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論文

再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故でのFP硝酸塩の脱硝に伴い発生するNOxの化学的挙動解析

吉田 一雄; 玉置 等史; 吉田 尚生; 吉田 涼一朗; 天野 祐希; 阿部 仁

日本原子力学会和文論文誌, 18(2), p.69 - 80, 2019/06

再処理施設で想定される重大事故の一つに高レベル廃液貯槽の蒸発乾固事故がある。高レベル廃液には、再処理で取り除かれた核分裂生成物の硝酸塩が含まれ、それらの崩壊熱で発熱するため常時冷却する必要がある。このため全電源の喪失により冷却機能が全喪失した状態が継続した場合、廃液が沸騰しいずれ乾固する。乾固時には、廃液に含まれる硝酸塩の熱分解による脱硝反応が進行しNOxガスが発生する。本報では、硝酸-水混合蒸気系の雰囲気でのNOx系の化学種の化学変化をレビューし、それに基づき再処理施設の高レベル廃液の蒸発乾固事故での建屋区画内での熱流動及び各化学種の濃度変化の解析モデルを提案し、実規模体系での解析を試行した結果を示す。その結果を基にRuの施設外への移行量評価の高度化に向けた課題を提言する。

論文

福島第一原子力発電所における事故対応ワークロード分析に基づく緊急時対応力向上に関する研究

吉澤 厚文*; 大場 恭子; 北村 正晴*

日本原子力学会和文論文誌, 18(2), p.55 - 68, 2019/06

本研究は、東京電力福島第一原子力発電所の緊急時対策本部における事故時のワークロードマネジメントを分析することにより、緊急時対応力向上を目的としたものである。選定した事象は、緊急時対応力が求められた福島第一原子力発電所の3号機におけるHPCIの停止による原子炉注水停止から、原子炉への注水回復を暫定的に回復することに成功した時間帯の緊急時対策本部の対応である。テレビ会議システムの映像を文字起こししたデータを基本データとし、会議録では事実関係の把握が難しい時には、各報告書や調書を参照した。また、ワークロードマネジメントを評価する手法は、Crew Resource Managementの手法を参照した。本研究により、発電所対策本部のワークロードマネジメントの実態が明らかになるとともに、緊急対応力向上のために、発電所対策本部および関係する外部組織に求められる課題が明らかになった。

論文

福島第一事故由来物質に対する環境モニタリング手法の最先端,3; 事故7年後の福島の放射線分布状況および環境モニタリング技術の最前線

眞田 幸尚

日本原子力学会誌, 61(6), p.453 - 456, 2019/06

福島県で実施されている大規模な放射線モニタリングの情報を整理するとともに、福島第一原子力発電所事故直後からの線量率の変化傾向の考察および住民のニーズに応えるための放射線計測技術の新技術について紹介する。

論文

厚板鋼材のレーザー切断技術; 廃炉の時代の先端技術開発

田村 浩司*; 遠山 伸一

日本原子力学会誌, 61(5), p.413 - 415, 2019/05

原子炉廃止措置では、原子炉構造物の切断解体が必要とされる。従来の切断法に加え、レーザー法は遠隔制御性が高くブレードなどの交換部品の必要性がないなど利点が多く、有力な選択肢となり得る。原子炉は圧力容器など100mmを超える板厚の大きい鋼材で構成されており、このような厚板鋼材の切断に関してレーザー法は知見や実績に乏しい。そこで、近年利用が進んでいる高出力ファイバーレーザーを用い、鋼材切断を様々な条件で試行した結果、原子炉に用いられるような厚板に関してもレーザー切断が可能であることを実証した。また、廃炉現場の厚板鋼材切断に適用するためロボットを用いた遠隔制御を用いた切断の技術開発を行った。本稿ではその開発成果について解説する。

