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山口 正秋; 鈴木 祐二*; 樺沢 さつき; 加藤 智子
JAEA-Data/Code 2024-001, 21 Pages, 2024/03
JAEA-Data-Code-2024-001.pdf:3.45MB
JAEA-Data-Code-2024-001-appendix(CD-ROM).zip:8.0MB
高レベル放射性廃棄物地層処分の生活圏評価において、地形や水系、土地利用等の具体的な表層環境条件を考慮できる評価手法の検討に資することを目的として、モデル集水域を作成した。ここでは、地形の特徴の異なる3種類のモデル集水域(Type1
3、流域面積:約730770km
)を作成した。Type13の各モデル集水域は、既存のツール(地形・処分場深度変遷解析ツール)を用いて作成した集水域の地形データ(標高、陰影)と、地形データから作成した土地被覆データ(傾斜、水系・集水域、土地利用、人口分布)、および地形データと土地被覆データを用いて計算した河川流量・土砂移動データの地理情報からなる。本報告書では、これらの地理情報を地理情報システム(GIS)ソフトウェアなどで利用可能なデータ集としてとりまとめた。作成したモデル集水域は、わが国の表層環境の主要な特徴を可能な限り反映して仮想的に作成したものであることから、地形はもとよりさまざまな環境条件をパラメータとしたGBIやコンパートメントモデルの設定に係る水理・物質移行解析等を試行するテストベッドとして活用することが可能である。
舘 幸男
化学と教育, 71(10), p.420 - 423, 2023/10
高レベル放射性廃棄物の地層処分概念と処分事業の現状を概観したうえで、地層処分の安全評価の方法と、その評価における化学の役割を紹介する。
二神 敏; 山野 秀将; 栗坂 健一; 氏田 博士*
Proceedings of proceedings of PSAM 2023 Topical Conference AI & Risk Analysis for Probabilistic Safety/Security Assessment & Management, 8 Pages, 2023/10
原子力発電所のPRAの効率的・効果的な社会実装を目指したイノベーションを創出するため、AI,デジタル化技術を活用して、運転時のPRAにおけるフォルトツリー(FT)作成、及び信頼性データベース構築に着目してAIツールを開発する。本報では、AIツールの開発計画とFT自動作成ツールの開発状況について報告する。
田中 正暁; 内堀 昭寛; 岡野 靖; 横山 賢治; 上羽 智之; 江沼 康弘; 若井 隆純; 浅山 泰
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09
日本機械学会動力エネルギーシステム部門の30周年を記念し、「JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation(JSMEシリーズ 火力・原子力発電)」の第3巻として「Sodium-cooled Fast Reactor(ナトリウム冷却高速炉)」(本書)が発刊となった。本報では、本書の第5章にまとめられている、SFR開発に必要な枢要技術である熱流動及び安全性に関連するR&D成果等について概説するとともに、経験を含めた豊富な知識(ナレッジ)を活用し、最新の数値シミュレーション技術を組み合わせた革新炉の社会実装を支援する統合評価手法「ARKADIA」の開発状況について概説する。
多田 健一; 近藤 諒一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.624 - 631, 2023/06
被引用回数：2 パーセンタイル：53.91(Nuclear Science & Technology)感度解析や不確かさ評価は評価済み核データの改良にとって重要な役割を担っている。現在の計算機性能の向上によって、連続エネルギーモンテカルロ計算コードを用いた感度解析や不確かさが可能となってきている。そこで本研究では、FRENDYのモジュールを用いて、連続エネルギーモンテカルロ計算コードで用いられるACEファイルの摂動ツールを開発した。本摂動ツールを用いて微視的断面積,核分裂当たりの中性子数,核分裂スペクトルを摂動させることができる。また、ユーザーが共分散データを用意すれば、ランダムサンプリング法を用いた不確かさ解析を行うこともできる。本摂動ツールの検証のため、実効増倍率の不確かさを感度解析コードSCALE/TSUNAMI及びMCNP/KSENと比較した。その結果、本摂動ツールを用いたランダムサンプリング法で得られた不確かさは、SCALE/TSUNAMIやMCNP/KSENとよく一致することを確認した。
高橋 成雄*; 櫻井 大督*; 長尾 郁弥; 操上 広志; 眞田 幸尚
シミュレーション, 42(2), p.68 - 75, 2023/06
本稿では、事故後行われてきた地上および空中放射線モニタリングを通じて蓄積されてきた、空間線量率の時空間分布に関するデータから、放射性物質の沈着過程の理解や、除染作業による線量率低減度の評価に関する科学的知見を、視覚解析を通じて得ることができた事例を紹介する。また関連して、今後の原発事故からの復興の施策立案の一助となる重要な知見を効果的に得るための、今後の取り組みについての展望を図る。
