検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~   年
検索結果: 22156 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

STACY(定常臨界実験装置)施設の更新に係るモックアップ試験(給排水システムの性能確認)

関 真和; 前川 知之; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

JAEA-Technology 2017-038, 52 Pages, 2018/03

JAEA-Technology-2017-038.pdf:4.6MB

日本原子力研究開発機構では、溶液燃料を用いるSTACY(定常臨界実験装置)施設を「棒状燃料と軽水減速材を用いる熱中性子炉用臨界実験装置(STACY更新炉)」に更新する計画を進めている。これまでのSTACYは、炉心タンクへ供給する溶液燃料の体積を調整する液位制御方式を採用していたが、STACY更新炉は、炉心タンクへ減速材の給水量を調整する水位制御方式を採用する。この水位制御について、これまでに行った基本設計の妥当性を検証するため、実機とほぼ同一構造の設備・機器を用いた給排水系モックアップ試験装置を製作した。モックアップ試験では、最大給水流量の制限、給水流量の調整、給水停止等の性能確認を行った。本書では、STACY更新炉給排水系のモックアップ試験の結果について報告する。

報告書

分析・研究施設第1期施設設計報告書

市村 隆人; 高橋 育; 岩佐 薫; 野澤 芳彦

JAEA-Technology 2017-037, 322 Pages, 2018/03

JAEA-Technology-2017-037.pdf:71.36MB

大熊分析・研究センターの施設整備は、福島第一原子力発電所の廃止措置を推進するため、国の定めるロードマップに従い、第1期施設と第2期施設に区分して整備を進めているところである。第1期施設として、放射線量が低・中線量の廃棄物(ガレキ, 伐採木(焼却灰)、解体廃棄物等)の分析を行う「第1棟」、分析・研究施設の管理施設となる「施設管理棟」、敷地造成・外構及び屋外ユーティリティ等の実施設計を行った。工事に際しての被ばく防護、汚染防止の他に、施設供用開始後の滞在者の屋外汚染線源からの被ばく低減、分析結果の信頼を目指した遮へい及び外気流入抑制・防止等を意図して設計している。また、林地開発変更申請をはじめとする官庁協議、内装設備との設計条件調整、福島第一原子力発電所インフラ設備との取合い調整、特定原子力施設としての実施計画書変更許可申請等に関する関係者との調整を行い、設計を推進した。本報告書は、実施設計成果図書を補足するものとして、仕様の決定経緯、根拠等をまとめたものである。本報告書以降に実施する第1期施設の工事及び第2期施設については、別途取りまとめて報告する予定である。

報告書

ウランと環境研究プラットフォーム構想; ウランと環境研究懇話会

中山 卓也; 八木 直人; 佐藤 和彦; 日野田 晋吾; 中桐 俊男; 森本 靖之; 梅澤 克洋; 杉杖 典岳

JAEA-Review 2018-005, 163 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2018-005.pdf:72.95MB

人形峠環境技術センターでは、2016年12月21日に、今後の事業計画案として「ウランと環境研究プラットフォーム」構想を公表した。この構想は人形峠環境技術センターの施設の廃止措置を着実に進めるために必要な、ウランと環境をテーマとした研究開発を通じ、地域・国際社会への貢献を目指すものである。この構想を進めるにあたって、研究開発活動の効率化・活性化、研究活動を通じた地域共生、研究活動の安全・安心等の視点から、立地地域住民および外部の専門家等による、事業計画案への意見・提言を頂き、研究開発の信頼性・透明性を確保するため、「ウランと環境研究懇話会」を設置した。「ウランと環境研究懇話会」は、2017年6月から12月にかけて、5回開催し、「ウランと環境研究懇話会としての認識のまとめ」が取りまとめられた。また、この懇話会で頂いた意見・提言を「ウランと環境研究懇話会での意見・提言等の概要」として取りまとめられた。

