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報告書

平成29年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-067, 135 Pages, 2022/03

JAEA-Review-2021-067.pdf:7.31MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器管理部、福島技術開発試験部、バックエンド技術部の6部及び計画管理室で構成され、各部署は、中期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成29年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

幌延深地層研究計画; 令和2年度調査研究成果報告

中山 雅

JAEA-Review 2021-053, 133 Pages, 2022/02

JAEA-Review-2021-053.pdf:14.45MB

幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施しているものである。令和2年度は、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示した研究課題である、実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、処分概念オプションの実証、地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証について、調査研究を実施した。具体的には、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」では、人工バリア性能確認試験および物質移行試験を、「処分概念オプションの実証」では、人工バリアの定置・品質確認などの方法論に関する実証試験および高温度等の限界的条件下での人工バリア性能確認試験を実施した。また、「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」では、水圧擾乱試験などによる緩衝能力の検証・定量化および地殻変動による人工バリアへの影響・回復挙動試験を実施した。幌延深地層研究計画の成果は、日本原子力研究開発機構における他の研究開発拠点での成果と合わせて一連の地層処分技術として、処分事業や安全規制に適宜反映していく。そのため、国内外の研究機関との連携を図り、大学などの専門家の協力を得つつ、本計画を着実かつ効率的に進めていく。また、研究開発業務の透明性・客観性を確保する観点から研究計画の策定から成果までの情報を積極的に公表し、特に研究成果については国内外の学会や学術誌などを通じて広く公開していく。

報告書

低線量・低線量率放射線被ばくによる臓器別酸化ストレス状態の検討(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*

JAEA-Review 2021-050, 82 Pages, 2022/01

JAEA-Review-2021-050.pdf:2.89MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「低線量・低線量率放射線被ばくによる臓器別酸化ストレス状態の検討」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、廃炉作業などの社会的関心が高い低線量・低線量率長期放射線被ばく影響に関する知見を収集するために、福島第一原子力発電所事故後の旧警戒区域で被ばくした野生ニホンザルや動物実験マウスの試料解析を通じて持続的な酸化ストレスと放射線影響との関連性を検討する。被ばく線量評価グループと生物影響解析グループが参画し、被ばく線量と科学的知見が必要とされている被ばく領域の生物影響の相関を検討する学際共同研究である。

報告書

微生物生態系による原子炉内物体の腐食・変質に関する評価研究(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 慶應義塾*

JAEA-Review 2021-048, 181 Pages, 2022/01

JAEA-Review-2021-048.pdf:14.5MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「微生物生態系による原子炉内物体の腐食・変質に関する評価研究」の令和元年度と令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和2年度が最終年度となるため2年度分の成果を取りまとめた。本研究の目的は、福島第一原子力発電所の廃炉プロセスに有用となる微生物に関係した知見を得ることにある。このため、同発電所やその敷地内外に生息する微生物群集の実態を明らかにする。1Fの敷地境界南(処理水タンク群の南)の表層土、発電所近くの海底土とその直上水、3km沖合の表層水等からサンプルを採取し、メタゲノム解析(微生物の培養を介せず、そのDNAを直接解読することで、生息する微生物の情報を得ること)を実施した。その結果、現状で、1F敷地周辺で検出される放射線量であれば、その高低にかかわらず、同じような環境を比較した場合、細菌叢の構造に大きな変化がないことが示唆された。また、1F2号機のトーラス室に由来する環境DNAの解析を行い、トーラス室では、チオ硫酸塩酸化細菌が主たる構成細菌として同定されると共に、幾つかの細菌種がバイオフィルム(微生物の集合体)を作っている可能性を示唆した。共同研究を行ったロシアのカザン大学の研究者は、日本で得られた配列データを情報学的に解析すると共に、ロシアの放射線による環境汚染に関してまとめた。これらの知見を総括し、1Fの廃炉プロセスに有用となる提言をまとめた。

報告書

平成27年度・28年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-006, 248 Pages, 2021/12

JAEA-Review-2021-006.pdf:7.17MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器管理部、福島技術開発試験部、バックエンド技術部の6部及び計画管理室で構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成27年度及び平成28年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター(平成27年度:量子ビーム応用研究センター)、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

