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今野 力; 河内山 真美; 林 宏一
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
昨年公開されたJENDL-5には放射化計算で使うデータも入っている。そこで、放射化計算でJENDL-5を使うことができるようにするため、放射化計算コードORIGENとORIGEN-SのライブラリをJENDL-5から作成した。また、比較のためにJENDL/AD-2017からも同様のライブラリを作成した。作成したライブラリを使ってJPDRの放射化計算を行い、作成したライブラリに問題がないことを確認した。
今野 力; 河内山 真美; 林 宏一
JAEA-Conf 2021-001, p.132 - 137, 2022/03
原子炉施設廃止措置用放射化断面積ファイルJENDL/AD-2017からSCALE6.2のORIGEN用多群ライブラリをAMPX-6コードで作成した。作成した多群ライブラリの検証のために、そのライブラリとSCALE6.2のORIGENでJPDRの放射化計算を行ない、作成したライブラリに問題がないことを確認した。
出雲 沙理; 林 宏一; 仲田 久和; 天澤 弘也; 本山 光志*; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2018-018, 39 Pages, 2019/03
JAEA-Technology-2018-018.pdf:2.8MB
日本原子力研究開発機構が計画している研究施設等廃棄物の浅地中埋設処分施設では、個々の埋設対象廃棄物の放射能濃度が許可を受けた最大放射能濃度を超えないこと及び埋設対象廃棄物における総放射能量が許可を受けた総放射能量を超えないことが必要となる。このため、個々の埋設対象廃棄物の放射能量が、埋設する総物量の観点から過度に保守的な評価とならないことが重要となり、特に数量が多いく放射能濃度が極めて低いトレンチ埋設処分対象廃棄体については、その放射能濃度の下限値をクリアランスレベル程度まで評価することが望まれる。本報では、これまでの試験研究炉における放射能濃度の評価方法の検討結果から、非破壊外部測定法の適用が想定されているCo-60, Cs-137, Nb-94, Ag-108m, Ho-166m, Eu-152, Eu-154等の
線放出核種については、モデル計算等によりその 成立性を検討し、最も測定が難しい鋼製角型容器に収納した場合においてもこれらの核種をクリアランスレベル以下まで測定可能な見通しを得るとともに、その結果に基づき当該装置に必要な性能と基本システムを整理した。
林 宏一; 出雲 沙理; 仲田 久和; 天澤 弘也; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2018-001, 66 Pages, 2018/06
JAEA-Technology-2018-001.pdf:4.12MBJAEA-Technology-2018-001(errata).pdf:0.54MB
日本原子力研究開発機構では、研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物を対象とした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評価方法を構築しておく必要がある。このため、試験研究炉であるJRR-2及びJRR-3の保管廃棄物をモデルに、放射性核種(H-3, C-14, Cl-36, Co-60, Ni-63, Sr-90, Nb-94, Tc-99, Ag-108m, I-129, Cs-137, Eu-152, Eu-154, U-234, U-238, Pu-239+240, Pu-238+Am-241及びCm-243+244)を対象とした放射化学分析データに基づき放射能濃度評価方法の検討を行った。検討の結果、相関係数やt検定により対象核種とKey核種の相関関係を確認することでスケーリングファクタ法を適用できる見通しを得た。また、分散分析検定(F検定)によるグループ分類の要否を確認することでJRR-2及びJRR-3施設共通のスケーリングファクタを適用できる見通しを得た。スケーリングファクタ法の適用の見通しが得られなかった核種については、平均放射能濃度の裕度を確認することで平均放射能濃度法を適用できる見通しを得た。これらの結果は、放射能濃度評価方法を構築する雛形として今後の検討に適用可能である。
仲田 久和; 林 宏一; 天澤 弘也; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2017-031, 41 Pages, 2018/01
