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2020年9月)与能本 泰介; 中島 宏*; 曽野 浩樹; 岸本 克己; 井澤 一彦; 木名瀬 政美; 長 明彦; 小川 和彦; 堀口 洋徳; 猪井 宏幸; et al.
JAEA-Review 2020-056, 51 Pages, 2021/03
JAEA-Review-2020-056.pdf:3.26MB
「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」は、原子力科学研究部門、安全・核セキュリティ統括部、原子力施設管理部署、安全研究・防災支援部門の関係者約10名で構成され、機構の施設管理や規制対応に関する効果的なグレーデッドアプローチ(安全上の重要度に基づく方法)の実現を目的としたグループである。本グループは、2019年の9月に活動を開始し、以降、2020年9月末までに、10回の会合を開催するとともに、メール等も利用し議論を行ってきた。会合では、グレーデッドアプローチの基本的考え方、各施設での新規制基準等への対応状況、新検査制度等についての議論を行なうとともに、各施設での独自の検討内容の共有等を行っている。本活動状況報告書は、本活動の内容を広く機構内外で共有することにより、原子力施設におけるグレーデッドアプローチに基づく合理的で効果的な安全管理の促進に役立つことを期待し取りまとめるものである。
木名瀬 政美; 新居 昌至; 丸尾 毅
Proceedings of Joint IGORR 2013 & IAEA Technical Meeting (Internet), 12 Pages, 2013/10
2011年3月に東北地方太平洋沖地震が発生した。その際、JRR-3は施設定期自主検査を実施していたが、放射性物質の漏えいはもとより、原子炉建家や安全上重要な設備に大きなダメージを受けなかった。その後、補修工事とともに、すげての機器の健全性確認および地震による荷重が許容範囲内であることを確認する耐震評価が実施された。その結果、健全であることが確認され、その内容を規制当局に報告した。別なトピックとして、規制当局は研究炉に対して新規制基準を導入することになっている。JRR-3は再起動に向け、その新基準に対する申請を行うことを考えている。本紙では、補修工事,地震評価として新規制基準について報告する。
Mo製造に関する概念検討広瀬 彰; 米田 政夫; 木名瀬 政美; 反田 孝美; 和田 茂
JAEA-Technology 2010-007, 68 Pages, 2010/06
JAEA-Technology-2010-007.pdf:3.76MB
放射性医薬品として核医学の分野で最も多く用いられているテクネチウム-99m(
Tc)の親核種であるモリブデン-99(Mo)について、JRR-3を用いた製造を検討する。Moは、その供給をすべて輸入に依存している状況にあることから、産業界と共同でMoの一部国産化を目指すものである。本報告書では、JRR-3研究用原子炉を用いた(n,
)反応を利用しMoを得る「中性子放射化法」によるMoの製造プロセスの技術的な検討について述べる。
岸 敏明; 市村 茂樹; 木名瀬 政美; 和田 茂
JAEA-Conf 2008-010, p.146 - 158, 2008/12
研究炉加速器管理部では、JRR-3, JRR-4及びNSRRの3つの研究炉を運転している。JRR-3は、2007年度は、180日の運転を行った。中性子ベンダーシステムを改良し、冷中性子ビームラインに設置した。この装置は、約0.3mの短距離で最大20度にビームを分岐でき、1本の中性子ビームを3つに分岐して利用できるようにした。また、従来の装置の10倍の強度を得られた。JRR-4は、2007年度は、93日の運転を行った。医療照射を25回実施した。黒鉛反射体の伸びによるトラブルにより、2007年12月より、原子炉は停止中である。来年の6月に再開の予定である。NSRRは、反応度事故時条件下での核燃料のふるまいを研究するためのものである。最近の研究では、高燃焼度及びMOX燃料のふるまいに関する研究が行われている。現在、最大71GWd/tの高燃焼度燃料の実験が行われている。これらの照射設備の現状について、報告を行う。
