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浅田 直輝; 佐々木 俊一; 良知 玲生奈; 小森 剛史; 鈴木 久規; 竹内 謙二; 内田 直樹
日本保全学会第20回学術講演会要旨集, p.5 - 8, 2024/08
廃止措置段階にある東海再処理施設において、放射性物質の漏えい及び拡散により周辺環境に影響を及ぼすリスクが集中している高放射性廃液貯蔵場(HAW)、ガラス固化技術開発施設(TVF)について、地震及び津波から守るため安全対策を最優先で講じる必要がある。また、両施設の重要な安全機能(閉じ込め機能及び崩壊熱除去機能)を維持するため、事故対処設備を用いて必要な電力やユーティリティを確保する保管場所及びアクセスルートを設置する必要がある。このため、安全対策の一環として自然災害時にも安全機能を維持するための事故対処設備の保管場所の地盤について、廃止措置計画に基づき地震及び津波に耐えられるよう中層混合処理工とセメント改良土による地盤改良を行うことにより耐震性、耐津波性を向上させた。
横内 優; 佐々木 俊一; 柳橋 太; 浅田 直輝; 小森 剛史; 藤枝 定男; 鈴木 久規; 竹内 謙二; 内田 直樹
日本保全学会第20回学術講演会要旨集, p.1 - 4, 2024/08
廃止措置段階に移行している東海再処理施設では、使用済核燃料の再処理で発生した大量の高放射性廃液(HLLW)を高放射性廃液貯蔵場(HAW)に保管している。HLLWはガラス固化が完了するまで放射性物質のリスクがHAWに集中しており、地震などの自然災害によりHAWの冷却機能が損なわれる恐れがあるため、HAW及び配管トレンチ周辺地盤をコンクリートで置換し、耐震性を向上させる必要がある。本工事は、2020年7月から始まり、2024年3月に完了した。本報告書は、工事の概要と工事後の点検結果について述べる。
川原 孝宏; 須田 翔哉; 藤倉 敏貴; 政井 誓太; 大森 加奈子; 森 優和; 黒澤 剛史; 石原 圭輔; 星 亜紀子; 横堀 智彦
JAEA-Technology 2023-020, 36 Pages, 2023/12
JAEA-Technology-2023-020.pdf:2.79MB
原子力科学研究所放射性廃棄物処理場では、放射性廃棄物を200Lドラム缶等の容器に収納して保管廃棄施設に保管している。保管している廃棄物(以下「保管体」という。)については、これまで保安規定等に基づく外観点検等を行うことで安全に管理している。しかし、屋外の半地下ピット式保管廃棄施設である保管廃棄施設・Lには、保管期間が40年以上に亘る保管体もあり、一部の容器(主としてドラム缶)では、表面のさびが進行しているものも確認された。このため、さらに長期に亘る安全管理を徹底するため、ピットから保管体を取り出し、1本ずつ容器の外観点検、汚染検査を行い、必要に応じて容器の補修や新しい容器への詰替え等を行う作業(以下「健全性確認」という。)を計画し、2019年4月に作業を開始した。本報告書は、健全性確認について、計画立案、課題の検討、試運用等の実績についてまとめたものである。
玉置 裕一; 大森 雄; 藤島 雅継; 水越 保貴; 坂本 直樹
Proceedings of 53rd Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling Working Group (HOTLAB 2016) (Internet), 6 Pages, 2016/11
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターの核燃料使用施設では、高速炉用燃料や材料開発のための試験が行われている。1970年代に建設されたこれらの施設は、40年以上に渡り運転経験を蓄積してきた。施設を安全で継続的に運転するためには、電源設備、マニプレータ、インセルクレーン、排風機や換気設備といった、重要設備のメンテナンスが必要となる。本定期安全評価手法は、日本の実用原子炉施設等で実施されている手法を基に核燃料使用施設に適用している。本論文では、安全評価手法を用いた核燃料使用施設での定期安全評価の取り組みについて報告する。
豊森 佑夏*; 辻 悟*; 光田 紫乃布*; 岡山 陽一*; 芦田 汐未*; 森 敦紀*; 小林 徹; 宮崎 有史; 矢板 毅; 荒江 祥永*; et al.
