令和2年度原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 石崎 梓; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 佐藤 一彦*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 菊池 陽*; et al.

JAEA-Technology 2021-029, 132 Pages, 2022/02

JAEA-Technology-2021-029.pdf:24.58MB

2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。日本原子力研究開発機構では、有人ヘリコプターを使用した航空機モニタリングを福島第一原子力発電所周辺において継続的に実施してきた。本報告書では、令和2年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果について取りまとめると共に、過去のモニタリング結果から空間線量率等の変化量を評価し、変化量に寄与する要因について考察した。また、航空機モニタリングによる空間線量率の計算精度向上に資するために、航空機モニタリングデータを用いて地形の起伏を考慮に入れた解析を行った。地形の起伏を考慮に入れる前後での解析結果を比較し、本手法による精度向上効果を評価した。さらに、空気中のラドン子孫核種の弁別手法を測定結果に適用して、空気中のラドン子孫核種が航空機モニタリングに与える影響について評価した。

「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」活動状況中間報告(2019年9月2020年9月)

与能本 泰介; 中島 宏*; 曽野 浩樹; 岸本 克己; 井澤 一彦; 木名瀬 政美; 長 明彦; 小川 和彦; 堀口 洋徳; 猪井 宏幸; et al.

JAEA-Review 2020-056, 51 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-056.pdf:3.26MB

「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」は、原子力科学研究部門、安全・核セキュリティ統括部、原子力施設管理部署、安全研究・防災支援部門の関係者約10名で構成され、機構の施設管理や規制対応に関する効果的なグレーデッドアプローチ(安全上の重要度に基づく方法)の実現を目的としたグループである。本グループは、2019年の9月に活動を開始し、以降、2020年9月末までに、10回の会合を開催するとともに、メール等も利用し議論を行ってきた。会合では、グレーデッドアプローチの基本的考え方、各施設での新規制基準等への対応状況、新検査制度等についての議論を行なうとともに、各施設での独自の検討内容の共有等を行っている。本活動状況報告書は、本活動の内容を広く機構内外で共有することにより、原子力施設におけるグレーデッドアプローチに基づく合理的で効果的な安全管理の促進に役立つことを期待し取りまとめるものである。

Progress of criticality control study on fuel debris by Japan Atomic Energy Agency to support Secretariat of Nuclear Regulation Authority

外池 幸太郎; 渡邉 友章; 郡司 智; 山根 祐一; 長家 康展; 梅田 幹; 井澤 一彦; 小川 和彦

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09

福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出しに係る臨界管理は、臨界を防止する決定論的な管理ではなく、臨界による影響を緩和するリスクの考え方に基づいた管理になる可能性がある。この課題に取り組むため、原子力規制委員会・規制庁は、2014年から、日本原子力研究開発機構に委託して研究開発を進めてきている。燃料デブリの臨界特性解析、臨界解析コードの整備、臨界実験の準備、リスク解析手法の開発の進捗について報告する。

高温ガス炉を用いた使用済み燃料の放射性潜在的有害度の低減に関する研究

深谷 裕司; 國富 一彦; 小川 益郎

日本原子力学会和文論文誌, 14(3), p.189 - 201, 2015/09

https://doi.org/10.3327/taesj.J14.037

高温ガス炉を用いた使用済み燃料の放射性潜在的有害度の低減に関する研究を行った。分離変換とは異なり、有害度発生自体を減らすことができる炉心概念という観点からの研究である。有害度発生量を減らすためにはPu, Am, Cmの発生源であるUを排除する必要がある。そのため、Uに代わる新たな燃料母材を用いた高温ガス炉を提案した。その候補として、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)とトリウムを検討した。核燃料物質としては、濃縮度93%の高濃縮ウランを想定した。この高濃縮ウランを用いることによりその有害度を大幅に低減することができ、天然ウランレベルの有害度レベルまで減衰させるのに必要な冷却期間が800年程度に低減できる。燃料健全性および核拡散抵抗性もYSZによる希釈により保つことができ、核的自己制御性に関してもエルビウム添加により保持できる。熱エネルギー発生量に関しても通常のウラン燃料と同等の発生量が得られる。発電原価も通常のGTHTR300炉心と同等に安価である。本炉心概念では通常のウラン炉心の10万年程度の冷却期間を1%以下の800年程度に低減することができる。

高温ガス炉ISプロセス水素製造システムの経済性評価

岩月 仁; 笠原 清司; 久保 真治; 稲垣 嘉之; 國富 一彦; 小川 益郎

JAEA-Review 2014-037, 14 Pages, 2014/09

JAEA-Review-2014-037.pdf:8.84MB

高温ガス炉の熱エネルギーを用いることにより、水から水素を製造する熱化学法ISプロセスは、COを排出することなく、安定かつ大量に水素を生産できうる、将来の最有力水素製造技術の一つとして、水素・燃料電池戦略ロードマップに記載されるなど、大きな期待が寄せられている。今後、実用化に向けた経済性評価が必要だが、将来の商用高温ガス炉ISプロセス水素製造システムの経済性を精度よく評価することは現段階では困難である。そこで、既存の化石資源を用いた大型商用水素製造プラントの経済性評価データを基に、高温ガス炉ISプロセス水素製造システムの経済性を評価した。本評価において、水素製造コストは25.4円/Nmであり、それに占める水素製造装置の構成要素の割合から、エネルギー源である高温ガス炉の建設コストの削減、稼働率の向上、水素製造熱効率の改善が水素製造コストの低下に大きく寄与することがわかった。この水素製造コストは燃料電池自動車(FCV)用水素燃料などに求められる水素製造コストを十分満足できることから、この値を高温ガス炉ISプロセス水素製造システムの水素製造コスト目標値として研究開発をすすめていく。

