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丹羽 正和; 島田 耕史; 末岡 茂; 藤田 奈津子; 横山 立憲; 小北 康弘; 福田 将眞; 中嶋 徹; 鏡味 沙耶; 小形 学; et al.
JAEA-Review 2023-017, 27 Pages, 2023/10
JAEA-Review-2023-017.pdf:0.94MB
本計画書では、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究の一環として実施している地質環境の長期安定性に関する研究について、第4期中長期目標期間(令和4年度
令和10年度)における令和5年度の研究開発計画を取りまとめた。本計画の策定にあたっては、これまでの研究開発成果や大学等で行われている最新の研究成果に加え、地層処分事業実施主体や規制機関等の動向を考慮した。研究の実施にあたっては、地層処分事業における概要・精密調査や国の安全規制に対し研究成果を適時反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで研究開発を推進する。
丹羽 正和; 島田 耕史; 末岡 茂; 石原 隆仙; 小川 大輝; 箱岩 寛晶; 渡部 豪; 西山 成哲; 横山 立憲; 小形 学; et al.
JAEA-Research 2023-005, 78 Pages, 2023/10
JAEA-Research-2023-005.pdf:6.51MB
本報告書では、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究の一環として実施している地質環境の長期安定性に関する研究について、第4期中長期目標期間(令和4年度令和10年度)における令和4年度に実施した研究開発に係る成果を取りまとめたものである。第4期中長期目標期間における研究の実施にあたっては、地層処分事業における概要・精密調査や国の安全規制に対し研究成果を適時反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで研究開発を進めている。本報告書では、それぞれの研究分野に係る科学的・技術的背景を解説するとともに、主な研究成果等について取りまとめた。
笹尾 英嗣; 石丸 恒存; 丹羽 正和; 島田 顕臣; 島田 耕史; 渡邊 隆広; 末岡 茂; 横山 立憲; 藤田 奈津子; 小北 康弘; et al.
JAEA-Review 2022-022, 29 Pages, 2022/09
JAEA-Review-2022-022.pdf:0.97MB
本計画書では、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究の一環として実施している地質環境の長期安定性に関する研究について、第4期中長期目標期間(令和4年度令和10年度)における令和4年度の研究開発計画を取りまとめた。本計画の策定にあたっては、これまでの研究開発成果や大学等で行われている最新の研究成果に加え、地層処分事業実施主体や規制機関等の動向を考慮した。研究の実施にあたっては、地層処分事業における概要・精密調査や国の安全規制に対し研究成果を適時反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで研究開発を推進する。
石丸 恒存; 尾方 伸久; 國分 陽子; 島田 耕史; 丹羽 正和; 島田 顕臣; 渡邊 隆広; 末岡 茂; 横山 立憲; 藤田 奈津子; et al.
JAEA-Research 2021-007, 65 Pages, 2021/10
JAEA-Research-2021-007.pdf:4.21MB
本報は、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究の一環として実施している地質環境の長期安定性に関する研究について、第3期中長期目標期間(平成27年度令和3年度)における令和2年度に実施した研究開発に係る成果を取りまとめたものである。第3期中長期目標期間における研究の実施にあたっては、最終処分事業の概要調査や安全審査基本指針等の検討・策定に研究成果を適宜反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで進めている。本報では、それぞれの研究分野に係る科学的・技術的背景を解説するとともに、主な研究成果等について取りまとめた。
石丸 恒存; 國分 陽子; 島田 耕史; 島田 顕臣; 丹羽 正和; 渡邊 隆広; 末岡 茂; 横山 立憲; 藤田 奈津子; 小北 康弘; et al.