JAEA-Technology-2017-031.pdf:5.27MB
日本原子力研究開発機構が計画している研究施設等廃棄物のトレンチ埋設処分施設は、第二種廃棄物埋設事業規則に規定された廃棄物埋設施設及び廃棄体等の技術上の基準に適合していることが求められる。技術上の基準の一つには、「廃棄物埋設地は、土砂等を充填することにより、当該廃棄物埋設地の埋設が終了した後において空隙が残らないように措置すること。」とされている。また、「容器内に有害な空隙が残らないようにすること」が要求される。そのため、埋設事業センターでは、研究施設等廃棄物のトレンチ埋設処分施設においてこれらの技術上の基準に適合させるため、容器内の有害な空隙を管理した上でトレンチ埋設処分施設全体(廃棄物埋設地)での空隙が残らないものとして技術基準に適合させるものとする。本報告では、トレンチ埋設処分で金属製角型容器を使用する場合、容器内の空隙を砂を充填することで低減させることを想定した砂充填試験等を行い、充填する砂の特性、砂充填時の加振条件及び対象廃棄物への砂充填特性を調査・取得した。
副島 吾郎; 岩井 紘基; 中村 保之; 林 宏一; 門脇 春彦; 水井 宏之; 佐野 一哉
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/07
「ふげん」では、解体撤去や汚染の除去作業に係る廃止措置を安全かつ合理的に遂行することとしており、また、廃止措置に必要な技術開発を進めてきている。(1)原子炉本体解体に向けた技術開発:「ふげん」では、原子炉本体の特徴等に鑑み、原子炉本体解体には切断速度が速く二次廃棄物の発生量が少ない特徴を有するレーザ切断工法を適用する計画としている。レーザは原子炉施設解体への適用実績がないため、レーザヘッド,発振器,ロボット等から構成されるレーザ切断システムを構築し、解体物を対象とした切断実証を行った。(2)汚染状況調査に係る技術調:「ふげん」では、従前より施設の残存放射能量を的確に把握するため施設の汚染状況調査を行ってきている。今般、既存の実機材から試料を採取し核種分析により放射能濃度を評価する調査手法に加え、非破壊環境下で簡易的に「ふげん」の主要な二次汚染の主要核種である
Coを指標とした汚染状況を把握する調査手法の開発に着手した。
林 宏一; 岡田 翔太; 出雲 沙理; 星野 譲; 辻 智之; 仲田 久和; 坂井 章浩; 天澤 弘也; 坂本 義昭
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04
日本では、原子力発電所から発生した低レベル放射性廃棄物の浅地中埋設処分は実施されているが、それ以外の研究炉やRI使用施設等から発生する放射性廃棄物の浅地中埋設処分は実施されていない。このため、原子力機構は日本における研究施設等廃棄物の実施主体となり、処分に向けた活動を行っている。本報告では、研究施設等から発生した廃棄物の合理的な廃棄確認方法の開発に焦点を当てた活動の成果を報告する。
戸塚 真義; 黒澤 亮平*; 坂井 章浩; 仲田 久和; 林 宏一; 天澤 弘也
JAEA-Technology 2017-001, 40 Pages, 2017/03
JAEA-Technology-2017-001.pdf:2.24MB
日本原子力研究開発機構では、国内の研究施設などから発生する低レベルの放射性廃棄物(以下、「研究施設等廃棄物」という)の浅地中埋設処分を計画している。本稿は、研究施設等廃棄物のトレンチ処分施設における地下水シナリオの評価において、トレンチ処分施設からの放射性物質の浸出モデルとして、放射性物質が廃棄物から一定の溶出率で処分施設内の充填土層へ溶出するモデルを開発し、これを用いて線量及び基準線量相当濃度の評価を実施した。この線量評価結果とこれまで用いられてきた分配平衡モデルの線量を比較し溶出の影響を評価した。また、トレンチ処分対象で安定5品目以外のセメント固化体等は、遮水層を設置したトレンチ処分施設に処分することを想定しており、この遮水層による浸透水量の低減効果をパラメータとしてトレンチ処分施設における地下水シナリオの線量及び基準線量相当濃度への影響を評価した。
林 宏一; 副島 吾郎; 水井 宏之; 佐野 一哉
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
「ふげん」では、施設の汚染レベルに応じた廃棄物の区分を適切に行い、放射性廃棄物の発生量を低減するとともに、解体撤去工事を効率的かつ合理的に進めていく計画としている。このため、「ふげん」では、解体撤去工事に伴い発生する解体撤去物等のうち、放射能濃度が国の定める基準値以下となるものにクリアランス制度を適用し、「放射性物質として扱う必要のないもの」として搬出することを計画している。現在、解体中のタービン設備は、汚染状況の調査の結果、放射能濃度が国の定める基準値以下となることから、クリアランス制度を適用するため、評価対象核種の選定及び放射能濃度評価方法の構築を行った。
