原子力災害対応用マニュプレータ及び手動弁開閉用ロボットの設計製作

西山 裕; 岩井 正樹; 千葉 悠介; 椿 裕彦; 大野 隼人*; 早坂 寿郎*; 羽生 敏紀*

JAEA-Technology 2020-007, 18 Pages, 2020/09

JAEA-Technology-2020-007.pdf:2.33MB

平成23年に東京電力福島第一原子力発電所の事故が発生し、翌年原子力災害特別措置法及び平成二十三年文部科学省・経済産業省令第四号「原子力災害特別措置法に基づき原子力事業者が作成すべき原子力事業者防災業務計画等に関する命令」(以下「計画等命令」という。)が改正され、各発電事業者はその対応を行った。さらに平成29年に当該計画等命令が10MW以上の試験研究炉及び再処理施設にも適用されることとなり日本原子力研究開発機構も対応を行った。楢葉遠隔技術開発センター遠隔機材整備運用課は、当該計画等命令に対応し令和2年度から本格運用となる、日本原子力研究開発機構内の原子力緊急事態支援組織の中核を担っている。遠隔機材整備運用課の重要な任務に、遠隔機材である作業用ロボットの整備運用がある。前述の本格運用に対応するため、平成30年度に作業用ロボット(走行部、配備済)に搭載する原子力災害対応用マニュプレータ(扉開閉用)を、令和元年度に手動弁開閉用ロボット(走行部及び搭載機器により構成)の設計及び製作をそれぞれ行った。本報告書は、平成30年度及び令和元年度に実施した、原子力災害対応用マニュプレータ及び手動弁開閉用ロボットの設計及び製作に関するものである。

原子力緊急時支援・研修センターの活動(令和元年度)

原子力緊急時支援・研修センター

JAEA-Review 2020-016, 67 Pages, 2020/09

日本原子力研究開発機構は災害対策基本法及び武力攻撃事態等及び存立危機事態における我が国の平和と独立並びに国及び国民の安全の確保に関する法律(以下「武力攻撃事態対処法」とする。)に基づき、「指定公共機関」(国や地方公共団体と協力して緊急事態などに対処する機関)として国及び地方公共団体等に対し、原子力災害または放射線災害への対処において、技術支援をする責務を有している。この支援を行うため、日本原子力研究開発機構は原子力緊急時支援対策規程、防災業務計画及び国民保護業務計画を作成し、それらに基づき、原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には支援活動の中心となり、全国を視野に入れた専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国、地方公共団体の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施している。本報告は、第3期中長期計画(平成27年度令和3年度)に従って原子力緊急時支援・研修センターが実施した、令和元年度の活動実績を記載する。なお、令和元年度は2019年5月1日から2020年3月31日まで(2019年4月1日から4月30日までは平成31年度)であるが、2019年4月1日から4月30日の実績も令和元年度の実績に含めた。

"J-PARCハローサイエンス"J-PARCセンターのアウトリーチ活動

坂元 眞一

JAEA-Review 2020-014, 63 Pages, 2020/09

JAEA-Review-2020-014.pdf:9.8MB

J-PARCでは数多くの最先端研究が進められており、価値ある成果が続々と生まれてきている。この貴重な宝を、J-PARCの建設,運用を支えていただいている一般市民の方々、とりわけ地元茨城県,東海村の皆さんへ還元するため、J-PARCセンターとして様々な広報活動を推進してきた。研究内容や成果を分かりやすく伝えるアウトリーチ活動として、施設の見学,施設公開、そして、子ども達への啓発活動へと幅を広げてきた。2012年度から2019年度を中心に、その活動内容をまとめた。

