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新井 健司*; 梅澤 成光*; 及川 弘秀*; 大貫 晃*; 中村 秀夫; 西 義久*; 藤井 正*
日本原子力学会誌ATOMO
, 58(3), p.161 - 166, 2016/03
日本原子力学会熱流動部会は、福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基に熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)を他分野に先駆けて平成27年3月に策定した。世界最高水準の安全性を実現しその継続的向上を図るため、深層防護を柱にシビアアクシデントや外的事象の対策を整理し、安全裕度向上策および人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮した上で技術課題を選定し、1F廃炉など主要なマイルストーンに基づく時間軸上にロードマップを展開した。本解説は、その要旨について、事故時の炉心損傷防止など4件の個別技術課題の例を交え、まとめたものである。
中村 秀夫; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 阿部 豊*; 杉本 純*; 越塚 誠一*; 山口 彰*
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.5353 - 5366, 2015/08
The Atomic Energy Society of Japan developed a New Thermal-Hydraulics Safety Evaluation Fundamental Technology Enhancement Strategy Roadmap (TH-RM) for LWR Safety Improvement and Development after Fukushima-Daiichi Accident through collaboration of utilities, vendors, universities, research institutes and technical support organizations for regulatory body. The revision has been made by three sub working groups (SWGs), by considering the lessons learned from the Fukushima-Daiichi Accident. The safety assessment SWG pursued development of safety assessment computer codes. The fundamental technology SWG pursued safety improvement and risk reduction via improved accident management measures by referring the technical map for severe accident established by severe accident SWG. Twelve important subjects have been identified, and Fact Sheet was developed for each of subjects for research and development. External hazards are also considered how to cope with from thermal-hydraulic safety point of view. This paper summarizes the revised TH-RM with several examples and future perspectives.
D ion irradiation若井 栄一; 江澤 正思*; 武中 剛志*; 今村 淳子*; 田辺 哲朗*; 大嶋 隆一郎*
Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.478 - 482, 2007/08
被引用回数：7 パーセンタイル：47.2(Materials Science, Multidisciplinary)ガス原子が生成する照射環境下で使用される合金に関して、合金中の溶質原子が組織発達に及ぼす役割等を検討した。本研究ではモデル合金であるNi合金などを用いて、ヘリウムと重水素がスエリング及びブリスター形成に及ぼす溶質原子の体積因子の効果について調べた。ヘリウムは25keVのエネルギーで8
10
ions/m
まで、重水素は20keVのエネルギーで410ions/mまで、室温及び500
Cにて試料に注入した。本研究に用いた溶質原子の体積因子の大きさは-5.8%から+63.6%までである。これらのガス原子を注入した後、SEM, STEM, TEMによって、表面形態や内部組織を観察した。照射によって形成したキャビティの数密度は溶質原子の体積因子の増加に伴って増加することがわかった。約410ions/mまでHeイオンを注入した試料ではブリスターの形成が観察されたのに対して、重水素ではこの注入量の範囲においても、ブリスターの形成が観察されなかった。また、溶質原子の体積サイズの大きさに伴って、ブリスターの面積密度が増加するのに対して、ブリスターの大きさは逆に小さくなることがわかった。一方、ブリスター形成の機構に関しては、組織の解析の結果から、500C照射ではブリスター形成の原動力はキャビティ内のガス圧によるものであり、室温照射では照射によって内部に生じた応力及びキャビティ内のガス圧の両方がその形成に関与していることが判明した。
池田 貴儀; 羽原 正; 石川 正; 板橋 慶造; 米澤 稔
JAEA-Review 2007-024, 51 Pages, 2007/03
JAEA-Review-2007-024.pdf:2.57MB
日本原子力研究所図書館の半世紀に渡る図書館活動で312件の論文が生産された。これらの論文の一覧リストを作成するとともに、「総論」,「図書館機能」,「研究成果の取りまとめと普及」及び「国際情報流通」に区分し解説した。併せて主題索引,著者索引及び年表を取りまとめた。
仲本 秀四郎*; 板橋 慶造; 石川 正; 米澤 稔; 羽原 正
科学技術図書館の現在と未来; 日本原子力研究所図書館の現場から, 185 Pages, 2007/03
専門図書館の現状と将来に関して、日本原子力研究所図書館という一図書館の現場から紹介する。本図書館は、原子力という比較的新しいビッグサイエンスを専門領域とし、研究所に付属し、その研究所は国策として建てられた国内最大級の研究組織で、地理的にも東京の東北120kmにある。置かれた立場と経緯から、国内原子力情報センターとしての活動を課せられて、図書資料の収集・保管・提供という図書館機能に加え情報発信機能を合わせて運営されており、国際協力の情報活動の役割も担っている。創設以来50年、図書館がいかに変貌したかについては、それなりの理由と環境があり、その経緯の説明を試みる。さらに、専門図書館の進むべき姿を模索する試みの一つとして、現在図書館が新たに取り組んでいる業務あるいは関連機関に進められているプロジェクトの一端を紹介する。
2003年谷内 茂康; 佐藤 忠; 須賀 新一*; 小室 雄一; 内田 正明; 中島 邦久; 中村 仁一; 雨澤 博男; 大村 英昭*; 湊 和生; et al.
