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廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2022-036, 115 Pages, 2023/01
JAEA-Review-2022-036.pdf:7.15MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、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(1F)の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「燃料デブリにおける特性の経年変化と環境劣化割れの調査」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリの環境劣化に依存したひび割れを研究対象とし、酸化や水素吸収による劣化モデルを構築し、材料学視点から燃料デブリにおける環境劣化因子の変化に伴う構成物の特性変化を評価、さらに、環境加速割れに関する系統的な調査を通し、特性変化と割れとの相関を明らかにすることを目的とする。本研究は、1F燃料デブリの取出し、長期の保管・処理、経年劣化などのプロジェクトに貢献することを目指すものである。
Journeau, C.*; Molina, D.*; Brackx, E.*; Berlemont, R.*; 坪田 陽一
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2022) (Internet), 5 Pages, 2022/10
CEAは、劣化ウランを使用したUO
またはHfOを(核燃料としての)UOの 代替として用いて、福島第一原子力発電所の模擬燃料デブリを製造した。溶融燃料-コンクリート相互作用によって生じたEx-vessel模擬燃料デブリでは、酸化物相の密度が金属相の密度より軽くなる。それゆえ重い金属質の相が底に偏析する。このうち3つの金属質試料を、CEAカダラッシュ研究所でのハンドソー切断、及び同研究所のFUJISAN施設でコアボーリング装置により機械的に切断された。これらの金属ブロックのうち、2つは非常に切断しにくく(1つはUO試料、もう1つはHfO試料)、最後の1つはより簡単に切断可能であった。これらの3つの金属ブロックの金相分析(SEM-EDSとXRD)の類似点/相違点に関して議論する予定である。この経験は、福島第一原子力発電所の燃料デブリの切断・回収を視野に入れた場合、有益な学びとなる。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2021-058, 75 Pages, 2022/02
JAEA-Review-2021-058.pdf:4.82MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、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(以下、「1F」という)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「燃料デブリにおける特性の経年変化と環境劣化割れの調査」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリの環境劣化に依存したひび割れを研究対象とし、酸化や水素吸収による劣化モデルを構築し、材料学視点から燃料デブリにおける環境劣化因子の変化に伴う構成物の特性変化を評価、さらに、環境加速割れに関する系統的な調査を通し、特性変化と割れとの相関を明らかにすることを目的とする。本研究は、1F燃料デブリの取出し、長期の保管・処理、経年劣化などのプロジェクトに貢献することを目指すものである。
燃料デブリ等研究戦略検討作業部会
JAEA-Review 2020-055, 171 Pages, 2020/12
JAEA-Review-2020-055.pdf:5.66MB
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。
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。
廃炉国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2019-037, 90 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-037.pdf:7.0MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、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等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」について取りまとめたものである。本研究は、福島第一原子力発電所の燃料デブリ取り出し時の放射性微粒子閉じ込めを着実に行うため、気相及び液相における微粒子の挙動を把握するとともに、飛散防止対策として(1)水スプレー等を活用し、極力少量の水で飛散を抑制する方法、(2)燃料デブリを固めて取り出すことで飛散を抑制する方法について実験及びシミュレーションによる評価、開発を行う。
中川 庸雄
JAERI-Data/Code 2003-016, 89 Pages, 2003/11
JAERI-Data-Code-2003-016.pdf:3.0MB
中性子入射反応に関する実験データを格納し、検索するためのシステムNESTOR2を開発した。このシステムはFortran77で書かれていて、UNIXのワークステーションまたはWindowsのパソコンで利用できる。NESTOR2への入力は、核データに関する国際協力の下で収集整備されているEXFORのデータを使用する。検索用コードを用いて格納したデータの索引,数値リスト,数値データファイル,コメント情報のリストなどを作成することが可能である。本レポートでは、システムの概要と使用法を説明する。
