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石塚 悦男; 満井 渡*; 山本 雄大*; 中川 恭一*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 長住 達; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; et al.
JAEA-Technology 2021-016, 16 Pages, 2021/09
JAEA-Technology-2021-016.pdf:1.8MB
2020年度の夏期休暇実習において、昨年度に引き続きHTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討として、MVP-BURNを用いて炉心の小型化について検討した。この結果、
U濃縮度20%、54燃料ブロック(18
3層)炉心、半径1.6mのBeO反射体を使用すれば5MWで30年の連続運転が可能になることが明らかとなった。この小型炉心の燃料ブロック数は、HTTR炉心の36%に相当する。今後は、更なる小型化を目指して、燃料ブロックの材料を変更したケースについて検討する予定である。
池田 礼治*; Ho, H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 中野 優美*; 石塚 悦男; 藤本 望*
JAEA-Technology 2021-015, 32 Pages, 2021/09
JAEA-Technology-2021-015.pdf:2.74MB
MVP-BURNを用いてHTTR炉心の燃焼計算を行い、炉内温度分布を考慮した場合の影響とタリー領域分割を細分化した場合の影響を調べた。この結果、炉内温度分布を考慮した場合については、実効増倍率や主要核種密度に大きな影響がなかったこと、燃料ブロックごとの局所なU, 
Pu及び
Bの物質量が最大で約6%、約8%及び約30%の差が生じたことが明らかとなった。また、タリー領域分割を細分化した場合については、実効増倍率への影響が0.6%
k/k以下と小さかったこと、黒鉛反射体の効果も含めた物質量の詳細分布、従来の計算より燃焼挙動を詳細に評価できることが明らかとなった。
栃尾 大輔; 長住 達; 猪井 宏幸; 濱本 真平; 小野 正人; 小林 正一; 上坂 貴洋; 渡辺 周二; 齋藤 賢司
JAEA-Technology 2021-014, 80 Pages, 2021/09
JAEA-Technology-2021-014.pdf:5.87MB
2011年3月の東京電力福島第一原子力発電所事故を受けて制定された新規制基準対応としてHTTRの内部溢水に係る対策及び影響評価を実施した。影響評価にあたっては、高温ガス炉の特徴を考慮し、機器・配管の想定破損による溢水、火災の拡大防止のために設置される系統からの放水による溢水及び地震に伴う機器・配管の破損による溢水を想定し、それぞれに対して没水、被水、蒸気による溢水の影響評価を行った。また、放射性物質を含む液体の管理区域外への溢水についても影響評価を行った。この結果、HTTRで発生した溢水は、対策をとることによって原子炉施設の安全機能に影響を及ぼさないことを確認した。
JENDL委員会共分散データ活用促進WG
JAEA-Review 2021-014, 139 Pages, 2021/09
JAEA-Review-2021-014.pdf:3.87MB
JENDL委員会の共分散データ活用促進WGでは、(1)定量化されていない、もしくは定量化できていない不確かさを抽出すること、(2)定量化されていても、その根拠が希薄な不確かさを抽出すること、(3)共分散データの信頼性を担保する具体的な方法を考えること、(4)共分散データの活用を促進するために、核データの測定・評価・応用の各分野において行うべきアクションを考えること、(5)JENDLとして共分散データをどのような位置付けで扱うことが望ましいか考えることの計5項目を目標に3年間の活動を行った。本報告書は、ここで述べた5項目へのWGとしての回答をまとめたものである。本報告書では、まず核データの不確かさに関する基本的情報を整理し、続いて測定・評価・応用の各分野における共分散データの評価・利用の現状と課題を検討した。さらに、共分散データの信頼性を担保するためのいくつかの具体的な方法を提案した。そして、本WG活動のまとめ的な位置付けとして、評価済み核データファイルに与えられる共分散データとはどのようなものであるべきか、また、それを利用する際にユーザがどのような点に留意すべきか、について提言を行った。
嶋田 和真; 高原 省五
JAEA-Review 2021-013, 142 Pages, 2021/09
JAEA-Review-2021-013.pdf:4.74MB
