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東濃地科学センター 施設建設課
JAEA-Review 2018-026, 92 Pages, 2019/02
JAEA-Review-2018-026.pdf:11.89MB
本工事記録は、瑞浪超深地層研究所研究坑道掘削工事(その7)の平成28年度, 29年度の工事概要, 仕様, 工程, 主な出来事及び安全に関する記録などを取りまとめたものである。工事の実績については、平成28年3月16日着工、平成30年3月15日竣工の瑞浪超深地層研究所研究坑道掘削工事(その7)を対象に、平成28年4月1日から平成30年3月15日までの工事完了部分について主に記載した。平成30年3月16日以降の実績については、瑞浪超深地層研究所研究坑道掘削工事(その8)の建設工事記録に記載するものとする。
中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 根本 正史; 飛田 慶司; 河野 恭彦; 細見 健二; 外間 智規; 西村 朋紘; 松原 菜摘; et al.
JAEA-Review 2018-025, 171 Pages, 2019/02
JAEA-Review-2018-025.pdf:3.81MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2017年4月から2018年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気, 海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の影響が多くの項目で見られた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東京電力福島第一原子力発電所事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。
情報システム管理室
JAEA-Review 2018-018, 167 Pages, 2019/02
JAEA-Review-2018-018.pdf:34.23MB
日本原子力研究開発機構では、原子力の総合的研究開発機関として原子力に係わるさまざまな分野の研究開発を行っており、これらの研究開発の多くにおいて計算科学技術が活用されている。計算科学技術活用の高まりは著しく、日本原子力研究開発機構における計算科学技術を活用した研究開発の成果は、全体の約2割を占めている。大型計算機システムはこの計算科学技術を支える重要なインフラとなっている。大型計算機システムは、優先課題として位置付けられた福島復興(環境の回復・原子炉施設の廃止措置)に向けた研究開発や、高速炉サイクル技術に関する研究開発、原子力の安全性向上のための研究、原子力基礎基盤研究等といった主要事業に利用された。本報告は、平成29年度における大型計算機システムを利用した研究開発の成果を中心に、それを支える利用支援、利用実績、システムの概要等をまとめたものである。
森田 泰治; 西原 健司; 津幡 靖宏
JAEA-Data/Code 2018-017, 32 Pages, 2019/02
JAEA-Data-Code-2018-017.pdf:2.35MB
分離変換技術の適用対象であるアクチノイド元素の回収率目標値を設定するためのデータを整備することを目的とし、経口摂取した場合の被ばく線量として与えられる潜在的放射性毒性を元素ごとに評価し、経時変化及び各元素の毒性全体に対する割合から、潜在的放射性毒性の観点から見たアクチノイド元素の重要度の比較を行った。検討した4種の使用済燃料いずれにおいても、Amが最も重要で、例えば加圧水型軽水炉の使用済燃料から発生する高レベル放射性廃棄物において、核分裂生成物の潜在的放射性毒性が減衰した10
年後におけるAm潜在的放射性毒性はアクチノイド全体の93%を占める。また、再処理で99.5%回収した後の残留Puも無視できない寄与を示すことがわかった。軽水炉燃料で燃焼度が高くなった場合は燃焼度に比例するような形で潜在的放射性毒性が上昇するが、MOX燃料となった場合、及びマイナーアクチノイドリサイクル型の高速炉では、それ以上に潜在的放射性毒性が大きくなった。燃料が異なる場合のアクチノイド元素回収率の目標値設定には十分な考慮が必要であり、今後の課題である。
Thwe, Thwe Aung; 寺田 敦彦; 日野 竜太郎
JAEA-Technology 2018-012, 45 Pages, 2019/01
JAEA-Technology-2018-012.pdf:4.34MB
