検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 58 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

福島第一原子力発電所における事故対応ワークロード分析に基づく緊急時対応力向上に関する研究

吉澤 厚文*; 大場 恭子; 北村 正晴*

日本原子力学会和文論文誌, 18(2), p.55 - 68, 2019/06

本研究は、東京電力福島第一原子力発電所の緊急時対策本部における事故時のワークロードマネジメントを分析することにより、緊急時対応力向上を目的としたものである。選定した事象は、緊急時対応力が求められた福島第一原子力発電所の3号機におけるHPCIの停止による原子炉注水停止から、原子炉への注水回復を暫定的に回復することに成功した時間帯の緊急時対策本部の対応である。テレビ会議システムの映像を文字起こししたデータを基本データとし、会議録では事実関係の把握が難しい時には、各報告書や調書を参照した。また、ワークロードマネジメントを評価する手法は、Crew Resource Managementの手法を参照した。本研究により、発電所対策本部のワークロードマネジメントの実態が明らかになるとともに、緊急対応力向上のために、発電所対策本部および関係する外部組織に求められる課題が明らかになった。

論文

Preparedness and response for nuclear or radiological emergency as a designated public corporation

奥野 浩; 岡本 明子; 海老根 典也; 早川 剛; 田中 忠夫

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 15 Pages, 2019/05

原子力事故時や放射線の緊急事態の際には、災害対策基本法に基づく指定公共機関である日本原子力研究開発機構(JAEA)は、国及び地方公共団体を支援する役割を負っている。本論文では、(1)原子力施設の原子力事故時又は放射線緊急事態への準備及び対応のための指定公共機関としてのJAEAの役割を明らかにし、(2)2011年に発生した東京電力福島第一原子力発電所の制御不能に起因する敷地外の放射線緊急事態におけるJAEAの防災業務計画に基づく緊急時対応活動の概要、さらに(3)国の防災基本計画及び都道府県の地域防災計画を踏まえ、国及び地方公共団体が実施する訓練への参加を中心に平常時の活動を報告する。

報告書

Proceedings of the Fukushima Research Conference on Development of Analytical Techniques in Waste Management (FRCWM 2018); June 19th and 20th, Tomioka Town Art & Media Center, Tomioka, Futaba, Fukushima, Japan

三枝 純; 駒 義和; 芦田 敬

JAEA-Review 2018-017, 259 Pages, 2018/12

JAEA-Review-2018-017.pdf:53.88MB

廃炉国際共同研究センター(CLADS)は、福島第一原子力発電所の廃止措置の加速化や人材育成に資するため、国内外の研究協力を進めている。CLADSは、「廃棄物の分析技術開発に関する研究カンファレンス(FRCWM2018)」を2018年6月19日$$sim$$20日に開催した。本報告書は上記研究カンファレンスの講演要旨と発表資料を収録したものである。

報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-PV-07; 1% Pressure vessel top break LOCA with accident management actions and gas inflow

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2018-003, 60 Pages, 2018/03

JAEA-Data-Code-2018-003.pdf:3.68MB

LSTFを用いた実験(実験番号:SB-PV-07)が2005年6月9日に行われた。SB-PV-07実験では、PWRの1%圧力容器頂部小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高圧注入(HPI)系の全故障と蓄圧注入(ACC)タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。実験では、上部ヘッドに形成される水位が破断流量に影響を与えることを見出した。一番目のアクシデントマネジメント(AM)策として、手動による両ループのHPI系から低温側配管への冷却材の注入を炉心出口最高温度が623Kに到達した時点で開始した。炉心出口温度の応答が遅くかつ緩慢であるため、燃料棒表面温度は大きく上昇した。AM策に従い、炉心水位が回復して炉心はクエンチした。また、二番目のAM策として、両ループの蒸気発生器(SG)逃し弁開放によるSG二次側減圧を一次系圧力が4MPaに低下した時点で開始したが、SG二次側圧力が一次系圧力に低下するまで一次系減圧に対して有効とならなかった。ACCタンクから窒素ガスの流入開始後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。本報告書は、SB-PV-07実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

