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中野 政尚; 藤井 朋子; 永岡 美佳; 井上 和美; 小池 優子; 山田 椋平; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; et al.
JAEA-Review 2019-045, 120 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-045.pdf:2.54MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成30年4月1日から平成31年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 永岡 美佳; 井上 和美; 小池 優子; 山田 椋平; 吉井 秀樹*; 檜山 佳典*; 大谷 和義*; et al.
JAEA-Review 2018-028, 120 Pages, 2019/02
JAEA-Review-2018-028.pdf:2.69MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成29年4月1日から平成30年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
中野 政尚; 藤田 博喜; 永岡 美佳; 井上 和美; 小池 優子; 吉井 秀樹*; 檜山 佳典*; 大谷 和義*; 菊地 政昭*; 坂内 信行*; et al.
JAEA-Review 2017-037, 119 Pages, 2018/03
JAEA-Review-2017-037.pdf:2.58MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成28年4月1日から平成29年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 永岡 美佳; 井上 和美; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; 坂内 信行*; et al.
JAEA-Review 2017-001, 115 Pages, 2017/03
JAEA-Review-2017-001.pdf:3.57MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成27年4月1日から平成28年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
渡辺 均; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; 坂内 信行*; et al.
JAEA-Review 2015-030, 115 Pages, 2015/12
JAEA-Review-2015-030.pdf:25.28MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成26年4月1日から平成27年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
渡辺 均; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 後藤 一郎*; 木部 智*; et al.
JAEA-Review 2014-040, 115 Pages, 2015/01
JAEA-Review-2014-040.pdf:4.26MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」,「核燃料物質使用施設保安規定」,「放射線障害予防規程」,「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」,「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき,平成25年4月1日から平成26年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
住谷 秀一; 渡辺 均; 宮河 直人; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; et al.
JAEA-Review 2013-041, 115 Pages, 2014/01
JAEA-Review-2013-041.pdf:19.01MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成24年4月1日から平成25年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
湊 和生; 森田 泰治; 辻本 和文; 小山 真一; 倉田 正輝*; 井上 正*; 池田 一三*
Proceedings of 11th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (Internet), p.341 - 349, 2012/00
我が国における分離変換技術の成熟度を評価した。評価にあたっては、国際原子力エネルギーパートナーシップ(GNEP)において用いられた技術成熟度の定義(TRL)を用いた。評価の対象は、マイナーアクチノイド(MA)の核変換システムである高速炉と加速器駆動システム、MA分離プロセス、及びMA含有燃料とした。評価の結果、どの技術開発においても、TRL5に高い要求項目があることが認識された。この要求項目を効率的・効果的に満足するような技術開発の道筋として、実験室規模での照射済燃料を用いたMA分離プロセス試験やそこで分離されたMAを用いた燃料製造試験を十分行うことが重要であると指摘した。
花田 磨砂也; 小島 有志; 田中 豊; 井上 多加志; 渡邊 和弘; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 戸張 博之; 梅田 尚孝; 秋野 昇; et al.
Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.835 - 838, 2011/10
被引用回数：14 パーセンタイル：68.51(Nuclear Science & Technology)JT-60SAにおいては、12基の正イオン中性粒子入射装置(NBI)と1基の負イオンNBIを用いて、合計30MWの重水素原子を100秒間プラズマへ入射することが要求されている。正イオンNBIにおいては、1基あたり1.7MW, 85keVの重水素原子の入射に向けて、既存の正イオンNBIの電源の一部や磁気シールドを改造する設計を進めている。電源に関しては設計をほぼ完了し、改造機器の仕様を決定した。磁気シールドに関しては工学設計をほぼ完了し、今後、製作設計を開始する予定である。500keV, 10MW入射が要求されている負イオンNBIにおいては、同装置の心臓部である負イオン源の開発を強力に進めている。負イオン源内の真空絶縁を改善することによって、負イオン源の耐電圧を従来の400kVから設計電圧である500kVに大幅に改善した。加えて、イオン引き出し面積の約20%を用いたビーム生成実験において、2.8A, 500keVの水素負イオンビーム生成に成功した。本結果は1A以上の負イオンビームを500keV以上のエネルギーまで加速した世界初の成果である。開発に加えて、設計・調達においても、500kV加速電源の改造設計を完了し、2010年度から調達を開始する。
花田 磨砂也; 小島 有志; 井上 多加志; 渡邊 和弘; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 戸張 博之; 梅田 尚孝; 秋野 昇; 椛澤 稔; et al.