報告書

地下水管理技術の開発; 報告書

弥富 洋介; 見掛 信一郎; 松井 裕哉

JAEA-Review 2018-004, 42 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2018-004.pdf:4.71MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターの瑞浪超深地層研究所(以下、研究所)では、研究所の研究坑道内に湧出した地下水(湧水)には天然の状態でふっ素, ほう素が含まれており、地上の排水処理設備において放流先河川の環境基準が達成できるようにこれらを除去した後に河川に放流している。また、近年、公共工事において自然由来の重金属等を含む土壌や湧水が発生し、その対策が求められている。このため、排水処理も含めた地下水管理技術は、大規模地下施設の建設や維持管理におけるコスト低減の観点で重要な課題の一つである。このため、「地下水管理技術の開発」として、排水処理等に関する最新の技術的知見を調査し、研究所の湧水処理への適用可能性について考察するとともに、自然由来の地下水汚染や土壌汚染の対策事例を取りまとめた。その結果、環境基準まで除去可能な処理技術は、ふっ素は吸着法や共沈法、ほう素は吸着法であることを確認した。しかし、研究所の湧水は天然の地下水を主体としているものの、掘削工事による浮遊状粒子物質(SS)の発生や坑道安定化のためにセメントを使用しているとともに、地下水中のふっ素とほう素の濃度の違いにより除去率が異なる等、一般的な工業排水等の処理と異なる点があるため、研究所の現行の湧水処理方法である、前工程として凝集沈殿処理によるふっ素及びSSの除去やpH調整後に、ほう素を吸着法により除去する方法は適切であると判断された。

報告書

幌延深地層研究センターゆめ地創館を活用したリスク・コミュニケーションについて; 2016年度

野上 利信; 星野 雅人; 徳永 博昭*; 堀越 秀彦*; 川畑 一樹*

JAEA-Review 2018-003, 151 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2018-003.pdf:3.9MB

幌延深地層研究センターは、深地層研究のための地下坑道等の研究施設、またその研究内容を解説するための施設と研究者が揃っており、敷地内には、実際の人工バリアを実規模で体感できる工学研究施設もあり、高レベル放射性廃棄物の地層処分について詳しく知るための国内最高の環境を有する施設である。これらの優位性を生かし、来場する国民各層を対象として高レベル放射性廃棄物に対する漠然とした疑問、不安などの意見について、アンケート等を活用した広聴を行っている。今回、平成28年4月から11月までに収集したアンケート等の意見(回答者2,795人)について統計分析の結果を報告する。

報告書

J-PARCワークショップ「Deuterated Materials Enhancing Neutron Science for Structural Function Applications」の報告; 2017年10月19日$$sim$$20日,いばらき量子ビーム研究センター

阿久津 和宏*; 安達 基泰; 川北 至信

JAEA-Review 2018-002, 36 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2018-002.pdf:4.67MB

J-PARC MLFでは安定した大強度パルス中性子の供給が実施されており、現在までに数多くの中性子線を用いた先導的な研究、特に化学・生命の中性子研究においては中性子線が水素に敏感である性質を活用した研究が展開されている。特定の位置の水素又は有機分子の水素をその同位体である重水素でラベル化する手法は、部分選択的構造解析、水素の非干渉性散乱に由来するバックグラウンドの低減、従来では見えない構造を可視化するなど多くの利点があり、中性子研究を更に高度なものへと昇華する手法として重要な役割を担っている。そこで、わが国の中性子科学の発展に寄与することを目指して、2017年10月19日-20日に 国際ワークショップ「Deuterated Materials Enhancing Neutron Science for Structure Function Applications」がJ-PARC Workshopとして開催された。このワークショップでは、重水素ラベル化技術及びそれらを中性子科学研究に利用している国内外の研究者が一堂に会し、重水素化実験手法、最新の中性子科学研究成果及びその動向について多方面より議論した。本レポートは、オーガナイザーによるワークショップの報告である。

報告書

平成28年度工務技術部年報

工務技術部

JAEA-Review 2018-001, 117 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2018-001.pdf:10.05MB

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、平成28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。

