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論文

Calculation of low-energy electron antineutrino spectra emitted from nuclear reactors with consideration of fuel burn-up

Riyana, E. S.*; 須田 翔哉*; 石橋 健二*; 松浦 秀明*; 片倉 純一*; Sun, G. M.*; 片野 好章

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.369 - 375, 2019/05

原子炉は主に核分裂片のベータ崩壊チェインから多数の反電子ニュートリノを生成し、それらのニュートリノは主にMeV程度のエネルギーを有することが知られている。一方、エネルギーkeV程度の低エネルギーニュートリノは燃料の燃焼の情報を含むと考えられ、その低エネルギーニュートリノは計測技術の進歩により将来的に測定可能になる可能性がある。そこで、著者らはkeV領域の低エネルギーニュートリノの生成に注目した。本研究では、典型的なPWRとその他の型の原子炉について低エネルギーニュートリノスペクトルを示し、それらは燃料の燃焼に従って低Q値をもつ核種が蓄積されるにつれて生成が増えることを示した。

論文

Tritium decontamination of contaminated system with tritiated heavy water by drying treatment

門脇 春彦; 松嶌 聡; 中嶌 良昭

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 6 Pages, 2016/06

新型転換炉「ふげん」は重水減速軽水沸騰冷却圧力管型の原子炉である。原子炉の運転によって重水中にトリチウムが発生したため、重水系及びヘリウム系はトリチウムによって汚染された。「ふげん」において生じたトリチウムの化学形態は水分子である。トリチウム汚染された重水系の乾燥処理のために、通気乾燥と真空乾燥が系統の乾燥に適用され、それぞれ系統内の重水の乾燥処理に効果があることを実証した。ヘリウム系は汚染レベルが低くまた内包物を含まない系統であるが、本系統は真空乾燥により速やかに処理を完了することができた。しかし、重水浄化系は乾燥処理に長期間を要した。試験の結果から、除染対象にアルミナペレット、樹脂、シリカゲルのような水の吸着材を含む場合、乾燥処理に長期間を要することが判明した。これに対し、ローター式除湿機の乾燥処理の試験結果より、吸着重水を軽水に置換することでトリチウム化重水の除去を加速できることが示された。

報告書

「ふげん」廃止措置プロジェクトにおける解体シナリオの最適化検討; 熱交換器等の解体撤去手順の予備評価

香田 有哉; 手塚 将志; 柳原 敏*

JAEA-Technology 2015-050, 74 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-050.pdf:3.43MB

廃止措置作業の遂行には、長期間の工期と多額の費用を伴うため、作業の安全性を担保することを前提に、作業の効率性も考慮した最適な作業手順を策定することが重要となる。このため、「ふげん」原子力発電所の設備・機器等の解体撤去工事における作業人工数や被ばく量等を管理指標とし、最適な作業手順を選択するための検討を進めている。本報告書では、原子炉冷却材浄化系の熱交換器等を対象とした複数の作業手順を対象に、それぞれの作業手順に応じた作業人工数や被ばく量等を評価するとともに、各評価項目に重み付けをすることにより最適なシナリオを選択する手法について検討した結果を報告する。

報告書

「ふげん」原子炉本体解体基本手順の策定

岩井 紘基; 中村 保之; 水井 宏之; 佐野 一哉

JAEA-Technology 2015-046, 110 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-046.pdf:85.22MB

「ふげん」は、熱出力557MWt、電気出力165MWeの重水減速沸騰軽水冷却圧力管型原子炉である。「ふげん」原子炉本体は、圧力管, カランドリア管, 炉心タンク等から構成される炉心領域と鉄水遮へい体から構成される遮へい領域の2つに分けられる。原子炉本体のうち炉心領域は、約25年間の運転により放射能レベルが比較的高く、圧力管とカランドリア管をそれぞれ224本内蔵する二重管で構成される複雑で狭隘な構造であり、遮へい領域は、原子炉上下部及び側部は厚板部材の遮へい体からなる積層構造となっている。特に炉心領域の解体は、構造材の放射化及びジルコニウム合金を使用していることに留意して、切断時の放射性粉じん等による被ばく低減及び発火防止対策の観点から、水中にて遠隔で解体する計画としている。以上のことを踏まえ、解体時の雰囲気線量を考慮した水位の設定や解体物の物流等を考慮した原子炉上部からの逐次解体を基本とし、炉心領域においては全炉心を上部から順に撤去する手順に加えて、解体で発生する廃棄体の放射能濃度の平坦化を目的とした手順について検討した。これらの解体手順の成立性を検証したところ、炉心領域の構造材位置による放射化量のバラつきや「ふげん」特有材料に由来する放射性核種の平坦化が図れ、物流等が成立することから、炉心を径方向及び軸方向に分割した手順が最も合理的であることが確認でき、これを「ふげん」の原子炉本体解体に係る手順として策定した。

