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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

ICRP2007年勧告に準拠する内部被ばく線量評価に用いる実効線量係数(受託研究)

高橋 史明; 真辺 健太郎; 佐藤 薫

JAEA-Review 2020-068, 114 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-068.pdf:2.61MB

現在の日本国内の放射線安全規制は、国際放射線防護委員会(ICRP)による1990年勧告の主旨に基づいて制定されているが、ICRPはこれに置き換わる2007年勧告を公開した。そのため、原子力規制委員会の下に設置されている放射線審議会では、最新の2007年勧告の主旨を国内の規制へ取り入れるための検討を進めている。また、ICRPは2007年勧告に準拠する内部被ばく評価に用いる実効線量係数の公開も進めており、内部被ばくの評価法に係る技術的基準の見直しも想定される。現在のところ、作業者や公衆の内部被ばく防護のための濃度限度について、改正に必要な実効線量係数の全ては公開されていない。一方で、既に公開されている実効線量係数については、作業者の内部被ばく防護で重要な核種へ適用されるものも含まれる。そこで、ICRPが平成28年(2016年)から令和元年(2019年)にかけて発刊した「職業人の放射性核種摂取(Occupational Intakes of Radionuclides)シリーズ」のparts2、3及び4に基づいて、新しい実効線量係数及び基本となる線量評価モデルやデータをレビューし、現在の国内における内部被ばく評価法に係る技術的基準からの変更点を調査した。さらに、今後の2007年勧告を踏まえた内部被ばく評価法に係る技術的基準の円滑な改正に供するため、課題等を整理した。

報告書

日本原子力研究開発機構における2020年度新原子力規制検査制度に対応するための新たな保安・保全・品質管理活動体制の導入

曽野 浩樹; 助川 和弘; 野村 紀男; 奥田 英一; 保全計画検討チーム; 品質管理検討チーム; 検査制度見直し等検討会

JAEA-Technology 2020-013, 460 Pages, 2020/11

JAEA-Technology-2020-013.pdf:13.46MB

2020年4月1日施行の原子炉等規制法及び関係法令に基づき行われる新しい原子力規制検査制度(新検査制度)の導入準備として、日本原子力研究開発機構(原子力機構)所管の新検査制度対象7事業施設(研究開発段階発電用原子炉施設,再処理施設,加工施設,廃棄物管理施設,廃棄物埋設施設,試験研究用原子炉施設及び核燃料物質使用施設)を対象に、それら施設の多様性,特殊性及び類似性を考慮しつつ、原子力規制検査に対応するための運用ガイド6種「保全文書ガイド」,「独立検査ガイド」,「溶接検査ガイド」,「フリーアクセス対応ガイド」,「PI設定評価ガイド」及び「CAP対応ガイド」を策定した。また、新検査制度下での品質マネジメントシステム及び保安規定の改定案を検討し、原子力機構内で典型的な規定類のひな形として取りまとめ、新たな保安・保全・品質管理活動体制の導入を完了した。規制当局及び事業者ともに新検査制度の運用に係る細部の調整は、新検査制度本運用後(2020年4月以降)も継続していることから、今後の本運用の実施状況とその調整結果を踏まえ継続的・段階的に改善していくこととする。

論文

Evaluation of radiation effects on residents living around the NSRR under external hazards

求 惟子; 秋山 佳也; 村尾 裕之

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021115_1 - 021115_11, 2020/04

NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)は、TRIGA-ACPR型(Annular Core Pulse Reactor: 円環炉心パルス炉; GA社製)の研究炉で、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。福島第一発電所の事故後の新規制基準において、研究炉は施設のリスクに応じた規制(グレーデッドアプローチ)が行われている。グレーデッドアプローチを適用するにあたってNSRR施設のリスクレベルを明らかにするため、外的事象によって受ける周辺の公衆の放射線影響について評価した。そのうち、地震及び地震に伴って発生する津波並びに竜巻によってNSRRの安全機能を喪失した場合の影響評価の結果について報告する。評価の結果、地震及びそれに伴って発生する津波並びに竜巻よってNSRRの安全機能を喪失した場合においても、周辺の公衆の実効線量が5mSv/eventを下回ることから、NSRR施設のリスクが小さいことを確認した。

論文

Evaluation of the radiation effects of residents living around the NSRI under the external hazards