JAERI-Review 2003-025, 162 Pages, 2003/09
JAERI-Review-2003-025.pdf:5.96MB
国家資格試験として実施されている核燃料取扱主任者試験問題(第31回35回,19992003年)の解答例集である。解答例によって、簡単な解説あるいは参考文献を付記した。
野澤 隆; 羽原 正; 板橋 慶造; 石川 正; 米澤 稔
Statistics in Practice - Measuring & Managing (Proceedings of IFLA Satellite Conference), p.173 - 178, 2003/05
外国雑誌の価格高騰及び購入予算の制約のため、原研の各地区図書室では需要に応じた冊子体数を維持することが困難な状況にある。このため、中央図書館である東海研究所図書館は、ホームページを介した電子ジャーナルの提供を実施し、各地区で利用できるようにしている。その有用性を明らかにするため、電子ジャーナルのアクセス回数や冊子体雑誌の貸出及び複写等の利用統計を分析した。これにより、原研における雑誌利用の特徴を把握し、最も効果的な雑誌提供方法について考察を試みる。
ion irradiation若井 栄一; 江沢 正志*; 今村 淳子*; 武中 剛志*; 田辺 哲朗*; 大嶋 隆一郎*
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part.1), p.367 - 373, 2002/12
被引用回数：29 パーセンタイル：84.85(Materials Science, Multidisciplinary)Ni合金の照射による微細組織変化に及ぼす溶質原子の効果を500Cで25keVのヘリウムイオン照射により調べた。用いた試料はNi及び溶質原子のサイズ因子が異なる数種類のNi合金(Ni-Si,Ni-Co,Ni-Cu,Mi-Mn,Ni-Pd,Ni-Nb)である。110
ions/mまで照射すると約1.510
m
の高密度の転位ループが形成されたが、アンダーサイズ因子を持つNi-Si合金のみ、その密度がやや高くなった。また、410
ions/mまで照射した試料では、キャビティが成長し、溶質原子のサイズ因子に依存してスエリングが0.2%から4.5%まで変化した。キャビティの数密度は溶質原子のサイズ因子の絶対値の大きさにしたがって増加する傾向にあり、スエリング値は増加した。これらの結果と反応速度論による点欠陥濃度の計算結果からヘリウム及び原子空孔の移動度し、溶質原子とヘリウム及び原子空孔との相互作用によって影響を受けることを推測した。
深澤 剛靖; 高橋 智子; 米澤 稔; 神白 唯詩; 峯尾 幸信; 羽原 多賀子; 小松原 康敏; 平松 伸章; 羽原 正
第31回情報科学技術研究集会発表論文集, 0, p.123 - 129, 1995/00
国際原子力情報システム(INIS:International Nuclear Information System)はIAEAとその加盟国の協力により作成される文献データベースであり、現在約180万件のデータが収録されている。設立後20数年を経たINISの今後の新たな展開と方針決定の基礎データを得るため、実際のINIS利用者を対象に、利用者ニーズ調査を加盟87ヵ国で一斉に実施した。本報告では、日本のINIS担当機関である日本原子力研究所が日本科学技術情報センターの協力を得て実施した国内調査の結果をもとに、INISデータベースの利用動向について述べる。
中村 秀夫; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 梅澤 成光*; 大貫 晃*; 藤井 正*; 西 義久*; 阿部 豊*; 杉本 純*; 越塚 誠一*; et al.
no journal, ,
2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)の策定に至る経緯, 構成, 考え方, 技術課題の評価(選定)基準等を解説した。特に、2011年の福島第一原子力発電所の事故の教訓を取り込み、ニーズとシーズのマッチングを図るための詳細な課題表示により人材育成に資する内容とするなど、その主要な特徴を解説した。今後は同学会の熱流動部会によって広く活用が図られ、社会情勢やニーズの変化に伴う改訂がローリングとして行われる。
中村 秀夫; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 大貫 晃*; 西 義久*; 阿部 豊*; 杉本 純*; 越塚 誠一*; et al.
