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外川 織彦; 奥野 浩
JAEA-Review 2023-043, 94 Pages, 2024/03
JAEA-Review-2023-043.pdf:1.53MB
日本語で記載された原子力防災分野の文書を英語に翻訳するために、災害対策基本法、原子力災害対策特別措置法及び原子力の安全に関する条約について、日本語と英語の対訳を調査した。調査結果を統合し、統一的な英対訳を選択した。この結果として、原子力防災分野における専門 用語の和英対訳表を作成し、提案した。
三成 映理子*; 樺沢 さつき; 三原 守弘; 牧野 仁史; 朝野 英一*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.793 - 803, 2023/07
被引用回数：2 パーセンタイル：50.96(Nuclear Science & Technology)As a series of studies to evaluate impact of mixed-oxide (MOX) fuel in light-water reactors (LWRs), post-closure long-term safety for various vitrified high-level radioactive waste (HLW) arising from the different fuel cycle intends to recycle Pu are examined. In this study, four fuel cycle scenarios with different ratio of spent MOX generated and two reprocessing options for each fuel cycle scenario are considered. One reprocessing option considers disposal of vitrified HLW generated separately from the reprocessing of spent UO
fuel and MOX fuel (separated HLW), and the other is blended vitrified UO-MOX HLW (blended HLW) generated during reprocessing whereby MOX spent fuel is diluted by UO spent fuel. First, the radionuclide inventories of those vitrified HLWs are discussed. Next, radionuclide migration analyses for geological disposal of those vitrified HLWs are evaluated. It has revealed that the disposal of blended HLW will not have an adverse effect on the long-term radiological impact compared to separated HLW. Results of this study can be used as a basis for considering the blending option as a viable alternative approach in the future for managing MOX fuel used in light-water reactors.
曽野 浩樹; 助川 和弘; 野村 紀男; 奥田 英一; 保全計画検討チーム; 品質管理検討チーム; 検査制度見直し等検討会
JAEA-Technology 2020-013, 460 Pages, 2020/11
JAEA-Technology-2020-013.pdf:13.46MB
2020年4月1日施行の原子炉等規制法及び関係法令に基づき行われる新しい原子力規制検査制度(新検査制度)の導入準備として、日本原子力研究開発機構(原子力機構)所管の新検査制度対象7事業施設(研究開発段階発電用原子炉施設,再処理施設,加工施設,廃棄物管理施設,廃棄物埋設施設,試験研究用原子炉施設及び核燃料物質使用施設)を対象に、それら施設の多様性,特殊性及び類似性を考慮しつつ、原子力規制検査に対応するための運用ガイド6種「保全文書ガイド」,「独立検査ガイド」,「溶接検査ガイド」,「フリーアクセス対応ガイド」,「PI設定評価ガイド」及び「CAP対応ガイド」を策定した。また、新検査制度下での品質マネジメントシステム及び保安規定の改定案を検討し、原子力機構内で典型的な規定類のひな形として取りまとめ、新たな保安・保全・品質管理活動体制の導入を完了した。規制当局及び事業者ともに新検査制度の運用に係る細部の調整は、新検査制度本運用後(2020年4月以降)も継続していることから、今後の本運用の実施状況とその調整結果を踏まえ継続的・段階的に改善していくこととする。
Herranz, L. E.*; Jacquemain, D.*; Nitheanandan, T.*; Sandberg, N.*; Barr
, F.*; Bechta, S.*; Choi, K.-Y.*; D'Auria, F.*; Lee, R.*; 中村 秀夫
Progress in Nuclear Energy, 127, p.103432_1 - 103432_14, 2020/09
被引用回数：4 パーセンタイル：16.23(Nuclear Science & Technology)WGAMA started on Dec. 31st 1999 to assess and strengthen the technical basis needed for the prevention, mitigation and management of potential accidents in NPP and to facilitate international convergence on safety issues and AM analyses and strategies. WGAMA addresses reactor thermal-hydraulics (Thys), in-vessel behavior of degraded cores, containment behavior and protection, and FP release, transport, deposition and retention, for both current and advanced reactors. This paper summarizes such WGAMA contributions in Thys, CFD and severe accidents, which include the Fukushima-Daiichi accident impacts on the WGAMA activities and their substantial outcomes. Around 50 technical reports have become reference in the related fields, which appear in References. Recommendations in these reports include further research, some of which have given rise to the joint projects conducted or underway within the OECD framework. Ongoing WGAMA activities are numerous and a number of them are to be launched in the near future, which are shortly mentioned too.
