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関 晃太郎; 佐々木 誉幸*; 秋元 友寿*; 徳永 貴仁; 田中 究; 原賀 智子; 上野 隆; 石森 健一郎; 星 亜紀子; 亀尾 裕
JAEA-Technology 2016-013, 37 Pages, 2016/07
JAEA-Technology-2016-013.pdf:2.09MB
研究施設等廃棄物を対象に構築した簡易・迅速分析法にもとづき、福島第一原子力発電所構内で採取された瓦礫や植物などに適用可能な分析フローを作成し、その適用性について検討した。検討の結果、分析対象核種を高い回収率で、
Srや
Csなどの核分裂生成物の影響を受けることなく、放射能濃度を定量が可能であることが確認できた。
瀬野 康弘*; 野口 聡*; 中山 雅; 杉田 裕; 須藤 俊吉; 棚井 憲治; 藤田 朝雄; 佐藤 治夫*
JAEA-Technology 2016-011, 20 Pages, 2016/07
JAEA-Technology-2016-011.pdf:7.56MB
放射性廃棄物の地層処分では、地下施設の建設にセメント系材料の使用が想定されている。一般に、土木・建築分野で使用されている普通ポルトランドセメント(以下、OPC)を用いた場合、セメント起源の高アルカリ性間隙水(pH=12.5以上)が浸出し、周辺の緩衝材や岩盤の性能を低下させる可能性がある。そこで、セメント系材料に起因する浸出水のpHを低下させることを目的として、低アルカリ性セメントが開発されている。日本原子力研究開発機構では、低アルカリ性セメントの候補として、フライアッシュ高含有シリカフュームセメント(High-volume Fly ash Silica fume Cement、以下、HFSC)を開発した。これまでに幌延深地層研究センター地下研究施設の坑道で、HFSCを用いた吹付けコンクリートの原位置施工試験を通じ、吹付けコンクリートとしての施工性を確認してきた。本報告は、実際の地下施設の施工において適用可能と考えられる配合で作製されたHFSCセメントペースト硬化体について、その長期的なpH挙動を把握することを主な目的として実施している浸漬試験について、これまでに得られた結果をまとめたものである。
emission reduction goal in 2050上地 優; 鈴木 孝一*; Yan, X.
JAEA-Technology 2016-010, 24 Pages, 2016/07
JAEA-Technology-2016-010.pdf:1.05MB
我が国では、地球温暖化対策の一環として、2030年までに26%、2050年までに80%の二酸化炭素(CO)排出量の削減を目標として掲げている。これを達成するためには、省エネやコージェネレーション、COフリーエネルギーの導入など、様々な対策を実施する必要がある。原子力機構では、水素製造や蒸気供給、海水淡水化など、発電のみならず多様な熱利用が可能な高温ガス炉に関する研究を進めており、これまでに実用高温ガス炉の基本設計であるGTHTR300Cを提案している。本稿では、我が国のCO排出量削減に係る高温ガス炉のポテンシャルを明らかにするため、国内での水素利用、熱供給ならびに海外での水素供給、淡水供給によるCO削減量を算出した。その結果、国内では、年間2.07億トンのCO削減、海外では、年間2.10億トンのカーボンオフセットが見込まれる。これは、2050年のCO削減目標である9.13億トンの45.7%に相当し、高温ガス炉がCO排出量削減への高いポテンシャルを有することを明らかにした。
白井 更知; 三浦 靖; 立花 郁也; 大森 悟; 和家 純一; 福田 一仁; 中野 貴文; 永里 良彦
JAEA-Technology 2016-007, 951 Pages, 2016/07
JAEA-Technology-2016-007-01.pdf:11.93MBJAEA-Technology-2016-007-02.pdf:4.7MB
