長期的な地形変化と気候変動による地下水流動状態の変動性評価手法の構築

尾上 博則; 小坂 寛*; 松岡 稔幸; 小松 哲也; 竹内 竜史; 岩月 輝希; 安江 健一

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 26(1), p.3 - 14, 2019/06

https://doi.org/10.3327/jnuce.26.1_3

高レベル放射性廃棄物の地層処分の安全評価は、処分施設閉鎖後、数万年以上に及ぶ時間スケールを対象として実施される。そのため、長期的な自然現象による影響を考慮した地下水の流速や移行時間といった地下水流動状態の長期変動性の評価技術の整備は重要な技術開発課題である。本研究では、長期的な自然現象のうち隆起・侵食による地形変化や気候変動に着目し、それらに対する地下水流動状態の変動性を、複数の定常解析結果に基づく変動係数で評価可能な手法を構築した。岐阜県東濃地域を事例とした評価手法の適用性検討の結果、過去100万年間の地形変化や涵養量の変化による影響を受けにくい地下水の滞留域を三次元的な空間分布として推定した。本評価手法を適用することで、地層処分事業の評価対象領域において、地形変化や気候変動に対する地下水流動状態の変動性が小さい領域を定量的かつ空間的に明示することができる。さらに、岐阜県東濃地域における事例検討結果を踏まえて、外挿法を用いた地下水流動状態の変動性の将来予測の基本的な考え方を整理するとともに、将来予測手法の適用可能な時間スケールについて考察した。

Review on the seismic safety of JRR-3 according to the revised regulatory code on seismic design for nuclear reactors

小林 哲也; 荒木 正明; 大場 敏充; 鳥居 義也; 竹内 真樹*

JAEA-Conf 2011-003, p.83 - 86, 2012/03

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Conf-2011-003.pdf

JRR-3 (Japan Research Reactor No.3) was built as the first domestic reactor in 1962. The large-scale modification including the removal and re-installation of the core was carried out from 1985 to 1990. The modified JRR-3 with the thermal power of 20 MW is a light water moderated and cooled, swimming pool type research reactor. After the modification, JRR-3 has been operated without major troubles. This paper presents about review on the seismic safety of JRR-3 according to the revised regulatory code on seismic design for nuclear reactors. In addition, some topics concerning damages in JRR-3 due to the Great East Japan Earthquake are presented.

原研タンデム加速器の現状

松田 誠; 竹内 末広; 月橋 芳廣; 堀江 活三*; 大内 勲*; 花島 進; 阿部 信市; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; et al.

第18回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.11 - 14, 2005/11

2004年度の原研タンデム加速器の運転日数は、7月に高電圧端子との通信トラブルが発生したが、例年並の214日(約5000時間)を維持できた。そのうちブースターの利用運転は42日であった。最高端子電圧は高圧超純水洗浄を施したコンプレスドジオメトリ型加速管の更新により、約1年余りでビーム無しで18.7MV、ビーム有りで18.0MVを記録し建設以来の最高となった。KEKと共同で進めてきた短寿命核加速実験施設(TRIAC)の設置に伴い、新たなインターロックシステムを構築した。一方TRIACは3月に施設検査を終了し、ウランの陽子誘起核分裂反応で生成されたXe(T=14min)ビームの加速に初めて成功した。本研究会では、2004年度における運転,整備及び利用状況について報告する。

原研タンデム加速器の現状

松田 誠; 竹内 末広; 月橋 芳廣; 堀江 活三; 大内 勲; 花島 進; 阿部 信市; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; et al.