論文

Integrating radiation protection criteria for radioactive waste management into remediation procedures in existing exposure situations after a nuclear accident

杉山 大輔*; 木村 英雄; 立川 博一*; 飯本 武志*; 河田 陽介*; 荻野 治行*; 大越 実*

Journal of Radiological Protection, 38(1), p.456 - 462, 2018/03

 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

福島第一原子力発電所事故後の経験から、現存被ばく状況において環境修復に関する放射性廃棄物管理の放射線防護規準を確立することが必要である。本報ではそのために段階的なアプローチを提案し、放射性廃棄物管理に伴う年間線量の参考レベルとして第一段階1-10mSv/yを設定すべきであると考える。その後、最終的な線量目標1mSv/yを達成するため、段階的にその参考レベルは引き下げられる。その各段階における線量基準は、ステークホルダーの関与の下で決定される。本報ではその段階的アプローチの具体的な例を示す。

論文

ROSA/LSTF tests and posttest analyses by RELAP5 code for accident management measures during PWR station blackout transient with loss of primary coolant and gas inflow

竹田 武司; 大津 巌

Science and Technology of Nuclear Installations, 2018, p.7635878_1 - 7635878_19, 2018/00

Three tests were carried out with LSTF, simulating accident management (AM) measures during PWR station blackout transient with loss of primary coolant under assumptions of nitrogen gas inflow and total-failure of high-pressure injection system. As AM measures, steam generator (SG) depressurization was done by fully opening relief valves, and auxiliary feedwater was injected into secondary-side simultaneously. Conditions for break size and onset timing of AM measures were different. Primary pressure decreased to below 1 MPa with or without primary depressurization by fully opening pressurizer relief valve. Nonuniform flow behaviors were observed in SG U-tubes with gas ingress depending on gas accumulation rate in two tests that gas accumulated remarkably. The RELAP5/MOD3.3 code indicated remaining problems in predictions of primary pressure, SG U-tube liquid levels, and natural circulation mass flow rates after gas inflow and accumulator flow rate through analyses for two tests.

論文

人材育成の観点から見た福島第一原子力発電所の過酷事故対応の教訓

吉澤 厚文*; 大場 恭子; 北村 正晴*

日本機械学会論文集(インターネット), 83(856), p.17-00263_1 - 17-00263_17, 2017/12

This research aims to develop capability of on-site staffs that can respond to beyond design basis accident in the sophisticater socio-technical system, in which ensuring safety has been more complicated. The authors focused on the actions to prevent the accident progression undertaken by on-site staffs, which were hardly evaluated in existing accident analyses and reports. With reference to the concept of resilience engineering, "Responding" of the four cornerstones was particularly analyzed. Based on the precedent studies, causal factors of modeling "Responding" where pointed out the importance of "Attitude" that is a new lesson learned from on-site response at the accident. In addition, new lessons learned on improvement of skills indicated the limit of the concept of risk removal type safety as a safety goal that human is defined as "a safety hazard element". This led the necessity of the success expansion type of safety as a new safety goal that human is defined as "a resource necessary for system flexibility and resilience". Thus, new lessons learned successfully derived introduced for human resource development of the next generation to lead technologies in the society.

報告書

Proceedings of the Research Conference on Cementitious Composites in Decommissioning and Waste Management (RCWM2017); June 20th and 21st, 2017, Tomioka Town Art&Media Center, Tomioka, Futaba, Fukushima, Japan

佐野 雄一; 芦田 敬

JAEA-Review 2017-021, 180 Pages, 2017/11

JAEA-Review-2017-021.pdf:86.98MB

廃炉国際共同研究センター(CLADS)は、福島第一原子力発電所の廃止措置の加速化や人材育成に資するため、国内外の研究協力を進めている。CLADSは、「廃止措置及び廃棄物管理におけるセメント系複合材料に関する研究カンファレンス(RCWM2017)」を2017年6月20日$$sim$$21日に開催した。本報告書は上記研究カンファレンスの講演要旨と発表資料を収録したものである。

