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村上 健太*; 新井 拓*; 山田 浩二*; 門間 健介*; 辻 峰史*; 中川 信幸*; 鬼沢 邦雄
Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 3 Pages, 2024/03
本論文では、長期運転に関連する日本の規制規則、規格、業界ガイドを国際安全規格と体系的に比較することにより、日本の規格・基準の将来像を検討し、日本の規格制度が国際安全規格の勧告を概ね満たしていることを確認した。日本の規格・基準の将来的な改善に関する提言は、5項目に要約された。
川村 奨; 菊地 将宣; 細谷 俊明
JAEA-Technology 2021-041, 103 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2021-041.pdf:8.7MB
JRR-3原子炉施設は、平成25年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準を受け、新たに基準地震動を策定し平成30年11月に設置変更許可を取得した。その後、新たに策定された基準地震動を用いて本原子炉施設に設置されている制御棒について地震時の挿入性評価を実施し、その評価結果について令和2年10月及び令和3年1月に設計及び工事の計画の認可を取得した。本報告書は、設計及び工事の計画の認可を受けた制御棒の挿入性のうち、中性子吸収体及びフォロワ型燃料要素の地震時の挿入性について新たに時刻歴応答解析を実施し、その挿入性が既認可の評価に比べ十分な余裕を有することを確認した結果を示すものである。
菊地 将宣; 川村 奨; 細谷 俊明
JAEA-Technology 2021-040, 86 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2021-040.pdf:3.26MB
JRR-3原子炉施設では、平成25年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準を受け、新規制基準適合性確認のため新たに基準地震動を策定し、当該地震動を用いて本原子炉施設に設置されている設備、機器、構築物の耐震評価を実施した。本報告書は、耐震評価を実施した設備、機器、構築物のうち、時刻歴応答解析で耐震裕度の厳しい結果が得られた制御棒駆動機構及び制御棒駆動機構案内管について、より詳細な評価手法である疲労評価を採用し、評価した結果を示すものである。評価の結果、制御棒駆動機構及び制御棒駆動機構案内管は十分な耐震裕度を有していることを確認した。
2020年9月)与能本 泰介; 中島 宏*; 曽野 浩樹; 岸本 克己; 井澤 一彦; 木名瀬 政美; 長 明彦; 小川 和彦; 堀口 洋徳; 猪井 宏幸; et al.
JAEA-Review 2020-056, 51 Pages, 2021/03
JAEA-Review-2020-056.pdf:3.26MB
「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」は、原子力科学研究部門、安全・核セキュリティ統括部、原子力施設管理部署、安全研究・防災支援部門の関係者約10名で構成され、機構の施設管理や規制対応に関する効果的なグレーデッドアプローチ(安全上の重要度に基づく方法)の実現を目的としたグループである。本グループは、2019年の9月に活動を開始し、以降、2020年9月末までに、10回の会合を開催するとともに、メール等も利用し議論を行ってきた。会合では、グレーデッドアプローチの基本的考え方、各施設での新規制基準等への対応状況、新検査制度等についての議論を行なうとともに、各施設での独自の検討内容の共有等を行っている。本活動状況報告書は、本活動の内容を広く機構内外で共有することにより、原子力施設におけるグレーデッドアプローチに基づく合理的で効果的な安全管理の促進に役立つことを期待し取りまとめるものである。
与能本 泰介; 峯尾 英章; 村山 洋二; 芳原 新也*; 中島 健*; 中塚 亨; 上坂 充*
日本原子力学会誌ATOMO
, 63(1), p.73 - 77, 2021/01
研究炉等が長期にわたり運転を停止していることは原子力人材の育成等に大きな影響を与えている。本報告ではグレーデッドアプローチを適用した適切な規制対応方法を整備し実践するための課題を分析し抽出するとともに、解決のための取組みを関係組織に提言する。
小野 正人; 塙 善雄; 園部 博; 西村 嵐; 菅谷 直人; 飯垣 和彦
JAEA-Technology 2020-010, 14 Pages, 2020/09
JAEA-Technology-2020-010.pdf:1.74MB
