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北村 隆文; 花井 祐; 佐藤 一憲
日本原子力学会誌ATOMO
, 53(8), p.569 - 575, 2011/08
欧米からは遠い国である日本。そこで起きた福島第一原子力発電所の事故はまたたく間に世界中の国々に伝えられ、爆発の映像は各国で繰り返し放映された。この事故は原子力政策をめぐってさまざまな議論を巻き起こしたが、米国やフランスが原子力推進姿勢を堅持する一方で、ドイツやイタリアは原子力からの撤退を明確にするなど、各国の現実的な対応は分かれた。本稿では国際機関やフランス,米国などを中心に、同事故への対応や動向を紹介する。
山本 清明; 柴田 寛; 大内 祐一朗; 北村 隆文; 紙野 善和*; 嶽 徳夫*
Proceedings of 14th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM 2004) (CD-ROM), 10 Pages, 2004/00
FBR常陽およびもんじゅ用のMOX原料粉末を、日本原燃(株)六ヶ所再処理施設からプルトニウム燃料製造施設まで輸送する輸送容器設計の概要について報告する。
高信 修; 高信 修; 松田 健二*; 宇留野 誠; 柴田 寛; 北村 隆文*; 梅津 浩*
IAEA(RU:TECDOC作成に関する会議), 0 Pages, 2003/00
PNC(現JNC)は、電気事業者の協力を得て回収ウラン利用技術開発を進めてきた。本資料では、国内における回収ウラン利用技術開発の状況とJNCにおける回収ウラン利用経験を整理した。
北村 隆文
International Journal of Radioactive Materials Transport, 0 Pages, 2002/00
本研究では、欧州から日本へのプルトニウム輸送の安全性を評価するため、特定の航路を通って貨物船の国際間輸送する場合の事故発生確率を推定している。解析では従来の貨物船とその事故履歴を中心に事故の発生確率を推定している。この従来の貨物船に関して得られた事故確率は、専用船を用いた場合の事故確率の推定に対しては保守的なものとなっている。
北村 隆文
International Journal of Radioactive Materials Transport, 0 Pages, 2002/00
本解析の目的は、特殊専用船に積載された輸送物の機関室火災による熱的影響を評価することにある。輸送物は船倉内に積載された輸送コンテナ内に格納され、この輸送コンテナは保守的な解析となるよう機関室に隣接する第5船倉にあるものと仮定する。第5船倉は、水密隔壁により機関室と隔離される。本研究では、隔壁内の水が加熱・蒸発することによる熱伝達及びそれによる輸送容器回り及び輸送容器内の密封用弾性シール部近傍の応答を解析し、現行のIAEA輸送規則が当該火災想定に対しても十分かつ適切であることを確認することを目的とした。
伊藤 透; 倉上 順一; 山本 清明; 北村 隆文; 栗田 一郎; 大内 祐一朗
PATRAM 2001, 0 Pages, 2001/00
サイクル機構は、動燃時代の1984年よりプルトニウム航空輸送容器の開発を開始し、1988年からは米国DOE/SNLとの共同研究として実施してきた。当初は、米国のNUREG-0360基準をクリアすることを目標に開発を進め、129m/secの衝撃試験などの原型試験を実施した。本報告書では、NUREG基準を基に約10年来に渡って実施した、原型試験の結果、改良設計のための解析、最終速度試験の検討、機体構造による衝撃緩和の検討及びエンジン破片による損傷事象の検討などの概要について記述している。
Harding; 北村 隆文; 大内 祐一朗; 山本 清明; 三浦 靖
ASME/JSME PVP Conference, 0 Pages, 1999/00