本岡 隆文; 山岸 功
JAEA-Review 2017-004, 157 Pages, 2017/03
JAEA-Review-2017-004.pdf:48.18MB
廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、福島第一原子力発電所の廃止措置の加速化や人材育成に資するため、国内外の研究協力を進めている。CLADSでは、「事故廃棄物の安全管理に関する研究カンファレンス(RCWM2016)」を2016年11月7日に、「放射性廃棄物保管の安全性研究に関する技術セミナー」11月8日に開催した。本報告書は上記研究カンファレンスと技術セミナーの講演要旨と発表資料を収録したものである。
岡本 孝司; 小川 徹
Proceedings of 2016 EFCOG Nuclear & Facility Safety Workshop (Internet), 3 Pages, 2016/09
福島第一原子力発電所廃止措置は、過去に経験のない数多くのチャレンジングな課題を克服していく必要がある。廃止措置に関する、世界的な経験や技術が廃止措置には必要となる。このため、2015年4月に原子力機構にCLADSが構築された。CLADSの目的は、福島第一原子力発電所の廃止措置に関する、マネージメント、研究及び開発である。廃止措置に関する研究開発を進めるだけではなく、国際的な研究活動をマネージすることにもある。本講演では、CLADSの現状を紹介する。なお、CLADSのオフィスは、2017年4月に、福島第一原子力発電所に近い富岡町に作られる予定である。
中島 健*; 板原 國幸*; 奥野 浩
Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.496 - 502, 2015/09
本論文では、2015年4月に日本原子力学会から発刊された「再処理施設の臨界安全管理における燃焼度クレジット適用手順:2014」(AESJ-SC-F025: 2014)の概要を述べる。同学会からは、既に60を超える標準が発刊されたが、その多くは、原子炉または廃棄物に対するものであった。また、10年前に同学会から発刊された「臨界安全管理の基本事項: 2004」(AESJ-SC-F004: 2004)では、臨界安全に関する基本的な考え方、核燃料を取り扱う施設の一般的な臨界安全の管理について記していたが、燃焼度クレジット採用の手順は含まれていなかった。この標準では、燃焼度クレジットを再処理工場に適用する上でこれら施設及び設備の設計、管理及び運転・保守に関わる者に対して具体的な手順を明確にして、臨界の防止に役立てることを目的にしている。
福島研究開発部門 福島環境安全センター
JAEA-Review 2014-051, 121 Pages, 2015/03
JAEA-Review-2014-051.pdf:64.45MB
東京電力福島第一原子力発電所の事故により汚染された広大な環境の除染のために、日本原子力研究開発機構は内閣府より「除染モデル実証事業」を受託し、避難区域内の11市町村16か所において広範な試験を行った。この大規模試験事業においては、個々の除染技術の適用性や効果に関する詳細で現実的なデータを得たのみならず、除染作業員の安全確保、コスト、発生する除染物の取扱いなどさまざまな情報を集約し、広域除染に関する知識基盤を国に対して提供することとなった。詳細な和文報告書はすでに別途公開されている。本報告書はその忠実な英訳ではなく、モデル事業終了後の実際の除染の進捗や除染に係る国際的な議論を加えて新たに執筆したものである。この第1分冊では、このような詳細で大規模な「除染モデル実証事業」を必要とした背景を含め、事業の全体成果をまとめた。第2分冊において当該事業で得られた成果の実際の除染事業への反映、事業終了後の線量の推移、除染に関する技術開発、実際の除染事業の進捗、および除染に関する国際的な議論などについて述べる。
安全性研究成果編集委員会
JAERI-Review 2005-009, 151 Pages, 2005/03
JAERI-Review-2005-009.pdf:31.04MB
日本原子力研究所(原研)は、国の定める原子力エネルギー開発・利用に関する長期計画や安全性研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで、原子力安全性研究を実施している。また、世界共通の原子力安全課題に関する情報の共有を図るとともに、原研の研究を補完する目的で国際協力を実施している。さらに、原子力施設の事故等に際し、国や地方自治体が行う緊急時対応や原因究明等の作業を技術面で支援することは、原研に求められる重要な役割の一つである。本報告書は、平成14年4月から平成16年3月までの2年間に原研において実施された原子力安全性研究の概要及び研究に用いられた施設について記載している。
安全性研究成果編集委員会
JAERI-Review 2004-010, 155 Pages, 2004/03
JAERI-Review-2004-010.pdf:16.43MB
