Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
石川 敬二
東海ノア通信, (32), p.6 - 9, 2008/06
2007年7月に発生した新潟県中越沖地震を踏まえて核燃料サイクル工学研究所において行った、耐震評価と必要な補強工事以外の対応を紹介。
川妻 伸二; 石川 敬二; 松原 達郎; 堂野前 寧; 今川 康弘
デコミッショニング技報, (33), p.67 - 74, 2006/03
旧核燃料サイクル開発機構中央安全委員会中央安全専門部会放射性廃棄物・廃止措置分科会が行った「海外調査」で平成17年8月29日にスウェーデンのStudsvik RadWaste社を訪れ、同社における金属廃棄物の溶融除染とフリーリリースの状況を調査する機会を得た。同社では1987年以降、国内外の放射性金属廃棄物を受入れ、溶融除染によりその大半をフリーリリースしてきている。その順調な操業の背景には、同社の努力はもとより、規制当局(SSI:スウェーデン放射線防護局)の強い指導力の下に達成することができたものであった。本調査は、Dr. J. Lorenzen「欧州における放射性金属廃棄物のフリーリリース:スウェーデンスタズビック社での17年間のフリーリリース経験」日本原子力学会誌Vol.46,No.9, 2004、に基づいて行っており、併せて参照されたい。
杉本 純*; 安濃田 良成*; 新谷 文將*; 山口 紀雄*; 佐藤 義則; 石川 敬二
JNC TN1200 2004-002, 100 Pages, 2004/07
原子力安全委員会の定める安全研究年次計画及び規制行政庁等のニーズを踏まえ、原研とサイクル機構が実施している安全研究について、原子力関係者及び一般を対象に、最近の成果を報告するとともに、統合後の新法人における安全研究の進め方に関する総合討論を行うことにより、今後、新法人が進める安全研究に資することを目的として、2004 年2 月6 日に東京で合同の研究成果報告会を開催した。本報告会には原子力関係者をはじめ規制行政庁を中心に、昨年の188 人を大幅に上回る259 人の参加があった。 本報告会は、研究成果の報告、特別講演、総合討論より構成した。まず、原研とサイクル機構の安全研究の成果の概要について、それぞれの機関より報告した。その後、原子力施設等、環境放射能、放射性廃棄物の各安全研究の成果について、原研及びサイクル機構から報告した。続いて、東原子力安全委員会委員より高レベル放射性廃棄物処分に対する防護基準の概要について特別講演があった。最後に、木村原子力安全委員会安全研究専門部会長が議長を勤め、規制行政庁、産業界、学界からのパネリストに原研及びサイクル機構からの各1名を加え、フロアからの参加も交えながら「新法人における安全研究の進め方」についての総合討論を行った。原研及びサイクル機構以外のパネリストから新法人における安全研究の進め方に関する考え方が示され、期待の大きいことが明確になった。新法人の安全研究計画の策定に際して参考となる多くの貴重な意見が得られた。本報告書は、上記合同報告会における特別講演、報告、質疑応答、総合討論及び使用された発表資料を取りまとめ、講演集としたものである。
石川 敬二
JNC TN1400 2002-013, 333 Pages, 2002/10
平成13年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成12年10月に策定(平成14年5月改定)した安全研究基本計画(平成13年度平成17年度)に基づき実施した。本報告書は、核燃料サイクル分野(核燃料施設、環境放射能及び廃棄物処分分野の全課題並びに耐震及び確率論的安全評価分野のうち核燃料サイクル関連の課題)について、平成13年度の研究成果を安全研究基本計画(平成13年度平成17年度)の全体概要と併せて整理したものである。
石川 敬二
JNC TN1400 2002-012, 235 Pages, 2002/10
平成13年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成12年10月に策定(平成14年5月改定)した安全研究基本計画(平成13年度平成17年度)に基づき実施した。本報告書は、動力炉分野(高速増殖炉分野の全課題及び確率論安全評価分野のうち動力炉関連の課題、並びに「ふげん」の廃止措置等分野の全課題)について、平成13年度の研究成果を安全研究基本計画(平成13年度平成17年度)の全体概要と併せて整理したものである。
石川 敬二
サイクル機構技報, (14), p.196 - 198, 2002/03
核燃料サイクル開発機構が、安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)に基づき実施した安全研究の5カ年成果の概要及びハイライトを、広くサイクル機構外に報告し、議論、批判を得てよりよいものとするために開催した報告会の会議報告を「サイクル機構技報」に掲載する。
石川 敬二; 石井 愛典; 黒須 勝也; 相馬 丞; 福沢 義晴
PNC TN1440 96-004, 61 Pages, 1996/04