報告書

捨石たい積場周辺環境の監視測定結果(平成28年度); 鳥取県内

小野 高行; 川崎 悟; 石森 有; 安藤 正樹

JAEA-Review 2017-044, 13 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-044.pdf:1.17MB

人形峠環境技術センターでは、良好な自然環境の確保等を目的として岡山県・鳥取県と締結した環境保全協定に従って、センターやウラン鉱山跡の捨石たい積場周辺等の環境監視測定を実施している。これらの監視測定結果は、各々の県に定期的に報告するとともに、専門家で構成される岡山県環境放射線等測定技術委員会(岡山県)や鳥取県放射能調査専門家会議(鳥取県)において審議され、異常は見られないことが確認された。本資料は鳥取県に報告し、鳥取県放射能調査専門家会議において評価を受けた平成28年度の捨石たい積場周辺の環境監視結果についてまとめたものである。

報告書

人形峠周辺環境の監視測定結果(平成28年度); 岡山県内

小野 高行; 川崎 悟; 石森 有; 安藤 正樹

JAEA-Review 2017-043, 39 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-043.pdf:1.92MB

人形峠環境技術センターでは、良好な自然環境の確保等を目的として岡山県・鳥取県と締結した環境保全協定に従って、センターやウラン鉱山跡の捨石たい積場周辺の環境監視測定を実施している。また、回収ウラン転換実用化試験(平成6年~平成11年)に伴ってセンター周辺でのプルトニウムについての環境測定も実施している。これらの監視測定結果は、各々の県に定期的に報告するとともに、専門家で構成される岡山県環境放射線等測定技術委員会(岡山県)や鳥取県放射能調査専門家会議(鳥取県)において審議・評価を受けている。本資料は岡山県に報告し、岡山県環境放射線等測定技術委員会において評価を受けた平成28年度の環境監視測定結果についてまとめたものである。

報告書

「平成29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*; 弥富 洋介; 濱 克宏

JAEA-Review 2017-042, 61 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-042.pdf:14.42MB

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、平成29年10月31日に岐阜県瑞浪市で開催した「平成29年度 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。

報告書

アニュアルレポート「原子力機構2017」環境報告関連データのまとめ

安全・核セキュリティ統括部 安全・環境課

JAEA-Review 2017-041, 187 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-041.pdf:6.44MB

日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)は、2016年度の原子力機構の活動を総合的に報告するレポートであるアニュアルレポート「原子力機構2017」を作成した。その中で2016年度の環境配慮活動について取りまとめた結果を掲載しており、この環境配慮活動報告の部分は「環境情報の提供の促進等による特定事業者等の環境に配慮した事業活動の促進に関する法律」に基づき2017年9月にホームページで公表した。本報告書は、環境報告の信頼性を高めるためにその情報の検証可能性を確保し、また、原子力機構における環境配慮活動の取組を推進する手段として、アニュアルレポート「原子力機構2017」に掲載した環境報告の部分とその追加情報に記載した環境関連情報の根拠となる2016年度の環境報告関連データと、他のさまざまな環境配慮活動の関連情報を取りまとめたものである。

報告書

福島の環境回復に係る包括的評価システムの整備に向けた取り組み

齊藤 宏; 野澤 隆; 武宮 博; 関 暁之; 松原 武史; 斎藤 公明; 北村 哲浩

JAEA-Review 2017-040, 34 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-040.pdf:9.52MB

平成23年3月11日に福島第一原子力発電所の事故が発生し環境中へ大量の放射性物質が放出された。これらは自然の駆動力によって移動、生活圏に到達し健康等に影響を及ぼす可能性が懸念されており、事故状況の把握や影響評価や対策のため調査研究が多く行われている。原子力機構は、取得データと関係省庁等が取得した公開データを収集・整理し「環境モニタリングデータベース」として公開している。また、これらデータ及び既存または開発した計算コードを用いて「統合解析支援環境」の中で事故後の状況再現や将来予測のため解析を行っている。また、これら知見は他研究機関の成果とあわせ「環境回復知識ベース」として一般の方々が理解できるよう公開ウェブサイトにQ&A方式で公開している。これら三要素を包含し「福島の環境回復に係る包括的評価システム」と呼ぶ。これらは本来は相互に関連し一システムとして機能すべきところ、現状では独立して機能している。また、十分にオープンで理解しやすい形で外部に発信されているとは言えない。そこで、データや成果に対しより理解を深めることができ求める情報に容易にたどり着けるよう、当システム全体及び各要素の整備を行っていく。