日本の高速増殖原型炉もんじゅの開発は、我が国の海外エネルギーへの依存を減らす一つのステップである。動力炉・核燃料開発事業団(PNC)から新しく組織替えされた核燃料サイクル開発機構(JNC)は、高速増殖炉開発に従事してきた。JNCは規則に基づく試験を実施することにより、安全輸送を保証してきた。仮想的な厳しい事故条件の下での輸送容器の性能を評価するために、詳細な有限要素法解析が米国のサンディア国立研究所の協力により実施されてきた。本報告書は、B型のもんじゅ新燃料輸送容器の非降伏面への9メートル水平落下試験のABAQUS/Explicitコードを用いた解析結果を紹介し、試験結果と解析結果の比較を示すものである。
北村 隆文; 大内 祐一朗; 山本 清明; 三浦 靖; Harding
ASME/JSME PVP Conference, 0 Pages, 1999/00
1995年に神戸で発生した重大な地震は、その発生確率か非常に低いものの、このような厳しい事故環境における輸送物の性能を評価するきっかけとなった。これらの厳しい事故評価の第一段階として、サイクル機構は、米国サンディア国立研究所と共同で、仮想の橋桁落下による圧潰事故条件として一連の平面歪みによる大変形有限要素解析を実施した。本報告書は、ABAQU/Explicit有限要素解析コードを用いて、1500トンのコンクリート製橋梁とアスファルト道路間に、トラックに積載されたもんじゅ新燃料用B型輸送物が挟まれることを想定した、規制外の圧潰事故に対する解析結果を示すものである。
北村 隆文; 大内 祐一朗; 山本 清明; 三浦 靖; Harding*
ASME/JSME PVP Conference, 0 Pages, 1999/00
1995年に神戸で発生した重大な地震は、その発生確率が非常に低いものの、このような厳しい事故環境におけ輸送物の性能を評価するきっかけとなった。この厳しい事故評価の第二段階として、サイクル機構は、米サンディア国立研究所と共同で、1500トンのコンクリート製橋桁とアスファルト道路間に、トラックに積載されたもんじゅ新燃料用B型輸送物が挟まれるような、仮想の橋桁落下による圧潰事故条件について、詳細な三次元有限要素解析を実施した。解析結果では、一次密封容器による2つの密封境界及び個々の燃料ビンの被覆管は、それらの構造健全性を維持することが示された。
山本 清明; 北村 隆文; 柴田 寛; 大内 祐一朗; 伊藤 透
IAEA,CRP, ,
本解析の目的は、特殊専用船に積載された輸送物の機関室火災による熱的影響を決定することにある。輸送物は、船の船倉内に積載された輸送コンテナ内に設置されると仮定する。船舶は、5つの船倉を有しているものの、核燃料輸送のためにはそのうちの4つの船倉のみが用いられ、機関室に隣接した第5船倉は、実際には、付随的な装置を保管するために用いられた。この研究目的のために、保守的な解析として、核燃料は第5船倉にも入れられて輸送されると仮定し、機関室火災による熱にさらされるものとした。船倉と機関室は、水で満たされた隔壁(水密隔壁)によって隔たれている。本研究では、機関室火災により、熱せられて水密隔壁内の水を蒸発させ、ついには水密隔壁内の水がなくなった場合の熱伝達の評価、及び、輸送物中の樹脂製シール材近傍の温度評価を対象としている。
山本 清明; 北村 隆文; 柴田 寛; 大内 祐一朗; 伊藤 透
IAEA,CRP, ,
本報告書の目的は、欧州と日本間のプルトニウム輸送の安全性を評価するために用いられた解析手法を文書化することにある。この安全性は、港湾近傍の高密度密集地域の過酷な輸送事故確率を評価することによって明確に表される。また、本報告書は、国際原子力機関(IAEA)の調整研究プログラム(CRP)に提出され、放射性物質の海上輸送に係る情報を提供するものである。
鈴木 美寿; 井原 均; 久野 祐輔; 北村 隆文
no journal, ,
核物質輸送や核燃料施設に対する核物質防護措置において、妨害破壊行為やダーティボムによるテロ行為に対する対応策を検討することが重要である。本研究では、妨害破壊行為やダーティボムに対する諸外国の対応事例を調査するとともに、リスク評価手法として広く用いられているガウスプルーム手法に取って代わって、大気力学・拡散手法による評価手法の有効性について、統計的モデルを適用することにより実証した。また、都市部でのリスク評価手法として、流体力学モデルによる評価を実施した。
