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金盛 正至
JNC TN8440 2001-018, 50 Pages, 2001/12
JNC-TN8440-2001-018.pdf:1.31MB
平成11年9月30日10時35分頃、茨城県東海村にある核燃料加工会社ジェーシーオー(以下「JCO」という)において臨界事故が発生した。本資料は国の防災対策の専門家としての現地での活動についてとりまとめたものである。JCOでは臨界事故の発生を想定していなかったため、中性子測定器がなく、臨界を終息させる機材もなかった。サイクル機構には国等から通報と派遣専門家の派遣の要請があった後、速やかに専門家を派遣した。この段階における事故対策上の課題は以下の4点であった。(1)事故状況、放射線状況等の事実関係の把握、(2)臨界事故の終息可能性の検討、(3)サイト周辺住民の退避のための情報発信、(4)女性を含め100名を超える社員等の身体汚染の把握と退避の検討。これらの課題については、JCOサイト内で検討を行い、臨界事故を終息させることができた。この報告は、これらの課題の関係者による解決の経過について報告するものである。
伊東 康久; 野田 喜美雄; 菊地 正行; 石川 久
JNC TN8410 2001-018, 67 Pages, 2001/04
JNC-TN8410-2001-018.pdf:2.96MB
プルトニウム燃料工場屋外器材ピット(Bピット)(以下「Bピット」という。)の廃棄物取出し作業は、平成9年9月、安全総点検において確認事項として摘出し、一般作業計画により平成10年6月8日から開始された。平成10年6月25日、廃棄物整理作業中、廃棄物中に放射能汚染物を発見し、さらに、作業者3名の作業衣及び靴底等にも汚染が検出された。作業者の身体サーベイ、鼻スミヤの結果、また、肺モニタ及び精密型全身カウンタでの測定の結果、皮膚汚染はなく内部被ばくもなかった。発見された汚染物等について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムによる汚染と判明した。その後、Bピット内の放射線モニタリングを実施し、廃棄物表面から有意な値(
放射能:8.2
10-3Bq/cm2、
放射能:1.210-2Bq/cm2)を検出したことから当該廃棄物について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムを確認した。なお、廃棄物周辺の線量当量率、空気中放射性物質濃度については検出下限値未満であった。上述のとおりピット内に保管されていた廃棄物の一部の表面に汚染が検出されたため、6月25日にテントハウス内を一時管理区域に設定し、ピットからの汚染拡大防止策として、ピット上部をビニルシート及び防炎シートにて密封した。その後の廃棄物取出し作業は、ピット上部に作業囲いを設置し、作業囲い内にグリーンハウス(以下「GH」という)を3段(GH-1.2.3、ピットはGH-1内)設置して、特殊放射線作業で実施した。作業区域の空気中放射性物質濃度の管理は、GH-1内を連続監視ができるようにダストモニタを設置し、その他についてはエアスニッファを設置して実施した。線量当量率、表面密度の管理は、定点を定め測定した。また、ピット内は第2種酸素欠乏危険場所として指定し、有毒ガス及び酸素濃度の管理が行われた。作業は防護装備を全面マスク及びタイベックスーツ並びに保護手袋着用とし、3名/班で実施された。作業中、毎日GH-1.2.3内の放射線状況を確認し作業者へ周知してきた。放射線状況は全て検出下限値未満であった。廃棄物取出し作業は平成10年11月中旬に終了し、ピット内の清掃後、平成10年12月初旬からピット内の汚染検査及び一時管理区域解除の為の処置を実施して、平成11年1月13日に屋外器材ピット(Bピット)の一時管理区域を解除した。取
高嶋 秀樹; 叶野 豊; 江森 修一; 進藤 勝利
JNC TN9410 2000-001, 20 Pages, 1999/12
JNC-TN9410-2000-001.pdf:1.84MB
高速実験炉「常陽」では、平成10年2月24日から平成11年6月28日の期間にかけて、第12回定期検査が実施された。本定期検査は、当初予定されていた作業に安全対策等の工事作業が加わり3ヶ月程度期間が延長されている。期間中の被ばく管理については、予想総被ばく線量当量約407人・mSvに対して実績被ばく線量当量は263.92人・mSvであった。これらのことを含め、今回の定期検査は適切な放射線作業計画の基に行われたことが確認できた。本報告書は、第12回定期検査で行った被ばく管理結果について、これまでの定期検査の実績を基にとりまとめた。
棚井 憲治; 岩佐 健吾; 長谷川 宏; 郷家 光男*; 堀田 政國*; 納多 勝*
JNC TN8400 99-044, 140 Pages, 1999/11