平成25年12月18日に施行された「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」の適合性確認のために、高温工学試験研究炉における航空機落下確率を評価した。評価は、「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について」を参考にして、原子炉建家, 使用済燃料貯蔵建家及び冷却塔を標的として実施した。その結果、落下確率は5.98
10
(回/年)であり、基準である10
(回/炉・年)を下回り、防護設計が不要であることを確認した。さらに、落下確率の大きい事故については、事故件数の増加を仮定して評価を行い、評価基準に対する裕度を確認した。
求 惟子; 秋山 佳也; 村尾 裕之
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021115_1 - 021115_11, 2020/04
NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)は、TRIGA-ACPR型(Annular Core Pulse Reactor: 円環炉心パルス炉; GA社製)の研究炉で、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。福島第一発電所の事故後の新規制基準において、研究炉は施設のリスクに応じた規制(グレーデッドアプローチ)が行われている。グレーデッドアプローチを適用するにあたってNSRR施設のリスクレベルを明らかにするため、外的事象によって受ける周辺の公衆の放射線影響について評価した。そのうち、地震及び地震に伴って発生する津波並びに竜巻によってNSRRの安全機能を喪失した場合の影響評価の結果について報告する。評価の結果、地震及びそれに伴って発生する津波並びに竜巻よってNSRRの安全機能を喪失した場合においても、周辺の公衆の実効線量が5mSv/eventを下回ることから、NSRR施設のリスクが小さいことを確認した。
求 惟子; 秋山 佳也; 村尾 裕之
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07
NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)は、TRIGA-ACPR型(Annular Core Pulse Reactor:円環炉心パルス炉; GA社製)の研究炉で、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。福島第一発電所の事故後の新規制基準において、研究炉は施設のリスクに応じた規制(グレーデッドアプローチ)が行われている。グレーデッドアプローチを適用するにあたってNSRR施設のリスクレベルを明らかにするため、外的事象によって受ける周辺の公衆の放射線影響について評価した。そのうち、地震及び地震に伴って発生する津波並びに竜巻によってNSRRの安全機能を喪失した場合の影響評価の結果について報告する。評価の結果、地震及びそれに伴って発生する津波並びに竜巻よってNSRRの安全機能を喪失した場合においても、周辺の公衆の実効線量が5mSv/eventを下回ることから、NSRR施設のリスクが小さいことを確認した。
植木 太郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.312 - 322, 2016/03
被引用回数：7 パーセンタイル：55.03(Nuclear Science & Technology)モンテカルロ法臨界計算では、平衡核分裂源分布が、世代間の自己相関の影響下にある。したがって、自己相関の観点から、世代の繰り返し数の充分さを判断することが必要とされている。一方、各世代の計算値と世代間平均値との差を標準偏差でスケーリングして構成される標準化時系列関数は、中心極限定理上の収束に伴い、自己相関の度合いに関係なく、ブラウン運動の有効統計量であるブラウン橋に収束することが知られている。本論文は、標準化時系列関数のフラクタル次元をブラウン橋のフラクタル次元と比較することにより、中心極限定理上の収束の達成度を診断できることを報告する。加圧水型原子炉の出力分布問題およびMennerdahl氏により提唱された臨界問題に関して、診断例を報告する。
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。
堤 智昭*; 足立 利華*; 高附 巧*; 根井 大介*; 亀谷 宏美*; 等々力 節子*; 菊地 正博; 小林 泰彦; 松田 りえ子*; 手島 玲子*
食品照射, 49(1), p.9 - 15, 2014/12