大谷 洋史; 林 宏一; 川越 慎司; 浜田 宣幸; 中村 保之
JAEA-Review 2011-026, 41 Pages, 2011/07
JAEA-Review-2011-026.pdf:7.38MB
原子力機構は、新型転換炉ふげん発電所の新型転換炉原型炉施設の廃止措置計画を平成18年11月7日に認可申請し、平成20年2月12日に認可を受けた。これに伴い、新型転換炉ふげん発電所を原子炉廃止措置研究開発センター(以下、「ふげん」という。)に改組し、施設の解体撤去作業に着手するとともに、自らの廃止措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下、「廃止措置技術開発」という。)を実施している。この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23年3月11日に開催した第23回ふげん廃止措置技術専門委員会において発表された資料「廃止措置の状況」,「クリアランス制度運用に向けた準備状況」,「原子炉解体技術の検討状況」についてまとめたものである。
忽那 秀樹; 松森 亮*; 泉 正憲; 林 宏一; 東浦 則和
JAEA-Review 2011-025, 43 Pages, 2011/07
JAEA-Review-2011-025.pdf:2.84MB
原子力機構は、新型転換炉ふげん発電所の新型転換炉原型炉施設の廃止措置計画を平成18年11月7日に認可申請し、平成20年2月12日に認可を受けた。これに伴い、新型転換炉ふげん発電所を原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)に改組し、施設の解体撤去作業に着手するとともに、自らの廃止措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という。)を実施している。この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22年9月14日に開催した第22回ふげん廃止措置技術専門委員会において発表された資料「廃止措置の状況」,「重水系機器を用いた放射性腐食性生物(CP)除染試験」,「管理データ評価システムの「ふげん」への適用」,「クリアランス制度運用に向けた準備状況」についてまとめたものである。
手塚 将志; 水井 宏之; 松嶌 聡; 中村 保之; 林 宏一; 佐野 一哉; 南光 隆; 森下 喜嗣
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.2815 - 2821, 2009/09
「ふげん」は電気出力165MWの重水減速・沸騰軽水冷却・圧力管型原型炉であり、25年間の運転の後、2003年3月に運転を終了し、廃止措置計画が昨年2月に認可されたことを受けて廃止措置段階に移行した。本発表では、廃止措置の期間を使用済燃料搬出期間,原子炉周辺設備解体撤去期間,原子炉本体解体撤去期間,建屋解体期間の4つの期間に区分して進め、2028年度までにすべての作業を完了する計画としている「ふげん」の廃止措置計画について紹介する。また、現在、使用済燃料搬出期間の作業の一部として進めている、タービン建屋での主蒸気系や給水系等の解体撤去作業、及び重水系設備の解体を容易にするために重水系に残留しているトリチウムを通気や真空引きにより行っている乾燥除去作業、並びに放射線遮蔽や粉じん抑制のために水中で行う原子炉本体の解体方法の検討状況を紹介する。
北村 高一; 林 宏一; 森下 喜嗣; 丹治 和拓*
放射線, 34(1), p.53 - 63, 2008/01
廃止措置を実施していくにあたっては、施設の残存放射能量を可能な限り精度よく評価したうえで、公衆の被ばく線量や放射性廃棄物の発生量等の安全性評価を実施し、適切な解体撤去方法・手順等に反映していくことが重要である。「ふげん」は、一般軽水炉と異なる原子炉構造であり、施設内の放射能量を推定する知見が比較的少ないことから、放射化量評価においては、原子炉運転中の段階から取得した数多くの中性子束分布や試料採取による実測データと解析値との比較評価をし、解析値の妥当性を検証すること、汚染量評価においては試料採取のほか、記録による汚染履歴調査等の幅広い調査等を反映して評価することが必要である。「ふげん」がこれまでに実施してきた廃止措置のための残存放射能量の評価手順及び結果について報告する。
加藤 優子; 梅林 栄司; 沖元 豊; 奥田 英一; 高山 宏一; 小澤 隆之; 前田 誠一郎; 松崎 壮晃; 吉田 英一; 前田 宏治; et al.
