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バックエンド技術部
JAEA-Review 2023-001, 136 Pages, 2023/06
JAEA-Review-2023-001.pdf:10.65MB
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2021年度(2021年4月1日から2022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。2021年度の放射性廃棄物の処理実績は、可燃性固体廃棄物が約206m
、不燃性固体廃棄物が約155m、液体廃棄物が約113m(希釈処理約81m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760本であった。公益社団法人日本アイソトープ協会への保管体の返還作業及び保管廃棄していた廃棄物の減容処理を行うことにより、保管体数の削減に取り組んだ結果、最終的に2021年度末の累積保管体数は2020年度から3,777本減の126,827本となった。保管廃棄施設・Lの保管体健全性確認作業は、本格運用を継続して実施した。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、圧縮処理建家及び核融合炉物理実験棟(FNS)において、機器の撤去等を実施した。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。
佐藤 有司; 宮本 勇太; 粟谷 悠人; 山本 耕輔; 畠山 巧
JAEA-Review 2023-002, 59 Pages, 2023/08
JAEA-Review-2023-002.pdf:8.75MB
新型転換炉原型炉ふげん(以下「ふげん」という。)は、廃止措置に係わる技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場及び福井県における研究開発の拠点として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、日本原子力研究開発機構内外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を設置している。本稿は、令和3年度に開催した第39回ふげん廃止措置技術専門委員会において「ふげん」から報告した「廃止措置の状況」、「原子炉構造材の試料採取及び分析に係わる実績と考察」、「液体シンチレータ廃液の処理について」及び「クリアランスに係る除染合理化の成果と課題及び搬出サーベイに係わる考察」について資料集としてまとめたものである。
廃炉環境国際共同研究センター; 産業技術総合研究所*
JAEA-Review 2023-003, 72 Pages, 2023/06
JAEA-Review-2023-003.pdf:4.87MB
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3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株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始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、令和元年度に採択された研究課題のうち、「耐放射線性ダイヤモンド半導体撮像素子の開発」の令和元年度から令和3年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、極めて高い耐放射線性が確認されているダイヤモンド半導体素子を利用して、耐放射線性可視光固体撮像素子の実現を目標として研究開発を行うものである。開発目標として、ダイヤモンド金属半導体電界効果トランジスタ(MESFET)をベースとして電荷結合素子(CCD)の基本動作となる電荷転送動作を確認する。また、ダイヤモンド固体撮像素子が可視光における感度を得るために、中性不純物準位を用いた革新的ダイヤモンドフォトダイオードを試作し評価を行う。
工務技術部
JAEA-Review 2023-004, 85 Pages, 2023/06
JAEA-Review-2023-004.pdf:4.37MB
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3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。
核燃料・バックエンド研究開発部門 青森研究開発センター
JAEA-Review 2023-005, 87 Pages, 2023/08
JAEA-Review-2023-005.pdf:2.77MB
青森研究開発センターは、保安管理課、総務課、施設工務課、AMS管理課及びサイクル協力室で構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設の運転管理、原子炉施設の廃止措置などを行っている。本報告書は、今後の施設の運転管理、原子炉施設の廃止措置や事業推進に資するため、2019年度及び2020年度の活動の実績を記録したものである。
原子力科学研究部門 原子力科学研究所
JAEA-Review 2023-006, 153 Pages, 2023/06
JAEA-Review-2023-006.pdf:5.74MB
原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、組織再編によって加わった先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成31年度・令和元年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)、並びに原科研を拠点とする廃炉国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。
竹内 竜史; 見掛 信一郎; 池田 幸喜; 西尾 和久*; 國分 陽子; 花室 孝広
JAEA-Review 2023-007, 114 Pages, 2023/07
JAEA-Review-2023-007.pdf:12.02MB