JAEA-Review 2021-012, 48 Pages, 2021/08
JAEA-Review-2021-012.pdf:1.64MB
本計画書では、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究の一環として実施している地質環境の長期安定性に関する研究について、第3期中長期目標期間(平成27年度令和3年度)における令和3年度の研究開発計画を取りまとめた。本計画の策定にあたっては、「地質環境の長期安定性に関する研究」基本計画-第3期中長期計画に基づき、これまでの研究開発成果、関係研究機関の動向や大学等で行われている最新の研究成果、地層処分事業実施主体や規制機関のニーズ等を考慮した。研究の実施にあたっては、最終処分事業の概要調査や安全審査基本指針等の検討・策定に研究成果を適時反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで研究開発を推進する。
細川 甚作; 飯村 光一; 小川 光弘; 冨田 健司; 山浦 高幸
JAEA-Technology 2010-018, 269 Pages, 2010/08
JAEA-Technology-2010-018.pdf:5.75MB
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、2011年度に材料試験炉(以下、JMTRという。)を再稼働させる予定で改修計画が進められている。再稼働後におけるJMTRを活用した軽水炉燃料の中性子照射試験設備として、「異常過渡試験装置」を設置する計画である。異常過渡試験装置は、高燃焼度に達した軽水炉燃料の安全性評価技術,破損影響評価技術の開発に役立てることを目的に軽水炉燃料を照射試料とする出力急昇試験を行う照射施設である。本報告では、JMTRへ設置予定の異常過渡試験装置の詳細設計のうち、系統設計についてまとめたものである。
小川 光弘; 飯村 光一; 細川 甚作; 菅野 勝
JAEA-Technology 2010-019, 178 Pages, 2010/07
JAEA-Technology-2010-019.pdf:20.16MB
JMTRは平成23年度の再稼働に向けて、現在、照射試験の準備を行っている。この照射試験のうち、照射計画のひとつに燃料高負荷環境照射装置がある。この燃料高負荷環境照射試験は高燃焼度に達した軽水炉燃料(ウラン燃料及びMOX燃料)の照射試験をより実機の軽水炉プラントに近い照射環境下で実施することを計画している。平成19年度は高負荷環境照射装置の(1)系統設計及び(2)炉内管の耐震計算と、高燃焼度に達した燃料棒内の被覆管及びペレット間の燃料挙動を調べる限界内圧試験装置の(3)系統設計を実施した。また、燃料試料の破損した場合の(4)燃料破損検出システムの検討及び(5)排水処理システムの検討を実施した。
飯村 光一; 山浦 高幸; 小川 光弘
JAEA-Technology 2009-033, 45 Pages, 2009/07
JAEA-Technology-2009-033.pdf:5.01MB
独立行政法人日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、平成23年度に材料試験炉(以下「JMTR」という。)を再稼働する予定で改修計画が進められている。また、再稼働後におけるJMTRの有効利用の一環として、軽水炉燃料及び材料の健全性を確認するための中性子照射試験が計画されている。燃料の照射試験は、シュラウド照射装置とHe-3出力制御型沸騰水キャプセル照射装置とを組合せて出力急昇試験を行い軽水炉の異常過渡時における燃料の健全性を確認するものである。材料の照射試験は、「飽和温度キャプセル」と「照射環境制御装置」とを組合せて、軽水炉の水環境を模擬した状態で、材料に発生する照射誘起応力腐食割れ等の発生メカニズムを把握する。これらの照射装置は、再稼働後における照射計画に対応させるため、更新または改造を行うことから、平成19年度に新たな条件で詳細設計を行った。詳細設計のうち、各装置の耐震設計は、有限要素法配管解析コード「SAP」及び有限要素法構造解析コード「ABAQUS」により応力評価を行い、発生応力に対して装置が健全であることを確認した。
稲葉 良知; 小川 光弘; 山浦 高幸; 飛田 正浩
JAEA-Technology 2009-032, 51 Pages, 2009/07
JAEA-Technology-2009-032.pdf:8.74MB
