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田中 正暁; 中田 耕太郎*; 工藤 義朗*
日本機械学会誌, 123(1222), p.26 - 29, 2020/09
原子力分野では、原子炉物理,熱流動,構造解析などの多岐の技術分野にわたり、原子力関連施設の設計,建設,運転の各段階でシミュレーションが活用されている。本解説記事では、日本原子力学会において制定された、モデルの検証及び妥当性確認(V&V: Verification & Validation)に関わる基本的な考え方をまとめた「シミュレーションの信頼性に関するガイドライン:2015」の策定経緯と記載内容について概説するとともに、その原子力学会ガイドラインで示される不確かさ評価の具体化の試みの一例について紹介する。
川端 邦明; 大隅 久*; 大西 献*
日本機械学会誌, 122(1211), p.16 - 17, 2019/10
本稿では、2019年5月にJヴィレッジホテルにおいて開催されたInternational Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2019)のうち、われわれが担当したTrack3; Robot technology, remote control systemにおいて企画されたキーノートスピーチやテクニカルセッション関する報告および遠隔操作技術の周辺状況についての解説を行った。
駒 義和; 新堀 雄一*
日本機械学会誌, 122(1211), p.21 - 23, 2019/10
2019年5月に日本機械学会と日本原子力学会が国際会議International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Researchを共催した。会議は5つのトラックから構成され、うち廃棄物管理技術に関する概要を報告する。
鷲谷 忠博; 鈴木 俊一*
日本機械学会誌, 122(1211), p.13 - 15, 2019/10
2019年5月に開催された廃炉国際ワークショップ(FDR2019)のTrack 2: Debris Removal Strategy, Risk, Debris Characterizationの内容を取りまとめた。本Trackではキーノートとして「東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所の廃炉のための技術戦略プラン2018」に関する講演が行われ、加えて福島第一原子力発電所(1F)廃炉の進め方と廃炉への課題が紹介された。また、研究報告として、燃料デブリ取出しに必要なデブリの切断技術、ダストの発生挙動評価及び取出し時のリスク研究等の報告が行われた。本誌ではTrack-2の報告内容を概説する。
若井田 育夫; 長谷川 秀一*; 田所 孝広*
日本機械学会誌, 122(1211), p.18 - 20, 2019/10
廃炉国際ワークショップ(FDR 2019) Track4での議論について概説した。放射線計測分野では、耐放射線性を意識した検出素子・検出機器開発、プラントモニタリングへの適用、そして廃炉作業現場で、まず最初に不可欠となる放射線源(汚染源)の可視化(イメージング)技術に関する議論が展開された。検出素子や周辺機器の耐放射線性が確実に進展していること、可視化技術が実用レベルにある状況が報告される一方、その基本が単一フォトン検出手法の領域にあり、高放射線場における高カウントレート核種同定の困難さが改めて認識された。今後の重要課題といえる。レーザー利用計測分野については、特定元素・同位体の選択的共鳴励起・イオン化による質量分析手法の高度化技術と、遠隔その場分析を可能とするLaser Induced Breakdown Spectroscopy(LIBS)等の発光分光技術に関する議論等が展開された。新奇で革新的な手法への挑戦よりも、これまで構築してきた手法を基本とし、その確実性に着眼する方向性が見られ、レーザー分析で重要となる光源の改善検討も含め、実現に向けた取り組みが問われていることが理解できる。
河村 弘
日本機械学会誌, 117(1151), p.688 - 689, 2014/10
福島廃炉技術安全研究所は、東京電力福島第一原子力発電所(1F)の廃止措置に向けた研究開発を遂行するため、遠隔操作機器・装置開発・実証試験施設(以下、モックアップ試験施設)の整備を2013年度から開始した。本施設は、原子炉格納容器下部漏えい箇所を調査・補修するロボット等の機器・装置の開発・実証試験、ロボットオペレータや作業員の訓練等に利用されている施設である。なお、本施設の建設工事は2014年8月に契約され、2015年からの本格的運用開始を目指している。本施設は国内の英知を集結して整備するため、日本原子力研究開発機構内に委員会を新設し、遠隔操作機器の研究者のみならず、幅広い専門分野の研究者が知見を持ち寄り、モックアップ試験施設の利用促進も念頭に置いて、施設の配置計画、災害対応ロボットの実証試験のために具備すべきもの等について審議・検討を行っている。それらの結果の概要について報告する。
小林 泰彦
日本機械学会誌, 115(1126), P. 669, 2012/09
未曾有の大地震と大津波で引き起こされた原発事故。原子力災害の実態は、放射線障害というより「避難災害」と「不安ストレス」だった。放射線への過剰な不安と誤解は、被災者に追撃ちをかけ、いわれのない絶望を強い、復興を妨げる二次被害を生んでいる。食品中の放射性物質の基準値は、子どもの健康にも配慮され、相当の安全側に立った目安であり、ずっと食べ続けても問題ないと考えられるレベル。超えれば即有害と思うのは間違い。さらに、現在出回っている食品中の放射性セシウムによる内部被ばく線量は、例えば日本生活協同組合連合会の陰膳調査では過大に見積もっても0.011
0.022mSvと既に十分に低い。一部の業者のように消費者の安心のためと称して独自基準を設けても、リスクはほとんど減らず、「安全」には関係ない。放射線の影響はその量に依存する。放射線の影響を侮ってはいけないが、心配し過ぎてもいけない。科学的な知識と正しい情報を味方につけて、無用の不安や被災地を苦しめる風評被害(風評加害)、不安につけ込む詐欺的商法などの「害」を減らそう!
