上、希ガス濃縮率200倍以上で破損燃料を同定できるとされており、過去の試験では、希ガス濃度1ppmの試料ガスにて200倍以上の濃縮率を確認している。一方、燃料破損時にはタグガスのKr, Xeは極低濃度希ガスとなることが想定されるため、このような極低濃度希ガスに対しても設計上の要求を満たす濃縮率であることを確認する必要がある。また、FFDLには1次Arガス系の希ガスBG濃度を測定することも求められている。以上を踏まえ、極低濃度希ガスによる希ガス濃縮率確認試験を実施した。さらに、この試験で得られた希ガス濃縮率を用いて、現状の1次Arガス系Arガス中の希ガスBG濃度を評価した。FFDL単体運転による希ガス濃縮率確認試験の結果、極低濃度希ガスに対して数万倍の濃縮率が得られ、設計上の要求を満たすことを確認した。

報告書

核変換実験施設の概念検討,5; MA燃料取扱いに関する検討

菅原 隆徳; 西原 健司; 佐々 敏信; 辻本 和文; 田澤 勇次郎; 大井川 宏之

JAEA-Technology 2014-044, 59 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-044.pdf:14.46MB

J-PARCにおいて建設が計画されている核変換物理実験施設(TEF-P)は、低出力の臨界集合体であるが、高い発熱・放射能を有するマイナーアクチノイド(MA)を含んだ燃料を多量に取り扱うことを想定している。本報ではTEF-Pで使用を想定しているMA燃料の貯蔵、移送、装荷の各段階に対して、取扱い概念を検討し、臨界性、線量率、冷却性を評価した。臨界安全性については、貯蔵、移送、装荷の各段階で十分に低い実効増倍率となることがわかった。線量率に関しては、線量の高い作業を抽出し、これらの作業に遠隔操作を取り入れることで、十分に作業者の被ばく量を低減できる見通しを得た。除熱性については、通常運転時には十分に低い温度に保てることが示されたが、貯蔵室及び炉心装荷時に、貯蔵室空調あるいは炉心冷却ブロアが長期間停止した場合には燃料破損の恐れがあり、それに対する対策が必要なことを明らかにした。

報告書

瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討(平成25年度); 掘削影響の修復・軽減技術の開発(委託研究)

深谷 正明*; 畑 浩二*; 秋好 賢治*; 佐藤 伸*; 竹田 宣典*; 三浦 律彦*; 鵜山 雅夫*; 金田 勉*; 上田 正*; 戸田 亜希子*; et al.

JAEA-Technology 2014-040, 199 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-040.pdf:37.2MB

超深地層研究所計画における工学技術に関する研究は、大きく分けて、(1)「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、(2)「研究坑道の建設技術の開発」、(3)「研究坑道の施工対策技術の開発」、(4)「安全性を確保する技術の開発」および、(5)「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の5項目に分類して進めている。これまでは、「第2段階」の調査研究として、研究坑道掘削工事で取得される計測データや施工データを用いた評価に基づく設計の妥当性についての検討などを中心として進めてきた。本研究は、「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の一貫として、深度500m研究アクセス北坑道における再冠水試験のための止水壁に関する検討を実施した。具体的には、止水壁やプラグに関する国内外の文献調査を実施し、この結果を基に、設計条件の検討、解析による止水壁躯体の設計と岩盤安定性の評価、主な部材の材料選定、止水グラウトの検討などを実施した。

報告書

バックエンド技術部年報; 2013年度

バックエンド技術部

JAEA-Review 2015-004, 90 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2015-004.pdf:17.29MB

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2013年度(2013年4月1日から2014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とりまとめた。

報告書

平成21年度放射線管理部年報

放射線管理部

JAEA-Review 2015-003, 187 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2015-003.pdf:18.34MB

本報告書は、平成21年度に核燃料サイクル工学研究所(以下、「サイクル研究所」という)放射線管理部が実施した施設の放射線管理及び放出管理、個人被ばく管理、環境放射線及び環境放射能の監視、放射線管理用機器等の保守管理、研究開発及び技術支援等の業務について取りまとめたものである。サイクル研究所には日本原子力研究開発機構の中長期計画に基づき、核燃料サイクルの使用済燃料の再処理技術、プルトニウム(MOX)燃料製造技術、次世代サイクル技術、放射性廃棄物の処理・処分技術の研究開発などを進めるため、再処理施設、核燃料物質使用施設及び放射性同位元素使用施設がある。放射線管理部ではこれらの施設における放射線業務従事者等の放射線安全を目的として、作業環境の放射線状況の監視及び放射線作業の管理などの放射線管理を行うとともに、放射線業務従事者の個人線量の測定を行った。また、サイクル研究所周辺の公衆の放射線安全を目的として、再処理施設等から放出される放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の濃度及び放出量の測定管理を行うとともに、サイクル研究所周辺の陸域及び海域の環境放射線/環境放射能の監視を行った。施設の放射線管理及び環境監視に使用する放射線測定器については、定期的な点検・校正を行うとともに、故障時の迅速な復旧を図り、施設の放射線安全の確保に努めた。また、校正用線源等については国家標準とのトレーサビリティの維持管理を行った。

報告書

再処理プロセス・化学ハンドブック第3版

再処理プロセス・化学ハンドブック検討委員会

JAEA-Review 2015-002, 726 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2015-002.pdf:43.63MB
JAEA-Review-2015-002(errata).pdf:0.21MB

「再処理プロセス・化学ハンドブック」を新たに改訂し、第3版としてまとめた。作業にあたって国内の大学や企業の有識者からなる再処理プロセス・化学ハンドブック検討委員会を組織し、意見交換を行いながら文献の調査と執筆を進めた。本ハンドブックの目的は従来から変わることはなく、ウラン燃料、MOX燃料の利用とそのリサイクルのため、今後の湿式再処理分野の課題に向けた取り組みの一つとして、プロセスと関連する化学の基礎情報をまとめたデータベースを整備したものである。

報告書

Use of knowledge and experience gained from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident to establish the technical basis for strategic off-site response

宮原 要; McKinley, I. G.*; 斎藤 公明; Hardie, S. M. L.*; 飯島 和毅

JAEA-Review 2015-001, 90 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2015-001.pdf:9.63MB

東京電力福島第一原子力発電所事故に伴い放出された放射性物質の地表への沈着状況等を踏まえ、放射線モニタリングとマッピング、被ばく線量推定、除染技術開発、環境中に沈着した放射性セシウムの挙動調査等の環境回復の取り組みが行われてきた。これまでの環境回復の取り組みで得られた知識や経験は、公衆と環境の防護のための防災対策(原子力事故により重大な放射性物質の放出が発生しても公衆被ばくを抑制するように備えること)の技術基盤として整備することにより国内外での活用に資することが期待できる。本報告書は、国内外での活用のため、主に原子力機構における環境回復の取組みに基づき得られた知識や経験を今後の環境回復の取り組みに向けた検討も含めまとめたものである。

報告書

「環境報告書2014」環境報告関連データのまとめ

安全・核セキュリティ統括部 安全・環境課

JAEA-Review 2014-060, 220 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2014-060.pdf:15.28MB
JAEA-Review-2014-060(errata).pdf:0.2MB

日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)は、2013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2014」を作成し、2014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2013年度の環境報告関連データを取りまとめたものである。

報告書

原子力科学研究所等の放射線管理; 2013年度

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 2014-059, 194 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2014-059.pdf:13.66MB

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2013年度の活動をまとめたものである。

報告書

高温ガス炉の核特性解析手法と核設計に関する研究(学位論文)

後藤 実

JAEA-Review 2014-058, 103 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2014-058.pdf:22.36MB

HTTRの試験結果を用いて、以下の検討を行った。(1)核データライブラリの高温ガス炉の核特性解析に対する適用性、(2)改良した高温ガス炉核特性解析手法の適用性、(3)棒状可燃性毒物の高温ガス炉の反応度制御に対する有効性。これらの結果を用いて、2030年代の開発途上国等への導入を目指した熱出力50MWの小型高温ガス炉HTR50Sの核設計を行った。HTR50Sの核設計は、出力密度の向上および燃料濃縮度数の削減を、HTTRの核設計からの主な改良項目として検討を進めた。その結果、HTTRでは12種類あった燃料濃縮度を3種類に削減し、出力密度をHTTRの約1.4倍に向上した炉心を設計することができた。