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り組みである。本報告書は、東海再処理施設における第2回の定期的な評価として、以下の4項目に係る評価を行った結果を取りまとめたものである。(1)保安活動の実施の状況の評価では、必要な文書、体制が整備され、保安活動が適切に展開されていることを確認した。(2)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、安全性・信頼性の向上が図ら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、安全上重要な施設及び海中放出管を対象に評価を行った結果、「着目すべき経年変化事象」に該当するものはなく、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)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、経年変化に関する技術的な評価の結果から新たに取り込むべき追加保全策はないとの結論に至った。
FP挙動研究チーム
JAEA-Review 2016-012, 17 Pages, 2016/07
JAEA-Review-2016-012.pdf:1.46MB
福島第一原子力発電所(1F)事故は、ソースターム評価高度化のための多くの研究ニーズ、とりわけ核分裂生成物(FP)挙動評価研究ニーズを提示した。しかしながら、日本においては長年FP関連研究が活発に実施されてこなかった。2015年11月に開催された廃炉国際共同研究センター(CLADS)ワークショップは、1F廃炉に向けた革新的ソリューションを求め、最新のFP関連知見を収集して、専門家の間で国際的な議論を開始するための重要な機会であった。本報告書は、CLADSワークショップの1つのセッションとして開催された「FPセッション」の成果を述べるものである。FPセッションにおいては、1Fで生じた現象を適切に理解するためには更なる炉内状況の分析が必要であり、このために必要ないくつかの研究領域が指摘された。これを受けて、本報告書では、日本における研究活動をコーディネイトし、多国間でのコミュニケーションを促進することにより、1Fの課題に効果的に応えて行くためのFP研究プラットフォームを確立していくことを提案する。本プラットフォームを利用して実施されるFP研究は、1F廃炉のための重要な情報を提供すると共に、国際的コミュニティがFPに関する知見を拡充するために役立つものと考えられる。これらのFP研究の成果は、過酷事故対策の高度化にも貢献可能である。
日高 昭秀; 中野 佳洋; 渡部 陽子; 新井 信義; 澤田 誠; 金井塚 清一*; 加藤木 亜紀; 嶋田 麻由香*; 石川 智美*; 海老根 雅子*; et al.
JAEA-Review 2016-011, 208 Pages, 2016/07
JAEA-Review-2016-011-01.pdf:33.85MBJAEA-Review-2016-011-02.pdf:27.68MB
原子力機構では、アジアにおける原子力技術の平和利用のための人材育成に貢献するため、文部科学省からの受託事業として、1996年から講師育成事業(ITP)を実施している。ITPは講師育成研修(ITC)、フォローアップ研修(FTC)、原子力技術セミナーからなり、アジア諸国を中心とする国々(現在、11ヵ国)の原子力関係者を我が国に招聘し、放射線利用技術等に関する研修、セミナーを行うことにより、母国において技術指導のできる講師を育成している。また、我が国からアジア諸国への講師派遣を通じて、各国の原子力関係者の技術及び知識の向上を図っている。さらに、作成したニュースレターを広く配布することにより、各国で得られた技術情報等を国内の原子力施設の立地地域等に広く提供している。本報では、これらについて概要を記載すると共に、今後、原子力人材育成事業を効果的に実施するための課題等について報告する。
花室 孝広
JAEA-Review 2016-010, 22 Pages, 2016/07
JAEA-Review-2016-010.pdf:2.98MB
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28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2年度目として、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。
齊藤 宏
JAEA-Review 2016-009, 80 Pages, 2016/07
JAEA-Review-2016-009.pdf:8.28MB