米国では、原子力緊急事態に関する避難計画についてその有効性を確認するために避難時間推計(Evacuation Time Estimation: ETE)が行われ、原子力発電所の設置許可の要件や住民避難の意思決定に活用されている。本稿では、我が国における避難計画の実効性確保を目指したETEの活用に資するため、日本及び米国で実施されたETEの公開資料をレビューし、日本のETEの課題を検討した。日本のETEの公開資料は、2020年2月までの16の実施道府県の公開資料を入手した。米国のETEの公開資料は、2011年から2018年までの58のETEレポートを入手した。さらに、米国原子力規制委員会(U.S. Nuclear Regulatory Commission: NRC)のNUREG/CR-7002に基づいて、米国の原子力施設周辺の緊急時計画区域(Emergency Planning Zone: EPZ)に対するETEの概要を整理した。そして、内閣府(原子力防災担当)のETEのガイダンスに基づいて、予防的避難を準備する区域(Precautionary Action Zone: PAZ)及び緊急時防護措置を準備する区域(Urgent Protective Action Planning Zone: UPZ)に対する日本のETEの概要を整理し、米国のETEと比較した。日米のETEにおける避難準備時間を比較した結果、まず、日本のETEは施設敷地緊急事態(Site Area Emergency: SAE)から全面緊急事態(General Emergency: GE)までの間に住民の避難準備が完了していると仮定しているが、米国のETEにおける避難準備時間の長さの最大値は、鹿児島県のETE公開資料に記載されたSAEからGEまでの間の時間(3.5時間)を多くの米国のサイトで上回っていた。これより、日本のETEの課題として、PAZの住民の避難準備時間について、客観的な調査データに基づき確認することが挙げられる。次に、2011年に発行されたNRC及び米国連邦緊急事態管理庁(Federal Emergency Management Agency: FEMA)のNUREG-0654/FEMA-REP1, Rev.1 Supplement 3に基づいて、緊急事態における日本のETEの活用を検討した結果、日本のETEは、避難範囲の90%の住民が避難を完了する時間と100%の住民が避難を完了する時間のどちらか一方しか示されていない場合が多く、ETEを緊急時の避難の意思決定に使用するためには、米国と同様にETEの入出力を統一する必要性がある。最後に、自主避難がETEに与える影響を比較した結果、米国よりも日本の方が自主避難の影響が大きいことが示唆された。
原子力人材育成センター
JAEA-Review 2021-010, 70 Pages, 2021/09
JAEA-Review-2021-010.pdf:3.53MB
本報告書は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構原子力人材育成センターにおける令和元年度の活動をまとめたものである。令和元年度は、年間計画に基づく国内研修の他、外部ニーズに対応した随時の研修、大学との連携協力、国際研修、原子力人材育成ネットワーク等に関して積極的な取組みを行った。国内研修については、年間計画に基づくRI・放射線技術者、原子力エネルギー技術者、国家試験受験向けの研修に加え、外部ニーズへの対応として、原子力規制庁の職員を対象とした研修、福島県庁を対象とした出張講習等を実施した。また、新たに、東京電力ホールディングス株式会社・福島第一原子力発電所の廃炉に関する人材育成研修を行った。大学との連携協力については、東京大学大学院工学系研究科原子力専攻の学生受入れを含む連携大学院方式に基づく協力や特別研究生等の受入れを行うとともに、大学連携ネットワークでは、7大学との遠隔教育システムによる通年の共通講座に対応した他、夏期集中講座、核燃料サイクル実習及び専門科目を行った。国際研修では、文部科学省からの受託事業「放射線利用技術等国際交流(講師育成)」として、原子炉工学等の講師育成研修を実施するとともに、放射線基礎教育等の原子力技術セミナーを実施した。原子力人材育成ネットワークについては、事務局として、その運営を着実に推進するとともに、我が国で8回目となる日本-IAEA原子力エネルギーマネジメントスクールを東京及び福島県等で開催した。
吉川 信治; 山路 哲史*
JAEA-Research 2021-006, 52 Pages, 2021/09
JAEA-Research-2021-006.pdf:3.89MB