報告書

「ふげん」原子炉解体切断工法の選定

中村 保之; 岩井 紘基; 水井 宏之; 佐野 一哉

JAEA-Technology 2015-045, 137 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-045.pdf:27.77MB

「ふげん」原子炉本体のうち圧力管、カランドリア管、炉心タンク等から構成される炉心領域は、約25年間の運転により放射能レベルが比較的高いこと、圧力管とカランドリア管をそれぞれ224本内蔵する二重管で構成される複雑で狭隘な構造であり、遮へい領域は、原子炉上下部及び側部は厚板部材からなる積層構造となっている。また、これらは、炭素鋼, ステンレス鋼, ジルコニウム合金, アルミニウム, コンクリート等の多種材料から構成されている。特に炉心領域の解体は、構造材が放射化していることや酸化しやすいジルコニウム合金を使用していることにも留意して、切断時の放射性粉じん等による被ばく低減及び発火防止対策の観点から、水中にて遠隔で解体する計画としている。以上のことを考慮し、コストに大きく影響を与える解体工期の短縮及び二次廃棄物発生量の低減、水中での適用性に加え、「ふげん」の炉心領域に特徴的な狭隘部にも適用可能な切断工法の選定を行った。

報告書

平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「核燃料物質の再処理に関する技術開発」(事後評価)

再処理技術開発センター

JAEA-Evaluation 2015-012, 83 Pages, 2015/12

JAEA-Evaluation-2015-012.pdf:6.67MB

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」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」、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規定」等に基づき、第2期中期目標期間(平成22$$sim$$26年度)における軽水炉使用済燃料の再処理技術開発及び民間事業者の核燃料サイクル事業への支援として「核燃料物質の再処理に関する技術開発」に係る事後評価を研究開発・評価委員会(高速炉サイクル研究開発・評価委員会)に諮問した。これを受けて、高速炉サイクル研究開発・評価委員会は、第2期中期目標期間における軽水炉使用済燃料の再処理技術開発及び民間事業者の核燃料サイクル事業への支援について、妥当であると評価した。

報告書

余裕深度処分における溶出率による影響評価について

辻 智之; 中村 康雄; 中谷 隆良

JAEA-Technology 2015-014, 34 Pages, 2015/06

【本報告書は、掲載論文に用いた腐食速度の算出にかかる水素発生データについて、データ取得の信頼性について問題があることが判明したため、一時的に公開を取りやめています。】日本原子力研究開発機構では、保有している余裕深度処分の対象となる放射性廃棄物の埋設処分に向け、基本シナリオ及び変動シナリオを想定した被ばく線量評価を進めている。余裕深度処分対象の放射性廃棄物のうち、放射化金属廃棄物中に存在する放射性核種は金属の腐食に伴って溶出することから、余裕深度処分環境下での放射性核種の溶出率が被ばく線量評価上の重要なパラメータとなる。そこで、放射性核種の溶出率が被ばく線量評価に与える影響の評価を行った。この結果、地下水シナリオを想定した場合にもっとも支配的だったCl-36について、溶出率の影響を受けやすいことが確認された。一方、トンネル掘削シナリオにおいて被ばく線量評価に与える影響が大きいNb-94について、人工バリアでの収着効果が大きいことから溶出率よりも分配係数の影響を受けやすいことが確認された。

論文

Application of measurement and evaluation method on the clearance system of the Fugen NPP for dismantled equipment of turbine system

林 宏一; 副島 吾郎; 水井 宏之; 佐野 一哉

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

「ふげん」では、施設の汚染レベルに応じた廃棄物の区分を適切に行い、放射性廃棄物の発生量を低減するとともに、解体撤去工事を効率的かつ合理的に進めていく計画としている。このため、「ふげん」では、解体撤去工事に伴い発生する解体撤去物等のうち、放射能濃度が国の定める基準値以下となるものにクリアランス制度を適用し、「放射性物質として扱う必要のないもの」として搬出することを計画している。現在、解体中のタービン設備は、汚染状況の調査の結果、放射能濃度が国の定める基準値以下となることから、クリアランス制度を適用するため、評価対象核種の選定及び放射能濃度評価方法の構築を行った。