加藤 友章; 荒木 正明; 出雲 寛互; 木名瀬 政美; 鳥居 義也; 村山 洋二
JAEA-Technology 2007-050, 39 Pages, 2007/08
JAEA-Technology-2007-050.pdf:14.09MB
JRR-3におけるアルミナイド燃料からシリサイド燃料への変更では、ウラン密度を2.2[g/cm
]から4.8[g/cm]へ増大させた。このウラン密度増大により生じた過剰反応度の増加を抑制するために、可燃性吸収体を採用した。可燃性吸収体の燃焼は、反応度変化に大きく影響を及ぼすため、その燃焼のメカニズムを考察し、実際の原子炉運転に及ぼす影響を解明した。また、過去の運転データを精査し、サイクル初期に確保すべき過剰反応度及び原子炉計画外停止後の再起動可能時間を算出した。シリサイド燃料への変更では、燃料の最高燃焼度を50%から60%へ増大させ、燃料交換手法を6バッチ分散型方式から燃焼度管理方式へ変更した。本方式による燃料交換計画立案では、原子炉運転による燃焼度増加幅の予測が必要となるため、過去の運転データを精査し、燃焼度増加幅の予測手法を確立した。最後に、燃料有効利用を実現するための新たな燃料交換手法として、燃料装荷位置ごとに「使用済燃料とする燃焼度」を設定する手法の提案を行った。本手法を採用することにより、燃料の炉心滞在期間を約2%増大させることが可能であることがわかった。
出雲 寛互; 加藤 友章; 木名瀬 政美; 鳥居 義也; 村山 洋二
JAEA-Technology 2007-046, 23 Pages, 2007/07
JAEA-Technology-2007-046.pdf:4.54MB
JRR-3は、安全上重要な設備に対しては、主として予防保全である「時間計画保全」を中心に保守管理を行い、安全上重要でない設備機器に対しては「事後保全」を行うことにより、改造後約15年にわたり安全安定に原子炉運転を行ってきた。しかし、最近になって事後保全で管理していた設備の経年変化に起因していると考えられるトラブルにより原子炉の計画外停止の事例が増加してきた。一方、設備の保守対応に必要な資源(人・予算)の確保が年々厳しくなってきている。このような状況を踏まえ、JRR-3では安全性・信頼性を確保しつつ、経済性を考慮した合理的な保守管理を実施するため、過去の保守データを有効活用することにより、現状の保守方法を見直しているところである。本報告書では、保守見直しにおける方法を示すとともに、今後のJRR-3の保守管理における方針を述べる。
木名瀬 政美; 佐川 尚司; 中込 良廣*; 宇根崎 博信*
Proceedings of International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors 2006 (RERTR 2006) (Internet), 10 Pages, 2006/00
日本におけるRERTRに関連する研究炉はJRR-3, JRR-4, JMTR及びKURである。JRR-3, JRR-4及びJMTRは既に低濃縮化されており、低濃縮化後燃料に関する問題は生じていない。KURは、低濃縮化に向け2006年2月に運転を一旦停止し、今後、設置許可変更を経て、炉心全体の低濃縮化を2008年までに行う予定である。また、U.S.のFRRSNFA計画に基づき行われている研究炉の使用済燃料の対米輸送について、JRR-3, JRR-4及びJMTRは継続して使用済燃料の輸送を行う予定であり、KURは2008年3月を目標にすべての高濃縮燃料をU.S.に輸送する。
木名瀬 政美
JAERI-Tech 99-002, 50 Pages, 1999/01
JRR-3Mでは、使用済燃料発生本数の低減等を図るために、現在のアルミナイド燃料に代わって、ウラン含有量が多いシリサイド燃料を使用する計画が進められている。この計画では、炉心近傍機器を含むその他の機器及び設備の変更は行わない。シリサイド燃料化に伴い、原子炉施設の安全性確認の観点から、通常運転時におけるJRR-3シリサイド燃料炉心近傍での線量当量率及び放射線分布の計算を実施した。本報告書は、その計算結果を述べるとともに、計算結果とJRR-3遮蔽設計基準線量率を比較することにより、シリサイド燃料炉心に対する炉心近傍の即設設備の遮蔽性能についても述べる。
