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曽野 浩樹; 助川 和弘; 野村 紀男; 奥田 英一; 保全計画検討チーム; 品質管理検討チーム; 検査制度見直し等検討会
JAEA-Technology 2020-013, 460 Pages, 2020/11
JAEA-Technology-2020-013.pdf:13.46MB
2020年4月1日施行の原子炉等規制法及び関係法令に基づき行われる新しい原子力規制検査制度(新検査制度)の導入準備として、日本原子力研究開発機構(原子力機構)所管の新検査制度対象7事業施設(研究開発段階発電用原子炉施設,再処理施設,加工施設,廃棄物管理施設,廃棄物埋設施設,試験研究用原子炉施設及び核燃料物質使用施設)を対象に、それら施設の多様性,特殊性及び類似性を考慮しつつ、原子力規制検査に対応するための運用ガイド6種「保全文書ガイド」,「独立検査ガイド」,「溶接検査ガイド」,「フリーアクセス対応ガイド」,「PI設定評価ガイド」及び「CAP対応ガイド」を策定した。また、新検査制度下での品質マネジメントシステム及び保安規定の改定案を検討し、原子力機構内で典型的な規定類のひな形として取りまとめ、新たな保安・保全・品質管理活動体制の導入を完了した。規制当局及び事業者ともに新検査制度の運用に係る細部の調整は、新検査制度本運用後(2020年4月以降)も継続していることから、今後の本運用の実施状況とその調整結果を踏まえ継続的・段階的に改善していくこととする。
野村 紀男; 鹿志村 芳範
JNC TN9410 2003-009, 53 Pages, 2004/03
JNC-TN9410-2003-009.pdf:0.57MB
国内の原子炉施設及び核燃料施設では、設計段階において様々な安全性評価を行い、施設の安全性を確認した上で建設及び運転に入る仕組みとなっている。また、稼働中の原子炉施設に対して、設備に係る安全性評価の実施を法律で規定する動きがある。一方で、化学プラントでは、実際に運転管理を行っている設備に関する安全性評価を行いリスクの低減に努めている。そこで、大洗工学センターの核燃料物質使用施設における安全性評価に資するため、国内外の化学プラントにおける安全性評価の実状を調査した。その結果、化学プラントで実施している評価のうち、厚生労働省が推奨した安全性評価手法についてM社が独自の視点で改善を加えたものを基に、核燃料物質等を取り扱う施設へ置き換えた場合の標準的な評価手法を検討した。その結果、核燃料施設において用いることができるプロセス評価手法の一例を構築することができた。今回構築した手法は、標準的な手法であり、実際にこの手法を適用する場合は、対象とする施設及び設備等の情報を基に、評価手法の中で定めている評価内容及び評価点を再検討した上で安全性評価を実施する必要がある。
高嶋 秀樹; 野村 紀男; 山本 敏久; 小山 真一; 若林 利男
動燃技報, (92), 0 Pages, 1994/12
使用済燃料から発生する長半減期の放射性廃棄物、特にマイナーアクチニド核種(MA核種)の消滅処理技術確立のためには、MA核種の正確な核反応断面積を測定・評価する必要である。MA核種の核反応断面積のデータを測定評価するために、今回バック・ ツー・バックタイプの検出期(BTB核分裂検出器)を開発し、高速中性子炉「弥生炉」で特性試験を実施した。その結果、今回製作したBTB核分裂検出器は、MA核種の核反応断面積を測定評価する上で十分な性能を有することが確認された。
野村 紀男; 羽賀 一男; 大坪 章
PNC TN9410 93-169, 71 Pages, 1993/10
