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目黒 義弘
季報エネルギー総合工学, 45(2), p.1 - 7, 2022/07
日本原子力研究開発機構は、第3期中長期目標期間中において、保有する原子力施設の約半数の運転を終了して廃止措置することを決定した。それに伴い、これら施設の廃止措置及び放射性廃棄物の管理等のバックエンド対策の方針や計画を検討し、それぞれバックエンドロードマップや施設中長期計画に取りまとめて公表している。令和3年4月にはこのバックエンド対策について、IAEAのARTEMISレビューを受け、国際的な8名の専門家から日本原子力研究開発機構が策定しているバックエンド対策に関して評価を受けるとともに、今後の対策の推進に有益な多くの勧告・提言を受領した。本講演では、ARTEMISレビューの概要とともに、評価結果及び勧告の内容等について概説する。
糸井 達哉*; 岩城 智香子*; 大貫 晃*; 木藤 和明*; 中村 秀夫; 西田 明美; 西 義久*
日本原子力学会誌ATOMO
, 60(4), p.221 - 225, 2018/04
日本原子力学会熱流動部会は福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基にした分野のロードマップの改訂(ローリング)を進め、2018年3月に「熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2017(熱水力ロードマップ2017)」を策定した。世界最高水準の安全性の実現とその継続的改善を図るため、安全裕度向上策及び人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮して選定・詳述された2015年版の技術課題を見直すと共に、主要な技術課題の実施状況の記載、「軽水炉安全技術・人材ロードマップ」との対応状況の明示、計算科学技術部会の協力による1F事故の原因ともなった外的事象対応の記述の改訂など、記載が大幅に充実された。その概要をまとめる。
新井 健司*; 梅澤 成光*; 及川 弘秀*; 大貫 晃*; 中村 秀夫; 西 義久*; 藤井 正*
日本原子力学会誌ATOMO, 58(3), p.161 - 166, 2016/03
日本原子力学会熱流動部会は、福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基に熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)を他分野に先駆けて平成27年3月に策定した。世界最高水準の安全性を実現しその継続的向上を図るため、深層防護を柱にシビアアクシデントや外的事象の対策を整理し、安全裕度向上策および人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮した上で技術課題を選定し、1F廃炉など主要なマイルストーンに基づく時間軸上にロードマップを展開した。本解説は、その要旨について、事故時の炉心損傷防止など4件の個別技術課題の例を交え、まとめたものである。
中村 秀夫; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 阿部 豊*; 杉本 純*; 越塚 誠一*; 山口 彰*
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.5353 - 5366, 2015/08
The Atomic Energy Society of Japan developed a New Thermal-Hydraulics Safety Evaluation Fundamental Technology Enhancement Strategy Roadmap (TH-RM) for LWR Safety Improvement and Development after Fukushima-Daiichi Accident through collaboration of utilities, vendors, universities, research institutes and technical support organizations for regulatory body. The revision has been made by three sub working groups (SWGs), by considering the lessons learned from the Fukushima-Daiichi Accident. The safety assessment SWG pursued development of safety assessment computer codes. The fundamental technology SWG pursued safety improvement and risk reduction via improved accident management measures by referring the technical map for severe accident established by severe accident SWG. Twelve important subjects have been identified, and Fact Sheet was developed for each of subjects for research and development. External hazards are also considered how to cope with from thermal-hydraulic safety point of view. This paper summarizes the revised TH-RM with several examples and future perspectives.