福島第一原子力発電所2号機、3号機では、原子炉圧力容器(RPV)が破損し、炉心物質の一部(制御棒駆動機構(CRD)配管部品や燃料集合体上部タイプレート等)がペデスタル領域へと移行していることが確認されているが、沸騰水型軽水炉(BWR)ではRPV下部ヘッド及びその上下に複雑な炉心支持構造やCRDが設置されており、炉心物質のペデスタルへの移行挙動もまた複雑なものになっているものと推定される。BWRの複雑なRPV下部構造における炉心物質の移行挙動の概略特性把握には複雑な界面変化と移行を機構論的に解くことのできるMPS法の適用が有効である。本研究では、MPS法による福島第一原子力発電所2号機、3号機のRPVアブレーション解析のために、令和元年度は剛体モデル、並列化、計算タイムステップ効率化手法を開発し、令和2年度はMPS法の圧力壁境界条件の改良、剛体計算の安定化、デブリベッドの溶融過程の解析コスト低減のための計算アルゴリズムの改良を行った。これらの改良により、RPV下部プレナムに堆積した固体デブリが溶融しながらリロケーション再配置する過程を様々なケースについて実用的な計算コストで感度解析できるようになった。また、2号機及び3号機の解析の結果、下部プレナムで冷え固まったデブリの性状(粒子状/塊状)や堆積分布(成層化の程度)は、その後のデブリベッド再昇温及び部分溶融に要する時間と溶融プール形成に大きく影響し、RPV下部ヘッドの破損挙動や燃料デブリの流出挙動に影響することが明らかになった。
鏡味 沙耶; 横山 立憲; 梅田 浩司*
JAEA-Testing 2021-001, 49 Pages, 2021/08
JAEA-Testing-2021-001.pdf:3.86MB
高レベル放射性廃棄物やTRU 廃棄物の地層処分において長期的な安全性を確保するために、地質環境の長期安定性を評価し、地質変動の将来予測をすることは重要である。特に、第四紀(約260万年前
)の地質イベントに対して年代を把握することは必要不可欠であり、その手法として放射年代測定が用いられることが多い。しかし、放射年代測定に供する地質試料が得られない場合もあり、それを補完する方法として、火山砕屑物(テフラ)を年代指標とした編年技術(テフロクロノロジー)が用いられることがある。テフロクロノロジーは、火山活動が活発な日本列島において特に有効な技術である。テフロクロノロジーでは、テフラの特徴を把握することが重要であり、その構成鉱物種や火山ガラスの形状、主要・微量元素の化学組成を得ることで起源(給源)の推定や広域に分布するテフラ同士の比較(対比)が可能となる。日本原子力研究開発機構東濃地科学センター土岐地球年代学研究所では、テフロクロノロジーに必要な化学組成分析の技術整備を実施しており、電子プローブマイクロアナライザを用いた火山ガラスの主要元素化学組成の分析手法に加え、レーザーアブレーション装置を試料導入系として備えた誘導結合プラズマ質量分析装置を用いた微量元素化学組成の分析手法を整備した。本稿では、その前処理及び測定手法について報告する。
根本 美穂*; 海老根 典也; 岡本 明子; 保坂 泰久*; 都築 克紀; 寺田 宏明; 早川 剛; 外川 織彦
JAEA-Technology 2021-013, 41 Pages, 2021/08
JAEA-Technology-2021-013.pdf:2.52MB
北朝鮮が地下核実験を実施した際には、原子力緊急時支援・研修センター(支援・研修センター)は、原子力規制庁からの要請に基づき、国による対応への支援活動として、原子力基礎工学研究センター(基礎工センター)の協力を得て、WSPEEDI-IIを用いて放射性物質の大気拡散予測計算を実施し、予測結果を原子力規制庁に提出する。本報告書は、北朝鮮地下核実験対応に特化するために基礎工センターで開発され、平成25年(2013年)2月から平成29年(2017年)9月までに実施された3回の地下核実験対応に使用されたWSPEEDI-II自動計算システムの支援・研修センターへの移管と整備について記述する。また、移管・整備した自動計算システムに関するその後の保守と運用について説明するとともに、北朝鮮地下核実験対応における今後の課題について記述する。
放射能濃度分析のための脱塩処理方法の確立(受託研究)小池 優子; 山田 椋平; 永岡 美佳; 中野 政尚; 小野 洋輔; 水津 祐一
JAEA-Technology 2021-011, 39 Pages, 2021/08
JAEA-Technology-2021-011.pdf:1.56MB
日本原燃株式会社のMOX燃料工場の分析済液処理設備では、その処理過程において全放射能濃度分析を妨害する塩が発生するおそれがある。そこで、日本原燃株式会社では固相抽出クロマトグラフィーを用いた脱塩処理方法を考案した。日本原子力研究開発機構は、日本原燃株式会社が考案した同方法を用いて処理液中の脱塩が可能であるかを確認する「全放射能濃度分析前処理操作確立に向けた試験研究」を同社から受託し、同試験を実施した。本試験では、「ステップ1 最適固相抽出剤選定試験」、「ステップ2 最適固相抽出剤ばらつき評価試験」及び「ステップ3 実廃液模擬試験」の3つのステップで実施した。ステップ1の結果により選定した、固相抽出剤(InertSepME-2)及び最適条件(マニホールドによる吸引方式(約5-10mL/min)、溶離液は3M硝酸、最適pHは5、価数調整操作は実施しない)により、ステップ2及びステップ3の試験を行った結果、日本原燃株式会社MOX燃料工場における分析済液処理工程の実廃液を模擬した試料において、7割以上の回収率が得られ、分析法の妥当性が確認できた。
伊奈川 潤; 北辻 章浩; 音部 治幹; 中田 正美; 高野 公秀; 秋江 拓志; 清水 修; 小室 迪泰; 大浦 博文*; 永井 勲*; et al.
