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内田 伸一; 湯浅 亙; 林 昭彦; 井野瀬 晶一; 大内 祐一朗; 浅川 健一*; 打越 祐太*
核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 7 Pages, 2011/11
原子力機構は、安全かつ適正な核燃料物質輸送を実施するため、輸送状況をリアルタイムで監視する核燃料物質輸送状況監視システム(TMS)を開発した。TMSは、おもに輸送隊の位置情報を把握する位置情報監視システムと輸送隊の周辺状況を監視する画像情報監視システムにより構成されており、輸送実施状況をリアルタイムに遠隔地である輸送実施本部へ伝えることを可能にしたシステムである。原子力機構は、TMSを平成17年からMOX燃料の陸上輸送に適用し、これまでの運用経験に基づき画像の安定化等の改善を図るとともに、自動通信維持コントロール機能を付加する等のシステムの高度化に向けた取組を実施した。TMSは、万一の輸送事故時における事故現場の詳細な画像情報を送信することも可能であり、輸送実施本部における的確な事故対応計画立案にも有効なシステムである。本報告書では、高度化したTMSの概要,有効性等を紹介するものである。
湯浅 亙; 内田 伸一; 林 昭彦; 井野瀬 晶一; 大内 祐一朗
Proceedings of INMM 52nd Annual Meeting (CD-ROM), 6 Pages, 2011/07
日本原子力研究開発機構(JAEA)は、防護区分Iに相当する核物質輸送に適用可能な輸送隊の位置等をリアルタイムで監視する輸送監視システム(TMS)を開発した。本システムは、2005年(平成17年)からMOX燃料の陸上輸送に適用されている。JAEAは、これまでの運用経験から得られた幾つかの課題を解決するとともに、さらなる機能向上を目指して、次に示すような高度化を実施した。この高度化した輸送監視システムは、万一の輸送中の事故発生の際には、事故現場の詳細な画像情報を送信することも可能であり、輸送実施本部における的確な事故対応計画立案にも有効なシステムである。本稿では、輸送監視システムの特徴及び運用経験により得られた成果を紹介するものである。
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。
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。
大内 祐一朗; 山中 諒治; 栗田 一郎; 倉上 順一
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
動燃は、ATR実証炉開発の一環として、ATR実証炉新燃料集合体を燃料製造施設から炉サイトまで輸送するための新燃料輸送容器を開発した。本容器設計においては、初装荷燃料輸送時に約600体の燃料を、商用11tonトラックにて輸送する必要があったため、限られた重量制限内で多数体収納が求められていた。本容器は燃料ホルダ、密封容器及び外容器から成る円筒形状を有し、IAEA安全輸送規則に合致したB(U)F型である。本容器の特長として、外容器に計量緩衝材及び高性能中性子しゃへい材を採用したことにより、容器重量を大幅に軽減することができ、収納体数8体を可能とした。本容器開発に際しては、原型容器を製作し、輸送振動試験や9m落下、1m貫通、火災試験等の原型容器試験を行い、容器の健全性及び設計手法の妥当性を確認した。ATR実証炉計画は1995年8月に断念されたが、本容器開発を通じて培った技術は、今後、他のMOX
大内 祐一朗; 倉上 順一; 前田 勝雄
PATRAM, 0 Pages, 1992/00
動燃事業団は、FBR原型炉「もんじゅ」用新燃料集合体を輸送するための輸送容器を開発した。本輸送容器は、新燃料集合体を収納するもので、以下の特長を有する。(1)中性子線量率を下げるために新タイプのエポキシ系樹脂を開発した。本エポシキ系樹脂は、銅製のフィンに挟まれ、プルトニウムの発熱を効率的に伝える。(2)燃料集合体の装荷時に、燃料集合体を自動的に固定する燃料集合体保持機器を開発した。本機構の開発により、取扱作業の安全性が向上し、作業員の放射線ひばくも低減した。(3)輸送容器を車両の床に直接固定する固縛装置を考案した。本装置の単純化と輸送容器自体の設計改良により、輸送システム全体の軽量化が可能となった。本輸送容器の安全性を確認するため、原型容器を2基製作し、しゃへい試験、取扱試験、走行試験、9mからの落下試験、800
