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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。

報告書

STACY(定常臨界実験装置)施設の更新に係るモックアップ試験(給排水システムの性能確認)

関 真和; 前川 知之; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

JAEA-Technology 2017-038, 52 Pages, 2018/03

JAEA-Technology-2017-038.pdf:4.6MB

日本原子力研究開発機構では、溶液燃料を用いるSTACY(定常臨界実験装置)施設を「棒状燃料と軽水減速材を用いる熱中性子炉用臨界実験装置(STACY更新炉)」に更新する計画を進めている。これまでのSTACYは、炉心タンクへ供給する溶液燃料の体積を調整する液位制御方式を採用していたが、STACY更新炉は、炉心タンクへ減速材の給水量を調整する水位制御方式を採用する。この水位制御について、これまでに行った基本設計の妥当性を検証するため、実機とほぼ同一構造の設備・機器を用いた給排水系モックアップ試験装置を製作した。モックアップ試験では、最大給水流量の制限、給水流量の調整、給水停止等の性能確認を行った。本書では、STACY更新炉給排水系のモックアップ試験の結果について報告する。

論文

福島県内の原子力機構の研究施設

吉川 英樹

エネルギーレビュー, 37(10), p.13 - 14, 2017/10

福島第一原子力発電所の事故直後からの原子力機構の活動を紹介するとともに、福島県内に設置された原子力機構の研究開発施設を紹介する。

論文

Validation of PHITS spallation models from the perspective of the shielding design of transmutation experimental facility

岩元 大樹; 明午 伸一郎

EPJ Web of Conferences, 153, p.01016_1 - 01016_9, 2017/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:85.61

The impact of different spallation models implemented in the particle transport code PHITS on the shielding design of Transmutation Experimental Facility (TEF) was investigated. For 400-MeV proton incident on a lead-bismuth eutectic target. An effective dose rate at the end of a thick radiation shield (3-m-thick iron and 3-m-thick concrete) calculated by the Li${`e}$ge intranuclear cascade (INC) model version 4.6 (INCL4.6) coupled with the GEM code (INCL4.6/GEM) yields $$sim$$1.5 times higher than the Bertini INC model (Bertini/GEM). A comparison with experimental data for 500-MeV proton incident on a thick lead target shows that the INCL4.6/GEM is in fairly good agreement with the experiment, which suggest that the prediction accuracy of INCL4.6/GEM would be better than that of Bertini/GEM. In contrast, it is found that the dose rates in beam ducts in front of targets calculated by the INCL4.6/GEM are lower than those by the Bertini/GEM. Since both models underestimate the experimental results for neutron-production double-differential cross sections at 180$$^{circ}$$ for 140-MeV proton incident on carbon, iron, and gold targets, we conclude that it is necessary to allow for a margin of uncertainty caused by the spallation models, which is a factor of two, in estimating the dose rate induced by neutron streaming through a beam duct.

報告書

再処理施設の火災時条件におけるRu及びEuの有機溶媒への分配挙動と有機溶媒燃焼時の放出挙動(受託研究)

天野 祐希; 渡邊 浩二; 真崎 智郎; 田代 信介; 阿部 仁

JAEA-Technology 2016-012, 21 Pages, 2016/06

JAEA-Technology-2016-012.pdf:1.81MB

再処理施設における有機溶媒の火災事故時の安全性評価に資するため、共除染工程に存在する放射性元素のなかで比較的揮発性が高い化学形をとる可能性があるRuの溶媒抽出挙動を調査した。Ruについて溶媒中のTBPやTBP劣化物の濃度等の有機溶媒の組成や抽出温度をパラメータとした抽出試験を行い、火災事故時の抽出特性データを取得した。また、火災事故時の各元素の放出特性を把握するため、Ru及び核分裂生成物の代替物質としてEuを抽出した溶媒の燃焼試験を行い、溶媒の燃焼に伴うRu及びEuの放出割合を取得した。

