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報告書

放射線環境下での腐食データベース(受託研究)

佐藤 智徳; 端 邦樹; 加治 芳行; 上野 文義; 井上 博之*; 田口 光正*; 清藤 一*; 多田 英司*; 阿部 博志*; 秋山 英二*; et al.

JAEA-Review 2021-001, 123 Pages, 2021/06

JAEA-Review-2021-001.pdf:10.33MB

福島第一原子力発電所(以下、1Fという)の廃止措置の着実な推進を考えた場合、様々な課題が存在するが、とりわけ40年にわたり廃止措置を安全かつ継続的に進めるためには、経年的に劣化が進む構造材料の腐食を抑制することが重要である。しかしながら、腐食反応を律速する環境要因に関しては、現状十分にデータが得られている訳ではなく、また、作業の進展に伴い時々刻々と変化し得る。そこで、本研究では、放射線環境下での腐食トラブルの発生可能性、対策等を議論するうえで有用な情報である、ラジオリシスおよび放射線照射下での腐食試験データを、データベースとしてまとめた。さらに、公開されているラジオリシスデータおよび、腐食データに含まれない、1Fの廃止措置で必要となることが想定されるラジオリシスデータと構造材料の腐食データを取得した。

報告書

バックエンド技術部年報(2019年度)

バックエンド技術部

JAEA-Review 2021-002, 105 Pages, 2021/05

JAEA-Review-2021-002.pdf:9.68MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2019年度(2019年4月1日から2020年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理・管理、施設の廃止措置に関する業務、これらに関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。2019年度の放射性廃棄物の処理実績は、不燃性固体廃棄物が約323m$$^{3}$$、液体廃棄物が約111m$$^{3}$$(希釈処理約14m$$^{3}$$を含む)であった。新たな保管体の発生数は、200Lドラム缶換算で2,588本であったが、日本アイソトープ協会への保管体の返却と保管廃棄をしていた廃棄物の減容処理に伴い保管体本数が減少したこともあり、2019年度末の累積保管体数は130,223本となった。保管体廃棄施設・Lの保管体健全性確認作業は、半年間の試運用を経て本格運用を開始した。また、放射性廃棄物処理場が新規制基準に適合していることの確認を受けるため、設計及び工事方法の認可申請を原子力規制庁に対し、順次、実施した。廃止措置に関しては、再処理特別研究棟,液体処理場,汚染除去場及び核融合炉物理実験棟(FNS)において、機器の撤去を実施した。バックエンドに関連する研究・技術開発においては、廃棄物放射能評価法の構築に向けて、採取した廃棄物試料の放射能分析を実施した。また福島第一原子力発電所事故に伴い発生した除去土壌の埋立処分に関する実証事業について、埋立完了後のモニタリングを継続した。

報告書

超深地層研究所計画 年度報告書(2019年度)

竹内 竜史; 尾上 博則; 村上 裕晃; 渡辺 勇輔; 見掛 信一郎; 池田 幸喜; 弥富 洋介; 西尾 和久*; 笹尾 英嗣

JAEA-Review 2021-003, 63 Pages, 2021/06

JAEA-Review-2021-003.pdf:12.67MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、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進めている。本研究所計画では、2014年度に原子力機構改革の一環として抽出された三つの必須の課題(地下坑道における工学的対策技術の開発、物質移動モデル化技術の開発、坑道埋め戻し技術の開発)の調査研究を進めてきた。これらの必須の課題の調査研究については十分な成果を上げることができたことから、2019年度をもって超深地層研究所計画における調査研究を終了することとした。本報告書は、2019年度に実施した超深地層研究所計画のそれぞれの研究分野における調査研究,共同研究,施設建設等の主な結果を示したものである。