人形峠環境技術センターでは、ウラン鉱山の鉱業活動を終了し、現在は鉱山保安法に基づき施設の維持管理を行うとともに、鉱山跡措置を進めている。これまでに、効率的な鉱山跡措置のため、最適な進め方、施設間の優先順位、具体的な調査項目や方法等について検討してきた。その結果、今後検討し解決する必要のある課題が残されていることが分かってきた。そこで、関連分野の海外の専門家との意見交換等により知見を得るとともに、海外の休止ウラン鉱山において先行して実施された又は実施中の事例に係る情報を取得するため、IAEAが構築した環境修復に係る多国間ネットワーク"ENVIRONET"に平成21年の構築以降継続して関与し、年次総会及び運営委員会に出席するとともに、同様な課題を有する出席者との関係を強化してきた。また、文献及びウェブサイトの調査を並行して行い、必要な情報取得を行ってきた。ENVIRONETへの関与により取得した情報と文献調査より得られた情報とあわせて、追加し調査を行う休止ウラン鉱山とそこで取得すべき具体的な情報を事前に抽出したうえで、該当する鉱山を対象に現地調査及び打合せを行い、必要な情報を取得し、これらの整理を行った。
酒井 利啓; 野原 壯; 石橋 正祐紀
JAEA-Research 2016-009, 27 Pages, 2016/07
JAEA-Research-2016-009.pdf:4.05MB
超深地層研究所計画のうち第2段階の研究段階においては、研究坑道の掘削の際に行った物理探査、壁面地質調査およびボーリング調査の結果に基づいて、地質構造モデルの妥当性の確認と更新を実施してきた。これらの一連の調査・解析作業を通じて、モデル構成要素の地質学的性状や分布の確認と、それらの調査手法の精度と不確実性についての整理を行ってきた。この報告書では、深度500mの研究坑道(深度500mステージ)の地質・地質構造の情報を加えて、第2段階における地質構造モデルの更新を行った。さらに、その結果を踏まえて、第1段階で構築したサイトスケールの地質構造モデルの妥当性を確認した。
高屋 茂; 近澤 佳隆; 林田 貴一; 田川 明広; 久保 重信; 山下 厚
JAEA-Research 2016-006, 66 Pages, 2016/07
JAEA-Research-2016-006.pdf:3.4MB
本報告書は、研究開発段階発電用原子炉施設(以下、「研開炉」という。)の特徴を考慮して、原子炉施設の安全性確保を最優先としつつ、炉型に適した保守管理技術体系を構築するために実施すべき保守管理に関する検討結果をまとめたものである。まず、研開炉の保守管理の目的を明確にし、次に、その目的に基づいて、研開炉の保守管理に対する具体的な要求事項と考慮事項について検討を行った。検討に際しては、日本電気協会から発刊されている「原子力発電所の保守管理規程」及び「原子力発電所の保守管理指針」を参考にした。検討結果は、新しく研開炉版の保守管理規程案としてまとめた。最後に、ナトリウム冷却高速炉の特徴的な機器であるナトリウムを内包する機器を例にして、研開炉の保守管理規程案を適用した場合の保全内容の設定案を示した。
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2016-004, 59 Pages, 2016/07
JAEA-Data-Code-2016-004.pdf:3.34MB
LSTFを用いた実験(実験番号: TR-LF-07)が1992年6月23日に行われた。TR-LF-07実験では、PWRの給水喪失事象を模擬した。このとき、一次系フィード・アンド・ブリード運転とともに、補助給水系の不作動を仮定した。また、蒸気発生器(SG)の二次側水位が3mまで低下した時点でSI信号を発信し、その後30分で加圧器(PZR)の逃し弁(PORV)開放による一次系減圧を開始した。さらに、SI信号発信後12秒でPZRの有るループの高圧注入系(HPI)の作動を開始し、一次系圧力が10.7MPaまで低下した時点でPZRの無いループのHPIの作動を開始した。一次系とSG二次側の圧力は、PZRのPORVとSGの逃し弁の周期的開閉によりほぼ一定に維持された。PORVの開放にしたがい、PZRの水位が大きく低下し始め、高温側配管では水位が形成した。HPIの作動により、PZRと高温側配管の水位は回復した。一次系圧力はSG二次側圧力を下回り、両ループの蓄圧注入系(ACC)が作動した。炉心露出が生じなかったことから、PORV, HPIおよびACCを用いた一次系フィード・アンド・ブリード運転は、炉心冷却に有効であった。本報告書は、TR-LF-07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。