論文

Development of multi-group neutron activation cross-section library for decommissioning of nuclear facilities

奥村 啓介; 小嶋 健介; 田中 健一*

JAEA-Conf 2015-003, p.43 - 47, 2016/03

原子力施設の廃止措置において発生する放射性廃棄物の安全性評価においては、構造物の放射化により発生する放射性核種インベントリの評価が必要である。その評価においては、場所や物質に依存する多様な中性子スペクトルで照射される多くの構造材中不純物核種の放射化に特に留意する必要がある。それゆえ、多くの核種と反応に対して正確な放射化断面積データが必要となる。そこで、近年公開された評価済核データライブラリJENDL-4.0及びJEFF-3.0/Aに基づき、原子力施設の廃止措置に適用するための新しい多群放射化断面積ライブラリ(MAXS)を開発した。同ライブラリは、VITAMIN-B6の199エネルギー群構造を有し、779核種に対する(n,$$gamma$$), (n,f), (n,2n), (n,3n), (n,p), (n,$$alpha$$), (n,d), (n,t), (n,n$$alpha$$), (n,np)反応等の断面積と核異性体比のデータを収納する。

論文

Scaling issues for the experimental characterization of reactor coolant system in integral test facilities and role of system code as extrapolation tool

Mascari, F.*; 中村 秀夫; Umminger, K.*; De Rosa, F.*; D'auria, F.*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4921 - 4934, 2015/08

The phenomenological analyses and thermal hydraulic characterization of a nuclear reactor are the basis for its design and safety evaluation. Scaled down tests of Integral Effect Test (IET) and Separate Effect Test (SET) are feasible to develop database. Though several scaling methods such as Power/Volume, Three level scaling and H2TS have been developed and applied to the IET and SET design, direct extrapolation of the data to prototype is in general difficult due to unavoidable scaling distortions. Constraints in construction and funding for test facility demand that a scaling compromise is inevitable further. Scaling approaches such as preservation of time, pressure and power etc. have to be adopted in the facility design. This paper analyzes some IET scaling approaches, starting from a brief analysis of the main characteristics of IETs and SETFs. Scaling approaches and their constraints in ROSA-III, FIST and PIPER-ONE facility are used to analyze their impact to the experimental prediction in Small Break LOCA counterpart tests. The liquid level behavior in the core are discussed for facility scaling-up limits.

報告書

硝酸ニトロシルルテニウムの熱分解に伴う揮発性ルテニウム化学種の放出挙動の検討

阿部 仁; 真崎 智郎; 天野 祐希; 内山 軍蔵

JAEA-Research 2014-022, 12 Pages, 2014/11

JAEA-Research-2014-022.pdf:1.03MB

再処理施設における高レベル濃縮廃液の沸騰乾固事故時の安全性評価に資するため、揮発性の観点から公衆への影響が大きいと考えられるRuの放出挙動を検討した。Ruは、主に廃液の乾固の進行に伴って気相中へ放出されることが報告されている。本研究では、廃液の乾固段階におけるRuの放出挙動を把握するため、乾固物中に存在すると予想されるRu硝酸塩の熱分解に伴うRuの放出割合を測定するとともにRuの放出速度定数を導出した。この放出速度定数を用いてRu硝酸塩の昇温に伴うRuの放出速度を計算したところ、模擬廃液を加熱したビーカースケール実験で得られたRuの放出挙動を矛盾なく再現できることを確認した。

論文

Concept of transmutation experimental facility

大井川 宏之; 佐々 敏信; 菊地 賢司; 西原 健司; 倉田 有司; 梅野 誠*; 辻本 和文; 斎藤 滋; 二川 正敏; 水本 元治; et al.

