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瀧谷 啓晃; 門脇 春彦; 松嶌 聡; 松尾 秀彦; 石山 正弘; 荒谷 健太; 手塚 将志
JAEA-Technology 2020-001, 76 Pages, 2020/05
JAEA-Technology-2020-001.pdf:6.06MB
日本原子力研究開発機構新型転換炉原型炉施設「ふげん」(以下、「ふげん」という。)は、約25年間の運転を経て、2008年2月12日に廃止措置計画の認可を取得し、廃止措置に移行して解体作業を進めている。「ふげん」は、減速材として重水を使用しており、原子炉の運転に伴って重水素による中性子の吸収によってトリチウムが生成・蓄積されているため、炉心本体, 重水系及びヘリウム系はトリチウムによって汚染されている。これらの設備の解体撤去に先立ち、環境へのトリチウムの放出量及びトリチウムによる内部被ばくリスクを低減するとともに、作業性を確保するため、廃止措置の第一段階である「重水系・ヘリウム系等の汚染の除去期間」の作業の一環として、これらの設備のトリチウム汚染を除去する作業を2008年度から開始し、2017年度に完了した。本報告書では、炉心本体, 重水系及びヘリウム系のトリチウム汚染の除去作業に当たって作業方法や作業の進捗管理等を検討し、実証した結果を報告する。
木村 英雄; 瀧田 勇人
JAEA-Technology 2020-002, 50 Pages, 2020/05
JAEA-Technology-2020-002.pdf:5.03MB
日本原子力研究開発機構では、仕事のやり方の効率化・集約化・IT化を達成するため、機構全体の業務改革を強力に推進している。本改革の一環として、主に事務管理業務を対象にしたより一層の合理化・効率化を行うため、昨今進歩の著しいロボティック・プロセス・オートメーション(RPA)の導入検討を進めてきた。適切なRPAの導入を実現するため、主要なRPAソフトの機能調査とサンプルロボットの開発を行うことで、各RPAソフトの特性を明らかにした。さらに、RPAソフトの活用が期待される様々な業務を類型化し、各業務パターンに対するRPAソフトの適用検討を行うことで、機構業務に対するRPAソフトの適用可能性を明らかにした。
長住 達; 松中 一朗*; 藤本 望*; 石井 俊晃; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2020-003, 13 Pages, 2020/05
JAEA-Technology-2020-003.pdf:1.5MB
MVPコードを用いて、制御棒の幾何形状を実機の制御棒構造に近づけた詳細モデルを作成し、制御棒モデルの詳細化によるHTTRの核特性への影響について検討した。この結果、臨界制御棒位置は、制御棒モデルの詳細化により、従来のモデルと比べて11mm低くなり、実測値である1775mmに近づいた。また、制御棒先端のショックアブソーバーにより吸収された反応度は0.2%
k/kとなり、臨界制御棒位置にして14mmの差となることが分かった。さらに、制御棒の形状効果によるSRACコードの解析値に対する補正量は、制御棒モデルの詳細化とショックアブソーバーによる影響を考慮して、低温臨界時において反応度で-0.05%k/k、臨界制御棒位置にして-3mmとなった。
岩井 正樹
JAEA-Technology 2020-004, 14 Pages, 2020/06
JAEA-Technology-2020-004.pdf:2.88MB
平成23年に東日本大震災をきっかけに東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の事故が発生し、翌年原子力災害対策特別措置法及び同法「計画等命令」改正され、各発電事業者はその対応を行った。さらに平成29年に当該「計画等命令」が10MW以上の試験研究炉及び再処理施設にも適用されることとなり日本原子力研究開発機構も対応を行った。楢葉遠隔技術開発センター遠隔機材整備運用課は、当該「計画等命令」に対応するための日本原子力研究開発機構内の原子力緊急事態支援組織の中核を担っている。同課の重要な業務に遠隔機材の整備運用がある。同課は、合理的で有効な遠隔機材を整備するため、当該「計画等命令」の適用を受ける各施設の現場調査を行った。その結果、整備対象の偵察ロボットに昇降台付線量率計を搭載することが有効であると判断し、当該線量率計の設計及び製作を行った。本報告書は、平成30年度に遠隔機材整備運用課が設計及び製作を行った、昇降台付線量率計に関するものである。