JAEA-Technology 2021-001, 144 Pages, 2021/08
JAEA-Technology-2021-001.pdf:12.98MB
プルトニウム研究1棟では、施設廃止措置計画に従い管理区域解除に向けた準備作業を進めており、その一環として実施した施設内に貯蔵する全ての核燃料物質の搬出を、令和2年12月のプルトニウム等核燃料物質のBECKYへの運搬をもって完了させた。今後計画されている他施設の廃止措置に活かすため、一連の作業についてまとめ記録することとした。本報告書では、運搬準備から実際の運搬作業の段階まで、核燃料物質使用許可の変更申請のための保管室の臨界評価、運搬容器の新規製作と事業所登録、運搬計画の立案・準備作業及び運搬作業等に項目立てして詳細を記録した。
石丸 恒存; 國分 陽子; 島田 耕史; 島田 顕臣; 丹羽 正和; 渡邊 隆広; 末岡 茂; 横山 立憲; 藤田 奈津子; 小北 康弘; et al.
JAEA-Review 2021-012, 48 Pages, 2021/08
JAEA-Review-2021-012.pdf:1.64MB
本計画書では、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年度令和3年度)における令和3年度の研究開発計画を取りまとめた。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、これまでの研究開発成果、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、地層処分事業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する。
工務技術部
JAEA-Review 2021-011, 86 Pages, 2021/08
JAEA-Review-2021-011.pdf:5.35MB
工務技術部は、原子力科学研究所及びJ-PARC の水、電気、蒸気、排水等のユーティリティ施設、原子炉施設及び核燃料物質取扱施設内の特定施設(受変電設備、非常用電源設備、気体・液体廃棄設備、圧縮空気設備)並びに一般施設内の機械室設備の運転、保守管理を担っている。さらに、建物・設備の補修・改修工事及び点検・整備業務、電子装置及び機械装置の工作業務を行ってきた。本報告書は、令和元年度の工務技術部の業務実績の概況、主な管理データ及び技術開発の概要を記録したものであり、今後の業務の推進に役立てられることを期待する。
の化学挙動を考慮したRuの移行挙動解析吉田 一雄; 玉置 等史; 桧山 美奈*
JAEA-Research 2021-005, 25 Pages, 2021/08
JAEA-Research-2021-005.pdf:2.91MB
再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(Ru)の揮発性の化学種が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。課題解決に向け当該施設での蒸気凝縮を伴う環境でのRuの移行挙動に係る小規模実験のデータ分析の結果から気液界面でのRuの物質移行係数の相関式を導出した。この相関式を用いて実規模の仮想的な再処理施設を対象に施設内でのRuの移行挙動の模擬を試行した。解析では、窒素酸化物の化学挙動を解析するSCHERNコードにこの相関式を組み込み、施設内の熱流動解析で得られた条件を境界条件としてRuの定量的な移行挙動を模擬し、その有効性を確認した。
酒井 利啓; 石井 英一
JAEA-Data/Code 2021-009, 13 Pages, 2021/08
JAEA-Data-Code-2021-009.pdf:1.9MB
JAEA-Data-Code-2021-009-appendix(CD-ROM).zip:42.79MB
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構では、高レベル放射性廃棄物の地層処分のための技術基盤の整備と、深部地質環境に関する科学的知見を得ることを目的として、堆積岩を対象とした幌延深地層研究計画を北海道幌延町において進めている。本計画において2018年度までに構築された広域スケールの三次元地質構造モデルとその数値データは、2019年にJAEA-Data/Code 2019-007として取りまとめられた。本報告書では、その後に得られた地下施設周辺の稚内層浅部に関する知見を加え、幌延深地層研究センターを含む約6km四方の領域に対して地質構造モデルを更新した。
吉田 一雄; 玉置 等史; 桧山 美奈*
JAEA-Data/Code 2021-008, 35 Pages, 2021/08
