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報告書

Data of groundwater chemistry obtained in the Horonobe Underground Research Laboratory Project (FY2022)

宮川 和也; 中田 弘太郎*

JAEA-Data/Code 2022-013, 19 Pages, 2023/03

JAEA-Data-Code-2022-013.pdf:1.88MB

幌延深地層研究計画において、2019年度までは主に地下施設建設時の坑道掘削に伴う地下水の水質変化の調査や地球化学モデルの構築および見直しを目的として、2020年度からは必須の課題へ対応するため、地下水の水質データを取得している。2022年度は、引き続き必須の課題に対応するため、地下施設を利用して得られた地下水の水質データを取得している。地下施設の140m,250mおよび350m調査坑道から掘削されたボーリング孔や3本の立坑に設置されている集水リングなどから54試料の地下水を採取し、分析を実施した。本報告は、2022年度に得られた地下水の水質データとして、pHや電気伝導度、溶存成分(Na$$^{+}$$, K$$^{+}$$, Ca$$^{2+}$$, Mg$$^{2+}$$, Li$$^{+}$$, NH$$_{4}$$$$^{+}$$, F$$^{-}$$, Cl$$^{-}$$, Br$$^{-}$$, NO$$_{3}$$$$^{-}$$, NO$$_{2}$$2$$^{-}$$, PO$$_{4}$$$$^{3-}$$, SO$$_{4}$$$$^{2-}$$,Total-Mn,Total-Fe,Al,B,Sr,Ba,I,アルカリ度,溶存有機炭素,溶存無機炭素,CO$$_{3}$$$$^{2-}$$, HCO$$_{3}$$$$^{-}$$, Fe$$^{2+}$$,硫化物)および酸素水素同位体比の測定・分析結果を取りまとめたものである。

報告書

事故時の原子炉圧力容器及び炉内構造物の解析評価に用いる強度特性データ集

下村 健太; 山下 拓哉; 永江 勇二

JAEA-Data/Code 2022-012, 270 Pages, 2023/03

JAEA-Data-Code-2022-012.pdf:38.25MB

発電用原子炉である軽水炉において、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所と同様な全交流電源喪失が発生した場合には、原子炉圧力容器(RPV: Reactor Pressure Vessel)内の冷却機能の喪失、炉内の水位低下による燃料棒の露出、炉心溶融に伴うRPVの破損やRPV破損に伴う炉内の放射線物質の漏えいが発生することが考えられる。事故進展におけるRPVの損傷、溶融した燃料デブリの流出・拡大等の過程を検証、推定することは、廃炉作業を進める上で重要な情報となる。RPVの破損要因については、RPV下部構造部に加えられる荷重・拘束に起因する破損(力学的破損)、低融点金属や高融点酸化物とRPV底部の構造部材との共晶現象による破損(材料間反応による破損)、RPV底部の構造部材の融点近傍での破損が考えられる。破損要因の内、力学的破損については、数値解析(熱流動解析及び構造解析)により検証を行う。このような数値解析を実施する際には、RPV及び炉内構造物を構成する材料(ジルコニウム、炭化ホウ素、ステンレス鋼、ニッケル合金、低合金鋼等)の融点近傍までの伝熱特性(熱伝導率、比熱、密度)や材料特性(熱膨張係数、ヤング率、ポアソン比、引張、クリープ)が必要となる。本資料においては、公開文献を基に、RPV及び炉内構造物を構成する各材料の融点近傍までの母材の特性データをデータ集として取りまとめた。なお、RPV及び炉内構造物を構成する構造物の中には溶接部も存在するため、今回限られたデータであるが、溶接部に関する特性データも併せて示した。

報告書

原子力科学研究所気象統計(2017年$$sim$$2021年)

二川 和郎; 樫村 佳汰; 佐藤 大樹*; 川崎 将亜

JAEA-Data/Code 2022-011, 75 Pages, 2023/03

JAEA-Data-Code-2022-011.pdf:1.49MB

本統計は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所内で観測した気象データについて、「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」(昭和57年1月28日原子力安全委員会決定、平成13年3月29日一部改訂)に基づく気象統計処理を行ったものである。統計は、2017年1月から2021年12月までの5年間について処理したものであり、原子炉施設から大気中に放出される放射性物質による一般公衆の線量評価に使用するための風向、風速、大気安定度等についての統計結果である。