可搬型炉研究の一環として、月面あるいは宇宙空間で活動を行うためのエネルギー供給源の概念検討を行っている。本報告書では、RI熱発電器を中心に極限環境におけるエネルギー供給手段の検討結果をまとめた。まず、現在開発されているRI熱発電器について原理、構造、利用状況について調査し、小規模エネルギー供給源としての可能性を示した。また、熱源であるRIの製造方法について検討し、国内での生産が可能であることを明らかにした。次に、月での原子力エネルギー供給を地球に極力依存しないものとするための、資源の探査方法及びレーザー同位体分離を用いた濃縮、再処理及び群分離を一貫して行う核燃料サイクルの概念を示した。この他、これまでに進めて来た宇宙用原子動力システムの熱源を太陽エネルギーに変えた太陽熱集光型ランキンンサイクルシステム(ソーラレイシルテム)の概念を検討し、技術の適用性を明らかにした。最後に、宇宙船をエネルギー源とした静電発電システムの概念及びこのシステムを応用した宇宙線の遮蔽対策を示した。
羽賀 一男; 野村 紀男; 大坪 章
7th International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES '93), 0 Pages, 1993/09
FBR技術を適用した300kwe月面炉の検討の中から,自然循環力による崩壊熱除去能力に付いて報告する。SPECTRA-Lと仮称する本システムの原子炉は,電磁ポンプを備えた主冷却系の他に,冷却材であるリチウムの自然循環力にのみ依存した補助系を有し,主冷却系の作動が無くても崩壊熱は補助系で除去されることを期待している。本解析では,先ず定格運転5年後及び10年後の崩壊熱をORIGEN-82コードで求めた。次に,この崩壊熱変化を炉出力とし,LEDHERコードにより地上の1/6の重力加速度の条件で過渡熱流力変化を計算した。計算は収束し,炉停止ならびに電磁ポンプ停止後60秒から90秒で自然循環流動がほぼ確立する。この間の炉心温度ピークは定格運転時より27
C高くなるだけで,その後温度は低下を続ける。
野村 紀男; 羽賀 一男; 片岡 一; 清野 裕; 大坪 章
PNC TN9410 93-154, 218 Pages, 1993/08
可搬型炉研究の一環として,月面あるいは宇宙空間で活動を行うためのエネルギー供給源の概念検討を行っている。本報告書では,月面原子動力プラント研究の集大成として主要機器の構造や能力について検討し,10年間燃料交換の不要な一体型300kWe原子力プラントであるSPECTRA-Lが,月面原子動力プラントとして成立することを示した。また,各機器の総重量が,条件である10t以下に納まることを明らかにした。この他,原子炉が停止した時の自然循環による崩壊熱除去について評価し,冷却材温度が定格運転時を上回ることなく崩壊熱を除去できることを明らかにした。さらに,プラントの設置方法を検討し,最適な設置方法を示した。さらに,将来の月面活動の拡大化に備えて3000kWe原子炉を中心とした原子力プラント(LUBAR)の概念設計を行った。LUBARは,1基の原子炉ユニットと2基の発電ユニットの3ユニットで構成され,現地で組み立てるものとする。この原子炉ユニットには10年間の連続運転が可能な原子炉を3基備えておくことにより,30年間の使用を可能とした。また,本プラントについても設置方法を検討した。最後に,本プラントを実現するために必要な研究課題とその開発計画案を示した。
野村 紀男; 羽賀 一男; 大坪 章
PNC TN9410 91-298, 74 Pages, 1991/08
高温可搬型液体金属冷却炉システムは、通常の地上環境とは異なる極限環境下での閉鎖系へのエネルギー供給源(300kWe用SPECTRA-L、2MWe用LUBAR)としても期待される。月面等の極限環境閉鎖系のエネルギーの供給形態としては、これまでは専ら電力だけの利用を想定してきたが、発生したエネルギーの有効利用の面から見ると、用途によっては熱そのものを併用する方が有利な場合も考えられる。そこで、原子炉を熱源とする月面基地におけるエネルギーシステムについて、発生した熱の直接利用を組み込んだ場合ん利害の得失を検討した。