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田中 勝*; 青山 勲*; 石坂 薫*; 大畑 ゆき*; 福池 伊織*; 川瀬 啓一; 渡邊 雅範; 時澤 孝之; 宮川 洋*; 石森 有
JAEA-Research 2017-003, 65 Pages, 2017/06
JAEA-Research-2017-003.pdf:2.92MB
日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターと福島環境安全センターは共同で、今後の跡措置や環境回復等の事業に関して、地域との継続性のある関係構築に必要な条件や、活動を通して得られる効果を把握するため、閉止鉱山及び産業廃棄物処分場でのリスクコミュニケーション事例を委託調査した。その結果、(1)地域におけるつながりや、つながりの場の形成、(2)既存のリソース(人員・土地・施設等)の活用、(3)地域における新たな価値の創出、(4)事業の安全性の担保や信頼の醸成に向けた取り組み、などによる、事業の安全性や周辺環境の健全性を長期的に確認できる仕組みや環境保全などについて学べる地域的フィールドの創成、が重要であることが示唆された。
田中 勝*; 青山 勲*; 石坂 薫*; 大畑 ゆき*; 福池 伊織*; 宮川 洋*; 石森 有
JAEA-Research 2016-017, 76 Pages, 2017/01
JAEA-Research-2016-017.pdf:10.57MB
日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターでは、1955年のウラン鉱床露頭発見以降、ウランの探鉱、採鉱、製錬・転換、濃縮に係る研究技術開発事業や、2001年以降の廃止措置事業を通じて、50年以上にわたって地域とのコミュニケーションの経験を重ねてきた。数十年を超える長期に展開するようなウラン鉱山跡措置を含む廃止措置事業が主要業務となっているセンターにとって、地域とどのような関係を築き、さらにそれを形骸化させず、どのように継続できるかが特に重要なリスクコミュニケーション上の課題であると考えている。このような課題解決に資するため、センターの事業と類似した国内の事例を調査し、センターで現在行われている取組と比較して、今後センターで必要になる取組などについて検討した。
中西 繁之*; 細谷 拓三郎; 久保 重信*; 小竹 庄司; 高松 操; 青山 卓史; 碇本 岩男*; 加藤 潤悟*; 島川 佳郎*; 原田 清*
Nuclear Technology, 170(1), p.181 - 188, 2010/04
被引用回数：14 パーセンタイル：67.54(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速増殖炉のための自己作動型炉停止系(SASS)は、異常な過渡変化時のスクラム失敗事象(ATWS)時に冷却材温度の上昇を感知して制御棒を切り離し、重力落下により炉内に挿入する受動的安全機能である。SASSの基本特性を調査するため、既にさまざまな炉外試験を実施し、「常陽」を用いた炉内雰囲気での制御棒の切離し・再結合動作を行う保持安定性実証試験を実施した。また、SASS構成材料への照射影響を確認するため、要素照射試験を実施中である。さらに、JSFRのリファレンス炉心に対するSASSの有効性を確認するため、ATWS事象の安全解析を実施した。その結果、JSFRに信頼性のある受動的炉停止機構を採用できることを確認した。
石川 宏樹; 高松 操; 川原 啓孝; 三原 隆嗣; 栗坂 健一; 寺野 壽洋; 村上 隆典; 則次 明広; 井関 淳; 齊藤 隆一; et al.
JAEA-Technology 2009-004, 140 Pages, 2009/05
JAEA-Technology-2009-004.pdf:2.0MB
確率論的安全評価(PSA: Probabilistic Safety Assessment)は、原子炉施設の合理的安全規制・安全管理活動の一つであり、日本原子力研究開発機構では、高速増殖炉のPSA手順標準化のための技術基盤整備を目的に、定格出力運転時における内的事象に対するPSAにかかわる研究を実施している。当該研究の一環として、高速実験炉「常陽」について、レベル1PSAを試行し、出力運転時における内的事象に起因して炉心損傷に至る事故シーケンスの同定及び炉心損傷頻度を定量化した。本研究の結果、「常陽」における全炉心損傷頻度は5.0
10
/炉年であり、IAEA INSAG-12に記載された炉心損傷頻度の目標値である10
/炉年(既設炉に対して)及び10
/炉年(新設炉に対して)を下回っていることを確認した。
曽我 知則; 関根 隆; 高松 操; 北村 了一; 青山 卓史
UTNL-R-0453, p.13_1 - 13_8, 2006/03