本資料は、動燃の安全研究課題の目的及び位置付けと反映先をより明確にし、もって安全研究の合目的的かつ効率的な推進に資することを目的として作成した原子力安全に係る安全研究課題の構成要素の体系図である。本体系図は、原子力施設の安全確保、環境放射能、放射性廃棄物処分の安全確保の3体系で構成されるとともに、原子力施設については動力炉と核燃料施設に関して共通的な考え方で研究課題要素が展開できるように工夫して体系化されている。さらに本体系図には原子力安全に係る安全研究課題要素の全体を概観できるように、動燃以外で実施可能な課題要素も組み入れられている。加えて、本体系図は、必要性の観点から合目的的な関連付けが可能となるように安全研究課題の構成要素の細分化が図られている。本体系図を基に、本体系図中に示された要素で構成される具体的な個々の安全研究課題がその目的及び位置付けと反映先について明確にされ、緊急性の観点も考慮された上で優先度に基づき実施されていくことが期待される。本体系図は、平成6年9月に「安全研究基本計画」(平成8年度平成12年度)の課題策定に当たり、研究課題抽出の参考とするため提案したものである。また、一部は、原子力安全委員会の「安全研究年次計画」(平成8年度平成12年度)の策定時にも活用され、その際の検討を踏まえて、安全研究委員会分科会において、一部見直しを行った。なお、新型転換炉の実証炉計画が中止されたこと(平成7年8月25日、原子力委員会決定)に伴い、ATR施設の体系図については、大幅な見直しを行った。また、高速増殖炉分野については、今後「もんじゅ」2次系のナトリウム漏洩事故を踏まえた見直しを行うものとする。
小池 通崇; 秋山 隆; 石川 敬二; 永松 健次; 新沢 達也; 柴原 格
PNC TN9410 92-321, 30 Pages, 1992/10
「ふげん」第2回取り出し圧力管材料監視試験片(照射期間8年、高速中性子照射量 5.61021n/CM2(E 1MeV))の結果について健全性評価を行った。試験項目は、引張、曲げ、腐食及び水素分析である。照射後試験データにより圧力管材料の延性及び脆性上の評価を行った結果、健全であることがわかった。また、腐食による材料の減肉量及び材料への水素吸収量も設計値よりも小さく、良好な結果が得られている。
西野入 賢治*; 平沢 久夫*; 石川 敬二*; 松島 英哉*
PNC TN9410 89-177, 34 Pages, 1989/02
制御棒の健全性確認及び使用寿命に資するデータを取得するため、積算中性子量8.210の21乗n/平方cm(集合体平均)まで照射されたMCR105の照射後試験を実施した。試験は、集合体及び中性子吸収ピンについて行い以下の結果を得た。1.保護管表面に横方向の傷が観察された。それ以外に特異な変化は認められなかった。2.防振機構のボールは、全てスムーズに回転した。3.ダッシュラム部に最大185mの外径増加(変化率D/D=0.46)が認められたがダッシュポットとのすき間は十分確保されていることが確認された。4.中性子吸収ピンに297mの外径増加(変化率D/D=1.64)が認められた。この増加はB4Cペレットのリロケーションによるものと考えられる。
西野入 賢治*; 平沢 久夫*; 石川 敬二*; 松島 英哉*
PNC TN9410 89-176, 27 Pages, 1989/01
制御棒の健全性確認及び設計変更の妥当性評価に資するデータを取得するため、積算中性子照射量9.9510の21乗n/平方cm(集合体平均)まで照射されたMCR107の照射後試験を実施した。試験は、集合体及び中性子吸収ピンについて行い、以下の結果を得た。1.今まで保護管表面に認められた周方向の傷は、観察されなかった。2.防振用突起部に、下部案内管との接触跡が観察された。それ以外には、特異な変化は認められなかった。3.中性子吸収ピンに230mの外径増加(外径変化率D/D=1.27%)が測定された。この増加は、B4Cペレットのリロケーションによるものと考えられる。4.中性子吸収ピン内ベント管固定用の中間端栓上端にナトリウム化合物が付着していた。
西野入 賢治*; 平澤 久夫*; 石川 敬二*
PNC TN9410 89-175, 31 Pages, 1989/01
内側反射体(NFRI01)の照射後試験によって得られた結果は,以下の通りである。1.反射体表面の各面コーナ部に縦方向の傷が観察された。2.反射体の上部パッドにおける曲りは,約19.6mmであった。3.反射体下端から1570mm,同1630mmの間のラッパ管密度変化率(/)は,炉心方向に位置するB面で,約0.17%,その反対E面では,約0.04%であった。4.反射体要素のスエリングによるふくれ(B701ピンの密度変化率/―3.80%)及び伸び(B701ピンの変化量L=3.8mm)が測定された。5.反射体要素の最大曲りは,B701ピンの26.1mmであった。反射体の使用寿命は,曲り量により制限され,本反射体の最大積算中性子照射量に相当する約5.01022n/cm2(E0.1MeV)が限度である。反射体の曲りは,径方向のスエリング(膨れ)量の差が原因であり,今後曲りを抑制するために,反射体のシャフリングまたは構造の見直しを行い径方向の中性子照射量を均一化する必要がある。
高田 千恵; 石川 敬二; 助川 和弘; 野村 紀男; 高崎 浩司; 住谷 秀一; 吉澤 道夫; 百瀬 琢麿
no journal, ,
大洗研究開発センターの汚染・内部被ばく事故について原子力機構は、プルトニウム汚染をもたらした貯蔵容器内の樹脂製の袋の破裂及び作業員の内部被ばくに加え、体表面汚染の残存等、事故発生後の処置の問題も含めて原因究明を行い、直接的な原因を14項目に整理した。さらにその背後にある組織的な要因として18項目を抽出し、これらの原因に対する再発防止策を策定した。本発表では、その概要とともに、新たに作成した身体汚染発生時の措置等、特に保健物理分野に関係のある項目に絞り、我々が得た教訓と今後に向けて準備・開始している対策について報告する。