原子力発電所に関連するシビアインシデントや製造工程のリスク以外に、原子力廃棄物のリスクも社会を脅かす可能性がある。低レベル及び高レベルの放射性廃棄物を含む核廃棄物の長期保管下では、金属廃棄物の腐食や容器壁自体の腐食及び廃棄物中の水の放射線分解により水素が自発的に発生する。そこで、水素安全及び環境汚染のリスク低減のために、放射性廃棄物容器における水素燃焼爆発の挙動と特性を調べることとした。本報告書では、OpenFOAMを適用し、簡易コンテナー内におけるメタン燃焼の温度, 速度と二酸化炭素分布を調べる数値解析シミュレーションを行った。燃焼シ解析では、LESフレームを備えているFireFoamソルバーを使用した。結果として、容器の高さ及び流入口のサイズが大きくなるとともに平均温度が上昇することが分かった。一方、FireFoamソルバーで行ったメタン、水素及びヘリウムの拡散挙動シミュレーションから、メタンや水素よりもヘリウムのほうが速く拡散することが明らかにした。XiFoamソルバーを利用することにより、化学量論的条件下で立方体燃焼容器における水素空気予混合火炎の火炎伝播半径が得られた。
酒井 健二; 大井 元貴; 高田 弘; 甲斐 哲也; 中谷 健; 小林 庸男*; 渡邊 聡彦*
JAEA-Technology 2018-011, 57 Pages, 2019/01
JAEA-Technology-2018-011.pdf:4.98MB
核破砕中性子源やミュオン標的などを安全に効率よく運転するために、物質・生命科学実験施設(MLF)は、専用の全体制御システム(GCS)を持ち、運転状況に応じた機器の監視操作やインターロックを運用している。GCSは、その役割に応じて、ネットワーク系(LAN), 統括制御系(ICS), サーバー, インターロック系(ILS), タイミング配信系(TDS)など幾つかのサブシステムで構成される。GCSは、MLF内の機器を独自に運転制御する一方、J-PARCの加速器や他実験施設と連動しながらMLFの安定したビーム運転を実現している。2008年度のビーム運転開始以来、GCSは運転制御コミッショニングに基づく改修を経て、システム性能を継続的に維持する視点から、ICSの大幅なアップグレードやILSの機能拡張を実施してきた(2010年度-2015年度)。この様に運転開始から約10年間、GCSには全般に渡って数多くの追加・変更がなされてきた。従ってGCS高度化の今後の方向性を決めるために、これまでの高度化の履歴とGCSの現況を把握することが重要と考え、2017年度時のGCSの構成・機能・役割を整理して取り纏めた。
荒川 了紀; 野崎 信久; 平田 雄二*
JAEA-Technology 2018-009, 28 Pages, 2019/01
JAEA-Technology-2018-009.pdf:2.94MB
楢葉遠隔技術開発センターは、試験棟と研究管理棟から構成され、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(1F)の事故後の廃炉作業に向けて必要となる各種試験設備が設置されている。試験設備のうち、水中ロボットの試験用水槽は、室温から60
Cまで昇温させた温度条件下で試験が可能な設備となっている。そこで、設置した試験用水槽を昇温させた場合の水槽内の温度分布及び温度上昇挙動を把握することを目的に、室温から60C(最高設定温度)まで昇温させる昇温試験を行うとともに、解析的検討を行った。本報告は、その昇温試験で得られた実測結果と解析による比較検討結果をまとめたものである。
梶本 亮一; 横尾 哲也*; 松浦 直人*
JAEA-Review 2018-024, 78 Pages, 2019/01
JAEA-Review-2018-024.pdf:76.52MB
平成30年10月11日、MLF中性子分光器による合同のユーザーミーティング「DIRECTION 2018」がJ-PARC MLF、高エネルギー加速器研究機構物質構造科学研究所、総合科学研究機構の共催で開催された。本ミーティングは6つの分光器、すなわちBL01(4SEASONS)、BL02(DNA)、BL06(VIN ROSE)、BL12(HRC)、BL14(AMATERAS)、BL23(POLANO)におけるユーザー利用の活性化およびユーザーと装置の協力関係の構築を目指して開催されたものである。研究会では14件の口頭発表および21件のポスター発表が行われ、各装置を利用して行われた研究成果の紹介、各装置や試料環境に関する現状の報告がなされるとともに、装置や試料環境に関する要望や今後の展開等について密接な議論が交わされた。本報告書はこのミーティングの講演要旨および講演で使用された発表資料を収録したものである。
下村 祐介; 佐藤 拓也; 福井 康太; 工藤 健治; 吉岡 龍司
JAEA-Review 2018-023, 220 Pages, 2019/01
JAEA-Review-2018-023.pdf:15.6MB