Bulletin of the Chemical Society of Japan, 89(12), p.1480 - 1486, 2016/09
被引用回数：9 パーセンタイル：29.91(Chemistry, Multidisciplinary)Preparation of 2,2'-bithiophene derivatives bearing 
-alkenyl groups at the 3,3'-positions and ring-closing metathesis reactions of the obtained compound were performed. The reaction of bithiophene bearing 3-butenyl substituents with 5mol% Grubbs 1st generation catalyst underwent ring-closing metathesis (RCM) to afford the cyclized product 7 showing winding vine-shaped molecular asymmetry in up to 88% yield. Enantioselective RCM was also achieved by the use of chiral Schrock Hoveyda molybdenum-alkylidene catalyst in up to 87% ee.
藤島 雅継; 水越 保貴; 坂本 直樹; 大森 雄
保全学, 13(2), p.115 - 125, 2014/07
大洗研究開発センター福島燃料材料試験部には、高速増殖炉の高性能燃料及び材料の開発を目的とした5つの核燃料物質使用施設 照射後試験施設がある。これらの施設は昭和40年代から50年代に建設されたもので、ホットインからいずれも30年以上経っている。そこで、施設の安全の確保のため、平成15年度より独自の安全評価に取組んでいる。この取組みは、想定されるリスクを摘出し、未然に適切な処置を施すなどの対策によりトラブルを防止しようというものである。その精神は、発電用原子炉等の高経年化対策に適用されている定期安全評価に学んでいる。評価手法の特徴は、安全に影響するさまざまな要因を数値化し、性能劣化監視指標により、適切な保全活動に反映していく点にある。本論文では、福島燃料材料試験部で行っている施設の安全評価への取組みについて、経緯,評価手法と保全活動への展開の状況についてまとめた。
石原 正博; 木村 伸明; 竹本 紀之; 大岡 誠; 神永 雅紀; 楠 剛; 小森 芳廣; 鈴木 雅秀
Proceedings of 5th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-5) (Internet), 7 Pages, 2012/10
JMTRは軽水減速冷却タンク型の原子炉で、これまで軽水炉,高温ガス炉,核融合炉の燃材料の照射試験、放射性同位元素の生産に利用されてきたが、2006年8月に一旦運転を停止し、2007年度から改修を開始した。改修工事は、予定通り4年間をかけて2011年3月に完了したが、2011年3月11日に東日本大震災が発生し、再稼働のための性能試験の実施が遅れることとなった。さらに、地震後の詳細点検において、原子炉建家周辺等の一部被災が見つかったため、JMTR再稼働を延期し、地震後の補修及び施設の安全評価を実施することとなった。これらを完了させ、JMTRは2012年度中に再稼働し、その後2030年頃まで運転する予定である。
中村 勤也*; 尾形 孝成*; 菊地 啓修; 岩井 孝; 中島 邦久; 加藤 徹也*; 荒井 康夫; 魚住 浩一*; 土方 孝敏*; 小山 正史*; et al.
日本原子力学会和文論文誌, 10(4), p.245 - 256, 2011/12
「常陽」での照射試験を目的として、金属ウラン,ウラン-プルトニウム合金及び金属ジルコニウムを原料に、U-20Pu-10Zr燃料スラグを射出鋳造法により製造した。いずれの燃料スラグも表面は滑らかであり、合金組成,密度,長さ,直径,不純物濃度も製造仕様を満足した。製造した燃料スラグを、熱ボンド材,熱遮へい体及び要素反射体とともに下部端栓付被覆管に充填してTIG溶接を行い、ナトリウムボンド型金属燃料要素6本を組み立てた。これらの燃料要素は、今後B型照射燃料集合体に組み立てられた後、「常陽」に装荷されて国内で初めてとなる金属燃料の照射試験が実施される予定である。
藤島 雅継; 坂本 直樹; 水越 保貴; 雨谷 富男; 大森 雄
日本保全学会第5回学術講演会要旨集, p.388 - 392, 2008/07
大洗研究開発センター燃料材料試験部には、高速増殖炉の高性能燃料及び材料の開発を目的とした5つの核燃料物質使用施設(照射後試験施設)がある。これらの施設は昭和40年代から50年代に建設されたもので、ホットインからいずれも30年以上経っている。そこで、施設の安全の確保のため、平成15年度より独自の安全評価に取組んでいる。この取組みは、想定されるリスクを摘出し、未然に適切な処置を施すなどの対策によりトラブルを防止しようというものである。その精神は、発電用原子炉等の高経年化対策に適用されている定期安全評価(Periodic Safety Review:PSR)に学んでいる。評価手法の特徴は、安全に影響するさまざまな要因を数値化し、性能劣化監視指標(Performance Indicator:PI)により、適切な保全活動に反映していく点にある。本報では、燃料材料試験部で行っている施設の安全評価への取組みについて、経緯,評価手法と保全活動への展開の状況について報告する。
山本 昌亘; 穴見 昌三*; 絵面 栄二*; 長谷川 豪志; 原 圭吾*; 堀野 光喜*; 野村 昌弘; 大森 千広*; Schnase, A.; 島田 太平; et al.
