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千葉 悠介; 西山 裕; 椿 裕彦; 岩井 正樹
JAEA-Technology 2019-002, 29 Pages, 2019/03
JAEA-Technology-2019-002.pdf:2.43MB
原子力災害対策特別措置法及び同法「計画等命令」の改正が、2017年10月30日に実施された。この改正への対応のため、楢葉遠隔技術開発センター遠隔機材整備運用課は、原子力機構内原子力緊急事態支援組織として、対象となる機構各施設から選出された要員に対して緊急時対応用遠隔操作資機材の操作訓練を開始した。当該訓練は、偵察用ロボット(クローラベルト使用の走行ロボット・小型)、作業用ロボット(同前・大型、作業機構(腕状又は長尺トング)付)及び小型無線ヘリの3種の機材の操作訓練を一式とし、受講する要員の訓練経験及び熟練度に応じて初級, 中級及び上級の3段階に分けて実施することとした。本報告は、2018年度上期に実施した初級及び中級の訓練のため策定した要員育成プログラムについて述べたものである。
田籠 久也; 土肥 輝美; 石井 康雄; 金井塚 清一*; 藤原 健壮; 飯島 和毅
JAEA-Technology 2019-001, 37 Pages, 2019/03
JAEA-Technology-2019-001.pdf:26.85MB
東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故由来の放射性セシウム微粒子(CsMP)の空間的分布の把握や、その物理化学特性を統計的に評価するには、環境試料等からの効率的なCsMPの単離が必要となる。本報では、森林生態系のCs循環に影響する可能性のあるリターに着目し、リターからの効率的なCsMPの単離法を開発した。過酸化水素水による有機物分解処理と、電子顕微鏡学的手法を組み合わせることによって、多くの土壌鉱物粒子を含むリター中からCsMPを短時間(1粒子あたり3日)で単離することができた。この単離法は、林床のリターのみならず、生木の樹皮や葉などの植物試料をはじめ、その他の有機物試料への適用も期待される。
出雲 沙理; 林 宏一; 仲田 久和; 天澤 弘也; 本山 光志*; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2018-018, 39 Pages, 2019/03
JAEA-Technology-2018-018.pdf:2.8MB
日本原子力研究開発機構が計画している研究施設等廃棄物の浅地中埋設処分施設では、個々の埋設対象廃棄物の放射能濃度が許可を受けた最大放射能濃度を超えないこと及び埋設対象廃棄物における総放射能量が許可を受けた総放射能量を超えないことが必要となる。このため、個々の埋設対象廃棄物の放射能量が、埋設する総物量の観点から過度に保守的な評価とならないことが重要となり、特に数量が多いく放射能濃度が極めて低いトレンチ埋設処分対象廃棄体については、その放射能濃度の下限値をクリアランスレベル程度まで評価することが望まれる。本報では、これまでの試験研究炉における放射能濃度の評価方法の検討結果から、非破壊外部測定法の適用が想定されているCo-60, Cs-137, Nb-94, Ag-108m, Ho-166m, Eu-152, Eu-154等の
線放出核種については、モデル計算等によりその 成立性を検討し、最も測定が難しい鋼製角型容器に収納した場合においてもこれらの核種をクリアランスレベル以下まで測定可能な見通しを得るとともに、その結果に基づき当該装置に必要な性能と基本システムを整理した。
戸栗 智仁*; 矢萩 良二*; 沖原 光信*; 竹内 伸光*; 黒崎 ひろみ*; 松井 裕哉
JAEA-Technology 2018-017, 161 Pages, 2019/03
JAEA-Technology-2018-017.pdf:28.26MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画」(平成27年4月1日
平成34年3月31日)に基づき、三つの必須の課題(地下坑道における工学的対策技術の開発、物質移動モデル化技術の開発、坑道埋め戻し技術の開発)についての調査研究を進めている。本報告書は、これらの必須の課題のうち、坑道埋め戻し技術の開発として計画していた瑞浪超深地層研究所研究坑道を利用した坑道一部埋め戻し試験の全体計画等を策定した結果を述べたものである。
仲田 久和; 高尾 肇*; 千々松 正和*; 野間 康隆*; 天澤 弘也; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2018-014, 43 Pages, 2019/03
JAEA-Technology-2018-014.pdf:5.91MB
日本原子力研究開発機構は、研究施設等廃棄物のトレンチ埋設処分施設の設置を計画している。規制で定められる同施設の技術上の基準には、廃棄物埋設地は、土砂等を充填することにより、当該廃棄物埋設地の埋設が終了した後において空隙が残らないように措置することとある。また、トレンチ埋設処分施設に埋設する金属廃棄物を鋼製容器に収納する場合、容器内に有害な空隙が残らないようにする必要がある。鋼製容器を使用した場合、将来、腐食し容器形状を維持できず空隙内に周辺土壌が入り込み、その結果として埋設処分施設が沈下・陥没する可能性がある。これによって、埋設処分施設の覆土が、雨水等が溜まりやすい覆土形状に陥没するなどして埋設処分の安全性に不利な影響を及ぼすことが考えられる。このため、埋設する鋼製容器内の空隙率を定量的に考慮した廃棄体の受入基準が必要となる。本報告では、廃棄体内の空隙率に応じて、トレンチ埋設処分施設の上部覆土の沈下量をDEM解析により評価し、廃棄体1体あたりの空隙率を20%以下と予備的に設定した。
