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報告書

原子力人材育成センターの活動(令和元年度)

原子力人材育成センター

JAEA-Review 2021-010, 70 Pages, 2021/09

JAEA-Review-2021-010.pdf:3.53MB

本報告書は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構原子力人材育成センターにおける令和元年度の活動をまとめたものである。令和元年度は、年間計画に基づく国内研修の他、外部ニーズに対応した随時の研修、大学との連携協力、国際研修、原子力人材育成ネットワーク等に関して積極的な取組みを行った。国内研修については、年間計画に基づくRI・放射線技術者、原子力エネルギー技術者、国家試験受験向けの研修に加え、外部ニーズへの対応として、原子力規制庁の職員を対象とした研修、福島県庁を対象とした出張講習等を実施した。また、新たに、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に関する人材育成研修を行った。大学との連携協力については、東京大学大学院工学系研究科原子力専攻の学生受入れを含む連携大学院方式に基づく協力や特別研究生等の受入れを行うとともに、大学連携ネットワークでは、7大学との遠隔教育システムによる通年の共通講座に対応した他、夏期集中講座、核燃料サイクル実習及び専門科目を行った。国際研修では、文部科学省からの受託事業「放射線利用技術等国際交流(講師育成)」として、原子炉工学等の講師育成研修を実施するとともに、放射線基礎教育等の原子力技術セミナーを実施した。原子力人材育成ネットワークについては、事務局として、その運営を着実に推進するとともに、我が国で8回目となる日本-IAEA原子力エネルギーマネジメントスクールを東京及び福島県等で開催した。

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); 令和元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 2020-048, 49 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-048.pdf:4.38MB

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、令和元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、「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」の令和元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、社会的関心の高い低線量・低線量率放射線被ばくによって緒臓器の酸化ストレス状態に対する生物影響を検討し、科学的知見が必要とされている被ばく領域の生物影響データを収集することを目指している。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、福島原発事故によって放射線に被ばくした野生ニホンザルと動物実験マウスから採取した試料の解析結果を用いて被ばく線量と生物影響の相関を検討する学際共同研究である。

論文

Measurement of thick target neutron yield at 180$$^{circ}$$ for a mercury target induced by 3-GeV protons

松田 洋樹; 岩元 大樹; 明午 伸一郎; 竹下 隼人*; 前川 藤夫

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 483, p.33 - 40, 2020/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Instruments & Instrumentation)

大強度陽子加速器施設J-PARCにおいて、3GeV陽子入射による水銀標的から180度方向に放出される中性子のエネルギースペクトルを測定した。得られた結果は、粒子輸送計算コードPHITSによる計算結果と明らかな差異が見られ、その傾向はインジウムやニオビウムの放射化箔を用いた反応率実験の結果と一致することがわかった。鉛標的に対するGeV領域陽子入射中性子二重微分断面積の後方角におけるエネルギースペクトルの実験データとPHITSの核反応モデルを比較したところ、この差異は3GeV付近における核反応モデルによる中性子生成あるいは弾性散乱外断面積の記述に起因していることが示唆された。

報告書

国際原子力機関の緊急時対応援助ネットワークへの原子力機構の登録と関連活動

外川 織彦; 早川 剛; 田中 忠夫; 山本 一也; 奥野 浩

JAEA-Review 2020-017, 36 Pages, 2020/09

JAEA-Review-2020-017.pdf:2.24MB

我が国は、原子力事故または放射線緊急事態に際して、国際的支援の提供に貢献するため、2010年に国際原子力機関(IAEA)の緊急時対応援助ネットワーク(RANET)に参加した。その際に、日本原子力研究開発機構(JAEA: 原子力機構)は現地外での技術援助が可能な機関としてRANETに登録した。原子力機構の登録分野は以下の7分野であった。すなわち、(1)航空機による汚染調査、(2)放射線レベル・汚染調査、(3)環境試料の濃度測定、(4)事故評価と助言、(5)体内被ばく線量評価、(6)バイオアッセイ、(7)線量再構築であった。登録後に原子力機構は援助可能性の問合せを3回受けたが、実際に援助を行うには至らなかった。一方、RANET登録に関連してIAEAが実施する国際緊急時対応演習(ConvEx)にほぼ毎年参加してきた。本報告書では、RANETの概要、原子力機構の登録及びConvEx参加活動の概要を述べる。

報告書

原子力人材育成センターの活動(平成30年度)

原子力人材育成センター

JAEA-Review 2020-008, 74 Pages, 2020/06

JAEA-Review-2020-008.pdf:3.5MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力人材育成センターにおける平成30年度の活動をまとめたものである。