論文

Fe, Mn and $$^{238}$$U accumulations in ${it Phragmites australis}$ naturally growing at the mill tailings pond; Iron plaque formation possibly related to root-endophytic bacteria producing siderophores

中本 幸弘*; 土山 紘平*; 春間 俊克*; Lu, X.*; 田中 万也; 香西 直文; 福山 賢仁; 福嶋 繁; 小原 義之; 山路 恵子*

Minerals (Internet), 11(12), p.1337_1 - 1337_17, 2021/12

坑水は、重金属の含有や低pHのため、世界中で鉱業の重要な水問題となっている。水生植物による「rhizofiltration」は、根系に重金属を蓄積することにより水中の重金属を除去する効果的な浄化方法のひとつである。ヨシは根の周囲に鉄プラークを形成して重金属を蓄積することから「rhizofiltration」に使用できる候補植物とされる。本研究調査地である人形峠ウラン鉱山の鉱さいたい積場には1998年からヨシが自然に繁茂している。本研究の結果から、ヨシはFe, Mn, Uを高濃度で節根に蓄積しており、また鉄プラークを形成する節根にもこれらの元素が高濃度蓄積していることが明らかになった。さらにヨシの節根から分離した細菌837株のうち88.6%にシデロフォア産生能が確認された。細菌のシデロフォアにはカテコール基を有するものが多く報告されているが、Feとカテコールあるいはフェノール性化合物の錯体はネットワークを形成することにより沈殿することが知られている。そこで本研究では、ヨシの根周囲の鉄プラーク形成に微生物の産生するシデロフォアが影響するという仮説を立てた。内生細菌${it Pseudomonas}$ spp.や${it Rhizobium}$ spp.の代謝産物にFeイオンを加えたところ沈殿が確認され、これらの細菌の代謝産物としてフェノール性化合物が検出された。以上より、ヨシの根から分離した内生細菌${it Pseudomonas}$ spp.及び${it Rhizobium}$ spp.が産生するシデロフォアはFeと沈殿することで、鉄プラーク形成に影響している可能性が考えられた。また、鉄プラークは植物体外の金属蓄積部位としてヨシの重金属耐性に関与すると考えられることから、内生細菌${it Pseudomonas}$ spp.と${it Rhizobium}$ spp.が間接的にヨシの耐性に貢献している可能性が考えられた。

報告書

安全研究・防災支援部門が実施する今後の安全研究の方向性(令和3年度版)

安全研究・防災支援部門 企画調整室

JAEA-Review 2021-019, 58 Pages, 2021/11

JAEA-Review-2021-019.pdf:2.26MB

第4期中長期目標の指示を受けて日本原子力研究開発機構は第4期中長期計画を新たに策定し、これに従って令和4年度から業務を進めることになる。これを受けて、安全研究・防災支援部門では、「原子力安全の継続的改善及び原子力防災の実効性向上」に貢献する安全研究の戦略の見直しを検討するとともに、これに基づく中長期的な安全研究の進め方を議論した。この際、部門における今後の人材育成及び研究能力維持の観点で、シニア・中堅研究者の有する知識及び技術を若手研究者に継承する方策についても議論した。検討した戦略の見直し案では、(1)原子力安全に関わる情勢を踏まえた重要度やニーズを意識した課題対応型研究と、今後の規制動向や新技術の導入を見据えた先進・先導的研究の双方を効率的かつ効果的に展開すること、(2)リスク情報等を活用した合理性の高い安全確保及び規制のための方策を積極的に提案するなど、社会への実装を目指して質の高い研究成果を創出すること、(3)新たな研究課題への取組を通して安全研究・防災支援分野における人材育成及び技術基盤維持を図ることを柱として掲げている。本報告書は、中長期的な安全研究の戦略及びこれを受けた研究計画に関する検討の結果についてとりまとめたものである。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の試験・運転と技術開発(2019年度)