Proceedings of 5th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 33rd Linear Accelerator Meeting in Japan (CD-ROM), p.358 - 360, 2008/00
J-PARC Rapid Cycling Synchrotron(RCS)は2007年9月にビームコミッショニングを開始し、所定の3GeVまでの加速及び取り出しに成功した。ビーム強度を上げるための試験も行われており、大強度ビームを加速する際の入射時の空間電荷効果を抑えることもその一つである。RCSでは、マルチターン入射の手法を用いて入射を行っているが、その際通常の基本波RFのみを用いた手法ではバケツ中心の電荷密度が高くなってしまうため、2倍高調波,運動量オフセット,2倍高調波位相オフセットの各手法を組合せて、入射時のバンチングファクターを小さく抑える手法をシミュレーションにより検討した。ビーム試験の結果とシミュレーションとの比較について述べる。
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。
吉武 庸光; 大森 雄; 坂本 直樹; 鵜飼 重治
PNC TN9410 96-281, 81 Pages, 1996/09
FBR炉心の冷却能力低下型事象(LOF)下における燃料被覆管の健全性評価のためには、熱過渡時の被覆管の寿命評価が重要である。この任意の温度履歴に対応した燃料被覆管の寿命予測を目的として、評価ニーズに対応した急速加熱破裂(バースト)試験技術の高度化、高速実験炉「常陽」で高照射量域まで高速中性子照射された高速増殖原型炉「もんじゅ」用改良316ステンレス鋼(PNC316)燃料被覆管の急速加熱バースト試験及び本試験結果に基づいた照射済被覆管の寿命予測評価を行った。本試験及び評価で得られた主な結果は以下の通りである。急速加熱バースト試験技術の高度化に取り組んだ結果、被覆管試験片温度計測時の測温精度の向上、外径変化及び高応力条件(周応力294MPa)での破裂温度データの取得を達成した。「常陽」で照射された特殊燃料集合体PFC030M、炉心燃料集合体PFD304を対象 に高照射PNC316燃料被覆管の急速加熱バースト試験を行った。その結果、今回の 供試材で得られた高速中性子照射量(~17.5
1026n/m2、E>0.1MeV)の範囲では、LOF時に想定される応力条件下(周応力~100MPaまで)においては破裂温度は非照射材と同等であり、破裂に際してよい延性を示した。また照射量の増大に伴う破裂温度の低下は見られなかった。ラーソン・ミラー・パラメータ(LMP)とLife Fraction Ruleを適用することにより、熱過渡時の被覆管寿命を評価できる手法を確立した。これを用いて高照射PNC316被覆管の急速加熱時の破裂温度下限値を計算した結果、現状の照射量範囲(~17.51026n/m2)においては、「もんじゅ」の被覆管最高温度制限値830
Cの合理化が可能であることを示した。
立花 利道; 井滝 俊幸; 山内 勘; 大森 雄*
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(2), p.155 - 157, 1985/00
被引用回数：19 パーセンタイル：92.36(Nuclear Science & Technology)「常陽」MK-I照射後燃料の融点をタングステンキャプセル封入方式によるサーマルアレスト法で遠隔測定した。今まで、0
5万MWD/Tでの混合酸化物燃料の融点下限値は2650
以上と報告(米国GE社によるフィラメント法での測定)されていたが、今回の測定で2720以上であることが分かった。また、酸化物燃料は炉内で核分裂生成物と多元系を生成するため、燃焼度の増加と共に融点は降下すると一般に云われていたが、05万MWD/Tではその影響は無視しうる程度であり、融点は降下しないことが分かった。
神永 雅紀; 谷本 政隆; 大岡 誠; 石原 正博; 楠 剛; 小森 芳廣; 鈴木 雅秀