高崎 浩司; 安宗 貴志; 橋本 周; 前田 宏治; 加藤 正人; 吉澤 道夫; 百瀬 琢麿
JAEA-Review 2019-003, 48 Pages, 2019/03
JAEA-Review-2019-003.pdf:3.81MB
平成29年6月6日に大洗研究開発センター燃料研究棟の管理区域内において、貯蔵容器の点検等作業中、貯蔵容器内にある核燃料物質が入った容器を封入した樹脂製の袋が破裂した。室内で作業をしていた作業員5名は半面マスクを着用していたが、5名全員が飛散したPu等のダストで汚染され、体内摂取による内部被ばくが生じた。国際放射線防護委員会は作業者による放射性核種の吸入摂取について、空気力学的放射能中央径(AMAD)の1
mと5mの実効線量係数を示しており、内部被ばく線量の評価において、放射性粒子のAMADは重要な情報である。事象発生後に採取した室内のスミヤ試料14枚とPuダストモニタのサンプリングろ紙1枚について、イメージングプレートで測定し、画像解析により室内に飛散したPu等の粒子のAMADを評価した。評価の結果、スミヤ試料からは硝酸Pu塩と仮定した場合のAMADは4.311m以上、酸化Puと仮定した場合のAMADは5.614m以上と評価された。また、Puダストモニタの集塵ろ紙については、硝酸Pu塩とした場合のAMADは3.0m以上、酸化Puとした場合は3.9m以上と評価された。
国井 克彦; 板橋 慶造; 米澤 稔
JAEA-Review 2019-002, 237 Pages, 2019/03
JAEA-Review-2019-002.pdf:8.2MB
1987年より2014年まで、国際エネルギー機関(International Energy Agency: IEA)の下でエネルギー技術データ交換(Energy Technology Data Exchange: ETDE)計画が実施された。ETDEは原子力を含むエネルギー分野全般にわたる科学技術文献情報を精力的に収集し、それらを加盟国、のちに途上国、さらに最終的には全世界にオンラインで無償提供するに至った。国際原子力機関(International Atomic Energy Agency: IAEA)下の、原子力エネルギー関連情報を専門とする国際原子力情報システム(International Nuclear Information system: INIS)とは、データベースの多くの要素を相互に補間及び共有する形をとってきた。ETDEが活動を停止した2014年からは文献情報データは追加されていないが、ETDEのデータを公開したポータルサイトETDE World Energy Base(ETDEWEB)は、ETDEの運営機関(Operating Agent: OA)であった米国エネルギー省(Department of Energy: DOE)/科学技術情報オフィス(Office of Scientific and Technical Information: OSTI)の尽力により、無償での利用が継続されるに至っている。旧科学技術庁(現文部科学省)下の旧日本原子力研究所(原研、現日本原子力研究開発機構)は、旧通商産業省(現経済産業省)下の新エネルギー・産業技術総合開発機構(New Energy and Industrial Technology Development Organization: NEDO)とともに日本代表として1/2ずつの分担金を負担する形でそのETDE活動に参加した。原研とNEDOは共に2002年にETDEからの脱退を決定しETDE側に通知し、2003年に正式にETDEから退いた。原研は、INISの枠組みとも合わせてNEDOと共に2002年まで、ETDEへの文献情報の提供に貢献した。本報告は、日本からの参加2機関の内の1機関である原研において実施されたETDE活動について、残された資料等からその足跡をたどり、記録として取りまとめたものである。また、日本からのETDE活動への参加に関し、長年にわたり多大な努力及び貢献を重ねていった原研職員、またNEDO職員に対し、感謝の意を記すものである。
燃料研究棟汚染事故に関する現場復旧チーム
JAEA-Review 2019-001, 58 Pages, 2019/03
JAEA-Review-2019-001.pdf:10.74MB
2017年6月6日、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター(現在は大洗研究所という。)燃料研究棟の実験室(108号室)において、核燃料物質を収納したウラン・プルトニウム貯蔵容器を点検するためフード内で貯蔵容器の蓋を開封する作業を行なっていた際に、貯蔵容器内の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂し、ウランとプルトニウムの一部がフード外へ飛散して実験室内が汚染するとともに、点検作業に関わっていた作業員5名が内部被ばくする事故が発生した。事故発生後に組織された現場復旧チームは、事故直後から現場の汚染状況を把握するとともに、実験室内のグローブボックス等の設備機器を含め実験室の床, 壁, 天井等全域の除染を実施した。除染作業では、室内の設備機器の設置状況や汚染形態、汚染状況等を考慮し、手作業による拭き取り除染を実施するとともに、本手法にて除染できない狭窄部等についてはストリッパブルペイントによる剥離除染を併用することとした。その結果、浮遊性汚染については検出限界未満まで除染することができた。固着性汚染についてはストリッパブルペイントによる剥離除染後、養生等の措置を行った。本報告は、他の核燃料物質の取扱い施設、特にプルトニウム等の