日本原子力研究所(原研)は、国の定める原子力エネルギー開発・利用に関する長期計画や安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで、原子力安全性研究を実施している。研究対象の分野は、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究,放射性廃棄物安全性研究,安全性向上及び評価に関する先進技術の研究等である。また、世界共通の原子力安全課題に関する情報の共有を図るとともに、原研の研究を補完する目的で国際協力を実施している。さらに、原子力施設の事故等に際し、国や地方自治体が行う緊急時対応や原因究明等の作業を技術面で支援することは、原研に求められる重要な役割の一つである。本報告書は、平成13年4月から平成15年3月までの2年間に原研において実施された原子力安全性研究の概要及び研究に用いられた施設について記載している。平成13年11月に発生した浜岡原子力発電所1号機の配管破断事故について、原子力安全・保安院による事故調査に協力して実施した配管破断部調査、並びに東京電力の幾つかのBWRで見付かったひび割れが生じた炉心シュラウドについて、原子力安全委員会による安全評価書のレビューに協力して実施した健全性評価の概要も記載した。
14年度安全性試験研究センター計画調査室
JAERI-Review 2003-040, 298 Pages, 2004/01
JAERI-Review-2003-040.pdf:24.14MB
日本原子力研究所は、国の安全規制を技術的に支援するために、原子力安全委員会が定める安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで原子力安全性研究を実施している。研究対象の分野は、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究,放射性廃棄物安全性研究,安全性向上及び評価に関する先進技術の研究等である。本報告書は、平成13年4月から平成15年3月までの2年間に原研において実施された原子力安全性研究の概要についてまとめたものである。
JMTR計測用配管水漏れ調査検討委員会
JAERI-Review 2003-014, 117 Pages, 2003/03
JAERI-Review-2003-014.pdf:27.62MB
日本原子力研究所大洗研究所材料試験炉(JMTR)において、平成14年12月6日に、漏水検知器の警報が発報し、平成14年12月10日、一次冷却系統の精製系統充填ポンプNo.1の出口配管に取り付けられた圧力計導管に水漏れが確認された。日本原子力研究所では、所内外の専門家から構成する「JMTR計測用配管水漏れ調査検討委員会」を平成14年12月16日に設置して、平成15年1月6日までに公開による委員会を3回開催し、水漏れ発生の原因と対策及び安全管理への取組みについて検討を行った。本報告書は水漏れ発生の原因と対策及び安全管理への取組みについて取りまとめたものである。
安全性研究成果編集委員会
JAERI-Review 2002-030, 143 Pages, 2002/11
JAERI-Review-2002-030.pdf:16.51MB
日本原子力研究所は、国の定める原子力エネルギー開発・利用に関する長期計画や安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで、原子力安全性研究を実施している。研究内容には、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究,放射性廃棄物安全性研究,安全性向上及び評価に関する先進技術の研究等が含まれる。また国際協力により世界共通の原子力安全課題に関する情報の共有を図っている。本報告書は、2000年4月から2002年4月までの期間に日本原子力研究所において実施された原子力安全性研究を要約したものである。
大越 実
保健物理, 37(3), p.197 - 207, 2002/09
クリアランスは、原子力施設の廃止措置等に伴って発生する放射能レベルの低い廃棄物等を管理するために有効な概念であり、1996年にIAEAによって導入された。原子力安全委員会は、原子炉施設から発生する固体状物質を対象にクリアランスレベルを算出し、1999年と2001年に報告書をとりまとめた。また、ECも、金属,コンクリート,建物及びその他の固体状物質をクリアランスするための指針を作成した。IAEA及び米国NRCは、現在クリアランスレベルの検討を行っているところである。本解説では、国内外におけるクリアランスレベルの検討状況について述べるとともに、クリアランスの概念を理解するための情報及び関連する検討課題について述べる。
柳原 敏
デコミッショニング技報, (25), p.2 - 11, 2002/03