材料試験炉(JMTR)において実施する軽水炉燃料の燃料異常過渡試験では、キャプセル型の試験装置(燃料異常過渡試験用キャプセル)を用いるが、キャプセル内の熱流動挙動を評価するため、多次元二流体モデルコードACE-3Dにより数値解析を行うことにしている。そこで、まずACE-3Dの機能拡張を行い、入力データの作成や解析結果の図示を容易にできるようにした。次に、ACE-3Dの検証のため、既にJMTRで試験実績のあるBWR出力較正試験用キャプセルをモデル化し、ACE-3DによるBWR出力較正試験を模擬した数値解析を行った。試験データと解析結果とを比較したところ、両者は比較的よく一致した。その結果、燃料異常過渡試験の熱流動解析にACE-3Dを適用できる見通しが得られた。さらに、自然対流型キャプセルによる燃料異常過渡試験を模擬した数値解析を行い、キャプセル内の熱流動挙動について検討した。
飯村 光一; 小川 光弘; 冨田 健司; 飛田 正浩
JAEA-Technology 2009-021, 71 Pages, 2009/05
JAEA-Technology-2009-021.pdf:4.34MB
JMTRは、平成23年度から照射試験の再稼働に向け、燃料異常過渡試験の準備を進めている。燃料異常過渡試験は、シュラウド照射装置(OSF-1)及びヘリウム3出力制御型沸騰水キャプセル照射装置(キャプセル制御装置,ヘリウム3出力可変装置及び沸騰水キャプセルから構成)を使用して、BWR高燃焼度燃料でBWRの照射環境を模擬し、出力急昇時の燃料挙動を評価する試験である。燃料異常過渡試験で取り扱う燃料試料が、さらに高燃焼度燃料(50GWD/t-UO
から110GWD/t-U)になることから、燃料試料破損時における安全評価のため、線量の再評価を行う必要がある。本報告書は、燃料異常過渡試験で燃料試料の破損に至った場合、核分裂生成物がキャプセル制御装置及び沸騰水キャプセルに流出したときの各機器の線量当量率の評価及び取扱う放射線業務従事者の被ばく評価をまとめたものである。
小川 光弘; 飯村 光一; 冨田 健司; 飛田 正浩
JAEA-Technology 2009-017, 254 Pages, 2009/05
JAEA-Technology-2009-017.pdf:15.04MB
JMTR(Japan Materials Testing Reactor)では、平成23年度の再稼働に向けて照射施設の整備を進めている。照射施設の整備に伴い使用する燃料の照射条件等の変更から、JMTRの核燃料物質使用施設からの直線ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による周辺監視区域境界における外部被ばくによる実効線量の再評価を実施した。評価方法は、照射施設における核燃料物質の最大使用量から、核種生成崩壊計算コード「ORIGEN2」を用いて線源強度を求め、これに建屋等の体系をモデル化し、しゃへい計算コード「G33-GP2」及び「QAD-CGGP2」を用いて周辺監視区域境界上の線量当量率を算出した。評価の結果、当該施設からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による周辺監視区域境界における年間の実効線量は十分に低いことが確認された。
赤堀 光雄; 伊藤 昭憲; 小川 徹; 宇賀神 光弘
Journal of Alloys and Compounds, 213-214, p.366 - 368, 1994/00
被引用回数：5 パーセンタイル：47.85(Chemistry, Physical)高速炉用U-Pu-Zr合金燃料ではその表面にZr富化層の生成が報告されており、これは不純物窒素に起因すると考えられる。本報では、U-Zr合金と窒素との反応をEPMA及びマイクロX線回折により詳細に調べ、反応層生成と温度、合金組成との関連について明らかにした。窒素圧90~150Ton反応温度873~1273Kでは、主たる反応層として、表面から順にUN
、ZrN、窒素固溶
-Zr層が生成し、さらにZr濃度が高い合金ほど、ZrN/-Zr(N)の生成が優勢となること等を見出した。また、窒素圧~1Torrの低圧下における生成反応層との比較を行った。
小川 光弘; 細川 甚作; 冨田 健司; 飯村 光一; 作田 善幸
no journal, ,
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターのJMTRには、照射設備として、キャプセル,水力ラビット,OSF-1等の照射装置が設置されている。照射設備整備課では、これらの照射設備の運転・保守管理が主な業務であり、他に照射設備の整備・改良等の運転に関する技術開発等の業務がある。照射設備の運転・保守管理情報のうち、不具合事象に関するものは、異常記録書等に取りまとめてデータベース化されている。不具合事象に関する情報のデータベース化により、情報が一元管理できるようにした。これにより、データの重複なく管理でき、またキーワードによる検索機能を持たせることにより、膨大なファイルの中から必要とする情報を容易に取り出すことが可能になった。現在、JMTRは、平成23年の再稼動に向けて改修中であるが、再稼動後の照射設備の運転や保守管理において、ここで策定したデータベースは、有効に活用できるものである。