川端 邦明; 佐藤 徳孝*
計測と制御, 62(5), p.276 - 279, 2023/05
ドローンを代表するUAS技術分野は急速な発展と多様な分野への活用が期待されており技術開発が盛んに進められている。現状のUAS技術、また、今後開発されるUAS技術がそれらのニーズに対する適合性や技術発展を客観的にみるためには、性能を見極める標準的な試験方法についても開発、整備していくことが重要である。本稿では、著者らが取り組んでいる、飛行空間やセンシングに制約が課せられる状況下における小型UAVシステムを定量的に性能評価を行うための試験法開発の狙いと開発について解説する。
多田 健一; 長家 康展; 谷中 裕; 横山 賢治; 沖田 将一朗; 大泉 昭人; 福島 昌宏; 中山 梓介
Journal of Nuclear Science and Technology, 21 Pages, 2023/04
被引用回数：6 パーセンタイル：98.92(Nuclear Science & Technology)日本の新しい評価済み核データライブラリJENDL-5が2021年12月に公開された。本論文は、核分裂炉に対するベンチマーク計算によりJENDL-5の妥当性を実証するものである。ベンチマーク計算は連続エネルギーモンテカルロコードMVP、MCNP及び決定論コードMARBLEを用いて実施された。ベンチマーク計算結果より、核分裂炉に対するJENDL-5の計算精度が、以前のJENDL-4.0に比べて改善されていることが分かった。
物質科学研究センター
JAEA-Evaluation 2022-013, 105 Pages, 2023/03
JAEA-Evaluation-2022-013.pdf:13.08MB
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成29年4月1日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、令和2年4月22日改正)等に基づき、令和3年8月17日に第4期中長期計画に対する事前評価を中性子及び放射光利用研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、中性子及び放射光利用研究開発・評価委員会は、委員会において定められた評価方法に従い、原子力機構から提出された令和4年4月から令和11年3月までの第4期中長期計画における中性子及び放射光利用研究の実施に関する説明資料の検討、並びに物質科学研究センターのセンター長及びディビジョン長、J-PARCセンターの副センター長及び物質・生命科学ディビジョン中性子利用セクションリーダーによる口頭発表と質疑応答を実施した。本報告書は、中性子及び放射光利用研究開発・評価委員会より提出された事前評価の内容をまとめるとともに、「評価結果(答申書)」を添付したものである。
物質科学研究センター
JAEA-Evaluation 2022-012, 87 Pages, 2023/03
JAEA-Evaluation-2022-012.pdf:9.58MB
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成29年4月1日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、平成30年3月29日改正)等に基づき、令和3年8月17日に第3期中長期計画に対する事後評価を中性子及び放射光利用研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、中性子及び放射光利用研究開発・評価委員会は、委員会において定められた評価方法に従い、原子力機構から提出された平成27年4月から令和3年10月までの中性子及び放射光利用研究の実施に関する説明資料の検討、並びに物質科学研究センターのセンター長及びディビジョン長、J-PARCセンターの副センター長及び物質・生命科学ディビジョン中性子利用セクションリーダーによる口頭発表と質疑応答を実施した。本報告書は、中性子及び放射光利用研究開発・評価委員会より提出された事後評価の内容をまとめるとともに、「評価結果(答申書)」を添付したものである。
吉村 和也; 眞田 幸尚; 佐藤 里奈; 中山 真理子*; 坪倉 正治*
Journal of Radiation Research (Internet), 64(2), p.203 - 209, 2023/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Biology)福島第一原子力発電所事故後、多くの自治体や政府、研究機関によって住民の個人被ばく線量が評価されてきた。この評価には、個人線量計による測定やシミュレーションなど、目的に応じて様々な方法が用いられてきたが、評価内容や方法に関する情報は体系的に整理されていない。これまでに蓄積された個人被ばく線量評価の知見や経験を包括的にレビューし、評価手法の特徴を把握することは、政府の政策立案に続き、放射線防護やリスクコミュニケーションに非常に有用である。本報告書では、FDNPS事故後の住民被ばく線量評価に関する国や研究機関の取り組みについて、第1部で概観し、第2部では、FDNPS事故後の住民被ばく線量評価に関する国や研究機関の取り組みについて概観した。一方、個々の被ばく線量を評価する方法には、それぞれ不確実性や適切な評価のために考慮すべき点 が存在する。これらの知見や経験は、評価の実施や評価結果を政府の政策立案に活かすために重要であり、本稿のPart2でまとめている。
