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江口 祥平; 中野 寛子; 大塚 紀彰; 西方 香緒里; 永田 寛; 井手 広史; 楠 剛
JAEA-Review 2019-012, 22 Pages, 2019/10
JAEA-Review-2019-012.pdf:3.37MB
材料試験炉部では、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来の照射利用拡大、並びに国内の原子力人材の育成及び確保を目的とし、国内外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践型の実務研修を実施している。2018年度の研修は、科学技術振興機構の日本・アジア青少年サイエンス交流事業「さくらサイエンスプラン」に採択され、アジア地域の6か国から11名の若手研究者・技術者が参加し、2018年7月31日から8月7日までの期間で実施した。今回の研修では、原子力エネルギー、照射試験、原子炉の核特性、原子炉施設の安全管理等に関する講義を行うとともに、シミュレータを用いた運転等の実習やJMTR等の施設見学を行った。本報告書は、2018年度に実施した研修についてまとめたものである。
バックエンド技術部
JAEA-Review 2019-011, 91 Pages, 2019/10
JAEA-Review-2019-011.pdf:5.25MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2017年度(2017年4月1日から2018年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。
2018年度尾上 博則; 竹内 竜史
JAEA-Data/Code 2019-009, 22 Pages, 2019/10
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「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(地層科学研究)の一環として、岐阜県瑞浪市において結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。この計画は、「地表からの調査予測研究段階(第1段階)」、「研究坑道の掘削を伴う研究段階(第2段階)」、「研究坑道を利用した研究段階(第3段階)」の3段階からなる。研究所用地における第1段階の調査研究は、2002年度から2004年度まで実施され、2004年度からは第2段階の調査研究が、2010年度からは第3段階の調査研究が開始されている。研究坑道内に湧出する地下水については、超深地層研究所計画の「研究坑道の掘削を伴う研究段階(第2段階)」における岩盤の水理に関する調査研究の一環として計測体制が整備されて計測を開始し、「研究坑道を利用した研究段階(第3段階)」においても、湧水量計測を継続している。本データ集は、20162018年度に実施した研究坑道内での湧水量計測で取得したデータを取りまとめたものである。
原賀 智子; 下村 祐介; 水飼 秋菜; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2019-004, 48 Pages, 2019/10
JAEA-Data-Code-2019-004.pdf:4.67MB
日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する研究施設等廃棄物は、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に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJRR-2及びJRR-3から発生した放射性廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成28年度から29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。
麻生 智一; 達本 衡輝*; 大都 起一*; 川上 善彦*; 小守 慎司*; 武藤 秀生*; 高田 弘
JAEA-Technology 2019-013, 77 Pages, 2019/09
JAEA-Technology-2019-013.pdf:5.59MB