鈴木 光弘
日本機械学会誌, 109(1056), P. 40, 2006/11
加圧水型原子炉(PWR)のアクシデントマネジメント(AM)策に重要な技術の1つとして、冷却材喪失事故(LOCA)時における大部分の保有水量変化を検出する新たな手法を開発した。AM操作として原子炉注水を実施する場合の重要パラメータに、OECD諸国において炉心出口温度計(CETs)を使用する国は多いが、原子炉水位計を使用する国は少ない。ここで、CETsは炉心過熱状態を表示するものではあるが、1次冷却材量の変化を示すものでないことは明らかである。この新たな手法は、著者が各蒸気発生器(SG)出口側領域水位を計測するよう設計した1次循環ループ(PL)水位計と、ウェスティングハウスタイプPWRの原子炉水位計(RVLIS)及び加圧器水位計の3種を使用するものである。著者はROSA/LSTF実験を通して、これら3種の水位計組合せが、初期状態から炉心過熱状態までの全保有水量変化の80%以上を検知することに役立つことを明らかにした。RVLISは炉心露出開始前兆過程で保有水量検出不感帯を有しているが、PL水位計がその不感帯の大部分を補う役割を担っている点を理解することが重要である。
柴沼 清
日本機械学会誌, 109(1051), p.466 - 467, 2006/06
将来のエネルギー安定供給のため、次世代原子力エネルギーとして核融合が有望視されている。この核融合炉の実現に向けて、国際熱核融合実験炉(略称: ITER)が、日本,欧州,米国,ロシア,中国,韓国,インドから成る7極による国際協力の下に、フランスに建設されようとしている。核融合も核分裂と同様に核反応によりエネルギーが発生することから、その結果として炉内は中性子により放射化される。炉内の機器が損傷し保守が必要な場合には、高い放射線(
線)のために、人による作業は不可能となりロボットが必要となる。このため、日本原子力研究開発機構では、ITERの炉内保守用のロボットを研究開発中である。また、平成11年に発生したJCO臨界事故と同様な事故に備えるための対策の一環として、原子力施設の事故時対策用の防災ロボットも開発した。ここでは、これら原子力関係の代表的な2種類のロボットについて、その特徴の概略を紹介する。
五十嵐 誉廣; 尾形 修司*
日本機械学会誌, 108(1043), p.812 - 814, 2005/10
分子動力学法に代表される計算機解析は原子レベルから短い時間スケールで事象を解析することが可能であるため、材料科学分野においてミクロレベルの機構を解明するための手法として大いに期待されている。原子間相互作用を表すためのさまざまな手法も提案されており、電子論を含めた詳細解析が可能な第一原理計算、ある程度電子論を含みながらも比較的大きな系を扱うことができる強結合理論,電子論を考えず原子間相互作用を適切な関数系に模擬することで扱える系のサイズを拡大することが可能な古典ポテンシャルなどを使い分けることができるため、計算機解析は非常に汎用性の高い手法といえる。しかし、最も計算コストの少ない古典分子動力学法を用いたとしても、現在の計算機で扱える最大自由度は10億程度であり、現実と比較可能な大きさの系を取り扱うことは難しい。本解説では、原子レベルの情報を残しつつ計算コストを削減するための手法である擬連続体法と粗視化粒子法を紹介する。幾つかの解析例からそれぞれの粗視化手法を用いる有用性について議論する。
日野 竜太郎; 横溝 英明; 山崎 良成; 長谷川 和男; 鈴木 寛光; 曽山 和彦; 林 眞琴*; 羽賀 勝洋; 神永 雅紀; 数土 幸夫*; et al.