JAEA-Research 2007-019, 56 Pages, 2007/03
JAEA-Research-2007-019.pdf:6.79MB
「もんじゅ」の運転再開にあたって、今後新たに製造する燃料に加え、平成7年に実施した性能試験で燃焼を経験した燃料及び本格運転以後に使用する予定で保管されている燃料についても利用する計画である。これらの燃料については、製造後、既に10年を越えてナトリウム中(原子炉容器及び炉外燃料貯蔵槽)、あるいは大気中に保管された状態にある。これら燃料の保管中における経年的影響について燃料の機械的な健全性の確保の観点から、技術的検討・評価を行った。具体的には、これら長期保管状態にある燃料集合体について、経年的な影響を放射線による影響,環境による影響,機械的な影響等に着目して、熱,流動,構造強度,材料等の観点から、網羅的に整理して考察した。その結果、長期保管状態にある燃料集合体が有する機械的健全性は損なわれておらず、使用上での要求機能,性能を確保していることが明らかとなった。
太田 宏一*; 尾形 孝成*; 横尾 健*; 池上 哲雄; 林 秀行; 水野 朋保; 山館 恵
JNC TY9400 2001-015, 40 Pages, 2001/03
JNC-TY9400-2001-015.pdf:1.62MB
核燃料サイクル開発機構と電気事業者が共同で実施している「FBRサイクル実用化戦略調査研究」では、将来のFBR実用化に向けて、最も適当なFBRシステムを明確化するために、従来からの酸化物燃料の他、金属などの新型燃料サイクルについても比較検討を行うことになっている。その一環として、本研究では実用炉クラスを想定した金属燃料FBRの炉心核熱流力設計および燃料健全性評価を行い、達成可能な性能を明らかにするとともに、他の燃料形態との比較評価を行うことを目的としている。(1)炉心特性評価スケールメリットやサイクルコスト低減による経済性の向上を図った大型高燃焼度金属燃料炉心(1,500MWe級、150GWd/t)の核熱流力設計を行い、その炉心特性について以下の点を明らかにした。・通常の均質炉心によって、酸化物燃料炉心では難しい30年を下回る複合システム倍増時間が達成できる。またナトリウムボイド反応度は8-10$程度(炉心損傷事故時における即発臨界防止の目安制限値以下)に収まり、酸化物燃料炉心と同等の安全性が確保できる。・径方向非均質炉心の場合にはボイド反応度を5$程度に低減できることから、炉心損傷事故に対して十分な余裕が確保される。ただしプルトニウム富化度が増大するため、倍増時間は長期化する。(2)燃料健全性評価大型均質炉心において最大燃焼度が200GWd/tに達し、照射条件が最も厳しいと考えられる燃料要素の健全性評価を行い、以下の点を確認した。・燃料挙動解析の結果、様々な不確かさを保守側に仮定した場合にも燃焼末期までクリープ破損を防止することが可能であり、通常運転時の健全性が確保される。・過渡時には金属燃料特有の「液相形成に伴う被覆管内面浸食」が起こり得る。しかし、本解析の結果、設計基準事象において推測される数百秒以内の被覆管過熱状態の継続時間では液相浸食が被覆管健全性に与える影響は小さいことが分かった。即ち、過渡時の健全性確保の観点からは液相浸食対策は必要ないと言える。
佐々 宏一*; 山口 梅太郎*; 川本 眺万*; 高木 章雄*; 小林 昭一*; 石島 洋二*; 小林 芳正*
PNC TJ1552 93-001, 243 Pages, 1993/03
平成4年度の委員会業務としては、岩手県釜石鉱山の大峯地区坑内に設置した6ヶ所の地震計による地震観測および、水圧・水量・水質などの地震に関連した変化を主体とした地下水理観測を実施し、夫々について得られたデータの解析を行なった。また工事としては、725mレベルと250mレベルに設置してある独立型強震計に停電対策工事を実施し、観測業務の円滑化を計った。研究活動としては、地下水理・機器ワーキング・グループと数値解析ワーキング・グループを編成し、観測データの解析や、耐震設計手法の評価等に関する研究成果の検討を行なうと共に、観測施設の改善策や今後必要と考えられる観測機材等に関する検討を行なった。報告書の第1章では、9年目に入った本委員会の研究方針と、それに基づく研究活動の内容について記述した。第2章では、725mレベルと250mレベルに設置してあった独立型強震計は、停電するとサンプリング周波数が200Hzから100Hzに戻るという状態になっていたので、これを200Hzに固定化する工事について記述した。第3章では、平成4年度の釜石鉱山における地震と地下水理の観測データの収録結果を示すと共に、それらの解析結果について記述した。第4章では、地下深部における地震動特性を推定する手段として、SHAKE法の適用性について検討した結果について述べた。即ち観測された実際の地震波をモデル岩盤に入力し、その伝達特性をシミュレーションにより解析し、解析結果と観測結果を比較してSHAKE法の適用性を確認した結果を示した。第5章では、地層処分施設の耐震性を評価する研究の一環として、処分坑道についてケーススタディを実施した結果について述べた。即ち、解析的手法による坑道の耐震性の概略評価と、有限要素法による詳細な評価を行なったもので、結果としては、坑道表面から1m以内の部分は補強を要すが、それより深い部分は、安全であることを示した。第6章では、あとがきとして今年度に得られた研究成果をとりまとめて述べると共に、今後に残された課題と、それらの問題を順次処置していく年次計画を提言として示した。
横田 渉; 奈良 孝幸; 荒川 和夫; 中村 義輝; 福田 光宏; 上松 敬; 奥村 進; 石堀 郁夫; 立川 敏樹*; 林 義弘*; et al.