大強度陽子加速器施設(J-PARC)物質・生命科学実験施設において1MWの陽子ビームで駆動する核破砕中性子源では、水銀ターゲットで発生した高速中性子を冷中性子に冷却するために、液体水素(1.5MPa, 20K以下)を3基のモデレータに供給し、そこで発生する核発熱(3.8kW)を強制方式で冷却する低温水素システムを備えている。この低温水素システムでは、核発熱に伴う系内の圧力変動を低減するためにベローズ構造で圧力を吸収するアキュムレータを採用していることが特徴である。しかしながら、初期に使用したベローズで不具合が生じたため、高耐圧, 長寿命のアキュムレータが必要となった。厚肉プレートによる高耐圧性を有する溶接ベローズ(内ベローズ)の要素技術開発を行い、最適条件を見出すことができた。内ベローズの試作機を製作し、2MPaの圧力印加を繰り返す耐久試験により、設計寿命(1万回以上)を満たすことを確認した。また、その製作法による内ベローズを導入したアキュムレータの組立時、溶接歪等によって内ベローズの機能性や寿命に影響しないように、水平・垂直度を0.1
以内に抑えた。改良したアキュムレータは既に約25,000時間(繰り返し伸縮約16,000回(運転中40mm伸縮の設計寿命は50万回))の運転を実現できており、2019年1月現在、500kWビーム出力で運転中である。2018年7月には932kWビーム入射した運転を行い、アキュムレータの圧力変動抑制機能が設計どおりの性能を有することを確認し、今後の高出力において安定運転ができる見通しを得た。
小野 正人; 小澤 太教; 藤本 望*
JAEA-Technology 2019-012, 15 Pages, 2019/09
JAEA-Technology-2019-012.pdf:2.83MB
HTTRでは、原子炉の起動及び広領域中性子検出器の計数率の確認を目的として、起動用中性子源
Cfを用いているが、半減期が約2.6年と短いことから適切な時期に交換する必要がある。交換時期の推定には、広領域中性子検出器の「WRM計数率低」の警報発報を防ぐために、半減期のみならず、ゆらぎを考慮する必要がある。このため、広領域中性子検出器の計数率と標準偏差の関係式等から計数率の最小値を予測する手法を考案した。本手法を用いて広領域中性子検出器の計数率の変化を予測した結果、計数率が3.0cpsに低下するのが2022年、1.5cpsに低下するのが2024年となり、2024年までに交換を完了する必要があることが明らかとなった。
石丸 恒存; 尾方 伸久; 花室 孝広; 島田 顕臣; 國分 陽子; 浅森 浩一; 丹羽 正和; 島田 耕史; 渡邊 隆広; 末岡 茂; et al.
JAEA-Review 2019-010, 46 Pages, 2019/09
JAEA-Review-2019-010.pdf:2.45MB
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年度令和3年度)における令和元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。
原子力人材育成センター
JAEA-Review 2019-009, 65 Pages, 2019/09
JAEA-Review-2019-009.pdf:5.56MB
本報告書は、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平成29年度の活動をまとめたものである。
吉川 信治
JAEA-Research 2019-004, 32 Pages, 2019/09
JAEA-Research-2019-004.pdf:2.77MB
福島第一原子力発電所3号機の事故時に計測された圧力容器(RPV)及び格納容器(PCV)の圧力変化を再現する水蒸気と水素の発生履歴、及びRPVからの気相漏洩規模を、熱流力解析コードGOTHICを用いて逆算定した。解析した期間は、炉内の水位が燃料有効部頂部(TAF)に到達してから、原子炉自動減圧システム(ADS)が作動して圧力容器(RPV)圧力が減少し始めるまでである。3月13日6:30頃以降ADS作動までのRPVとPCVの圧力挙動からこの間RPVからPCVへの漏洩があったと考えられるが、この漏洩経路と漏洩面積を複数のシナリオについて評価したところ、漏洩面積は高々1cm
程度と評価された。この面積は開状態のSRVの流路断面積に比べて大幅に小さく、ADS作動後の主な蒸気の流れはSRVから圧力抑制室(S/C)を経由したものであったと推定される。
永井 崇之; 捧 賢一; 岡本 芳浩; 塩飽 秀啓; 山岸 弘奈*; 太田 俊明*; 猪瀬 毅彦*; 佐藤 誠一*; 畠山 清司*; 高橋 友恵*; et al.