放射性物質を取り扱う施設においても大いに参考となるものであり、今後の施設設備廃止に伴う除染作業の計画等に活用されることを期待する。
西尾 和久*; 村上 裕晃; 弥富 洋介; 濱 克宏
JAEA-Review 2018-037, 53 Pages, 2019/03
JAEA-Review-2018-037.pdf:79.22MB
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30年11月29日に岐阜県瑞浪市で開催した「平成30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。
原子力科学研究所
JAEA-Review 2018-036, 216 Pages, 2019/03
JAEA-Review-2018-036.pdf:19.22MB
原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部, 放射線管理部, 工務技術部, 研究炉加速器管理部, 福島技術開発試験部, バックエンド技術部の6部、原科研福島技術開発特別グループ(平成25年度)及び計画管理室で構成され、各部署は、中期計画の達成に向け、施設管理, 技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成25年度及び平成26年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター, 先端基礎研究センター, 原子力基礎工学研究センター(平成25年度: 原子力基礎工学研究部門), 量子ビーム応用研究センター(平成25年度: 量子ビーム応用研究部門), 原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した、研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。
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 2018-034, 123 Pages, 2019/03
JAEA-Review-2018-034.pdf:11.08MB
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2017年度の活動をまとめたものである。
工務技術部
JAEA-Review 2018-033, 103 Pages, 2019/03
JAEA-Review-2018-033.pdf:10.45MB
平成29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る。
J-PARCセンター 安全ディビジョン
JAEA-Review 2018-030, 168 Pages, 2019/03
JAEA-Review-2018-030.pdf:11.74MB
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2017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た。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。
福島研究開発部門 福島研究開発拠点 楢葉遠隔技術開発センター
JAEA-Review 2018-029, 51 Pages, 2019/03
JAEA-Review-2018-029.pdf:6.69MB
楢葉遠隔技術開発センターは、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推進のため、遠隔操作機器・装置による廃炉作業の実証試験・要素試験が実施できる施設である。2017年度は64件の施設利用を支援し、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所廃炉作業等の遠隔技術開発に貢献した。また福島県内企業廃炉・除染ロボット関連技術展示実演会等の開催に協力し、地域活性化・福島の産業復興に貢献するとともに、廃炉創造ロボコンや廃炉実習等の支援を通じて長期に亘る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を担う次世代の人材育成に貢献した。本報告書は、2017年度における楢葉遠隔技術開発センターの施設設備の整備・利用状況及びそれに係る取組み、実施した遠隔基盤技術の開発状況、緊急時対応遠隔機材の整備・訓練等の活動状況について取りまとめたものである。
岩月 輝希; 尾上 博則; 石橋 正祐紀; 尾崎 裕介; Wang, Y.*; Hadgu, T.*; Jove-Colon C. F.*; Kalinina, E.*; Hokr, M.*; Balv
n, A.*; et al.