Proceedings of 13th International Conference on Cyclotrons and Their Applications, p.336 - 339, 1993/00
原研AVFサイクロトロンには2つのイオン源が設置されている。1つは重イオン生成用のECRイオン源(OCTOPUS)、他は軽イオン用のマルチカスプイオン源である。イオンの生成およびサイクロトロンへのビームの入射は1991年より始められた。主にH
,D,He
,Ar
,Ar
およびKr
のイオンが生成され、サイクロトロンで加速されている。また、金属原素を含んだ物質で作ったロッドを直接ECRプラズマ中に入れる方法を用いて、金属イオンの生成を試みた。サイクロトロンへのビームの輸送効率は、ビームのエミッタンスや運動量の広がりに強く影響を受けるため、サイクロトロンのアクセプタンスとの関係が重要である。本論文では、これらのビーム特性とビームの輸送効率との関係、および金属イオン生成結果について報告する。
荒川 和夫; 中村 義輝; 横田 渉; 福田 光宏; 奈良 孝幸; 上松 敬; 奥村 進; 石堀 郁夫; 唐沢 孝*; 田中 隆一; et al.
Proceedings of 13th International Conference on Cyclotrons and Their Applications, p.119 - 122, 1993/00
1988年からJAERI AVFサイクロトロンの建設を開始した。最大加速電圧を60kVまで発生させるため、共振器を設計変更した。多種類のイオンを加速可能とするため、マルチカスプとECRの2台の外部イオン源を装備した。1991年3月より加速試験が開始され、これまでにH(10,45,90MeV)、D(10,35,50MeV)、
He(20,50,100MeV)、
Ar(175MeV)、Ar(460MeV)および
Kr(520MeV)のイオンの加速試験を行った。最高輸送効率10.6%、最大引出し効率65%であった。プロトン90MeVでは最大10
Aの引出しに成功した。
立川 敏樹*; 林 義弘*; 石井 宏一*; 佐藤 岳実*; 中村 義輝; 横田 渉; 福田 光宏; 神谷 富裕; 上松 敬; 奈良 孝幸; et al.
Proceedings of the International Conference on Evolution in Beam Applications, p.270 - 274, 1992/00
モデル930AVFサイクロトロンのビーム生成試験は、1991年3月より開始した。これまでH(10,45及び90MeV),D(10,35及び50MeV),He(20,50及び100MeV),Ar(175MeV),Ar(460MeV)及びKr(520MeV)の各イオンについて加速試験を行い、いずれも目標の引出し電流値を達成した。各加速モードにおいてバンチャー効率2.5倍、P型チョッパーとS型チョッパーの組合せにより1.4s~1msのパルス間隔でシングルパルスを引出すことができた。ビームスキャナーにより20
20mm~100100mmの面積が均一に照射されることが確認された。
佐々 宏一*; 駒田 広也*; 小林 昭一*; 佐々木 俊二*; 堀田 光*; 山口 梅太郎*; 川本 眺万*
PNC TJ1552 91-001, 277 Pages, 1991/04
平成2年度の委員会活動としては,結晶質岩盤である岩手県釜石鉱山の大峯地区坑内に昨年度設置した4ケ所の地震計と,3ケ所の水圧計および1ケ所の水量計について,観測と解析作業から開始すると共に,地震計2ケ所の増設工事を実施した。研究活動としては,地下水理と数値解析の各ワーキンググループを編成して,夫々の分野での調査研究を進めた。本報告書の第1章では,第7年目に入った本委員会の研究方針とそれに伴う研究活動の内容について記述した。第2章では,本年度増設した独立型地震計SMAC-MD型2台について,その特性と設置工事について記述した。第3章では,平成2年2月より平成3年2月までの一年間に観測された地震と地下水理についての集積データとその解析内容について記述した。深部地下構造物の耐震性評価手法についての検討結果は第4章と第5章に記述した。即ち第4章では,耐震設計法の実例調査や地震による地下水流変化に関する文献調査等を実施した結果について報告した。第5章では釜石鉱山の地質・地形を対象として地下深部における地震動特性と構造物の挙動について数値解析を行った結果について記述した。第6章のあとがきでは,本年度に得られた研究成果についてのまとめを行うとともに,次年度以降に実施すべき研究内容についての提言を述べた。