この検討において、1・全電化方式でエネルギーシステムを作りあげた場合と、2・熱利用が可能な項目については積極的に原子炉の排熱利用を行ったコジェネリーションシステムの場合、2つに分けて、熱・電気のエネルギーフローを示すエネルギーシステム図を作成した。コジェネレーションシステムでは、熱移送媒体として化学反応を利用(メタンガスと水蒸気の混合ガスを核燃により分解し、水素と一酸化炭素を生成する。それをパイプで輸送して、消費地でその逆反応により熱を取り出す。)した、極限環境に相応しいものを提案した。検討の結果、システムの重量を評価軸とした場合、基地の拡大によってエネルギー需要が1MWe程度になると、排熱利用を積極的に行ったコジェネリーションシステムの方が、エネルギー供給を全て電気で賄う全電化と同等あるいはそれ以上に有効となる可能性があることがわかった。最後に、コジェネリーションシステムによってエネルギーの有効利用とシステムの軽量化に両方を達成するために必要な今後の技術的課題を明らかにした。
羽賀 一男; 大坪 章; 片岡 一; 立邊 和明; 清野 裕; 渡辺 兼秀; 野村 紀男
PNC TN9420 91-007, 152 Pages, 1991/04
原子炉の熱エネルギーやラジオアイソトープの崩壊熱の利用技術の開発は,宇宙における発電源としてソ連,米国を中心に約30年の歴史があり,一部は実用化されている。その中で原子炉を用いるものでは,液体金属冷却炉が主流である。この分野における文献を,第7回宇宙原子動力システムに関するシンポジウム(米国,アルバカーキ,1990年)を中心に,国際会議予稿集,専門誌等から55編選び,要約をそれぞれ作成した。本報告書の範囲は,システム全体,炉物理,遮蔽,冷却系,発電系,排熱系,燃料,耐高温材料,ロケット推進,制御,安全性,試験計画,と多岐にわたり,これで世界における最近の全体的な開発動向が分かる。
野村 紀男; 羽賀 一男; 大坪 章
PNC TN9410 91-125, 75 Pages, 1991/04
可搬型炉研究の一環として、月面あるいは宇宙空間で活動を行うためのエネルギー供給源の概念検討を行っている。月面炉について前報では、径方向については月面の土であるレゴリスによって自然放射線のレベルまで減衰させることが可能であるが、軸方向については遮蔽物が原子炉の上部を覆う約2mのレゴリスと原子炉付属設備しかなく、許容できる限度まで低減することが困難であると報告した。一方軌道上炉では、遮蔽はプラントの一部として始めから備えつけていなければならない。そこで、原子炉と発電設備を結ぶ軸上に設置する遮蔽にいついて最適な構成を求める解析を実施した。解析にあたって遮蔽厚は1m以内とし、遮蔽重量はできる限り低く抑えるという条件を設定した。解析では、遮蔽材にベリリウム、タングステン、水素化リチウム、ステンレス鋼を用いて合計厚さ90cmの多重層構造とすることにより遮蔽体から25m離れた居住区域となる場所の線量当量率の合計が14.4
/hと計算された。この値は、宇宙空間における原子炉からの影響の制限値として先に提案した4.6Sv/hを担保していないが、遮蔽体後方に設置される原子炉付属設備や居住区域に設けられる宇宙線の遮蔽壁により、実際には原子炉からの影響は基準値を下回ると予測される。
大坪 章; 野村 紀男; 清野 裕; 引地 拓夫*
PNC TN9430 91-005, 112 Pages, 1991/03
本資料は、1991年1月大洗で開催された社内報告会「新原子動力研究発表会」で用いられたOHPシートに、発表原稿を添えて編集したものである。報告の範囲は1.高温高速炉(深海調査用動力源、水素製造炉)、2.地上可搬型炉、3.月面炉であり、1990年の主要な成果について概説した。以下にその要点を示す。深海調査用動力源 深海での広範囲・長時間の調査や継続的な計測には独立した長寿命の動力源を持つ必要があり、それには小型原子炉が有力な候補である。この場合、原子炉の排熱方法が問題になる。そこで、約700