国立研究開発法人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平成8年度から進めてきた。令和2年度以降においては、瑞浪超深地層研究所の坑道の埋め戻しや環境モニタリング調査等を含めたその後の進め方について定めた「令和2年度以降の超深地層研究所計画」に基づき瑞浪超深地層研究所の坑道埋め戻し等事業を行っている。本工事記録は、瑞浪超深地層研究所の坑道埋め戻し等事業における坑道埋め戻し及び原状回復業務に関する工事概要、工程、工事実績、安全及び主な出来事に関する記録等を取りまとめたものである。工事実績については、令和2年5月16日着工から令和4年1月16日竣工までの工事完了部分について主に記載した。
原子力人材育成センター
JAEA-Review 2023-008, 58 Pages, 2023/07
JAEA-Review-2023-008.pdf:2.41MB
本報告書は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「機構」という。)原子力人材育成センターにおける令和3年度の活動をまとめたものである。令和3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り組みを行った。令和3年度は、新型コロナウイルス感染症の影響により、一部の研修等において従来型の対面形式での実施ができなかったことから、Web会議システムを用いて講義をオンラインでライブ配信する形式(以下、この形式を「オンライン形式」という。)などを採用して研修を実施した。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、日本原子力発電株式会社等を対象とした出張講習等を実施した。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及び、放射線基礎教育等の原子力技術セミナーをオンライン形式で実施した。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、新型コロナウイルス感染症の流行下においてもオンラインでのウェビナーや研修を積極的に開催した。
原子力科学研究部門 原子力科学研究所
JAEA-Review 2023-009, 165 Pages, 2023/06
JAEA-Review-2023-009.pdf:5.76MB
原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和2年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)、並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。
)法を利用した
Mo/
Tcジェネレータへの応用研究(学位論文)藤田 善貴
JAEA-Review 2023-010, 108 Pages, 2023/08
JAEA-Review-2023-010.pdf:6.62MB
Tc(テクネチウム-99m)は核医学検査薬として最も多く使用されているラジオアイソトープであり、親核種であるMo(モリブデン-99)から生成される。Moの大部分はウランの核分裂生成物の一つとして生成されるが、近年、核セキュリティや核不拡散の観点からウランを用いないMo製造方法が望まれている。その方法の一つが、
Moに中性子を照射する(n,)法である。しかし、この方法で生成されるMo比放射能は極めて低いため、MoからTcを分離濃縮する装置であるMo/Tcジェネレータへ適用するには、Mo吸着材として使用されるアルミナ(Al
O
)のMo吸着およびTc溶離性能の向上が必要である。そこで本論文では、(n,)法を利用したMo/Tcジェネレータの実用化のため、アルミナの性能向上に有効なパラメータを解明し、低比放射能のMoに適用可能性のあるアルミナカラムの開発に貢献することを目的とする。本研究では、始発原料の異なるアルミナを作製し、Mo/Tcジェネレータ用のMo吸着材としての適用性を評価した。アルミナの結晶構造および比表面積がMo吸着特性へ及ぼす影響を明らかにするとともに、アルミナの表面分析結果に基づきMo吸着機構を解明した。また、京都大学研究用原子炉(KUR)で照射したMoOを使用してTc溶離特性およびTc溶液の品質を評価し、現行のジェネレータを想定したアルミナカラムの試験結果からジェネレータへの適用可能性のある新たなカラム形状を提案した。これらの結果は、(n,)法を利用したジェネレータの実用化のためのアルミナカラムの開発に貢献する。
小川 理那; 天澤 弘也; 仲田 久和; 菅谷 敏克; 坂井 章浩
JAEA-Review 2023-011, 116 Pages, 2023/08
JAEA-Review-2023-011.pdf:2.6MB
研究施設等廃棄物の埋設事業の実施主体である日本原子力研究開発機構は、埋設事業の実施に向けて、平成22年に、当時の「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」(原子炉等規制法)に適合する埋設施設の概念設計を実施した。一方で、平成25年以降、原子炉等規制法の第二種廃棄物埋設事業に係る規則等が改正されており、埋設施設の基本設計に向けて、新たに制定された規則類に対応する検討が必要な状況となった。研究施設等廃棄物の埋設事業の許可申請の際には、廃棄物埋設施設の立地環境及び施設設計等についての基準が示されている「第二種廃棄物埋設施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」等に計画している埋設施設が適合していることを示す必要がある。そのため、日本原子力研究開発機構は、新規制基準に適合した埋設施設の設計における技術的検討を進めている。本報告書では、現行の「第二種廃棄物埋設施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」等のトレンチ処分を行う廃棄物埋設施設への要求事項を整理し、課題の抽出を行った。
中澤 修; 瀧谷 啓晃; 村上 昌史; 堂野前 寧; 目黒 義弘
JAEA-Review 2023-012, 6 Pages, 2023/08
JAEA-Review-2023-012.pdf:0.93MB