日本機械学会誌, 107(1032), p.851 - 882, 2004/11
中性子は物質科学,生命科学等の先端的科学研究を推進するうえで不可欠であり、より大強度の中性子源が強く要望されている。この要望に応えるため、日米欧においてMW級陽子ビームによる核破砕反応を利用した新しい中性子源の開発・建設が進められている。我が国では、日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究機構が共同で核破砕中性子源の建設を中核とした大強度陽子加速器計画を進めている。本計画における核破砕中性子源は既存の研究炉(JRR-3)よりも中性子強度が2桁以上高い性能を有しており、先端的科学研究を推進するとともに、中性子利用による新産業創出に貢献することを目的としている。本小特集号では、大強度陽子加速器計画の核破砕中性子源において、何ができるのか,何に使えるのか,何がわかるのか,何に役立つのかを具体的に示し、核破砕中性子源の設計・開発・製作状況を液体重金属技術等の基盤技術とともに紹介する。併せて、世界最高強度・性能の陽子加速器システム及び大強度中性子の利用系における新技術・知見を紹介する。
麻生 智一
日本機械学会誌, 107(1029), P. 43, 2004/08
2003年の日本の原子力発電の動向,軽水炉に関する安全性研究及び新型炉の開発状況について解説した。原子力発電は2003年12月末現在で改良型沸騰水型軽水炉(ABWR)を含む沸騰水型軽水炉(BWR)が29基、加圧水型軽水炉(PWR)が23基の合計52基が稼働中である。新規着工として北海道電力泊3号機(PWR)の建設が認可され、東北電力東通1号機(BWR),中部電力浜岡5号機(ABWR),北陸電力志賀2号機(ABWR)と合わせて4基が現在建設中である。東京電力の全原子力発電ユニットが一連の不祥事を受けた点検や定検のために停止し、その他発電所の定検等を合わせた影響で、2003年の年平均設備利用率は57.5%と大きく低下した。軽水炉に関する安全性研究は原子力安全委員会が策定した原子力安全研究年次計画に従い着実に進められた。高温工学試験研究炉(HTTR)では、炉心冷却材(ヘリウムガス)の流量低下に伴って原子炉出力が低下する高温ガス炉固有の安全性が実験的に確認された。また、国際熱核融合実験炉(ITER)計画では、米国,中国,韓国が同計画への参加を表明し、政府間協議でサイトの建設予定地が六ヶ所村(日本)とカダラッシュ(フランス)の2つに絞られた。
岡 潔
日本機械学会誌, 106(1019), p.765 - 768, 2003/10
平成11年9月末に発生したウラン燃料加工工場における臨界事故(JCOの臨界事故)では、放射線レベルが高く、事故現場への人のアクセスが困難であった。このため、事故現場の状況についての情報が不十分で、事故の収拾を大幅に遅らせた。この臨界事故のように、原子力施設で事故が発生し、放射線により人がアクセスできない場合、事故をできるだけ早く収拾するために、事故現場に即座に侵入し、情報収集や事故拡大防止・停止処置作業を行うロボットの開発が必要となった。このような背景の下、日本原子力研究所では、これまで原子力施設用ロボット及び核融合炉用保守ロボットの開発を通して養ってきた知見や経験等を生かし、「事故時情報遠隔収集ロボット」(RESQ: Remote Surveillance Squad)の開発と並行して、より放射線レベルの高い環境下で作業が可能な「耐放射線ロボット」(RaBOT: Radiation-proof Robot)を開発した。本報告では、RaBOTを中心にその開発の概要と現状を述べる。
羽賀 勝洋
日本機械学会誌, 104(993), P. 533, 2001/08
2000年の日本の原子力発電の動向、軽水炉に関する安全性研究及び新型炉の開発状況について解説した。原子力発電は2000年12月末現在で、改良型沸騰水型軽水炉(ABWR)を含む沸騰水型軽水炉(BWR)が28基、加圧水型軽水炉(PWR)が23基、新型転換炉(ATR)が1基の合計52基が稼働中である。また、東北電力女川3号機(BWR)、東北電力東通1号機(BWR)、中部電力浜岡5号機(ABWR)、北陸電力志賀2号機(ABWR)の4基が現在建設中である。2000年は、設備利用率が80.6%と昨年とほぼ同じ水準であった。軽水炉に関する安全性研究は原研において、事故時の核分裂生成物(FP)の放出挙動に関する研究、燃料の高燃焼度化とMOX燃料の利用に対応するための研究等が実施された。高温工学試験研究炉(HTTR)は、1998年11月の初臨界後、2回目の出力上昇試験を2000年4月から開始し30%出力を順調に達成した。また、国際熱核融合実験炉(ITER)計画では、原研の「JT-60」用電源を用いて行われたITER用超伝導パルスコイル実験において、磁場の持つ蓄積エネルギーで世界記録の20倍を達成し、ITER建設に必要なコイル性能の目標値を達成した。