報告書

瑞浪超深地層研究所の坑道埋め戻し等事業における環境モニタリング調査; 瑞浪超深地層研究所用地周辺の環境影響調査(2020-2021年度)

竹内 竜史; 西尾 和久*; 花室 孝広; 國分 陽子

JAEA-Data/Code 2022-010, 110 Pages, 2023/03

JAEA-Data-Code-2022-010.pdf:6.2MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターは,同センターが進める瑞浪超深地層研究所の坑道埋め戻し等事業において,瑞浪超深地層研究所の坑道の埋め戻しに伴い瑞浪超深地層研究所用地周辺の環境への影響の有無を確認することを目的とした環境モニタリング調査を実施している。本報告書は、2020年度、2021年度の環境モニタリング調査のうち瑞浪超深地層研究所用地周辺の環境影響調査(研究所用地周辺の井戸における地下水位調査、研究所用地周辺河川流量測定、研究所からの排出水、湧水および狭間川の水質分析、研究所用地周辺騒音・振動調査、研究所用地周辺土壌調査)に関する記録を取りまとめたものである。

報告書

Nuclear data processing code FRENDY version 2

多田 健一; 山本 章夫*; 国枝 賢; 長家 康展

JAEA-Data/Code 2022-009, 208 Pages, 2023/02

JAEA-Data-Code-2022-009.pdf:3.87MB

核データ処理コードは評価済み核データライブラリと核計算コードを繋げる重要な役割を担っている。日本原子力研究開発機構はJENDLやENDF/B、JEFF、TENDLなどの評価済み核データライブラリーを処理するため、2013年より核データ処理コードFRENDYの開発を行っている。FRENDY第1版は2019年にリリースされた。FRENDY第1版では、PHITSやSerpent、MCNPなどの連続エネルギーモンテカルロ計算コードで用いられるACEファイルの生成が可能である。FRENDY第2版では、多群の中性子断面積をACEファイルから生成可能になった。また、そのほかの主な改良点は、(1)非分離共鳴領域の断面積の自己遮蔽効果を取り扱う確率テーブルの統計的不確かさの定量化、(2)連続エネルギーモンテカルロ計算コードを用いた不確かさ解析のためのACEファイルの摂動、(3)ENDF-6形式の核データファイルの編集、の三点である。本報告書ではFRENDYで用いられている核データ処理手法とFRENDYの入力について説明する。

報告書

原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL5の使用手引き及び解析手法

高見澤 悠; Lu, K.; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; 宮本 裕平*; Li, Y.

JAEA-Data/Code 2022-006, 221 Pages, 2023/02

JAEA-Data-Code-2022-006.pdf:4.79MB

原子炉圧力容器(RPV: Reactor Pressure Vessel)は原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する重要機器の1つであり、中性子照射等に伴う高経年化を考慮した構造健全性確保が極めて重要である。国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(JAEA: Japan Atomic Energy Agency)では、RPVの構造健全性評価に関する研究の一環として、確率論的破壊力学(PFM: Probabilistic Fracture Mechanics)解析コードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を進めている。本コードは、加圧水型軽水炉(PWR: Pressurized Water Reactor)及び沸騰水型軽水炉(BWR: Boiling Water Reactor)を対象に、影響因子が持つ不確実さを考慮し、加圧熱衝撃(PTS: Pressurized Thermal Shock)事象や低温過圧事象(LTOP: Low-Temperature Over Pressure)等の過渡によるRPVの炉心領域部の破損確率や破損頻度を求めるものである。破壊力学や確率論的計算手法等に関する最新知見や国内RPVに適した評価手法・評価モデルを踏まえ、新規解析機能の導入を進めるとともに、系統的なコード検証活動を通じて信頼性向上を図ってきた。平成12年度に公開したPASCALでは、PWRのPTS事象を対象に、RPVの破損確率を解析する基本的な枠組みを整備した。平成18年度に公開したPASCAL2では、内部亀裂の評価手法や様々な非破壊検査による亀裂の検出性に関する評価モデル等を導入し、過渡事象データベースを整備した。平成22年度に公開したPASCAL3では、肉盛溶接クラッド部に着目して、亀裂の評価機能等を改良した。平成29年度に公開したPASCAL4では、応力拡大係数解や破壊靭性の不確実さを考慮した評価モデル等の改良により解析機能の高度化を図るとともに、影響因子の不確実さを認識論的不確実さと偶然的不確実さに分類し、不確実さを考慮した信頼度評価機能等を整備した。平成30年度以降は、これまでPWRのPTS事象を対象としたRPV内面側亀裂の評価機能に加えて、BWRの起動事象、LTOP事象等を想定したRPV外面側亀裂の評価機能等の整備を進めてきた。これらの機能整備を踏まえ、国内PWR及びBWRのRPVを対象とした確率論的健全性評価に資する解析コードとして、PASCAL5へとバージョンアップした。PASCAL5はPFM解析モジュールであるPASCAL-RV、PASCAL-RVの入力データの生成やRPV炉心領域部を対象とした破損頻度の算出を行うモジュールであるPASCAL-Manager、付録として附属する簡易的な熱応力解析を

