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坂下 耕一; 石井 直之; 木島 惇; 青柳 義孝; 萩原 正義; 福嶋 峰夫
JAEA-Testing 2020-003, 20 Pages, 2020/07
難燃性の有機系廃棄物(フッ素系合成潤滑油(フッ素油)等)を含む使用済み油(廃油)の処理技術として、水蒸気改質処理法の開発を実施している。この処理法は、有機物を過熱水蒸気で分解・ガス化し、ガス化した廃棄物を高温空気で分解することにより有機系廃棄物の減容・無機化を行う処理技術である。この処理法の主な特徴は、廃棄物のガス化プロセスより後段にウラン等がほとんど移行しないため、排ガス処理系から発生する廃液の処理やメンテナンス作業の簡素化が期待できることである。平成30年度にハロゲン, 溶媒及びウランを含む約1,500Lの廃油の処理試験を実施し、水蒸気改質試験装置の処理性能を評価した。今回実施した試験で得られた成果は以下のとおりである。(1)連続処理において、水蒸気改質処理試験装置の装置内温度は設計通りに制御した。(2)排ガス中のCO濃度及びNO
濃度は、規制値(100ppm及び250ppm)未満に制御した。(3)ガス化プロセスにおける廃油の重量減少率は99%以上を維持した。(4)フッ素油を安定的に連続処理するためには廃油中のフッ素油濃度を20wt%以下に制限する必要がある。
原子力科学研究所 放射線管理部; 青森研究開発センター 保安管理課
JAEA-Review 2020-009, 112 Pages, 2020/07
JAEA-Review-2020-009.pdf:3.34MB
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2018年度の活動をまとめたものである。
核燃料教材作成タスクフォース
JAEA-Review 2020-007, 165 Pages, 2020/07
JAEA-Review-2020-007.pdf:6.63MB
原子力科学研究所では、核燃料物質を取り扱う者の技術力の向上を目的に、核燃料取扱主任者免状を有する若手及び中堅職員で構成する核燃料教材作成タスクフォースを組織して、核燃料物質を安全に取り扱うために必要な基礎知識をまとめた。本報告書では、主に、ウラン及びプルトニウムを対象とし、核燃料物質の核的性質, 物理的・化学的性質、及び核燃料物質が物質や人体に与える影響について、基礎的なことも含めて記載した。また、核燃料物質の取扱いを安全に実施するための基礎的事項として、フード及びグローブボックスにおける取扱い、貯蔵及び輸送における注意事項、放射性廃棄物管理、放射線管理、ならびに異常時の措置などについて記載した。さらに、過去の事故・トラブルから学ぶために、国内外の核燃料物質取扱施設における事故事例をまとめた。
野上 利信; 星野 雅人; 徳永 博昭*; 堀越 秀彦*
JAEA-Review 2020-005, 120 Pages, 2020/07
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30年4月から31年1月までに収集したアンケート等の意見(回答者3,349人)について統計分析の結果を報告する。
眞田 幸尚; 越智 康太郎; 石崎 梓
JAEA-Research 2020-006, 60 Pages, 2020/07
JAEA-Research-2020-006.pdf:4.84MB
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3年目の成果をまとめたものである。
丹羽 正和; 植木 忠正*; 星 博幸*; 杉崎 雄一*
JAEA-Research 2020-003, 33 Pages, 2020/07
JAEA-Research-2020-003.pdf:5.69MB
火山岩の形成年代の情報を得ることは、地層処分のサイト特性調査や安全評価などにおいて火山活動の影響を把握する上でも重要となる。本報告書では、変質した火山岩から正確なK-Ar年代値を得るための測定対象を適切に選定するために実施した、火山岩の偏光顕微鏡記載および鉱物・化学分析の結果をデータとして取りまとめた。また、火山岩の主要な斑晶鉱物の一つである斜長石の新鮮な鉱物を高純度で集めるための、凍結融解処理や塩酸処理などの手法についても報告書に取りまとめた。
半田 雄一; 中嶋 瞭太; 米川 昭久*; 高津 和希; 木下 淳一; 入江 博文; 鈴木 久雄*
JAEA-Technology 2020-005, 22 Pages, 2020/06
JAEA-Technology-2020-005.pdf:6.43MB
第2廃棄物処理棟には原子力科学研究所内外で発生する比較的レベルの高い放射性液体廃棄物の処理を行う蒸発処理装置・IIが設置されている。蒸発濃縮処理作業を行う重要部である蒸発缶の開放点検を保全計画に従い3年に1度実施し、蒸発缶の腐食の状態を調査し健全性を確認している。今回は、2015年度(平成27年度)に実施した蒸発処理装置・IIの開放点検の記録である。
岩井 正樹
JAEA-Technology 2020-004, 14 Pages, 2020/06