報告書

ホットラボにおける照射後試験装置に関する提案

福島技術開発試験部

JAEA-Review 2014-057, 45 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2014-057.pdf:3.2MB

東京電力福島第一原子力発電所の原子炉廃止措置に関する廃炉技術開発のため、同サイトに隣接した場所に専用の試験施設であるアクティブ施設を建設する計画が国によって進められている。同施設では、燃料デブリを含む多種多様な試料の試験が実施される予定である。福島技術開発試験部照射後装置検討グループでは、アクティブ施設の試験機器や科学分析設備を提案するとともに、海外を含む最近の照射後試験の動向調査結果に基づき次世代の照射後試験装置について検討した。本報告書は、これまでの検討結果をまとめたものである。

報告書

「平成26年度東濃地科学センター地層科学研究情報・意見交換会」資料集

西尾 和久; 弥富 洋介

JAEA-Review 2014-056, 79 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2014-056.pdf:79.01MB

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26年11月11日に岐阜県瑞浪市で開催した「平成26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。

報告書

平成25年度工務技術部年報

工務技術部

JAEA-Review 2014-055, 115 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2014-055.pdf:38.74MB

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ー施設、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・液体排気設備、圧縮空気設備)並びに一般施設内のユーティリティー設備の運転、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、電子装置及び機器装置の工作業務を行ってきた。本報告書は、平成25年度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。

報告書

次期研究用原子炉(ビーム炉)のニーズ調査報告書

JRR-3中性子ビーム利用推進委員会 試験研究炉の在り方ニーズ検討タスクフォース

JAEA-Review 2014-054, 43 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2014-054.pdf:6.57MB

JRR-3は改造後25年が過ぎたこともあり、次期研究用原子炉の在り方を検討する時期に来ている。研究炉加速器管理部では、JRR-3中性子ビーム利用推進委員会の下に試験研究炉の在り方ニーズ検討タスクフォースを組織し、日本中性子科学会の報告書に基づく将来の中性子ビーム利用のニーズ動向を調査した。本報告書は、同タスクフォースで調査した結果をもとに次期研究用原子炉の在り方をとりまとめたものである。

報告書

Remediation of contaminated areas in the aftermath of the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station; Overview, analysis and lessons learned, 2; Recent developments, supporting R&D and international discussions

福島研究開発部門 福島環境安全センター

JAEA-Review 2014-052, 49 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2014-052.pdf:25.4MB

東京電力福島第一原子力発電所の事故により汚染された広大な環境の除染のために、日本原子力研究開発機構は内閣府より「除染モデル実証事業」を受託し、避難区域内の11市町村16か所において広範な試験を行った。この大規模試験事業においては、個々の除染技術の適用性や効果に関する詳細で現実的なデータを得たのみならず、除染作業員の安全確保、コスト、発生する除染物の取扱いなどさまざまな情報を集約し、広域除染に関する知識基盤を国に対して提供することとなった。詳細な和文報告書はすでに別途公開されている。本報告書はその忠実な英訳ではなく、モデル事業終了後の実際の除染の進捗や除染に係る国際的な議論を加えて新たに執筆したものである。第1分冊では、このような詳細で大規模な「除染モデル実証事業」を必要とした背景を含め、事業の全体成果をまとめた。この第2分冊において当該事業で得られた成果の実際の除染事業への反映、事業終了後の線量の推移、除染に関する技術開発、実際の除染事業の進捗、および除染に関する国際的な議論などについて述べる。

報告書

Remediation of contaminated areas in the aftermath of the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station: Overview, analysis and lessons learned, 1; A report on the "decontamination pilot project"

福島研究開発部門 福島環境安全センター

JAEA-Review 2014-051, 121 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2014-051.pdf:64.45MB

東京電力福島第一原子力発電所の事故により汚染された広大な環境の除染のために、日本原子力研究開発機構は内閣府より「除染モデル実証事業」を受託し、避難区域内の11市町村16か所において広範な試験を行った。この大規模試験事業においては、個々の除染技術の適用性や効果に関する詳細で現実的なデータを得たのみならず、除染作業員の安全確保、コスト、発生する除染物の取扱いなどさまざまな情報を集約し、広域除染に関する知識基盤を国に対して提供することとなった。詳細な和文報告書はすでに別途公開されている。本報告書はその忠実な英訳ではなく、モデル事業終了後の実際の除染の進捗や除染に係る国際的な議論を加えて新たに執筆したものである。この第1分冊では、このような詳細で大規模な「除染モデル実証事業」を必要とした背景を含め、事業の全体成果をまとめた。第2分冊において当該事業で得られた成果の実際の除染事業への反映、事業終了後の線量の推移、除染に関する技術開発、実際の除染事業の進捗、および除染に関する国際的な議論などについて述べる。

報告書

JAEA Takasaki annual report 2013

小嶋 拓治

JAEA-Review 2014-050, 218 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2014-050.pdf:73.11MB

高崎量子応用研究所研究年報2013は、同研究所にあるTIARA施設(イオン加速器4基)及び電子・$$gamma$$線照射施設(電子加速器1基、Co-60$$gamma$$線照射施設3棟)等を利用して2013年4月1日から2014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160編の論文及び9編の施設の運転・管理状況報告からなる合計169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。

報告書

幌延深地層研究所における三軸圧縮試験による岩石強度特性の検討

青柳 和平; 石井 英一; 近藤 桂二*; 津坂 仁和*; 藤田 朝雄

JAEA-Research 2015-001, 46 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2015-001.pdf:4.92MB
JAEA-Research-2015-001-appendix(CD-ROM).zip:67.95MB

日本原子力研究開発機構は、新第三紀堆積軟岩を対象とした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を目的として、北海道天塩郡幌延町において幌延深地層研究計画を進めている。本報告書では、幌延深地層研究所に分布する声問層、稚内層岩石のそれぞれを深度方向に細分化した強度物性(粘着力と内部摩擦角)の設定を目的に、三軸圧縮試験結果をとりまとめ、深度依存性(地層境界との深度差)を考慮した強度物性を検討し、地下施設設計時に設定した値と比較して、その妥当性について論じた。さらに、幌延深地層研究計画でこれまで実施した三軸圧縮試験結果の全地点のデータについて取りまとめ、データベース化を行った。深度毎の強度物性を検討した結果、声問層中では、深度とともに粘着力が増大した。稚内層浅部、すなわち遷移層においては、粘着力が急激に増大し、遷移層より深部では、粘着力は3-4MPaに収束していき、深度依存性は見られなかった。内部摩擦角は、声問層中では10-20$$^{circ}$$、稚内層中では20-35$$^{circ}$$に分布している。このことから、声問層と稚内層で強度物性が異なっていることが示された。今回三軸圧縮試験により得られた粘着力と内部摩擦角を、地下施設設計時の値と比較した結果、両者が整合した領域は少なかった。そのため、岩盤の強度物性の詳細な検討のためには、地層境界との深度差に応じて深度区分を設けたうえで、粘着力と内部摩擦角を設定することが重要である。

報告書

核変換物理実験施設を用いた炉物理実験による加速器駆動核変換システム炉物理パラメータの不確かさの低減効果

岩元 大樹; 西原 健司; 方野 量太*; 福島 昌宏; 辻本 和文

JAEA-Research 2014-033, 82 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2014-033.pdf:6.53MB

核変換物理実験施設(TEF-P)を用いた炉物理実験による鉛ビスマス冷却型加速器駆動核変換システム(ADS)の炉物理パラメータ(臨界性及び冷却材ボイド反応度)に対する核データに起因する不確かさの低減効果を、炉定数調整法に基づいて評価した。核データライブラリにはJENDL-4.0を使用し、TEF-Pで実施する実験には、ADS実機燃料を模擬したマイナーアクチノイド(MA)燃料(MA重量:約30kg)を装荷した体系及び装荷していない体系のそれぞれに対して臨界性、鉛ボイド反応度、反応率比、サンプル置換反応度、燃料置換反応度の5種類の実験を想定した。解析の結果、TEF-Pで想定する実験をすべて実施することで、ADSの炉物理パラメータに対する不確かさを、臨界性に対して1.0%から0.4%程度に、冷却材ボイド反応度に対して9.4%から4.2%程度に低減できることがわかった。また、ADS臨界性の不確かさ低減に対しては燃料置換反応度が効果的であり、冷却材ボイド反応度の不確かさ低減に対しては鉛ボイド反応度実験が効果的であることがわかった。これらの低減効果は、装荷するMA燃料の組成と物量に大きく依存するが、目的に応じた実験を実施して、これらのデータと既存の炉物理実験データベースを組み合わせることで、炉物理パラメータの不確かさを効率的に低減できることが明らかになった。