高温工学試験研究炉部

JAEA-Review 2021-017, 81 Pages, 2021/11

JAEA-Review-2021-017.pdf:2.53MB

HTTR(高温工学試験研究炉)は、日本原子力研究開発機構大洗研究所で建設された熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cの我が国初の高温ガス炉である。HTTRの目的は高温ガス炉技術の基盤の確立及び高度化のための試験研究であり、現在まで、安全性実証試験、長期連続運転及び高温ガス炉の研究開発に関する各種実証試験を実施しており、高温ガス炉の実証試験並びに運転・保守に係る実績を有している。2019年度は、2011年東北地方太平洋沖地震以来運転停止しているHTTRの運転再開に向けての活動を昨年度に引き続き継続している。運転再開のためには、2013年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準への適合性確認が必要であり、対応する原子炉設置変更許可申請に対する監督官庁への対応を行っている。本報告書は、2019年度に実施された新規制基準への対応、HTTRの運転・保守管理状況、実用高温ガス炉に向けた研究開発、高温ガス炉関係の国際協力の状況等についてまとめたものである。

報告書

令和2年度計算科学技術研究実績評価報告

システム計算科学センター

JAEA-Evaluation 2021-001, 66 Pages, 2021/11

JAEA-Evaluation-2021-001.pdf:1.66MB

システム計算科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。なお、計算科学技術研究については、新たに設置された計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により課題の詳細な内容等が評価された。本報告は、システム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の、令和2年度における業務の実績、第3期中長期目標期間終了時に見込まれる業務実績、及び、それらに対する委員会による評価をとりまとめたものである。

論文

An Investigation on the control rod homogenization method for next-generation fast reactor cores

滝野 一夫; 杉野 和輝; 大木 繁夫

Annals of Nuclear Energy, 162, p.108454_1 - 108454_7, 2021/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

A Japanese next-generation fast reactor core design adopts the reaction rate ratio preservation (RRRP) method for control rod homogenization with a super-cell model in which a control rod is surrounded by fuel assemblies. An earlier study showed that the RRRP method with the conventional super-cell model could estimate the control rod worth (CRW) of a 750-MWe large fast reactor core within the analytical uncertainty of 1.5%. The estimation of radial power distribution (RPD) tends to have relatively large analytical uncertainty especially for large fast reactor cores with the control rods inserted. In order to eliminate the radially-dependent analytical uncertainty of CRW and RPD, this study evaluated and refined the surrounding fuel assemblies of the super-cell model for all control rods in the RRRP method. This refinement significantly decreased the radially-dependent analytical uncertainty: the analytical uncertainty of CRW and RPD were reduced to less than 0.13% and 0.35%, respectively.

論文

Thermal-neutron capture cross-section measurement of tantalum-181 using graphite thermal column at KUR

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(10), p.1061 - 1070, 2021/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

良く熱化された中性子場では、原理的には熱外中性子による寄与を考えることなく熱中性子捕獲断面積を導出することができる。このことを、京都大学原子炉の黒鉛照射設備にて放射化法を用いて示した。最初に、黒鉛照射設備が良く熱化された中性子場であることを確認するために、中性子束モニタ: $$^{197}$$Au, $$^{59}$$Co, $$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, and $$^{98}$$Moの照射を行った。Westcottのコンヴェンションに基づき、黒鉛照射設備が非常に熱化されていることを確認した。次に、実証としてこの照射場を用いて$$^{181}$$Ta(n,$$gamma$$)$$^{182m+g}$$Ta反応の熱中性子捕獲断面積の測定を行い、20.5$$pm$$0.4 barnを導出した。この結果は、評価値20.4$$pm$$0.3 barnを支持した。また、$$^{181}$$Ta核種は、$$^{197}$$Auと$$^{98}$$Moモニタの間の感度を補間する中性子モニタとして使えることが分かった。

論文

Multiple wavelengths texture measurement using angle dispersive neutron diffraction at WOMBAT