平成27年9月11日、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター廃棄物管理施設の固体集積保管場IIにおいて、アスファルト固化体封入ドラム缶(アスファルトドラム缶)4缶からアスファルトの漏えい跡が確認された。また、その後の点検において、平成27年11月10日にアスファルトドラム缶1缶からアスファルトの漏えい跡が発見された。さらに、平成27年12月2日には、アスファルトドラム缶1缶に、アスファルトの漏えい跡は無いが上蓋の腐食が激しいものが確認された。アスファルトドラム缶からのアスファルトの漏えい跡について、原因の調査と対策を検討するため、「ドラム缶からの漏えい跡原因調査及び対策に係る検討作業部会」を設置し、対応が進められた。具体的な検討事項は、(1)アスファルトドラム缶からのアスファルトの漏えい原因の特定、(2)アスファルトドラム缶の腐食(錆)発生原因の特定、(3)アスファルトドラム缶のアスファルト漏えい及び腐食(錆)の再発防止対策である。本報告書は、当該作業部会でまとめられた報告書「ドラム缶からの漏えい跡原因調査及び対策に係る報告書」を基に、その後の書類調査によって明らかになった内容を含めて再構成したものである。
平成29年度安全研究・防災支援部門 安全研究センター
JAEA-Review 2018-022, 201 Pages, 2019/01
JAEA-Review-2018-022.pdf:20.61MB
日本原子力研究開発機構安全研究・防災支援部門安全研究センターでは、国が定める中長期目標に基づき、原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究を行っている。本報告書は、安全研究センターの研究体制・組織及び国内外機関との研究協力の概要とともに、安全研究センターで実施している9つの研究分野((1)シビアアクシデント評価、(2)放射線安全・防災、(3)軽水炉燃料の安全性、(4)軽水炉の事故時熱水力挙動、(5)材料劣化・構造健全性、(6)核燃料サイクル施設の安全性、(7)臨界安全管理、(8)放射性廃棄物管理の安全性、(9)保障措置)について、平成27年度平成29年度の活動状況及び研究成果を取りまとめたものである。
石丸 恒存; 尾方 伸久; 島田 顕臣; 浅森 浩一; 國分 陽子; 丹羽 正和; 渡邊 隆広; 雑賀 敦; 末岡 茂; 小松 哲也; et al.
JAEA-Review 2018-020, 46 Pages, 2019/01
JAEA-Review-2018-020.pdf:1.25MB
本計画書は、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究の一環として実施している地質環境の長期安定性に関する研究について、第3期中長期目標期間(平成27年度平成33年度)における平成30年度の研究開発計画である。本計画の策定にあたっては、「地質環境の長期安定性に関する研究」基本計画-第3期中長期計画に基づき、第2期中期目標期間(平成22年度平成26年度)における研究開発の成果、関係研究機関の動向や大学等で行われている最新の研究成果、実施主体や規制機関のニーズ等を考慮した。研究の実施にあたっては、最終処分事業の概要調査や安全審査基本指針等の検討・策定に研究成果を適時反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで研究開発を推進していく。
笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 藤本 浩二*; 藤井 克彦*; 知見 康弘
JAEA-Review 2018-013, 171 Pages, 2019/01
JAEA-Review-2018-013.pdf:6.89MB
軽水炉の炉内構造物については、構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射による経年劣化を評価・予測した上で、健全性評価を行う必要がある。そのためにはステンレス鋼の物性値の照射量依存性等の知見が不可欠である。照射材の物性の代表値や最確値等を議論するには既往データの整理が有効であり、その際、炉内構造物の使用条件が異なる加圧水型軽水炉(PWR)と沸騰水型軽水炉を明確に区別し取り扱うことが重要である。本調査では、照射ステンレス鋼の材料特性を評価した公開文献を網羅的に収集し、データ集を作成した。作成にあたっては、PWRに相応する温度や中性子照射等の条件をスクリーニングの基準として照射データを抽出するとともに、化学成分, 加工熱処理等の材料条件, 照射条件及び試験条件を調査した。これらのデータを物性値ごとにデータシートへ収録し、データ集として整備した。
眞田 幸尚; 西澤 幸康*; 越智 康太郎; 結城 洋一*; 石崎 梓; 長田 直之*
