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論文

福島第一原子力発電所の廃棄物処理・処分の研究開発

和田 隆太郎*; 芳中 一行

技術士, 28(11), p.4 - 7, 2016/11

AA2016-0292.pdf:0.44MB

福島第一原子力発電所の廃炉作業を進める上で、放射性廃棄物を安全かつ合理的に処理処分することは重要な課題であり、その実現に向けて研究開発が実施されている。この現状を理解するため、研究開発の実施主体である国際廃炉研究開発機構(IRID)の講師による、同・原子力発電所の事故に伴う廃棄物処理・処分の課題と研究開発状況について講演会を開催したのでその概要を紹介する。

論文

Establishment of technical basis to implement accident tolerant fuels and components to existing LWRs

山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 加治 芳行

Proceedings of Annual Topical Meeting on LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance (TopFuel 2016) (USB Flash Drive), p.21 - 30, 2016/09

我が国では、軽水炉の事故耐性を向上させるために、新しい材料及び概念で設計された燃料棒、チャンネルボックス、制御棒を開発してきている。事故耐性燃料や燃料以外の要素部材を効率的かつ適切に導入するためには、基盤となる実用的データを蓄積するだけでなく、技術成熟度を考慮するとともに、知見が不足している部分を認識し、設計・製造のための戦略を構築する必要がある。日本原子力研究開発機構(JAEA)は、経済産業省(METI)の平成27年度委託事業において、前述の技術基盤を整備し、事故耐性燃料やそれ以外の要素部材の既存軽水炉への導入に向けた研究計画案を策定した。技術基盤の整備には、軽水炉におけるジルコニウム合金の商用利用の経験を活かすことが有効である。そのため、JAEAは、本METI事業を、これまでの事故耐性燃料開発に携わってきた国内プラントメーカー,燃料製造メーカー,研究機関,大学等と協力して実施した。本論文では、事故耐性燃料やそれ以外の要素部材の技術基盤整備のために実施した本プロジェクトに関して、主だった結果を報告する。

報告書

超深地層研究所計画における調査研究計画; 第3期中長期計画における調査研究

濱 克宏; 岩月 輝希; 松井 裕哉; 見掛 信一郎; 笹尾 英嗣; 大澤 英昭

JAEA-Review 2016-004, 38 Pages, 2016/06

JAEA-Review-2016-004.pdf:7.07MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、地層処分技術に関する研究開発のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を主な対象とした超深地層研究所計画を進めている。本稿では、深度500mまでの研究坑道を利用して実施する調査研究の計画を取りまとめた。具体的には、坑道埋め戻し技術の開発、地下坑道における工学的対策技術の開発、物質移動モデル化技術の開発、の3つの研究開発解題を明確化および具体化した。

報告書

わが国における使用済燃料の地層処分システムに関する概括的評価; 直接処分第1次取りまとめ

基盤技術研究開発部

JAEA-Research 2015-016, 327 Pages, 2015/12

JAEA-Research-2015-016.pdf:41.98MB

日本原子力研究開発機構は、平成25年度から使用済燃料の直接処分に関する研究開発に着手し、平成25年度末までに得られた成果を取りまとめ、直接処分についての現状の技術レベルと課題について検討した技術報告書(以下、「直接処分第1次取りまとめ」という)を作成した。「直接処分第1次取りまとめ」においては、代表的な地質環境特性と使用済燃料特性という限定された条件下において、使用済燃料の地層処分システムについての予備的な設計と安全評価を実施するとともに、現状の技術レベルを検討した。また、「直接処分第2次取りまとめ」に向けて、留意すべき技術的事項として、地質環境条件と使用済燃料の多様性に関する課題および工学技術と安全評価に関する課題を抽出し、分類し整理を行った。このように直接処分についての現状の技術レベルの提示と第2次取りまとめに向けて検討すべき課題の抽出・分類・整理を行うことにより、所期の目標を達成することができた。

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

平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「原子力基礎工学研究」(事後/事前評価)

原子力基礎工学研究センター; システム計算科学センター

JAEA-Evaluation 2015-003, 58 Pages, 2015/07

JAEA-Evaluation-2015-003.pdf:1.39MB
JAEA-Evaluation-2015-003-appendix(CD-ROM)..zip:9.94MB

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20年10月31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21年2月17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21年8月19日改訂)等に基づき、原子力基礎工学研究に関する事後評価及び事前評価を原子力基礎工学研究・評価委員会に諮問した。これを受けて、原子力基礎工学研究・評価委員会は、本委員会によっ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原子力基礎工学研究センターとシステム計算科学センターの運営、及び原子力基礎工学研究の実施に関する説明資料の検討、並びに口頭発表と質疑応答を行った。本報告書は、原子力基礎工学研究・評価委員会より提出された事後評価及び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。