JAEA-Data-Code-2021-008.pdf:3.68MB
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、再処理の過程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など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。この間、ルテニウムの揮発性化学種が硝酸-水混合蒸気とともに気相へ移行し、施設外へ放出される可能性がある。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NOガスが発生する。NOはルテニウムの施設内での移行挙動に影響することが実験的に確認されており、硝酸及び水が共存する環境では気液各相で複雑に化学変化することが知られている。そこで建屋区画内での熱流動条件を境界条件としてRuを含む各化学種の濃度変化を解析する計算プログラム: SCHERNの開発を進めている。本報は、SCHERN-V2として新たに整備した解析モデルを含め、当該プログラムが解析対象とする事故の概要、解析モデル、連立微分方程式、使い方等を説明する解説書である。
堀田 拓摩; 山岸 功; 永石 隆二; 柏谷 龍之介*
JAEA-Technology 2021-012, 34 Pages, 2021/07
JAEA-Technology-2021-012.pdf:2.1MBJAEA-Technology-2021-012(errata).pdf:0.14MB
東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所における多核種除去設備(Advanced Liquid Processing System; 以下「ALPS」という。)および増設多核種除去設備(Improved ALPS)の前処理設備から発生する炭酸塩沈殿物を主とする廃棄物(以下「炭酸塩スラリー」という。)は高性能容器(High Integrity Container; 以下「HIC」という。)に格納されている。このHIC内において、水の放射線分解により発生した水素ガスの炭酸塩スラリー内での保持および、それに伴う容積増加が原因と推定される上澄み水のHIC外部への漏えい事象(溢水)が発生した。この溢水の発生が確認された当時に保管されていた大部分のHICにおいて、外部への溢水は観察されていない。このことはHIC内炭酸塩スラリー自体の性状や気泡の保持特性の理解が溢水発生条件を明らかにする上で重要であることを示唆している。そこで本研究では、溢水したHIC内炭酸塩スラリーの組成を模擬した炭酸塩スラリーを作製し、その炭酸塩スラリーの非放射性条件下での性状および気泡の保持特性を明らかにすることを目的とした。まず、溢水が発生した炭酸塩スラリーの組成を模擬するために、溢水した炭酸塩スラリーが調製された当時のALPS運転条件を調査し、炭酸塩スラリーの主要元素であるマグネシウムとカルシウムの比率を変えた5つの原水を調製した。これら原水から炭酸塩等を沈殿させ、実機ALPSと同じクロスフローフィルタ方式を用いて模擬炭酸塩スラリーを作製した。次に、作製した炭酸塩スラリーの化学分析を実施した。また、沈降試験を実施して沈降層の密度(以下「沈降密度」という。)、降伏応力を測定した。最後に、沈降層への気泡注入試験を実施し、炭酸塩スラリー内部での気泡保持/放出特性について検討した。模擬炭酸塩スラリーは原水組成のカルシウム含有率が高いほど沈降密度が高くなることが分かった。そして、沈降密度が高い模擬炭酸塩スラリーでは沈降層の降伏応力が高く、注入した気泡を保持しやすい傾向が観察された。これらのことから、溢水したHIC内炭酸塩スラリーを模擬するためには原水組成に関する情報が重要であり、また、スラリー内での気泡の保持状況には炭酸塩スラリーの密度が影響を及ぼすことを明らかにした。
河内山 真美; 岡田 翔太; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2021-010, 61 Pages, 2021/07
JAEA-Technology-2021-010.pdf:3.56MBJAEA-Technology-2021-010(errata).pdf:0.75MB