no journal, ,
The Atomic Energy Society of Japan (AESJ) developed a New Thermal-Hydraulics Safety Evaluation Fundamental Technology Enhancement Strategy Roadmap (TH-RM) for LWR Safety Improvement considering lessons-learned from the Fukushima-Daiichi Accident. Joint efforts were made by three Sub-Working Groups (SWGs) of severe accident, safety assessment and fundamental technology. The safety assessment SWG pursued development of computer codes for safety assessment concerning reactor system response including severe accident. The fundamental technology SWG pursued safety improvement and risk reduction via enhancements in accident management (AM) measures, by referring a detailed state-of-the-art information on severe accident phenomena, countermeasures and research status given from the severe accident SWG. Important technical subjects were identified by going through accident scenario in both reactor and spent-fuel pool of PWR and BWR. Work description sheets were prepared for each of identified subjects. Detailed information to cope with influences from external hazards is also summarized. The developed TH-RM is described with examples, and future perspectives are discussed.
西 義久*; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 山田 英朋*; 中村 秀夫
no journal, ,
2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)に掲載される安全向上策に関わる技術課題のうち、シビアアクシデントなど従来の設計基準を超える事故が発生した場合に、炉心損傷の防止を図る上で重要と考えられる技術的課題を整理、報告するものである。技術課題としては、沸騰挙動と二相水位の変化、露出部燃料の冷却特性、代替注水を目的とした減圧時の挙動や注水のサブクールの影響、代替注水として利用された海水などの成分の影響、燃料被覆管の酸化挙動、2次冷却系を用いた除熱の有効性実証、使用済み燃料プール(SFP)内燃料の冷却などが挙げられるが、ここでは、過渡的な沸騰挙動と二相水位の変化、代替注水された海水などの成分の影響、SFP燃料の冷却の研究計画の概略を説明する。
大貫 晃*; 梅澤 成光*; 山田 英朋*; 西 義久*; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 中村 秀夫
no journal, ,
2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)に掲載される安全向上策に関わる技術課題のうち、PWRに事故が発生した場合に炉心損傷の防止を図る上で重要と考えられるアクシデントマネジメント(AM)策として、蒸気発生器2次側減圧による除熱の有効性について、その研究計画を中心に報告するものである。これまでも、原子力機構のROSA/LSTFを用いた事故を模擬するシステム試験をはじめ、SGを用いた除熱の有効性が示されているが、1次系保有水が少ない場合やSBO時等、種々のシナリオをカバーできるだけのデータは必ずしも十分でなく、評価上の不確かさも存在する。このため、AM策の有効性実証、評価手法検証のデータベース拡充のためにシステム試験による実証が必要である。このため、これらに関するこれまでの取組及び、さらに知見の蓄積が求められる検討課題について概要をまとめる。
藤井 正*; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 梅澤 成光*; 西 義久*; 中村 秀夫
no journal, ,
2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)の技術課題のうち、シビアアクシデントにおける炉心損傷後の原子炉圧力容器の健全性確保に関連した技術課題の現状と改善に向けた取組み状況等を述べる。特に、福島第一原子力発電所事故の事象進展挙動の解明や燃料デブリ取出し作業を考える上でも、炉心溶融・移行挙動、圧力容器損傷挙動、ならびに海水や不純物の影響の把握が重要であり、解析からのアプローチとして、経済産業省のプロジェクト「過酷事故解析コードを活用した炉内状況把握」やOECD NEAにおける解析コードベンチマークBSAFプロジェクトが行われている。さらに、経済産業省のプロジェクト「発電用原子炉等安全対策高度化技術開発炉心溶融デブリ対策(IVR)に関する研究」などが進められている。ここでは、これらの取組の概要を今後の展望と共に述べる。
及川 弘秀*; 新井 健司*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 西 義久*; 中村 秀夫
no journal, ,
2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)に掲載される安全向上策に関わる技術課題のうち、シビアアクシデント時に溶融炉心が原子炉容器を貫通して格納容器へ流出した後の格納容器の健全性確保に係る方策について説明する。特に、注水や床面でのコアキャッチャなど溶融炉心冷却や格納容器の保護について、さらに、高温になる雰囲気や構造を冷却して過圧, 過温による破損を防止する方策の2点について、技術の到達点や課題、望まれるデータ拡充のポイントをまとめる。