第17回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.1 - 4, 2004/00

原研タンデム加速器では昨年度、加速管をコンプレスドジオメトリ型の加速管へ更新した。加速管内の超音波及び高圧純水洗浄の効果により、わずか1週間程のコンディショニングで更新前の約16MVの端子電圧を達成することができた。充分なコンディショニング時間を確保できなかったが、1MV及び2MVユニットでは平均で110%の電圧を達成し、フルカラムによる電圧上昇試験で18.2MVを達成した。そのほか強力なターミナルイオン源への更新のために入射系の改造を行うべく準備を進めており、昨年度ガスストリッパー装置の撤去を行った。短寿命核加速施設は昨年度までの3年間で施設の建設及び装置の設置はほぼ終了し、今年度中の短寿命核の加速実験を目指して装置全体の立ち上げ及びインターロックなどの安全装置の製作を現在行っている。また短寿命核加速施設からの1MeV/uのビームを既存の超電導ブースターで加速できるように現在のブースターの前段部に=6%のlow空洞を設置し最大57MeV/uまで加速する計画を進めている。研究会ではこのほかに昨年度のタンデム加速器施設の運転、整備の状況について報告する。

超微粒子を接合介在層に用いた窒化珪素セラミックスの接合

阿部 哲也; 村上 義夫; 竹内 久雄*; 相原 智康*; 山川 晃*

JAERI-Research 94-023, 22 Pages, 1994/10

JAERI-Research-94-023.pdf:2.31MB

接合介在層にセラミックス超微粒子(UFP)を用いるセラミックス-セラミックス(C-C)接合法を開発することを目的に各種の試験を行った。対象にした接合母材はSiNセラミックスで、接合介在層にはSiN-UFPとAlO-UFPを使用した。1次接合後HIP処理を行う二段階接合法によりSiNセラミックス接合試験体を試作し、接合部の曲げ強度試験、接合面性状の観察等の評価試験を行なった。試験の結果、接合介在層の種類と接合面の平坦度が接合試験体の曲げ強度に大きな影響を及ぼすことが判明した。接合面の平坦度が0.3mのSiNセラミックス接合母材にAlO-UFP接合介在層を用いたC-C接合では、970MPaの曲げ強度が得られ、この値は800Cまで維持された。C-C接合の応用例として、AlO-UFPを接合介在層として、SiNセラミックス製パイプの接合を試みた。

高速実験炉「常陽」運転経験報告書; 模擬配管ガス導通水試験及び1次純化系特殊ドレンに関する検討

永井 均*; 竹内 徹*; 永山 哲也*; 小屋越 直喜*; 佐々木 和一*; 森本 誠*; 藤枝 清*

PNC TN9410 89-184, 18 Pages, 1989/03

PNC-TN9410-89-184.pdf:0.57MB

高速実験炉「常陽」では、定検時における電磁ポンプダクト部の保護のためにオーバフロー及び純化系電磁ポンプについて、ナトリウム特殊ドレンを実施している。しかし、純化系電磁ポンプについては、これまでに凍結途中にガス導通が止まる等の事象が起こり、一度も完全なナトリウム特殊ドレンができなかった。このため、模擬配管によるガス導通水試験を行い、1次純化系導通水試験を行い、1次純化系特殊ドレン不可原因の推定を行った。模擬配管でナトリウム特殊ドレン時と同等の圧力を加え確認したところ、水平管と垂直管を結ぶ位置に液相部ができ、圧力が低くなるに伴い液相部が増える傾向が認められた。従って、その液相部が固まればガス導通が止まることになる。しかし、水平管はガス導通の様子が層状流となるため、電磁ポンプ位置が最後に固まる場合、ガス導通が止まってもナトリウム融解時の体積膨張を吸収する空間ができ、このため完全な特殊ドレンはできないものの、電磁ポンプ保護の目的を満足していると推定される。さらに、水試験の結果から、今回行った直接電磁ポンプへガス導通する方法については、設備の圧力制限上ガス導通できないことか判明した。

高速増殖炉「常陽」運転経験報告書; 補助冷却系統運転実績(昭和57年1月昭和61年9月)