原子力委員会原子力バックエンド対策専門部会報告書「高レベル放射性廃棄物の地層処分研究開発等の今後の進め方について」では、人工バリアと処分施設の設計、製作・施工、建設などに関し、安全性を実現するための信頼性の高い人工バリア並びに処分施設についての設計要件を提示するとともに、これらが現実的な工学技術によって合理的に構築できることを示すこととされている。そのため、本報告書では、これらの目標に対して、地層処分場地下施設のレイアウト設計の考え方や設計要件を整理するとともに、それらに基づいてより現実的な設計を行うために我が国の幅広い地質環境を参考に仮想的な地質モデルを設定した。それに基づいて実際に硬岩系および軟岩岩盤を対象とした地下施設のレイアウト設計を試みた。また、建設、操業、埋め戻しそれぞれに必要となる地上施設および設備について、カナダEISレポートや建設、操業、埋め戻し技術の検討結果から、地上施設のレイアウト例を示した。さらに、国の基本方針等を前提条件とし、建設・操業・埋め戻しの各技術の検討結果に基づいた建設開始から閉鎖終了までの全体スケジュールの検討を行い、概念的なスケジュールの例示を行った。
杉田 裕; 藤田 朝雄; 棚井 憲治; 長谷川 宏; 古市 光昭*; 奥津 一夫*; 三浦 一彦*
JNC TN8400 99-039, 58 Pages, 1999/11
高レベル放射性廃棄物の処理処分に関しては、最終的には人間の生活圏から隔離することが必要との考え方に基づき、安定な形態にガラス固化し、30年間から50年間程度の冷却のための一時貯蔵をした後、地下の深い地層中に処分(地層処分)を行うことが基本方針とされている。処分場を積極的に埋め戻すという概念は地層処分に固有のものである。処分場の地下施設を埋め戻すのは、たとえば人工バリアを設置するために地下深部に掘削された坑道を空間のまま放置しておくと、地圧の作用により坑道の力学的安定性が損なわれたり、坑道そのものが地下水の卓越した水みちとなるなど、処分場に求められるバリア性能に有意な影響を及ぼすことが想定されるからである。これらバリアシステムに影響を与える要因を排除するため、廃棄体が定置された後の地下深部に掘削された坑道等は適切に処置しておく必要がある。廃棄体定置後に残された地下施設を埋め戻す材料を埋め戻し材という。本報告では、埋め戻し材として検討した。ここでは、混合する骨材として地下施設の建設時に大量に発生するずり(岩盤の破片)を模擬した礫およびケイ砂を用いた。また、埋め戻しでは必要に応じてプラグやグラウトを設置することとなる。プラグはその機能によってコンクリート材と粘土材が考えられ、グラウトもこれと同様のものが考えられる。本報告では、埋め戻しの概念、骨材混合体の諸物性、埋め戻し材、プラグ、グラウトの機能、施工法、工程についてとりまとめた。さらに、埋め戻し材、プラグ、グラウトの材料である骨材混合体、コンクリート材および粘土材料ごとに品質管理項目を抽出した。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC TN9360 95-002, 98 Pages, 1995/11
本報告書は、第29サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、30サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、29サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・「もんじゅ」燃料ピン照射試験、改良オーステナイト被覆燃料ピン照射試験、太径燃料ピン照射試験、フェライト鋼被覆燃料照射試験、太径中空燃料ピン照射試験、炭・窒化物燃料照射試験(以上B9)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・「もんじゅ」被覆管材料照射(CMIR-5)・大学連合からの受託照射(SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)・実証炉炉心候補材料の高精度照射特性把握(MARICO-1)・実証炉構造材料強度基準策定(EXIR-1)また、29サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の71,800(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の71,800(MWd/t)である。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC TN9360 95-001, 104 Pages, 1995/11
本報告書は、第28サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、29サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、28サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・大学連合からの受託照射(SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、28サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の69,200(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)である。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC TN9360 94-002, 100 Pages, 1994/02