Proceedings of 4th International Workshop on the Utilisation and Reliability of High Power Proton Accelerators, p.507 - 517, 2005/11

J-PARC施設の一つとして、原研は核変換実験施設(TEF)の建設を計画している。TEFは、核変換物理実験施設(TEF-P)とADSターゲット試験施設(TEF-T)で構成される。TEF-Pは、600MeV, 10Wの陽子ビームを入射できる臨界実験施設である。TEF-Tは、600MeV, 200kWの陽子ビームを用いる材料照射施設で、鉛ビスマスターゲットを設置するが、核燃料を使った中性子増倍は行わない。本報告では、実験施設の目的,概念設計の現状,想定する実験項目を示す。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置,平成13年度試験運転報告(受託研究)

林 光二; 稲垣 嘉之; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫*; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 片西 昌司; et al.

JAERI-Tech 2005-032, 46 Pages, 2005/06

JAERI-Tech-2005-032.pdf:4.79MB

本書は、HTTR水素製造実規模単一反応管試験装置の平成13年度試験運転報告である。平成13年度は平成14年3月1日から3月13日の2週間に第1回試験運転を実施し、水蒸気改質器の熱流動に関する試験、並びに試験装置の運転訓練を行った。水蒸気改質器の熱流動に関する試験は、ヘリウムガスとプロセスガス間の伝熱特性を評価するものである。本報告では、試験の概要,結果、並びに運転記録についてまとめている。

報告書

核融合施設及び原子力施設で作業するロボットのシステムインテグレーションに関する研究

岡 潔

JAERI-Research 2004-009, 225 Pages, 2004/07

JAERI-Research-2004-009.pdf:47.47MB

現在のロボットは、アミューズメント,福祉,防災など、さまざまな分野への適用が要求されているが、実用的な環境条件下ではシステムとして成立しているロボットは少ない。それは、ロボットが単に要素技術の積み重ねで実現できるものではなく、ロボットを構成する各要素について吟味,調整,改善等の検討を通して、各要素間のバランスを保ちながらロボットシステム全体の中で最適化される必要があるためで、多数の要素から構成されるロボットのシステムインテグレーションは、実際に使用可能なロボットを実現するうえで最も重要な課題である。本報では、このシステムインテグレーションに関する課題を解決するために、核融合施設の保守や原子力施設の事故時の救済を行う代表的なロボットシステムについて、開発に必要不可欠となる手法や要素技術について述べる。特に、ロボットに与えられた環境条件や作業条件からの観点だけでなく、ロボットのシステムバランスからそのロボットに必要となる要素技術の再構築と最適化の観点をも考慮して、実用的なロボットシステムの実現に向けた手法を提案した。これらのシステムインテグレーションを考慮した手法の提案により、核融合装置の保守や原子力施設の事故時の救済に対して実環境下で作業が可能なロボットシステムの実用化の推進に貢献した。

報告書

CELVA-1Dを用いた火災事故時の煤煙による換気系フィルタの差圧解析

渡邊 浩二; 田代 信介; 阿部 仁; 高田 準一; 森田 泰治

JAERI-Tech 2004-029, 48 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-029.pdf:3.19MB

再処理施設等の核燃料施設の一部の建屋換気系には、換気系フィルタの一種として前置フィルタが用いられている。火災事故時には、この前置フィルタが大量の煤煙によって目詰まりし、差圧が上昇して破損することが考えられる。したがって、放射性物質の閉じ込め機能を維持する観点から、前置フィルタの差圧の時間変化を精度よく予測することは重要である。本研究では、粒径2$$mu$$m以上の煤煙粒子に対する前置フィルタのDFにも粒径範囲0.7-2$$mu$$mの煤煙粒子に対する実測DFから作成した粒径-前置フィルタのDFに関する実験式が適用できると仮定した。この仮定を用いたCELVA-1Dによる解析結果は、試験結果とよく一致した。

論文

大強度陽子加速器施設(J-PARC)で期待される原子力科学

鬼柳 善明*; 永宮 正治*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 大井川 宏之; 井頭 政之*; 馬場 護*; 岩崎 智彦*; 渡辺 幸信*; 石橋 健二*