論文

原子力開発におけるモンテカルロ計算の現状と課題

桜井 淳; 中沢 正治*

シミュレーション, 22(4), p.248 - 253, 2003/12

本解説では、連続エネルギーモンテカルロコードMCNPの概要及び基礎放射線シミュレーション法,分散低減法の代表例としてウェイトウインドウ法,応用例,研究課題について記述している。計算の相対誤差は、臨界固有値問題で0.1%、一般固定線源問題で2-3%である。

論文

モンテカルロ研究の将来構想

桜井 淳

日本原子力学会モンテカルロ法による粒子シミュレーションの現状と課題, p.61 - 64, 2002/01

日本原子力学会「モンテカルロ法による粒子シミュレーション」研究専門委員会は、1998.10-2000.09の2年間、モンテカルロ法に関わる現状調査及び研究課題の整理、モンテカルロ計算コード精度検証用ベンチマーク実験問題の検討、「モンテカルロ計算」夏季セミナーの開催、第2回モンテカルロシミュレーション研究会の開催準備等を実施した。その後、本委員会は2年間延長された。ここにこれまでの経緯と反省点、今後の課題及び方針(案)を示す。

報告書

平成12年度安全研究成果発表会(核燃料サイクル分野-状況等とりまとめ-)

岡 努; 谷川 勉*; 戸室 和子*

JNC-TN8200 2001-001, 42 Pages, 2001/01

JNC-TN8200-2001-001.pdf:3.16MB

平成12年12月14日、核燃料施設、環境放射能及び廃棄物処分を対象とした平成12年度安全研究成果発表会を核燃料サイクル開発機構(以下「サイクル機構」という。)アトムワールド(東海事業所)で開催した。本発表会は従来、職員相互の意見交換の場として、社内の発表会として開催されたが、平成8年より公開の発表会とし、社外(科技庁、大学、原研、電力、メーカ)からも多数の方々の参加をいただき、学識経験者等のご意見、ご要望を広く拝聴する方式で開催することとした。本発表会の発表課題は、サイクル機構が「安全研究基本計画」に基づいて実施している核燃料施設、環境放射能、廃棄物処分及び確率論的安全評価(核燃料施設に係るもの)分野の安全研究課題(全41課題)の中から、選定された13課題である。平成11年度の成果について各課題の発表を行った。本資料は、今後の安全研究の推進・評価に資するため、各発表における質疑応答、総括コメント等についてとりまとめたものである。なお、発表会で使用したOHP等はJNCTW1409 2000-004「平成12年度安全研究成果発表会資料(核燃料サイクル分野)」で取りまとめている。また、サイクル機構が実施している核燃料サイクル分野の安全研究の成果をJNCTN1400 2000-013「安全研究成果の概要(平成11年度-核燃料サイクル分野-)」でとりまとめている。

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

先端基礎研究専門部会評価結果報告書; 平成12年度

研究評価委員会

JAERI-Review 2000-023, 37 Pages, 2000/10

JAERI-Review-2000-023.pdf:3.6MB

研究評価委員会は、「日本原子力研究所における研究開発評価の基本指針」等に基づき、先端基礎研究専門部会を設置し、研究開発課題について、平成11年度に終了した研究テーマの事後評価、平成13年度に終了予定の研究テーマの中間評価及び平成13年度に開始する研究課題の事前評価を実施した。先端基礎研究専門部会は平成12年7月17日に開催された。評価は、事前に提出された評価用資料及び専門部会における被評価者の説明に基づき、研究評価委員会によって定められた評価項目、評価の視点、評価の基準に従って行われた。同専門部会が取りまとめた評価結果は、研究評価委員会で審議され、妥当と判断された。本報告書はその評価結果である。

報告書

核融合研究開発専門部会評価結果報告書

研究評価委員会

JAERI-Review 2000-022, 53 Pages, 2000/10

JAERI-Review-2000-022.pdf:4.69MB

研究評価委員会は、「日本原子力研究所における研究開発評価の基本指針」等に基づき、核融合研究開発専門部会を設置し、核融合研究開発分野全体について、平成10年度に終了した研究課題の事後評価、平成11年度から開始した研究課題の中間評価及び平成13年度に開始する研究課題の事前評価を実施した。本専門部会は平成12年3月9日に開催された。評価は、事前に提出された評価用資料及び専門部会における被評価者の説明に基づき、研究評価委員会によって定められた評価項目、評価の視点、評価の基準に従って行われた。同専門部会が取りまとめた評価結果は、研究評価委員会で審議され、妥当と判断された。本報告書はその評価結果である。