JAEA-Technology-2020-004.pdf:2.88MB
平成23年に東日本大震災をきっかけに東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の事故が発生し、翌年原子力災害対策特別措置法及び同法「計画等命令」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」に対応するための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。同課の重要な業務に遠隔機材の整備運用がある。同課は、合理的で有効な遠隔機材を整備するため、当該「計画等命令」の適用を受ける各施設の現場調査を行った。その結果、整備対象の偵察ロボットに昇降台付線量率計を搭載することが有効であると判断し、当該線量率計の設計及び製作を行った。本報告書は、平成30年度に遠隔機材整備運用課が設計及び製作を行った、昇降台付線量率計に関するものである。
原子力人材育成センター
JAEA-Review 2020-008, 74 Pages, 2020/06
JAEA-Review-2020-008.pdf:3.5MB
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30年度の活動をまとめたものである。
澤口 拓磨; 高井 静霞; 武田 聖司
JAEA-Research 2020-005, 47 Pages, 2020/06
JAEA-Research-2020-005.pdf:5.09MB
福島第一原子力発電所事故後の除染活動等によって福島県内で発生した大量の除去土壌等は、中間貯蔵を経た後福島県外で最終処分されることとなっている。最終処分の実現に向けて、環境省は処分量の低減のため、除去土壌に適切な前処理を施し再生資材として管理主体が明確である公共事業等に限定して再生利用する方針を示した。そこで、本研究では、環境省が策定する除去土壌の再生利用に係る指針等に資するため、公共事業における海岸防災林盛土材への再生利用を対象に、安全を確保するための再生資材の放射能濃度および建設条件について検討した。評価の結果、施工時・供用時における作業者および一般公衆の追加被ばく線量が1mSv/yを満たすための再生資材中の放射性セシウム濃度レベルは5,000Bq/kgと算出された。この濃度の再生資材に対して、供用時の公衆の追加被ばく線量を10
Sv/yまで低減させるためには、覆土厚さを39cm以上にする必要があることを示した。さらに、再生利用可能な放射能濃度レベルの再生資材を使用した場合に、災害時に作業者および一般公衆が受ける追加被ばく線量が1mSv/yを超えないことを確認した。
青柳 和平; 櫻井 彰孝; 宮良 信勝; 杉田 裕
JAEA-Research 2020-004, 68 Pages, 2020/06
JAEA-Research-2020-004.pdf:6.4MB
JAEA-Research-2020-004-appendix1(DVD-ROM).zip:636.84MBJAEA-Research-2020-004-appendix2(DVD-ROM).zip:457.72MBJAEA-Research-2020-004-appendix3(DVD-ROM).zip:595.19MB
本報告書では、数km
数kmにわたる広大な範囲で施工される高レベル放射性廃棄物の地層処分場の建設の視点で、数十年にわたり長期的かつ効率的に坑道安定性をモニタリングする技術の検証を目的として、幌延深地層研究センターに設置した支保工応力計および岩盤応力計のデータを分析した。具体的には、幌延深地層研究センターの水平坑道および立坑掘削時の力学的安定性のモニタリングのために設置した光ファイバー式および従来型の電気式の計測器のデータ取得可能期間(耐久性)を分析し、長期的な岩盤および支保工のモニタリングに適した手法について検討した。結果として、幌延のような坑道掘削による変形は大きいが湧水は少ない環境においては、岩盤変位の計測には光ファイバー式の変位計の設置が適しており、コンクリート中に埋設されるコンクリート応力計や鋼製支保工応力計といった計測器については、従来型の電気式のものでも長期的な耐久性が見込めることを示した。さらに、断層部を対象とした計測では、350m東周回坑道の計測断面において、吹付けコンクリートおよび鋼製支保工応力が、ひび割れ等の発生により耐久性が損なわれる状態に相当する使用限界と定義された基準値を超過していた。しかしながら、現時点ではクラック発生等の変状は認められなかったことから、定期的な目視点検等を実施すべきであると提案した。それ以外の計測断面については、断層部付近において一部注意を要する値を逸脱する計測値はあったものの、施工時に壁面の崩落が著しかった領域や、立坑と水平坑道の取り付け部付近では、坑道は安定した構造を保っていると判断した。
青木 智幸*; 谷 卓也*; 坂井 一雄*; 古賀 快尚*; 青柳 和平; 石井 英一
JAEA-Research 2020-002, 83 Pages, 2020/06