報告書

「深地層の研究施設計画に関する報告会2020」資料集

清水 麻由子; 天野 健治; 水野 崇; 濱 克宏

JAEA-Review 2021-004, 92 Pages, 2021/07

JAEA-Review-2021-004.pdf:10.33MB

日本原子力研究開発機構においては、「地層処分技術に関する研究開発」を実施している。このうち、超深地層研究所計画(岐阜県瑞浪市)ならびに幌延深地層研究計画(北海道幌延町)について、平成27年度から令和元年度までに重点的に取り組んできた研究開発テーマ(必須の課題)に関する成果と令和2年度以降の計画を広く発信し、研究計画の更なる充実を図るため、「深地層の研究施設計画に関する報告会2020」を令和2年12月1日にYouTubeライブ配信によりオンライン開催した。本報告書は、この「深地層の研究施設計画に関する報告会2020」の開催結果の概要および報告資料を取りまとめたものである。

報告書

核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料第二開発室の管理区域内における汚染事象及びその後の現場復旧作業報告

プルトニウム燃料技術開発センター

JAEA-Review 2021-007, 61 Pages, 2021/06

JAEA-Review-2021-007.pdf:7.56MB

2019年1月30日、日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料技術開発センタープルトニウム燃料第二開発室の粉末調整室(A-103)において、核燃料物質を収納している金属製の貯蔵容器を二重に梱包している樹脂製の袋の交換作業中に、梱包している二重目の樹脂製の袋表面等から汚染が検出されるとともに、粉末調整室(A-103)に設置された$$alpha$$線用空気モニタ警報が吹鳴する汚染事象が発生した。本汚染事象では、作業員9名全員の半面マスクの面体内側の汚染検査の結果、検出下限値未満であったこと及び鼻腔汚染検査の結果、作業員9名全員が検出下限値未満であったことから、内部被ばくはないと判断した。事象発生後に組織された現場復旧チームは、事象直後から現場の汚染状況を把握するとともに、粉末調整室(A-103)内のグローブボックス等の設備機器を含め床、壁、天井等全域の除染を実施した。除染作業では、設備機器の設置状況や汚染形態、汚染状況等を考慮し、手作業による拭き取り除染を実施するとともに、本手法にて除染できない狭隘部については化学繊維モップを併用することとした。その結果、浮遊性汚染については検出限界未満まで除染することができた。固着性汚染については、ペイント固定等の措置を行い、汚染マップを作成し管理した。本報告は、本汚染事象の事象概要及び現場復旧の詳細をまとめたものである。これらの情報は、大規模な汚染事象発生を想定したマニュアルの策定及び訓練等に大いに参考となるものであり、プルトニウムなどの$$alpha$$線を含む放射性物質を扱う他の施設でも活用されることを期待している。

報告書

再処理施設品質保証システムに係る改善の取組み(業務報告); 廃止措置段階への移行、ISO認証取止めから新検査制度対応準備まで(平成24年度から令和元年度までの主な改善の実績)

芳中 一行; 清水 和幸; 杉山 孝行

JAEA-Review 2021-008, 112 Pages, 2021/07

JAEA-Review-2021-008.pdf:5.99MB

2012年(平成24年)から2019年(令和元年)度にかけて、新規制基準の施行への対応、ISO9001の認証返上の対応などを通じ、それまで運用してきた品質保証システムを段階的に大きく見直した。品質保証システムの見直しにあたっては関連する基準・規格への要求事項を満足させることはもちろんのことであるが、それまでの運用状況を踏まえつつ、保安活動をどのようにしていくのが良いのか検討したうえで改善を図ることが重要である。本報告では、新規制基準への適合や、主に原子力発電所における安全確保を対象とした品質保証規程(JEAC4111)を再処理施設に適用する際の考え方(システム見直しの際の解釈)、見直しの背景、各見直しにあたって検討してきた事項等を業務報告としてまとめた。合わせて、今後の品質保証活動に際して留意すべき事項を整理した。留意すべき主な事項として、業務プロセスの確立にあたって他部署との関係及び責任の分岐点を明確にするとともにフロー図などを用いて各プロセスの順序と相互関係を明確にすること、意思決定プロセスに係る管理(インプット情報、判断基準(根拠)など)が重要になること、プロセスの監視・測定おいてはスケジュールの観点のみでなく「施設・設備の状況」、「法令要求等の遵守状況」、「プロセス改善(修正)の必要性」の観点が必要であること、文書化においては既存のシステムと整合させ上位文書との関連付けを明確にしておく必要があることを挙げている。