半田 雄一; 中嶋 瞭太; 米川 昭久*; 高津 和希; 木下 淳一; 入江 博文; 鈴木 久雄*
JAEA-Technology 2020-005, 22 Pages, 2020/06
JAEA-Technology-2020-005.pdf:6.43MB
第2廃棄物処理棟には原子力科学研究所内外で発生する比較的レベルの高い放射性液体廃棄物の処理を行う蒸発処理装置・IIが設置されている。蒸発濃縮処理作業を行う重要部である蒸発缶の開放点検を保全計画に従い3年に1度実施し、蒸発缶の腐食の状態を調査し健全性を確認している。今回は、2015年度(平成27年度)に実施した蒸発処理装置・IIの開放点検の記録である。
西山 裕; 岩井 正樹; 椿 裕彦; 千葉 悠介; 早坂 寿郎*; 大野 隼人*; 羽生 敏紀*
JAEA-Technology 2020-006, 26 Pages, 2020/08
JAEA-Technology-2020-006.pdf:2.43MB
楢葉遠隔技術開発センター遠隔機材整備運用課は、原子力災害特別措置法及び平成二十四年文部科学省・経済産業省令第四号「原子力災害特別措置法に基づき原子力事業者が作成すべき原子力事業者防災業務計画等に関する命令」(以下「計画等命令」という。)に対応するための日本原子力研究開発機構内の原子力緊急事態支援組織の中核を担っている。同課の重要な任務に遠隔機材(作業用ロボット及び偵察用ロボット等)の整備がある。作業用ロボットに関し、既存の作業用ロボット(台車)に積載された原子力災害対応用マニュプレータに付置するマニュプレータ操作指令用無線機について、作業用ロボット(台車)の操作指令機能を付加する改良を設計し実装した。これにより作業用ロボット(台車)の操作指令の冗長化(当該無線機異常時に既設無線機への切替えによる台車操作指令)及び遠距離又は障害物等回避時使用無線中継ロボットの一元化(1台の中継ロボットで台車及びマニュプレータの両操作指令中継)が図られた。(冗長性確保及び高機能付加)また偵察用ロボットに関し、無線通信距離の確認を行った上で、無線強度を測定し、複数のアクセスポイントから最良のアクセスポイントを自動選択する能力を有する運用にとって最善の無線機を選定した。その後当該無線機を偵察用ロボット既存無線機と同時搭載する設計を行い、実装した。(冗長性確保及び高機能付加)本報告書は、令和元年度に実施した、作業用ロボット及び偵察用ロボットの搭載無線機の機能高度化設計及び実装に関するものである。
西山 裕; 岩井 正樹; 千葉 悠介; 椿 裕彦; 大野 隼人*; 早坂 寿郎*; 羽生 敏紀*
JAEA-Technology 2020-007, 18 Pages, 2020/09
JAEA-Technology-2020-007.pdf:2.33MB
平成23年に東京電力福島第一原子力発電所の事故が発生し、翌年原子力災害特別措置法及び平成二十三年文部科学省・経済産業省令第四号「原子力災害特別措置法に基づき原子力事業者が作成すべき原子力事業者防災業務計画等に関する命令」(以下「計画等命令」という。)が改正され、各発電事業者はその対応を行った。さらに平成29年に当該計画等命令が10MW以上の試験研究炉及び再処理施設にも適用されることとなり日本原子力研究開発機構も対応を行った。楢葉遠隔技術開発センター遠隔機材整備運用課は、当該計画等命令に対応し令和2年度から本格運用となる、日本原子力研究開発機構内の原子力緊急事態支援組織の中核を担っている。遠隔機材整備運用課の重要な任務に、遠隔機材である作業用ロボットの整備運用がある。前述の本格運用に対応するため、平成30年度に作業用ロボット(走行部、配備済)に搭載する原子力災害対応用マニュプレータ(扉開閉用)を、令和元年度に手動弁開閉用ロボット(走行部及び搭載機器により構成)の設計及び製作をそれぞれ行った。本報告書は、平成30年度及び令和元年度に実施した、原子力災害対応用マニュプレータ及び手動弁開閉用ロボットの設計及び製作に関するものである。
石塚 悦男; 中島 弘貴*; 中川 直樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 松浦 秀明*; et al.