高レベル放射性廃液ガラス固化体の表面積の増加に関する調査及び評価; 地層処分性能評価のための割れによる表面積増加比及びその根拠等

五十嵐 寛

JAEA-Review 2020-006, 261 Pages, 2020/09

JAEA-Review-2020-006.pdf:4.42MB

本調査報告では、公開情報を対象に我が国の地層処分研究開発第2次取りまとめ(H12レポート)以降の諸外国の包括的性能評価報告書を中心として、ソースタームとしての核種溶出モデルにおけるガラス固化体の割れによる表面積増加比の設定値及びその根拠・背景の視点から調査した。また、海外の知見を参考に表面積増加に関する試験の日本の報告例に対する評価を試行した。調査文献から得られた知見に基づき、ガラス固化体の直径、ガラス固化体製造時の冷却条件、ガラス固化体への衝撃、地層処分場閉鎖後の水との接触等の環境条件等が、割れによる表面積増加比(又は割れ係数)に及ぼす影響について検討した。多くの国において、ガラス固化体の割れの要因はガラス固化体の製造, 輸送, 保管, 貯蔵など処分前管理の段階及び処分後の現象又は事象に起因するとされている。その影響は地層処分の性能評価における核種溶出モデルでも考慮されている。各国の核種溶出モデルにおける表面積増加比とその根拠等を概観し、各国の間の相違点及び共通点を整理するとともに、これまでに報告された表面積増加比の測定値と測定方法との関係及び測定方法の特性について考察した。また、各国の核種溶出モデルで設定されている表面積増加比の根拠としての表面積増加比の測定に用いられた測定方法を整理した。さらに、廃棄物管理工程の流れの中でのガラス固化体の割れによる表面積増加比に影響する要因、表面積増加比の特徴等の各工程との関わりを検討した。これらの調査及び検討により、性能評価における保守的かつ現実的な表面積増加比の適用に向けた知見を拡充し、我が国の地層処分のシステムのセーフティケースの作成・更新に資することができる。

マイナーアクチノイドの水溶液系での臨界質量評価; 分離プロセスにおける臨界安全評価のための基礎データ

森田 泰治; 福島 昌宏; 鹿島 陽夫*; 津幡 靖宏

JAEA-Data/Code 2020-013, 38 Pages, 2020/09

JAEA-Data-Code-2020-013.pdf:1.94MB

マイナーアクチノイド分離プロセスにおける臨界安全評価のための基礎データとして、Cm, Amおよびこれらの混合物についての中性子減速系である水混合系(均質, 水反射体付き)での臨界質量を求める計算を行った。Cm-244とCm-245との混合系では、核分裂性であるCm-245の比率が大きいほど臨界質量が小さいが、臨界となるときのCm-245重量が、Cm-245の比率によらずに概ねCm-245のみの濃度で整理できることを明らかにした。実際の再処理プロセスで取り扱うPu-239: 71%, Pu-240: 17%, Pu-241: 12%のPu同位体混合物と比べるとCm-245: 30%の方が臨界となりやすい。Cmを、Amを含む他の元素から分離し、その溶液を濃縮する場合は臨界防止への配慮が必要である。一方、Amでは、核分裂性の同位体であるAm-242m単体での最小臨界質量は、Cm-245に比べて小さい。しかし、使用済燃料中ではAm-242mの同位体比率は小さく、その比率が最も高くなる高速炉燃料中のAmの場合でも数%程度であり、わずかな水混合で臨界質量が大きくなることがわかった。そのため、Amの同位体混合物では中性子減速系での臨界は考慮する必要がなく、また、これはAm-Cm混合物でも同様である。

