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立花 光夫; 村田 雅人; 田崎 禎之; 臼井 秀雄; 窪田 晋太郎
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1987 - 1996, 2015/09
原子力機構が設立された2005年、原子力機構の研究所又はセンターには230もの様々な原子力施設が建設された。原子力機構は、設立後に不要となった原子力施設について、効率的かつ体系的に廃止措置を進めている。原子力機構の研究所又はセンターにおける原子力施設の廃止措置は、2010年度から2010年度の原子力機構の第2期中期計画に基づいて進めている。第2期中期には2つの原子力施設の廃止措置を完了した。本報告では、第2期中期における原子力機構の廃止措置活動の現状と第3期中期における廃止措置計画の概要を示す。
玉置 等史; 濱口 義兼; 吉田 一雄; 村松 健
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
原研では、MOX燃料加工施設に適用できる確率論的安全評価手順の開発を行っている。この手順は4つの手順で構成され、第1ステップであるハザード分析は、この手順を特徴付けるものであり、残りのステップは原子炉施設のレベル1,レベル2PSAに対応する。本報告の主であるハザード分析では、機能レベルでの故障モード影響解析(FMEA)手法を用いて可能性のある事故原因の候補(異常事象候補)を抜け落ちなく抽出し、抽出した異常事象候補の発生頻度及び事故影響を概略的に評価し、これら2軸で表現される選別用リスクマトリクスを用いてリスク上有意な寄与を与える異常事象を選別する。異常事象候補の発生頻度評価のうち、臨界事象については、管理の逸脱が直ちに臨界に至ることはないため、サクセスクライテリアの把握が必要である。また、臨界管理のためにコンピュータ化されたシステムが導入されつつあり、これらの信頼性の評価が課題であった。そこで、臨界計算によりサクセスクライテリアを求め、逸脱にかかわる管理システムの故障モード分析の結果をもとに、発生頻度を評価する方法を提案した。これらの方法を用いて仮想的に設定したモデルプラントを対象に分析を実施しその有用性を確認した。
田代 信介; 阿部 仁; 森田 泰治
JAERI-Conf 2005-007, p.348 - 350, 2005/08
六ヶ所再処理施設におけるホット試験の開始,MOX加工施設の建設計画に伴い、核燃料施設の安全性評価の重要性は増大している。核燃料施設における想定事故の1つである火災事故時においては、燃焼源から放出された多量の熱や煤煙が施設内の放射性物質閉じ込め設備(グローブボックス,換気系,換気系フィルタ等)に損傷を与える可能性がある。そのため、燃焼源から放出された熱量や煤煙量を評価するための基礎的なデータとモデルの整備が必要となる。原研では、上記の基礎的なデータやモデルを整備するための研究を計画している。本報では使用予定の実験装置,測定項目,評価項目の概略を示した。
玉置 等史; 吉田 一雄; 渡邉 憲夫; 村松 健
Proceedings of International Topical Meeting on Probabilistic Safety Analysis (PSA '05) (CD-ROM), 11 Pages, 2005/00
原子力機構では、MOX燃料加工施設に適用できる確率論的安全評価手順の開発を行っている。この第一段階のハザード分析として、機能レベルでの故障モード影響解析(FMEA)手法を用いて可能性のある事故原因の候補(異常事象候補)を抜け落ちなく抽出し、次に抽出した異常事象候補から事故シナリオにリスク上有為な寄与を与える異常事象を選別するために異常事象候補が原因で想定される事故の発生頻度及び事故影響を概略的に評価し、選別用リスクマトリクスを用いて相対的なリスクの比較をもとに選別する方法を提案した。機能レベルでのFMEA手法は、工程を構成する設備・機器の機能の喪失に着目しその影響を解析する方法で、詳細な機器情報に依存せずに実施できる特徴を持つ。この方法を用いて仮想的に設定したモデルプラントを対象に分析を実施しその有用性を確認した。
小栗 朋美*; 中島 宏; 田中 進; 加速器遮蔽・原研・大学プロジェクト共同研究グループ
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.54 - 57, 2004/03