報告書

核変換を導入した燃料サイクルの多面的評価

西原 健司

JAEA-Research 2014-032, 29 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2014-032.pdf:5.0MB

高速増殖炉もしくは加速器駆動システムを用いた核変換を導入した核燃料サイクルの平衡期におけるマスフロー評価から、環境適合性、経済性、核拡散抵抗性を評価した。いずれの場合も高速増殖炉のみで核変換を実施するシナリオが、加速器駆動システムを組み合わせるシナリオよりも優れていたが、その差は小さいことを明らかにした。

報告書

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; 平成25年度成果報告(共同研究)

藤田 朝雄; 棚井 憲治; 中山 雅; 澤田 純之*; 朝野 英一*; 齋藤 雅彦*; 吉野 修*; 小林 正人*

JAEA-Research 2014-031, 44 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2014-031.pdf:16.11MB

原子力機構と、原環センターは、原環センターが受注した「地層処分実規模設備整備事業」の工学技術に関する研究を共同で実施するために、「地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究」に関して、共同研究契約を締結した。本共同研究は、「地層処分実規模設備整備事業」における設備整備のための工学技術に関する研究(調査、設計、製作、解析等)を共同で実施するものである。なお、本共同研究は深地層研究所(仮称)計画(平成10年10月、核燃料サイクル開発機構)に含まれる地層処分研究開発のうち、処分システムの設計・施工技術の開発や安全評価手法の信頼性確認のための研究開発の一環として実施されている。本報告は、上記の共同研究契約に関わる平成25年度の成果についてまとめたものである。具体的成果としては、平成20年度に策定した全体計画に基づき、緩衝材定置試験設備や、実物大の緩衝材及びオーバーパック(模擬)の展示を継続するとともに、緩衝材定置(実証)試験を実施した。また、緩衝材の浸潤試験を継続した。

報告書

概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化,3; NUMO-JAEA共同研究報告書(2013年度)(共同研究)

柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 牧野 仁史; 若杉 圭一郎; 三ツ井 誠一郎; 北村 暁; 吉川 英樹; 小田 治恵; 石寺 孝充; et al.

JAEA-Research 2014-030, 457 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2014-030.pdf:199.23MB

原子力機構(JAEA)がこれまで蓄積してきた技術やノウハウを、原子力発電環境整備機構(NUMO)が今後行う精密調査地区の選定等の処分事業に適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくための具体的な考え方と進め方を策定すること等を目的として、2011年度よりJAEAとNUMOは以下の3つのテーマについて共同研究を進めている。(1)水理の観点からみた母岩の適性を評価する方法に関する検討: 水理地質構造モデル構築手法の事例調査に基づいて、得られた知見を評価ツリーとして整理し、モデルの不確実性やそれらの評価項目への影響等についての検討を行った。(2)シナリオの構築方法に関する検討: 状態設定手順を実務的な観点から、さらに見直すとともに、セメント影響とガラス溶解挙動について、知見の体系的な整理と不確実性の影響について解析的検討を行った。(3)核種移行パラメータの設定方法に関する検討: 母岩の分配係数を対象に、国内外の事例調査をもとに複数の設定手法を整理し、堆積岩及び花崗岩への適用を通じ妥当性や課題を確認した。溶解度について、溶解度制限固相の決定を含む設定手法を検討し、主要核種への適用を通じ妥当性や課題を確認した。

報告書

金属基板スーパーミラーの特性評価

田村 格良; 加島 洋一; 曽山 和彦

JAEA-Research 2014-029, 12 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2014-029.pdf:1.89MB

炉心近傍に設置された中性子導管は、ガラス基板に含まれるホウ素と中性子の(n,$$alpha$$)反応や、$$gamma$$線による励起や電離作用等によって長期間の照射の後に損傷を生じる。本研究では、耐放射線性を有する中性子導管を開発するために、中性子導管を構成する中性子ミラー基板に関してアルミニウムにニッケルを電着した基板を用いて耐放射線性スーパーミラーを試作し、その表面粗さ及び平坦度をZYGO干渉計, X線反射率計及び中性子反射率計を用いて特性評価を行った。その結果、基板の表面粗さ0.2-0.3nm(rms)、m=3スーパーミラーで中性子反射率が76%の非常に高い性能を有していることを確認した。

報告書

高速炉機器の信頼性評価に用いる材料強度の統計的特性; オーステナイト系ステンレス鋼

高屋 茂; 佐々木 直人*; 友部 真人*

JAEA-Data/Code 2015-002, 54 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2015-002.pdf:25.53MB

規格基準体系が有する余裕を適正な水準に設定することを目標したシステム化規格概念の実現に向けた検討が行われている。余裕の適正化の定量化指標としては、破損確率が有望であるが、破損確率の算出には、不確定性を有する変数について確率分布形や平均値、標準偏差等の統計量が必要となる。各種材料強度は重要な確率変数であるが、それらの統計的特性は標準的に利用可能な形ではまだ整備されていない。そこで、本報では、高速炉の代表的な構造材料であるSUS304と316FR鋼について、クリープ破断時間、定常クリープひずみ速度、降伏応力、引張強さ、流動応力、破損繰り返し数、動的応力ひずみ関係の統計的特性を評価した。なお、SUS316等その他のオーステナイト系ステンレス鋼についても、破損繰返し数等一部の材料強度に関して評価を行った。流動応力を除き、これらの材料強度は、日本機械学会発電用原子力設備規格 設計・建設規格$$<$$第II編 高速炉規格$$>$$で規格化されていることから、可能な限り、規格化の際の検討に用いられた試験データを用いて評価を行った。

報告書

放射線に起因する晩発性健康影響を推定する計算コードHEINPUT-GUI ver. 2.0の開発

高原 省五; 日高 昭秀; 荻野 隆*

JAEA-Data/Code 2015-001, 65 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2015-001.pdf:10.74MB

放射線に起因する晩発性健康影響を推定する計算コードHEINPUT-GUIは、確率論的事故影響評価コードOSCAARの前処理コードの一つであり、放射線被ばくに起因するがん罹患リスクと死亡リスク、並びに遺伝的影響を推定するための計算コードである。これまでにHEINPUT-GUIには、米国原子力規制委員会の提案したモデルと米国環境保護庁が1994年に提案したモデルが組み込まれており、これら2つのモデルを用いてリスクを推定できるように整備されている。本報告書ではこれらのモデルに加えて米国環境保護庁が2011年に提案した新しいリスク推定モデルを利用できるように改良した。また、ユーザーの負担を軽減するために、人口動態統計等の公開データを用いて3つのモデルに対する入力データを一括して作成するためのプログラムを開発した。

報告書

直管型蒸気発生器3次元熱流動解析コードTSG; 水側解析モジュールのユーザーズマニュアル

吉川 龍志; 大島 宏之; 田中 正暁; 今井 康友*

JAEA-Data/Code 2014-034, 84 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-034.pdf:2.35MB

高速炉直管型2重伝熱管蒸気発生器の熱流動解析コードTSG(Three-dimensional Thermal-hydraulics Analysis Code for Steam Generators)を開発している。TSGコードは、直管型SGナトリウム側3次元解析と水側マルチチャンネル解析を連成したSG熱流動解析システムである。ナトリウム側は汎用CFDコードFluentによるポーラスボディ解析モデルを採用して3次元流れ場を解析する。水側の自作モジュールはドリフトフラックスモデルを採用して全チャンネルの二相流動を解析する。伝熱管を介した熱交換を通信することでナトリウム側と水側をカップリングしSG熱流動性能を評価する。本報告書は、TSGの水側モジュールの使用説明書として、同モジュールで扱われる計算モデル,インプット,アウトプットについて取りまとめたものである。