報告書

幌延深地層研究計画; 令和3年度調査研究計画

中山 雅

JAEA-Review 2021-009, 54 Pages, 2021/07

JAEA-Review-2021-009.pdf:5.02MB

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3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、引き続き調査研究を行う。令和3年度に実施する主な調査研究は以下の通りである。「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」については、人工バリア性能確認試験において発熱の影響を無くした条件での試験に移行するとともに、人工バリアの試験体を取り出すための試験施工の解体調査を実施する。「処分概念オプションの実証」については、搬送定置・回収技術の実証として、地下環境におけるコンクリートの劣化に関する試験、分析を継続する。閉鎖技術の実証として、坑道及び周辺岩盤の長期変遷が安全評価に有意な影響を及ぼす条件の詳細化を図るとともに、プラグの施工性や性能確認のための工学規模試験や埋め戻し材と緩衝材との相互作用を検討するための室内試験等を継続する。「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」については、水圧擾乱試験の結果の解析を行うとともに、稚内層中の断層/割れ目の水理的不連結性に関する検討を継続する。地下水の流れが非常に遅い領域(以下、化石海水領域)を調査・評価する技術の高度化として、化石海水領域の三次元分布を確認するためのボーリング調査を実施する。

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

令和元年度工務技術部年報

工務技術部

JAEA-Review 2021-011, 86 Pages, 2021/08

JAEA-Review-2021-011.pdf:5.35MB

工務技術部は、原子力科学研究所及びJ-PARC の水、電気、蒸気、排水等のユーティリティ施設、原子炉施設及び核燃料物質取扱施設内の特定施設(受変電設備、非常用電源設備、気体・液体廃棄設備、圧縮空気設備)並びに一般施設内の機械室設備の運転、保守管理を担っている。さらに、建物・設備の補修・改修工事及び点検・整備業務、電子装置及び機械装置の工作業務を行ってきた。本報告書は、令和元年度の工務技術部の業務実績の概況、主な管理データ及び技術開発の概要を記録したものであり、今後の業務の推進に役立てられることを期待する。

報告書

地質環境の長期安定性に関する研究 年度計画書(令和3年度)

石丸 恒存; 國分 陽子; 島田 耕史; 島田 顕臣; 丹羽 正和; 渡邊 隆広; 末岡 茂; 横山 立憲; 藤田 奈津子; 小北 康弘; et al.

JAEA-Review 2021-012, 48 Pages, 2021/08

JAEA-Review-2021-012.pdf:1.64MB

本計画書では、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究の一環として実施している地質環境の長期安定性に関する研究について、第3期中長期目標期間(平成27年度$$sim$$令和3年度)における令和3年度の研究開発計画を取りまとめた。本計画の策定にあたっては、「地質環境の長期安定性に関する研究」基本計画-第3期中長期計画に基づき、これまでの研究開発成果、関係研究機関の動向や大学等で行われている最新の研究成果、地層処分事業実施主体や規制機関のニーズ等を考慮した。研究の実施にあたっては、最終処分事業の概要調査や安全審査基本指針等の検討・策定に研究成果を適時反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで研究開発を推進する。