求 惟子; 秋山 佳也; 村尾 裕之

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)は、TRIGA-ACPR型(Annular Core Pulse Reactor:円環炉心パルス炉; GA社製)の研究炉で、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。福島第一発電所の事故後の新規制基準において、研究炉は施設のリスクに応じた規制(グレーデッドアプローチ)が行われている。グレーデッドアプローチを適用するにあたってNSRR施設のリスクレベルを明らかにするため、外的事象によって受ける周辺の公衆の放射線影響について評価した。そのうち、地震及び地震に伴って発生する津波並びに竜巻によってNSRRの安全機能を喪失した場合の影響評価の結果について報告する。評価の結果、地震及びそれに伴って発生する津波並びに竜巻よってNSRRの安全機能を喪失した場合においても、周辺の公衆の実効線量が5mSv/eventを下回ることから、NSRR施設のリスクが小さいことを確認した。

論文

Study on criticality control of fuel debris by Japan Atomic Energy Agency to support Nuclear Regulation Authority of Japan

外池 幸太郎; 山根 祐一; 梅田 幹; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.20 - 27, 2015/09

安全規制の観点で、福島第一原子力発電所における燃料デブリの臨界管理は、臨界を防止する決定論的な管理ではなく、臨界の影響を緩和するリスク管理の形態をとることになろう。原子力規制委員会・規制庁はこの課題に取組むために研究計画を策定した。日本原子力研究開発機構の安全研究センターでは、同規制委員会・規制庁の委託を受け、燃料デブリの臨界特性の解析、臨界リスク評価手法の開発、及びこれらを支援する臨界実験の準備を開始した。

論文

Structure reform and special economic zone in large helium liquifier complex for the 4th generation ERL light source

峰原 英介

Proceedings of 2nd Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 30th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.200 - 201, 2005/07

第4世代ERL放射光の実現には、2K極低温に冷却された500m長の超伝導空洞とこれを冷却する大型極低温冷凍機が必要である。この運転は半永久無昇温運転により無故障運転を実現するとしても、この全系の完成前の保守と建設は現在の高圧ガスの規制の下では極めて高価であり、故障の元となる非合理な作業が多く、また大量の労力が必要な膨大な申請書類の処理が必要となる。これを解決するため、構造改革経済特区の実現を図る予定である。このほか放射光施設での非合理な規制解消を併せて図る予定である。

論文

Deuterium effect on the subcritical limit for fissile-to-hydrogen ratio

奥野 浩; 秋山 秀夫*; 望月 弘樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(1), p.57 - 60, 2003/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.39(Nuclear Science & Technology)

国際原子力機関(IAEA)の現行の放射性物質安全輸送規則を厳密に適用すると、低レベル廃棄物(LLW)ドラムが核分裂性物質として輸送することが要求される。この問題は、LLWドラム中のコンクリートの水分が重水素(D)を含み、その量が核分裂性物質質量の0.1%を超え、従ってLLW運搬物が核分裂性物質を含む輸送物に関する除外規定要求を満たさないことの帰結である。軽水素($$^{1}$$H)とDの中性子吸収断面積の相違に関する検討から、水素減速体系において天然水中のDの存在による中性子増倍率の相対的な増加が0.015%以下であることを示す。$$^{235}$$U/H質量比5%の$$^{235}$$U金属と水の混合物において、無限中性子増倍率がD/H原子個数比に比例して増加し、D/H原子個数比0.015%に対して無限中性子増倍率の相対的な増加割合が0.03%未満であることを数値計算により確認する。除外規定にある核分裂性核種と水素の制限質量比5%が、天然水にDを含む水素減速体系にも適用可能であることを結論付ける。

論文

Criticality safety studies related to advisory material for the IAEA regulations

奥野 浩; 酒井 友宏*

Proc. of PATRAM'98, 1, p.217 - 223, 1998/00

1996年版IAEA放射性物質安全輸送規則の助言文書に関する臨界安全研究を集約した。UO$$_{2}$$-H$$_{2}$$O及びPuO$$_{2}$$-H$$_{2}$$O燃料濃度についての小さな変動の有無に伴う臨界計算を摂動理論に基づき与えた。5%の燃料濃度の変化が、最大で0.4%$$Delta$$k/kの中性子増倍率の増大を与えうることを示した。燃料の非均質効果を低濃縮度UO$$_{2}$$燃料粒子の配列が水没している系で調べた。直径50$$mu$$mの燃料粒子の場合、中性子増倍率の相対的増加割合は0.1%$$Delta$$k/k未満であった。水の孤立化厚さを反射体因子を用いて論じた。反射体因子は、孤立材厚さが無限の場合に対する、有限厚さの孤立材付き燃料の中性子増倍率の相対的増加割合として定義された。30cmが、水の孤立化厚さについての実用値であると認識された。