no journal, ,
日本原子力研究開発機構(JAEA)の材料試験炉(JMTR)は、出力50MWの軽水冷却タンク型原子炉である。1968年3月の初臨界以来、JMTRは発電用軽水炉,HTGR,核融合炉の燃料/材料照射試験やRI生産に用いられてきた。2006年8月にJMTRは、再稼働のための外部及び内部委員会によるチェック&レビューのため、一旦運転を停止した。議論の結果、JMTRは必要な更新作業の後に運転を再開することが最終的に決定された。更新は、2007年度から開始され、一次冷却系と二次冷却のポンプモーター,核計装システム,プロセス計装システム,安全保護系などが更新された。更新は計画通り2011年3月に終了した。不運にも、2011年3月11日に、東北地方太平洋沖地震が発生した。このため、冷却系統、原子炉制御系など、JMTR再稼働前の機能テストは、地震の影響により遅れを生じた。さらに、その後の詳細調査の結果、コンクリート構造体の小さなひびなど、幾つかの損傷が見つかった。このため、JMTRの再稼働は当初の2011年6月から遅れることになった。現在、JMTRの再稼働を目指して地震後の健全性評価が実施されている。更新されたJMTRは、2012年度には再稼働予定で、2030年度ごろまでの約20年間運転される予定である。再稼動後に期待される利用分野としては、発電用軽水炉の材料/燃料に関する安全研究、HTGR、核融合炉材料などの基礎基盤研究、医療診断用Mo-99生産のような工業的用途及び原子力技術者や研究者の教育訓練などがある。
堀江 直之*; 佐井 拓真*; 大森 航平*; 三枝 幹雄*; 小林 貴之; 森山 伸一; 安良田 寛*; 宇野 毅*
no journal, ,
JT-60SAの電子サイクロトロン加熱電流駆動装置に用いる偏波器の開発を行っている。偏波器は周波数依存性のあるミリ波コンポーネントであるため、110GHz及び138GHzの両周波数での実験運転を想定している同装置では、広帯域化が開発のポイントである。また、導波管当たり1MWのパワーを100秒間伝送することを想定しているため、ミリ波の損失を抑え、発熱を効果的に冷却する機構も重要である。本開発研究では、既に良好なミリ波性能を計算と低電力試験で確認しているプロトタイプについて、熱応力解析を行うために計算コードを開発・計算するとともに、JT-60SAジャイロトロンを用いた1MW級の大電力試験を行って、発熱を評価した。
春日井 敦; 坂本 慶司; 高橋 幸司; 梶原 健; 池田 幸治; 小守 慎司; 小林 則幸; 假家 強*; 南 龍太郎*; 満仲 義加*
no journal, ,
ITERでは170GHzジャイロトロンを用いて、400秒以上の電子サイクロトロン加熱・電流駆動、不安定性の制御等を行うことが計画されている。日本をはじめ、EU,ロシアがITER用ジャイロトロンの開発を積極的に進めてきた。その開発目標値は、周波数170GHz,出力1MW以上,パルス幅500秒以上,効率50%以上であった。原子力機構ではこれまでに開発した革新的技術に加え、内蔵するモード変換器等の最適化,ビーム電流の減少の抑制,発振用電子ビームの質の向上などにより、1時間の定常動作に成功した。さらに、エネルギー源となる回転電子ビームの回転周波数と回転比を発振中に制御することにより、発振が容易な従来の運転領域から、一旦発振できれば高い発振効率が得られると理論的に予測されていた難発振領域に安定に移行させることに世界で初めて成功した。その結果、高出力、高効率での長時間運転が可能となり、ITER用ジャイロトロンの性能目標値を大きく上回る、出力1MWで、効率55%の連続出力ジャイロトロンの開発に成功した。この成果により、平成19年度のプラズマ・核融合学会賞を受賞することとなった。本件はその受賞記念講演に関するものである。
出雲 寛互; 堀 直彦; 神永 雅紀; 楠 剛; 石原 正博; 小森 芳廣; 鈴木 雅秀; 河村 弘
no journal, ,