陽子加速器施設放射線遮蔽設計において、通路やダクトにおける放射線ストリーミング評価では、簡易計算式やモンテカルロ計算法が用いられる。これらの、中間エネルギー領域における精度評価を行うために、TIARA第1重イオン室への迷路状通路を用いて、放射線ストリーミング実験が行われた。ここでは、その実験データに基づき、モンテカルロコードMCNP-4Bと簡易計算式の計算精度評価を行った。モンテカルロ計算では、断面積データとしてHILO86群定数セットとLA150を用いた。中性子線量分布についてはモンテカルロ計算値は第3脚以外誤差50%以内で測定値と一致した。第3脚ではLA150による計算値はよく一致し、HILO86では約ファクター3過大評価した。簡易計算式は全体にファクター3以内で一致した。熱中性子束分布は両者ともファクター3過大評価した。
線量分布は誤差約50%で一致した。以上よりモンテカルロ計算は全体に50%の精度が、簡易計算手法はファクター3の精度があることが示され、これら手法の中間エネルギー領域における適用性が検証された。
杉山 政彦*; 仁田 眞*; 谷 恒夫*; 瀬口 忠男; 八木 敏明
Proc. of 46th Int. Wire and Cable Symp., p.1 - 5, 1997/00
ケーブル用高分子絶縁材料の放射線劣化とそのメカニズムについて、放射線により誘起される酸化と電気特性、さらにゲル分率、引張特性、EPMAによる酸化層の分析、微少高度測定、超音波顕微鏡による観察を行った。この実験結果により、放射線酸化により電気特性が変化すること、ゲル分率の変化が酸化層の割合によく対応していること、及び試料表面の酸化層がノッチ効果と呼ばれる引張試験時の破壊を誘起していることが確認された。
武久 正昭*; 斉藤 敏夫*; 高橋 徹*; 佐藤 利男*; 田中 進; 上松 敬; 谷口 周一*; 坂本 勇*
Cost-benefit Aspects of Food Irradiation Processing; IAEA-SM-328/22, p.243 - 257, 1993/00
工業利用、照射サービス、デモンストレーション用として世界で数ヶ所のX線照射施設が嫁働している。この報告では、1991年から照射サービス用として稼働しているRIC施設の概要、その施設で食品を照射した場合の性能をDEXコードにより計算した結果を述べる。計算結果から、X線の透過能力は、高密度の食品を大きいコンテナーに入れた場合の照射に有効であることが明らかとなった。また、食品照射用のコンベアシステムを開発すれば、X線は工業的な食品照射用線源として充分な性能を持つことが分かった。
松林 政仁; 鶴野 晃; 市川 博喜; 古平 恒夫; 白井 英次
Proceedings of 4th Asian Symposium on Research Reactors (ASRR-4), p.192 - 197, 1993/00
JRR-3M中性子ラジオグラフィ装置は1991年に完成し、その後原研内外の研究者との間で同装置を利用した協力研究が活発に行われてきている。その協力研究は、従来から中性子ラジオグラフィを利用してきた工学分野にととまらず、農学や生物医学の分野にまで及んでいるのが特徴である。農学においては、植物の根の成長及び土壌中の水の動態について研究がなされており、生物医学においては、マウス及びラットを用いてX線ラジオグラフィと相補な動物の内部情報を得ようとする研究がなされている。また工学分野においては、本装置の中性子テレビシステムを用いた流れの可視化が活発に行われている。特に気液二相流、沸騰流、液体金属の流れ等、他の実験手法に替え難い領域の流れの可視化においてその威力を発揮している。本報では、JRR-3中性子ラジオグラフィ装置を利用して行われた研究の成果を紹介する。
森 清治*; 小林 武司*; 関 泰; 関 昌弘
FAPIG, 0(124), p.2 - 11, 1990/03
核融合炉のトリチウム増殖ブランケットの開発計画に反映するため、その開発に必要な手順と試験項目を明らかにした。さらに研究開発に必要な施設のうち、放射線場以外での炉外試験施設(高熱負荷試験、伝熱流動試験、製造技術開発、健全性試験)について予備的な概念設計を実施した。
外川 織彦
JAERI-M 89-145, 93 Pages, 1989/10
原子力施設の平常運転時に大気へ放出される放射性核種によってもたらせる公衆の被曝線量を算出するための計算コードTERFOC-Nを開発した。本コードは、食物摂取及び呼吸による内部被曝、空気中の核種及び地表に沈着した核種からの直接線による外部被曝という4つの被曝経路からの個人線量の最大値及び集団線量を計算する。このうち、食物連鎖モデルは米国原子力規制委員会規制指針1.109のモデルを基礎とし、軽水炉以外の原子力施設に起因する線量もより現実的に評価することができるように改良・拡張した。本報告書では、使用したモデルと計算コードについて記述し、本コードを使用した計算例を示す。