櫻井 彰孝; 青柳 和平
JAEA-Data/Code 2016-003, 84 Pages, 2016/07
JAEA-Data-Code-2016-003.pdf:6.42MB
JAEA-Data-Code-2016-003-appendix(DVD-ROM).zip:184.29MB
幌延深地層研究計画は、「深地層の科学的研究」と「地層処分研究開発」を、第1段階「地上からの調査研究段階」、第2段階「坑道掘削時の調査研究段階」、第3段階「地下施設での調査研究段階」の3段階に区分し20年程度をかけ進めることとしている。第1段階の調査研究は、平成13年3月から平成18年3月までの約5年間にわたり実施し、坑道掘削前の深部地質環境の把握とともに、地下施設の設計・施工計画を策定し、第2段階以降における調査研究の課題を具体化した。第2段階は、第1段階の調査結果に基づき、安全かつ合理的な坑道建設のための計測、坑道の設計・施工技術の高度化に向けた研究開発のための計測、掘削前に予測した深部地質環境モデルを検証するための計測についての計画を取りまとめ、「幌延深地層研究計画における立坑掘削時の計測計画及び情報化施工プログラム」ならびに「幌延深地層研究計画における水平坑道掘削時の計測計画及び情報化施工プログラム」を策定し運用した。平成27年度より実施している第3段階の研究調査は、地下施設において地層処分にかかわる原位置試験が進められ、また、坑道の長期安定性の検討のため計測が継続されている。本データ集は、情報化施工プログラムを実施していくための基礎データとすること、調査・計測データの共有化ならびに散逸防止を図ることを目的として、平成26年度に実施した地下施設建設時の調査・計測結果を取りまとめたものである。
横井 忍*; 神島 吉郎*; 定廣 大輔*; 高屋 茂
JAEA-Data/Code 2016-002, 38 Pages, 2016/07
JAEA-Data-Code-2016-002.pdf:1.51MB
規格基準体系が有する余裕を合理的な水準に適正に設定することを目指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。余裕の適正化のために必要となる定量的指標としては破損確率が有望視されているが、破損確率を算出するには、不確定性を有する変数について確率分布形、平均値(もしくは中央値)及び分散(もしくは標準偏差)等の不確定量を入力することが必要になる。これらの入力データのうち、材料強度に関する統計的特性についてはJAEA-Data/Code 2015-002「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」にて報告されている。本報では、高速炉機器の破損確率を求める際に必要な入力データであって、JAEA-Data/Code 2015-002の対象外である荷重等に係る入力データについて、その設定方法及び設定の考え方をまとめたものである。
大内 諭; 車田 修; 上石 瑛伍; 佐藤 正幸; 池亀 吉則; 和田 茂
JAEA-Technology 2016-015, 42 Pages, 2016/06
JAEA-Technology-2016-015.pdf:3.53MB
JRR-3制御棒駆動装置100%位置検出器は、原子炉の停止状態を確認するための方法のひとつとして制御棒が完全に挿入されたことを確認するための位置検出器である。100%位置検出器は、定期的な保守等により機能維持し、使用しているが、使用開始から25年以上が経過しているため、経年化が進み、検出機能が低下する事象が多くみられた。また、JRR-3で使用していた検出器は既に製造が終了しており、同機後継機種においても、JRR-3の制御棒駆動装置に適合しないことが確認されたことから、JRR-3の制御棒駆動装置に適合する検出器を選定することが必要であった。そのため、JRR-3の制御棒駆動装置の着座部を模擬した試験治具を製作し、それを用いてJRR-3の制御棒駆動装置に適合する100%位置検出器を詮索、選定し、試験を行った。試験時においては、想定外の事象発生にみまわれたが、改善策を考案し、対策を施すことでJRR-3の制御棒駆動装置に適合する検出器として更新することができた。本報告は、制御棒駆動装置100%位置検出器の選定から更新にかかる交換作業などについてまとめたものである。
佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史
JAEA-Technology 2016-014, 64 Pages, 2016/06
JAEA-Technology-2016-014.pdf:4.21MB
本検討では、日本原子力学会の研究専門委員会「高温ガス炉の安全設計方針」においてとりまとめられた「実用高温ガス炉の安全要件」に基づき、安全評価にあたり必要な設計基準事象について、高温ガス炉の固有の特性を考慮して決定論的手法を基本としつつ、確率論的手法を導入した選定方針を検討した。また、設計基準事象選定方針を原子力機構設計の発電用実用炉へ適用し、設計基準事象を選定した。これらの結果、在来の原子炉施設の安全評価では設計基準事象とされなかった、安全系の機能喪失を重畳した事故シーケンスを網羅し、かつ、要求する安全性に対応した設計基準事象選定の考え方を構築するとともに、発電用実用炉の設計基準事象選定を完了した。
天野 祐希; 渡邊 浩二; 真崎 智郎; 田代 信介; 阿部 仁
JAEA-Technology 2016-012, 21 Pages, 2016/06
JAEA-Technology-2016-012.pdf:1.81MB
再処理施設における有機溶媒の火災事故時の安全性評価に資するため、共除染工程に存在する放射性元素のなかで比較的揮発性が高い化学形をとる可能性があるRuの溶媒抽出挙動を調査した。Ruについて溶媒中のTBPやTBP劣化物の濃度等の有機溶媒の組成や抽出温度をパラメータとした抽出試験を行い、火災事故時の抽出特性データを取得した。また、火災事故時の各元素の放出特性を把握するため、Ru及び核分裂生成物の代替物質としてEuを抽出した溶媒の燃焼試験を行い、溶媒の燃焼に伴うRu及びEuの放出割合を取得した。
深谷 裕司; 徳原 一実; 西原 哲夫
JAEA-Research 2016-008, 52 Pages, 2016/06
JAEA-Research-2016-008.pdf:2.18MB
高温ガス炉のキセノン振動に対する安全性を定量的に検討するため、高温ガス炉のための解析解によるキセノン安定性判別に関する研究を行った。解析解によるキセノン安定性判別法はRandallにより開発され軽水炉設計などに用いられている。一方で、高温ガス炉ではPu炉心も検討されており、その特性も評価する必要がある。そこで、HTTRの安全評価でも採用されたRandallの手法によるキセノン安定性評価法を再現し、安定性判別コードD-XECS/Aの開発を行った。そして、多くの炉型のキセノン安定性を評価し、高温ガス炉のキセノン安定性の高さおよび、Pu炉心などの新型高温ガス炉のキセノン安定性に関する成立性の見通しを確認した。
尾崎 裕介; 松井 裕哉; 桑原 和道; 多田 浩幸*; 櫻井 英行*; 熊坂 博夫*; 郷家 光男*; 小林 伸司*
JAEA-Research 2016-007, 125 Pages, 2016/06
JAEA-Research-2016-007.pdf:34.66MB
瑞浪超深地層研究所では、これまでクラックテンソルモデルを用いた掘削解析を行ってきた。現在、瑞浪超深地層研究所では深度500mにおいて再冠水試験が実施されている。本研究では、クラックテンソルモデルを用いて坑道が冠水する過程における亀裂および掘削損傷領域を含む岩盤挙動の評価を行う。坑道が冠水する過程での応力状態の変化を評価するために、冠水坑道内の水位が異なる場合の解析を行った。また、冠水後に坑道内に地下水の流入が継続した場合の応力状態を推定するために、冠水坑道内の水圧が深度相当の水圧と同程度まで上昇した場合の解析も行った。これら坑道の冠水過程における解析において、最大の応力が岩盤に作用した場合の状況を推定するため、地下水の岩盤への浸透を無視して解析を実施した。これらの解析に加えて、冠水後に長時間経過した場合における岩盤の応力状態を予測するため、地下水の岩盤への浸透を考慮した場合の解析も実施した。解析の結果、これら坑道の冠水過程において、岩盤にかかる応力は、冠水坑道壁面付近で坑道内の水圧程度まで達することが予測された。