論文

モンテカルロ研究の方法論と組織論

桜井 淳; 植木 紘太郎*; 内藤 俶孝*

日本原子力学会誌, 42(10), p.1048 - 1049, 2000/10

モンテカルロ計算を計算科学の標準的手法にするため、新しい試みを行った。ここでは、おもに、1990年代半ば以降に原研及び日本原子力学会に設けた研究委員会や研究成果,モンテカルロ研究の課題等をまとめている。これらの成果をふまえ、日本でのモンテカルロ国際会議開催の必要性を提案している。

報告書

先端基礎研究専門部会評価結果報告書

研究評価委員会

JAERI-Review 2000-012, 22 Pages, 2000/07

JAERI-Review-2000-012.pdf:2.58MB

研究評価委員会は、「日本原子力研究所における研究開発評価の基本指針」等に基づき、先端基礎研究専門部会を設置し、先端基礎研究専門部を設置し、先端基礎研究センターの研究テーマについて、平成10年度終了テーマの事後評価及び平成12年度からの新規テーマの事前評価を実施した。先端基礎研究専門部会は平成11年9月17日に開催された。評価は、事前に提出された評価用資料及び専門部会における被評価者の説明に基づき、研究評価委員会によって定められた評価項目、評価の視点、評価の基準に従って行われた。同専門部会がとりまとめた評価結果は、研究評価委員会で審議された。本報告書はその評価結果である。

報告書

環境科学・保健物理専門部会評価結果報告書

研究評価委員会

JAERI-Review 2000-011, 25 Pages, 2000/07

JAERI-Review-2000-011.pdf:2.74MB

研究評価委員会は、「日本原子力研究所における研究開発評価の基本指針」等に基づき、環境科学・保健物理専門部会を設置し、環境科学研究部及び保健物理部並びにその関連部の研究開発課題について、平成12年度からの5年間の計画の事前評価を実施した。環境科学・保健物理専門部会は平成11年8月30日に開催された。評価は、事前に提出された評価用資料及び専門部会における被評価者の説明に基づき、研究評価委員会によって定められた評価項目、評価の視点、評価の基準に従って行われた。同専門部会がとりまとめた評価結果は、研究評価委員会で審議された。本報告書はその評価結果である。

報告書

大電流電子線加速器の開発

野村 昌弘; 遠山 伸一; 田中 拓; 武井 早憲; 山崎 良雄; 平野 耕一郎; 大村 明子

JNC-TN9410 2000-007, 376 Pages, 2000/03

JNC-TN9410-2000-007.pdf:15.51MB

昭和63年10月に原子力委員会・放射性廃棄物対策専門部会で策定された「群分離・消滅処理研究技術研究開発長期計画(通称:「オメガ計画」)」に沿って、大洗工学センターでは、その計画の一部である「電子線加速器による消滅処理」の研究を実施してきた。これは、電子線加速器で作られる高エネルギーガンマ線を用いて光核反応によりセシウム、ストロンチウム等の放射性核分裂生成物を安定な核種に変換する研究であるが、この消滅処理研究を工学的な規模で実施するためには100mA-100MeV(ビーム出力10MW)級の電子線加速器が必要であると推定され、「オメガ計画」の第1期の課題である大電流電子線加速器のビーム安定化等に関する要素技術の開発として20mA-10MeV(ビーム出力200kW)を開発目標として大電流電子線加速器の開発を行ってきた。本電子線加速器は、平成2年度から高エネルギー物理学研究所、放射線医学総合研究所、大学等の協力を得て技術開発に着手、平成5年度から大電流電子線加速器の製作を開始した。その後、加速器の心臓部とも言える入射部系が完成し、性能試験を平成8年3月から9月にかけて実施した。平成9年3月には本加速器の主要設備全ての据付けが完了したが、サイクル機構の諸事情等もあり、大幅に遅れ平成11年1月から性能確認のための加速器運転を開始、平成11年12月まで継続してきた。試験結果としては、まだ開発途中であり、長時間・安定に至っていないが、ビーム出力約14kWを達成した。また、短時間であるが、ビーム出力約40kWの運転も可能とした。本報告書では、サイクル機構で開発してきた大電流電子線加速器の開発を開始当時まで振り返って、開発の経緯、要素機器の開発、設備・機器の設計、加速器の性能確認試験等の事項について、総括的にまとめた。