の炉容器出口温度を有する高温高速炉と2次系にガス系の閉ループブレイトンサイクルを用いることで、耐圧殻を介した熱輸送により海水中へ放熱が可能となるかを検討した。解析では、耐圧殻は内径3m、内面間高さ6mの円筒形とした。冷却器が設けられる部分の耐圧殻は表面積は63.6M2、耐圧殻は厚さ7.64CMで、材質は高張力鋼またはチタン合金とする。冷却器のガス流路幅は8CMで、流力等価直径は約16MMである。発電効率は17%、炉容器出口ナトリウム温度は720、冷却器中のガス平均温度は約180である。冷却器中に設けたフィンによる熱伝達率の向上率は40%とした。海水温度を10とし伝熱計算を行った結果、ガスと海水の温度差が必要な170以下になる電気出力はチタン合金殻で約190kW、高張力鋼では300kW以上となり、この動力源は成立性があることが分かった。 水素製造炉 熱科学を利用した水素製造法UT-3プロセスは、約600と700に吸熱反応があり、熱化学法では比較的低温で水素製造が可能な方法である。そこで炉容器入口、出口温度を、それぞれ約640、約770とすれば核熱が無駄なく水素製造に用いられるため、高速炉とUT-3プロセスを組み合わせたシステムについて研究を行っている。このプロセスは熱効率は約40%であるので、水素製造量は40,000Nm3/hとなる。 地上可搬型炉 自然循環小型炉について、炉心部の平坦な温度分布を得る炉内構造を求める解析を実施した。自然循環冷却炉は、炉心で発生する熱エネルギーを液体金属の自然循環だけで輸送することで、ポンプ等の可動機器を可能な限り排除して系統をより簡略化し、システムの信頼性を飛躍的に向上させることを狙ったものである。2次熱輸送系にはヒートパイプを
野村 紀男; 羽賀 一男; 大坪 章
PNC TN9410 91-107, 40 Pages, 1991/03
可搬型炉研究の一環として概念検討を進めている月面上原子動力プラントSPECTRA-Lの遮蔽構造を定める上から、月面上でも地上と同様に放射線に対する何らかの限度を設定する必要がある。しかしながら、月面上あるいは宇宙空間(以後月面上と言う)で放射性物質等を取扱う場合、銀河や太陽から放出される宇宙線の影響が大きいため、地上の線量当量限度をそのまま適用することはできない。そこで、本書では、地上の外部放射線による線量当量限度の値を踏まえた上で、月面上の線量当量限度について検討した。本検討から、月面で作業する作業者の生涯の線量当量限度案として2.0Svを、また1年間の線量当量限度案として、ICRPの1990年勧告で示された事故の制御や緊急の救済措置における線量当量限度である0.5svよりも低い0.4Sv/yを提案する。また、1カ月の線量当量限度は1年間の限度を計画的に守るため0.04svとすることが妥当であろう。原子炉に関しては、原子炉からの影響が、作業者が原子炉へ常時接近することが可能な位置で年線量当量限度の10%以下、すなわち40msv/yにおさえることが望ましいとした。SPECTRA-L運転中の月面の土壌であるレゴリスの遮蔽効果の1次元解析によると、径方向で約11.5m離れれば原子炉からの影響はないと評価された。また本検討の中で、1・稼働中は作業者が原子炉施設へ近づかなくても管理が可能なシステムとすること、2・居住区周辺は磁気を利用した放射線シールドや作業性の良い防護服の素材の開発を行うことにより被ばく防止を図ることを提案した。居住区域の線量当量限度は、十分な遮蔽設計を行い無用な被ばくをできる限り低減するための措置を施す必要がある。また、地下立地(ジオフロント)を採用し、原子炉施設付近で作業する場合も、月面上に出ることを極力避けるため、地下道を利用して目的の建家へ向かう設計が良い。
野村 紀男; 羽賀 一男; 大坪 章
PNC TN9410 91-100, 73 Pages, 1991/03