木名瀬 政美; 橘 晴夫
JAERI-Tech 97-058, 101 Pages, 1997/11
JRR-3は、約20%濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却のスイミングプール型研究炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料炉心計画が進められており、燃料として現在のウランアルミニウム分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書では、JRR-3のシリサイド燃料炉心計画の一環として実施した周辺公衆の線量評価(安全設計評価及び立地評価)について述べたものである。評価に関しては、評価結果が厳しくなるように種々の評価条件を設定した。その結果、線量評価に関する安全性及び立地条件の適否を判断する基準を十分満足することを確認した。
神永 雅紀; 村山 洋二; 和田 茂; 木名瀬 政美
JAERI-Tech 97-043, 63 Pages, 1997/09
JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl
-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(U
Si
-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。JRR-3シリサイド燃料炉心では、シリサイド燃料化に伴って標準型燃料要素及びフォロワ型燃料要素の燃料板枚数、燃料板厚さ、冷却材流路ギャップを変更する。このため、これまでのアルミナイド燃料炉心と比べ炉心流量配分特性が異なり、燃料要素以外の炉心構造物の設計計算に用いている設計流速を見直す必要がある。本報告書は、JRR-3シリサイド炉心の炉心流量配分特性、炉心流量配分特性の変更に伴い新たに設定した炉心構造物の設計差圧及び設計流速について述べたものである。付録には、それらの結果に基づき実施した炉心構造物の耐熱計算結果を示した。
出雲 寛互; 和田 茂; 木名瀬 政美; 鳥居 義也; 村山 洋二
no journal, ,
平成16年度に実施したJRR-3の定期的な評価において、経年変化に関する技術評価として、保守点検の実績評価及び設備機器の経年変化に関する評価を実施した。保守点検の実績評価においては、1次冷却材主ポンプ,主配管等の安全上重要な設備機器に対して、材質,中性子照射環境等をパラメータに使用年数等に応じたポイントを付加する手法を用いて、現状の経年変化の進展程度を統一的に把握した。これにより、設備機器について客観的に経年変化進展を評価することができた。また、設備機器の経年変化に関する評価においては、過去に実施した建家健全性調査結果を見直し、原子炉建家の中性化に関する進展予測を行い今後の健全性は維持できることを確認したものの、アルカリ骨材反応に対応するため再調査の必要性を見いだした。さらに、重水タンクについては過去のアルミニウム照射試験片の照射量データから、重水タンクの長期的な使用は問題ないことを確認した。
仁尾 大資; 池亀 吉則; 諏訪 昌幸; 井坂 浩二; 大内 諭; 峯島 博美; 本橋 純; 鳥居 義也; 木名瀬 政美; 村山 洋二
no journal, ,
研究炉JRR-3冷却系等のプロセス系の計測及び制御はプロセス計算機により行われている。しかし、コンピューター界の技術進歩は目ざましく、旧製品のサポートは早期に打ち切られる傾向が年々強くなっている。そのような状況の中、JRR-3で使用しているプロセス制御計算機(CENTUM-V)は製造中止後10年以上が経過し、保守用部品の生産及び供給が終了し始めている。よって、今後も安定した機能維持を図るには更新する必要がある。新旧システムの混在をさける点で、単年度で全体を更新することが最善ではあるが、定期点検の期間や予算が限られていることから、部分的に順次更新していく予定である。新旧システムには情報通信の互換性が無いため、両システムの間で情報変換を行う機器を更新完了まで導入し更新を進める。今年度は部分更新のほかに、新旧システムの接続確認,新システムの動作検査などを行った。今後はプロセス制御計算機と他のシステムとの接続に関する技術的問題等に対処しつつ、全体の更新を完了させる予定である。本発表ではJRR-3における更新計画だけでなく、本件及び他の事例から得られた経験や情報を元に、効率的な計算機更新についての提言を行う。