JAEA-Research 2018-009, 48 Pages, 2019/01
JAEA-Research-2018-009.pdf:14.77MB
原子力施設の事故時において、住民の避難計画の決定には放出された放射性プルームの挙動予測が不可欠である。現在は、大気拡散シミュレーションを基本とした予測システムは原子力防災のツールとして実用化されているものの、放射性プルームを実測できるツールは存在しない。本研究では、技術革新の著しい無人飛行機を用いて、大気中の放射性物質濃度を地上からの寄与や機体への汚染と弁別して測定できるシステムの試作機の開発を行った。また、前年度実施した放射性プルームのレスポンス計算に重要なパラメータとなる機体への沈着速度を求めるため、模擬エアロゾルを用いた暴露実験を実施した。さらに、検出システムの開発とともに、プルームの動きをリアルタイムに予測し、最適なフライトプランを導出するアルゴリズムの開発を行った。本レポートは3か年計画の2年目の成果をまとめたものである。
宇田川 豊; 山内 紹裕*; 北野 剛司*; 天谷 政樹
JAEA-Data/Code 2018-016, 79 Pages, 2019/01
JAEA-Data-Code-2018-016.pdf:2.75MB
FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として原子力機構が開発・整備を進めてきたFEMAXI-7(2012年公開)の次期リリースに向けた最新バージョンである。FEMAXI-7は主に実験データ解析や燃料設計等研究/開発ツールとして利用されてきたが、燃料挙動に係る現象解明やモデル開発等の燃料研究分野における適用拡大並びに燃料の安全評価等への活用を念頭に、原子力機構ではその性能向上及び実証を進めた。具体的には新規モデル開発、既存モデルの改良及び拡充、プログラムのデータ/処理構造見直し、旧言語規格からの移植、バグフィックス、照射試験データベース構築等のインフラ整備、体系的な検証解析を通じた問題の発見と修正等を行うとともに、各種照射試験で取得された144ケースの実測データを対象とした総合的な性能評価を実施した。燃料中心温度について概ね相対誤差10%の範囲で実測値を再現する等、解析結果は実測データと妥当な一致を示した。
多田 健一; 国枝 賢; 長家 康展
JAEA-Data/Code 2018-014, 106 Pages, 2019/01
JAEA-Data-Code-2018-014.pdf:1.76MB
JAEA-Data-Code-2018-014-appendix(DVD-ROM).zip:6.99MB
評価済み核データライブラリーJENDLを適切に処理するため、日本原子力研究開発機構において、国産核データ処理システムFRENDYを開発した。FRENDYの開発は、JENDLや日本原子力研究開発機構が提供する粒子輸送計算コードの普及に役立つ。FRENDYは保守性, 簡潔性, 移植性, 拡張性などを考慮して開発した。FRENDYは評価済み核データを処理するだけでなく、他の計算コードにFRENDYの機能を実装することも考慮して開発した。利用者はFRENDYの読み書きや各処理機能について、他のコードに容易に取り込むことができる。FRENDYの核データ処理手法は米国ロスアラモス国立研究所が開発したNJOYと同様である。現バージョンのFRENDYはENDF-6形式の評価済み核データから連続エネルギーモンテカルロ輸送計算コードPHITSやMCNPが利用する断面積ライブラリ形式であるACEファイルを生成することができる。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。
上平 雄基
JAEA-Review 2018-021, 79 Pages, 2018/12
JAEA-Review-2018-021.pdf:6.33MB
広大な海洋環境を有する日本にとって、周辺の陸棚域、沿岸域の海洋流動構造を把握する海洋アセスメントは、水産資源, 海底資源, 国防, 防災, 気象など、様々な観点から重要となる。そこで、本研究では海洋アセスメントシステムへの高解像度モデルの適用性を検討することを目的とし、サンゴ礁の保全、放射性物質による海洋汚染状況の把握の観点から海洋アセスメントの必要性に迫られていた琉球諸島周辺海域及び東北地方太平洋沿岸海域を対象にし、領域海洋モデル(ROMS)を用いた2段階のネスティングにより水平解像度1kmまで細密化したサブメソスケール渦解像海洋モデリングシステムを開発した。また、現業海洋アセスメントシステムへのサブメソスケール渦解像海洋モデルの適用先として日本原子力研究開発機構が開発した緊急時海洋環境放射能評価システム(STEAMER)へのROMSダウンスケーリングシステムへの導入を検討した。その結果、本研究で開発したサブメソスケール渦解像海洋モデリングシステムは、いずれも精緻に海況場を再現していた。また、eddy heat flux解析や渦運動エネルギー収支解析結果から、熱や放射性物質のサブメソスケール渦に伴う3次元的な物質混合の発達メカニズムには傾圧不安定、シア不安定が強く影響していることを示した。これらの結果より、精緻な海洋アセスメントシステム構築にはダウンスケーリングによる高解像度化が重要な役割を果たすことが示された。