論文

倫理委員会を持たない倫理的な学会を目指して

大場 恭子

日本原子力学会誌, 61(4), p.347 - 348, 2019/04

日本原子力学会60周年を記念した特集号において、同学会倫理委員会委員長として、「これまでをふりかえり、今後を展望する」記事をまとめた。

論文

高温ガス炉用耐酸化燃料要素の製造技術開発

相原 純; 本田 真樹*; 植田 祥平; 小河 浩晃; 大平 幸一*; 橘 幸男

日本原子力学会和文論文誌, 18(1), p.29 - 36, 2019/03

原子力機構は深刻な酸化事故時の高温ガス炉の安全性向上のため、日本原子力研究所(現・原子力機構)で行われた先行研究に基づき耐酸化燃料要素の製造技術開発を行った。模擬被覆燃料粒子(アルミナ粒子)をSi及びC及び少量の樹脂の混合粉末でオーバーコートし、型に詰めて熱間加圧しSiC/C混合母材を持つ耐酸化燃料要素(模擬)を焼成した。母材のSi/C比が先行研究の3倍(約0.551)である耐酸化燃料要素(模擬)を試作し、母材のX線回折を行ったところSiのピークは検出されなかった。一軸圧縮破壊応力は高温工学試験研究炉(HTTR)の規格の3倍以上と評価された。20%酸素中1673Kで10h酸化試験させたところ全ての模擬被覆燃料粒子が保持されており、従来の黒鉛/炭素母材を持つ通常の燃料コンパクトよりも優れた耐酸化性が確認された。

論文

将来の原子力を担うリーダーを育成

河野 裕子

日本原子力学会誌, 61(2), P. 150, 2019/02

IAEAは、将来原子力を計画・運営・管理するリーダーとなる人材の育成を目的としたマネジメントスクールを2010年より開催している。2014年から運営は日本主催となったことから、Japan-IAEAと冠することになり、平成30年度は7月17日から8月2日までの約3週間、東京(東京大学弥生アネックス、工学部3号館)及び福島県,茨城県において開催した。講義や施設見学を通して原子力を学び、3週間の生活におけるコミュニケーションを通して、参加者同士の国際的な人的ネットワークを構築する機会を得た。

論文

高速炉サイクルの経済性評価; 炉の建設コストと燃料サイクルコスト

向井田 恭子; 加藤 篤志; 紙谷 正仁; 石井 克典

日本原子力学会誌, 61(1), p.40 - 47, 2019/01

原子力機構は高速炉サイクルの開発当初から、軽水炉サイクルに対し経済的競合性を持つシステムとすることを開発目標の一つとして掲げその研究開発を進めてきた。本稿では、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)フェーズIにおけるナトリウム冷却高速炉及び燃料サイクル施設の設計をベースに、追加的な安全対策費や社会的費用を考慮し、高速炉サイクルの発電コストを試算した結果を紹介する。

論文

CeO$$_{2}$$を母材とするCsI含有模擬燃料の作製と性状評価

高松 佑気*; 石井 大翔*; 大石 佑治*; 牟田 浩明*; 山中 伸介*; 鈴木 恵理子; 中島 邦久; 三輪 周平; 逢坂 正彦; 黒崎 健*

日本原子力学会和文論文誌, 17(3/4), p.106 - 110, 2018/12

揮発性核分裂生成物(FP)であるセシウム(Cs)の燃料中の物理化学状態や燃料からの放出挙動を評価するために必要なCs含有模擬燃料の調製技術を確立することを目的として、放電プラズマ焼結(SPS)法を用いてウランの模擬物質であるセリウム化合物(CeO$$_{2}$$)にヨウ化セシウム(CsI)を含有させた模擬燃料の作製試験を実施した。SPSの条件を最適化することで、CsIが直径数マイクロメートルの球状析出物としてCeO$$_{2}$$母相内に分散する焼結体が得られ、Cs及びIを含有する模擬燃料の調製に成功した。

論文

燃料デブリ分布と再臨界予測における多相多成分詳細流体解析手法と連続エネルギーモンテカルロコードとの連成解析

山下 晋; 多田 健一; 吉田 啓之; 須山 賢也

日本原子力学会和文論文誌, 17(3/4), p.99 - 105, 2018/12

原子力機構では、原子炉過酷事故時における炉内構造物の溶融とその移行挙動を機構論的に明らかにし、既存SA解析コードが持つ溶融移行挙動解析における不確かさの低減を図ることなどを目的として、数値流体力学的手法に基づく溶融物の炉内移行挙動、蓄積予測手法JUPITERの開発を行なっている。本報告では、デブリの移行などにより変化する組成分布に基づき再臨界の可能性を推定できる手法の構築を検討するため、JUPITERにより計算したシビアアクシデントを模擬して計算した溶融燃料などの移行・蓄積によるデブリの分布に基づき、連続エネルギーモンテカルロコードMVPによる核計算を実施した。これら結果から、得られた組成分布に対する臨界の可能性の検討を行い、JUPITERとMVPを連成させた解析により、詳細なデブリ分布予測に基づき再臨界可能性を評価することができる見通しを得た。