研究業務評価検討アドホック委員会
JAERI-Review 2002-019, 139 Pages, 2002/08
JAERI-Review-2002-019.pdf:13.42MB
原研では、政府の「特殊法人等合理化計画」策定に先立つこと約半年前の、平成13年7月に「原研研究業務評価検討アドホック委員会」を設立し、民間シンクタンクの協力や所外有識者による助言を得つつ、(1)原子力エネルギー研究開発,(2)放射線利用技術開発と応用及び(3)原子力基礎基盤の確立の3研究開発分野を評価対象とした定量評価を実施した。定量評価が現時点では困難と判断される国の施策への貢献等の分野では定性評価を実施した。費用対効果では、例えば、「軽水炉技術の確立」にかかわるこれまでの研究開発成果を、新たな電力供給源としての市場創出への貢献として定量評価し、その投資効果率を1.5と試算した。また「放射線利用研究」については、その投資効果率を1.0と資産した。本定量評価の試みは、折しも平成13年12月19日の閣議決定された「特殊法人等整理合理化計画」において示された「研究成果をできる限り計量的な手法(貨幣換算)で国民にわかり易く示すこと」等の方針にも応えるものとなった。
坂場 成昭; 江森 恒一; 猿田 徹
JAERI-Tech 99-072, p.125 - 0, 1999/10
HTTRの1次系には黒鉛の酸化防止及び配管材の腐食防止の観点から、1次系温度400
以上において不純物濃度を規定している。系内の化学的不純物であるH,CO,HO,CO,CH
,N,Oはヘリウム純化設備の酸化銅反応筒、モレキュラーシーブトラツプ(MST)、コールドチャコールトラップ(CCT)を用いて除去され、不純物濃度はヘリウムサンプリング設備の水分計及びガスクロマトグラフ質量分析計により測定される。本報では、系統別・総合機能試験の確認試験(3)において、HTTRとして初めて実施された、ヘリウムサンプリング設備の自動サンプリングを用いた正規の手順による不純物濃度測定試験について、不純物濃度変化を示すとともに、トラップの除去効率、除去速度及び除去量について評価した結果を示す。系統の到達温度約210までにおいて、酸化銅反応筒、CCTについては、十分な除去能力を有していることが確認された。また、MSTにおいては1次系のCOに対する除去能力は十分であることが確認されたものの、HO及び2次系のCOに対しては想定値を下回った。今後は、出力上昇試験初期の不純物濃度に規定のない1次系温度400以下までの段階において、MSTの除去能力について再度検討・評価する。
E.Achenbach*
JAERI-Review 95-008, 98 Pages, 1995/06
JAERI-Review-95-008.pdf:3.14MB
本レポートは、著者が原研の研究員招聘制度により2月2日~3月23日までの7週間、高温工学部に滞在したときに行った4回の講演をまとめたものである。著者が所属するユーリッヒ研究所(KFA)のエネルギープロセス工学研究所は、最近になって高温ガス炉に関する技術開発から燃料電池の技術開発へと研究項目を変更したが、多くの点で原研の研究と共通点を持っている。とくに、講演された、(1)原研の核熱利用システムとKFAの固体電解質型燃料電池(SOFC)に適用される水蒸気改質システムの研究、(2)原研における高温水蒸気電解とその逆反応であるKFAのSOFCに関する技術開発とモデル化、(3)原研の高温熱交換器とKFAのSOFCマニホールドにおける流量配分等のシミュレーション、(4)熱及び物質伝達の基礎研究については、相互に注目する分野である。本レポートは原研との今後の討議の下地として、そして原研の開発研究を促進・触発するものとして役立つものと考える。
深澤 剛靖; 高橋 智子; 米澤 稔; 神白 唯詩; 峯尾 幸信; 羽原 多賀子; 小松原 康敏; 平松 伸章; 羽原 正
第31回情報科学技術研究集会発表論文集, 0, p.123 - 129, 1995/00
国際原子力情報システム(INIS:International Nuclear Information System)はIAEAとその加盟国の協力により作成される文献データベースであり、現在約180万件のデータが収録されている。設立後20数年を経たINISの今後の新たな展開と方針決定の基礎データを得るため、実際のINIS利用者を対象に、利用者ニーズ調査を加盟87ヵ国で一斉に実施した。本報告では、日本のINIS担当機関である日本原子力研究所が日本科学技術情報センターの協力を得て実施した国内調査の結果をもとに、INISデータベースの利用動向について述べる。
山本 昭; 板橋 慶造; 中嶋 英充
Proc. of the 4th Int. Symp. on Advanced Nuclear Energy Research (JAERI-CONF 1/JAERI-M 92-207), p.442 - 446, 1992/12
INIS(International Nuclear Information System)はIAEAとその加盟国が共同作成する文献データベースであり、1991年現在、約150万件のデータを持っている。文献データベースは、数値データ自体を提供しないが、材料名、特性、条件、測定方法、など各種の項目を指定することによって、特定の条件の材料に関する文献を得るほか、通常の文献検索に「データフラッギング」による検索を組合せることによって、データを含む文献を得ることができる。INISは非市販資料の原文献提供の機能も持っており、詳細なデータを含む文献のハードコピーを入手する態勢が整っている。端末を使ったオンライン検索デモンストレーションもまじえて、入門から上級までのINIS利用法を紹介する。
古谷 実
あいみっく, 11(1), p.5 - 11, 1990/00
1970年に発足したINISの経緯を振りかえり、INISの基本的な仕組み等を紹介した。とくにINISデータベースの中に約1割の放射線医学・核医学の情報が含まれていることを明示し、医学分野における更なる利用をうながした。投稿誌の発行元である国際医学情報センターがINISの中で果してきた役割についても触れた。現況としては、主に「エネルギー技術データ交換計画」と関連を説明した。