竹内 竜史; 岩月 輝希; 松井 裕哉; 池田 幸喜; 見掛 信一郎; 濱 克宏; 弥富 洋介; 笹尾 英嗣
JAEA-Review 2018-019, 29 Pages, 2018/12
JAEA-Review-2018-019.pdf:6.16MB
日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)東濃地科学センターでは、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本研究所計画では、2014年度に原子力機構改革の一環として抽出された三つの必須の課題(地下坑道における工学的対策技術の開発、物質移動モデル化技術の開発、坑道埋め戻し技術の開発)の調査研究を進めている。本計画書は、2015年に改訂した「超深地層研究所地層科学研究基本計画」および「超深地層研究所計画における調査研究計画-第3期中長期計画における調査研究計画-」に基づき、2018年度の超深地層研究所計画の調査研究計画、施設計画、共同研究計画などを示したものである。
三枝 純; 駒 義和; 芦田 敬
JAEA-Review 2018-017, 259 Pages, 2018/12
JAEA-Review-2018-017.pdf:53.88MB
廃炉国際共同研究センター(CLADS)は、福島第一原子力発電所の廃止措置の加速化や人材育成に資するため、国内外の研究協力を進めている。CLADSは、「廃棄物の分析技術開発に関する研究カンファレンス(FRCWM2018)」を2018年6月19日20日に開催した。本報告書は上記研究カンファレンスの講演要旨と発表資料を収録したものである。
池谷 正太郎; 横堀 智彦; 石川 譲二; 安原 利幸*; 小澤 俊之*; 高泉 宏英*; 門馬 武*; 黒澤 伸悟*; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.
JAEA-Review 2018-016, 46 Pages, 2018/12
JAEA-Review-2018-016.pdf:12.79MB
日本原子力研究開発機構では、原子力科学研究所の雑固体廃棄物を廃棄体化する手段として、放射能評価及び減容・安定化の観点から有効な溶融処理を採用している。金属溶融設備及び焼却・溶融設備(以下「溶融設備」という。)については、過去の火災トラブルでの再発防止対策を含め多くの安全対策を施しており、この妥当性等について機構外の有識者を交えた意見交換を行うため、「溶融設備に係る意見交換会」を開催した。本稿は、意見交換会において発表した"高減容処理施設の概要"、"溶融設備の安全対策"、"溶融設備の運転管理"、"過去の国内・国外事例と当該施設との比較"及び"各委員からの他施設における事故事例及び安全対策の紹介"について、資料集としてまとめたものである。
福島研究開発部門 福島研究開発拠点 楢葉遠隔技術開発センター
JAEA-Review 2018-014, 52 Pages, 2018/12
JAEA-Review-2018-014.pdf:5.62MB
楢葉遠隔技術開発センターは、試験棟と研究管理棟から構成され、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(1F)の事故後の廃炉作業に向けて必要となる各種試験設備が設置されている。廃炉作業に携わる企業や研究開発機関、教育機関など幅広い利用者がこれらの試験設備を用いて遠隔操作ロボットの特性把握や性能評価を通じてロボット開発など効率的にできるほか、多くの企業が一堂に会して展示会、廃止措置に係る有識者の会議開催など様々な利用ができる拠点として、平成28年4月より本格的な運用を開始した。平成28年度の施設利用件数は38件である。また、建設当時から多くの方々の関心を集め、平成28年度には4,212名の視察・見学者を受け入れた。今後も引き続き幅広い分野での利用を受け入れるとともに、利用者のニーズを的確に反映した試験設備の拡充を進めて利用促進を図り、1Fの廃止措置及び福島復興における遠隔技術の研究開発拠点として展開してゆく。本報告は、当センターにおいて平成28年度に実施した遠隔技術開発、緊急時対応遠隔機材の整備と訓練、要素試験エリア等の利用状況などの活動状況についてまとめたものである。