報告書

青森研究開発センターむつ事務所施設管理課業務報告; 平成26年度、平成27年度

桑原 潤; 及川 敦; 青山 正樹

JAEA-Review 2017-039, 73 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-039.pdf:5.16MB

青森研究開発センターむつ事務所施設管理課(以下「施設管理課」という。)は、原子力第1船原子炉施設の運転・維持管理及び廃止措置並びに少量核燃料物質使用施設の液体廃棄施設、固体廃棄施設の運転・維持管理業務を実施していた。現在は2016年の組織統合により青森研究開発センター施設工務課となり、引き続き業務を実施している。本報告は、施設管理課における平成26年度及び平成27年度の業務実績を取りまとめたものである。

報告書

燃料研究棟汚染事故における樹脂製の袋の破裂原因調査報告; 有機物の放射線分解によるガス発生と内圧上昇について

燃料研究棟汚染事故に関する原因究明チーム

JAEA-Review 2017-038, 83 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-038.pdf:11.37MB

2017年6月に燃料研究棟で発生したプルトニウムによる汚染・内部被ばく事故では、核燃料物質を収納した貯蔵容器の蓋をフード内で開封した際に内部の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂し、ウランとプルトニウムの一部が実験室内に飛散するとともに作業員の内部被ばくに至った。事故発生後に組織された原因究明チームは、貯蔵容器内部のPVCバッグ内圧が上昇して破裂に至った原因を明らかにするため、当該貯蔵容器内容物に関する情報を、帳票類及び聞き取りによる調査、内容物の観察・分析によって収集した。さらに、有機物の放射線分解によるガス発生やPVCバッグの放射線劣化と破裂現象に関する検証試験を行い、必要なデータを取得した。これらをもとにフォルトツリー解析を行い、各種要因を定量的に評価した結果、内圧上昇の主原因がエポキシ樹脂の$$alpha$$線分解によるガス発生であることを特定した。本調査報告で述べるガス発生量や内圧上昇推移の評価手法は、他施設での核燃料物質の貯蔵に際しても大いに参考となるものであり、活用されることを期待する。

報告書

平成28年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 藤田 博喜; 永岡 美佳; 井上 和美; 小池 優子; 吉井 秀樹*; 檜山 佳典*; 大谷 和義*; 菊地 政昭*; 坂内 信行*; et al.

JAEA-Review 2017-037, 119 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-037.pdf:2.58MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成28年4月1日から平成29年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

報告書

原子力科学研究所等の放射線管理; 2016年度

原子力科学研究所 放射線管理部; 青森研究開発センター むつ事務所 保安管理課

JAEA-Review 2017-036, 133 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-036.pdf:4.72MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構の原子力科学研究部門原子力科学研究所、播磨事務所及び青森研究開発センターにおける放射線管理に関する2016年度の活動をまとめたものである。

報告書

原子炉材料の炉内における劣化現象に関する研究(学位論文)

柴田 晃

JAEA-Review 2017-035, 184 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-035.pdf:21.07MB

原子炉の利用を考える上で原子炉の炉内の高温高圧の水環境や中性子を含む放射線の重照射などに由来する材料の劣化は避けて通れない問題である。現在の社会情勢下では建設したプラントを長期に使用する事となり、プラントを構成する材料の経年劣化という問題も生じてくる。また、近年では、核燃料のウラン濃縮度を高めて燃料取り出し時における燃焼度を高くする、高燃焼度化が進められており、運転サイクルの長期化が進み、原子炉材料に掛かる負担もより過酷なものとなっている。原子力発電を続けて行く上で重要な、材料の劣化現象及びその評価試験技術の高度化について研究を行った。燃料被覆材として用いられるジルカロイ-4とM5について高温高圧水ループを用いて模擬PWR環境下で腐食試験を行い、酸化皮膜の形成について電気化学インピーダンス観察により比較し、また、その酸化皮膜の機械的特性ついてナノインデンテーションとFEMを組み合わせた手法より比較を行った。また、原子炉構造材として広く使われているステンレス鋼に関し、ステンレス鋼製の炉内照射キャプセルの長期照射におけるIASCC感受性を含む材料健全性の評価を行った。