報告書

幌延深地層研究計画で得られた地下水の水質データ; 2011年度$$sim$$2013年度

笹本 広; 山本 信幸; 宮川 和也; 水野 崇

JAEA-Data/Code 2014-033, 43 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-033.pdf:3.92MB
JAEA-Data-Code-2014-033-appendix(CD-ROM).zip:0.09MB

幌延深地層研究計画における深地層の科学的研究では、実際の地下の地質環境特性(条件)を調査するための技術開発や、得られた地質環境特性に基づく地質環境モデルの構築が進められている。地質環境モデルの1つに、地下水の地球化学モデルがあるが、モデルの構築にあたっては、地下施設周辺における地下水の水質データが必要である。本報告では、平成23年度$$sim$$平成25年度(2011年度$$sim$$2013年度)までの3年間に、幌延深地層研究計画で得られた地下水の水質データとして、物理化学パラメータおよび水質の測定・分析結果を取りまとめたものである。

報告書

2003年$$sim$$2014年北進気象観測統計

山本 信幸; 松岡 稔幸

JAEA-Data/Code 2014-032, 33 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-032.pdf:6.38MB
JAEA-Data-Code-2014-032-appendix(CD-ROM).zip:5.94MB

幌延深地層研究センターでは、幌延深地層研究計画の一環として北海道幌延町北進で気象観測を実施してきた。本報告は、北進気象観測所で観測された2003年8月$$sim$$2014年10月の期間の気象データを取りまとめたものである。取得データは1時間データ、日統計データ、月統計データ(年表)として整理し、「観測データセット」としてCD-ROMに収録した。

報告書

鉛ビスマス冷却加速器駆動核変換システム用熱設計解析コードの整備

秋本 肇

JAEA-Data/Code 2014-031, 75 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-031.pdf:37.23MB

鉛ビスマス冷却加速器駆動核変換システム(ADS)の熱設計解析に資するため、軽水炉過渡解析コードJ-TRACをコードの骨組みとして、ADS用熱設計解析コードを整備した。軽水炉, ナトリウム冷却高速炉に対する安全解析及びこれまで行われたADSに対する熱流動解析を対象としてADS用熱設計解析コードに必要な解析機能を摘出した。J-TRACコードに不足する解析機能を追加するため、鉛ビスマス共晶合金(LBE), アルゴンガス, 窒化物燃料の物性値ルーチン並びに液体金属に対する強制対流領域における壁面熱伝達率相関式をJ-TRACコードに組み込んだ。LBE単相流の圧力損失解析、窒化物燃料集合体の熱伝達解析、及び蒸気発生器熱伝達解析を行い、追加した解析機能が所期の通りにJ-TRACコードに組み込めていることを確認した。

報告書

FCA-IX炉心におけるTRU核種の核分裂率比に関するベンチマーク問題の整備

福島 昌宏; 大泉 昭人; 岩元 大樹; 北村 康則

JAEA-Data/Code 2014-030, 50 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-030.pdf:10.34MB

1980年代に高速炉臨界実験装置FCAにおいてTRU核種断面積積分実験の一環として7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)が構築され、マイナーアクチノイド(MA)を含む7つのTRU核種($$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu, $$^{239}$$Pu, $$^{242}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)に関する核分裂率比が各炉心中心で測定された。FCA-IX炉心では、燃料プレート及び希釈材プレート(グラファイト又はステンレス)の単純な組合せにより燃料領域が構成され、その混合割合の調整により炉心中心の中性子スペクトルが系統的に変化しているのが特徴である。本報告書では、TRU核種の核分裂断面積の積分評価に資するため、同核分裂率比に関するベンチマーク問題を整備した。また、本ベンチマーク問題に対して、汎用評価済核データライブラリJENDL-4.0を用いて実施した解析結果も併せて報告する。

報告書

JPDR保管廃棄物試料に対する放射化学分析,4

大森 弘幸; 根橋 宏治; 島田 亜佐子; 田中 究; 安田 麻里; 星 亜紀子; 辻 智之; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2014-029, 31 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-029.pdf:1.51MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する研究施設等廃棄物については、将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、簡便に廃棄体の放射能濃度を評価する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する放射性廃棄物を対象とする放射能濃度評価方法の検討に資するために、原子力科学研究所内で保管されているJPDR施設の解体廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を実施してきた。本報告は、平成26年度に実施した放射化学分析($$^{93}$$Mo, $$^{137}$$Cs)の結果について報告するとともに、これまでに取得した放射能濃度データについて整理し、JPDR保管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ものである。

報告書

連続エネルギモンテカルロコードMVP, MCNP及び核計算コードSRACを使用する統合化燃焼計算コードシステム; SWAT4.0

鹿島 陽夫; 須山 賢也; 高田 友幸*

JAEA-Data/Code 2014-028, 152 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-028.pdf:13.39MB

SWATには、その開発の経緯から、中性子輸送計算モジュールに決定論的解法を用いたSRACを使用するSWAT改訂版と、連続エネルギモンテカルロコードMVPまたはMCNP5を使用するSWAT3.1の二つのバージョンが存在する。連続エネルギモンテカルロコードによる計算は、原子力機構のスーパーコンピュータを使用しても1ケースの計算に数時間を要する。また、SWAT改訂版では、複数の燃焼領域を有する場合の実効断面積の作成と任意の燃料形状への適用に問題があったため、2次元燃焼計算が実質的に不可能であった。そこで、決定論的解法を使用しており計算時間が短いSARC2006を外部モジュールとして呼び出して燃焼計算を実施する機能をSWAT3.1に追加したSWAT4.0を開発した。SWAT4.0では、SRAC2006の入力のテンプレートをSWATの入力に与えておき、燃焼領域の原子個数密度を燃焼ステップ毎に入れ替えながらSRAC2006により実効断面積を作成することにより、2次元燃焼計算が可能となっている。本レポートはSWAT4.0の概要と入力データの説明及び利用例を示す。

報告書

Proceedings of the International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR 2014); September 28-October 3, 2014, Kyoto, Japan

須山 賢也; 菅原 隆徳; 多田 健一; 千葉 豪*; 山本 章夫*

JAEA-Conf 2014-003, 76 Pages, 2015/03

JAEA-Conf-2014-003.pdf:5.13MB
JAEA-Conf-2014-003-appendix(CD-ROM).zip:360.78MB

日本原子力研究開発機構は、京都大学原子炉実験所と共に原子力研究における基礎基盤研究である原子炉物理分野を対象とした炉物理国際会議「PHYSOR2014」を開催した。「PHYSOR」とは、米国原子力学会炉物理部会(ANS/RPD)が2年毎に米国内で開催している炉物理特別会合(Physics of Reactors Topical Meeting)を1990年に「PHYSOR」と命名して仏国(マルセイユ)において開催した会議を起源とする、当該分野における世界最大規模の国際会議である。本会議には総計500件以上の論文が投稿され、査読審査を経て最終的に472件の発表が行われた。本報告書はPHYSOR2014で発表された論文のうち、日本原子力学会欧文誌へ掲載予定のものを除き、組織委員会が原子力機構の正式な報告書への掲載を決定して著者の同意が得られたものを取りまとめたものである。

報告書

「もんじゅ」炉心管理に用いる3次元拡散燃焼計算コードHIZERの整備

加藤 慎也; 下本 善彦; 加藤 優子; 北野 彰洋

JAEA-Technology 2014-043, 36 Pages, 2015/02

JAEA-Technology-2014-043.pdf:8.94MB

炉心管理運用コードシステム(以下、「炉心管理システム」という)は、原子炉の管理・運用に必要なデータ管理、解析実行、編集作業を一元的に制御することで業務の効率化を図ることを目的としたシステムである。炉心管理システムは、入力定数作成、核熱特性解析、放射線解析、炉心健全評価、炉心運用解析の5つのモジュールシステムから構成される。これらのうち、核熱特性解析モジュールシステムには、専用に開発した3次元拡散燃焼計算コードHIZER(以下、「HIZER」という)が組み込まれている。HIZERにより、「もんじゅ」の設計仕様、運用計画に特化した核特性解析が可能となり、「もんじゅ」炉心に対して高精度かつ高効率な核特性評価を実施することが可能となっている。本レポートではHIZERの計算方法及びHIZERの計算値の妥当性確認について述べる。

報告書

JT-60中性粒子入射加熱装置の解体

秋野 昇; 遠藤 安栄; 花田 磨砂也; 河合 視己人*; 椛澤 稔; 菊池 勝美*; 小島 有志; 小又 将夫; 藻垣 和彦; 根本 修司; et al.