JAEA-Technology 2020-008, 16 Pages, 2020/08
JAEA-Technology-2020-008.pdf:2.98MB
2019年度の夏期休暇実習において、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施し、MVP-BURNを用いて熱出力5MWで30年の連続運転が可能となる燃料の
U濃縮度と可燃性毒物に関して検討した。この結果、U濃縮度が12%、可燃性毒物の半径及び天然ホウ素濃度が1.5cm及び2wt%の燃料が必要になることが明らかとなった。今後は、炉心の小型化について検討する予定である。
中村 聡志; 木村 崇弘; 伴 康俊; 津幡 靖宏; 松村 達郎
JAEA-Technology 2020-009, 22 Pages, 2020/08
JAEA-Technology-2020-009.pdf:2.92MB
分離変換技術開発ディビジョンでは、マイナーアクチノイド(MA)核データの検証に資する核分裂反応率について、核分裂計数管を用いた測定を検討している。そのため、核分裂計数管用のMA線源の作製, 定量及び不確かさの評価を行った。電着法を採用して、
Np, 
Am, 
Am及び
Cmの4核種について電着量が異なるMA線源を7種類作製した。さらに、同位体希釈法を用いて放射能を定量したCm線源元液からCm作業標準線源を作製し、これを用いて算出した計数効率を適用して各MA線源の放射能を定量した。その結果、作製したMA線源の放射能として、Np線源は1461Bq, 2179Bq及び2938Bq、Am線源は1.428MBq、Am線源は370.5kBq及び89.57kBq並びにCm線源は2.327MBqを得ると共に、不確かさを0.35%(1
)と評価した。本報告書では、MA線源の作製及び定量方法並びに不確かさ評価の過程についてまとめる。
小野 正人; 塙 善雄; 園部 博; 西村 嵐; 菅谷 直人; 飯垣 和彦
JAEA-Technology 2020-010, 14 Pages, 2020/09
JAEA-Technology-2020-010.pdf:1.74MB
平成25年12月18日に施行された「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」の適合性確認のために、高温工学試験研究炉における航空機落下確率を評価した。評価は、「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について」を参考にして、原子炉建家, 使用済燃料貯蔵建家及び冷却塔を標的として実施した。その結果、落下確率は5.98
10
(回/年)であり、基準である10
(回/炉・年)を下回り、防護設計が不要であることを確認した。さらに、落下確率の大きい事故については、事故件数の増加を仮定して評価を行い、評価基準に対する裕度を確認した。
石仙 順也; 赤坂 伸吾*; 清水 修; 金沢 浩之; 本田 順一; 原田 克也; 岡本 久人
JAEA-Technology 2020-011, 70 Pages, 2020/10
JAEA-Technology-2020-011.pdf:3.37MB
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のウラン濃縮研究棟は、昭和47年に建設され、ウラン濃縮技術開発に関する研究等に用いられてきた。本施設では、平成元年度に発煙事象、平成9年度に火災事故が発生している。本施設は、平成10年度にウラン濃縮に関する研究は終了し、平成24年度に核燃料物質の搬出等を行い廃止措置に着手した。令和元年度、フード等の設備及び火災等による汚染が残存している管理区域の壁, 天井等の解体撤去を行い、管理区域内に汚染が残存していないことを確認して管理区域を解除し、廃止措置を完了した。解体撤去作業において発生した放射性廃棄物は、可燃性廃棄物が約1.7t、不燃性廃棄物が約69.5tである。今後は一般施設として、コールド実験等に利用される。
小嵐 淳; 安藤 麻里子; 永野 博彦*; Sugiharto, U.*; Saengkorakot, C.*; 鈴木 崇史; 國分 陽子; 藤田 奈津子; 木下 尚喜; 永井 晴康; et al.