徐 平光; Liss, K.-D.*

Quantum Beam Science (Internet), 5(2), p.11_1 - 11_14, 2021/06

In contrast to conventional angle dispersive neutron diffractometers with a single-tube detector or a small-size linear position-sensitive detector, the WOMBAT diffractometer at Australian Nuclear Science and Technology Organisation (ANSTO) is equipped with a large-area curved position-sensitive detector, spanning 120$$^{circ}$$ for the scattering angle 2$$theta$$ and 15$$^{circ}$$ for the azimuth ${it $eta$}$, respectively. Here, WOMBAT was employed to establish a texture measurement environment for complex textured samples, through measuring neutron diffractograms at two selected wavelengths on a typical reference sample of martensite-austenite multilayered steel sheet. All neutron patterns were simultaneously Rietveld analyzed using the software, Materials Analysis Using Diffraction (MAUD). The shorter wavelength enabled to collect the martensite diffraction peaks 110, 200, 211, 220, 310, 222 as well as the austenite diffraction peaks 111, 200, 220, 311, 222, 331 diffraction peaks simultaneously by pre-setting the detector range to 2$$theta$$ = 30$$sim$$150$$^{circ}$$. The longer wavelength enabled to separate the overlapping strong martensite peak 110 and austenite peak 111 more reliably. Moreover, the detector panel division along the vertical direction covers a good stereographic coverage in the azimuthal angle. Such combination of multiple wavelength neutron diffraction combined with simultaneous Rietveld texture analysis was confirmed much valuable to realize high precision measurements for complex textured samples at an orientation distribution function (ODF) graticule of 5$$^{circ}$$, and in a much shorter beam time than the conventional angle dispersive method.

報告書

平成30年度研究炉加速器技術部年報(JRR-3, JRR-4, NSRR,タンデム加速器, RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟の運転、利用及び技術開発)

研究炉加速器技術部

JAEA-Review 2020-074, 105 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-074.pdf:3.72MB

研究炉加速器技術部は、JRR-3 (Japan Research Reactor No.3)、JRR-4 (Japan Research Reactor No.4)、NSRR (Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告は平成30年度における当部の実施した運転管理、利用、利用技術の高度化、安全管理、国際協力について業務活動をまとめたものである。さらに、論文、口頭発表一覧、官庁許認可及び業務の実施結果一覧を掲載した。

報告書

平成29年度研究炉加速器管理部年報(JRR-3, JRR-4, NSRR,タンデム加速器, RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟の運転、利用及び技術開発)

研究炉加速器技術部

JAEA-Review 2020-073, 113 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-073.pdf:3.87MB

研究炉加速器管理部は、JRR-3 (Japan Research Reactor No.3)、JRR-4 (Japan Research Reactor No.4)、NSRR (Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告は平成29年度における当部の実施した運転管理、利用、利用技術の高度化、安全管理、国際協力について業務活動をまとめたものである。さらに、論文、口頭発表一覧、官庁許認可及び業務の実施結果一覧を掲載した。

報告書

平成28年度研究炉加速器管理部年報(JRR-3, JRR-4, NSRR,タンデム加速器, RI製造等及びトリチウムプロセス研究棟の運転、利用及び技術開発)

研究炉加速器技術部

JAEA-Review 2020-072, 102 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-072.pdf:3.86MB

研究炉加速器管理部は、JRR-3(Japan Research Reactor No.3)、JRR-4(Japan Research Reactor No.4)、NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告は平成28年度における当部の実施した運転管理、利用、利用技術の高度化、安全管理、国際協力について業務活動をまとめたものである。さらに、論文、口頭発表一覧、官庁許認可及び業務の実施結果一覧を掲載した。

報告書

「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」活動状況中間報告(2019年9月$$sim$$2020年9月)

与能本 泰介; 中島 宏*; 曽野 浩樹; 岸本 克己; 井澤 一彦; 木名瀬 政美; 長 明彦; 小川 和彦; 堀口 洋徳; 猪井 宏幸; et al.

JAEA-Review 2020-056, 51 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-056.pdf:3.26MB

「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」は、原子力科学研究部門、安全・核セキュリティ統括部、原子力施設管理部署、安全研究・防災支援部門の関係者約10名で構成され、機構の施設管理や規制対応に関する効果的なグレーデッドアプローチ(安全上の重要度に基づく方法)の実現を目的としたグループである。本グループは、2019年の9月に活動を開始し、以降、2020年9月末までに、10回の会合を開催するとともに、メール等も利用し議論を行ってきた。会合では、グレーデッドアプローチの基本的考え方、各施設での新規制基準等への対応状況、新検査制度等についての議論を行なうとともに、各施設での独自の検討内容の共有等を行っている。本活動状況報告書は、本活動の内容を広く機構内外で共有することにより、原子力施設におけるグレーデッドアプローチに基づく合理的で効果的な安全管理の促進に役立つことを期待し取りまとめるものである。