桐田 史生; 冨永 昌宏; 山崎 敏彦; 瀬下 和芳; 瓜生 満
JAEA-Research 2022-006, 61 Pages, 2023/02
JAEA-Research-2022-006.pdf:6.24MB
核燃料サイクル工学研究所(以下、サイクル研)では、1990年代より地震観測を行っている。内陸地殻内地震について、2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震(以下、3.11地震)までは、茨城県北部福島県において発生頻度が低い状況であったが、3.11地震後、この地域で余震が頻発するようになり、福島県浜通り付近で発生した地震(2011年4月11日福島県浜通りの地震等)では、サイクル研の地震観測記録に顕著な長周期成分が観測された。この地震の震源付近の観測地点の記録には長周期成分は含まれておらず、サイクル研までの伝搬過程で、長周期成分が生成されたものと考えられる。敷地周辺の地下構造探査結果から深部の地震基盤には、盆地状構造が確認されており、この基盤形状を起因とした長周期成分の生成と評価した。原子力施設の耐震設計に用いる地震動評価では、敷地で得られた観測記録を要素地震に用いた経験的グリーン関数法により評価を行っており、サイクル研の観測記録を要素地震に用いて地震動評価を行った場合、震源ではわずかな長周期成分を伝搬過程で増幅したものを震源に戻し波形合成することとなり、長周期成分が過度に増幅される結果となる。このため本検討では、地震動の長周期成分の評価を精緻化するために、震源及び敷地周辺を含む広域の深部地盤の形状を反映できる三次元地盤構造モデルによる地震動評価を実施した。モデルは、浜通り地震の震源域付近から茨城県北部沿岸域を範囲(幅約80km
長さ約110km)とし、本研究における長周期地震動評価を適切に行えるよう2秒以上の周期帯の精度を担保するようなメッシュサイズを調整した。三次元地盤構造モデル構築にあたっては、複数の観測記録や震源モデルを用いて、最適な三次元地盤構造モデルを作成し、複数の地震のシミュレーション解析、分析等を行い、その適切性、有用性を確認した。これらの研究成果を実際の許認可業務の基礎資料として活用した。
島田 太郎; 行川 正和*; 三輪 一爾; 武田 聖司
Proceedings of Waste Management Symposia 2023 (WM2023) (Internet), 8 Pages, 2023/02
廃止措置段階に発生する可能性のある事故においては、解体作業中にフィルタ等へ蓄積した粉じんが一挙に環境に放出され地表に沈着した放射性粉じんが降雨に伴う地表流とともに傾斜の下流へ移動し、窪地に蓄積することも想定される。降雨や地形、表面の被覆状態などの条件によって変動する核種の移動量と公衆の被ばく線量を評価するコードの開発を進めている。その評価にあたっては必要な評価パラメータの設定方法を整備する必要がある。そこで、地表面に沈着した粉じんの傾斜面上の流下を模擬した室内降雨試験を実施して、核種移動量評価に必要なパラメータ値を廃止措置段階で想定される劣化状態を含めて取得し、その設定方法を検討した。被覆表面と表面を流れる水との抵抗量を示す等価粗度係数が既知の平滑なアスファルトをもとに得られた劣化アスファルトと平滑なコンクリートの等価粗度係数は文献で得られた値の範囲に収まった。しかし劣化コンクリートの等価粗度係数は、想定と異なり平滑なアスファルトよりもやや低い値となった。これは本試験では地表流による浮遊と雨滴衝撃による浮遊を同時に評価しているため、雨滴衝撃による浮遊のばらつきの影響によるものと考えられる。また、3Dスキャナで各表面の凹凸を点群として取得し表面粗さを評価したところ、等価粗度係数との相関が示唆され、実際の適用の際に利用できる可能性が示された。
眞田 幸尚; 吉村 和也; 佐藤 里奈; 中山 真理子*; 坪倉 正治*
Journal of Radiation Research (Internet), 64(1), p.2 - 10, 2023/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.06(Biology)東京電力福島第一原子力発電所の事故により設定された避難指示区域は、周辺線量率の低下や除染の進捗に応じて再編成された。日本政府は、2030年までに帰還困難区域を除染し、避難指示を解除することを決定した。この放射線防護戦略は、これまでの緊急被ばく状況や事故後の現存被ばく量を調べることで最適化することができる。本稿では、特定復興再生拠点区域とこの区域外の帰還困難区域において、避難指示解除時に帰還すべき住民の個人被ばく線量を求めることができる方法を検討し、その実施上の留意点を整理する。本稿の第1部では、FDNPP事故後の住民の被ばく線量評価に関する国や研究機関の取り組みを概観し、第2部では、FDNPP事故後の住民の被ばく線量評価に関する国や研究機関の取り組みを概観する。