日本原子力学会誌, 46(3), p.173 - 197, 2004/03

大強度陽子加速器施設J-PARCでは、断面積測定,遮蔽実験などのビーム利用実験ができること、また、II期工事に計画されている核変換実験施設は、原子力エネルギーに直接関係するものであるという理由から、このような研究に関係が深い原子力学会の炉物理,放射線工学,加速器・ビーム科学,核データの4部会が合同で、J-PARCを利用した研究について、企画セッションなどを通して検討してきた。本特集は、そこでまとめられた研究計画について述べたものである。また、検討された研究を、さらに効率的・発展的に進めるための提案にも言及している。プロジェクト側から施設建設状況と実験施設の利用計画について、次いで4つの関係部会からの研究提案について詳細を述べる。

論文

原子力施設事故時に対応する情報遠隔収集ロボットの開発

小林 忠義; 宮島 和俊; 柳原 敏

計測自動制御学会第3回システムインテグレーション部門講演会(SI2002)講演論文集,2, p.105 - 106, 2002/00

平成11年9月に東海村で発生したJCO臨界事故では、事故直後に現場の状況を把握することが困難であったため、事故の収束に向けて取るべき対策の決定に多くの時間を要した。この反省から、原子力施設で事故が発生した際に事故現場へ進入し、事故の原因究明や収束・復旧方法の検討に必要な情報を収集して外部の安全な場所に待機する人間に情報を送信するロボットの整備が急がれた。そこで原研では、これまで原子力用ロボットの開発を通して培ってきた経験や知見等をもとに、原子力施設事故時に対応する情報遠隔収集ロボット(RESQ)を開発した。本報告では、情報遠隔収集ロボットの開発にあたって定めた開発目的,主要な機能,操作性等について紹介する。

論文

Application of infrared thermography to nondestructive evaluation of nuclear structures and components

石井 敏満; 大岡 紀一; 那珂 通裕; 金谷 邦雄; 齋藤 順市; 岡本 芳三*

Proceedings of 6th Far-East Conference on Nondestructive Testing (FENDT '02), p.273 - 278, 2002/00

原子力施設において、安全上重要な構造物や機器は、原子炉停止中の検査は元より、運転中にも状態を監視して健全性を確保することが重要であり、それには各種の非破壊試験法を適切に応用する必要がある。また、原子力施設では、原子炉の運転に伴う放射線や高温の環境により検査員が接近できない場所にも多くの機器が設置されており、これらを監視するためのリモートセンシング技術を応用した非破壊試験法の確立が急務となっている。本報では、最近リモートセンシング技術として注目されている、赤外線サーモグラフィを原子力施設の機器や構造物の診断に応用した例として、赤外線サーモグラフィによりJMTRの機器や構造物の熱画像データを取得し、機器の運転状態や構造物の内部状態との対応について評価することにより、非破壊試験法としての有効性を検討した結果について紹介する。

論文

原子力施設の事故復旧に活躍する放射線に強いロボットの開発

柴沼 清

電気協会報, (925), p.20 - 23, 2001/11

平成11年9月末に発生したJCO臨界事故では、放射線レベルが高く、事故現場への人のアクセスが困難であった。事故現場の状況についての情報が不十分で、事故の収拾を大幅に遅らせた。このJCO事故のように、原子力施設で事故が発生し、放射線により人がアクセスできない場合、事故を出来るだけ早く収拾するために、事故現場に侵入し、情報収集や事故拡大防止・停止処理作業を行うロボットの開発が必要となる。これらの背景の下に、核融合炉用保守ロボットの開発を通して蓄積されたロボット技術及び耐放射線技術の知見と経験を生かして、高い放射線環境下においても、人に代わって情報収集や作業を行うことができる耐放射線性に優れたロボットの開発を行った。本稿では、開発の背景及びロボットの特徴等を中心にその概要を述べる。