論文

PSA'96国際会議

近藤 駿介*; 杉本 純

日本原子力学会誌, 39(4), p.46 - 47, 1997/00

米国原子力学会の主催、日、欧、中、韓原子力学会の共催により、PSA'96が米国ユタ州パークシティで開催された。本会議は「リスクに基づく規制への移行」をテーマとし、発表論文は280件、参加者は約360人に達した。我が国からは、大学、研究機関、電力、メーカー等から計20名が参加し、15件の発表を行った。会議は、基調講演に引き続き、開会パネル討論、4日間にわたる論文講演、及び最終日の閉会パネル討論から構成されている。論文講演では、リスクに基づく規制、PSA手法の開発、PSAの応用、シビアアクシデント実験と解析、人的因子、環境リスク評価、産業施設の危険度解析、安全文化等、合計68のセッションが6会場に分かれて発表と討論が行われた。本報告は、PSA'96会議における主なセッションの概要を紹介するものである。

論文

Near surface disposal of very low level waste generated from reactor decommissioning and related safety requirements

大越 実; 吉森 道郎; 阿部 昌義

Planning and Operation of Low Level Waste Disposal Facilities IAEA-SM-341/70, 0(0), p.416 - 425, 1997/00

将来の商業用発電炉の解体を円滑に進めるためには、解体に伴って大量に発生する放射能レベルの極めて低い放射性廃棄物を安全かつ合理的に処分することが重要である。このため、放射能レベルが極めて低いコンクリート廃棄物を埋設処分する際の安全確保の考え方等が、原子力安全委員会等において定められている。原研においては、上記の安全確保の考え方等に基づいて、放射能レベルが極めて低いコンリート廃棄物を安全に浅地中処分することができることを実証するために、JPDRの解体に伴って発生した廃棄物を東海研の敷地内において埋設し、試験を行っている。本講演においては、原子力安全委員会等が定めた安全確保の考え方等を紹介すると共に、本廃棄物埋設施設の概要、操業経験、モニタリング計画、周辺環境への影響評価解析結果等について報告する。

論文

PSA'95国際会議

近藤 駿介*; 傍島 眞

日本原子力学会誌, 38(5), p.369 - 370, 1996/00

本会議は、ANSにより2年毎に開催されている確率論的安全評価(PSA)をテーマにした歴史あるものであるが、今回はKAERI(韓国原子力研究所)が主催し、共同主催として原研が協力して初めてアジアで開催されたものである。公表論文数は209件に上り、会議参加者数は400人で、この分野の国際会議としてはかなりの規模のものとなった。会議は特別講演、パネル討論、セッション発表等からなり、PSAに関する多くのテーマについて議論が展開された。その概要を紹介する。

報告書

Proceedings of the Second Workshop on Residual Radioactivity and Recycling Criteria jointly sponsored by the United States Environmental Protection Agency, the Office of Radiation and Indoor Air and Japan Atomic Energy Research Institute, November 9-11, 1994, Tokai, Japan

山本 英明; J.A.Mackinney*

JAERI-Conf 95-015, 354 Pages, 1995/07

JAERI-Conf-95-015.pdf:12.64MB

原研と米国環境保護庁との間の放射線防護分野における研究協力の取決めに基づき、残留放射能・再利用規準に関する第2回ワークショップが1994年11月9日から11日までの3日間東海研究所で開催された。本報文集は同ワークショップの29件の発表論文及び討論内容を収録したものである。

論文

Near surface disposal of VLLW from reactor decommissioning and safety requirements

大越 実; 吉森 道郎

Proc. of 3rd Japan-Russia Joint Symp. on Radiation Safety, 0, p.75 - 85, 1995/00

将来の商業用発電炉の解体を円滑に進めるためには、解体に伴って大量に発生する放射能レベルの極めて低い放射性廃棄物を安全かつ合理的に処分することが重要である。このめ、放射能レベルが極めて低いコンクリート廃棄物を埋設処分する際の安全確保の考え方等が、原子力安全委員会等において定められている。原研においては、上記の安全確保の考え方等に基づいて、放射能レベルが極めて低いコンクリート廃棄物を安全に浅地中処分することができることを実証するために、JPDRの解体に伴って発生する廃棄物を原研東海研の敷地内において浅地中処分することとしており、平成7年6月に許可を取得し、現在、施設の建設を行っているところである。本講演においては、原子力安全委員会が定めた安全確保の考え方等を紹介するとともに、本廃棄物埋設施設の概要、周辺環境への影響評価結果等について紹介する。