原子炉施設の解体廃棄物の浅地中処分にあたっては、廃棄物中の放射能インベントリを評価することが必要である。本報では、JPDRの解体で発生した生体遮蔽コンクリートのうち炉心に近い部分について、浅地中処分のための放射能評価手法を検討するとともに、埋設処分の際の処分区分を判断するために、計算による放射能評価を行った。本計算では、中性子/光子輸送計算コードDORTと核種生成消滅計算コードORIGEN-Sを用いて放射化放射能計算を行い、対象コンクリートの放射能濃度を評価した。DORT計算ではJENDL-4.0から作成されたMATXSLIB-J40ファイルから断面積ライブラリを作成し、ORIEGN-Sでは、SCALE6.0付属の断面積ライブラリを用いた。評価した放射能濃度を過去の報告書における測定値と比較したところ、半径方向においては数倍程度高い場所があったものの全体的に傾向が一致しており、垂直方向においては大変よく一致することが確認できた。また、対象コンクリート廃棄物の平均放射能濃度Di(Bq/t)と浅地中処分で評価対象とされている140核種に対する基準線量相当濃度の試算値Ci(Bq/t)を比較評価した結果、対象コンクリート廃棄物は全体の約2%を除けばトレンチ処分が可能であると見通しが得られた。さらに、核種毎の相対重要度(Di/Ci)から、トレンチ処分における重要核種を予備的に選定した結果、H-3, C-14, Cl-36, Ca-41, Co-60, Sr-90, Eu-152, Cs-137の8核種を重要核種として選定した。
中山 雅
JAEA-Review 2021-009, 54 Pages, 2021/07
JAEA-Review-2021-009.pdf:5.02MB
幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施しているものである。令和3年度は、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示した研究課題である、実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、処分概念オプションの実証、地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証について、引き続き調査研究を行う。令和3年度に実施する主な調査研究は以下の通りである。「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」については、人工バリア性能確認試験において発熱の影響を無くした条件での試験に移行するとともに、人工バリアの試験体を取り出すための試験施工の解体調査を実施する。「処分概念オプションの実証」については、搬送定置・回収技術の実証として、地下環境におけるコンクリートの劣化に関する試験、分析を継続する。閉鎖技術の実証として、坑道及び周辺岩盤の長期変遷が安全評価に有意な影響を及ぼす条件の詳細化を図るとともに、プラグの施工性や性能確認のための工学規模試験や埋め戻し材と緩衝材との相互作用を検討するための室内試験等を継続する。「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」については、水圧擾乱試験の結果の解析を行うとともに、稚内層中の断層/割れ目の水理的不連結性に関する検討を継続する。地下水の流れが非常に遅い領域(以下、化石海水領域)を調査・評価する技術の高度化として、化石海水領域の三次元分布を確認するためのボーリング調査を実施する。
芳中 一行; 清水 和幸; 杉山 孝行
JAEA-Review 2021-008, 112 Pages, 2021/07
JAEA-Review-2021-008.pdf:5.99MB
2012年(平成24年)から2019年(令和元年)度にかけて、新規制基準の施行への対応、ISO9001の認証返上の対応などを通じ、それまで運用してきた品質保証システムを段階的に大きく見直した。品質保証システムの見直しにあたっては関連する基準・規格への要求事項を満足させることはもちろんのことであるが、それまでの運用状況を踏まえつつ、保安活動をどのようにしていくのが良いのか検討したうえで改善を図ることが重要である。本報告では、新規制基準への適合や、主に原子力発電所における安全確保を対象とした品質保証規程(JEAC4111)を再処理施設に適用する際の考え方(システム見直しの際の解釈)、見直しの背景、各見直しにあたって検討してきた事項等を業務報告としてまとめた。合わせて、今後の品質保証活動に際して留意すべき事項を整理した。留意すべき主な事項として、業務プロセスの確立にあたって他部署との関係及び責任の分岐点を明確にするとともにフロー図などを用いて各プロセスの順序と相互関係を明確にすること、意思決定プロセスに係る管理(インプット情報、判断基準(根拠)など)が重要になること、プロセスの監視・測定おいてはスケジュールの観点のみでなく「施設・設備の状況」、「法令要求等の遵守状況」、「プロセス改善(修正)の必要性」の観点が必要であること、文書化においては既存のシステムと整合させ上位文書との関連付けを明確にしておく必要があることを挙げている。