論文

原子力施設の廃止措置における「放射性廃棄物でない廃棄物」の区分手順; 動力試験炉の解体における経験

立花 光夫; 畠山 睦夫; 柳原 敏

日本原子力学会誌, 41(6), p.677 - 685, 1999/00

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

原子力施設の廃止措置において解体撤去方式を採用した場合、その最終段階で建家の撤去が行われる。建家は、膨大な量の鉄筋コンクリートで作られているため、その解体作業から発生するコンクリート廃棄物をすべて放射性廃棄物として処分することは合理的でない。すなわち、放射性廃棄物と「放射性廃棄物でない廃棄物」とを分離するための除染及び放射能測定に関する手順を検討することが必要であった。そこで、原子力安全委員会の考え方に基づいて、解体から発生する廃棄物を「放射性廃棄物でない廃棄物」として扱うために必要な作業手順について検討した。その結果、建家表面の汚染特性の評価、除染、放射能の確認測定の各段階を経て実施した作業により、JPDR解体実地試験において、検討した作業手順の有効性を確認できた。本報告は、「放射性廃棄物でない廃棄物」の区分手順の検討結果及びその実施結果についてまとめたものである。

論文

高エネルギー核データの現状と整備; 次世代放射線利用施設構築に向けて

深堀 智生; 向山 武彦; 大山 幸夫; 千葉 敏; 高田 弘; 前川 洋; 柴田 徳思*; 中村 尚司*; 馬場 護*; 石橋 健二*; et al.

日本原子力学会誌, 40(1), p.3 - 28, 1998/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.76(Nuclear Science & Technology)

基礎研究、放射線廃棄物の消滅処理、核融合炉材研究、医学研究などを目的とした次世代放射線利用施設の建設が計画されているが、この施設そのものの建設及び上記研究を遂行するために高エネルギー核データが必要となる。本特集記事では、次世代放射線利用施設計画の概要及び高エネルギー核データの現状と整備について紹介する。

論文

Radiation aging and degradation mechanism of polymer insulation for electric cables

杉山 政彦*; 仁田 眞*; 谷 恒夫*; 瀬口 忠男; 八木 敏明

Proc. of 46th Int. Wire and Cable Symp., p.1 - 5, 1997/00

ケーブル用高分子絶縁材料の放射線劣化とそのメカニズムについて、放射線により誘起される酸化と電気特性、さらにゲル分率、引張特性、EPMAによる酸化層の分析、微少高度測定、超音波顕微鏡による観察を行った。この実験結果により、放射線酸化により電気特性が変化すること、ゲル分率の変化が酸化層の割合によく対応していること、及び試料表面の酸化層がノッチ効果と呼ばれる引張試験時の破壊を誘起していることが確認された。

論文

Three-dimensional void fraction measurement of two-phase flow in a rod bundle by neutron radiography

竹中 信幸*; 浅野 等*; 藤井 照重*; 和田 哲昌*; 松林 政仁; 鶴野 晃

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 377, p.115 - 118, 1996/00

 被引用回数:12 パーセンタイル:71.65(Instruments & Instrumentation)

軽水炉の安全性にとってロッドバンドル中の二相流の振る舞いは、重要である。その中でも特に、ロッドバンドル中のスペーサ近傍の二相流の振る舞いが重要である。これまでは、X線や$$gamma$$線を用いてBWR又はPWRと同サイズのロッドバンドル中の同じ圧力、同じ温度条件下での二相流のボイド率測定が行われてきた。さらに、断面におけるボイド率分布を得るためにCT法も用いられてきた。本研究では、スペーサの材料である金属板を透過し、二相流を可視化できる中性子ラジオグラフィを用いて軽水炉燃料を模擬した4$$times$$4ロッドバンドル中のスペーサ近傍の空気-水二相流の可視化を行い、一次元の平均ボイド率分布及びCT法による3次元ボイド率分布を得た。

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