AIP Conference Proceedings 1390, p.536 - 544, 2011/09
被引用回数：7 パーセンタイル：84.47(Physics, Atomic, Molecular & Chemical)JT-60SAにおいては、12基の正イオン中性粒子入射(NBI)装置と1基の負イオンNBI装置を用いて、合計30-34MWの重水素中性粒子ビームを100秒間プラズマへ入射することが要求されている。正イオンNBIに関しては、JT-60SAの設計値である1基あたり2MW, 85keVの重水素中性粒子ビームの入射を達成している。その際、イオン源やイオンダンプ等のビームライン機器は、100秒入射が要求されるJT-60SAで既存の装置を改造することなく再使用できる見通しを得ている。また、10MW, 500keV入射が要求されているJT-60SAの負イオンNBI装置のための開発においては、500keV, 2.8Aの水素負イオンビーム生成に成功している。これは、1A以上の負イオンビームを500keV以上のエネルギーまで加速した世界初の成果である。今後、実験装置を整備し、負イオンの100秒間生成のための開発研究を実施する予定である。
小島 有志; 花田 磨砂也; 田中 豊*; 河合 視己人*; 秋野 昇; 椛澤 稔; 小又 将夫; 藻垣 和彦; 薄井 勝富; 佐々木 駿一; et al.
Nuclear Fusion, 51(8), p.083049_1 - 083049_8, 2011/08
被引用回数：53 パーセンタイル：88.45(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60NNBIの負イオン源は今まで耐電圧性能が低く、入射パワーが制限されていることが大きな問題であった。そこで、負イオン源内の真空絶縁距離を調整し、単段の要求性能を超える各段200kVを保持することに成功した。この結果を踏まえて負イオン源を改良し、従来よりも短いコンディショニング時間で500kVの印加に成功し、設計値である490kVを加速電源の限界である40秒間絶縁破壊することなく保持することにも成功した。そして、1/5のビーム引き出し領域からビーム加速試験を実施し、従来410keVが最高であったビームエネルギーを最高507keVまで上昇させることに成功した。また、486keVのビームでの負イオン電流値は18m離れたカロリーメーターで2.8A(84A/m
)が得られた。通常、過度のギャップ長延長はビーム光学の劣化を引き起こすが、今回のギャップ長ではビーム光学の大きな劣化がないことを計算及び実験で確認した。これらの結果はJT-60SAやITERのNBIにおける耐電圧設計に大きく貢献するものである。
小島 有志; 花田 磨砂也; 田中 豊*; 河合 視己人*; 秋野 昇; 椛澤 稔; 小又 将夫; 藻垣 和彦; 薄井 勝富; 佐々木 駿一; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
JT-60N-NBIの負イオン源は今まで耐電圧性能が低く、入射パワーが制限されているのが問題であった。そこで、加速電極の間隔を拡げて、負イオン源内の最短の真空絶縁距離である支持枠角部の電界集中を低減した結果、単段の要求性能を超える200kVを保持することに成功し、設計指標となっていた大型の負イオン源では小型電極よりも6から7倍程度長い真空絶縁距離が必要であることが明らかになった。その理由として電極の面積が100倍異なることだけでなく、1080個もある電極孔や支持枠等の局所電界の電界分布が影響していることが小型電極の実験結果から予測される。そして、1/5のビーム引き出し領域からビーム加速試験を実施した結果、従来420keVが最高であったビームエネルギーを最高507keVまで上昇させることに成功した。ギャップ長を増加させたことによりビーム光学が劣化して電極熱負荷が増大することが懸念されたが、今回のギャップ長の範囲ではビーム光学の劣化がないことを確認した。これらの結果はJT-60SAやITERのNBIにおける耐電圧設計に大きく貢献するものである。
花田 磨砂也; 秋野 昇; 遠藤 安栄; 井上 多加志; 河合 視己人; 椛澤 稔; 菊池 勝美; 小又 将夫; 小島 有志; 藻垣 和彦; et al.