超小型の液体金属冷却高速炉を月面用エネルギー供給システムに利用すると、エネルギーの長期間安定供給が可能であるだけでなく、必要とされるエネルギーが多いほど太陽電池などの他のエネルギー供給システムと比べてコスト面での競争力が高い。研究中の月面可搬型炉SPECTRA-Lは、宇宙輸送機に搭載して月面までの輸送を行うが、その際の安全評価上の想定事象として、ここでは打ち上げ失敗による宇宙輸送機の爆発、及び墜落、それに係る原子炉の損傷、核燃料物質の飛散等を考えた。本書では、このような想定事象に対する安全性の考え方を整理するとともにその評価を実施した。その結果、以下に示す知見が得られた。1)宇宙輸送機の打ち上げ失敗により原子炉が海上もしくは地上へ落下しても未臨界性を担保することができる。2)核燃料物質の漏洩・飛散を想定した場合の環境への影響1・放射性雲による外部被ばくは、自然放射線によるそれを下回る。2・空気中の核燃料物質の吸入による内部被ばくは、想定される最大濃度でも一般公衆の線量当量限度を超えない。3・地上の表面密度については、晴天時、降雨時(降雨量:10mm/h、100mm/h 、1000mm/h) いずれも、
線放射体による汚染物質を管理区域から搬出する際の基準0.4Bq/cm2 を下回る。なお、上記2)の評価で、核燃料物質が5%漏洩し、それがエアロゾル状になると仮定しているが、実際には核燃料物質はペレット(セラミック)化され、燃料ペレットは燃料ピン、冷却材(金属)、原子炉容器等によって多重に防護されており、落下による衝撃により核燃料物質が大気中へ放出されてもその全てが微小なエアロゾルになるわけでないため、保守側の評価値と考えている。
桜井 直行; 石田 順一郎; 小泉 勝三; 飛田 和則; 北村 高一; 野村 紀男
PNC TN9080 91-002, 31 Pages, 1990/12
大洗工学センター安全管理部では、当部の現在かかえている問題点を解決し、今後の役割について検討を行うとともに、我々が実施すべき研究開発項目を明確にするため、安全管理部中期計画作成W/Gを1990年7月に組織した。本W/Gは約半年間にわたり安全管理部の現状認識と、今後の対応、改善策について幅広い角度から検討した。本計画書の内容は、「現状認識」、「計画の立案一重点項目の検討」より構成されている。検討に当たっては、1985年に東海事業所で作成された「安全管理部中長期計画」を参考とした。今後の安全管理部の発展を期待し業務を遂行するうえで、本資料を参考にしていくものとする。また、本計画は今後とも定期的に見直しを行う必要があるとともに計画の進捗度を常に点検し確認することが肝要である。
野村 紀男*; 古田 定昭*; 瀧田 昭久*; 遠藤 清志*; 桜井 直行*
PNC TN9410 89-025, 42 Pages, 1989/01
高速実験炉「常陽」における一次冷却系配管及び周辺機器は、原子炉積算運転時間の増加とともに放射性腐食生成物(RADIOACTIVECORROSION PRODUT:CP)の蓄積による表面線量率の上昇が認められてきている。また、それに伴い一次冷却系配管、及び周辺機器の設置されている一次冷却系配管室(床下区域)の空間線量率の同様に上昇しており、この区域では放射線作業に従事する作業者の被ばく線量に着目する必要がある。実験炉「常陽」では、昭和53年8月より、床下区域解放時の放射線量率予測、及び床下区域の放射線作業に従事する作業者の作業被ばく線量を推定するため、一次冷却系配管、及び周辺機器の表面、並びにその区域の作業環境の放射線量率測定を随時実施してきた。その結果、以下の項目について評価した。1)運転中の床下区域空間線量率、及び停止後の線量率減衰経過より、100MWt運転中の配管表面線量率を約8.4
10**3R/hと推定した。2)原子炉運転停止後の線量の減衰から床下区域入域可能日を評価し、その結果、一次系ドレンを実施すれば、床下区域入域には、運転停止から約6日後に入域可能であると推定した。3)原子炉運転開始から現在(昭和53年8月
