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論文

Current status of JRR-3

木名瀬 政美; 新居 昌至; 丸尾 毅

Proceedings of Joint IGORR 2013 & IAEA Technical Meeting (Internet), 12 Pages, 2013/10

2011年3月に東北地方太平洋沖地震が発生した。その際、JRR-3は施設定期自主検査を実施していたが、放射性物質の漏えいはもとより、原子炉建家や安全上重要な設備に大きなダメージを受けなかった。その後、補修工事とともに、すげての機器の健全性確認および地震による荷重が許容範囲内であることを確認する耐震評価が実施された。その結果、健全であることが確認され、その内容を規制当局に報告した。別なトピックとして、規制当局は研究炉に対して新規制基準を導入することになっている。JRR-3は再起動に向け、その新基準に対する申請を行うことを考えている。本紙では、補修工事,地震評価として新規制基準について報告する。

論文

Experience on return of research reactor spent fuels in Japan

佐川 尚司; 国府田 信之; 塙 信広; 丸尾 毅; 宮澤 正孝; 宇根崎 博信*; 中込 良廣*

IAEA-TECDOC-1593, p.121 - 128, 2008/06

日本では、1996年に米国で研究炉使用済燃料の受け入れ政策が開始されて以来、1712体の研究炉使用済燃料を輸送してきた。特に、原子力機構は8回の輸送を行い、1283体の使用済燃料を輸送した。京都大学も6回の輸送を行い、331体の使用済燃料を輸送してきた。日本では、事業者に対して各種の手続きや検査が義務付けされている。また、輸送準備期間を含めると、輸送には約1年を要している。事業者は、核不拡散の観点から今までの経験を活かしつつ、また法令を遵守しつつ、今後も使用済燃料輸送を安全に実施する。本報告書では、日本における使用済燃料の対米輸送に関する経験を記載している。

論文

ITERの安全性と構造健全性の確保について

多田 栄介; 羽田 一彦; 丸尾 毅; 安全評価グループ

プラズマ・核融合学会誌, 78(11), p.1145 - 1156, 2002/11

ITERは、国際協力で進めているトカマク型核融合装置であり、現在参加極間で建設準備に向けた協議が進められている。ITER建設においては、サイト国の安全規制や規格・基準類に従うことが基本とされており、我が国においても日本誘致に備えた検討が行われてきている。これまでに、文科省(旧科学技術庁)によりITERの安全上の特徴に基づいた安全確保の基本的な考え方が示された。これに基づき、原研では(財)原子力安全研究協会に検討専門委員会及び分科会を組織し、我が国の技術基準に立脚しつつ、ITERに特有な技術基準の整備を進めてきた。本報では、ITERの安全上の特徴や構造上の特徴を概設しそれに基づく安全確保の考え方及び機械機器の構造健全性にかかわる基準案の概要について述べる。

論文

Safety design concepts for ITER-tritium facility; Toward construction in Japan

大平 茂; 多田 栄介; 羽田 一彦; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 鶴 大悟; 石田 敏勝*; et al.

Fusion Science and Technology, 41(3), p.642 - 646, 2002/05

ITER日本建設のため準備されている安全規制の枠組みに関し、科学技術庁の技術顧問会は「ITER施設の安全確保の基本的な考え方の確立について」に、その技術的見地からの考え方を示した。この報告書では、ITERにおける安全確保の目標を、一般公衆と作業従事者を放射性物質による放射線障害から守ることとしている。そのために、核融合反応の受動的終息性や、低い崩壊熱密度等の、ITER施設の安全上の特徴を考慮して、安全設計と安全評価における技術的要件としての基本的な安全性の原則及びアプローチを定めた。すなわち、上記の目標を達成するため、平常運転時におけるALARAの原則の履行,放射性物質を内蔵する機器の構造健全性の確保による事故の防止を行い、コンファインメント施設を設けることで万が一の事故時でも環境中への放射性物質放出を抑制し公衆の過度の放射線被ばくを防止する。ここでは日本における安全性の原則,考え方,技術基準に基づくトリチウムの安全設計概念等について述べる。

論文

ITER工学設計活動報告

森 雅博; 荘司 昭朗; 荒木 政則; 斎藤 啓自*; 仙田 郁夫; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 井上 多加志; 大野 勇*; 片岡 敬博*; et al.