報告書

瑞浪超深地層研究所の坑道埋め戻し等事業における環境モニタリング調査; 研究所用地および研究所用地周辺のボーリング孔における地下水の水圧・水質観測結果(2020-2021年度)

竹内 竜史; 村上 裕晃; 西尾 和久*

JAEA-Data/Code 2022-008, 184 Pages, 2023/01

JAEA-Data-Code-2022-008.pdf:8.2MB
JAEA-Data-Code-2022-008-appendix1(DVD-ROM).zip:327.79MB
JAEA-Data-Code-2022-008-appendix2(DVD-ROM).zip:284.46MB

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、瑞浪超深地層研究所の坑道の埋め戻しに伴う地下深部の地下水環境の回復状況を確認するため、環境モニタリング調査として瑞浪超深地層研究所および研究所周辺のボーリング孔等において地下水の水圧観測および水質観測を実施している。本報告書は、2020$$sim$$2021年度に実施した地下水の水圧観測データおよび水質観測データを取りまとめたものである。

報告書

JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

飛田 実*; 今田 未来; 大森 剛*; 生天目 勉*; 鬼澤 崇*; 黒澤 勝昭*; 原賀 智子; 青野 竜士; 水飼 秋菜; 土田 大貴; et al.

JAEA-Data/Code 2022-007, 40 Pages, 2022/11

JAEA-Data-Code-2022-007.pdf:1.99MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物よりコンクリート、焼却灰、セラミックフィルタ及び耐火レンガを試料として採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和2年度から令和3年度に取得した24核種($$^{3}$$H、$$^{14}$$C、$$^{36}$$Cl、$$^{41}$$Ca、$$^{60}$$Co、$$^{63}$$Ni、$$^{90}$$Sr、$$^{94}$$Nb、$$^{99}$$Tc、$$^{rm 108m}$$Ag、$$^{129}$$I、$$^{137}$$Cs、$$^{133}$$Ba、$$^{152}$$Eu、$$^{154}$$Eu、$$^{rm 166m}$$Ho、$$^{234}$$U、$$^{238}$$U、$$^{238}$$Pu、$$^{239}$$Pu、$$^{240}$$Pu、$$^{241}$$Am、$$^{243}$$Am、$$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。

報告書

EXFOR-based simultaneous evaluation of neutron-induced uranium and plutonium fission cross sections for JENDL-5; Inputs and outputs

大塚 直彦*; 岩本 修

JAEA-Data/Code 2022-005, 102 Pages, 2022/10

JAEA-Data-Code-2022-005.pdf:2.18MB
JAEA-Data-Code-2022-005-appendix(CD-ROM).zip:3.85MB

$$^{233,235}$$Uと$$^{239,241}$$Puの10keVから200MeVの中性子入射核分裂断面積、および$$^{238}$$Uと$$^{240}$$Puの100keVから200MeVまでの中性子入射核反応断面積をJENDL-5のために同時評価した。実験断面積とその比の対数をシュミットロスの屋根関数(Schmittroth's roof function)の線形結合で表現し、その係数を最小二乗法により決定した。同時評価コードSOKを規格化が任意の実験値に拡張したものを本評価に用いた。本報告書は(1)実験データベースの構築、(2)ドレスデン工科大学(TUD)・ラジウム研究所(KRI)の共同測定で得られたデータの選定、(3)本評価で得られた断面積の最近の主なライブラリとの比較、(4)1970年代に測定された235Uデータの影響、について述べる。