論文

企画セッション(「シグマ」特別専門委員会主催、核データ部会共催)「シグマ」特別専門委員会2017、2018年度活動報告,4; 「シグマ」調査専門委員会の活動予定

深堀 智生

核データニュース(インターネット), (125), p.20 - 25, 2020/02

日本原子力学会2019年秋の大会で報告した「シグマ」特別専門委員会の2017-2018年度活動報告の内、「シグマ」調査専門委員会の2019-2020年度の活動予定について解説する。日本原子力学会「シグマ」調査専門委員会では、世界のグローバルな動向を調査・注視しつつ我が国の核データ活動に対する大所高所からの俯瞰的検討や原子力学会以外の広い分野の内外学術機関との連絡、情報交換や学際協力体制の構築を行い、我が国の核データ活動の更なる発展に資することを新委員会の設置目的としている。

報告書

原子力人材育成センターの活動(平成29年度)

原子力人材育成センター

JAEA-Review 2019-009, 65 Pages, 2019/09

JAEA-Review-2019-009.pdf:5.56MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力人材育成センターにおける平成29年度の活動をまとめたものである。

論文

Neutron diffraction study on full-shape Japanese sword

Harjo, S.; 川崎 卓郎; Grazzi, F.*; 篠原 武尚; 田中 眞奈子*

Materialia, 7, p.100377_1 - 100377_9, 2019/09

A mapping measurement using pulsed neutron diffraction with time-of-flight method is performed on a full-shape Japanese sword made in Keicho era (1596-1615) to elucidate the manufacturing process. The obtained diffraction patterns are analyzed by the Rietveld refinement and a line profile analysis. The constituent phases in the area closer to the back of the blade (ridge) are found to be ferrite and cementite, composing pearlite, while the area close to the edge is composed by martensite and austenite. The distributions of constituent phases are well explained with the distributions of dislocation density and crystallite size. The carbon contents and the residual macroscopic stresses are estimated from the obtained phase fractions and lattice parameters.

報告書

原子力人材育成センターの活動(平成28年度)

原子力人材育成センター

JAEA-Review 2018-009, 69 Pages, 2018/09

JAEA-Review-2018-009.pdf:2.67MB
JAEA-Review-2018-009(errata).pdf:0.16MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力人材育成センターにおける平成28年度の活動をまとめたものである。

報告書

海陸境界付近の断層の分布・特徴、及びその調査・評価技術に関する知見の整理

丹羽 正和; 野村 勝弘; 日浦 祐樹

JAEA-Review 2018-010, 40 Pages, 2018/04

JAEA-Review-2018-010.pdf:6.11MB
JAEA-Review-2018-010-appendix(CD-ROM).zip:36.31MB

四方が海で囲まれているわが国では、沿岸部において地層処分のサイト選定に係る調査が必要となる可能性が考えられる。このうち断層運動に関する調査技術については、陸域での調査に加え、音波探査や海上ボーリングなどの海域での調査についてもそれらの適用性を検討することが求められる。また、沿岸部における地層処分の安全評価のためには、海陸境界付近での断層運動に関する調査・評価技術の整備に加え、わが国の沿岸部における断層の分布や特徴についての情報が十分に整理されていることも重要である。そこで本報告書では、海陸境界付近の断層に対する既存の調査技術の適用性評価、及びわが国の沿岸部の断層運動に関わる特徴の整理のための基礎情報とする目的で、海陸境界付近の断層の分布・連続性や活動性・活動時期に関する調査・研究事例と最新技術に関する情報を収集して取りまとめた。

論文

熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2017; 軽水炉の継続的な安全性向上に向けたアプローチ

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$$Sigma$$, 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。

報告書

国際原子力情報システム(INIS)協議会の記録

国井 克彦; 板橋 慶造

JAEA-Review 2016-021, 130 Pages, 2016/10

JAEA-Review-2016-021.pdf:2.2MB

1970年、国際原子力機関(IAEA)のもと国際原子力情報システム(International Nuclear Information System: INIS)計画が開始された。これは、原子力科学技術の平和利用に資するため、参加する国や国際機関が各々の国や機関で作り出された文献情報をIAEAがデータベースとしてとりまとめ、世界に情報ネットワークを通じて発信する活動である。日本では国(当時の科学技術庁)からの依頼により、日本原子力研究所(現日本原子力研究開発機構)が日本のナショナルセンターとなり発足当初から今日までそれに参加してきたが、その国内活動は外部有識者からなる諮問委員会であった国際原子力情報システム協議会からの助言等に支えられ成し遂げられてきたといえる。本報告書は、その協議会の設置、規程また第1回(1970年10月)$$sim$$第34回(2005年3月)までの開催議事、委員の変遷、さらに各回の議事録をとりまとめたものである。