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.208 - 213, 2010/08
原子力機構では、JT-60SAに向けた負イオンNBI装置の開発及び設計を進めている。特に、開発に関しては、500keV, 22Aの重水素負イオンビームの生成に向けて、既存のJT-60負イオン源を改良し、JT-60負イオンNBI装置に取り付けて、試験を行っている。現在、開発の最優先課題である負イオン源の高エネルギー化を精力的に進めている。負イオン源内の電極間のギャップ長を従来よりも伸張することによって、イオン源に印加可能な加速電圧を従来の400kVから要求性能である500kVまで改善した。加えて、イオン引き出し領域の1/5を用いて、世界に先駆けて、500keV, 3Aの高エネルギー水素負イオンビームの生成に成功した。負イオン源の高エネルギー化と並行して、JT-60SAにおける100秒入射に向けて、既設のJT-60負イオンNBI装置の長パルス化を図った。負イオン源内の電極熱負荷を従来より20%低減し、同装置の限界である30秒入射を実現した。その結果、入射時間とパワーの積である入射エネルギーは世界最大値80MJに到達し、プラズマの高性能化に大きく貢献した。
高屋 茂; 古川 智弘; 青砥 紀身; M
ller, G.*; Weisenburger, A.*; Heinzel, A.*; 井上 賢紀; 奥田 隆成*; 阿部 冨士雄*; 大貫 惣明*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.507 - 510, 2009/04
被引用回数：61 パーセンタイル：96.47(Materials Science, Multidisciplinary)Al(0
3.5wt%)とCr(13.717.3wt%)を含むODS鋼と、12Cr鋼の停留鉛ビスマス(LBE)中での耐食性を調べた。試験条件は、ODS鋼については、LBE中溶存酸素濃度が10
と10
wt%,温度が550と650
C,浸漬時間は3,000時間まで、12Cr鋼については、LBE中溶存酸素濃度が10wt%,温度が550C,浸漬時間は5,000時間まである。Alを約3.5wt%,Crを13.717.3wt%含むODS鋼は、表面に保護的なAl酸化膜が形成された。Alの添加は、ODS鋼の耐食性向上にとても効果があることがわかる。一方、Crを16wt%を含み、Alを含まないODS鋼については、溶存酸素濃度が10wt%,温度が650Cの場合を除き、十分な耐食性を有しなかった。単にCrを増量しただけでは、耐食性の向上は期待できないと思われる。
池田 佳隆; 花田 磨砂也; 鎌田 正輝; 小林 薫; 梅田 尚孝; 秋野 昇; 海老沢 昇; 井上 多加志; 本田 敦; 河合 視己人; et al.
IEEE Transactions on Plasma Science, 36(4), p.1519 - 1529, 2008/08
被引用回数：12 パーセンタイル：43.17(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60SA用負イオンNBI加熱装置(N-NBI)は、加速エネルギー500keV, 10MW, 100秒入射の性能が求められている。JT-60SA用N-NBIの実現には、3つの課題解決が必要である。1つはイオン源の耐電圧の改善である。最近のイオン源の耐電圧試験から、大型加速管ではその電極面積の大型化に伴い長時間のコンディショニングと電界強度の設計裕度が必要であることが明らかとなった。2つ目は、電極及びビームラインの熱負荷の低減である。最近の研究によりビーム同士の空間電荷効果でビーム軌道が曲げられ電極に衝突し、熱負荷を増加していることが明らかとなった。これは空間電荷効果を考慮した3次元ビーム軌道計算に基づき電極構造を補正することで改善できる。3つ目は、100秒間の安定な負イオン生成である。このため負イオン生成に不可欠なプラズマ電極の温度制御方式を提案した。これらのR&Dを行い、JT-60SA用N-NBIのイオン源は2015年から改造を予定している。
井上 和彦*; 柴本 宏*; 高橋 健司; 生玉 真也*; 森下 正樹; 青砥 紀身; 笠原 直人; 浅山 泰; 北村 誠司
日本原子力学会誌, 48(5), p.333 - 338, 2006/05
我が国の発電用新型炉である高速増殖炉(FBR)の実用化には、経済性,安全性を同時に満足する合理的設計が要求される。高温・低圧で運転されるFBRは、冷却材温度変動によって生じる熱応力が緩和しやすい薄肉の構造が有利になるが、薄肉化を進めると剛性の低下によって耐震性が損なわれることから、耐熱荷重設計と耐震設計の調和がFBR構造設計の要諦となる。FBR実用化に向けては、プラントの建設コスト低減を目指して小型で簡素な機器設備が計画されている。この計画に対し、従来の設計手法では熱荷重と地震荷重による応力の両者が厳しくなり、構造成立性を見通すことが難しくなる。さらに、将来的には設計上想定すべき地震動が引き上げられる方向にある。そこで、これらに対処するため、熱応力に対する耐性に優れるFBR用高クロム鋼,高温で生じる非弾性変形解析法や熱荷重設定法を含む高温構造設計法,設計・製作・運転を包括的に最適化するシステム化規格、これに加え地震荷重による制約を解決する3次元免震技術の開発を進めた。本研究は、「FBRサイクル実用化戦略調査研究」において、有望プラント概念の2005年度提示を目的とし実施したものである。その中で、20002004年度実施の経済産業省受託研究「発電用新型炉技術確証試験」により、構造設計の実現性を見通しを示すために開発した技術成果を紹介する。これらの成果は、今後、検証データを蓄積し将来の規格・基準類化を促進するため暫定指針類として体系化した。