高橋 周一*; 吉田 勝; 浅野 雅春; 埜富 光男*; 仲川 勤*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 217(3), p.435 - 441, 2004/05
被引用回数：15 パーセンタイル：66.94(Instruments & Instrumentation)重イオン照射したフィルムの物性変化を動的粘弾性測定(DMA),DSC,FT-IR,AFM,接触角測定,引っ張り試験などを用いて検討した。サンプルとしてはポリエチレンテレフタレート(PET)フィルムを用いた。イオン照射はXeイオン(450MeV)を3
10
から310
ions/cm
のフルエンスの条件で行った。引っ張り試験とDMAの結果から、イオン照射によりPETフィルムは架橋することがわかった。しかし、310ions/cmのフルエンスで照射したPETフィルムは引っ張り強度は増大したが、破断強度は低下した。このことから、高いフルエンスで照射することにより、ポリマーの主鎖切断が起こり、分解構造が形成されると結論した。また、DSCとFT-IRの結果は、イオン照射によってフィルムが非晶化することを示した。
寺田 博海; 神原 忠則; 近藤 育朗; 野村 正之
JAERI-M 5802, 43 Pages, 1974/08
JMTRおよぴJMTRCの稼動に伴うルーティン業務としての放射線計測作業に小型計算機を導入して自動化を行った。その結果、作業能率、測定精度、信頼性などに飛躍的な向上が見られた。システムの設計、機能、使用状況などについて示されている。
久米 民和; 青木 章平; 伊藤 均; 渡辺 宏; 佐藤 友太郎*
食品照射, 8(1), p.100 - 106, 1973/01
203030cmのpackageに実際にウィンナーソーセージを詰めて照射したときの吸収線量を鉄線量計を用いて測定し、吸収線量をなるべく均一にする方法を検討した。線量率をかえて照射した場合のDmax/Dminおよび厚さ方向のみのDmax/Dminは直線関係が得られ、線量率の低い所ほど均一性がよかった。空間の高さ方向のDmax/Dminも直線関係が得られ、この値に厚さ方向のDmax/Dminの値を掛けると全体のDmax/Dminにほぼ一致した。したがって全体のDmax/Dminには高さ方向の線量分布が大きな影響を示しており、これは適当な線源を用いて小さくすることが可能であると考えられる。140000Ciと60000Ciの線源を用いて510
R/hrの線量率で照射した場合の厚さ方向のDmax/Dminはそれぞれ1.12および1.23であり、同じ線量率で照射する場合は大線源を用いた方が均一性がよい結果が得られた。また140000Ciの線源を用いて1.710R/hrの線量率で照射すれば
7%以内のバラツキで照射することが可能であった。
藤野 威男; 黒沢 武; 内藤 奎爾; ミヤタヤスオ*
J.Phys.E.Sci.Inst., 4, p.51 - 53, 1971/00
被引用回数：7抄録なし
及川 弘秀*; 新井 健司*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 西 義久*; 中村 秀夫
no journal, ,
2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)に掲載される安全向上策に関わる技術課題のうち、シビアアクシデント時に溶融炉心が原子炉容器を貫通して格納容器へ流出した後の格納容器の健全性確保に係る方策について説明する。特に、注水や床面でのコアキャッチャなど溶融炉心冷却や格納容器の保護について、さらに、高温になる雰囲気や構造を冷却して過圧, 過温による破損を防止する方策の2点について、技術の到達点や課題、望まれるデータ拡充のポイントをまとめる。
上出 英樹
no journal, ,
高速炉開発の研究開発、設計研究の現状と進捗について、安全を中心に概要を報告する。また、2016年の高速炉開発にかかる閣僚会議、政府方針を受けた今後の開発戦略ロードマップの策定についても紹介する。
明午 伸一郎
no journal, ,
材料の損傷指数となる原子あたりのはじき出し数(dpa)は、粒子束とはじき出し断面積から計算される。この断面積の実験データが少ないため、これまでにJ-PARCをはじめとする国内施設で30GeVまでの陽子の実験データを得た。この結果、数GeV以上の陽子では陽子のエネルギーによらず断面積はほぼ一定となるが、相対論では材料に付与するエネルギーは入射陽子のエネルギーに比例し増加するため、予想に反した結果であった。高エネルギー領域の実験データを拡大するため、フェルミ国立研究所(FNAL)で120GeV陽子による実験を行った。さらに、エネルギー領域を拡大するため、次年度はCERNのHiRadMatで430GeV陽子による実験が計画されている。本講演では、また、J-PARCにおける0.4GeV陽子による新しいビーム照射施設計画についても紹介する。2022年、本施設のユーザーコミュニティが設立した。
川端 駿介*; 猿谷 良太*; 加藤 聖*; 新木 潤*; 三浦 健太*; 加田 渉*; 佐藤 隆博; 江夏 昌志; 石井 保行; 神谷 富裕; et al.
no journal, ,
高集積光処理回路用の光スイッチとして、簡素なプロセスで製造できてしかも省電力のものが要求されている。これまでの我々の研究からこのスイッチの材料として樹脂の薄膜に、プロトン・ビーム・ライティング(Proton Beam Writing: PBW)を用いて導波路形状を直描すると、このプロセスのみで光導波路が形成できることが分かった。更に、この導波路に位相偏光用の熱ヒーター電極を付加することで、樹脂の高い熱応答性により省電力で動作する光スイッチの開発が期待される。今回、光学材料のPDMS(polydimethylsiloxane)を用いて光スイッチを試作して、これの動作実験をした。シリコン基板上にスピンコートにより厚さ約30
mの薄膜を作製し、これに750keVの集束陽子ビーム(径1m、到達深度約18m)を用いてPBWによりマッハツェンダー(Mach-Zehnder: MZ)干渉計の原理として用いられている形状を直描した。その後、導波路の薄膜表面にTi-Al合金の熱ヒーター電極を付加して、光スイッチを製作した。このスイッチに波長1.55mのレーザー光を入射して光透過性を調べた結果、ヒーター電極の停止又は作動に対応して透過光の有無が観測され、PDMSを材料としたMZ型光スイッチとして動作することが分かった。
中村 秀夫; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 梅澤 成光*; 大貫 晃*; 藤井 正*; 西 義久*; 阿部 豊*; 杉本 純*; 越塚 誠一*; et al.