Analysis of core heat removal capability under DLOFC accidents for HTGRs

佐藤 博之; 大橋 弘史; 橘 幸男; 國富 一彦; 小川 益郎

Nuclear Engineering and Design, 271, p.530 - 536, 2014/05

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2013.12.028

本報告では、減圧事故時において能動的及び受動的設備の動作に期待することなく崩壊熱及び残留熱を除去可能な高温ガス炉の除熱特性を評価した。炉心、原子炉圧力容器および土壌、それぞれを集中定数化した簡易モデルを用いて非定常の温度挙動評価を行うとともに、炉心高さ、初期炉心温度、反射体高さ、炉室サイズおよびピーキング係数をパラメータとした検討を行った。計算結果から、炉心の出力密度および原子炉出力と半径の相関関係を得るとともに、崩壊熱及び残留熱除去の観点から本質的安全高温ガス炉が成立する見通しを得た。

高温ガス炉における本質的安全性の概念

大橋 弘史; 佐藤 博之; 國富 一彦; 小川 益郎

日本原子力学会和文論文誌, 13(1), p.17 - 26, 2014/03

https://doi.org/10.3327/taesj.J13.013

高温ガス炉において、全ての安全設備が作動しなくとも、燃料被覆材の放射性物質の閉じ込め機能を阻害する現象が発生すると、自然界の法則に従い、それら阻害する現象の起因事象に対して、カウンター的に生起する物理現象のみによって、起因事象を抑制する新たな概念を提案した。燃料被覆材の放射性物質の閉じ込め機能を阻害する4つの現象;拡散・透過、熱的損傷、化学的損傷、機械的損傷の起因事象である温度上昇、酸化腐食、一酸化炭素の爆発に対し、ドップラー効果、大気の自然対流・熱放射、酸化膜形成、一酸化炭素の燃焼といった物理現象がカウンター的に生起するように設計できることを示した。このように設計された高温ガス炉は、環境及び一般公衆に大きな影響を与えることのない本質的な安全性を確保できる第四世代原子力システムであると言える。

Feasibility study on naturally-safe HTGR for air ingress accident

大橋 弘史; 佐藤 博之; 橘 幸男; 國富 一彦; 小川 益郎

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/10

福島第一原発事故以降、いかなる事故が発生しても、特段の機器・設備を必要とせず、物理現象のみで人及び環境に有害な放射線の影響を与えないことを目的とした本質的安全高温ガス炉の研究開発を開始した。高温ガス炉にとって過酷な事象である空気侵入事故時において、燃料被覆層の放射性物質閉じ込め機能を喪失させる原因事象として、黒鉛酸化反応で発生する一酸化炭素(CO)の爆発による破損、黒鉛酸化反応熱による昇華等が挙げられる。本研究では、1次系配管の2箇所破断を想定した過酷な空気侵入事故時における本質的安全高温ガス炉の技術的成立性を示すため、1次元定常モデルを用いて、円管流路におけるCO濃度及び反応熱に関する解析評価を行った。この結果、空気中の酸素との穏やかな反応によって冷却流路出口におけるCO濃度を爆発下限濃度未満に抑制、及び反応熱を物理現象のみによって除去可能な冷却材流路形状の条件が存在することを明らかにした。これにより、空気侵入事故時のCO爆発抑制及び反応熱除去に関して、本質的安全高温ガス炉の技術的成立性を示すことができた。

Evaluation of nuclear characteristics of light-water-moderated heterogeneous cores in modified STACY

井澤 一彦; 青山 康夫; 曽野 浩樹; 小川 和彦; 柳澤 宏司; 三好 慶典

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Criticality (ICNC 2011) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/02

日本原子力研究開発機構では、炉物理研究,臨界安全研究等の多様なニーズに対応するため、溶液系の臨界実験装置であるSTACYを棒状燃料と軽水減速材を使用する軽水減速型臨界実験装置に更新する計画である。更新に先立ち、STACY更新炉の核特性解析を実施した。計算には、連続エネルギーモンテカルロコードMVP,多群輸送計算コードDANTSYSを評価済み核データJENDL-3.3と組合せて使用した。解析の結果、STACY更新炉の反応度制御系に成立性があること及び原子炉停止系が原子炉停止余裕の制限値を満足する見通しがあることを確認した。また、本解析によってSTACY更新炉の反応度係数(温度,ボイド)及び動特性パラメータ(即発中性子寿命,実効遅発中性子割合)の変化特性が明らかとなった。

硝酸塩廃液生物処理システム試験

高橋 邦明; 目黒 義弘; 川戸 喜実; 黒田 一彦*; 小川 尚樹*

JAEA-Technology 2008-084, 12 Pages, 2009/02

JAEA-Technology-2008-084.pdf:1.06MB

再処理施設から発生する低レベル濃縮廃液は、硝酸ナトリウムを含んでおり、これをセメント等で直接固化して埋設処分した場合、固化体中の硝酸ナトリウムが地下水を介して環境中に移行する可能性がある。そこで、硝酸ナトリウム廃液を分解,処理する方法として一般産業界で広く普及している生物処理技術について、4wt%の硝酸ナトリウムを含む廃液への適用試験を行った。生物処理技術が抱える課題に対して、余剰汚泥発生量の削減試験,脱窒性能の限界見極め試験を行い、以下の結果を得た。(1)余剰汚泥の焼却灰発生量は従来比1/10に低減され、二次廃棄物処分費低減の目途を得た。(2)脱窒性能はこれまでの4kg-N/m/dから7kg-N/m/dまで上昇させることができた。膜分離システムの改良を行うことによりさらに装置の小型化が期待できる。