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普天間 章; 工藤 保
no journal, ,
原子力災害時における緊急時モニタリングの一環として、有人ヘリコプターによる放射線モニタリングが実施される。災害時における放射性核種による周辺環境への影響の評価に資するため、12か所の原子力施設周辺において有人ヘリコプターによるモニタリングを実施し、空間線量率分布マップを作成した。
山野 秀将; 高井 俊秀; 江村 優軌; 東 英生*; 福山 博之*; 西 剛史*; 太田 弘道*; 守田 幸路*; 中村 勤也*; 深井 尋史*; et al.
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ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価において制御棒材の炭化ホウ素とステンレス鋼の共晶溶融反応及び移動挙動を模擬できるようにするため、共晶溶融物の熱物性評価、共晶溶融反応実験及び材料分析、共晶溶融反応に関する物理モデル開発及び実機適用解析を実施する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要及び令和2年度までの進捗概要について報告する。
佐藤 里奈; 吉村 和也; 眞田 幸尚; 佐藤 哲朗*; 高木 毬衣*
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空間線量率測定と生活パターンに基づく被ばく線量評価モデルの精度検証を目的とし、2019年および2020年に取得した空間線量率データ,生活パターンデータ、および個人線量計の測定データを用い、モデル推計値と個人線量を比較した。モデル推計値と個人線量は有意な相関を示した。誤差の要因として各モデルパラメータ(空間線量率,低減係数,バックグラウンド空間線量率,実効線量換算係数)および個人線量計測定値の不確実性を検証した。
二神 敏; 安藤 勝訓; 山野 秀将
no journal, ,
次世代原子炉のレジリエンス向上策の検討のため、炉停止直後に崩壊熱除去系全系統が機能喪失する除熱系喪失事象(PLOHS)を対象として、耐震振れ止めの下部支持構造を有する原子炉構造を例に3次元構造解析の予備解析を実施し、原子炉容器とガードベッセルの超高温時の変形挙動を把握した。
岡田 豊史; 柴沼 智博; 本田 文弥; 米野 憲; 菊野 浩
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MOX中のプルトニウムは、分離精製からの時間経過に伴い
Puの
崩壊によりAmが生成するため、その取扱いにおいてはAmが放出する約60keVの低エネルギーのガンマ線に対する遮蔽対策が重要となる。また、Amを含むMOXの線量率の測定データは貴重なデータとなる。本研究ではAmを含有するMOXを線源とし、遮蔽材の厚さと測定距離を変化させてガンマ線の線量率を測定した。また解析コードを用いて解析・検証を行い、遮蔽材の遮蔽性能を解析コードで評価できることを確認した。
大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 藤 暢輔
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核不拡散・核セキュリティに資する使用済み核燃料及び核変換用MA-Pu燃料等の高線量核燃料物質の測定法を確立するため、3つのアクティブ中性子法を高線量に対応すべく高度化して組み合わせたNDA装置を開発し、令和3年度よりダイアウェイ時間差分析(DDA),即発ガンマ線分析(PGA)、及び中性子共鳴透過分析(NRTA)の試験を実施している。DDAは、使用済み核燃料等の高線量核物質を測定する際に、主にCmからの自発核分裂中性子と核分裂生成物(FP)からのガンマ線の影響を受ける。これまでにCf中性子線源を用いてCm等からの妨害中性子の影響を調べ、問題なく測定できることを報告した。ガンマ線については、中性子検出器の感受率は小さいものの、その強度は自発核分裂中性子に比べて大きいためDDA測定に対する影響が懸念される。そのため、使用済み核燃料から放出されるガンマ線がDDA測定に与える影響について調査した。本研究開発は、文部科学省「核セキュリティ強化等推進事業費補助金」事業の一部である。
小川 理那; 戸塚 真義*; 仲田 久和; 坂井 章浩
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日本原子力研究開発機構は、低レベル放射性廃棄物のうち研究施設等廃棄物の埋設処分業務の実施主体となっており、処分方法の1つとしてコンクリートピット処分を検討している。コンクリートピット処分施設は、地下水位より深い場所に設計するため、地下水の流れとともに廃棄物中の放射性核種が生活圏へ移行を評価する必要がある。そこで、様々な立地環境条件及び施設設計条件を考慮した場合の施設からの地下水の浸入及び浸出水量の試算を実施し、施設設計における今後の課題を検討した。解析モデルとして、コンクリートピット処分施設は埋設事業センターの概念設計に基づき、周囲環境は一般的な環境条件に基づいて設定した。また、不透水境界を考慮してモデル底辺を水平にしたものと傾斜させた2つを想定した。浸入及び浸出水量の算出は、有限要素法による2次元地下水流動解析を行い、コンクリートピット処分施設を通過する地下水の流速より求めた。岩盤新鮮部及び側部覆土の透水係数、ベントナイト混合土の劣化等について感度解析を実施した。施設に接する岩盤新鮮部の透水係数が1.0
10