報告書

大電流電子線加速器利用の技術検討

武井 早憲; 田中 拓; 遠山 伸一; 長谷川 信

JNC-TN9410 2000-005, 182 Pages, 2000/03

JNC-TN9410-2000-005.pdf:5.73MB

昭和63年10月に原子力委員会・放射性廃棄物対策専門部会で策定された「群分離・消滅処理研究技術研究開発長期計画(通称:「オメガ計画」)」に沿って、大洗工学センターでは、その計画の一部である「電子線加速器による消滅処理」の研究を実施してきた。これは、電子線加速器で作られる高エネルギーガンマ線を用いて光核反応によりセシウム、ストロンチウム等の放射性核分裂生成物を安定な核種に変換する研究であるが、この消滅処理研究を工学的な規模で実施するためには100mA-100MeV(ビーム出力10MW)級の電子線加速器が必要であると推定され、「オメガ計画」の第1期の課題である大電流電子線加速器のビーム安定化等に関する要素技術の開発として20mA-10MeV(ビーム出力200kW)を開発目標として大電流電子線加速器の開発を行ってきた。本加速器は、要素機器の開発を経て平成9年3月に完成し、施設検査を受け平成11年1月より加速器の本格試験を開始した。しかし、その間にアスファルト固化施設の火災爆発事故による動燃改革論議が行われ、平成11年3月に策定した核燃料サイクル開発機構の中長期事業計画では、「加速器開発についても平成11年度末までに研究を終了します。……研究成果を取りまとめます。……開発を終えた加速器については、ビーム利用施設として、有効活用を図ります。」とされ、消滅処理を目的とした研究開発は、収束する方向を示した。本報告書では、この中長期事業計画を受け、本加速器をビーム利用施設として利用する場合、どんな利用が考えられるかの検討を行うとともに、原子力分野に限定せずにこの加速器を利用した研究課題は何があるかを広い範囲の研究者を対象に調査した。

報告書

プルトニウム利用技術に関する調査(5) 次世代型BWRの炉心特性調査

平野 靖*; 笹川 勝*; 佐伯 潤*; 八木 誠*

JNC-TJ9440 2000-007, 43 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-007.pdf:1.73MB

軽水炉プルサーマル利用技術をはじめ軽水炉技術の将来動向を的確に把握し、FBR導入戦略の検討評価に適切に反映してゆく目的で、大間原子力発電所を含めABWRならびに将来導入が期待される高燃焼度BWRに関する国内外の研究開発動向を調査し、炉心特性(酸化物ウラン燃料装荷炉心、1/3MOX燃料装荷炉心、フルMOX燃料装荷炉心)、プラント特性、経済性、技術的課題、実用化見通し時期等を整理した。ABWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、現行燃焼度燃料条件(取出45,000MWd/t)、及び高燃焼燃料条件(取出60,000MWd/t)で、公開コードであるSRACを用いて炉心特性データを解析評価した。これら、調査結果は炉型シナリオ評価に反映される計画である。主な成果は下記の通りである。(1)大間原子力発電所を含めABWRならびに高燃焼度BWRに関する国内外の研究開発動向について公開文献等の記載事項を調査・整理した。(2)ABWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、取出燃焼度45,000MWd/t、及び60,000MWd/tの条件で、取出燃料の燃料組成データを評価し燃料サイクルシナリオ検討用データとしてまとめた。

報告書

HASWS貯蔵廃棄物取出技術調査

小松 征彦*; 和田本 章*; 浅尾 真人*

JNC-TJ8420 2000-003, 99 Pages, 2000/03

JNC-TJ8420-2000-003.pdf:5.47MB

高放射性固体廃棄物貯蔵庫(HASWS)には、ハル等の廃棄物を収納した容器が投棄貯蔵されている。HASWSには、投棄された廃棄物を再度取り出す設備が設置されていないため、将来的に廃棄物を取り出す際には、設備を設置する必要がある。本報告では、原子力関連施設に限定せず、国内外で実績のある類似施設および広く工業的に用いられている技術で適用可能と考えられる装置を調査した。その結果を基にHASWSの取出装置に要求される技術要件と比較し、その適用性を検討した。この結果、国内外でHASWSに類似した施設及び全ての技術要件を満たす装置は見つからなかった。HASWSに取出装置を設置するためには、既存技術の改良あるいは建家の改造が必要であることがわかった。また、HASWSの取出装置に要求される既存技術適用のための開発課題及び建家の改造項目を抽出した。

報告書

平成11年度研究開発課題評価(事前評価)報告書 評価課題「ロシア解体プルトニウム処分への協力に係わる技術開発」

研究開発課題評*

JNC-TN1440 2000-001, 47 Pages, 2000/01

JNC-TN1440-2000-001.pdf:2.57MB

核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)は、内閣総理大臣が定めた「国の研究開発全般に共通する評価の実施方法の在り方についての大網的指針」(平成9年8月7日決定)及びサイクル機構の「研究開発外部評価規程」(平成10年10月1日制定)等に基づき、研究開発課題「ロシア解体プルトニウム処分への協力に係る技術関発」に関する事前評価を、研究開発課題評価委員会(高速炉・燃料サイクル課題評価委員会)に諮問した。これを受けて、高速炉・燃料サイクル課題評価委員会は、本委員会によって定めた評価項目及び評価の視点に従い、サイクル機構から提出された評価用説明資料、補足説明資料及び委員会における議論に基づき、本課題の評価を行った。本報告書は、その評価結果をサイクル機構の関係資料とともに取りまとめたものである。

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