論文

熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップの改訂; 軽水炉の継続的な安全性向上に向けて

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$$Sigma$$, 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。

論文

Calculating disability-adjusted life years (DALY) as a measure of excess cancer risk following radiation exposure

嶋田 和真; 甲斐 倫明*

Journal of Radiological Protection, 35(4), p.763 - 775, 2015/12

AA2014-0479.pdf:1.53MB

 被引用回数:6 パーセンタイル:48.17(Environmental Sciences)

本論文は、Disability-Adjusted Life Year (DALY)を放射線のリスク指標として用いることを提案するものである。DALYは余命損失Years of Life Lost(YLL)と損なわれた健康的な生活の年数Years Lived with Disability(YLD)を合計することにより計算される。この概念は現状のICRPの手法による放射線デトリメント(ICRPデトリメント)の誤用を避けるために確率的な測定値ではないリスク指標として表現される。日本人集団のデータを用いてYLLとYLDを計算した結果、日本人1人あたりの1Gyの被ばくによる全がんのDALYは、男性は0.84年、女性は1.34年と評価された。同様のデータとICRPデトリメントを算出し、DALYと比較した。その結果、白血病、乳がん及ぶ甲状腺がんを除いたがん部位について両者の傾向が一致することがわかった。DALYがICRPデトリメントより有利な点は、死亡データを用いないため非致死疾病に対するリスクを計算可能な点である。この研究により、DALYが放射線のリスクと公衆の健康における様々な種類の疾病とを比較することが可能な実践的な道具であることが示された。

論文

Nuclear criticality safety standard for a fuel reprocessing plant assuming burnup credit published by the Atomic Energy Society of Japan

中島 健*; 板原 國幸*; 奥野 浩

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.496 - 502, 2015/09

本論文では、2015年4月に日本原子力学会から発刊された「再処理施設の臨界安全管理における燃焼度クレジット適用手順:2014」(AESJ-SC-F025: 2014)の概要を述べる。同学会からは、既に60を超える標準が発刊されたが、その多くは、原子炉または廃棄物に対するものであった。また、10年前に同学会から発刊された「臨界安全管理の基本事項: 2004」(AESJ-SC-F004: 2004)では、臨界安全に関する基本的な考え方、核燃料を取り扱う施設の一般的な臨界安全の管理について記していたが、燃焼度クレジット採用の手順は含まれていなかった。この標準では、燃焼度クレジットを再処理工場に適用する上でこれら施設及び設備の設計、管理及び運転・保守に関わる者に対して具体的な手順を明確にして、臨界の防止に役立てることを目的にしている。

論文

Numerical simulations of short-term migration processes of dissolved Cesium-137 due to a hypothetical accident of a nuclear submarine in the Japan Sea

小林 卓也; 茅野 政道; 外川 織彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(5), p.569 - 575, 2006/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.6(Nuclear Science & Technology)

海水循環モデル(Princeton Ocean Model)とランダムウォークモデル(SEA-GEARN)から構成される溶存状放射性物質移行コードシステムを開発した。モデルの応用として、原子力潜水艦の仮想事故により対馬海峡から放出された$$^{137}$$Csの海洋中における移行を日本海南西海域において計算した。溶存状放射性物質の移行過程の季節変動を調べるために、10日ごとの瞬時放出計算を1年間に渡り実施した。溶存状放射性物質の移行傾向は2つのパターンに分類された。1月から9月に放出を開始したケースでは、全ての高濃度域が本州に沿って北東に移行した。10月から12月に放出を開始したケースでは、多くの高濃度域が西へ移行し、本州に沿って分布する$$^{137}$$Cs 濃度は比較的低かった。東経134度線を通過する粒子数と対馬海峡の流入量の相関係数を求めたところ、R=0.718を得た。

論文

Development of a numerical simulation model for long-range migration of rice planthoppers

古野 朗子; 茅野 政道; 大塚 彰*; 渡邊 朋也*; 松村 正哉*; 鈴木 芳人*

Agricultural and Forest Meteorology, 133(1-4), p.197 - 209, 2005/11

 被引用回数:15 パーセンタイル:49.54(Agronomy)