出雲 寛互; 村山 洋二; 木名瀬 政美; 鳥居 義也; 加藤 友章
no journal, ,
JRR-3において、安全上重要な設備機器については予防保全である「時間計画保全」を中心に保守管理を行い、順調に原子炉運転を継続してきた。しかし、最近、おもに事後保全で管理していた設備機器の経年化に起因したトラブルによる計画外停止の事例が増加してきた。一方、その対応に必要となる資源(人・予算)の確保が厳しくなってきている。このような状態を踏まえ、JRR-3では安全性・信頼性の確保を維持しながら、経済性を考慮した合理的な保守管理を実施するため、過去の保守データを有効活用した状態基準保全の導入について検討した。その結果、JRR-3の今後の保守管理においては、時間計画保全と事後保全で実施していた設備機器の保守管理に状態基準保全を導入することとする。また、状態基準保全を行うには、その管理基準を明確にする必要があるため、過去に蓄積した保守管理データを整理解析して管理基準を明確にする。
出雲 寛互; 加藤 友章; 木名瀬 政美; 鳥居 義也; 村山 洋二
no journal, ,
JRR-3は、安全上重要な設備に対しては、主として予防保全である「時間計画保全」を中心に保守管理を行い、非安重機器に対しては「事後保全」を行うことにより、改造後約15年に渡り安全安定に原子炉運転を行ってきた。しかし、最近になって事後保全で管理していた設備の経年変化に起因していると考えられるトラブルにより原子炉の計画外停止の事例が増加してきた。一方、設備の保守対応に必要な資源(人・予算)の確保が年々厳しくなってきている。このような状況を踏まえ、JRR-3では安全性・信頼性を確保しつつ、経済性を考慮した合理的な保守管理を実施するため、過去の保守データを有効活用することにより、現状の保守方法を見直しているところである。本会議では、保守見直しにおける方法を示すとともに、今後のJRR-3の保守管理における方針を述べる。
木名瀬 政美
no journal, ,
国内の医療照射にかかわる研究者が多数集まる平成20年度京都大学原子炉実験所専門研究会「中性子線と荷電粒子線の総合的医療利用に関する研究会」において今後の医療照射を円滑に進めることを目的として、最近のJRR-4の状況等を説明する。
広瀬 彰; 米田 政夫; 木名瀬 政美; 反田 孝美; 佐川 尚司; 和田 茂
no journal, ,
放射性医薬品として核医学の分野で最も多く用いられているテクネチウム-99mの親核種であるモリブデン-99(Mo-99)は、ほぼ全量が5か国の試験研究炉で生産されているが、これらの施設は老朽化が進んでいる。Mo-99の安定供給は世界各国共通の課題であり、世界の全生産量の約14%を消費し全量を輸入に頼る我が国にとって、必要不可欠な量のMo-99を安定確保するため、Mo-99の国産化は喫緊の課題であると同時に国際的な責任を果たす観点からも重要である。このような情勢に鑑みて、照射後の処理等の面で利点のある
Mo(n,)Mo反応を用いるMo-99の製造にJRR-3は可能かを技術的に検討した。Moは最大比放射能になる高密度三酸化モリブデンペレットを用い、現在の運転日程(26日運転)を変更せずMo-99を製造する場合と原子炉運転日程の変更も想定する場合について生産量及び比放射能量を検討した。結果は、運転日程の変更を想定して9日間照射(VT孔利用)とした場合が最大で212GBq/g-Mo, 133TBqであった。
木名瀬 政美
no journal, ,
JRR-1が1957年に臨界して以来、日本には多くの研究炉が設置され、現在も運転中である。その経年化した研究炉の安全と信頼を維持することはますます重要となってきた。そこで、日本では高経年化対策が導入され実施されている。本会議では、日本における規制体制とJRR-3の具体例を用いてJAEAにおける高経年化対策を発表することにより、アジア地区の参加国が高経年化対策を導入する際の参考とされたい。
