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神川 豊; 鈴木 真琴; 安掛 寿紀; 村上 貴彦; 森田 祐介; 椎名 秀徳; 福島 学; 平根 伸彦; 大内 靖弘
JAEA-Technology 2023-030, 57 Pages, 2024/03
JAEA-Technology-2023-030.pdf:1.93MB
航空機落下事故に関するデータが原子力規制庁により更新されたことに伴い、原子力科学研究所における航空機落下確率を再評価するため、経済産業省原子力安全・保安院「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について(内規)」に基づき評価を行い、原子力科学研究所の各施設における航空機落下確率を評価した。評価の結果、航空機落下確率の総和は最大となる放射性廃棄物処理場において 5.68
10
回/(炉・年))であり、航空機落下を「想定される外部人為事象」として設計上考慮する必要があるか否かの基準である 10
回/(炉・年))を超えないことを確認した。
徳永 翔; 井口 晋太郎; 川村 奨; 平根 伸彦
JAEA-Technology 2022-004, 74 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2022-004.pdf:2.46MB
JRR-3原子炉施設は、平成25年12月に施行された「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」への適合性を示すため、平成26年9月に原子炉設置変更許可を申請し、平成30年11月に許可を取得した。その後、原子炉設置変更許可申請書に記載された設計方針に基づき内部溢水の影響評価を実施した。内部溢水に対する法令の要求事項は、施設内で発生した内部溢水により必要な安全機能を喪失しないこと及び施設内で放射性物質を含む液体の溢水が発生した場合に、当該液体が管理区域外へ漏えいしないことの2点である。これらの要求事項に対して、それぞれ溢水源を想定し、必要な安全機能を喪失しないこと及び管理区域外へ放射性物質を含む液体が漏えいしないことを確認した。当該評価については、設計及び工事の計画を分割申請し、順次認可を取得した。本報告書は、JRR-3原子炉施設における内部溢水影響評価の結果を示すものである。
石黒 裕大; 平根 伸彦; 加藤 友章
Proceedings of European Research Reactor Conference 2018 (RRFM 2018) (Internet), 7 Pages, 2018/03
JRR-4は、軽水減速冷却スイミングプール型の熱出力3500kWの研究用原子炉である。JRR-4は、1965年1月に初臨界を迎えてから2010年12月までの約45年間運転してきた。その後、2011年3月11日に東日本大震災が発生した。JRR-4に致命的な被害はなかったが、種々のことを考慮してJRR-4を廃止することを決定した。その後、JRR-4は、原子力規制委員会に廃止措置計画を申請し、2017年6月7日に当該計画の認可を受けた。また、当該計画に関する保安規定の認可後の2017年12月15日から廃止措置の第1段階に入った。
石黒 裕大; 平根 伸彦; 加藤 友章
Proceedings of 8th International Symposium on Materials Testing Reactors (ISMTR-8) (Internet), 5 Pages, 2015/10
JRR-4は、軽水減速冷却スイミングプール型の熱出力3500kWの研究用原子炉である。JRR-4は、1965年1月に初臨界を迎えてから2010年12月までの約45年間運転してきた。その後、2011年3月11日に東日本大震災が発生した。JRR-4に致命的な被害はなかったが、種々のことを考慮してJRR-4を廃止することを決定し、近日中に規制機関へJRR-4廃止措置計画を提出する予定である。
坂田 茉美; 八木 理公; 堀口 洋徳; 平根 伸彦
日本保全学会第6回学術講演会要旨集, p.275 - 278, 2009/08
JRR-4において、平成19年12月28日に、1体の反射体要素の溶接部に割れが確認された。このため、JRR-4では平成20年1月8日から予定していた運転を延期して、割れの原因調査を行った。割れの原因調査の進捗により、内蔵された黒鉛反射材が設計段階の予想を上回り膨張したことが、割れの主たる要因と推定されたため、割れの生じていない他の反射体要素について放射線透過試験を実施し、その結果を今後の反射体に関する保全に反映させることとした。本報告は、JRR-4反射体要素の割れ事象の原因調査と、今後の反射体要素における管理についてまとめたものである。
横尾 健司; 堀口 洋徳; 八木 理公; 永冨 英記; 山本 和喜; 笹島 文雄; 大山 光樹; 石黒 裕大; 佐々木 勉; 平根 伸彦; et al.
JAEA-Technology 2007-018, 104 Pages, 2007/03
JAEA-Technology-2007-018.pdf:5.92MB
JRR-4(Japan Research Reactor No.4)では、旧原子炉研修所における研修の一環として、1969年から原子炉運転実習を開始した。その後徐々に内容を拡充し、現在では原子炉の運転実習,制御棒校正実験,各種特性測定等を実施している。今日に至るまで延べ1700名を超える国内外の原子力技術者養成に貢献してきた。JRR-4はゼロ出力から定格出力である3500kWまで多岐に渡る実験が可能であるため、臨界実験装置で行われる臨界近接,制御棒校正,反応度測定といったゼロ出力近傍での実験に限らず、キセノン効果,温度効果,熱量測定による出力校正といった高出力運転が必要な実験にも対応することができる。本書はJRR-4において実習に用いている要領書を基本に、運転実習及び原子炉物理実験のテキストとしてとりまとめたものである。
平根 伸彦; 石黒 裕大; 永冨 英記; 横尾 健司; 堀口 洋徳; 根本 工; 山本 和喜; 八木 理公; 新井 信義; 渡辺 終吉; et al.