JAEA-Technology 2014-042, 73 Pages, 2015/02

JAEA-Technology-2014-042.pdf:15.1MB

日欧の国際共同プロジェクトであるJT-60SA計画に従い、JT-60実験棟本体室・組立室及び周辺区域に設置されている中性粒子入射加熱装置(NBI加熱装置)の解体・撤去、及びその後の保管管理のための収納を、2009年11月に開始し計画通りに2012年1月に終了した。本報告は、NBI加熱装置の解体・収納について報告する。

報告書

超深地層研究所計画における岩盤力学に関する調査研究,年度報告書; 2013年度

佐藤 稔紀; 真田 祐幸; 丹野 剛男*

JAEA-Review 2014-049, 34 Pages, 2015/02

JAEA-Review-2014-049.pdf:26.38MB

本報告は、超深地層研究所計画の一環として、2013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500m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地点における光ファイバ式岩盤変位計の設置、(3)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、(4)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、(5)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、(6)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。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動; 平成25年度

佐藤 猛; 武藤 重男; 秋山 聖光; 青木 一史; 岡本 明子; 川上 剛; 久米 伸英; 中西 千佳; 小家 雅博; 川又 宏之; et al.

JAEA-Review 2014-048, 69 Pages, 2015/02

JAEA-Review-2014-048.pdf:13.91MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「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、原子力機構の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、全国を視野に入れた専門家の派遣、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・研修のほか、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実践的な訓練・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25年度においては、原子力機構の年度計画に基づき、以下の業務を推進した。(1)国, 地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動、(2)国, 地方公共団体等の原子力防災関係者の人材育成及び研修・訓練、(3)原子力防災に係る調査・研究の実施及び情報発信、(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災に係る国際貢献。また、指定公共機関としてこれまでに培った経験及び福島事故への初動時からの対応等を活かし、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、支援・研修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重点的に取り組んだ。

報告書

平成25年度研究炉加速器管理部年報; JRR-3, JRR-4, NSRR, タンデム加速器及びRI製造棟の運転、利用及び技術開発

研究炉加速器管理部

JAEA-Review 2014-047, 153 Pages, 2015/02

JAEA-Review-2014-047.pdf:23.43MB

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。本年次報告書は2013年4月1日から2014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。

報告書

平成25年度大型計算機システム利用による研究成果報告集

情報システム管理室

JAEA-Review 2014-043, 241 Pages, 2015/02

JAEA-Review-2014-043.pdf:102.18MB

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係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、全体の約2割を占めており、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25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25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。

報告書

放射性セシウムの影響を受けた廃棄物由来再生製品の利用に対する線量評価

高井 静霞; 武田 聖司; 木村 英雄

JAEA-Research 2014-028, 13 Pages, 2015/02

JAEA-Research-2014-028.pdf:1.92MB

福島第一原子力発電所事故に伴い大気中に放出された放射性Csによって汚染された可能性のある廃棄物は、物量低減及び資源の有効活用のために可能な範囲で再資源化され再生製品として利用されている。環境省では、流通している廃棄物由来の再生製品に含まれる放射能濃度等の実状を把握するため、再生製品に関する調査を行った。その結果、大部分の再生製品中の放射性セシウム濃度は現行の再生製品中の放射性Cs濃度の基準値100Bq/kgを下回ったものの、一部の再生製品から100Bq/kgを超える濃度が検出された。本研究では、環境省の調査で高い放射性Cs濃度が検出された再生製品を対象に、それらを利用した場合の作業者および公衆に対する線量を評価した。まず、環境省の調査結果に基づき再生製品の利用に伴う被ばく経路およびパラメータを設定し、測定された再生製品中の放射性Cs濃度に基づき各被ばく経路での線量を求めた。導出した線量を線量のめやす値(10$$mu$$Sv/y)と比較した結果、1検体を除く全ての再生製品で被ばく線量は10$$mu$$Sv/y以下を下回り、調査された再生製品の利用に対する安全性が確認された。また、再生アスファルト混合物の1検体に対しては被ばく線量が26$$mu$$Sv/yと10$$mu$$Sv/yを上回ったが、その値はICRP Pub.104が示す些細な線量レベルの範囲内に収まっており、安全性は担保できていると考えられる。

報告書

結晶質岩を対象とした連成現象が長期挙動におよぼす影響に関する研究; 2013年度(委託研究)

市川 康明*; 木本 和志*; 佐藤 稔紀; 真田 祐幸; 桑原 和道

JAEA-Research 2014-027, 25 Pages, 2015/02

JAEA-Research-2014-027.pdf:16.92MB

岩石や岩盤は、クリープや応力緩和などの時間依存的挙動を示すことが知られており、その性質を把握することは長期の力学的安定性を評価するための重要な課題となる。これまでの研究より、長期挙動に影響をおよぼす力学と化学の連成現象をモデル化・解析する手法を開発することが課題として抽出された。この連成現象にも影響をおよぼすマイクロクラックの評価については、長期岩盤挙動研究において重点的に取組むべき課題でもある。本研究は、結晶質岩のマイクロクラックによる、超音波の散乱減衰挙動を調べるための数値解析および計測技術の開発を行ったものである。数値解析には、FDTD法(時間領域差分法)を用い、二重節点(split node)により、亀裂をモデル化した。開発したシミュレーション手法によって弾性波モデリングの上で有用な知見が得られることが分かった。一方、計測技術の開発である超音波計測では、接触型超音波探触子により入射波を岩石試料中に送信し、受信はニードルハイドロフォンの位置を精密に制御しながら水中で計測を行う水浸法によって行った。その結果、岩石試料中の弾性波の散乱減衰を評価するために有用な情報を取得できることが分かった。

報告書

レーザー光と非金属との相互作用に関する基礎研究及び福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた研究計画; コンクリートへのレーザー照射挙動の評価

山田 知典; 村松 壽晴

JAEA-Research 2014-026, 28 Pages, 2015/02

JAEA-Research-2014-026.pdf:18.03MB

コンクリートのような組成不定の不均一複合材料に対する物性-レーザー照射条件-レーザー照射挙動の理解を金属と同レベルに引き上げる一助とするために、コンクリートの主要な構成材料であるモルタルにレーザーを照射した際の挙動を評価した。(1)水セメント比の影響3条件の水セメント比を持つ試験片に対し、5条件のパワー密度、5条件のレーザー照射時間の合計75条件でレーザー照射試験を行った。実施した全ての試験条件でセメント試験片を破砕できることが確認できた。破砕によって生成した照射痕は、同じ照射時間の場合、パワー密度が大きいほど、また同じパワー密度の場合、照射時間が長いほど深くなった。(2)モルタルの種類によるレーザー照射挙動の評価細骨材が互いに異なる3種類のモルタル試験片に対し、固定した条件で、5条件のパワー密度、5条件のレーザー照射時間、合計75条件のレーザー照射試験を行った。実験の結果、レーザー照射によって3種類のモルタルは最終的に全て溶融したが、溶融に必要なパワー密度は細骨材の種類に大きく依存することが分かった。

報告書

PHITSシミュレーション結果の4次元可視化・解析ツールの開発

古高 和禎

JAEA-Data/Code 2014-027, 32 Pages, 2015/02

JAEA-Data-Code-2014-027.pdf:7.25MB

放射線輸送シミュレーション・コードPHITSにより得られた結果を4次元(3次元空間+時間)可視化することにより、シミュレーション結果の定量的理解を容易にし、それを用いた装置開発を促進することを目的として、ソフトウェア・ツールを開発した。実用に堪えるツールを可能な限り早く使用に供するために、使用可能な既存のソフトウェアを最大限活用することにし、可視化にはParaViewを、解析にはROOTを用いることにした。そして、PHITSによるシミュレーション結果をParaViewで可視化することができるようにするために、データ形式の変換ツール及び可視化を簡単化するツール(angel2vtk, DispDCAS1, CamPos)を作成した。一方、dieawayプロットの解析のためには、ROOTを利用したソフトウェア、dianaを作成した。

報告書

地層処分の工学技術の適用に関連したシナリオ設定手法の整備; サイト調査・建設・操業・閉鎖段階で発生する事故・人的要因とそれらの閉鎖後の安全機能への影響についての整理(受託研究)