報告書

JPDR、JRR-3及びJRR-4から発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

土田 大貴; 水飼 秋菜; 青野 竜士; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2022-004, 87 Pages, 2022/07

JAEA-Data-Code-2022-004.pdf:6.73MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内に保管されているJPDR、JRR-3及びJRR-4から発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和元年度に取得した20核種($$^{3}$$H、$$^{14}$$C、$$^{36}$$Cl、$$^{60}$$Co、$$^{63}$$Ni、$$^{90}$$Sr、$$^{94}$$Nb、$$^{99}$$Tc、$$^{rm108m}$$Ag、$$^{129}$$I、$$^{137}$$Cs、$$^{152}$$Eu、$$^{154}$$Eu、$$^{234}$$U、$$^{238}$$U、$$^{238}$$Pu、$$^{239+240}$$Pu、$$^{241}$$Am、$$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。

報告書

ピン・イン・ブロック型高温ガス炉の燃料棒からの核分裂生成物放出量計算コードFORNAX-A1.0

相原 純

JAEA-Data/Code 2022-003, 77 Pages, 2022/06

JAEA-Data-Code-2022-003.pdf:1.62MB

FORNAX-A1.0は、ピン・イン・ブロック型の高温ガス炉燃料からの核分裂生成物(FP)放出量を計算するための計算コードである。FORNAX-A1.0はフィックの法則に基づいており、通常運転時及び、事故時におけるFP放出量の計算を行うことができる。ただし、FORNAX-A1.0で取り扱うことが可能な事故とは、核分裂速度・温度・被覆燃料粒子の破損割合の変化により記述できる事象に限られる。黒鉛スリーブ及び燃料コンパクトの酸化・破損・燃料核の溶融を伴うような事故は取り扱うことができない。本稿は、このFORNAX-A1.0の概要及び基礎式について説明するものである。

報告書

幌延深地層研究計画における深層ボーリング孔および浅層ボーリング孔を利用した長期水圧・水位観測

本多 典久; 出井 俊太郎; 石井 英一

JAEA-Data/Code 2022-002, 37 Pages, 2022/06

JAEA-Data-Code-2022-002.pdf:2.85MB
JAEA-Data-Code-2022-002-appendix(CD-ROM).zip:5.68MB

幌延深地層研究計画においては、地下施設周辺のボーリング孔に設置した水圧モニタリング装置を用いて地下施設建設が水圧に及ぼす影響を観測している。本報では、水圧観測開始から2021年3月までにHDB-1$$sim$$11孔及び換気立坑先行ボーリング(PB-V01孔)において取得された地下水間隙水圧観測結果と浅層ボーリング7地点の地下水位観測結果を取りまとめた。

報告書

幌延の地下施設における地下水の地球化学モニタリング装置を用いた物理化学パラメータ測定結果(2020年度)

出井 俊太郎; 望月 陽人

JAEA-Data/Code 2022-001, 29 Pages, 2022/06

JAEA-Data-Code-2022-001.pdf:3.03MB
JAEA-Data-Code-2022-001-appendix(CD-ROM).zip:2.06MB

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構は、北海道幌延町の幌延深地層研究センターにおいて、深地層の研究施設を活用した地層科学研究および地層処分研究開発を実施してきた。令和2年度以降の幌延深地層研究計画では、必須の課題への対応に必要なデータを取得するために、地下施設内の調査坑道に設置された地球化学モニタリング装置を用い、岩盤中の地下水の水圧・水質変化の観測を継続している。本報では、140m調査坑道、250m調査坑道および350m調査坑道に設置された地下水の地球化学モニタリング装置を用い、2020年4月1日から2021年3月31日までに取得した水圧および物理化学パラメータ(水温、pH、電気伝導度、酸化還元電位、溶存酸素濃度)の測定結果をとりまとめた。

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