JAEA-Research-2020-002.pdf:8.25MBJAEA-Research-2020-002-appendix(CD-ROM).zip:6.63MB
日本原子力開発研究機構は、新第三紀堆積軟岩を対象とした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を目的として、北海道天塩郡幌延町において幌延深地層研究計画を進めている。幌延深地層研究所周辺の地質は、珪藻質泥岩の声問層や珪質泥岩の稚内層で構成され、どちらも珪藻化石を多量に含んでいる。これらの岩石は高い空隙率と低い透水性を示すことから、多孔質弾性論に基づく岩盤挙動の検討が重要であると考えられる。しかしながら、幌延深地層研究所周辺に特徴的な珪藻質泥岩や硬質頁岩については、低透水性であるという岩石の特徴や試験時の制御が容易ではないこと等を要因に、多孔質弾性パラメータの測定実績は多いと言えない状況である。そこで、珪質泥岩(稚内層)を対象として、多孔質弾性パラメータの測定実績を蓄積し、既往の研究で示唆されている拘束圧に対する依存性を確認することを目的として、多孔質弾性パラメータを取得するための岩石三軸試験を実施した。その結果、多孔質弾性パラメータのうち、排水体積弾性係数は拘束圧の増加に伴い大きくなる関係性が確認された。一方、Biot-Wills係数およびSkemptonの間隙水圧係数は、拘束圧の増加に伴い小さくなる傾向が確認された。また、岩石供試体の葉理方向によって拘束圧依存の程度が若干異なることが示唆された。
代永 佑輔; 吉川 清盛*; 島田 耕史
JAEA-Testing 2020-002, 19 Pages, 2020/05
JAEA-Testing-2020-002.pdf:2.85MB
岩石薄片の作製は地質学的研究の最も基礎的で重要な技術の一つである。岩石薄片は岩石の微細構造の観察、電子プローブマイクロアナライザおよびレーザーアブレーション付き誘導結合プラズマ質量分析装置といった機器分析用試料として使用されている。本稿は日本原子力研究開発機構東濃地科学センターで実施する岩石薄片の作製方法の手順を報告するものである。本作製法には初めて作業する者や経験の乏しい者でも作業をイメージして薄片作製ができるように、一般的な岩石薄片の作業手順に加え、当センターで実施している工夫や注意点のほかに使用器具のメンテナンスについても記した。
長住 達; 松中 一朗*; 藤本 望*; 石井 俊晃; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2020-003, 13 Pages, 2020/05
JAEA-Technology-2020-003.pdf:1.5MB
MVPコードを用いて、制御棒の幾何形状を実機の制御棒構造に近づけた詳細モデルを作成し、制御棒モデルの詳細化によるHTTRの核特性への影響について検討した。この結果、臨界制御棒位置は、制御棒モデルの詳細化により、従来のモデルと比べて11mm低くなり、実測値である1775mmに近づいた。また、制御棒先端のショックアブソーバーにより吸収された反応度は0.2%
k/kとなり、臨界制御棒位置にして14mmの差となることが分かった。さらに、制御棒の形状効果によるSRACコードの解析値に対する補正量は、制御棒モデルの詳細化とショックアブソーバーによる影響を考慮して、低温臨界時において反応度で-0.05%k/k、臨界制御棒位置にして-3mmとなった。
木村 英雄; 瀧田 勇人
JAEA-Technology 2020-002, 50 Pages, 2020/05
JAEA-Technology-2020-002.pdf:5.03MB
日本原子力研究開発機構では、仕事のやり方の効率化・集約化・IT化を達成するため、機構全体の業務改革を強力に推進している。本改革の一環として、主に事務管理業務を対象にしたより一層の合理化・効率化を行うため、昨今進歩の著しいロボティック・プロセス・オートメーション(RPA)の導入検討を進めてきた。適切なRPAの導入を実現するため、主要なRPAソフトの機能調査とサンプルロボットの開発を行うことで、各RPAソフトの特性を明らかにした。さらに、RPAソフトの活用が期待される様々な業務を類型化し、各業務パターンに対するRPAソフトの適用検討を行うことで、機構業務に対するRPAソフトの適用可能性を明らかにした。
瀧谷 啓晃; 門脇 春彦; 松嶌 聡; 松尾 秀彦; 石山 正弘; 荒谷 健太; 手塚 将志
JAEA-Technology 2020-001, 76 Pages, 2020/05
JAEA-Technology-2020-001.pdf:6.06MB
日本原子力研究開発機構新型転換炉原型炉施設「ふげん」(以下、「ふげん」という。)は、約25年間の運転を経て、2008年2月12日に廃止措置計画の認可を取得し、廃止措置に移行して解体作業を進めている。「ふげん」は、減速材として重水を使用しており、原子炉の運転に伴って重水素による中性子の吸収によってトリチウムが生成・蓄積されているため、炉心本体, 重水系及びヘリウム系はトリチウムによって汚染されている。これらの設備の解体撤去に先立ち、環境へのトリチウムの放出量及びトリチウムによる内部被ばくリスクを低減するとともに、作業性を確保するため、廃止措置の第一段階である「重水系・ヘリウム系等の汚染の除去期間」の作業の一環として、これらの設備のトリチウム汚染を除去する作業を2008年度から開始し、2017年度に完了した。本報告書では、炉心本体, 重水系及びヘリウム系のトリチウム汚染の除去作業に当たって作業方法や作業の進捗管理等を検討し、実証した結果を報告する。