論文

第4世代ナトリウム冷却高速炉の系統別安全設計ガイドラインの構築

岡野 靖

日本原子力学会誌, 60(12), p.764 - 769, 2018/12

原子力機構は、第4世代ナトリウム冷却高速炉の系統別安全設計ガイドラインを、安全設計クライテリア及び安全アプローチに関する安全設計ガイドラインに引き続いて構築した。構築にあたっては日本原子力学会の研究専門委員会によるレビューが行われた。本稿は、SSC-SDG構築上の重要14項目、及び、安全設計ガイドラインに対する各国SFR設計の整合性について解説するものである。

論文

第4世代原子炉の開発動向,7; ナトリウム冷却高速炉(SFR)

上出 英樹; 伊藤 隆哉*; 小竹 庄司*

日本原子力学会誌, 60(9), p.562 - 566, 2018/09

ナトリウム冷却高速炉は、ウラン資源の利用率を飛躍的に向上させるとともに、プルトニウム他の長寿命TRU核種を効率的に燃焼させ、使用済み燃料の減容化・潜在的な有害度低減を可能にする優れたポテンシャルを持ち、実証段階へと進みつつある有望な高速炉概念である。ロシアのBN-800が2016年10月より商業運転を開始したことはその実用化に向けて大きな一歩であり、ロシアはこれにより商用段階に入ったとしており、次期炉であるBN-1200ではGIFの掲げる安全性, 経済性目標の達成を目指している。中国では600MWeの実証炉の建設を開始し、インドは原型炉PFBRの運開を目前に控え、これに続き実用炉6基の建設計画を有している。ここでは各国のナトリウム冷却炉の開発の進展を概観するとともに、日本における開発状況と今後の方向性をまとめた。

論文

核データ研究の最前線; たゆまざる真値の追及、そして新たなニーズへ応える為に; 第8回(最終回)核データライブラリJENDLの進化

岩本 修; 柴田 恵一; 岩本 信之; 千葉 豪*

日本原子力学会誌, 60(6), p.357 - 361, 2018/06

核データライブラリは、核データ研究の集大成となる成果物である。核データは利用されて初めて価値があり、核データ研究の最終的な出口が核データライブラリとなる。8回にわたる連載講座の最後として、日本の核データライブラリであるJENDLについて解説する。汎用ライブラリの変遷とJENDL-4.0、特殊目的ファイルの最近の進展、核データライブラリの国際的状況を紹介し、JENDLの展望と核データ研究について述べる。

論文

HOTLAB 2017; 第54回ホットラボ・遠隔操作会議

湊 和生

日本原子力学会誌, 60(6), P. 365, 2018/06

日本原子力研究開発機構は、日本原子力学会および国際原子力機関の共催のもと、HOTLAB 2017会議を開催した。この会議は、照射後試験技術、遠隔操作技術、およびホットラボ施設の安全運用などの情報交換および協力を目的に、1963年からほぼ毎年、開催されてきた。本会議には、21か国から155名(うち海外107名)が参加し、51件の講演および29件のポスター発表があった。本会議では、ホットラボへ新しい技術・設備を導入する技術者とそれらを利用する研究者との議論が活発に行われた。世界的にホットラボが老朽化してきている中、東京電力福島第一原子力発電所の燃料デブリの分析のための新たなホットラボ建設に期待が寄せられた。また、微小な燃料材料試料で精巧な分析・測定ができる施設・設備の必要性が強調された。

論文

パルスパワー技術によるコンクリート瓦礫の除染・再利用に関する研究

坂本 浩幸*; 赤木 洋介*; 山田 一夫*; 舘 幸男; 福田 大祐*; 石松 宏一*; 松田 樹也*; 齋藤 希*; 上村 実也*; 浪平 隆男*; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 17(2), p.57 - 66, 2018/05

福島第一原子力発電所の事故によって放射性セシウムによって汚染されたコンクリート瓦礫が発生しており、さらに、将来の原子炉の廃止措置に伴って多量の放射性コンクリート廃棄物が生じることが想定される。床や壁等のフラットな表面の除染には既存技術が有効であるが、コンクリート瓦礫に対する除染技術の適用性については課題がある。本研究では、パルスパワー放電技術の適用性可能性に着目して、汚染コンクリートの骨材とセメントペーストへの分離と、それぞれの放射能測定による基礎的な試験と評価を実施した。試験結果より、汚染コンクリートの骨材とセメントペーストへの分離によって、放射性コンクリートの除染と減容が達成される可能性が示された。