日本原子力学会誌, 44(1), p.16 - 89, 2002/01

ITER(国際熱核融合実験炉)計画は、日本・米国・欧州・ロシアの政府間協定の下に核融合エネルギーの科学的・工学的実証を目指す実験炉を国際共同で実現しようというプロジェクトである。1992年7月以来9年間に亘り建設のために必要なすべての技術的データの作成を目的とする工学設計活動(EDA)を進めてきたが、2001年7月に当初の目標を達成して完了した。次の段階に進むこの時期に、EDAの概要と主要な成果をまとめておくことは、我が国の研究者が広くEDAの成果を評価し活用するうえでも、また、今後期待されるITERの建設・運転に向けた活動に多くの研究者が参画するための共通の基盤を築くうえでも必要と考えられる。本報告ではこのような趣旨に基づき、ITER工学設計活動の概要,工学設計及び工学RandDの成果,安全性に関する検討について、外部の研究者が全体像を掴むことを意図して記述されている。

論文

Study on decay heat removal of compact ITER

鶴 大悟; 閨谷 譲; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 大平 茂; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 羽田 一彦; 多田 栄介

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.985 - 989, 2001/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:28.03(Nuclear Science & Technology)

コンパクトITERの固有の安全性を踏まえた安全確保の考え方の構築の一環として、全冷却系が機能してない条件下での崩壊熱による各機器の温度上昇を見積もることにより非常用冷却系の必要性を検討した。全冷却系の全冷却材が瞬時に喪失し、機器間は輻射により熱伝達され、クライオスタットがヒートシングとなるといった極端に仮想的な条件にも関わらず、真空容器の最高温度は500$$^{circ}C$$近辺に留まり、なおかつ温度上昇は非常に緩やかで最高温度に到達するのが100日後であった。以上の結果より、コンパクトITERでは崩壊熱密度の小ささから、非常用冷却系が無くても輻射により崩壊熱が除去可能である見通しを得た。併せて、第一壁が一体型である場合及び真空容器冷却系が機能している場合の温度上昇に関して感度解析を行った。

論文

Safety activities in JAERI related to ITER

大平 茂; 多田 栄介; 羽田 一彦; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 鶴 大悟; 石田 敏勝*; et al.

Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.515 - 522, 2001/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:28.03(Nuclear Science & Technology)

原研で開始されている、ITERの安全設計検討、建設のための設計の具体化、設計基準の整備のための検討の現状及びITERの安全に関するR&Dについて概説する。ITERの安全設計と技術的に考慮すべき要件の検討の過程で考慮されるべき重要な要素として、固有の安全性及び高いレベルの受動的安全性があげられる。これらの安全上の特徴により、基本的に異常の事故への拡大は特別の対処なしに防止可能であり、気密性を持った一次閉じ込め系とこれを取り囲むコンファイメント施設とによりITERの安全確保が可能であることについて述べる。ITERに特徴的な機器の構造設計基準や日本への立地の際に必要とされる免震設計の基準確立のための委員会における検討状況や、原研において進められている、トリチウム閉じ込め、免震構造設計、ICE/LOVA事象等にかかわるITERの安全性に関するR&Dについても報告する。

口頭

ITER一次冷却水の14MeV中性子による放射線分解の検討

佐藤 和義; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 向井 悟*; 内田 正治*; 惣万 芳人*

no journal, , 

ITER施設の一次冷却水は、核融合反応により生じる構造物や冷却水等からの誘導放射線及び中性子の減速過程で生じる放射線によって放射線分解される。この際生じる分解生成物は配管の腐食等に寄与する恐れがあるため、この種類や量を評価し、必要に応じて生成物を除去する水処理施設を適切に選定する必要がある。このため、配管材料の健全性を評価するために核分裂軽水炉のコード(WREC)を用いて一次冷却水の放射線分解生成物の発生量や濃度の変化を求めた。その結果、配管腐食に寄与する恐れのある酸素濃度は、軽水炉(PWR)の管理値より十分に低い値を示しており、設計条件を満たす水質管理を達成することにより、水の分解生成物による配管腐食への影響は小さいと考えられる。