坂井 章浩; 亀井 玄人; 坂本 義昭
日本原子力学会誌ATOMO
, 65(1), p.25 - 29, 2023/01
現在、国内において、研究機関,大学及び医療機関等から発生するいわゆる研究施設等廃棄物は、埋設処分されることなく保管が継続されている。日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、この課題を解決するため、研究施設等廃棄物のピット処分及びトレンチ処分の埋設事業の計画を進めている。本解説では、原子力機構が計画している埋設施設及び対象廃棄物の特徴を紹介するとともに、埋設施設の立地基準についての検討状況を紹介する。
多田 健一; 山本 章夫*; 国枝 賢; 今野 力; 近藤 諒一; 遠藤 知弘*; 千葉 豪*; 小野 道隆*; 東條 匡志*
Journal of Nuclear Science and Technology, 10 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核データ処理コードは評価済み核データライブラリと放射線輸送計算を繋げる重要なコードである。核データ処理コードFRENDY第1版は簡単な入力データを用いてACE形式の断面積ファイルを生成するために2019年に公開された。FRENDY第1版の公開後、中性子多群断面積の生成、物質中の異なる核種間の共鳴干渉効果の考慮、共鳴上方散乱の考慮、ACEファイルの摂動、ENDF-6形式ファイルの修正など、多くの機能が開発された。これらの新機能をまとめ、FRENDY第2版を公開した。FRENDY第2版では、ACE形式の断面積ファイルからGENDF及びMATXS形式の中性子多群断面積ファイルを生成する。本論文では、FRENDY第2版で実装された新機能と本コードの中性子多群断面積生成機能の検証について説明する。
高井 静霞; 島田 太郎; 武田 聖司; 小池 克明*
Journal of Contaminant Hydrology, 251, p.104097_1 - 104097_12, 2022/12
被引用回数：3 パーセンタイル：49.4(Environmental Sciences)放射性核種や化学物質により汚染された地下環境に対し、リスクを評価し除染対策を立てるためには、測定データから汚染物質の濃度分布とその不確かさを正確に推定する必要がある。汚染の放出時刻歴が明らかでない場合でも、これを時間方向の相関を考慮して測定濃度から逆解析することで、既知の汚染源から放出された汚染分布とその不確かさを地下水流動を考慮した地球統計学的手法によって推定することができる。しかし、従来の手法には3つの課題があった:(1)実際の汚染事例に対する3次元的な検証例がない、(2)推定値に制限がないため、負値の発生及び不確かさの増大につながりうる、(3)複数の汚染物質を対象とした検証例が少ない。これらを解決するために、本研究では地下水流動を考慮した地球統計学的手法に、ギブスサンプリングによる非負の制限を導入した。そして本手法を、Gloucester処分場(カナダ、オタワ)における地下汚染事例に適用した。評価対象は、水に可溶な3つの汚染物質(1,4-ジオキサン,テトラヒドロフラン,ジエチルエーテル)とした。その結果、1982年の測定濃度(66点)から推定した汚染分布は、全ての汚染物質に対し測定値と高い相関(相関係数R0.7)を示し、本手法の有効性が確認された。特に1,4-ジオキサンに対しては、1978年の実際の大規模投棄に応じた放出ピークが、最小エントロピー法による先行研究よりも正確に推定された。同様の放出ピークは他の汚染物質に対しても、有機炭素含有量からの遅延係数の推定範囲で概ね再現された。
Liu, X. J.*; 徐 平光; 城 鮎美*; Zhang, S. Y.*; 菖蒲 敬久; 行武 栄太郎*; 秋田 貢一*; Zolotoyabko, E.*; Liss, K.-D.*
Journal of Materials Science, 57(46), p.21446 - 21459, 2022/12
被引用回数：3 パーセンタイル：41.53(Materials Science, Multidisciplinary)In situ time/temperature-resolved synchrotron high-energy X-ray diffraction is applied to study heat-mediated structural changes and phase transformations in rolled sheets of AZ91 and AZ31 magnesium alloys. Azimuthal diffraction intensities along the Debye-Scherrer rings (AT-plots) are used to obtain information on grain recovery and recrystallization