柴田 寛; 北村 隆文; 大内 祐一朗
no journal, ,
核物質輸送や核燃料施設における防護対策については、国が策定する設計基礎脅威(DBT)をもとに核物質防護システム(PPS)の脆弱性等を評価してPPS全体として均衡のとれた適切な対策を措置することが重要である。本発表では、米国サンディア研究所との共同研究成果として、米国のPPS設計評価プロセスに基づいて核分裂性物質の陸上輸送を評価事例に実際的なアプローチを試みたのでその取組み概要について紹介する。
北村 隆文
no journal, ,
JAEAのMOX輸送経験について、プルトニウム使用を開始した昭和40年初期以降のMOX輸送の方法の変遷とこれの一つの要因である国際間の協議の背景を概説するとともに、MOX燃料とその輸送の特徴を概説する。これらによりMOX輸送の今後の動向と課題について述べる。
和泉 圭紀; 北村 隆文; 木本 徹; 鈴木 美寿; 井上 猛; 直井 洋介; 玉井 広史; 山村 司; 門田 公秀*
no journal, ,
気候変動及びエネルギー確保に対する懸念から、原子力発電導入計画国が増加しているが、これに伴い原子力安全のみならず核不拡散の重要性が改めて指摘されている。このような共通認識の下、昨年の洞爺湖サミット首脳宣言において、国際協力の下で保障措置(核不拡散),核セキュリティ,原子力安全を確保するための3Sイニシアチブが提案され、今年のラクイアサミットの首脳宣言でもその重要性が確認された。講演では、特に各S間の相乗効果という観点に焦点を当てた3Sイニシアチブの具体化方策として、3S文化の醸成,3Sにおけるソフト・ハードのパッケージ強化,3Sに必要な技術開発,3S理解増進に向けた活動の4項目について検討を行った結果について報告する。
大内 祐一朗; 北村 隆文
no journal, ,
原子力機構は、高速増殖原型炉「もんじゅ」及び高速実験炉「常陽」用取替燃料製造のための原料となるMOX粉末を、平成26年(2014)度頃に日本原燃六ケ所再処理工場から調達する予定である。使用されるMOX用貯蔵容器の直径は、当機構の東海再処理工場のものと比べ大きく、そのため収納量も多く、既存の輸送容器が使用できないため、平成14年(2002)に新たな輸送容器の開発が開始された。設計にあたっては、IAEA輸送規則TS-R-1で定めるBU型核分裂性輸送物の技術基準を満足すること、さらに多量のプルトニウムを収納する観点から高い未臨界性能の確保及び除熱性能の効率化が目標とされた。輸送容器の設計は、それらの要件を満足するものとなった。さらに、設計の妥当性を確認するために、原型容器1基を用いて、伝熱試験,施設取合試験,規則試験(9m落下,耐火試験等)を行った。ここでは、輸送容器の特徴及び原型容器試験結果について述べる。
大内 祐一朗; 北村 隆文; 柴田 寛; 嶽 徳夫*; 紙野 善和*; 川原 康博*
no journal, ,
原子力機構では、高速増殖原型炉「もんじゅ」及び高速実験炉「常陽」用取替燃料製造用原料のMOX粉末を、2014年頃に青森県六ヶ所村にある日本原燃六ヶ所再処理工場(RRP)より調達することを計画している。新規輸送容器の開発及び核物質防護区分Iに対応できる輸送システムの整備を実施している。新規輸送容器の設計は2002年より開始された。輸送容器の安全性及び安全解析手法の妥当性の確認を目的に、2007年から2009年にかけてフルスケールの原型容器を用いて、RRPでのハンドリング試験,収納物模擬発熱体を用いた伝熱試験,IAEA輸送規則TS-R-1で定められているBU型核分裂性輸送物の技術基準に従った安全性実証試験を実施した。船舶積載を目的に、設計した輸送物を収納するための輸送コンテナの設計を実施した。また、海上輸送時の安全性評価の一環として、MOX粉末の海上輸送時の環境影響評価についても実施した。