JAEA-Technology 2006-028, 115 Pages, 2006/03
JAEA-Technology-2006-028.pdf:7.96MB
JRR-4は、高濃縮ウラン板状燃料を用いた軽水減速・冷却スイミングプール型の研究用原子炉として、1965年から1996年まで運転した。その後、燃料の低濃縮ウランシリサイド化に伴う改造工事を1996年から1998年までの2年間かけて行い、改造後には各種特性試験を実施した。その結果、過剰反応度,原子炉停止余裕及び最大反応度付加率等が、原子炉設置許可申請書の核的制限値を満足していること等から、低濃縮ウランシリサイド化を適切に実施したことを確認した。さらに、運転に必要な核的特性,熱流動特性及び運転制御特性等のデータを取得した。本報告書はこれらの特性試験の結果及び特性試験以降に実施した試験の結果について報告する。なお、JRR-4の低濃縮ウランシリサイド燃料炉心による初臨界は1998年7月14日に達成し、1998年10月6日より施設共用運転を実施している。
堀口 洋徳; 大山 光樹; 石黒 裕大; 平根 伸彦; 伊藤 和博; 亀山 巌
JAERI-Tech 2005-001, 38 Pages, 2005/02
JAERI-Tech-2005-001.pdf:2.79MB
JRR-4では、1992年に炭素鋼製からステンレス鋼製の熱交換器に更新した。その後、熱交換器の管理方法の検討を重ねてきた。その主なものが、熱交換器の洗浄技術である。旧熱交換器の冷却性能の回復には化学洗浄のみを行ってきたが、新たな方法として化学洗浄と乾燥洗浄を組合せた回復・維持を行っている。これは、伝熱管や配管への負担を軽減するとともに、コスト面にも大きな役割を果たしている。本書では、実績に基づく熱交換器の管理技術のまとめとして、JRR-4熱交換器の性能管理方法,洗浄方法及び冷却水の管理方法について報告する。
仁尾 大資; 八木 理公; 平根 伸彦; 堀口 洋徳; 寺門 義文
no journal, ,
JRR-3における経年変化事象として、排気塔コンクリートのアルカリ骨材反応と中性化が考えられる。前者はコンクリート内に残存した微量の水分が特定骨材と反応及び膨張することにより、コンクリートに亀裂を生じさせるものである。中性化は圧縮強度に影響を与えないが、もし中性化が鉄筋まで進行すれば鉄筋が腐食し、引張強度に影響を与える。調査の結果、アルカリ骨材反応に関してはエポキシ塗装が有効に働いており、反応が生じていないことがわかった。コンクリートの中性化は生じているものの程度は浅く、問題がないことがわかった。JRR-4において2007年12月に黒鉛反射体要素の溶接部に亀裂が生じていることが観測された。調査の結果、反射体要素内の黒鉛が200
C以下の温度場における中性子照射により膨張し容器に亀裂を生じさせたことが判明した。
佐々木 勉; 八木 理公; 平根 伸彦; 大山 光樹
no journal, ,
研究用原子炉JRR-4において、1体の反射体要素の溶接部に割れが確認された。このため、割れについて原因を調査した。その結果、反射体要素に内蔵している黒鉛反射材が、JRR-4のような低温照射環境での中性子照射による影響から、設計段階の評価を上回って膨張して溶接部に引張応力が発生していたことが、割れの主たる要因と推定された。その後、これまで使用してきた反射体要素を分解し、黒鉛反射材の寸法測定を行うことにより、黒鉛反射材の照射成長と中性子照射量の関係を定量的に調査した。以上の調査結果をもとに新たな反射体要素を設計し、製作した。本報告は、JRR-4反射体要素の被覆材溶接部に発見された割れの原因調査結果及び新たな反射体要素の設計,製作と今後の管理に関するものである。
与能本 泰介; 中塚 亨; 平根 伸彦; 津村 貴史
no journal, ,
高出力試験研究炉(10MW以上)の最も重要な安全施設の基準地震動は、規制基準が大きく改正された現状においても、旧原子力安全委員会が定めた審査指針を参考にし、発電用原子炉と同じ方法で定めることが求められている。また、新規制基準で新たに要求されることとなった火山噴火や竜巻に係る設計基準についても原則的に同様な規制要求がなされている。潜在的危険性が大きく異なる発電用原子炉と試験研究炉に対して、同様な設計基準を求めることは安全に係わる基本的考え方である等級別扱いに適合していない可能性があり、その適切性は、研究施設を合理的に継続利用する上で重要な検討課題といえる。本研究では安全確保の基本的考え方を明確にするとともに、発電炉と試験研究炉の潜在的危険性を定量的に示すことを狙いとし、最も過酷と考えられる事象時の放射線影響等について、解析方法と推定される結果について国内外の文献等を用いて検討する。
津村 貴史; 平根 伸彦; 中塚 亨; 与能本 泰介
no journal, ,
試験研究炉における等級別扱いを考える上で施設の潜在的な危険性を把握することは極めて重要である。本発表は、JRR-3を例にとり、設計基準を超える事故条件での特性を把握することを目的とする。
津村 貴史; 平根 伸彦; 中塚 亨; 与能本 泰介
no journal, ,
等級別扱いの考え方に基づき試験研究炉の安全を合理的に確保するためには潜在的な危険性を把握することが重要であることから、JRR-3を対象として設計基準事故を大きく超える事故時の炉心伝熱挙動の解析を進めている。前回、RELAP5の伝熱モデルの板状燃料に対する適用性や、本コードの集中定数近似モデルを用いた核熱結合効果について報告した。今回は、炉心内熱水力挙動等をより詳細に評価した結果、並びに結果に対する連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いた妥当性確認方法について報告する。