temperatures as well as temperature-assisted grain rotations. The azimuthally integrated diffraction intensities, plotted as functions of the scattering vector (QT-plots), provide vital data on the temperature-dependent lattice parameters of the Mg/Al matrix and intermetallic precipitates, as well as on the evolution of the precipitates' volume fraction. It was found that in AZ31, the main precipitates are of the AlMn type, which is rather stable in the investigated temperature range (up to 773 K). In contrast, in AZ91, the major intermetallic precipitates, Al
Mg
, undergo complete dissolution above 600 K. It is caused by the enhanced diffusion of Al into the Mg/Al matrix, which according to the Al-Mg phase diagram, can adopt more Al at elevated temperatures. This diffusion is revealed by the proportional diminishing of the matrix lattice parameter (chemical strain), allowing us to quantify the Al content in the matrix. Fast temperature-dependent manipulation with intermetallic content in the Mg/Al alloy can, in principle, be used for controlling its mechanical properties.
岡 弘*; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 大塚 智史; 皆藤 威二; 橋本 直幸*
Journal of Nuclear Materials, 572, p.154032_1 - 154032_8, 2022/12
被引用回数：3 パーセンタイル：68.71(Materials Science, Multidisciplinary)窒素濃度(0.0034-0.029wt%)の異なる9Cr-ODS鋼について700
Cのクリープ特性とクリプ前後の組織変化について調査を行った。クリープ強度は、窒素濃度の増加に伴い顕著な低下が確認された。高窒素濃度材において変態フェライト領域と残留フェライト領域の境界にそってYリッチな粗大粒子が確認された。
と
相では窒素の固溶度が異なることから、オーステナイト変態プロセスが生じる際に、窒素が相に拡散・濃化し、逆変態時に残留フェライト相に吐き出され、両境界付近で窒素の濃化生じる。その結果として、熱力学的不安定を解消するために分散粒子の粗大化が生じると考えられる。窒素濃度が高いほど多数のクリープボイドが観察されたことから、粗大化した分散粒子を起点にクリープボイドが発達したことにより、早期破断が生じたと考えられる。
地層処分研究開発推進部
JAEA-Evaluation 2022-007, 81 Pages, 2022/11
JAEA-Evaluation-2022-007.pdf:2.06MBJAEA-Evaluation-2022-007-appendix(CD-ROM).zip:37.06MB
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)及び「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成29年4月1日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定)等に基づき、令和3年8月23日に「地層処分技術に関する研究開発」に関する事後評価及び事前評価について地層処分研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、地層処分研究開発・評価委員会は、原子力機構で定められた評価手順に従い、原子力機構から提出された第3期中長期目標期間における研究開発の実施状況及び第4期中長期目標期間における研究開発の計画について評価を行った。本報告書は、地層処分研究開発・評価委員会より提出された事後評価及び事前評価結果(答申書)を取りまとめるとともに、本委員会での説明資料、及び評価結果に対する原子力機構の措置を添付したものである。