論文

「ふげん」廃止措置の現状

北村 高一; 忽那 秀樹; 松嶌 聡; 香田 有哉; 岩井 紘基

デコミッショニング技報, (51), p.2 - 10, 2015/04

原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)では、平成20年2月に新型転換炉原型炉施設(重水減速沸騰軽水冷却圧力管型炉)の廃止措置計画の認可を受け、それ以来、廃止措置作業に精力的に取り組んできている。放射能レベルが比較的低い施設の解体として、タービン設備の解体撤去工事を進め、様々なデータを蓄積してきている他、重水抜き出し及びトリチウム除去並びに重水の搬出等を安全かつ合理的に実施してきている。また、クリアランス制度の運用準備や原子炉本体の解体工法等の研究開発も同時に進めている。廃止措置を実施しながら、地元産業界や地元大学との共同研究等の連携に努めている他、国内外の関係機関とも情報交換を継続的に実施している。

報告書

安全研究計画調査票(平成13年度$$sim$$平成17年度)

安全推進本部*

JNC-TN1400 2001-002, 172 Pages, 2001/01

JNC-TN1400-2001-002.pdf:6.28MB

平成平成12年ll月30日の内閣総理大臣官房原子力安全室(現内閣府原子力安全委員会事務局)からの依頼に基づき、安全研究年次計画(平成13年度$$sim$$平成17年度)に登録された研究課題(高速増殖炉;14件、核燃料施設;10件、耐震;1件、確率論的安全評価等;3件、環境放射能;6件、廃棄物処分;15件)についての安全研究計画調査票を作成した。また、社内研究課題についても年次計画に登録された研究課題と同等に扱うとの観点から、(高速増殖炉;1件、核燃料施設;3件、確率論的安全評価等;1件、環境放射能;1件、その他(「ふげん」の廃止措置);1件)についての安全研究計画調査票を作成した。本報告書は、これらの調査票を取りまとめたものであり、平成12年10月に策定した「安全研究基本計画(平成13年度$$sim$$平成17年度)」に基づき、研究の達成目標や研究の実施内容を具体的に示したものである。

報告書

安全研究成果の概要(平成11年度-動力炉分野)

安全計画課

JNC-TN1400 2000-012, 250 Pages, 2000/11

JNC-TN1400-2000-012.pdf:10.18MB

平成11年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成8年3月に策定(平成12年5月改定2)した安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)に基づき実施してきた。本報告書は、動力炉分野(新型転換炉及び高速増殖炉分野の全課題並びに、耐震及び確率論的安全評価分野のうち動力炉関連の課題)について、平成11年度の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。

報告書

安全研究基本計画(平成13年度$$sim$$平成17年度)

not registered

JNC-TN1400 2000-010, 70 Pages, 2000/10

JNC-TN1400-2000-010.pdf:2.87MB

本計画は、平成11年度より国の「安全研究年次計画」(平成13年度$$sim$$平成17年度)の策定作業に協力する形でニーズ調査及び研究課題を提案し、国の「年次計画」で採用された研究課題の他に社内研究を含めたサイクル機構の計画として策定した。サイクル機構の安全研究は、高速増殖炉、核燃料施設、耐震、確率論的安全評価、環境放射能、廃棄物処分及びその他(「ふげん」の廃止措置)の7分野において実施することとしている。なお、本計画は、安全研究専門部会、中央安全委員会及び理事会において審議され、決定されたものである。

報告書

ふげん廃止措置技術専門委員会 第2回委員会資料集

北端 琢也; 清田 史功; 白鳥 芳武; 井口 幸弘; 松井 祐二; 佐藤 裕之

JNC-TN3410 2000-014, 43 Pages, 2000/09

JNC-TN3410-2000-014.pdf:2.37MB

新型転換炉ふげん発電所は核燃料サイクル開発機構法にもとづき、平成15年度までに運転を停止することになっており、現在、廃止にともなう措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という)を実施している。この廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、サイクル機構外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を平成11年12月に設置し、平成11年12月14日に第1回委員会が開催された。平成12年度も引き続き設置され、平成12年8月28日に第2回委員会が開催された。本書は、第2回ふげん廃止措置技術専門委員会において配布された資料集であり、「ふげん」廃止措置への取り組み状況、生体遮へい体コンクリートの放射化量評価、コンクリート中のトリチウム濃度測定方法の検討、「ふげん」の廃止措置技術開発の進め方についてまとめたものである。また、併せて、当該委員会において参考として報告された系統化学除染の実施状況についても記載した。