報告書

J-PARC安全管理年報; 2016年度

J-PARCセンター 安全ディビジョン 放射線安全セクション

JAEA-Review 2017-033, 150 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-033.pdf:12.05MB

本報告書は、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の安全管理(放射線安全及び一般安全)について2016年度の活動をとりまとめたものである。放射線管理については、施設及び周辺環境の放射線管理、個人線量の管理、放射線安全管理設備の維持・管理等の業務の概要、その他の関連業務について記述した。一般安全については、検討会及び各種専門部会、安全衛生会議、教育・講習会、訓練、さらに安全巡視等について記述している。また、安全文化醸成活動、及び、安全管理業務に関連して行った技術開発・研究についても、章を分けて記述した。

報告書

SWAT4.0を用いたBWR燃料の照射後試験解析

菊地 丈夫; 多田 健一; 崎野 孝夫; 須山 賢也

JAEA-Research 2017-021, 56 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-021.pdf:2.15MB

東京電力福島第一原子力発電所事故の対策において、燃料デブリの臨界管理は最も重要な研究課題の一つである。現在の我が国の使用済燃料の臨界管理では、新燃料の組成を仮定している。この仮定を燃料デブリに適用した場合、燃料デブリ中の含水を考慮し、Gdなどの中性子吸収材を含まない体系においては、多くの条件において実効増倍率が1.0を超える可能性がある。そのため、燃焼度クレジットの適用が現在検討されている。燃焼度クレジットを燃料デブリの臨界管理に適用するためには、使用済燃料の同位体組成の計算精度と同位体組成の測定値と解析値の差異が実効増倍率に与える影響について検証する必要がある。原子力機構では使用済燃料の同位体組成の参照解を得ることを目的として燃焼計算コードSWAT4.0を開発した。SWAT4.0の計算精度を検証するため、東京電力福島第二原子力発電所2号機の8$$times$$8BWR燃料集合体(2F2DN23)のPIE解析を実施した。

報告書

原子炉圧力容器鋼における高温予荷重(WPS)効果確認試験(受託研究)

知見 康弘; 岩田 景子; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 吉本 賢太郎*; 村上 毅*; 塙 悟史; 西山 裕孝

JAEA-Research 2017-018, 122 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-018.pdf:44.03MB

原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(Pressurized Thermal Shock: PTS)事象に対する構造健全性評価に与える影響項目の一つである高温予荷重(Warm Pre-stress: WPS)効果は、高温時に予め荷重を受けた場合に、冷却中の荷重減少過程では破壊が生じず、低温での再負荷時の破壊靱性が見かけ上増加する現象である。WPS効果については、主として弾性データによって再負荷時の見かけの破壊靱性を予測するための工学的評価モデルが提案されているが、試験片の寸法効果や表面亀裂に対して必要となる弾塑性評価は考慮されていない。本研究では、実機におけるPTS時の過渡事象を模擬した荷重-温度履歴を与える試験(WPS効果確認試験)を行い、WPS効果に対する試験片寸法や荷重-温度履歴の影響を確認するとともに、工学的評価モデルの検証を行った。再負荷時の見かけの破壊靭性について、予荷重時の塑性の程度が高くなると試験結果は工学的評価モデルによる予測結果を下回る傾向が見られた。比較的高い予荷重条件に対しては、塑性成分等を考慮することにより工学的評価モデルの高精度化が可能となる見通しが得られた。

22156 件中 1件目~20件目を表示