JAEA-Research 2019-003, 94 Pages, 2019/09
JAEA-Research-2019-003.pdf:7.92MB
廃棄物ガラス中のガラス成分や廃棄物成分の局所構造は、固化体の化学組成によって変化する。本研究は、リン又はバナジウムを添加したホウケイ酸ガラスと模擬廃液から模擬廃棄物ガラス試料を作製し、廃棄物濃度によるガラス成分の軽元素や廃棄物成分の希土類元素等の化学状態及び局所構造をXAFS測定により評価した。
佐俣 洋一; 岩田 樹哉*; 石井 英一
JAEA-Data/Code 2019-008, 19 Pages, 2019/09
JAEA-Data-Code-2019-008.pdf:2.82MB
JAEA-Data-Code-2019-008-appendix(CD-ROM).zip:1.38MB
幌延深地層研究計画においては、地下施設周辺のボーリング孔に設置した水圧モニタリング装置を用いて地下施設建設が水圧に及ぼす影響を観測している。PB-V01孔では、2008年10月から水圧観測を開始したが、現在では当時と比較して水圧が最大3MPa程度低下している。本報では、この水圧低下が岩盤の透水性に与える影響を評価するために、同孔内に設置された長期水圧モニタリング装置を用いた原位置透水試験を実施した結果を取りまとめた。
酒井 利啓; 松岡 稔幸
JAEA-Data/Code 2019-007, 29 Pages, 2019/09
JAEA-Data-Code-2019-007.pdf:53.07MBJAEA-Data-Code-2019-007-appendix(CD-ROM).zip:340.04MB
日本原子力研究開発機構では、堆積岩を対象とした深地層の研究施設計画を北海道幌延町において進めている。本データ集は、幌延深地層研究センターが導入した三次元地質構造モデル化ソフトウェア(Vulcan
: Maptek社)を用いて構築し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を取りまとめたものである。
野上 利信; 星野 雅人; 徳永 博昭*; 堀越 秀彦*
JAEA-Review 2019-004, 116 Pages, 2019/08
JAEA-Review-2019-004.pdf:6.89MB
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29年4月から30年1月までに収集したアンケート等の意見(回答者3,842人)について統計分析の結果を報告する。
長尾 郁弥; 新里 忠史; 佐々木 祥人; 伊藤 聡美; 渡辺 貴善; 土肥 輝美; 中西 貴宏; 佐久間 一幸; 萩原 大樹; 舟木 泰智; et al.
JAEA-Research 2019-002, 235 Pages, 2019/08
JAEA-Research-2019-002.pdf:21.04MB
2011年3月11日に発生した太平洋三陸沖を震源とするマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震とそれに伴って発生した津波により、東京電力福島第一原子力発電所の事故が発生し、その結果、環境中へ大量の放射性物質が放出され、その大部分が森林に沈着している。これに対し、面積が広大であり大量の除去土壌等が生じる、多面的な森林の機能が損なわれる可能性があるなどの問題があり、生活圏近傍を除き、汚染された森林の具体的な除染計画はない。そのため、未除染の森林から放射性セシウムが流出し、既に除染された生活圏に流入することに対する懸念があり、避難住民の帰還や産業再開の妨げとなる可能性があった。原子力機構では、環境中に放出された放射性物質、特に放射性セシウムの移動挙動に関する「長期環境動態研究」を2012年11月より実施している。この目的は、自治体の施策立案を科学的側面から補助する、住民の環境安全に関する不安を低減し、帰還や産業再開を促進するといった点にある。本報告書は、原子力機構が福島県で実施した環境動態研究におけるこれまでの研究成果について取りまとめたものである。
尾上 博則; 木村 仁*
JAEA-Research 2019-001, 57 Pages, 2019/08
JAEA-Research-2019-001.pdf:10.03MB
本研究では、再冠水試験や坑道埋め戻しによって坑道周辺の地下水の水圧や水質変化に与える影響を確認するための予測解析を行った。再冠水試験の予測解析では、坑道の冠水条件の違いに着目した解析を実施した。その結果、再冠水試験の計画立案に有益な情報として、坑道の冠水速度による周辺岩盤の地下水環境の変化の違いを定量的に確認することができた。また、坑道埋め戻しの予測解析では、坑道の埋め戻し材の透水性の違いに着目した解析を実施した。その結果、坑道埋め戻し後10年程度の地下水圧および塩化物イオン濃度の変化を推定することができた。また、周辺岩盤と比べて高い透水性の埋め戻し材を用いる場合には、坑道内部が地下水の移行経路となり地下深部の塩化物イオン濃度の高い地下水が引き上げられることが示された。
核燃料・バックエンド研究開発部門
JAEA-Evaluation 2019-006, 122 Pages, 2019/08
JAEA-Evaluation-2019-006.pdf:8.35MB