高山 秀樹*; 高井 静霞; 武田 聖司

JAEA-Data/Code 2014-026, 189 Pages, 2015/02

JAEA-Data-Code-2014-026.pdf:8.03MB

高レベル放射性廃棄物地層処分の安全評価では、処分場の調査・建設・操業・閉鎖段階で用いられる工学技術の適用により生じるバリア特性への影響を考慮した評価シナリオを構築する必要がある。安全規制の観点から処分工学技術の適用に関連した評価シナリオを構築するためには、地層処分事業に用いられる可能性のある工学技術の情報を把握し、それらの技術の適用に関連した事故または人的要因と閉鎖後の人工バリア・天然バリアの安全機能に与える影響との関係を整理することが重要と考えられる。そこで本研究では、地層処分で採用される可能性のある工学技術を、処分場の調査・建設・操業・閉鎖の段階ごとにリスト化し、リスト化した工学技術の特徴、地下施設の製作・施工の作業手順や工学技術適用上の留意点についての情報を収集した。その情報から、工学技術の適用により生じる可能性のある人工バリア・天然バリアの設計上想定される状態から逸脱した状態(以下、逸脱事象)を特定し、逸脱事象が顕在化した場合のバリア特性の変化、安全機能の喪失・低下につながる影響の連鎖を作成し、逸脱事象に進展する可能性のある工学技術に関連した事故・人的要因を特定した。これらを基に、工学技術適用に関連した事故・人的要因により生じる可能性のある閉鎖後の長期安全性に与える影響の連鎖をシナリオとして提示し、一連の整理の結果を地層処分工学技術の適用に関連したシナリオ構築のためのデータベースとして整備した。

報告書

軽水炉燃料の事故時挙動解析コードRANNSの反応度事故解析モデル開発

宇田川 豊; 鈴木 元衛; 天谷 政樹

JAEA-Data/Code 2014-025, 27 Pages, 2015/02

JAEA-Data-Code-2014-025.pdf:2.53MB

軽水炉燃料の事故時挙動解析コードRANNSの開発が進められている。RANNSは、同じく軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として開発・整備が進められているFEMAXI-7(2014年現在)の事故解析向けバージョンであり、特に反応度事故(RIA)条件下の熱的及び力学的挙動の解析をその主たる目的としている。本報告は、原子炉安全性研究炉(NSRR)におけるRIA模擬実験データのRANNSによる解析を通じて近年行われた、高燃焼度燃料のRIA時挙動で特に重要なペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)に関する解析精度向上を目的としたRIA解析モデルの開発・検証について整理したものである。具体的には、燃料の力学的な挙動に関しては、ペレットリロケーションモデル、ペレット降伏応力モデル、ペレット-被覆管の力学的なボンディングモデル、及び被覆管の破損限界評価モデル等について、また熱的な挙動に関しては、被覆管表面で生じる核沸騰離脱及びそれに続く遷移沸騰、膜沸騰時の実効的な被覆管-冷却材間熱伝達モデルについて整理した。

報告書

加速器駆動核変換システム用三次元炉心解析コードADS3Dの整備

菅原 隆徳; 平井 康志*; 西原 健司; 岩元 大樹; Sambuu, O.*; 牛尾 直史*

JAEA-Data/Code 2014-024, 86 Pages, 2015/02

JAEA-Data-Code-2014-024.pdf:6.04MB

未臨界度調整機構を導入した加速器駆動核変換システム(ADS)検討に資するため、汎用炉心解析システムMARBLEの機能を利用して、三次元炉心解析コードADS3Dを整備した。従来のADS核解析では二次元RZ計算モデルを主に扱ってきたが、この整備により、三次元の非均質な計算体系を対象として、陽子・中性子の輸送から燃焼計算、燃料交換までを扱うことが可能となった。これにより、制御棒や可燃性毒物などの未臨界度制御機構を取り入れた三次元の非均質な計算体系を計算対象とすることが可能となり、より幅広いADS炉心概念の検討が可能となる。

報告書

Proceedings of the 2013 Symposium on Nuclear Data; November 14-15, 2013, Research Institute of Nuclear Engineering University of Fukui, Tsuruga, Fukui, Japan

山野 直樹*; 岩本 修; 中村 詔司; 国枝 賢; Van Rooijen, W.*; 小浦 寛之

JAEA-Conf 2014-002, 209 Pages, 2015/02

JAEA-Conf-2014-002.pdf:64.24MB

2013年核データ研究会は、2013年11月14日から15日にかけて、福井県敦賀市の福井大学附属国際原子力工学研究所にて開催された。本研究会は日本原子力学会核データ部会と福井大学附属国際原子力工学研究所の主催、日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センターおよび日本原子力学会中部支部の共催の下、4つのトピックス:「中性子断面積測定と解析」、「核データの応用」、「核データ測定と理論における最近のトピックス」、「高エネルギー核反応研究の進展」に関する講演・議論が行われるとともに、実験、評価、ベンチマークテスト、応用に至る幅広い分野のポスター発表が行われた。さらに、崩壊データ評価と核分裂の物理に係る2件のチュートリアルも実施された。参加総数は64名で、盛況のうちに全日程を終えた。本報告書は、同研究会における口頭発表14件とポスター発表21件を含む35件の全論文を纏めたものである。

報告書

汎用PLCを用いた長パルス負イオン源用分散型制御システムの開発

小又 将夫; 清水 達夫; 大関 正弘; 小島 有志; 花田 磨砂也

JAEA-Technology 2014-041, 50 Pages, 2015/01

JAEA-Technology-2014-041.pdf:22.68MB

超伝導コイルを用いた臨界プラズマ試験装置JT-60 Super Advanced(JT-60SA)のプラズマ加熱及び電流駆動を担う中性粒子入射装置においては、負イオン源1台あたり500keVのビームエネルギーで、22Aの負イオン電流を100秒間安定に生成することが要求されており、これまでの3倍以上の長時間運転が必要である。この長時間の大電流負イオンビームを実現するため、実機負イオン源及び実機電源設備を用いた長パルス負イオン源試験装置を建設し、長パルスの負イオンビーム生成に向けた技術開発を行っている。今回、負イオン源を長時間安定に制御するための装置を開発した。同装置においては、汎用の 計算機とProgrammable Logic Controller (PLC)を、用途や処理時間に応じて分散・配置して、電源機器を制御すると共に各種測定データを収集する分散型制御システムを採用した。開発した制御装置をJT-60負イオン源の試験運転で使用し、負イオンビームを、JT-60SAの仕様である100秒間の間、安定に引出すことに成功しており、本制御システムがJT-60SAで利用できる見通しを得た。

報告書

瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討(平成25年度); 設計・施工計画および施工対策技術の開発(委託研究)

小林 伸司*; 新美 勝之*; 沖原 光信*; 辻 正邦*; 山田 俊子*; 佐藤 稔紀; 見掛 信一郎; 堀内 泰治*; 青柳 芳明

JAEA-Technology 2014-035, 172 Pages, 2015/01

JAEA-Technology-2014-035.pdf:91.27MB

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」、「掘削影響の修復・軽減技術の開発」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、研究坑道の設計・施工計画技術の開発および施工対策技術の開発を目的として、地震動特性と湧水抑制対策技術に関する検討を実施した。地震動特性に関する検討については、瑞浪超深地層研究所に設置した地震計等の計測結果を分析し、大深度における地震特性に関する知見を得た。湧水抑制対策技術に関する検討としては、ポストグラウチング手法について既往の情報を収集・整理するとともに、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。

報告書

チェレンコフ光観測の原子炉計測への適用,1; チェレンコフ光量による原子炉出力の推定

山本 圭一; 武内 伴照; 佐野 忠史*; 本間 亮平*; 木村 伸明; 大塚 紀彰; 小菅 史明*; 中島 健*; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2014-028, 56 Pages, 2015/01

JAEA-Technology-2014-028.pdf:9.23MB

既存軽水炉における運転管理技術・炉心計画の高度化及びシビアアクシデント時にも対応できる監視システムの開発の一環として、原子炉出力変化時におけるチェレンコフ光の輝度などの変化を定量的に測定及び評価することにより、通常の計装では監視できない炉心内の核的・熱的情報をリアルタイムで原子炉計測が可能なシステムを開発することを目的として研究を行っている。本報告書は、燃料から放出される$$gamma$$線及び$$beta$$線によるチェレンコフ光量の評価をモデル計算により求め、京都大学研究用原子炉で観察したチェレンコフ光の画像から炉内情報を得るための検討結果をまとめたものである。