[m/s]より大きくなると、浸入及び浸出水量が大幅に増加した。一方、側部覆土の透水係数を低くすると、浸入及び浸出水量うち、覆土へ移行する地下水量が低減した。また、ベントナイト混合土の劣化が施設の上部で生じた場合では、施設上部にも透水係数の低い覆土を充填することで低減が可能となった。コンクリートピット処分施設の設計では、浸入及び浸出水量をできるだけ軽減するため、岩盤新鮮部の透水係数が1.010[m/s]程度以下の環境に設計することが望ましいと考えられる。また、上部覆土の設置、上部覆土及び側部覆土の透水係数の制御等の施設設計を工夫することで、浸入及び浸出水量の低減が可能であり、ベントナイト混合土の劣化による浸入及び浸出水量を低減させる対策になるため、施設の立地環境に基づいた設計を今後検討する必要がある。
内田 昌人*; 宮川 高行*; 村上 久友*; 鈴野 哲司*; 山本 智彦
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タンク型ナトリウム冷却高速炉(SFR)の原子炉建屋にわれわれが提案する3次元免震装置を適用した場合の原子炉構造概念を検討するとともに、水平免震装置の場合との比較によりその地震応答低減による原子炉構造の耐震裕度向上等の効果を明らかにした。
吉村 和也; 藤原 健壮; 中間 茂雄; 阿部 智久
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空間線量率は、都市域で他の土地利用よりも早く減少することが報告されている。この要因の一つとして、都市域の主要な要素である舗装面と、草地などの浸透面とで放射性セシウムの動態が異なることが挙げられるが、定量的な評価はなされていない。本研究は地表の放射性セシウムに着目し、そのウェザリング(水平方向への流失、及び鉛直方向への移動)が空間線量率の減少に及ぼす影響について評価した。舗装面における放射性セシウム沈着量は、帰還困難区域内の最大18地点で2014年から2021年にかけ計11回測定し、その減少速度を求めた。この減少速度、および既報の浸透面における鉛直方向への放射性セシウム移動速度を用い、舗装面、および浸透面上の空間線量率の減少傾向を求めた結果、空間線量率は舗装面で浸透面よりも顕著に早く減少することが示された。以上の結果から、舗装面における放射性セシウムの流失は、都市域における空間線量率の減少を促進していることが示唆された。
高野 和也; 加藤 篤志; 内田 昌人*; 岡崎 仁*; 猪狩 理紗子*
no journal, ,
タンク型のナトリウム冷却高速炉の炉心安全において厳しい事象である炉内配管破損事象の検出には1次主冷却系流量信号が最も有効である。これまで国内への適用性検討を行ってきた600MWe級のタンク型ナトリウム冷却高速炉において、1次主冷却系循環ポンプ出口に設ける流路管に設置する電磁石式電磁流量計を検出器として採用しているが、ポンプモータ等からのノイズの影響が大きいことが想定される。その対策として信号出力を向上させるため、流路管の軸方向に伸ばしたヨークにコイルを4箇所配置することにより、電極に対して流路の上流及び下流側の両側で磁気回路を形成し、案内管と流路管の間の狭小スペースを軸方向に活用するD型立体構造を新たに構築した。
朝倉 和基; 下村 祐介; 堂野前 寧; 阿部 和幸; 北村 了一
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原子力の利用は、原子力発電のみならず、日本原子力研究開発機構をはじめとした研究機関,大学,民間企業,医療施設等、幅広い範囲に及んでおり、これらの分野においては、核燃料物質,放射性同位元素及び放射線発生装置として活用されている。そこで発生する低レベル放射性廃棄物は、今日に至るまで大半が埋設処分がなされず貯蔵され続けている。日本原子力研究開発機構大洗研究所では、廃棄物を処理する施設のみならず、廃棄物を発生させる施設も含め、埋設処分を見据えた取り組みを進めており、令和2年度は、研究施設の特徴を踏まえた放射能濃度評価方法の考え方について検討結果を報告した。本発表では、大洗研究所における研究炉の汚染源及び放射能濃度評価方法並びにサンプリングについて、令和2年度の検討結果を報告する。
岩元 大樹; 岩本 修; 国枝 賢
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核データは主に、原子核の微視的理論や断面積の実験値に適合するように、核反応モデルのモデルパラメータを調整することで評価されるが、従来の核データ評価手法では、モデルの選択及びパラメータの調整に多大な作業コストと評価者の熟練を必要とする。この課題に取り組むため、本研究では、機械学習に基づいて核データを推定する手法(G-HyND)を開発した。本手法は、機械学習技術の一種であるガウス過程を用いて核データを推定する。訓練データとして、実験データと核反応モデルに基づく解析データを組み合わせて学習することで、核データをより合理的に推定することが可能である。本発表では、実験データと解析データが核データの推定に相補的な役割を果たすとともに、これらを組み合わせて学習することで、核データをより合理的に推定できることを示す。さらに、本モデルの枠組みでガウス過程に固有の問題である過剰適合及び計算コストに対する解決案を提示する。
志風 義明
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無人ヘリ搭載ガンマカメラの測定データ解析の改善策として、無人ヘリの位置や姿勢角が安定した時間帯の
Csの662keVガンマ線イベントを選択的に利用した。しかし、これにより最終的に解析に利用できるイベント数が数分の一に減少するため、統計精度に改善の余地があった。そこで、以前の解析では利用しなかったイベントを、今回は補正して利用した。これまでGPSや姿勢角データの平均値を基に固定していた2層のシンチレータピクセルの座標を、刻々と変化する位置と傾斜を補正したシンチレータピクセルの座標にイベントごとに置き換え、補正後のイベントを全て利用してのガンマ線画像再構成を行い、その統計精度の向上に取り組んだ。本発表では補正手法や結果について報告する。