JMTRタンクヤード・コンクリート壁面の補修工法の妥当性確認試験

菅谷 直人; 岡田 祐次; 西村 嵐; 園部 博; 木村 伸明; 木村 明博; 塙 善雄; 根本 浩喜

JAEA-Testing 2020-004, 67 Pages, 2020/08

JAEA-Testing-2020-004.pdf:8.17MB

材料試験炉(JMTR)では、2014年度に液体廃棄物の廃棄設備であるタンクヤードにおいて、廃液配管及び廃液タンクからの放射性廃液の漏えい事象が発生した。本事象に対応するため、20162019年度にかけてタンクヤード内の廃液タンク, 廃液配管等の取替え工事を行った。一方、本取替え工事において、廃液配管等の支持構造物である大型サポート(架構造型サポート)の据付け時にタンクヤード躯体コンクリート壁面に複数のひび割れが発生した。このため、ひび割れが発生したコンクリート壁面の補修が必要となった。特に、架構造型サポートを固定する一部の基礎ボルト(あと施工接着系アンカーボルト)周辺部では、隆起を伴うひび割れ(コーン状破壊)が観測された。コンクリート壁のコーン状破壊部における補修工法は規格化されているが、補修後にあと施工接着系アンカーボルトを打設するための妥当性を確認する強度基準は存在しなかった。本報告書は、コンクリート壁面のコーン状破壊部の補修工法として断面修復工法の選定及びあと施工接着系アンカーボルトの強度基準の設定をし、タンクヤードと同類の鉄筋コンクリート造である既設建家を用いて、コーン状破壊部を模擬し、選定した断面修復工法により補修した壁面にあと施工接着系アンカーボルトを打設後、あと施工接着系アンカーボルトの引張試験を行い、設定した強度基準との比較により、補修工法の妥当性評価についてまとめたものである。この試験結果から、本補修工法による、タンクヤード躯体コンクリート壁面におけるコーン状破壊部の補修に資した。

2019年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討,2

石塚 悦男; 中島 弘貴*; 中川 直樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 松浦 秀明*; et al.

JAEA-Technology 2020-008, 16 Pages, 2020/08

JAEA-Technology-2020-008.pdf:2.98MB

2019年度の夏期休暇実習において、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施し、MVP-BURNを用いて熱出力5MWで30年の連続運転が可能となる燃料のU濃縮度と可燃性毒物に関して検討した。この結果、U濃縮度が12%、可燃性毒物の半径及び天然ホウ素濃度が1.5cm及び2wt%の燃料が必要になることが明らかとなった。今後は、炉心の小型化について検討する予定である。

「令和元年度東濃地科学センター地層科学研究情報・意見交換会」資料集

西尾 和久*; 清水 麻由子; 弥富 洋介; 濱 克宏

JAEA-Review 2020-013, 59 Pages, 2020/08

JAEA-Review-2020-013.pdf:19.64MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターにおいては、「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(以下、地層科学研究)を実施している。地層科学研究を適正かつ効率的に進めていくため、研究開発の状況や成果について、大学,研究機関,企業の研究者・技術者等に広く紹介し、情報・意見交換を行うことを目的とした「情報・意見交換会」を毎年開催している。本報告書は、令和元年11月20日に岐阜県瑞浪市で開催した「令和元度東濃地科学センター 地層科学研究情報・意見交換会」で用いた発表資料を取りまとめたものである。

令和元年度研究開発・評価報告書; 評価課題「高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発」(中間評価)

高速炉・新型炉研究開発部門

JAEA-Evaluation 2020-001, 128 Pages, 2020/08

JAEA-Evaluation-2020-001.pdf:7.44MB

日本原子力研究開発機構は、外部有識者からなる高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会に、2017年4月から2020年3月までの高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発に係る第3期中長期計画の中間評価を諮問し、評価を受けた。その結果、3名の委員がS評価及び7名の委員がA評価と評価し、総合評価としてA評価を受けた。また、HTTR-熱利用試験施設の建設段階へ進むに当たっての判断は、HTTRが運転再開を果たし、熱負荷変動試験等の結果を評価してからの判断が適切であり、判断時期を2年程度延期することが妥当であるとされた。本報告書は高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会の構成, 審議経過, 評価項目について記載し、同委員により提出された「高温ガス炉及び水素製造研究開発課題評価報告書」を添付したものである。

JPDR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

青野 竜士; 水飼 秋菜; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2020-006, 70 Pages, 2020/08

JAEA-Data-Code-2020-006.pdf:2.59MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する廃棄物は、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のため、原子力科学研究所内に保管されているJPDR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、平成30年度に取得した19核種(H, C, Cl, Co, Ni, Sr, Nb, Tc, Ag, I, Cs, Eu, Eu, U, U, Pu, Pu, Am, 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。