JAEA-Technology 2020-012, 53 Pages, 2020/10
JAEA-Technology-2020-012.pdf:3.71MB
近年急速に進行する温暖化をはじめとした地球環境の変化は、陸域生態系(とりわけ森林生態系)における炭素循環に変化をもたらし、その結果、温暖化や環境変化の進行に拍車をかける悪循環が懸念されている。しかしながら、その影響の予測には大きな不確実性が伴っており、その主たる要因は、土壌に貯留する有機炭素の動態とその環境変化に対する応答についての定量的な理解の不足にある。放射性炭素(
C)や安定炭素(
C)同位体の陸域生態系における動きを追跡することは、土壌有機炭素の動態を解明するうえで有力な研究手段となりうる。本ガイドは、同位体を利用した土壌炭素循環に関する研究を、特にアジア地域において促進させることを目的としたものである。本ガイドは、土壌の採取、土壌試料の処理、土壌有機炭素の分画、Cの同位体比質量分析法による測定及びその試料調製、ならびに Cの加速器質量分析法による測定及びその試料調製に関する実践的手法を網羅している。本ガイドでは、炭素循環研究において広く用いられる C分析結果の報告方法についても簡単に紹介する。さらに、同位体を利用した研究手法の実際的応用として、日本の森林生態系において実施した事例研究の結果についても報告する。本ガイドによって、同位体を利用した炭素循環研究に興味を持って参画する研究者が増加し、地球環境の変化の仕組みについての理解が大きく進展することを期待する。
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。
福島マップ事業対応部門横断グループ
JAEA-Technology 2020-014, 158 Pages, 2020/12
JAEA-Technology-2020-014.pdf:23.82MB
東京電力福島第一原子力発電所(福島第一原発)事故による放射性物質の分布状況調査を実施してきた。本報告書は、平成31年度(令和元年度)に得られた結果をまとめたものである。空間線量率については、走行サーベイ,平坦地上でのサーベイメータによる定点測定、歩行サーベイ及び無人ヘリコプターサーベイを実施し、測定結果から空間線量率分布マップを作成するとともにその経時変化を分析した。放射性セシウムの土壌沈着量に関しては、in-situ測定及び土壌中深度分布調査をそれぞれ実施した。これら測定結果を基に空間線量率及び沈着量の実効半減期を評価した。測定箇所の重要度分類のためのスコア化の検討では、平成30年度に開発した「スコア」化手法を基に福島県及び80km 圏内でのスコアマップの作成を試みた。また、陸域における放射性物質モニタリングの在り方について検討し、モニタリング地点の代表性について提言した。実測データの統合的解析では、階層ベイズモデルを用いて、航空機サーベイ,走行サーベイ,歩行サーベイにより取得した空間線量率分布データを統合し、福島第一原発から80km 圏内及び福島県全域について統合マップを作成した。これらの他、「放射線量等分布マップ拡大サイト」への令和元年度の測定結果の公開、総合モニタリング計画に基づく放射線モニタリング及び環境試料分析測定データのCSV化を実施した。
川端 邦明; 山田 大地; 阿部 浩之*
JAEA-Technology 2020-015, 37 Pages, 2020/11
JAEA-Technology-2020-015.pdf:3.81MB
本稿は、原子力緊急時対応および廃炉作業に用いるロボット等の遠隔操作機器(以下、ロボット)の性能を評価するための試験法について記述したものである。東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所での事故発生後、多くの遠隔操作ロボットが作業に活用されている。このような作業経験と教訓は、将来の遠隔操作ロボットの開発に重要であることから、我々はこれらを参考にしてロボット性能評価のための試験方法の開発に取り組んでいる。これまでの著者らの調査により、原子力緊急時対応および廃炉作業のためのタスクをロボットによって実行するためには、スペースが十分にない空間において衝突を回避しながらの走行、階段上にて転倒や転倒を回避しながらの走行、ロボットに接続されたケーブルにより引き起こされる問題を回避しながらの走行、について高い性能が必要であることがわかっている。本稿は、これらを定量的に評価するための、狭隘通路走破性能試験,階段走破性能試験,ケーブル牽引走破性能試験の3つの試験手順について記述するものである。試験実施の参考のために、具体的な試験環境の例とテスト実行のデモンストレーションの様子についても掲載している。
椿 裕彦; 小泉 聡*
JAEA-Technology 2020-016, 16 Pages, 2020/11
JAEA-Technology-2020-016.pdf:2.96MB
楢葉遠隔技術開発センター遠隔機材整備運用課は、原子力災害対策特別措置法及び平成二十三年文部科学省・経済産業省令第四号「原子力災害特別措置法に基づき原子力事業者が作成すべき原子力事業者防災業務計画等に関する命令」(以下「計画等命令」という。)に対応するための日本原子力研究開発機構内の原子力緊急事態支援組織の中核を担っている。同課の重要な任務に遠隔機材(偵察用ロボット及び作業用ロボット等)の日本原子力研究開発機構内原子力施設各拠点の操作員に対する操作訓練がある。偵察用ロボット及び作業用ロボットの基本的な操作訓練の一つに、往復型通路(上から見てU字型通路)の走行訓練がある。従来同課は、当該訓練においては、その都度他課室所有の通路部材を借用し往復型通路を組上げ、対応していた。同課は、令和元年度に往復型通路の走行訓練のためのロボット訓練用ステージ(階段部を含む)を設計製作し、運用を開始した。本ステージにより当該訓練の準備の省力化がなされ、訓練日の任意設定が可能となり、また通路部材の組み替えが容易な設計から多様な通路設定が可能となった。本書は、遠隔機材整備運用課が行った、ロボット訓練用ステージの設計及び製作に関し報告するものである。
横塚 佑太; 砂押 瑞穂*; 藤倉 敏貴; 鈴木 翔太; 村口 佳典; 半田 雄一; 三村 竜二; 照沼 章弘
JAEA-Technology 2020-017, 56 Pages, 2021/01
JAEA-Technology-2020-017.pdf:7.88MB
再処理特別研究棟(JRTF)では、廃止措置の一環として、1996年度より設備・機器等の解体を実施している。2007年度から、湿式再処理試験で発生した廃液を貯蔵していた廃液長期貯蔵施設において、地下1階LV-1室に設置された廃液貯槽LV-1を原位置解体工法により解体撤去した。本報告書はその解体撤去のための準備作業についてまとめたものである。これらの作業における作業工数,放射線管理,廃棄物に関するデータを収集するとともに、作業効率等の分析を行った。
普天間 章; 眞田 幸尚; 石崎 梓; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 佐藤 一彦*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 菊池 陽*; et al.