論文

Feasibility study on tritium recoil barrier for neutron reflectors of research and test reactors

Kenzhina, I.*; 石塚 悦男; Ho, H. Q.; 坂本 直樹*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

Fusion Engineering and Design, 164, p.112181_1 - 112181_5, 2021/03

JMTRとJRR-3Mの運転中に一次冷却水へ放出されるトリチウムについて研究してきた結果、ベリリウム中性子反射体の二段核反応による$$^{6}$$Li(n$$_{t}$$,$$alpha$$)$$^{3}$$Hで生成する反跳トリチウムが主要因であることが明らかになった。この結果から、一次冷却水へ放出するトリチウムを少なくするためには、ベリリウム中性子反射体の表面積を小さくするか、他の材料で反跳トリチウムを遮蔽する必要がある。本報告では、ベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止材の概念検討として、Al, Ti, V, Ni, Zr等の多様な材料を候補材として、障壁厚み、長期運転後の放射能、反応度への影響を評価した。この結果、Alがベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止材として適した候補材になり得るとの結果を得た。

論文

Local- and intermediate-range order in room temperature superionic conducting Ag-GeSe$$_{3}$$ glasses

細川 伸也*; 川北 至信; Stellhorn, J. R.*; Pusztai, L.*; Blanc, N.*; Boudet, N.*; 池田 一貴*; 大友 季哉*

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011070_1 - 011070_7, 2021/03

銀イオン伝導体Ag$$_{x}$$(GeSe$$_{3}$$)$$_{1-x}$$のx=0.15, 0.28, 0.33, 0.50の試料について局所・中距離原子秩序がAXS, XRD, ND, RMCモデリングを組合せて調べられた。AXSとXRDで得られた結果にNDを加えることによって、もっともらしい部分構造と部分pdfを得ることができた。AXSとRMCによる以前の結果とは対照的に、多くのAg-Ge, Ge-Ge相関が第一近接殻内に見られるようになり、第一原理MDシミュレーションと一致する結果となった。GeとSeの配位数は、Agを考慮に入れなければ、すべてのAg濃度で8-$$N$$規則にほぼ乗っている。Ag濃度が増加すると、Ag周りのGeとSeの部分配位数が著しく増加し、一方Ag-Ag配位数はわずかに増加するのみである。このことは、Agの伝導経路がAg-Ag相関の第2近接を経由して形成されていることを示している。

報告書

瑞浪超深地層研究所,研究坑道におけるラドン濃度測定データ集

青木 克憲; 山中 浩揮*; 渡辺 和彦*; 杉原 弘造

JAEA-Data/Code 2020-018, 45 Pages, 2021/02

JAEA-Data-Code-2020-018.pdf:4.54MB
JAEA-Data-Code-2020-018-appendix(DVD-ROM).zip:6.8MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、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)を対象とした超深地層研究所計画を行っており、瑞浪超深地層研究所(以下、研究所)の研究坑道を深度500mレベルまで展開している。花崗岩には一般的に微量のウランが含まれており、花崗岩地域の坑道内では、通気の状態により坑道内の空気中のラドン濃度が高くなる可能性がある。このため、研究所では研究坑道の掘削や通気方法の変更等に合わせて、適宜、ラドン濃度測定を実施してきた。この測定データは花崗岩地域の地下空間におけるラドン濃度の実測値として貴重なデータと言える。このため、平成22年度から令和元年度までの測定結果を、ラドン濃度に影響を与える坑内通気や気温の情報とともにデータ集として取りまとめ、合わせて実測値に基づいて平衡係数の検討を行った。その結果、坑内のラドン濃度は、季節による坑内と外気との温度差で発生する自然通気の影響を受け夏季は高く冬季は低くなること、また、通気開始時におけるラドンの平衡係数の一時的な上昇は、坑内の粉塵の巻き上げ等によるエアロゾルの増加が原因と考えられる等の知見が得られた。

論文

High temperature gas-cooled reactors

武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.

High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02

本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950$$^{circ}$$Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。

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