論文

核データ研究の最前線; たゆまざる真値の追及、そして新たなニーズへ応える為に,7; 高エネルギー領域への挑戦

執行 信寛*; 岩瀬 広*; 岩元 洋介; 佐藤 達彦

日本原子力学会誌, 60(5), p.294 - 298, 2018/05

加速器駆動未臨界炉システム(ADS)等の核設計における中性子生成や照射損傷量等の計算、放射線がん治療における二次粒子による被ばく線量等の計算において、実測データに基づき評価された20MeV以上の高エネルギー核データライブラリを用いた放射線輸送シミュレーションが重要な役割を果たす。また、実測データが計算コードに組み込まれている核反応モデルの精度検証や改良のために必要となる。本稿では重粒子線がん治療装置HIMACにおける中性子生成断面積、大阪大学核物理研究センターRCNPにおける遮蔽体中の中性子減衰及び京都大学原子炉実験所FFAG施設における照射損傷量の測定を紹介するとともに、国内で開発されている粒子・重イオン輸送計算コードPHITSの進展について概観する。

論文

原子力材料評価のための最新ナノミクロ分析技術の新展開,2; 中性子回折法による材料強度研究

諸岡 聡; 鈴木 裕士

日本原子力学会誌, 60(5), p.289 - 293, 2018/05

中性子回折法は、中性子線の優れた透過能を活かすことで、数センチメートルオーダーの材料深部の応力・ひずみを非破壊で測定できる唯一の測定技術であり、種々の機械構造物の製品開発や機械設計、材料開発や既存材料の信頼性評価に大きく貢献できる。本講座では、中性子回折法による応力・ひずみ測定技術の原理および工学回折装置の特徴について述べるとともに、その応用例として、溶接部の残留応力測定、およびステンレス鋼の変形挙動その場観察について紹介する。

論文

第4世代原子炉の開発動向,2; 高温ガス炉

國富 一彦; 西原 哲夫; Yan, X.; 橘 幸男; 柴田 大受

日本原子力学会誌, 60(4), p.236 - 240, 2018/04

優れた安全性を有し、950$$^{circ}$$Cの高温熱が取り出せる黒鉛減速ヘリウム冷却型の熱中性子炉である高温ガス炉は、二酸化炭素の排出削減を目的に、発電以外の多様な産業における熱利用が期待されている。日本原子力研究開発機構では、高温工学試験研究炉(HTTR)により高温ガス炉の安全性を実証するとともに、熱利用系の実証に向けた研究開発を進めている。また、産官学と連携して我が国の高温ガス炉技術の国際展開に向けた活動を進めている。本報では、高温ガス炉に関する研究開発の状況及び国内外との協力について紹介する。

論文

熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2017; 軽水炉の継続的な安全性向上に向けたアプローチ

糸井 達哉*; 岩城 智香子*; 大貫 晃*; 木藤 和明*; 中村 秀夫; 西田 明美; 西 義久*

日本原子力学会誌, 60(4), p.221 - 225, 2018/04

日本原子力学会熱流動部会は福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基にした分野のロードマップの改訂(ローリング)を進め、2018年3月に「熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2017(熱水力ロードマップ2017)」を策定した。世界最高水準の安全性の実現とその継続的改善を図るため、安全裕度向上策及び人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮して選定・詳述された2015年版の技術課題を見直すと共に、主要な技術課題の実施状況の記載、「軽水炉安全技術・人材ロードマップ」との対応状況の明示、計算科学技術部会の協力による1F事故の原因ともなった外的事象対応の記述の改訂など、記載が大幅に充実された。その概要をまとめる。

論文

原子炉物理分野の研究開発ロードマップ2017; 次世代が考える炉物理の未来

山本 章夫*; 千葉 豪*; 桐村 一生*; 三木 陽介*; 横山 賢治

日本原子力学会誌, 60(4), p.241 - 245, 2018/04

日本原子力学会炉物理部会の傘下に設置された「炉物理ロードマップ調査・検討」WGにおけるロードマップ策定の概要を紹介する。本ロードマップの特徴は、(1)次世代を担う若手の技術者・研究者を中心に議論・策定を進めたこと、(2)現状から類推して課題を設定するフォアキャストアプローチに加え、原子炉物理分野のビジョンとミッションを検討し、これらを達成するために解決すべき課題をバックキャストアプローチにより設定したこと、にある。本ロードマップの詳細は、報告書として炉物理部会のホームページより閲覧可能である。

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