日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)において優先して取り組むバックエンド技術開発課題の選定とスケジュールを、「バックエンド技術開発戦略ロードマップ」として取りまとめた。選定にあたっては、令和4年度に実施した原子力機構内の開発技術(シーズ)と技術的課題(ニーズ)に関するアンケートの結果を反映した。シーズとニーズが一致したものの中から、現場への早期実装の観点、共通的な課題の観点で課題を抽出し、9件のテーマを選定した。原子力機構内の組織横断的な実施体制を構築し、開発成果の現場への実装を目指すとともに、社会実装を目指していく。
外川 織彦; 外間 智規; 平岡 大和
JAEA-Review 2023-013, 48 Pages, 2023/08
JAEA-Review-2023-013.pdf:2.11MB
原子力災害時に大気へ放射性物質が放出された場合には、住民等の被ばくを低減するための防護措置として、自家用車やバス等の車両を利用して避難や一時移転が実施される。避難等を実施した住民等の汚染状況を確認するため避難退域時検査が行われるが、その迅速性を損なわないことが重要である。現状の検査では、車両の指定箇所検査をワイパー部とタイヤ側面で実施し、要員によるGMサーベイメータ等の表面汚染検査用測定器で検査することを基本としている。また、車両の迅速かつ効率的な検査実施のため、可搬型車両用ゲート型モニタの活用も計画されているところである。本報告書では、迅速かつ効率的な避難退域時検査に資するため、原子力災害時における車両の汚染状況と除染措置に関する調査を実施した。利用可能な関連文献や情報はごく少数であったが、当該文献等に記載された調査結果を目的に応じて抽出して整理するとともに、避難退域時検査の迅速かつ効率的な運用という観点からその調査結果について検討を行った。
青森研究開発センター
JAEA-Review 2023-014, 31 Pages, 2023/09
JAEA-Review-2023-014.pdf:0.79MB
現在、設計・開発の検討が進められている「浮体式原子力発電」について、海上で運用する観点から、原子力船「むつ」での知見が注目されている。原子力船「むつ」は、我が国において設計・建造・運航された唯一の原子力船であり、その知見を活用することは、今後の「浮体式原子力発電」の実現に向け非常に有用である。そのため、原子力船「むつ」に関する資料を調査し、当時の関係者による、出力上昇試験及び実験航海などから、機器等の改善すべき点を提言した資料を確認した。当該資料は、次世代原子力船の設計・建造に向けたものであり、「浮体式原子力発電」の設計・開発を検討するうえで参考になるものと考える。なお、当該資料は、未公開資料であることから、公開にあたり1994年当時の内容を再編集し、その知見を広く活用できるようにする。
秋山 陽一; 柴沼 蒼; 柳澤 憲一*; 山田 大地; 鈴木 健太; 吉田 萌夏; 大野 貴裕; 川端 邦明; 渡辺 夏帆; 森本 恭一; et al.
JAEA-Review 2023-015, 60 Pages, 2023/09
JAEA-Review-2023-015.pdf:4.78MB
楢葉遠隔技術開発センターは、東京電力ホールディングス株式会社が実施する福島第一原子力発電所の廃炉作業に資するため、遠隔操作機器・装置による廃炉作業の実証試験・要素試験が実施できる施設・設備を有している。2021年度は84件の施設利用を支援し、福島第一原子力発電所廃炉作業等に貢献した。また、福島第一原子力発電所の廃炉・除染に携わる事業者、災害対応分野においてロボット技術等を必要としている事業者との技術マッチングの機会として開催された廃炉・災害対応ロボット関連技術展示実演会に出展し、地域活性化・福島県の産業復興に協力した。さらに、第6回廃炉創造ロボコンや国際原子力人材育成イニシアチブ事業等の支援を通じて、長期にわたる福島第一原子力発電所の廃炉関連業務を担う次世代の人材育成に貢献した。新たな取組みとして、楢葉町教育委員会が実施している「ならはっ子こども教室」への協力として、楢葉町小学生を対象とした遠隔ロボット操作及びVRの体験会を実施し、地域教育活動に貢献した。本報告書は、2021年度における楢葉遠隔技術開発センターの施設・設備の整備・利用状況およびそれに係る取組み、遠隔基盤技術の開発状況、緊急時対応遠隔操作資機材の整備・訓練等の活動状況について取りまとめたものである。
高温工学試験研究炉部
JAEA-Review 2023-016, 82 Pages, 2023/09
JAEA-Review-2023-016.pdf:2.31MB
HTTR(高温工学試験研究炉)は、茨城県東茨城郡大洗町にある日本原子力研究開発機構が建設した熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度950
Cの我が国初の高温ガス炉である。HTTRの目的は高温ガス炉技術の基盤の確立及び高温ガス炉の安全性の実証等であり、1998年の臨界から現在まで、安全性実証試験、長期連続運転及び高温ガス炉の研究開発に関する各種実証試験を実施しており、高温ガス炉の実証試験並びに運転・保守に係る実績を有している。2021年度は、原子力規制委員会が定めた新規制基準対応に係る活動を完了し、2011年東北地方太平洋沖地震以来停止していたHTTRの運転を約10年ぶりに再開した。また、炉心冷却喪失試験(出力30%における循環機3台停止かつ炉容器冷却設備を停止した炉容器冷却設備停止試験)の安全性実証試験を実施した。本報告書は、2021年度に実施された新規制基準への対応状況、HTTRの運転・保守管理状況、実用高温ガス炉に向けた研究開発、高温ガス炉関係の国際協力の状況等についてまとめたものである。
丹羽 正和; 島田 耕史; 末岡 茂; 藤田 奈津子; 横山 立憲; 小北 康弘; 福田 将眞; 中嶋 徹; 鏡味 沙耶; 小形 学; et al.
JAEA-Review 2023-017, 27 Pages, 2023/10
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4期中長期目標期間(令和4年度
令和10年度)における令和5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、これまでの研究開発成果や大学等で行われている最新の研究成果に加え、地層処分事業実施主体や規制機関等の動向を考慮した。研究の実施にあたっては、地層処分事業における概要・精密調査や国の安全規制に対し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。