燃料デブリ等研究戦略検討作業部会
JAEA-Review 2020-004, 140 Pages, 2020/05
JAEA-Review-2020-004.pdf:4.22MB
東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉作業を進めるにあたっては、燃料デブリの取出し及び取出した燃料デブリの保管管理及び処理処分に係る工程設計及び工程管理を行う必要がある。このためには、格納容器・圧力容器内の内部調査や、今後取得される燃料デブリ等サンプルの分析を行うことにより、燃料デブリの特性や堆積状態、核分裂生成物・線量の分布、構造材の破損や腐食状態等の現場の状況を明らかにすることが不可欠である。さらには、これら現場の状況に関して得られた知見や情報を用いて事故時に生じた現象を理解し、事故原因の究明を進めていくことにより得られる知見や情報を適時適切に廃炉の工程設計及び工程管理に反映するとともに、それらを継続的に改良していくことが重要である。廃炉に向けた中長期ロードマップでは、2021年内には初号機の燃料デブリの試験的取出しが目標とされている等、今後、燃料デブリを含むサンプル分析及び内部調査が本格化する。このことから、廃炉作業を安全かつ着実に進めるニーズの観点で、燃料デブリの取出し、保管管理、処理処分及び事故原因の究明においてどのような課題があるのか、その課題を解決するためには燃料デブリについて何をどのように分析すればよいのかについて検討し、推奨としてまとめた。実際に、どこの施設でどの分析をどのような順番で行うかの分析実施計画は、それぞれの目的に応じ優先順位を付けて、本報告書の内容を参考に策定されることが望まれる。
中村 保之; 香田 有哉; 山本 耕輔; 副島 吾郎; 井口 幸弘
JAEA-Review 2020-002, 40 Pages, 2020/05
JAEA-Review-2020-002.pdf:8.78MB
新型転換炉原型炉ふげん(以下「ふげん」という。)は、廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場及び福井県が目指すエネルギー研究開発拠点化計画における研究開発拠点として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、原子力機構内外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を設置している。本稿は、令和元年12月2日に開催した第37回ふげん廃止措置技術専門委員会において報告・審議を行った"廃止措置の状況"、"解体データ活用による解体工数等予測システムの整備"、"クリアランスの運用状況を踏まえた今後の対応"及び"原子炉本体からの試料採取実績及び今後の計画"について、資料集としてまとめたものである。
安全研究センター リスク評価研究ディビジョン 放射線安全・防災研究グループ
JAEA-Testing 2020-001, 65 Pages, 2020/03
JAEA-Testing-2020-001.pdf:4.42MB
日本原子力研究開発機構安全研究センターは、原子炉事故の確率論的リスク評価(PRA: Probabilistic Risk Assessment)研究の一環として、レベル3PRAコードOSCAARの開発を進めている。OSCAARは、レベル2PRAで得られたソースタームを基に、様々な気象条件に対し、環境に放出された後に拡散・沈着した放射性物質から公衆が受ける被ばく線量、防護措置による被ばく低減効果を考慮した上で、それに起因する健康影響等を確率論的に評価する計算コードである。このOSCAARを基に、Windows上にて、OSCAARの解析実行に加え、入力データファイルの作成、出力データファイルの後処理まで効率良く実施できるOSCAARコードパッケージを整備した。本報告は、OSCAARコードパッケージの使用方法を示したマニュアルである。
吉川 信治
JAEA-Technology 2019-024, 22 Pages, 2020/03
JAEA-Technology-2019-024.pdf:1.76MBJAEA-Technology-2019-024-appendix(CD-ROM).zip:73.55MB
複雑な現象のシミュレーションソフトウェアの結果は膨大なテキストファイルとして出力されることが多い。この場合、計算機内で再現されている現象の全体像をユーザーが把握することは困難である。本報告書は、軽水炉の過酷事故解析コードであるRELAP/SCDAPSIM、及びMELCORのテキスト出力ファイルを読み込んで、解析結果をユーザーが容易に把握できる情報を表示するポストプロセッサを製作する上で獲得したノウハウを、他分野のシミュレーションコードにも適用できるようまとめたものである。