報告書

JENDL開発検討小委員会報告; JENDL開発の今後の方向性

JENDL委員会 JENDL開発検討小委員会

JAEA-Review 2014-046, 38 Pages, 2015/01

JAEA-Review-2014-046.pdf:2.45MB

評価済核データライブラリJENDLの今後の開発について議論するため、平成25年度にJENDL委員会の下にJENDL開発検討小委員会が設立され、一年弱活動した。JENDL開発者, 利用者, 核データ測定者から委員が選ばれ、それぞれの視点からJENDLの課題と対策について意見を出し合い、今後のJENDL開発の方向性について議論した。本報告はその答申書であり、現在のJENDLの置かれた状況を踏まえつつ、JENDLの課題及び今後の指針についての議論の結果を述べる。

報告書

第30回ふげん廃止措置技術専門委員会資料集

忽那 秀樹; 香田 有哉; 今川 康弘

JAEA-Review 2014-045, 38 Pages, 2015/01

JAEA-Review-2014-045.pdf:67.33MB

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9月19日に開催した第30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"、"タービン系設備の解体撤去工事における実績データの評価及び今後の計画"及び"重水搬出作業の完遂"について、資料集としてまとめたものである。

報告書

みんなで学ぼう放射線の基礎; 中学生用放射線学習資料

渡部 陽子; 嶋田 麻由香*; 山下 清信

JAEA-Review 2014-044, 65 Pages, 2015/01

JAEA-Review-2014-044.pdf:12.4MB
JAEA-Review-2014-044-appendix1(Students)(CD-ROM).pdf:7.28MB
JAEA-Review-2014-044-appendix2(Teacher)(CD-ROM).pdf:8.7MB

日本原子力研究開発機構では、文部科学省の委託事業を受託し、原子力発電の導入計画を進めているアジア諸国に対して人材育成を行っている。東京電力(株)福島第一原子力発電所事故以降、これらアジア諸国において放射線に関する正しい知識を普及することが重要と判断し、放射線基礎教育セミナーを立ち上げた。このセミナーで使用する教材として、文部科学省が発行した「中学生のための放射線副読本」及びその解説編に着目し、英訳版の放射線基礎学習資料を新たに作成した。海外の人々が学べる教材を提供することは、国際的な原子力の人材育成に大きく貢献するものである。今後、本資料の英訳版は、国際原子力機関を通して、世界各国での放射線教育に使用される予定である。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2013年度

渡辺 均; 中野 政尚; 藤田 博喜; 竹安 正則; 水谷 朋子; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 永岡 美佳; 外間 智規; 横山 裕也; et al.

JAEA-Review 2014-042, 175 Pages, 2015/01

JAEA-Review-2014-042.pdf:10.89MB

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、2013年4月から2014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。

報告書

平成25年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

渡辺 均; 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*; 後藤 一郎*; 木部 智*; et al.

JAEA-Review 2014-040, 115 Pages, 2015/01

JAEA-Review-2014-040.pdf:4.26MB

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25年4月1日から平成26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。

報告書

福島第一原子力発電所事故後の汚染地域における外部被ばく線量の決定論的評価手法の開発

高原 省五; 飯島 正史; 嶋田 和真; 串田 輝雄; 白鳥 芳武

JAEA-Research 2014-024, 57 Pages, 2015/01

JAEA-Research-2014-024.pdf:5.49MB

福島第一原子力発電所事故後の汚染地域において代表的個人の外部被ばく線量を決定論的に評価するために、居住地の放射線量率及び生活行動に関する調査を実施するとともに、統計分析を行ってこれらの被ばく要因の統計分布を特定した。居住地の放射線量率は対数正規形で分布していた。また、自宅滞在者、屋内作業者及び屋外作業者の生活行動を調査したところ、屋外での滞在時間の分布形は職業によって異なっており、自宅滞在者及び屋内作業者の屋外滞在時間は対数正規分布、屋外作業者の屋外滞在時間は正規分布形となっていた。これらの被ばく要因と個人線量との関係を分析するために、個人線量の実測値を目的変数とする重回帰分析を実施したところ、汚染の地域差や生活行動の個人差によって生ずるこれら被ばく要因の変動によって個人線量にも統計的に有意な違いが生じていることが明らかになった。被ばく要因の統計情報をもとに、決定論的な線量評価モデルを作成して代表的個人の線量を評価した。評価結果を個人線量の実測値と比較したところ、評価値は実測値の95パーセンタイルよりも高い値となっており評価の保守性を確認することができた。

報告書

高温ガス炉用燃料温度計算ファイルの開発

稲葉 良知; 井坂 和義; 深谷 裕司; 橘 幸男

JAEA-Data/Code 2014-023, 64 Pages, 2015/01

JAEA-Data-Code-2014-023.pdf:7.15MB

日本原子力研究開発機構は、開発途上国等へ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や地域暖房への低温蒸気供給を行う小型高温ガス炉システムの概念設計を実施した。小型高温ガス炉の炉心熱流動設計では、燃料の熱的健全性を確保するために、燃料最高温度の評価が重要となるが、その算出・評価をパーソナルコンピュータ(PC)上で簡便に行えるように、Microsoft Excelをベースとした計算ファイルを開発した。本報告書では、計算で使用される基礎式、計算方法と手順及び検証計算結果について述べる。

報告書

LA系アスファルト固化体の詰め替え技術の検討

入澤 啓太; 小松崎 利夫; 川戸 喜実; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘

JAEA-Technology 2014-039, 28 Pages, 2014/12

JAEA-Technology-2014-039.pdf:6.13MB

東海再処理施設で作製されたLA系アスファルト固化体は200Lドラム缶内に封入されており、アスファルト固化体貯蔵施設に13,296本収納されている。LA系アスファルト固化体の処分に向け、処分場設置スペースの効率化を図るための減容化策の一つとして、200Lドラム缶からアスファルト固化体を角型容器に詰め替えるための要素技術を検討した。詰め替え工程として、(1)ドラム缶からのアスファルト固化体の取り出し、(2)ポストフィーリング部の分離、(3)角型容器への充填といった一連の工程を考案し、個々の工程に対して2通りの操作方法を検討し、それぞれの技術の作業効率等を調べた。

報告書

高温ガス炉の黒鉛酸化挙動評価に関するTHYTANコードの検証

島崎 洋祐; 井坂 和義; 野本 恭信; 関 朝和; 大橋 弘史

JAEA-Technology 2014-038, 51 Pages, 2014/12

JAEA-Technology-2014-038.pdf:3.84MB

日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉の空気侵入事故時及び水侵入事故時における炉内黒鉛構造物の酸化挙動評価のために、高温ガス炉水素製造システムのトリチウム挙動評価用に開発された非定常物質収支解析コードTHYTANに解析モデルを追加し、炉内黒鉛構造物の酸化量分布を計算できるようにした。本報は、黒鉛酸化挙動評価に関するTHYTANコードの解析モデル及び検証解析の結果をまとめたものである。黒鉛酸化挙動評価のために、黒鉛構造物内及び冷却材流路内の物質収支として、物質伝達による流体から黒鉛表面境界層への物質移動、黒鉛内への拡散、黒鉛酸化反応、流路内での化学反応、安全弁による物質移動をモデル化した。検証解析として、黒鉛酸化挙動評価のために追加した解析モデルごとに解析解等を用いた手計算による計算値との比較検討を行うと共に、黒鉛酸化実験における実験結果及び高温工学試験研究炉の安全解析に使用されたGRACEコードによる実験解析結果との比較検討を行った。この結果、検証解析結果は、手計算による計算値、実験結果及びGRACEコードの解析結果とよく一致し、THYTANコードの計算機能及び解析モデルの妥当性が確認された。