本報告書は、第27サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、28サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、27サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・改良オーステナイト被覆燃料ピン照射、太径燃料ピン照射、日米共研フェライト鋼被覆燃料照射、「もんじゅ」燃料ピン照射、軸非均質燃料照射、高Am-241燃料照射(以上B8)・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・燃料被覆管材の開発(CMIR-4)・大学連合からの受託照射(CMIR,SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、27サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の68,600(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)である。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC TN9360 94-001, 95 Pages, 1994/02
本報告書は、第26サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、27サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、26サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・改良オーステナイト被覆燃料ピン照射、太径燃料ピン照射、日米共研フェライト鋼被覆燃料照射、「もんじゅ」燃料ピン照射、軸非均質燃料照射、高Am-241燃料照射(以上B8)・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・燃料被覆管材の開発(CMIR-4)・大学連合からの受託照射(CMIR、SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、26サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD406の68,100(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)である。
環境技術課*
PNC TN9080 93-001, 25 Pages, 1992/12
大洗工学センターの今後の業務展開を見通した場合、従来の廃棄物管理計画になかった廃棄物が多量に発生する状況にある。そのため中長期に渡り、大洗工学センターの研究開発の円滑な推進を図り、かつ廃棄物管理方策の効率的に展開を進めていくため具体的な施策として、固体廃棄物処理技術開発施設(仮称)の建設が不可欠なものとの結論に至った。本計画書は、固体廃棄物処理技術開発施設の建設計画を進める上で必要となる同施設の必要機能、工程等の基本仕様及び概念を取りまとめたものである。
澤田 周作*; 大橋 正久*; 金戸 邦和*
PNC TJ9124 91-002, 331 Pages, 1991/03
高速実証炉「常陽」では、照射用炉心の長期的な運転計画、運転管理の検討のため、炉心湾曲解析コード"HIBEACON"の機能を充実し、湾曲挙動特性を迅速、かつ精度良く計画できるように改良してきた。本件は、炉心湾曲解析の入力となるラッパ管温度、中性子束分布を計算する"HITETRAS"コードを、これまでに改良を加えてきた上記"HIBEACON"コードと連係が取れるように改良し、ラッパ管温度、中性子束計算から炉心湾曲解析までの一連の計算が出来るようにするとともに、上記改良を施したコードを用いて、「常陽」MK-IIIの炉心湾曲解析を実施し、MK-IIIの湾曲特性を明らかにすることを目的とする。上記目的に基づき、下記を実施した。 1)炉心湾曲解析コードの改良 a.HITETRASコードにおける温度、中性子束の出力機能の改良 これまでのHIBEACONコードの改良に対応して、ラッパ管温度、中性子束の出力方式の改良を行った。 b.HITETRASコードのプログラムサイズの可変化 COMMON変数に対し、INCLUDE文、及びPARAMETER文を使い、解析対象に応じてプログラムサイズを変更できるようにした。 c.HIBEACONコードの改良 下記 2)の「常陽」MK-III炉心湾曲解析を実施するに当たり必要となった以下の改良を実施した。 a)ラッパ管間ギャップ計算方の変更 b)自由湾曲量成分出力機能の追加 c)リスト出力項目選択機能の追加 2)「常陽」MK-III炉心湾曲解析 「常陽」MK-IIIは、高中性子束化、炉心の2領域化、照射スペースの増加等、MK-II炉心から大きく異なる炉心特性を有する。そこで、改良した"HIBEACON"コード及び"HITETRAS"コードを用い、MK-III炉心の湾曲挙動を解析し、炉心湾曲の観点から健全性の面で特に問題になることはないことが明らかとなった。