論文

福島の環境回復に向けた取り組み,1; 環境回復に関する取り組みの進展

宮原 要; 大原 利眞*

日本原子力学会誌, 59(5), p.282 - 286, 2017/05

福島の環境回復に向けた取り組みに関わる連載講座の第1回として、日本原子力研究開発機構と国立環境研究所における環境回復に関する取り組みの概要を紹介する。

報告書

Proceedings of the Research Conference on Post-accident Waste Management Safety (RCWM2016) and the Technical Seminar on Safety Research for Radioactive Waste Storage; November 7th and 8th 2016, LATOV, Iwaki, Fukushima, Japan

本岡 隆文; 山岸 功

JAEA-Review 2017-004, 157 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2017-004.pdf:48.18MB

廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、福島第一原子力発電所の廃止措置の加速化や人材育成に資するため、国内外の研究協力を進めている。CLADSでは、「事故廃棄物の安全管理に関する研究カンファレンス(RCWM2016)」を2016年11月7日に、「放射性廃棄物保管の安全性研究に関する技術セミナー」11月8日に開催した。本報告書は上記研究カンファレンスと技術セミナーの講演要旨と発表資料を収録したものである。

論文

An Overview of progress in environmental research on radioactive materials derived from the Fukushima Nuclear accident

大原 利眞*; 宮原 要

Global Environmental Research (Internet), 20(1&2), p.3 - 13, 2017/03

福島第一原子力発電所事故による環境汚染の回復に向けた研究の現状として、日本原子力研究開発機構と国立環境研究所を主とする取組みの概要を紹介する。

論文

市販CPU等半導体素子を使用したロボットおよび無人建設重機の耐放射線性評価と放射線環境下での管理方法

川妻 伸二; 淺間 一*

日本ロボット学会誌, 34(8), p.552 - 557, 2016/10

2011年3月11日に発生した福島第一原子力発電所事故が発生するまで、市販CPU等半導体素子を使用したロボットおよび無人建設重機の耐放射線性評価や放射線環境下での管理方法について、ロボットや建設銃器の研究者、開発者またはユーザを対象としたガイドラインは無かった。大都市災害用に開発されたロボット「クインス」や土砂災害用の無人重機のようなロボットを投入するにあたり、それらの耐放射線性評価や放射線環境下での管理方法が必要となった。1980年代から1990年代にかけて原子力機構(JAEA)が構築した部品や材料の耐放射線性データベースをもとに、市販CPU等半導体素子を使用したロボットおよび無人建設重機の耐放射線性評価や放射線環境下での管理方法のガイドラインを作成した。

論文

Japanese research activities for Fukushima-Daiichi decommissioning

岡本 孝司; 小川 徹

Proceedings of 2016 EFCOG Nuclear & Facility Safety Workshop (Internet), 3 Pages, 2016/09

福島第一原子力発電所廃止措置は、過去に経験のない数多くのチャレンジングな課題を克服していく必要がある。廃止措置に関する、世界的な経験や技術が廃止措置には必要となる。このため、2015年4月に原子力機構にCLADSが構築された。CLADSの目的は、福島第一原子力発電所の廃止措置に関する、マネージメント、研究及び開発である。廃止措置に関する研究開発を進めるだけではなく、国際的な研究活動をマネージすることにもある。本講演では、CLADSの現状を紹介する。なお、CLADSのオフィスは、2017年4月に、福島第一原子力発電所に近い富岡町に作られる予定である。

報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-HL-12; 1% Hot leg break LOCA with SG depressurization and gas inflow