no journal, ,
2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)の策定に至る経緯, 構成, 考え方, 技術課題の評価(選定)基準等を解説した。特に、2011年の福島第一原子力発電所の事故の教訓を取り込み、ニーズとシーズのマッチングを図るための詳細な課題表示により人材育成に資する内容とするなど、その主要な特徴を解説した。今後は同学会の熱流動部会によって広く活用が図られ、社会情勢やニーズの変化に伴う改訂がローリングとして行われる。
中村 秀夫; 山本 泰*; 山田 英朋*; 永吉 拓至*; 西 義久*
no journal, ,
日本原子力学会熱流動部会が策定した熱水力技術戦略マップに記載される軽水炉事故時の安全評価等に用いられる解析手法の現状、開発・改良の計画の概要についてとりまとめた。特に、事故の推移に対応する原子炉内現象及び格納容器内現象を扱う解析手法を中心に、その特徴、今後新たに開発ないし既存解析手法を改良する場合の課題及び取組みの概要を報告する。
中村 秀夫; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 大貫 晃*; 西 義久*; 阿部 豊*; 杉本 純*; 越塚 誠一*; et al.
no journal, ,
The Atomic Energy Society of Japan (AESJ) developed a New Thermal-Hydraulics Safety Evaluation Fundamental Technology Enhancement Strategy Roadmap (TH-RM) for LWR Safety Improvement considering lessons-learned from the Fukushima-Daiichi Accident. Joint efforts were made by three Sub-Working Groups (SWGs) of severe accident, safety assessment and fundamental technology. The safety assessment SWG pursued development of computer codes for safety assessment concerning reactor system response including severe accident. The fundamental technology SWG pursued safety improvement and risk reduction via enhancements in accident management (AM) measures, by referring a detailed state-of-the-art information on severe accident phenomena, countermeasures and research status given from the severe accident SWG. Important technical subjects were identified by going through accident scenario in both reactor and spent-fuel pool of PWR and BWR. Work description sheets were prepared for each of identified subjects. Detailed information to cope with influences from external hazards is also summarized. The developed TH-RM is described with examples, and future perspectives are discussed.
西 義久*; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 山田 英朋*; 中村 秀夫
no journal, ,
2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)に掲載される安全向上策に関わる技術課題のうち、シビアアクシデントなど従来の設計基準を超える事故が発生した場合に、炉心損傷の防止を図る上で重要と考えられる技術的課題を整理、報告するものである。技術課題としては、沸騰挙動と二相水位の変化、露出部燃料の冷却特性、代替注水を目的とした減圧時の挙動や注水のサブクールの影響、代替注水として利用された海水などの成分の影響、燃料被覆管の酸化挙動、2次冷却系を用いた除熱の有効性実証、使用済み燃料プール(SFP)内燃料の冷却などが挙げられるが、ここでは、過渡的な沸騰挙動と二相水位の変化、代替注水された海水などの成分の影響、SFP燃料の冷却の研究計画の概略を説明する。
大貫 晃*; 梅澤 成光*; 山田 英朋*; 西 義久*; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 中村 秀夫
no journal, ,
2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)に掲載される安全向上策に関わる技術課題のうち、PWRに事故が発生した場合に炉心損傷の防止を図る上で重要と考えられるアクシデントマネジメント(AM)策として、蒸気発生器2次側減圧による除熱の有効性について、その研究計画を中心に報告するものである。これまでも、原子力機構のROSA/LSTFを用いた事故を模擬するシステム試験をはじめ、SGを用いた除熱の有効性が示されているが、1次系保有水が少ない場合やSBO時等、種々のシナリオをカバーできるだけのデータは必ずしも十分でなく、評価上の不確かさも存在する。このため、AM策の有効性実証、評価手法検証のデータベース拡充のためにシステム試験による実証が必要である。このため、これらに関するこれまでの取組及び、さらに知見の蓄積が求められる検討課題について概要をまとめる。
藤井 正*; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 梅澤 成光*; 西 義久*; 中村 秀夫
no journal, ,
2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)の技術課題のうち、シビアアクシデントにおける炉心損傷後の原子炉圧力容器の健全性確保に関連した技術課題の現状と改善に向けた取組み状況等を述べる。特に、福島第一原子力発電所事故の事象進展挙動の解明や燃料デブリ取出し作業を考える上でも、炉心溶融・移行挙動、圧力容器損傷挙動、ならびに海水や不純物の影響の把握が重要であり、解析からのアプローチとして、経済産業省のプロジェクト「過酷事故解析コードを活用した炉内状況把握」やOECD NEAにおける解析コードベンチマークBSAFプロジェクトが行われている。さらに、経済産業省のプロジェクト「発電用原子炉等安全対策高度化技術開発炉心溶融デブリ対策(IVR)に関する研究」などが進められている。ここでは、これらの取組の概要を今後の展望と共に述べる。