報告書

「ふげん」燃料建屋等の形状データ作成

太田 吉美*; 児玉 清次*; 大西 幸男*; 内山 和幸*

JNC-TJ3410 2000-021, 73 Pages, 2000/03

JNC-TJ3410-2000-021.pdf:52.78MB

「ふげん」の廃止措置プロジェクトを合理的かつ円滑に進行させるためには、廃炉作業の計画について、事前に詳細な評価を行う必要がある。このための必要不可欠なデータとして、現在の「ふげん」の建屋躯体、主要機器、配管、空調ダクト、ケーブルトレイ、操作架台等の物量の総量を把握する必要がある。これらのレイアウトデータの3D-CAD化を実施し、これを有効活用することにより、運転、監視、廃炉措置計画等のプラント管理全般にわたる業務の高度化を図るものである。そのため平成11年度は、燃料建屋、廃棄物処理建屋、及び中間建屋についての概略の物量評価を実施した。特に、廃棄物処理建屋内については別途実施する内蔵放射能評価と連携し、放射性廃棄物の正確な評価を実施する必要があることから、また、廃止措置計画全体に対する影響が大きい事から、詳細にデータ入力作業を行った。

報告書

「ふげん」重水精製建屋等の形状データ作成

太田 吉美*; 児玉 清次*; 大西 幸男*; 内山 和幸*

JNC-TJ3410 2000-020, 80 Pages, 2000/03

JNC-TJ3410-2000-020.pdf:41.34MB

「ふげん」の廃止措置プロジェクトを合理的かつ円滑に進行させるためには、廃炉作業の計画について、事前に詳細な評価を行う必要がある。このための必要不可欠なデータとして、現在の「ふげん」の建屋躯体、主要機器、配管、空調ダクト、ケーブルトレイ、操作架台等の物量の総量を把握する必要がある。これらのレイアウトデータの3D-CAD化を実施し、これを有効活用することにより、運転、監視、廃炉措置計画等のプラント管理全般にわたる業務の高度化を図るものである。そのため、平成11年度は、重水精製装置建屋、新廃棄物処理建屋、及び屋外設備についての概略の物量評価を実施した。特に、新廃棄物処理建屋内については別途実施する内蔵放射能評価と連携し、放射性廃棄物の正確な評価を実施する必要があることから、また、廃止措置計画全体に対する影響が大きい事から、詳細にデータ入力作業を行った。

報告書

平成11年度安全研究成果発表会(動力炉分野)

安全研究専門部*; 大洗開調室*

JNC-TN9200 2000-001, 133 Pages, 2000/02

JNC-TN9200-2000-001.pdf:6.8MB

平成11年12月15日、動力炉分野を対象とした第11回安全研究成果発表会が、大洗工学センターの展示館(テクノ大洗)で開催された。本発表会では、平成8年度$$sim$$平成10年度の3ヶ年の成果の発表及び討論が行われた。発表課題は、高速増殖炉(FBR)、耐震及び確率論的安全評価の各分野の動力炉に係る安全研究課題(全34課題)の中から、安全研究専門部会の各分科会での検討を踏まえて11課題が選定された。また、本発表会は一般公開として行い、関連分野における学識経験者等にも広く意見を求めるために、社外からも多数の方々の参加をいただいた。本資料は、発表会で使用したOHP集、質疑応答、当日の出席者リスト等について取りまとめたものである。なお、安全研究成果調査票は、「安全研究成果の概要(平成10年度-動力炉分野)」(JNC TN1400 99-027,1999年11月)に収録している。

報告書

新型転換炉ふげん発電所におけるMOX燃料の使用実績について

飯島 隆; 白鳥 芳武; 松本 光雄; 川島 仁*

JNC-TN3410 2000-002, 93 Pages, 2000/01

JNC-TN3410-2000-002.pdf:2.54MB

ふげん発電所は新型転換炉の原型炉であり、熱中性子炉におけるプルトニウム利用において、昭和54年3月の運開以降、これまでに各種の混合酸化物(MOX:Mixed Oxide)燃料集合体を原子炉に装荷するなど、核燃料の多様性を実証してきている。また、運転開始以来、燃料集合体の漏えいは1体もなく高い信頼性を得ており、MOX燃料集合体も700体を超える使用実績を有している。この数は熱中性子炉として、世界最大の使用体数を誇っている。しかしながら、新型転換炉開発についてはその役割が終了しつつあることから基本的に撤退し、「ふげん」については平成15年に運転を停止することが決定されている。そのため、限られた運転期間において、過去の技術開発成果を含め、プルトニウム利用技術やプラント管理技術についてとりまとめたものである。