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2015-022, 58 Pages, 2016/01

JAEA-Data-Code-2015-022.pdf:3.31MB

LSTFを用いた実験(実験番号: SB-HL-12)が1998年2月24日に行われた。SB-HL-12実験では、PWRの1%高温側配管小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入系(ACC)タンクからの非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両ループの蒸気発生器(SG)逃し弁全開による減圧を燃料棒表面最高温度が600Kに到達直後に開始した。一回目のボイルオフによる炉心露出に起因したAM策開始後、一次系圧力は低下したため、炉心二相混合水位は上昇し、燃料棒表面温度は635Kまでの上昇にとどまった。低温側配管内でのACC水と蒸気の凝縮に誘発されたループシールクリアリング(LSC)前に、二回目のボイルオフによる炉心露出が生じた。LSC後速やかに炉心水位は回復し、燃料棒表面温度は696Kまでの上昇にとどまった。窒素ガスの流入開始後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。SG伝熱管でのリフラックス凝縮時に、三回目のボイルオフによる炉心露出が生じ、燃料棒表面最高温度が908Kを超えた。本報告書は、SB-HL-12実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

論文

ROSA/LSTF experiment on a PWR station blackout transient with accident management measures and RELAP5 analyses

竹田 武司; 大津 巌

Mechanical Engineering Journal (Internet), 2(5), p.15-00132_1 - 15-00132_15, 2015/10

An experiment on a PWR station blackout transient with accident management (AM) measures was conducted using the ROSA/LSTF under an assumption of non-condensable gas inflow to primary system from accumulator tanks. The AM measures considered are SG secondary-side depressurization by fully opening safety valves in both SGs with start of core uncovery and coolant injection into the secondary-side of both SGs at low pressures. The primary pressure started to decrease when the SG primary-to-secondary heat removal resumed soon after the SG secondary-side coolant injection. The primary depressurization worsened due to the gas accumulation in SG U-tubes after accumulator completion. The RELAP5 code indicated remaining problems in the predictions of the SG U-tube collapsed liquid level and primary mass flow rate after gas ingress. The SG coolant injection flow rate was found to significantly affect the peak cladding temperature and the ACC actuation time through RELAP5 sensitivity analyses.

論文

ROSA/LSTF experiment on accident management measures during a PWR station blackout transient with pump seal leakage and RELAP5 analyses

竹田 武司; 大津 巌

Journal of Energy and Power Sources, 2(7), p.274 - 290, 2015/07

An experiment on accident management (AM) measures during a PWR station blackout transient with leakage from primary coolant pump seals was conducted using the ROSA/LSTF under an assumption of non-condensable gas inflow to the primary system from accumulator tanks. The AM measures are steam generator (SG) secondary-side depressurization by fully opening safety valves (SVs) in both SGs and primary-side depressurization by fully opening SV in pressurizer with the start of core uncovery and coolant injection into the SG secondary-side at low pressures. The decrease was accelerated in the primary pressure when the SG primary-to-secondary heat removal resumed soon after the coolant injection into the SG secondary-side. The primary depressurization worsened due to the gas accumulation in the SG U-tubes after accumulator completion. Remaining problems in the RELAP5 code include the predictions of pressure difference between the primary and SG secondary sides after the gas inflow.

論文

ROSA/LSTF experiment on AM measures during a PWR station blackout transient with pump seal leakage and RELAP5 POST-TEST analysis

竹田 武司; 大津 巌

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05

An experiment on accident management (AM) measures during a PWR station blackout transient with the TMLB' scenario and leakage from primary coolant pump seals was conducted using the ROSA/LSTF under an assumption of non-condensable gas inflow to the primary system from accumulator tanks. The AM measures are steam generator (SG) secondary-side depressurization by fully opening safety valves (SVs) in both SGs and primary-side depressurization by fully opening SV in pressurizer with the start of core uncovery and coolant injection into the SG secondary-side at low pressures. The decrease was accelerated in the primary pressure when the SG primary-to-secondary heat removal resumed soon after the coolant injection into the SG secondary-side. The primary depressurization worsened due to the gas accumulation in the SG U-tubes. The RELAP5 code indicated remaining problems in the predictions of the primary pressure and SG U-tube collapsed liquid level.