神永 雅紀
日本機械学会誌, 103(981), p.42 - 43, 2000/08
1998年の日本の原子力発電の動向、軽水炉に関する安全性研究及び新型炉の開発状況について解説した。原子力発電は1999年12月末現在で、BWRが28基、PWRが23基とATRが1基あり、合計52基が稼働中である。3月には、中部電力浜岡5号機(ABWR)の建設が、8月には北陸電力志賀2号機(ABWR)の建設がそれぞれ着工された。1999年の設備利用率は80.6%であった。軽水炉に関する安全性研究は原研においてLSTFを用いた次世代型PWRの重力注入式ECCSに関する実証試験、VEGAによる超ウラン元素の放出挙動に関する研究等が実施された。高温工学試験研究炉(HTTR)は、1999年9月から出力上昇試験が開始された。臨界プラズマ試験装置(JT-60)を用いてITERの定常運転法の開発が進められ、「負磁気シアプラズマ方式」によりプラズマ電流を連続的に流す運転法が世界で初めて実証された。
西村 元彦
日本機械学会誌, 10(1), p.35 - 45, 1999/00
実プラントの様々な状態および部位の熱流動解析を高精度で行うためには,層流および乱流とその遷移を適切に模擬することが重要である。一般に,遷移を含む流れの解析には低レイノルズ数型乱流モデルが適用される。通常の低レイノルズ数型乱流モデルでは,壁からの第一計算格子点を壁の極近傍に取る必要がある。どの程度壁に近づける必要があるのかはレイノルズ数に依存し,レイノルズ数が大きいほど壁に近づけなければならない。ナトリウムは水/空気よりもレイノルズ数が大きくなるため相対的にメッシュを細分化する必要があり計算負荷も大きくなる。そこで,従来の低レイノルズ数型乱流モデルに比べて,壁と第一格子点との距離を10倍程度まで大きくして計算できるモデルを開発し炉心曹内多次元熱流動解析コードCASCADEに組み込み,ガスから液体金属のプランプル数範囲において,高精度の解析結果を達成できることを確認した。
田中 和彦
日本機械学会誌, 1997, p. - , 1998/00
我国における1996年核燃料サイクルの分野(ウラン濃縮、再処理、燃料製造、放射性廃棄物処理)における進展をまとめた。当該年は六ヶ所核燃料サイクル施設の事業化及び動燃、原研における技術開発が着実に進められた。
柳原 敏
日本機械学会誌, 100(948), p.1174 - 1178, 1997/11
原研では昭和56年から実施したJPDR廃止措置計画において、安全で効率的な原子力施設の廃止措置技術の開発を行い、その技術をJPDRの解体作業に適用して実証を計った。この結果、JPDRの解体作業を平成8年3月までに終了し、原子力発電所を安全に解体できることが証明された。ただし、解体作業で発生した放射性廃棄物については、大部分を保管施設で管理しており、廃棄物の効率的な処理やリサイクルは今後の課題である。解体作業から生じる廃棄物をできる限り少なくし、有効な資源をリサイクルする必要がある。このためには、リスクと利益を十分に考慮した周到な計画が必要であり、JPDRの解体作業から得られたデータや経験が役立つものと考えられる。本稿では、JPDR解体作業の経験、世界の解体廃棄物の処理処分に関する取組みについて紹介する。
田中 貢
日本機械学会誌, 100(938), 93 Pages, 1997/01
将来の商業用発電炉の廃止措置に備えて原子炉施設の解体に必要な技術を確立することは、整合性のある原子力の開発利用を図る上で極めて重要である。このため原研では、科学技術庁からの電源開発促進対策特別会計による受託事業として、当初の役割を果たした動力試験炉(JPDR)を用いて、それらの必要な技術の開発を行った。開発においては、1981年度から、8分野にわたる原子炉解体技術の開発を実施し、1986年度からは、それらの技術を用いてJPDR解体実地試験(解体撤去)を進めた。JPDR解体実地試験は、所期の目的を達成して、1996年3月に無事完了した。本報告は、原研で行った原子炉施設の解体に必要な技術の開発の概要を紹介したものである。
田中 利幸
日本機械学会誌, 99(937), 1039 Pages, 1996/12
HTTRは、被覆粒子燃料・黒鉛減速ヘリウム冷却型原子炉で、約1000
Cの高温ヘリウムガスを取り出すことができ、高熱による水素製造や高効率発電、また高温環境を用いた照射研究が行える新型装置である。1991年に着工し1997年初臨界の予定で、概要と建設の進捗状況について報告。