森下 正樹; 青砥 紀身; 笠原 直人; 浅山 泰; 中村 協正*; 井上 和彦*; 長島 英明*
JNC TY9400 2005-012, 2351 Pages, 2005/07
JNC-TY9400-2005-012-1.pdf:135.59MBJNC-TY9400-2005-012-2.pdf:63.18MB
安全で経済的な実用高速炉の実現に向けて、構想計画技術を確立するため、核燃料サイクル開発機構(JNC)と日本原子力発電(原電)は、平成12年度より5年間、高温構造設計手法高度化に関する共同研究を実施してきた。本年度は、昨年度より継続して(1)実用化構造設計基準(2)新材料の基準化(3)システム化規格の検討を行った。また、最終年度であるので、5年間の成果を下記のように「実用高速炉高温構造設計方針(暫定案)」、「FBR用12Cr鋼候補仕様材 材料強度基準(暫定案)」等にまとめた。なお、本成果の中には、原電が経済産業省より受託し、JNCがその実施に協力した「発電用新型炉技術確証試験」の成果が含まれている。1.実用化構造設計基準の検討 2.新材料の基準化の検討 3.実用規格体系(システム化規格)の検討
若井 隆純; 青砥 紀身; 井上 和彦; 祐川 正之*; 伊達 新吾*
第30回MPAセミナー, 28 Pages, 2004/10
実用化高速炉配管に適用可能な12%Cr鋼の仕様選定に係る研究報告。Mo当量を約1.5%一定としてWとMo量を調整した3種類の12%Cr鋼に対するクリープ試験,クリープ疲労試験および勤続組織観察等を実施し、それらの結果を総合的に考慮して高速炉配管用12%Cr鋼の化学成分を暫定的に提案した。また、熱処理による所要の性能達成は難しいことを示した。
森下 正樹; 青砥 紀身; 笠原 直人; 浅山 泰; 井上 和彦*; 柴本 宏*; 田中 良彦*
JNC TY9400 2004-025, 984 Pages, 2004/08
JNC-TY9400-2004-025.pdf:159.61MB
核燃料サイクル開発機構(JNC)と日本原子力発電(原電)では,安全性と経済性こ優れた実用高速炉プラント概念の構築を目的として「高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究」を実施している。ここでは,高温構造設計の高度化,新材料の採用,ならびに3次元免震が経済性向上のためのシステム改善方策の枢要技術として挙げられている。そこで,JNCと原電は,平成12年度より,高温構造設計手法高度化と3次元免震開発に関する共同研究を開始した。本報告書はそのうち,高温構造設計手法高度化に関する平成15年度の成果をとりまとめたものである。なお,本成果のなかには,原電が経済産業省より受託し,JNCがその実施に協力した,高速増殖炉技術確証試験の成果が含まれている。本研究は,その内容を(1)実用化構造設計基準,(2)新材料の基準化,及び(3)システム化規格,の3つのスコープに整理して進めた。本年度の成果を要約すると,以下のとおりである。 (1)実用化構造設計基準の検討 -破損クライテリアの高度化に関し,合理的な試験方法によりラチェット疲労試験を継続した。クリープ設計域設定法,1次応力の影響評価法の適用性について検討評価した。 -非弾性設計解析に関する指針に関し,保守的な設計用電中研モデルも採用することとし開発に着手した。負荷履歴の影響に関する解析評価,非弾性解析に対応した保守的なクリープ疲労損傷評価法の開発を行った。指針検証のため構造物モデル試験を継続した。本指針の策定方針,記載頃目も検討した。 -熱荷重設定に関する指針に関し,サーマルストライピング評価法など合理的な熱荷重設定法の指針化検討を進めた。厳しめの熱荷重・高応力部位を把握するスクリーニング手法を開発し,妥当性を確認した。 (2)新材料の基準化の検討:-候補仕様材(W中添加,W無添加)について,長時間時効を含む各種強度特性試験,微視的組織観察,析出相の組成分析等を体系的に実施し,その結果を既存火力用の12Cr鋼データと比較評価して,FBR用材料として適切と考えられる組成範囲を提案した。 -上記候補仕様材に対する溶接侯補材及びそれを用いたTIG溶接継手について,時効前後の硬さ試験,衝撃・引張特性を評価する短時間強度試験を実施し母材と遜色ない特性を有してしていることを確認した。-材料強度基準試案に含まれる基礎的材料特性こついて調査を行い,FBR構
安藤 勝訓; 高橋 亨; 若井 隆純; 青砥 紀身; 井上 和彦
第8回超鉄鋼ワークショップ, 0 Pages, 2004/07
実用化高速炉配管に適用可能な12%Cr鋼の仕様選定に係る研究報告。Mo当量を約1.5%一定としてWとMo量を調整した3種類の12%Cr鋼に対するクリープ試験、クリープ疲労試験および金属組織観察等を実施し、それらの結果を総合的に考慮して高速炉配管用12%Cr鋼の化学成分を暫定的に提案した。