JAEA-Research 2018-018, 140 Pages, 2019/03
JAEA-Research-2018-018.pdf:40.68MB
DECOVALEX-2019プロジェクト:タスクCでは、瑞浪超深地層研究所で実施している冠水試験の結果に基づいて、数値シミュレーションを用いた環境回復過程の予測手法の開発を行っている。この中間報告書では、タスクCの参加機関(原子力機構, サンディア国立研究所, リベレツ工科大学)により行われた、冠水坑道掘削による環境擾乱のモデル化と予測の結果を取りまとめた。坑道掘削中のトンネルへの地下水流入量, 水圧低下、トンネル付近のモニタリング孔での塩素イオン濃度の変動を予測課題として数値シミュレーションの開発を行った結果、現行のシミュレーション技術によってパイロット孔のデータに基づいて地下水流入量および水圧低下規模を予測可能であることが示された。
シグマ委員会Shielding積分テストワーキンググループ(2006-2010年度)
JAEA-Research 2018-017, 72 Pages, 2019/03
JAEA-Research-2018-017.pdf:3.62MB
評価済核データライブラリJENDL-3.3における中性子及び線生成データの積分テストを遮蔽ベンチマークにより実施した。シグマ委員会で確立した積分ベンチマーク解析に対する評価手法が、22種の中重核及び化合物(リチウム, 酸素, フッ化リチウム, テフロン, ナトリウム, アルミニウム, Li
AlO
, LiAlO, ケイ素, 炭化ケイ素, チタン, LiTiO, バナジウム, 塩素, マンガン, 鉄, コバルト, ニッケル, SS304, 銅, ヒ素, セレン, ジルコニウム, LiZrO, ニオブ, モリブデン, タングステン, 水銀)からなる28物質のベンチマークテストが行われた。遮蔽ベンチマーク計算は、連続エネルギーモンテカルロコードMCNPや多群離散座標コードANISN, DORTやTORTを使って実施された。積分ベンチマーク結果の比較のために、JENDL-3.2, ENDF/B-VI, EFF-2, FENDL-1, FENDL-2を使って同様の計算を実施した。これらにより、JENDL-3.3は遮へい評価に対し、全体的に十分な性能を有しており、JENDL-3.3から計算した断面積ライブラリは核分裂炉や核融合炉への遮蔽応用に有効であることを確認した。
舟木 泰智; 高原 省五; 佐々木 美雪; 吉村 和也; 中間 茂雄; 眞田 幸尚
JAEA-Research 2018-016, 48 Pages, 2019/03
JAEA-Research-2018-016.pdf:29.73MB
内閣府原子力災害対策本部は、平成34年から35年度までに避難指示解除が計画される「特定復興再生拠点区域」において、放射線防護対策を検討している。これにあたり、当該区域の汚染状況の把握と被ばく線量の評価は必要不可欠である。福島第一原子力発電所事故以降、数々のモニタリングにより空間線量率分布が評価され、それらを元に被ばく線量が推定されてきた。一方、当該区域は比較的空間線量率が高く、放射線防護に対してより慎重な配慮が必要であるため、被ばくに係る詳細な情報が求められている。そこで本研究では、詳細な汚染状況と当該区域の状況に即した被ばく線量を評価することを目的とし、(1)無人ヘリコプターによる空間線量率の測定、(2)大気中の放射性セシウム濃度の測定、(3)代表的な行動パターンにおける外部・内部実効線量の評価を実施した。併せて、空間線量率分布のモニタリング手法と被ばく線量評価方法の高度化を検討した。本調査により、空間線量率の3次元マップを提示し、当該区域における分布傾向を明らかにすると共に被ばく線量を推定し、吸入による内部被ばく線量は外部被ばく線量の1%未満であることを示した。また今後の放射線防護において有効かつ新たな空間線量率のモニタリング手法と被ばく線量評価方法の妥当性を示した。
石丸 恒存; 尾方 伸久; 島田 顕臣; 浅森 浩一; 國分 陽子; 丹羽 正和; 渡邊 隆広; 雑賀 敦; 末岡 茂; 小松 哲也; et al.
JAEA-Research 2018-015, 89 Pages, 2019/03
JAEA-Research-2018-015.pdf:14.43MB
本報は、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年度平成33年度)における平成29年度に実施した研究開発に係る成果を取りまとめたものである。第3期中長期目標期間における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宜反映できるよう、(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進めている。本報告では、それぞれの研究分野に係る科学的・技術的背景を解説するとともに、主な研究成果及び今後の課題等について述べる。
岡本 芳浩; 永井 崇之; 塩飽 秀啓; 狩野 茂; 姫野 晴行*; 小林 大志*; 中谷 三喜雄*
JAEA-Research 2018-013, 18 Pages, 2019/03
JAEA-Research-2018-013.pdf:1.98MB
模擬廃液を利用したガラス固化体モックアップ試験のうち、高レベル模擬廃液供給20バッチ分の流下ガラス試料中の元素の化学状態および局所構造を、放射光XAFS分析によって調べた。セリウム元素の分析の結果、バッチが進むにつれて、緩やかに酸化が進む傾向が確認された。マンガン, 鉄, 亜鉛については、バッチ間の違いはほとんど認められず、ガラスの骨格構造に入り込んで安定化しているものとみられた。EXAFS解析の結果では、白金族元素を除き、明らかに結晶性と思われる元素は無かった。イメージング分析の結果、ジルコニウムやモリブデンでは、目立った析出はほとんど観察されなかった。白金族元素では、筋状の析出が認められたが、いずれも小さなものであった。
横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*
JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03
JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
JAEA-Research-2018-011-appendix1(DVD-ROM).zip:433.07MBJAEA-Research-2018-011-appendix2(DVD-ROM).zip:580.12MBJAEA-Research-2018-011-appendix3(DVD-ROM).zip:9.17MB
高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。