「常陽」では、Amを最大5%含むAm-MOX燃料と、Np及びAmを各々約2%含むNp/Am-MOX燃料について、キャプセル型照射装置B11による短期及び長期の照射試験を計画している。照射燃料試験施設(AGF)で製造されたAm-MOX燃料ピンとPu燃料技術開発センターで製造されたNp/Am-MOX燃料ピンは、照射燃料集合体試験施設(FMF)にてB11に装填される。本試験では、「常陽」の試験許可の範囲内で、設計上の燃料溶融を許容することにより、約430W/cmの線出力を達成するとともに、燃焼初期の段階では、燃料挙動を考慮した特殊な運転を計画している。B11照射試験は、2006年5月から開始する計画である。
河野 直実; 青山 卓史; 関根 隆; 大岡 誠; 前田 茂貴; 高松 操
JNC TN9200 2003-003, 103 Pages, 2004/03
JNC-TN9200-2003-003.pdf:19.5MB
平成16年1月28日に開催した「常陽」MK-III 14万キロワット達成記念報告会の開催概要、発表資料等をとりまとめた。
伊藤 主税; 青山 卓史; 宇佐美 晋
原子力eye, 45(1), p.55 - 59, 1999/00
本報は、「原子力eye」誌の放射線計測応用技術に関する特集記事(12回連載)の第1回目として、高速炉の放射線計測技術について掲載されるものである。ここでは、高速炉で用いられている放射線計測技術について、「常陽」及び「もんじゅ」を例に挙げ、中性子計装、原子炉ドシメトリーによる中性子照射量や増殖比の測定、燃料破損検出技術、光ファイバ放射線計測技術による1次冷却系の放射性腐食生成物の測定を紹介する。
高松 操; 青山 卓史; 枡井 智彦*
PNC TN9410 98-011, 46 Pages, 1997/11
使用済高速炉燃料の中性子放出率を評価することは、使用済燃料の貯蔵、輸送および再処理における遮蔽や被爆評価の観点のみならず、高速炉心の管理の観点からも重要である。このため、高速実験炉「常陽」の使用済燃料貯蔵プールにおいて、使用済MK-II燃料(燃焼度約6.3万MWd/t、冷却期間約5.2年)の軸方向中性子強度プロファイルを測定し、別途モンテカルロ計算コード"MCNP-4A"で求めた検出器の応答を用いて中性子放出率を評価した。本研究により得られた成果は、以下のとおりである。(1)測定した中性子放出率は燃料全体で約2.710の6乗n/sであり、新燃料の約3倍であった。(2)中性子放出率の炉心管理コードシステム"MAGI"による3次元Hex-Z7群拡散計算で求めた値と測定値の比(C/E)は約1.07であった。(3)使用済燃料から放出される中性子は、主に244Cmに起因するものであるが、その生成量は、燃料下端部において増加する傾向があり、中性子放出率の軸方向分布は燃焼度分布と異なることがわかった。
有金 賢次; 信田 重夫; 藁谷 兵太; 青山 功; 瀬口 忠男; 高橋 秀武
JAERI-M 92-078, 22 Pages, 1992/06
耐放射線性高分子材料ポリエチレン-2,6-ナフタレートを用い、原子炉照射用キャプセルを開発した。このキャプセルの特徴は、誘導放射能が少なく、射出成形により大量生産でき、JRR-4で最大12時間までの試料照射に用いることができる。この結果、従来アルミニウムキャプセルでしかできなかった数時間の照射が本キャプセルで可能となるとともに、照射後直ちに試料の取り扱いができ、JRR-4における共同利用照射がさらに安全かつ簡便に行えるようになった。本報告は、本キャプセルの開発と照射試験の結果をまとめたものである。
青山 功; 小牧 あきら
Proc. of 2nd Asian Symp. on Research Reactors,Vol. 2, p.129 - 144, 1992/00
原研東海研究所の研究炉の現在の利用方式を述べ、研究炉利用を取り囲む環境因子-研究炉、利用設備、利用者、ホット・ラボラトリー、職員、財源-を分析する。さらに、これら因子間の相互依存関係を考察し、その重要性を述べる。
白井 英次; 青山 功
原子力工業, 35(12), p.41 - 50, 1989/12
最近の原研における研究用原子炉、主としてJRR-2及びJRR-4、の利用設備について紹介するとともに、これらの設備の利用の状況についてまとめ、分析を行なった結果を述べたものである。さらに、最近の利用者の要望をとりいれて改造を進めているJRR-3の利用計画について示してある。
青山 功; 白井 英次; 二村 嘉明
50 Years with Nuclear Fission, p.843 - 848, 1989/00
JRR-1は日本で最初の核分裂炉として、1957年8月に初臨界に達した。原研・東海研究所では、このJRR-1に続き三つの研究炉が供用を開始した。原研の内部及び外部の科学者・工学者が一般研究開発用に三十年以上にわたり、これら研究炉を利用して来た。研究題目は多くの分野(基礎研究、工業利用研究、原子力関連研究)にわたっている。中性子放射化分析と中性子回析という両利用方法が、これらの研究炉利用中で顕著なものである。JRR-3は改造中であるが、1990年には運転が再開される。1990年代に期待される需要には、ほぼ応えられると考えられる。将来の研究炉利用に関係する問題にも考察を加えた。