30分間の耐火試験及びIAEAの基準に基づく他の試験等を実施した。
倉上 順一; 大内 祐一朗; 八巻 孝雄*
PNC TN8410 91-087, 4 Pages, 1991/03
動燃核物質管理室では,輸送物の新たな安全解析書の作成を省力化し,既存の安全解析書については,検索,修正,追加,削除等を迅速かつ正確に行うことを目的とした,輸送容器データベースシステムの開発を行った。これは輸送物の安全解析書に記載されている文書,数値,数式等の情報を対象としている。本システムはキャラクタディスプレイ端末を通して計算機で稼働し,プログラム言語はFORTRANを用いた。機能としてはより簡単な操作で情報の出し入れが可能であり,また情報の検索が容易である。このシステムにより既存の安全解析書については輸送物の設計変更のための修正・追加等が迅速かつ正確に行える。更に,業務の効率化,合理化が図られた。また,新たな安全解析書の作成作業が容易になったと報告した。
大内 祐一朗; 山中 諒治; 倉上 順一; 伊藤 透
第12回放射性物質の輸送に関する国際会議(PATRAM'98), ,
ATR実証炉用新燃料輸送容器は、1995年8月の原子力委員会によるATR開発の中止決定を受けるまで、動燃事業団において開発が進められていた。本輸送容器の開発に当たっては、初装荷燃料輸送時に約600体もの集合体を輸送する必要があったことから、これを効率的に輸送するため、多数収納可能な経済性の良い輸送容器が求められていた。開発した輸送容器は、高性能中性子しゃへ材の使用、軽量緩衝材の採用等により重量の軽減化を図り、最大8体の燃料集合体の収納を可能としている。また、開発に当たっては、原型容器を製作し、取扱機能試験、輸送振動試験及びIAEA要件に基づく9m落下や火災試験等の原型容器試験を行い、輸送容器の健全性及び設計手法の妥当性を確認している。本輸送容器の開発成果は、今後のPuサーマル燃料等のMOX燃料輸送容器開発に反映できる。本原稿は、開発した輸送容器の概略仕様及び原型容器試験の概要について述べ
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。
大内 祐一朗; 倉上 順一; 大内 祐一朗; 宇佐美 正行
PATRAM '95 (PACKAGING AND TRANSPORTATION OF RADIOACTIVE MATERIALS), ,
「もんじゅ」用初装荷炉心燃料の輸送は、平成4年7月から9回に分けて実施され、平成6年3月に終了した。輸送した新燃料は、MOX燃料ペレット等を充填した炉心燃料集合体205体(内側炉心109体、外側炉心91体および試験用燃料5体)であった。使用した輸送容器は、9mの落下試験や800・30分間の耐火性試験等に合格したB(U)型で、国の基準を満足する。また本輸送容器は、高性能中性子遮蔽材の使用、燃料集合体自動保持機構の採用等の特徴を有する。輸送に当たっては、輸送実施本部体制の導入、放射線管理の専門家同行等細心の注意を払うとともに、輸送経路上の各関係機関の協力のもとに、安全には万全を期した。実際の輸送においては、輸送事故等もなく計画通り輸送を完遂することができた。
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。
大内 祐一朗
no journal, ,
原子力機構における核燃料物質の主な輸送実績及び将来のMOX輸送計画を踏まえて今後の安全輸送に向けた課題について紹介する。
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。
北村 隆文; 田所 昇; 柴田 寛; 大内 祐一朗
no journal, ,
原子力に関する基礎研究及び核燃料サイクルを推進している原子力機構は、前身のJAERI及びJNC(PNC)の時代より高速炉用MOX燃料や粉末,試験研究炉用の照射済MOX燃料やウラン燃料要素など、多種多様な核物質の輸送を実施している。本論文では、MOX燃料及び粉末の輸送経験を紹介し、輸送の技術及びシステムなどの輸送技術や、国内外の動向を踏まえ緊急時計画及び品質保証などにも触れつつ、今後のMOX輸送の展望について考察する。