清水 雄一; 永井 士郎
Radiation Physics and Chemistry, 33(6), p.567 - 572, 1989/00
460
Cにおけるモレキュラーシーブ5A上でのメタンの放射線分解への水蒸気の添加効果を、生成物の分析から検討した。水素、一酸化炭素、二酸化炭素及び低級炭化水素が高収率で生成した。3:1及び3:2メタン-水蒸気混合物からの炭化水素の収量は時間によってわずかに減少するが、3:4混合物からのそれは時間でほとんど変化しなかった。メタン流通下で照射後のモレキュラーシーブ5Aを水蒸気存在下で最照射すると、メタンからモレキュラーシーブ5A上へ生成した含炭素固体は二酸化炭素、一酸化炭素、水素及び主にアルカンから成る炭化水素に容易に分解された。以上の結果から、水蒸気の添加による生成物収量の経時変化の抑制は主として電子線照射下での水蒸気による含炭素固体の分解によるものであると考えられることができる。また、添加した水蒸気の作用を従来のメタン-スチームリフォーミング反応との関連において議論した。
海老沼 幸夫
INFORMANT, 4(2), p.79 - 85, 1987/02
可能な限り適合性の高い文献を優先的に出力する手法には、そのランキング性能を示す測度が必要である。その幾つかは既にRocchioらによって提案されているが、使用に不都合なので、新たな測度を提案する。まず、適合文献の出力順位に従って得られる再現度-適合度関数の積分値に着目する。次にこの面積をベースとして、ランキングを行わない通常の検索出力の値を0とし、0
1(最低最高)間の正数値をとる時に有意なランキングを、負数をとる時に無意味なランキングを示すように規準化する。この正負による表示が従来の測度と大きく異なる点である。この測度を導いた後、適用性を検討する。その結果、新測度は、ランキング・モデル間の性能差のみでなく、その有用性・無用性を容易に識別できるので、ランキング性能の評価やランキング・モデルの選択に有効であることが確認された。
海老沼 幸夫
Int.Inf.Commun.Educ., 6(1), p.45 - 54, 1987/01
1966年にロッキオーが提案した尺度の不備を指摘し、改善を図る。これによれば、意味のあるランキング性能と意味のないランキング性能が区別でき、またランキング性能間の差を1数値で表すことができる。具体的な例に適用して、尺度の妥当性が判明した。
角川 正義
情報科学技術研究集会発表論文集, 23, p.55 - 61, 1987/00
INIS(国際原子力情報システム)において、利用者の立場で使いやすい検索語用語集を大型計算機を用いて作成する方法を開発した。この用語集は、INISのシソーラスの磁気テープを抜粋して編集したものであるが、次のような工夫を加えた。(1).利用者の希望する専門分野のみの用語を収録する。(2)INISのシソーラスの特徴を残しながら、KWIC式配列とし、視覚上の使いやすさを考慮する。 この用語集の編集と印刷は、筆者の作成したプログラム(COBOL)にINISの専門分野分類記号を入力すれば自動的に完成するので、利用者の目的に応じて編集内容を多様化でき、印刷物の更新も容易である。
吉田 徹*; 富山 峯秀
JAERI-M 86-010, 108 Pages, 1986/02
プログラムの開発にあたり、すでに作成・評価済みのものを参照する事は、それに要する時間および費用の節約に有益である。CPCは物理学の分野におけるプログラムおよびそれらに関する情報の国際的な交換誌である。原研もこれに加入しており、現在計算センタ-では1300程度のCPCプログラムが保管され、今後も増加の傾向に有る。このCPCプログラムと情報を総合的に管理し、またユ-ザが手軽にそれらを検索・入手できることを目的として新規にデ-タベ-ス・システムを作成した。このシステムでは、TSS環境の下でメニュ-選択方法を用い、対話的に処理を進めて行く。デ-タベ-ス中では各CPCプログラムを圧縮した形式で格納し、保管のための磁気ディスク領域の削減を計った。この報告では、主としてデ-タベ-ス・システムの利用法について説明する。
小幡 行雄
日本原子力学会誌, 28(6), p.508 - 513, 1986/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)INIS(国際原子力情報システム)は発足以来16年を経過し、IAEAを中心に現在は、74ヶ国、14国際機関が参加して運営されている。INISデータベースへの収録文献数は、本年5月に100万件を超える。入力国別、分野別、資料形態別、言語別の収録状況を示す。また入力形態、及びINIS出力の3形態、即ち冊子体INIS Atomindex、INIS磁気テープ、INISマイクロフィッシュとその利用状況について述べる。日本、外国、及びIAEAにおけるINIS検索サービスの概略についても触れる。昨年「INIS参加規約」が制定されるとともに「INIS運営の全般的見直し」が始まっている。主題範囲、速報性、データ・フラッギング、及び発展途上国への援助の動向について紹介する。
長谷川 明
JAERI 1295, 170 Pages, 1985/07
評価済核データファイル収納検索システム:EDFSRSを開発した。これは世界の主要3フォーマットであるENDF/BUKNDL及びKEDAKの各フォーマットで収容された評価済核データ、ファイルのル用のための完結した一連のシステムである。本システムは、データベースの管理者に対しては、容易なデータの収納及び管理を、又利用者に対しては、信頼のおけるデータの検索を与えることを目的としている。ゆえに、本システムを利用することにより、主要3フォーマットで収容されていり評価済核データについての全ての情報が利用者に等しく得られることとなる。本システムは、15本以上の互いに独立な計算機プログラムと約150メガバイトのデータ、ファイルとインデクス、ファイルとからなるデータベースとで構成されており、オンラインのTSSモードの稼動を前提としている。