報告書

純水の高温領域における抵抗率変化特性の測定

山中 晴彦; 前島 哲也; 照沼 勇斗; 渡邊 和弘; 柏木 美恵子; 花田 磨砂也

JAEA-Technology 2014-037, 12 Pages, 2014/12

JAEA-Technology-2014-037.pdf:4.27MB

国際熱核融合実験炉の中核加熱装置である中性粒子入射装置で使用する25$$^{circ}$$Cから高温領域の180$$^{circ}$$Cまでの温度範囲における純水の抵抗率を測定した。抵抗率は温度とともに減少するが、100$$^{circ}$$C以上では、純度が異なる9M$$Omega$$・cmの純水と5M$$Omega$$・cmの純水でもほぼ同じ値で低下することが分かった。180$$^{circ}$$Cにおける抵抗率は0.36M$$Omega$$・cmであり、この値は理論純水の計算値と良い一致を示すことを確認した。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の試験・運転と技術開発; 2013年度

高温工学試験研究炉部

JAEA-Review 2014-041, 140 Pages, 2014/12

JAEA-Review-2014-041.pdf:14.06MB

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25年度は、平成25年12月に施行された試験研究用等原子炉施設の新規制基準の適合のための原子炉設置変更許可申請書の作成等を行い、平成23年東北地方太平洋沖地震以来運転停止しているHTTRの再稼働に向けての活動を実施した。本報告書は、平成25年度(2013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。

報告書

超深地層研究所計画,年度報告書; 2013年度

濱 克宏; 見掛 信一郎; 西尾 和久; 川本 康司; 山田 信人; 石橋 正祐紀; 村上 裕晃; 松岡 稔幸; 笹尾 英嗣; 真田 祐幸; et al.

JAEA-Review 2014-038, 137 Pages, 2014/12

JAEA-Review-2014-038.pdf:162.61MB

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、2013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2013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。

報告書

EDC試験手法による反応度事故時の燃料被覆管破損に及ぼす水素化物偏在及び2軸応力状態の影響の評価

篠崎 崇; 三原 武; 宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹

JAEA-Research 2014-025, 34 Pages, 2014/12

JAEA-Research-2014-025.pdf:6.05MB

EDC(Expansion-Due-to-Compression)試験は、燃料被覆管の機械特性試験の一手法であり、反応度事故(RIA)時におけるペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)に着目した試験手法である。本研究では、高燃焼度燃料被覆管に見られる"水素化物リム"を模擬するために外周部に水素化物を偏析させた未照射被覆管を使用し、高燃焼度燃料のRIA時に被覆管に負荷される機械的条件を模擬したEDC試験を実施した。試料の水素濃度および偏析した水素化物の厚みが増加すると、試験後試料の周方向残留ひずみが低下する傾向が見られた。また、RIA時に被覆管外面の水素化物に発生するき裂を模擬するため、外面に予き裂を有する被覆管(RAG管)を作製し、この試料を対象としたEDC試験を行った結果、試料の予き裂深さが増加するにつれて破損時の周方向全ひずみが低下する傾向が見られた。さらに、RAG管試料に軸方向引張荷重を負荷することで2軸応力状態とし、EDC試験を実施した。このような2軸応力状態では、単軸引張条件である通常のEDC試験と比較して破損時の周方向全ひずみが低下する傾向が見られた。

報告書

環境に近い廃棄物等のリスク受容に係る研究(共同研究)

田中 勝*; 五福 明夫*; 石坂 薫*; 佐藤 和彦; 長濱 洋次

JAEA-Research 2014-019, 103 Pages, 2014/12

JAEA-Research-2014-019.pdf:12.1MB

日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センター、岡山大学、鳥取環境大学及び廃棄物工学研究所は、ウラン鉱山の跡措置や産業廃棄物の処分の安全性に係る市民のリスク認知や関係者間の信頼醸成について平成19年度より研究を行っている。平成23年度は、今般の東日本大震災及び東京電力福島第一原子力発電所事故のような大災害が、これまでの調査で得られてきた市民のリスク認知様式に対してどのように影響を及ぼしているかを理解するための調査を実施した。調査は、岡山県下の市民を対象としてアンケートを行い、事故発生前後の結果を比較した。また、災害廃棄物の安全性に係る意識についても別途調査を実施した。調査の結果、ウラン鉱山の跡措置のリスク認知については、放射線への関心や知識、放射線への忌避感、及び情報リテラシーには大きな変化が認められなかった一方で、国や事業主体、科学技術や基準に対する信頼の低下が認められた。災害廃棄物のリスク認知については、多くの市民が災害廃棄物の広域処理の必要性を認識する一方で、放射性物質への懸念も認められた。

報告書

OECD/NEAで選定された熱力学データの利用環境の整備,4; 鉄,スズおよびトリウムの熱力学データの追加登録

吉田 泰*; 北村 暁

JAEA-Data/Code 2014-022, 38 Pages, 2014/12

JAEA-Data-Code-2014-022.pdf:2.28MB
JAEA-Data-Code-2014-022.zip:0.18MB

経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)の熱化学データベース(Thermochemical Data Base: TDB)プロジェクトでは、放射性廃棄物の地層処分における性能評価上重要な元素の熱力学データベースの開発が行われている。近年では、2008年にトリウム、2012年にスズそして2013年に鉄(第1分冊)の熱力学データベースが公開された。収録されている熱力学データは、レビュー方法やデータ選定、ゼロイオン強度への活量係数補正、誤差の評価、および温度補正などについて示された、OECD/NEA自身のガイドラインに従い厳しい目で選定されており、そのため信頼性が高いとされている。本報告では、OECD/NEAの選定値について、既存のものにトリウム,スズおよび鉄(第1分冊)の選定値を追加し、汎用地球化学計算コードであるPHREEQC, EQ3/6およびGeochemist's Workbenchで読み込み可能なデータベースファイルとして整備した。整備したデータベースファイルは日本原子力研究開発機構の熱力学・収着・拡散データベースのホームページより入手することができる。

報告書

超深地層研究所計画における地下水の地球化学に関する調査研究; 瑞浪層群・土岐花崗岩の地下水の地球化学特性データ集(2013年度)

大森 一秋; 長谷川 隆; 宗本 隆志; 増田 薫*; 青才 大介*; 乾 道春*; 岩月 輝希

JAEA-Data/Code 2014-019, 121 Pages, 2014/12

JAEA-Data-Code-2014-019.pdf:56.12MB

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2013年度に実施した地下水を対象とした地球化学調査によって得られたデータを取りまとめたものである。

報告書

瑞浪超深地層研究所研究坑道掘削工事,4; 平成22年度、23年度建設工事記録

東濃地科学センター 施設建設課

JAEA-Review 2014-036, 149 Pages, 2014/11

JAEA-Review-2014-036.pdf:47.99MB

本工事記録は、瑞浪超深地層研究所研究坑道掘削工事(その4)の平成22年度, 23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4)の仕様書、主な工事実績・工事工程及び出来事は週間工程表、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22年3月16日着工、平成24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4)を対象に、平成22年4月1日から平成24年3月15日までの工事完了部分について主に記載した。

報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-CL-32; 1% cold leg break LOCA with SG depressurization and no gas inflow

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2014-021, 59 Pages, 2014/11

JAEA-Data-Code-2014-021.pdf:5.16MB

LSTFを用いた実験(実験番号: SB-CL-32)が1996年5月28日に行われた。SB-CL-32実験では、PWRの1%低温側配管小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、非常用炉心冷却系である高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入系(ACC)タンクから非凝縮性ガスが流入しないと仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両ループの蒸気発生器(SG)二次側減圧を破断後10分に一次系減圧率200K/hを目標として開始した。AM策開始後、SG二次側圧力の低下にしたがって一次系圧力は低下した。クロスオーバーレグの下降流側水位の低下とともに、ボイルオフによる炉心露出が開始した。一回目のループシールクリアリング(LSC)後速やかに炉心水位は回復し、模擬燃料棒表面温度は669Kまで上昇した。一次系減圧にしたがい低温側配管内でのACC水上の蒸気凝縮に誘発された二回目のLSC前に、ボイルオフによる炉心露出が生じた。二回目のLSC後速やかに炉心水位は回復し、観測された燃料棒表面最高温度は772Kであった。ACC隔離後、低圧注入系の注水による継続的な炉心冷却を確認して実験を終了した。本報告書は、SB-CL-32実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

報告書

幌延深地層研究計画; 平成25年度調査研究成果報告

花室 孝広

JAEA-Review 2014-039, 69 Pages, 2014/10

JAEA-Review-2014-039.pdf:43.66MB

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25年度は、「幌延深地層研究計画平成25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。

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