2-アルキルシクロブタノン(ACB)法は、食品中の脂質から放射線照射(以下、照射)に特異的に生じる2-ドデシルシクロブタノン(DCB)と2-テトラデシルシクロブタノン(TCB)を検知指標として、照射の有無を判定する定性試験法である。本研究では、我々が既に報告しているACB法の単一試験室における性能評価法を用いて、汎用されているACB法であるヨーロッパ標準分析法(EN1785)の液卵, カマンベールチーズ, ソーセージ、及びウナギ白焼き対する適用性を評価した。未照射の各食品から抽出した脂肪を陰性試料にDCB及びTCBを0.05
g/g lipid添加した脂肪を陽性試料とした。各食品について4個の陰性試料、及び16個の陽性試料を分析し、本法の検知性能を評価した。本法は各食品の陰性及び陽性試料を全て正しく判定でき、これらの食品への適用が妥当であると判断できた。次に妥当性評価した本法の検知性能を確認するため、未照射及び
線照射(0.5-4kGy)した上記と同種の食品を本法により分析した。その結果、全ての試料について照射の有無を正しく判定することができ、実用されている線量で照射された食品に対して十分な検知性能を有していた。
C operation of the HTTR坂場 成昭; 大橋 弘史; 武田 哲明
Journal of Nuclear Materials, 353(1-2), p.42 - 51, 2006/07
被引用回数：9 パーセンタイル：53.38(Materials Science, Multidisciplinary)HTTRの中間熱交換器(ハステロイXR製)におけるトリチウム透過の防止は、高温ガス炉に化学プラントを接続する際の重要な課題の一つである。本報では、HTTRに水素製造装置を接続する際に化学プラントであるISシステムの非原子力級可に資するため、HTTRの高温試験運転における実測値をもとに水素透過を保守的に評価した。ハステロイXRの活性化エネルギー及び頻度因子は、707Kから900Kにおいて、それぞれ、65.8kJ/mol, 7.810
m
(STP)/(m
sPa
)と評価された。これらの値は、従来の値と同程度である。また、最確値による評価の結果から、トリチウム透過を妨げる酸化膜が伝熱管表面に形成されていることが示唆された。
中平 昌隆; 武田 信和
保全学, 4(4), p.47 - 52, 2006/01
ITER(国際熱核融合実験炉)の構造技術基準は、ITERが核分裂炉と比較して全く異なる安全上の特徴と構造機器を有し、製作及び検査の観点から新しい技術を導入する必要があるため、革新的なものが必要である。この核融合構造技術基準は国際性が重要であることを勘案し、日本とASMEとで共同開発を開始した。本論文は、ITERの特徴を安全性,設計及び製作の観点から抽出し、核融合構造技術基準を開発する考え方を提案するものである。
Kuznetsov, S. A.*; 林 博和; 湊 和生; Gaune-Escard, M.*
Journal of Nuclear Materials, 344(1-3), p.169 - 172, 2005/09
被引用回数：26 パーセンタイル：84.04(Materials Science, Multidisciplinary)使用済み燃料の乾式再処理プロセスの検討では溶融塩中のアクチニドとランタニドの分離係数が重要である。723から823KにおいてUCl
とLaClを含んだLiCl-KCl共晶溶融塩試料のボルタンメトリを行い、ウランとランタンの還元ピークからそれぞれの式量電位を求め、ウランとランタンの分離係数を導出した。また、U
イオンの拡散係数,U(III)/U(0)電極反応の電子授受速度など速度論的定数を測定した。
鈴木 孝昌*
JAERI-Review 2005-030, 37 Pages, 2005/08
JAERI-Review-2005-030.pdf:2.28MB
産業部門のエネルギー消費が石油危機以降横ばいで推移してきたのに対して、運輸部門(旅客部門及び貨物部門)のエネルギー消費は、大幅に増加した。旅客部門のエネルギー消費の増大は、自家用乗用車による輸送の増加に起因するものであり、貨物部門のエネルギー消費の増大は、輸送モードのトラックへのシフトを反映したものである。現在では、運輸部門における主たる輸送機関は、エネルギー消費量からみても輸送量からみても自動車(乗用車,トラック)となっている。このため、運輸部門のエネルギー消費を抑制するためには、自動車に重点をおいた省エネルギー対策を進めることが重要である。本調査報告は、運輸部門、特に自動車の省エネルギー方策について調査し、取りまとめたものである。本調査を通じて、特に、トップランナー基準適合車の拡大・普及,ハイブリッド自動車の開発利用,アイドリングストップ装置搭載車の導入等の技術・施策が、運輸部門の省エネルギーに有効であることがわかった。
and UCl dissolved in a LiCl-KCl eutectic meltKuznetsov, S. A.*; 林 博和; 湊 和生; Gaune-Escard, M.*
Journal of the Electrochemical Society, 152(4), p.C203 - C212, 2005/04