高精度の大気拡散モデルにイネウンカの飛来特性を組み込むことにより、イネウンカ類の長距離移動の高精度シミュレーションを行った。モデルは気象場を計算する大気力学モデルと粒子拡散モデルから成っている。またモデルにはウンカの飛び立ちエリア及び飛び立ち開始時間を推定する機能もある。本研究では、このモデルと1998年6月中旬の西日本でのネットトラップデータを用いて、飛び立ち域推定のケーススタディを行った。このシミュレーションでは、それぞれ緯度経度方向に2$$^{circ}$$の広さを持った56の領域を飛び立ち可能地域と仮定した。この中から実際の飛び立ち領域を確定するために、それぞれの飛び立ちエリアから西日本の各地点に到達した計算値と実際の観測データを、順位相関係数を用いて比較した。相関が高く、飛び立ち域として可能だと思われる領域は、福建省や台湾を含む北緯23$$^{circ}$$$$sim$$27$$^{circ}$$の領域だった。このシミュレーションにおいて、飛翔限界温度と連続飛翔可能時間がもっとも精度を左右するパラメータであることが示された。

報告書

国際原子力総合技術センターの活動,平成16年度

国際原子力総合技術センター

JAERI-Review 2005-033, 85 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-033.pdf:7.03MB

本報告書は、日本原子力研究所国際原子力総合技術センターの平成16年度の業務概要をまとめたものである。国際原子力総合技術センターにおいて実施した国内研修及び国際研修業務の内容,研修のための研究開発並びに運営管理などについて記載した。平成16年度は、東京研修センターと東海研究所研修センターの組織統合から2年目となり、研修業務は順調に実施され、国内及び国際研修を合わせた修了者は1165名であった。また、平成17年度に開校予定の東京大学大学院工学系研究科原子力専攻(専門職大学院)の施設利用,実習講師選定等の準備に協力した。これらの業務活動に加え、安全確保及び快適な作業環境確保などの観点から、研修施設・設備について必要な整備並びに改善を進めた。

報告書

我が国の長期エネルギー需給シナリオに関する検討

佐藤 治

JAERI-Research 2005-012, 32 Pages, 2005/05

JAERI-Research-2005-012.pdf:4.37MB

2050年に至る我が国のエネルギー需給の動向と原子力エネルギー利用の将来的なポテンシャルについて検討を行った。この目的のため、今後の経済成長,エネルギー原単位改善,各種エネルギー源とエネルギー技術の価格と利用可能量等を設定した。次に、これらの前提条件に基づいて原子力エネルギー利用規模の異なる3ケースの長期エネルギーシナリオを作成し、その比較評価を通じて原子力エネルギー利用の役割を検討した。この検討の結果、原子力エネルギー利用の拡大は化石燃料の消費量を低減し、エネルギーセキュリティの向上と低コストでの二酸化炭素排出量の大幅な低減に貢献できる可能性を有することが示された。

論文

Analysis of Ta-rich MX precipitates in RAFs

谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; 橋本 直幸*; Zinkle, S. J.*; Klueh, R. L.*; 香山 晃*

Fusion Materials Semiannual Progress Report for the Period Ending (DOE/ER-0313/35), p.33 - 36, 2004/04

本報告は、日米協力に基づき著者が米国オークリッジ国立研究所において、High Flux Isotope Reactor(HFIR)を用いて行った研究の成果である。JLF-1やORNL9Crの靭性特性は、F82Hに比べて照射後の延性脆性遷移温度変化が小さく、優れていることから、これらの相違をミクロな観点から明らかにする目的で、析出物の分布を解析するために、各種フェライト鋼(F82H-IEA, F82H HT2, JLF-1とORNL9Cr)非照射材より抽出レプリカ試片を準備した。これらの試片について、TEMにより析出物のサイズ分布、SEMにより化学組成の解析が行われた。さらに、後方散乱電子像は、Ta-richな析出物をほかの析出物と分離するのに効果的であることを示した。F82Hについては、主な析出物はM23C6であり、形状は丸状である。一方、JLF-1とORNL9Crでは、析出物は細長い形状であった。MX析出物に関しては、F82Hではほとんど見られないが、非常に大きく、Tiを含んでいた。対照的にJLF-1とORNL9Crでは多くの微小なMX析出物が観察された。JLF-1やORNL9Crの靭性特性は、F82Hに比べて照射後の延性脆性遷移温度変化が小さく優れているが、これらの違いの一因に、Taリッチの析出物(MX系析出物)の存在形態がかかわっている可能性を指摘した。

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