JMTR原子炉施設の改修は、原子炉機器等の一部更新と照射設備の整備からなり、計画通りに遂行された。原子炉機器等の一部更新に関しては、経年変化に関する調査を行ったうえで、今後更新が必要になるかどうか、安全上重要な機器かどうか、整備に長期間を要するかどうか、保守を行う際に交換部品の入手が困難とならないかなどの安全確保及び稼働率向上を観点に選定した。照射設備に関しては、新たなニーズに対応するため、軽水炉材料、燃料等の照射設備を行った。また、新たなプロジェクトにより、医療用RIの製造設備の整備などを行っている。再稼働後は、原子力研究開発の基盤として国際的に貢献していく。
藤島 雅継; 坂本 直樹; 水越 保貴; 雨谷 富男; 大森 雄
no journal, ,
原子力機構大洗研究開発センターでは、高速炉用の燃料及び材料の開発を行う照射燃料集合体試験施設(FMF),照射燃料試験施設(AGF),照射材料試験施設(MMF)及び燃料研究棟(PFRF)といったホットラボが稼働中である。いずれの施設もホットインしてから30年以上が経過している。今後も高速炉開発にこれらの施設を有効に活用するため、安定・安全運転を実現しなければならない。施設を健全に運転するためには、核燃料物質の漏洩を防止するためのさまざまな設備を適切に予防保全していく必要がある。そこで、施設を構成する設備の安全性を評価し、適切に保全を行うための手法を独自に構築した。この安全評価手法では、高経年化により設備が故障する危険性、故障時期の見極めやすさ、国の基準への適合性といった3つの観点から設備の安全性を評価する。安全性は、数値化され、保全の優先度を明確に示す。また、設備の故障時期を見極めるために、性能劣化を監視する指標を定め、適切なタイミングで補修する。これにより、施設は安定・安全運転を継続している。本報では、ホットラボを健全に運転するための安全評価手法及びその評価結果に基づく保全経験について述べる。
水越 保貴; 藤島 雅継; 坂本 直樹; 雨谷 富男; 大森 雄
no journal, ,
燃料材料試験部が所管する核燃料物質使用施設(照射後試験施設等)は、ホットインからいずれも30年以上経っており、計画的に高経年化対策を施していく必要がある。そこで発電用原子炉等の高経年化対策に適用されている定期安全評価(Periodic Safety Review: PSR)を参考として、平成15年度より独自の手法により施設の安全評価に取組んできた。本報告では、燃材部で構築した手法について報告する。燃材部で構築した手法は、まず、施設を構成する設備ごとに経年化により懸念される補修課題を摘出し、その補修課題ごとに不具合の予兆を捉えるための性能劣化監視指標(PI)を設定する。次に、摘出した補修課題の危険度やPIの信頼性等の要因を数値化し、設備ごとの継続的な安全性を大きく4つにランク付けする。施設の高経年化対策の計画策定にあたっては、この安全性ランクに加え、当該設備が故障した際の影響度についても考慮し、総合リスクポイントを算出する。総合リスクポイントは、高点数ほど保全優先度が高いことを示し、信頼性の高い高経年化計画の策定を可能とした。
藤島 雅継; 水越 保貴; 坂本 直樹; 雨谷 富男; 大森 雄
no journal, ,
平成15年度の試行運用を含め、これまでに計6回の照射後試験施設等の安全評価を実施し、合計で約420設備の安全性を毎年度確認してきた。設備ごとに設定した性能劣化監視指標(PI)と安全性ランクは、直接的に運転管理に反映され、高経年化の視点から力点を置くべき設備とその性能劣化の監視項目を明確にし、予防保全の的確性と適時性が向上する。また、この評価のプロセスを通じて、各設備固有の技術・技能の伝承にも役立てられている。ここでは、計装用空気圧縮機のモーターベアリングの磨耗を事例として報告する。ベアリングの磨耗進行は、一般にモーター負荷電流の増加に現れ難く、回転音の変化として現れるため、騒音環境の中では、熟練者による聴音によって感知が可能であった。そこで、この「熟練者の聴音」についてPIを設定することにより、性能劣化を見極めて適切に措置する仕組みが有効に働き、施設の負圧制御に不可欠な圧縮空気の安定供給・運転信頼性の向上を可能とした。このように、安全評価に基づいて、各設備に的確な措置を施しながら施設の安全を確保している。