報告書

54本クラスタ燃料による破断実験解析

松本 光雄; 鴨志田 洋; 川又 伸弘

PNC-TN1410 98-005, 96 Pages, 1998/03

PNC-TN1410-98-005.pdf:2.17MB

動燃事業団大洗工学センター原子炉工学室において、平成8年度に54本クラスタ燃料を用いた下降管破断実験、主蒸気管破断実験等が実施された。ここでは、従来の「ふげん」安全評価コード及び軽水炉の安全評価コードであるRELAP5コードにより、上記の下降管破断実験及び主蒸気管破断実験を解析し、「ふげん」安全評価コードの妥当性を評価した。この結果、以下のことが明らかとなった。(1) 「ふげん」安全評価コードは、ドライアウト後の被覆管温度について、実験結果に対して高めの値を算出し、保守的な評価をしていることが確認できた。(2) 「ふげん」最適評価コードのリターンモデルは、実験時の被覆管温度挙動に見られるドライアウト及びクエンチ現象をよく再現できることが確認できた。(3) RELAP5コードは、「ふげん」の下降管破断を模擬したLOCA実験時の伝熱流動現象をほぼ再現し、同コードがATR体系のLOCA解析にも使用できる可能性があることが分かった。

報告書

Advanced graphical user interface to the MAAP/Fugen simulator system

Lund

PNC-TN3410 98-002, 34 Pages, 1998/01

PNC-TN3410-98-002.pdf:6.11MB

ふげん版モジュール型事故解析プログラム(MAAP/Fugen)の新たに改善されたグラフィカル・ユーザー・インターフェイス(GUI)が開発され、実際にふげんで利用された。新しいインターフェイスは、既存のMAAPのGUI-MAAP/FUGEN/GRAAPH- の上位版である(このインターフェイスが、GRAAPHのすべての機能を有し、加えていくつかの新機能を提案しているという意味で)。MAAP-PICASSOと名付けられた新しいインターフェイスは、ノルウェーエネルギー技術研究所/OECDハルデン・リアクター・プロジェクトによって開発されたPicasso-3の技術を基盤にしている。MAAP-PICASSOとMAAP-FUGEN-GRAAPHのGUIの主な違いは、MAAP-PICASSOのGUIが数値シミュレータから完全に分離していることである。このことは、GUIの向上、外部ソフトウェアや他との接続、そしてユーザーとの親和性を考えると、さらに高い自由度を与える。また、2バイト文字セット-すなわち日本語文字のテクストを表現する技術も含んでいる。MAAP/GRAAPHに与えられるグラフィカルプラント情報をPicassoプログラミング言語で自動的に取得・再利用するために、特別のソフトウェアが開発された。このソフトウェアは、「ふげん」のプラントデータ上だけでなく、Fauske社から与えられた他の原子力プラントの画面でも実証された。新たなGUIは、MAAPコード自身の最低限の修正が必要になる。しかしながら、それらの修正はパラメータ通信のためだけで、MAAP自身の数値計算をじゃまするものではない。GUIは、モジュール型オブジェクト指向プログラミング技術を使用して開発され、「ふげん」のユーザーからの現在及び将来の要求に応える拡張と変更が比較的容易に行える他、MAAPコードの将来バージョンとも互換性と有する。MAAP-PICASSOは、HP UNIXワークステーション上でのみ、開発され現在稼働している。しかしながら、新しいPicasso-3のNT版が、1998年2月にハルデンプロジェクトから公開されるだろう。これは、MAAP-PICASSOのGUIの適用性と使いやすさをさらに高めることになろう。

報告書

Process condition monitoring at FUGEN

Lund

PNC-TN3410 98-001, 14 Pages, 1998/01

PNC-TN3410-98-001.pdf:3.07MB

ふげん発電所で、選択されたプロセス機器の挙動をオンラインでモニタするシステム:CONFU(CONdition monitoring Fugen)が実施された。このシステムは、IFE・OECDハルデン・リアクター・プロジェクトで開発されたMOCOM(Model Based Condition monitoring System)を基にしている。システムは、現在、原子炉補機冷却系熱交換器をモニタしている。これらの熱交換器は、目詰まり(海水側有機材料の耐熱層への蓄積物)によって、時間とともにゆるやかに効率が低下することを示した。従来の制御・警報システムでは感知されないこのゆるやかな低下は、運転の問題ではなく、むしろ保守の問題である。CONFUは、熱通過、熱伝達率または温度効率で表現される熱交換器の、効率低下を計算する動的な最新数学モデルを使用している。実機データでCONFUをテストした結果は、予想された低下傾向と一致している。CONFUからのデータは、よく最適化した保守スケジュールを決定するため、保守計画の担当者によって利用可能である(加えて、プラント運転員に機器の運転状況について良好な印象を与えている)。さらに、CONFUのプロセスモデルはシミュレーション目的に使用された。

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