報告書

原子力災害対策重点区域に対する避難時間推計の日米の比較分析

嶋田 和真; 高原 省五

JAEA-Review 2021-013, 142 Pages, 2021/09

JAEA-Review-2021-013.pdf:4.74MB

米国では、原子力緊急事態に関する避難計画についてその有効性を確認するために避難時間推計(Evacuation Time Estimation: ETE)が行われ、原子力発電所の設置許可の要件や住民避難の意思決定に活用されている。本稿では、我が国における避難計画の実効性確保を目指したETEの活用に資するため、日本及び米国で実施されたETEの公開資料をレビューし、日本のETEの課題を検討した。日本のETEの公開資料は、2020年2月までの16の実施道府県の公開資料を入手した。米国のETEの公開資料は、2011年から2018年までの58のETEレポートを入手した。さらに、米国原子力規制委員会(U.S. Nuclear Regulatory Commission: NRC)のNUREG/CR-7002に基づいて、米国の原子力施設周辺の緊急時計画区域(Emergency Planning Zone: EPZ)に対するETEの概要を整理した。そして、内閣府(原子力防災担当)のETEのガイダンスに基づいて、予防的避難を準備する区域(Precautionary Action Zone: PAZ)及び緊急時防護措置を準備する区域(Urgent Protective Action Planning Zone: UPZ)に対する日本のETEの概要を整理し、米国のETEと比較した。日米のETEにおける避難準備時間を比較した結果、まず、日本のETEは施設敷地緊急事態(Site Area Emergency: SAE)から全面緊急事態(General Emergency: GE)までの間に住民の避難準備が完了していると仮定しているが、米国のETEにおける避難準備時間の長さの最大値は、鹿児島県のETE公開資料に記載されたSAEからGEまでの間の時間(3.5時間)を多くの米国のサイトで上回っていた。これより、日本のETEの課題として、PAZの住民の避難準備時間について、客観的な調査データに基づき確認することが挙げられる。次に、2011年に発行されたNRC及び米国連邦緊急事態管理庁(Federal Emergency Management Agency: FEMA)のNUREG-0654/FEMA-REP1, Rev.1 Supplement 3に基づいて、緊急事態における日本のETEの活用を検討した結果、日本のETEは、避難範囲の90%の住民が避難を完了する時間と100%の住民が避難を完了する時間のどちらか一方しか示されていない場合が多く、ETEを緊急時の避難の意思決定に使用するためには、米国と同様にETEの入出力を統一する必要性がある。最後に、自主避難がETEに与える影響を比較した結果、米国よりも日本の方が自主避難の影響が大きいことが示唆された。

報告書

JENDL委員会共分散データ活用促進WG最終報告書

JENDL委員会共分散データ活用促進WG

JAEA-Review 2021-014, 139 Pages, 2021/09

JAEA-Review-2021-014.pdf:3.87MB

JENDL委員会の共分散データ活用促進WGでは、(1)定量化されていない、もしくは定量化できていない不確かさを抽出すること、(2)定量化されていても、その根拠が希薄な不確かさを抽出すること、(3)共分散データの信頼性を担保する具体的な方法を考えること、(4)共分散データの活用を促進するために、核データの測定・評価・応用の各分野において行うべきアクションを考えること、(5)JENDLとして共分散データをどのような位置付けで扱うことが望ましいか考えることの計5項目を目標に3年間の活動を行った。本報告書は、ここで述べた5項目へのWGとしての回答をまとめたものである。本報告書では、まず核データの不確かさに関する基本的情報を整理し、続いて測定・評価・応用の各分野における共分散データの評価・利用の現状と課題を検討した。さらに、共分散データの信頼性を担保するためのいくつかの具体的な方法を提案した。そして、本WG活動のまとめ的な位置付けとして、評価済み核データファイルに与えられる共分散データとはどのようなものであるべきか、また、それを利用する際にユーザがどのような点に留意すべきか、について提言を行った。

報告書

大洗研究所における放射性廃棄物の放射能濃度評価手法確立に係る取り組み; 令和2年度活動報告書

朝倉 和基; 下村 祐介; 堂野前 寧; 阿部 和幸; 北村 了一; 宮越 博幸; 高松 操; 坂本 直樹; 磯崎 涼佑; 大西 貴士; et al.

JAEA-Review 2021-020, 42 Pages, 2021/10

JAEA-Review-2021-020.pdf:2.95MB

原子力の研究開発施設から発生する放射性廃棄物の処理処分は、取り扱う核燃料物質や材料が多種多様なこと等を踏まえ、放射能濃度を求める必要がある。大洗研究所は、廃棄物を処理する施設のみならず、廃棄物を発生させる施設も含め、埋設処分を見据えた検討に着手している。本報告書は、大洗研究所内で発生する放射性廃棄物の埋設処分に向けて、主要課題のひとつである放射能濃度評価手法について、令和2年度の検討結果を取りまとめたものである。

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