論文

Current trends in severe accident research

早田 邦久; 久木田 豊; 藤城 俊夫; 杉本 純; 山野 憲洋

Int. Conf. on New Trends in Nuclear System Thermohydraulics,Proc,Vol. II, 0, p.3 - 8, 1994/00

シビアアクシデントに関する研究は、主として1979年のTMI-2事故を契機として開始され、さらに1986年のチェルノブイル事故により加速された。この15年間の研究により、シビアアクシデントに関する現象論の理解はより進み、また解析的手法の開発・改良も進展した。シビアアクシデントに関する知見や経験を規制、確率論的安全評価、アクシデントマネジメント方針の検討、及び将来型原子炉の開発に適用する試みがなされている。本論文では、シビアアクシデント研究の動向について記述している。

論文

Rules on radiation protection of tritium in Japan

村田 幹生; 山本 峯澄; 松下 紘三

Fusion Technology, 21, p.673 - 677, 1992/03

本国際学会の指定テーマとして依頼があった、日本におけるトリチウムの放射線防護に関する基準類および高レベルトリチウム取扱い施設のために特別に作成されている指針等について発表する。合わせて、トリチウム取扱施設(国内)からの環境放出の現状についてまとめた。また、トリチウムの大量取扱い時代にむけて、今後必要になると思われる基準等についてコメントする。

論文

Policy and regulation for decommissioning reactors in Japan

星 蔦雄

IAEA-SR-179, 15 Pages, 1992/00

原子炉の老朽化に伴い原子炉施設の廃止措置は今後重要な課題となりつつある。我国の廃止措置のあり方については、原子力委員会が長期計画の中で基本方針を示した。それによると、原子炉施設は跡地の有効利用を図るため解体撤去方式が望ましいこと、必要なR&Dを進めること等の考えを示し、現在とくに発電炉に対する基本手順等の検討とJPDRにおける技術開発等が進められている。規制については、原子炉等規則法のもとに解体届の提出が義務づけられているが、原子力安全委員会は安全確保の一そうの向上の面から指針が示され、これらはJPDRの解体実施計画の中へ反映され、各種のデータ取得とともに妥当性の評価が行われている。このように、我国は原子炉廃止措置に対しては実経験も含めて世界的に進んだ原子炉廃止措置に対しては実経験も含めて世界的に進んだ状況にあることから、とくに実状を中心に発表する。

論文

Current status of residual radioactivity criteria in Japan

山本 英明; 押野 昌夫

EPA-520/1-90-013, p.193 - 196, 1990/00

原子力施設等の除染・解体・再利用における残留放射能基準に関連した日本の法令と、基準設定のために行われている国レベルでの調査検討の現状を紹介する。さらに、残留放射能基準のあり方について発表者の私見を述べる。

論文

原子炉以外の原子力施設の基準と指針(米国)

小佐古 敏荘*; 石飛 益弘*; 岡本 弘信*; 河田 東海夫*; 佐藤 政一*; 土井 英雄*; 三谷 鉄二郎*; 八巻 治恵; 山林 尚道

原子炉以外の原子力施設の基準と指針(米国), 404 Pages, 1986/00

原子炉以外の核施設(a)ウラン濃縮施設、(b)加工施設、(c)未照射核分裂性物質貯蔵施設、(d)照射済核分裂性物質貯蔵施設、(e)再処理施設、(f)転換と回収処理施設、(g)放射性廃液処理施設、(h)放射性固体廃棄物処理施設、(i)ホットラボラトリー、(j)トリチウム施設について、前半で共通する基準、規格&設計指針を参考資料と共に述べ、後半で各施設ごとに詳細に適用される基準、規格および指針を記述する。検討された項目は次の通りである。定義及び概説、立地条件と環境保護、主要部の設計指針、一般安全クラスのシステム設計指針、一般非安全クラスのシステム設計指針、放射性廃棄物管理、放射線防護、事故時解析、運転中の管理行為、運転中の制御と制限、品質保証。

報告書

多目的高温ガス実験炉の運転に関する流量調節領域出口ガス温度一定制御アルゴリズムの検討

鈴木 勝男; 島崎 潤也

JAERI-M 83-191, 22 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-191.pdf:0.69MB

本報告書は、流量調節領域出口ガス温度を一定にするオリフィス装置の制卸方式を実験炉を運転する観点から検討し、その結果をとりまとめたものである。

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