黒沢 龍一*; 竹内 徹*; 永山 哲也*; 磯崎 和則*; 村上 幸義*; 藤枝 清*; 光延 秀夫*

PNC TN9410 87-001, 22 Pages, 1987/01

PNC-TN9410-87-001.pdf:6.71MB

高速実験炉「常陽」の補助冷却系統について、昭和57年1月から昭和61年9月までの運転実績を報告する。主な運転実績は次のとおりである。(1)1次補助冷却系統は大きな故障もなく、順調に運転された。1次補助冷却系の運転時間は約3400時間であり、主に運転は定期点検期間中における炉心崩壊熱除去の目的で行われた。1次補助循環ポンプが自動起動したのは65回であり、全ての起動停止は計画的な各種試験によるものであった。1次補助冷却系統へ冷却材ナトリウムを初充填した以後の系統運転時間は約3900時間となった。(2)2次補助冷却系統は100%流量で約34000時間運転された。その間、2次補助循環ポンプのトリップは11回発生した。トリップの内訳は外部電源喪失及び試験によるのが10回、補助循環ポンプコイル温度高によるものが1回であった。補助循環ポンプコイル温度高によるトリップは、原子炉停止中の昭和57年5月に発生した。原因は補助循環ポンプ冷却フィルターが目詰りしたため、コイルへの冷却風量が低下し、ポンプトリップへ至ったものである。プラントへの影響はなかった。この期間の2次補助冷却系の運転はほぼ順調であった。2次補助冷却系統へ冷却材ナトリウムを初充填した以後の系統運転時間は約73000時間となった。

Technical know-how and decision process for geoscientific investigation of geological disposal of HLW, 1; Overview of Information Synthesis and Interpretation System (ISIS) and application of investigation methodology in URL programto the characterization of accretionary complex

仙波 毅; 竹内 真司; 常盤 哲也; 新里 忠史; 大澤 英昭

no journal, , 

原子力機構が開発している次世代型サイト特性調査情報統合システムの概要を紹介する。さらに、幌延と瑞浪の深地層の科学的研究で整備した地質環境調査手法の付加体地域への適用性を検討した。既存情報に基づいて地層処分の観点から重要な付加体の地質環境特性を整理し、幌延や瑞浪の地質環境の特徴と比較した結果、原子力機構の調査手法が付加体の特徴を考慮することによりおおむね適用が可能であるとの見通しを得た。

地質環境長期安定性評価確証技術開発; 「地質環境長期変動モデル」の概要

石丸 恒存; 安江 健一*; 尾上 博則; 松岡 稔幸; 小松 哲也; 岩月 輝希; 竹内 竜史; 加藤 智子; 笹尾 英嗣

no journal, , 

原子力機構では、過去から現在までの地質環境の長期的な変化を三次元的に表現できる地質環境長期変動モデルの構築に向けて、岐阜県東濃地域と北海道幌延地域をそれぞれ山間部と平野部の事例として、モデル構築手法の検討を進めている。これまで個別に検討されてきた「地形・地質モデル」、「地表環境モデル」、「水理モデル」及び「地球化学モデル」といった各分野のモデルを統合的に取り扱うことにより(統合数値モデル化)、地質環境の長期的変動を表現できる数値モデル構築の方法論を整備するとともに、モデルの妥当性の確認及び不確実性の評価のための方法論、モデルを効果的に表現する可視化技術の検討も合わせて進めている。これまでに、各モデルに影響を与える特徴、事象及びプロセスの抽出と相互関係の整理及び長期変遷シナリオの整備を進め、統合数値モデルで考慮するイベントとプロセスを整理するとともに、不確実性の定量化手法を検討し、統合数値モデルを構築した。

地質環境長期安定性評価確証技術開発,2; 地下水流動状態の長期的な変動性評価における不確実性の影響分析

尾上 博則; 松岡 稔幸; 小松 哲也; 安江 健一*; 岩月 輝希; 竹内 竜史; 加藤 智子; 笹尾 英嗣

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、将来の自然現象に伴う地質環境特性の長期安定性を評価するために必要な超長期の地質環境特性の変動を考慮できる数値モデル(以下、地質環境長期変動モデル)の構築に関する技術開発を進めている。本発表では、東濃地域および幌延地域をそれぞれ山間部と平野部の事例として、地質環境長期変動モデルに内在する不確実性が、地下水流動状態の長期的な変動性に及ぼす影響の分析に関するこれまでの取り組みおよび成果について示す。