報告書

Remediation of contaminated areas in the aftermath of the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station: Overview, analysis and lessons learned, 1; A report on the "decontamination pilot project"

福島研究開発部門 福島環境安全センター

JAEA-Review 2014-051, 121 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2014-051.pdf:64.45MB

東京電力福島第一原子力発電所の事故により汚染された広大な環境の除染のために、日本原子力研究開発機構は内閣府より「除染モデル実証事業」を受託し、避難区域内の11市町村16か所において広範な試験を行った。この大規模試験事業においては、個々の除染技術の適用性や効果に関する詳細で現実的なデータを得たのみならず、除染作業員の安全確保、コスト、発生する除染物の取扱いなどさまざまな情報を集約し、広域除染に関する知識基盤を国に対して提供することとなった。詳細な和文報告書はすでに別途公開されている。本報告書はその忠実な英訳ではなく、モデル事業終了後の実際の除染の進捗や除染に係る国際的な議論を加えて新たに執筆したものである。この第1分冊では、このような詳細で大規模な「除染モデル実証事業」を必要とした背景を含め、事業の全体成果をまとめた。第2分冊において当該事業で得られた成果の実際の除染事業への反映、事業終了後の線量の推移、除染に関する技術開発、実際の除染事業の進捗、および除染に関する国際的な議論などについて述べる。

報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-CL-32; 1% cold leg break LOCA with SG depressurization and no gas inflow

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2014-021, 59 Pages, 2014/11

JAEA-Data-Code-2014-021.pdf:5.16MB

LSTFを用いた実験(実験番号: SB-CL-32)が1996年5月28日に行われた。SB-CL-32実験では、PWRの1%低温側配管小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、非常用炉心冷却系である高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入系(ACC)タンクから非凝縮性ガスが流入しないと仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両ループの蒸気発生器(SG)二次側減圧を破断後10分に一次系減圧率200K/hを目標として開始した。AM策開始後、SG二次側圧力の低下にしたがって一次系圧力は低下した。クロスオーバーレグの下降流側水位の低下とともに、ボイルオフによる炉心露出が開始した。一回目のループシールクリアリング(LSC)後速やかに炉心水位は回復し、模擬燃料棒表面温度は669Kまで上昇した。一次系減圧にしたがい低温側配管内でのACC水上の蒸気凝縮に誘発された二回目のLSC前に、ボイルオフによる炉心露出が生じた。二回目のLSC後速やかに炉心水位は回復し、観測された燃料棒表面最高温度は772Kであった。ACC隔離後、低圧注入系の注水による継続的な炉心冷却を確認して実験を終了した。本報告書は、SB-CL-32実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

論文

RELAP5 analyses of ROSA/LSTF experiments on AM measures during PWR vessel bottom small-break LOCAs with gas inflow

竹田 武司

International Journal of Nuclear Energy, 2014, p.803470_1 - 803470_17, 2014/00

RELAP5 code analyses were performed on ROSA/LSTF experiments that simulated PWR 0.2% vessel bottom small-break LOCAs with different AM measures under an assumption of non-condensable gas inflow. Depressurization of and auxiliary feedwater (AFW) injection into both steam generators (SGs) as the AM measures were taken 10 min after a safety injection signal. The primary depressurization rate of 55 K/h caused rather slow primary depressurization being obstructed by the gas accumulation in the SG U-tubes. Core temperature excursion thus took place by core boil-off before the actuation of low-pressure injection (LPI) system. The fast primary depressurization by fully opening the relief valves in both SGs with continuous AFW injection led to long-term core cooling by the LPI actuation even under the gas accumulation in the SG U-tubes. The code indicated remaining problems in the predictions of break flow rate during two-phase flow discharge period and primary pressure after the gas inflow.

58 件中 1件目~20件目を表示