昭和63年11月)までの床下区域における放射線量率の推移を求めた。その結果から、運転開始から4年後(EFPY換算)の配管表面線量率(曲配管部外側)が約48mR/hまで上昇すると予測した。
大坪 章; 羽賀 一男; 野村 紀男
日本原子力学会誌, ,
高速炉とガス系を用いた発電システムの,深海調査用動力源としての応用を提案する。このシステムでは,通常の高速炉より冷却材温度を約150°C高くした,高温高速炉と,ガスタービン発電系の密閉ブレイトンサイクルを用いる。 本報告では,深海調査の目的及び,高温高速炉-密閉ブレイトンサイクルの概念について説明した後,水深6500mまで,潜水可能な潜水調査船用の200kWe動力源の機器配置について述べる。深海調査用動力源としては,コンパクト性,高信頼性,および安全性,排熱可能性が重要な点であるが,この検討により本システムが深海調査用動力源としての適用性を有することを確認した。
野村 紀男
no journal, ,
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター(以下「拠点」という。)の南地区では、作業の安全を向上するため、リスクアセスメントを平成13年度から実施している。当該リスクアセスメントの特徴は、リスクが低い場合に適用する「簡易リスクアセスメント」及び初めての作業及びリスクが高い場合に適用する「詳細リスクアセスメント」を組合せた手法で実施している。リスクアセスメントを南地区で取り組んだ結果、計画段階で大きなリスクを認識するとともに、リスク低減に努めることができ、作業の安全向上に繋がっている。また、定着のため実施した事例発表会や講演会等を通じて、従業員全体の意識が向上している。現在、北地区への拡充を展開中である。
野村 紀男
no journal, ,
大洗研究開発センターでは、安全活動の一環として作業における危険源を特定するとともに、リスクを見積もって評価し、かつ、そのリスクが安全なレベルとなるよう低減対策を実施するリスクアセスメント手法を実施している大洗研究開発センターでは、安全活動の一環として作業における危険源を特定するとともに、リスクを見積もって評価し、かつ、そのリスクが安全なレベルとなるよう低減対策を実施するリスクアセスメント手法を実施している。このリスクアセスメントの特徴は、リスクが低い場合に適用する「簡易リスクアセスメント」及び初めての作業及びリスクが高い場合に適用する「詳細リスクアセスメント」を組合せた手法で実施している。リスクアセスメントを事業所全体で取り組んだ結果、計画段階で大きなリスクを認識するとともに、リスク低減に努めることができ、作業の安全向上に繋がった。また、定着のため実施した事例発表会や講演会等を通じて、従業員全体の意識が向上した。
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。
伊藤 公雄; 野村 紀男; 久郷 明秀*; 飯本 武志*
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)事故から7年が過ぎる中、1F事故を踏まえた規制やさらなる安全対策, 安全文化醸成などの取組みが強化され、原子力発電所や研究炉など一部の原子力施設が再稼働を果たしている。このような中、倫理委員会では、1F事故の教訓を踏まえ、「災害に備えるために必要となる原子力関係者の倫理」をテーマとした企画セッションを複数回開催してきた。これらの企画セッションでは、原子力発電所を運営する電力会社や研究炉を有する大学の安全文化醸成活動等への取り組みを報告していただき、安全文化, 技術者倫理等について関係者と議論を深めてきた。今回は、原子力に関わる研究機関の安全文化について、日本原子力研究開発機構における安全文化醸成活動への取り組みに関する報告や話題提供、さらには有識者から、研究機関における安全文化、研究者・技術者倫理に関するコメントをいただき、それらの情報を基に参加者との意見交換を行うことで、関係者の今後の取り組みの参考としたい。