被引用回数：108 パーセンタイル：94.63(Electrochemistry)LiCl-KCl共晶溶融塩中のウランの電気化学的挙動を測定した。ボルタンメトリ等の結果からU(IV)/U(III)及びU(III)/Uの酸化還元電位を求め、LiCl-KCl共晶溶融塩中のUCl及びUClの熱力学的性質を導出した。また、ボルタンメトリ,クロノポテンシオメトリ,クロノアンペロメトリ測定等の結果からU(IV)及びU(III)イオンの拡散係数を導出した。さらに、U(IV)イオンを含んだLiCl-KCl共晶溶融塩中に酸化物イオンを加えた場合の電気化学的挙動についての知見を得た。
三枝 純; 川崎 克也; 三原 明; 伊藤 光雄; 吉田 真
Applied Radiation and Isotopes, 61(6), p.1383 - 1390, 2004/12
被引用回数：28 パーセンタイル：84.49(Chemistry, Inorganic & Nuclear)線スペクトロメトリ法により体積試料の放射能測定を行う際、各試料に固有の効率曲線が必要となる。環境試料の放射能測定や緊急時の試料測定においては、100keV以下の低エネルギー線を放出する核種の評価が重要となる。ここでは、代表点法を用いて体積試料に対するHPGe検出器の効率を評価するとともに、低エネルギー線に対する効率曲線を評価するうえで重要な補正因子となる自己吸収効果について詳細に検討した。また、代表点法を種々環境試料の測定に適用し実務へ活用するうえでの基礎データとした。
線放射化分析法による鉄鋼標準物質中の微量なヒ素とアンチモンの定量木村 敦; 大島 真澄
鉄と鋼, 90(12), p.1004 - 1009, 2004/12
鉄鋼スクラップの利用拡大や高機能鋼の発展に伴い、微量不純物元素(トランプエレメント)をsub-ppmオーダーで定量する技術の確立が大きな問題となっている。そこで、本研究では、われわれのグループが開発した多重線放射化分析法を用いて鉄鋼中のAs, Sbの定量を行った。その結果、定量値は数%0.1ppmの幅広い範囲で認証値とよく一致した。定量下限値は従来の放射化分析法と比べて大きく改善し、定量下限はAsで0.01ppm、Sbで0.005ppmであることが確認された。また、定量値のばらつきを求めるために繰り返し測定を行ったところ、ppmオーダーの測定に対して定量値のばらつきは10%以下のsub-ppm程度と十分に小さく、本手法は定量手法として精度が高いことが確認された。以上の結果から、本分析法により、鉄鋼中の微量As, Sbが化学分離を伴わずに高確度で定量できることが確認された。
-中性子即発線分析による土壌及び底質標準物質の多元素定量松江 秀明; 米澤 仲四郎
分析化学, 53(7), p.749 - 751, 2004/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Chemistry, Analytical)法に基づく中性子即発線分析法(-PGA)により、日本分析化学会が調製した金属添加褐色土標準物質(JASC401),森林土壌標準物質(JASC411)及び独立行政法人産業技術総合研究所計量標準総合センター(NMIJ/AIST)が調製した海底質標準物質(NMIJ CRM 7302-a)及び湖底質標準物質(NMIJ CRM 7303-a)の多元素定量を行った。-PGAでは、元素の相対濃度が求められるが、絶対濃度は直接求められない。このため、標準添加法によりTiの定量を行い、これをもとに、-PGAによりそのほかの元素の絶対濃度を求めた。その結果、試料に応じて、1115元素を定量することができ、分析値は、認証値あるいは参考値とほぼ10%以内で一致した。
清水 滋; Zhang, Q.; 梶本 与一; 川崎 朋克; 藤井 克年
JAERI-Tech 2003-095, 52 Pages, 2004/01
JAERI-Tech-2003-095.pdf:2.66MB
国際標準化機構の国際規格ISO4037-1では、放射線防護用測定器の性能試験に用いるX線基準場が設定され、世界的に適用している。原研の現行のX線基準場は、国内の利用を前提として構築されているため国内規格に適合しているが、上記国際規格とは異なっている。このため、国際的な性能試験に対応させるため、国際規格に準拠したNarrow series, Wide series及びHigh air-kerma seriesのX線基準場を、原研放射線標準施設棟の中硬X線照射装置を用いて整備した。本論文では、整備したX線場の線質設定,各線量単位のX線スペクトル等の評価を行うとともに、上記国際規格の線質やX線スペクトルとの比較を行った。この結果、原研のX線基準場の線質は、国際規格の線質とよく一致していることが確認でき、これにより放射線防護用測定器の広範囲な性能試験を国際規格に基づいて実施できることになった。