本報告はOECD/NEAにおける廃止措置の最近の活動をまとめたものである。OECD/NEAにおいては、現在3種類の活動が進行しているが、その一つに1985年から進めている廃止措置活動の情報交換に関する協力がある(CPD計画)。本協力には、現在14ヵ国から39プロジェクトが参加し廃止措置プロジェクトの進捗や技術開発に関する情報交換,また、作業部会による廃炉費用評価,廃棄物再利用等に関する調査検討を実施している。他方、平成13年からは廃炉費用と政策に関する調査と検討を実施する活動,さらに、廃止措置における物質管理と安全評価に関する検討も始められ、廃止措置における安全基準のあり方等の検討が行われる予定である。我が国においても、原子力施設の廃止措置に関する検討は必須であり、これらの活動を参考により安全で効率的な廃止措置を進めるための政策を検討する必要がある。
安全性研究成果編集委員会
JAERI-Review 2001-032, 126 Pages, 2001/10
JAERI-Review-2001-032.pdf:10.42MB
日本原子力研究所は、国の定める原子力エネルギー開発・利用に関する長期計画や安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで、原子力安全性研究を実施している。研究内容には、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究,放射性廃棄物安全性研究,安全性向上及び評価に関する先進技術の研究等が含まれる。また、国際協力により世界共通の原子力安全課題に関する情報の共有を図っている。本報告書は、1999年4月から2001年3月までの期間に日本原子力研究所において実施された原子力安全性研究を要約したものである。
浅香 英明; 安濃田 良成; 久木田 豊*; 大津 巌
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(12), p.905 - 915, 1998/12
被引用回数：15 パーセンタイル：74.74(Nuclear Science & Technology)原子炉冷却系の2次側減圧操作は、種々の事故シナリオにおいて炉心の冷却を維持する上で有効であると考えられている。特に1次系の冷却材損失を防ぎつつ炉心冷却を促進できる観点から注目されている。PWR小破断LOCA時に高圧注入系が不動作の場合について、2次側減圧操作の有効性をROSA-V/LSTF実験とRELAP5解析により検討した。2次側減圧速度と減圧開始時間が炉心水位や燃料被覆管表面最高温度(PCT)に与える影響を種々の破断面積について解析的に調べた。その結果、PCTは破断面積が1%から1.5%の間で最も高くなることが示された。また、極大PCTを制限するための減圧速度と減圧開始時間に関する条件を明らかにした。さらに、減圧速度の限界についても論じられている。
関 泰
プラズマ・核融合学会誌, 74(9), p.939 - 943, 1998/09
欧州においてなされた二つの核融合炉の環境安全性検討プロジェクトSEAFP(Safety and Environmental Assessment of Fusion Power)とSEAL(Safety and Environmental Assessment of Fusion Power - Long Term)の概要を文献に基づいて紹介する。
熊丸 博滋*; 久木田 豊*; 浅香 英明; M.Wang*; 大谷 悦男*
Nuclear Technology, 126(3), p.331 - 339, 1998/00
被引用回数：9 パーセンタイル：57.16(Nuclear Science & Technology)ROSA-V LSTF実験及びRELAP5/MOD3コード解析により、小破断LOCA時に炉心冷却を維持する手段として、PWR1次系の減圧操作が有効であるかを調べた。ここでは、HPIの全故障を仮定した。レグ断面積の2.5%以上のコールドレグ破断では、破断口からの冷却材流出により、1次系はACC及びLPI作動圧力まで低下し、炉心燃料棒表面温度は~1000K以下に維持される。しかし、1%以下の破断では、ACCを作動させるには追加的な減圧が必要である。加圧器のPORVを使用した減圧は1次系をACC及びLPI注入圧まで低下するのに有効であるが、その場合でも燃料棒表面温度は1473Kの安全基準近くまで上昇する。
安濃田 良成; 片山 二郎*; 久木田 豊; R.Mandl*
Power Plant Transients,1992; FED-Vol. 140, p.89 - 96, 1993/00
ROSA-IV/LSTF装置を用いて、全電源喪失時の2次系減圧操作に関する実験を行った。原子炉の全電源喪失事故は、極めて起こりにくい事故ではあるが、原子炉リスクを考えるうえで重要である。本事故シナリオでは、発電所外および所内の全ての動力用電源(非常用電源も含む)が使用不能であり、かつタービン駆動補助給水系が不作動であると仮定した。この様な事故がシビアアクシデントに拡大することを防止する手段として、2次系減圧操作の有効性について実験した。この操作は、給水ポンプ停止後も給水ラインに残留している未飽和水が減圧沸騰する際の体積膨張によって、蒸気発生器2次側に噴出する効果を利用するものである。実験では、この操作によって、1次系圧力が急低下し、加圧器内に保持されていた1次冷却材が減圧沸騰により押出され、炉心に移行した。その結果、炉心は冠水し、冷却が維持された。