口頭

JRR-3冷中性子導管のスーパーミラー化に伴うビームの分散について

田村 格良; 山本 和喜; 中村 清; 曽山 和彦; 丸尾 毅

no journal, , 

JRR-3の冷中性子ビーム10倍化計画を進めており、中性子導管の改良により得られる中性子分光器の試料位置における中性子ビームの強度と分散について評価した。中性子ビームは中性子導管により輸送され、モノクロメーターで単色化された後、試料に照射される。これらの評価においては、Ni/Ti多層膜スーパーミラー(3Qc)を使用した場合の中性子ビームの分散がNiミラーのものとは異なるため、LTASのモノクロメーター結晶による回折における分散を考慮した。現在のNiミラーからNi/Ti多層膜スーパーミラー(3Qc)への中性子導管に変更することで、LTAS分光器の実験者がもっとも必要とする試料位置における単色ビーム(4.03${AA}$)の強度が従来よりも約3倍も増加することが確認できた。試料位置における中性子ビームの分散はNiミラーからNi/Ti多層膜ミラー(3Qc)に変更しても散乱実験に重要となる水平方向での分散幅は要求されている1$$^{circ}$$以内に収まっていることを確認した。

口頭

Upgrading of JRR-3/JRR-4 neutron beam utilities; For cold neutron beam and BNCT

山本 和喜; 田村 格良; 熊田 博明; 丸尾 毅

no journal, , 

JRR-3冷中性子ビーム強度の増倍とJRR-4のためのホウ素中性子捕獲治療(BNCT)の進展という2つの計画について発表する。JRR-3の冷中性子ビーム強度を増加させるために、液体水素減速材容器と中性子導管を改造する。新減速材容器の中性子強度が材料と形の選択を新型減速材容器に適合させることによって、約2倍に増加でき、また、高性能スーパーミラーと交換することによって、ビーム分散を小さいまま中性子輸送効率を約5倍に改善できる見通しを得た。JRR-4ではBNCTの需要を満たすために利用効率の改善を進め、脳腫瘍以外のガンへのBNCT適用進めていく方針である。

口頭

JRR-4におけるBNCT技術の現状と今後

熊田 博明; 山本 和喜; 丸尾 毅

no journal, , 

原子力機構のJRR-4は、現在、ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)を実施できる国内で唯一の原子炉施設である。また近年のBNCTの臨床研究では、悪性脳腫瘍だけでなく頭頸部癌などへの照射も実施されている。これらの背景からJRR-4でのBNCT実施件数が急増し、平成18年度には前年度の2倍以上の30症例近い照射が実施された。またJRR-4では初めて肺への照射も実施された。これら新しい部位への照射,新しい臨床手法に対応するために確立した照射手法,線量評価手法をまとめ,JRR-4の現状について報告する。また、今後はさらに症例数が増加することが予想されるとともに、肝臓がん等への照射も計画されていることから、これらに対応するための今後の技術開発計画の概略を報告する。

口頭

Promotion and development of industrial applications at JRR-3

加倉井 和久; 丸尾 毅

no journal, , 

The recent efforts at the Japan Research Reactor No.3 (JRR-3) Neutron Science Facility to promote the industrial applications of neutron beam techniques will be reported. The status of the development and some examples of the neutron industrial applications at JRR-3 will be presented.

口頭

Current status of JRR-3; After 3.11 Earthquake in Japan

村山 洋二; 新居 昌至; 丸尾 毅

no journal, , 

東北地方太平洋沖地震の発生時、JRR-3は定期検査期間中であった。点検の結果、原子炉建家や安全運転に必要な設備に大きな被害はなく、放射性物質の放出もないことが確認された。復旧作業は平成24年3月までに終了する予定である。また、全設備の健全性点検や当地震に耐えることを示すための耐震解析が行われている。JRR-3はこれらの手続きを済ませた後で運転を再開する予定である。

口頭

Present and future of JMTR, JRR-3, 4 utilization

神永 雅紀; 丸尾 毅

no journal, , 

材料試験炉(JMTR), 研究炉JRR-3及びJRR-4は、それぞれの炉の特色により動力炉用燃材料の照射試験,中性子ビーム実験,放射分析,医療照射(BNCT)等の分野でそれぞれの研究開発等に活用されてきた。本発表では、これまでの各炉の利用状況及び今後の利用分野等について報告する。

口頭

Current status of JRR-3

加島 洋一; 新居 昌至; 丸尾 毅

no journal, , 

The Reactor Regulation Act was revised in June 2012, for the purpose of ensuring the robustness of the fission reactor safety based on the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. The revision introduces the back-fit system under which already authorized nuclear facilities are also required to conform to new regulatory requirements. We confirmed that JRR-3 conforms to new regulatory requirements on research and test reactor facilities and applied for approval of the construction license.

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