西野 裕之; 小野田 雄一; 栗坂 健一; 山野 秀将; 出町 和之*
no journal, ,
過大地震時のレジリエンス向上策の有効性評価のため、炉停止後の除熱機能喪失事象(LOHRS)を対象とし、その事象を防止する対策として耐震裕度の向上などのレジリエンス向上策を想定し、炉心損傷頻度を計算した。レジリエンス向上策の導入前後の炉心損傷頻度の比較から低減効果を見積った。
小野田 雄一; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将; 出町 和之*
no journal, ,
超高温時のレジリエンス向上策の有効性を評価するため、炉心損傷頻度に着目した評価の概念を構築した。高速炉において通常であれば炉心損傷に至る炉停止後の除熱機能喪失事象を対象に、喪失した除熱機能の超高温時における回復を可能にするレジリエンス向上策として、破損の拡大抑制技術を活用した1次冷却材の保持対策、及び超高温条件下で使用可能な熱輸送系の追設を想定した。レジリエンス向上策の導入前後の炉心損傷頻度を試計算し、これらの比較から頻度の低減効果をレジリエンス向上策の有効性として見積った。
岡村 茂樹*; 木下 貴博*; 西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一; 二神 敏; 深沢 剛司*
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高速炉における地震時の確率論的リスク評価(PRA)手法を高度化するため、設計基準地震動を超える地震力が作用した場合における原子炉容器等の重要機器の耐力限界を適切に評価できる手法が必要である。そこで、本研究では、機器に累積した振動エネルギによる破損確率を評価する手法を開発する。本報では、その評価手法の原案を提案するとともに今後の開発計画について報告する。
木下 貴博*; 岡村 茂樹*; 西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一; 二神 敏; 深沢 剛司*
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高速炉における地震時の確率論的リスク評価(PRA)手法を高度化するため、本研究では、機器に累積した振動エネルギによる破損確率を評価する手法を開発する。本報では、材料の疲労試験を行い、その試験結果に基づいて、振動によって破損するまでの累積エネルギの推定について報告する。
出町 和之*; 桑原 悠士*; Chen, S.*; 笠原 直人*; 西野 裕之; 小野田 雄一; 栗坂 健一
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原子力分野におけるレジリエンスの重要な代表例が、設計想定を超える事態に対する原子力プラントの対応能力である。この能力を簡易定量的に評価することを目的とし、提案・開発したのが「レジリエンス指標」である。この手法はAM策の一連の措置に関して所要時間や対応裕度をそれらの累積(積み上げ)を考慮しながら定量評価して陽に明示することに特色があり、AM策や保全活動の変更等による対応裕度への影響を評価することが出来る。一方、破壊制御とは破壊現象の積極的な制御のことである。これを原子炉構造に導入することで、安全上重要な機器構造物の事故時の機能低下を抑制できるとともに回復能力も高まりレジリエンス性の向上が期待できる。本研究では、破壊制御によるレジリエンス性向上、すなわち安全機能低下抑制能力と回復能力の向上の可視化のため、レジリエンス指標を改良することを目的とし、このためにモンテカルロ法を導入した。
C-SS共晶溶融物の密度および表面張力測定福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将
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ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における制御棒材(炭化ホウ素: BC)と原子炉構造材(ステンレス鋼: SUS316L (SS))の共晶反応挙動を模擬するのに必要な熱物性モデル構築のため、超高温熱物性計測システム(PROSPECT)により、系統的にBC-SS系融体の熱物性計測を行っている。15mass%BC-SS系融体の液相線温度,密度および表面張力の測定を行った結果について報告する。
鈴木 梨沙; 能見 貴佳; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 芝 知宙; 冠城 雅晃; 奥村 啓介; 小菅 義広*; 高田 映*; 名内 泰志*
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燃料デブリ中に含まれる核燃料物質の非破壊測定による定量において、核燃料物質以外の物質の組成・量を得ることで、測定精度の向上が期待できる。プルトニウム燃料技術開発センターでは、プルトニウム試料から発生したガンマ線のスペクトルを解析することにより、当該試料中に含まれる不純物成分を把握・評価する試験を実施した。その結果、プルトニウム試料中に含まれるフッ素とアルファ線の核反応により生成される
Na由来のガンマ線を検出するとともに、当該ガンマ線の発生率から、当該試料中の軽元素不純物とアルファ線の核反応由来の中性子の主要な発生源がフッ素とアルファ線の核反応であることを特定した。