青山 功
Japan-China Symp. on Reseach and Test Reactors, 12 Pages, 1988/00
原研の研究炉に設置された短期間照射装置は順調に運転されて来ており、多様な分野の研究を遂行するために活用された。気送管装置、水力ラビット装置、チェーン吊り装置及びつかみ装置から成る短期間照射装置について、装置、運転及び試料容器に分けて特長及び概要を述べる。
青山 功; 桜井 裕; 二村 嘉明
Multipurpose Research Reactors, p.435 - 445, 1988/00
JRR-2及びJRR-4により多種の試験研究が実施されている。本論文では最近の統計記録を基にこれら利用の現状を述べる。
高松 操; 飛田 茂治; 関根 隆; 北村 了一; 青山 卓史
no journal, ,
高速実験炉「常陽」の照射機能拡大方策の検討の一環として、原子炉出力一定の運転状態において、照射試料を炉心内で上下駆動させる試料可動型照射装置を検討した。これにより、原子炉出力を変えることなく、軸方向の中性子束勾配を利用して燃料材料の線出力・照射量の過渡試験や周期的な変動試験を実現できる見通しを得た。
高松 操; 板垣 亘; 曽我 知則; 関根 隆; 青山 卓史
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、低除染TRU燃料サイクル技術開発の一環として開発を進めているMA-MOXの照射試験を開始した。MA-MOX照射試験は、(1)燃焼初期の熱的挙動を確認する短期照射試験,(2)高燃焼度での挙動を確認する定常照射に大別される。平成18年度には、上記(1)の短期照射試験の実施を予定している。平成18年5月24日
26日には、燃焼初期の熱的挙動を確認するための短期照射試験を実施し、必要な試験条件を満足する運転を達成した。
関根 隆; 高松 操; 青山 卓史
no journal, ,
キュリー点電磁石を用いた自己作動型炉停止機構(SASS: Self Actuated Shutdown System)は、FBR実用炉における受動的炉停止機構として開発が進められている。これまでに、広範な炉外試験により、照射影響を除けば、SASSが設計要求を満足することを確認している。高速実験炉「常陽」では、SASS開発の最終ステップとして、(1)非誤落下性に着目した保持安定性の確認,(2)再結合性に着目したシステムの機能確認を目的とした炉内試験を、MK-III炉心第1, 2サイクルで実施した。試験期間を通じ、模擬制御棒の計画外の落下はないこと、及び原子炉運転中においても、落下させた模擬制御棒を再結合することができることを確認し、SASSの保持安定性及び再結合機能を実証したことで、実用化に向けた見通しを得た。
高松 操; 黒羽 隆也*; 青山 卓史
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、高速増殖炉の固有の安全性を検証することを目的とした研究を進めている。本研究では、フィードバック反応度の誤差を可能な限り、排除することが重要であり、安全特性試験として、原子炉熱出力等の各種パラメータを変動させ、ATWS事象を模擬し、フィードバック反応度を検証できるデータを取得することを計画している。「常陽」では、安全特性試験計画の策定に向けた第1ステップとして、その評価ツールであるプラント動特性解析システムMimir-N2の炉心・冷却系モデルを検証するため、手動スクラム試験,外部電源喪失試験の異常時過渡応答試験、及びUTOP予備試験として、部分出力からステップ状反応度を投入する制御棒小引抜・挿入応答試験を実施した。その結果、Mimir-N2による計算値と実測値はよく一致しており、今後の改良点を摘出できた。
川原 啓孝; 高松 操; 青山 卓史; 黒羽 隆也*
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、ATWS事象を模擬し、高速炉におけるフィードバック反応度を検証するための安全特性試験を計画している。当該計画を策定に向けた第1ステップとして、過渡時プラント特性試験を実施し、評価ツールである「常陽」プラント動特性解析コードMimir-N2を検証した。
川原 啓孝; 井関 淳; 山崎 学; 山本 雅也; 高松 操; 石川 宏樹; 栗坂 健一; 青山 卓史
no journal, ,
高速増殖炉のPSA手法標準化のための技術基盤整備に資するため、高速実験炉「常陽」を対象としたレベル1PSAを行い、出力運転時における内的事象に起因して炉心損傷に至る事故シーケンスを同定し、炉心損傷頻度を定量化した。本研究の結果、「常陽」における炉心損傷頻度は5.010/炉年であり、IAEA INSAG-12に記載されている炉心損傷頻度の目標値である10/炉年(既設炉に対して)及び10/炉年(新設炉に対して)を下回ることを確認した。得られた炉心損傷に至る事故シーケンス及びその発生頻度の定量結果等は、高速炉のPSA実践例として貴重な技術基盤となるものと期待される。