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)」及び「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針(平成29年4月1日文部科学大臣最終改定)」、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成30年3月29日改正)等に基づき、「核燃料物質の再処理に関する技術開発(ガラス固化技術)」、「原子力施設の廃止措置及び関連する技術開発」及び「放射性廃棄物処理処分及び関連する技術開発」に関する中間評価を研究開発・評価委員会(バックエンド対策研究開発・評価委員会)に諮問した。これを受けて、バックエンド対策研究開発・評価委員会は、委員会にて評価方法を定め、「研究開発の進捗状況の妥当性」、「情勢変化に対応した研究開発の目的・目標・進め方など」、「効果・効用(アウトカム)の暫定的確認」の観点から中間評価を行い、妥当であると評価した。
平成30年度)(共同研究)河野 勝*; 葉山 和則*; 松井 裕哉; 尾崎 裕介
JAEA-Technology 2019-011, 35 Pages, 2019/07
JAEA-Technology-2019-011.pdf:2.65MB
本共同研究では、東京測器研究所の光ファイバ式ひび割れ検知センサが、数十年間の長期的な安全確保技術として有効に機能しうるかに関する検証を行うことを主目的として、平成22年度(2010年度)から平成26年度(2014年度)まで実施していた東京測器研究所との共同研究を継続し、瑞浪超深地層研究所において、原位置での長期耐久性試験を実施した。この試験の結果、光ファイバ式ひび割れ検知センサシステムに関する地下坑道内での長期計測システムとしての適用性やその維持管理方法を実証的に確認したと同時に、今後の課題も明らかにした。
小川 益郎*
JAEA-Technology 2019-010, 22 Pages, 2019/07
JAEA-Technology-2019-010.pdf:1.5MB
円管内流れは、流れが実際に遷移し、遷移流が間欠性を示すにもかかわらず、あらゆる小さな外乱に対して線形的に安定である。このことは、流体力学ではまだ解決されていない大きな課題の一つである。そこで、著者は、これまで誰も気がつかず認識してこなかった事実を初めて指摘する。この事実というのは、「円管内の流れは、流れの剥離によって、円管入り口付近に形成される剥離泡から放出された渦のために層流から遷移し、そして渦放出が間欠的であるために遷移流が間欠性を示す。」というものである。この事実は、円管の入口形状が遷移レイノルズ数に大きく影響することや、第3の遷移現象に分類されている外側円筒が支配的に回転する同心二重円筒間の流れが円管内の遷移流れと同様に流れの剥離によって間欠性を示すといった、多くの実験結果によって裏付けられている。本研究によって、高温ガス冷却炉の熱流体設計において最も重要な課題の一つである熱伝達促進のために、急縮小型の入口形状が遷移開始レイノルズ数をできる限り小さくできることを明らかにした。
酒井 健二; 大林 寛生; 斎藤 滋; 佐々 敏信; 菅原 隆徳; 渡邊 聡彦*
JAEA-Technology 2019-009, 18 Pages, 2019/07
JAEA-Technology-2019-009.pdf:2.34MB
大強度陽子加速器施設(J-PARC)では、加速器駆動システム(ADS)による 核変換技術に関する基礎的な研究を行う核変換実験施設(TEF)の建設を計画している。その中のADSターゲット試験施設(TEF-T)では、鉛・ビスマス共晶(LBE)ターゲットに陽子ビームを照射することで、ADS独自の構成要素に関するシステム技術を研究開発する。TEF-Tでは、施設全体の安全かつ円滑な運転を実現するために全体制御システム(GCS)を構築する。GCSは、その役割に応じて、ネットワーク系(LAN), 統括制御系(ICS), 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。特にICSは施設全体の包括的な運転制御から運転データの収集・蓄積・配信までGCSの中心的な役割を担う。我々はICSのプロトタイプ機を開発して、通信速度・容量、運転操作性・安定動作などの性能を具体的に評価し、ICSの実機設計に反映させることにした。本報ではICSプロトタイプ機の製作と、そのLBEターゲット技術開発装置への応用について報告する。
石塚 悦男; 松中 一朗*; 石田 大樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 近藤 篤*; et al.
JAEA-Technology 2019-008, 12 Pages, 2019/07
JAEA-Technology-2019-008.pdf:2.37MB
2018年度の夏期休暇実習として、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た。この結果、熱出力2MWで約30年、3MWで約25年、4MWで約18年、5MWで約15年の運転が可能であるこが明らかとなった。また、熱的な予備検討として、自然循環冷却かつ可動機器のない発電システムを有する原子力電池のイメージを提案した。今後は、次年度の夏期休暇実習として更に検討を進め、原子力電池の成立性について検討する予定である。