JAEA-Technology 2020-018, 121 Pages, 2021/02
JAEA-Technology-2020-018.pdf:15.15MB
2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。ここでは、令和元年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果について取りまとめると共に、過去の福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果から空間線量率等の変化量を評価し、変化量に寄与する要因について考察した。また、航空機モニタリングによる空間線量率の計算精度向上に資するために、航空機モニタリングデータを用いて地形の起伏を考慮に入れた解析を行った。地形の起伏を考慮に入れる前後での解析結果を比較し、本手法による精度向上効果を評価した。さらに、空気中のラドン子孫核種の弁別手法を測定結果に適用して、空気中のラドン子孫核種が航空機モニタリングに与える影響について評価した。
普天間 章; 眞田 幸尚; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 佐藤 一彦*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 菊池 陽*; 石崎 梓; et al.
JAEA-Technology 2020-019, 128 Pages, 2021/02
JAEA-Technology-2020-019.pdf:15.75MB
2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後より放射性核種の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、有人ヘリコプター等を用いた航空機モニタリングが活用されている。本モニタリング技術を原子力施設等の事故時における緊急時モニタリングに活用し、モニタリング結果を迅速に提供するために、全国の発電所周辺におけるバックグラウンド放射線量や地形的特徴、管制区域等の情報を事前に整備している。また、緊急時モニタリングの実効性向上に資するために原子力総合防災訓練に参画し、緊急時航空機モニタリングを実施している。令和元年度は東通原子力発電所並びに六ヶ所再処理工場および志賀原子力発電所周辺について航空機モニタリングを実施し、バックグランド放射線量及びを管制区域等の情報を整備した。また、原子力総合防災訓練の一環として、中国電力島根原子力発電所周辺において緊急時航空機モニタリングを実施した。さらに、本モニタリングの代替技術として期待されている無人飛行機による、原子力災害を想定した運用技術開発に着手した。本報告書は、それらの結果および実施によって抽出された技術的課題についてまとめたものである。
榊原 博; 青木 伸廣; 武藤 雅祐; 小田部 隼; 高橋 謙二*; 藤田 直幸*; 檜山 和彦*; 鈴木 宏和*; 鴨川 敏幸*; 横須賀 徹*; et al.
JAEA-Technology 2020-020, 73 Pages, 2021/03
JAEA-Technology-2020-020.pdf:8.26MB
高速増殖原型炉もんじゅでは、現在、廃止措置が進められており、その第一段階として、炉心に装荷している燃料を取り出す工程がある。炉心の燃料集合体は、エントランスノズルが炉心支持板の連結管に挿入され自立しており、周辺の集合体によりパッド部を介して支え合い炉心体系を維持する構造となっている。そのため、燃料を取り出した場所に模擬燃料集合体を装荷し、燃料集合体を安定させる必要があった。このような背景を受け、もんじゅ炉心燃料集合体の製造経験のあるプルトニウム燃料技術開発センターへ、もんじゅ側から模擬燃料集合体の製造依頼があり、製造を行った。この報告書は、装荷する模擬燃料集合体の設計、製造、出荷について報告するものである。
八巻 賢一*; 北 智士*; 大林 寛生; 有吉 玄; 斎藤 滋; 佐々 敏信
JAEA-Technology 2020-021, 26 Pages, 2021/02
JAEA-Technology-2020-021.pdf:2.34MB
計測機器のデジタル化が進むとともに、大型試験装置はPLC(Programmable Logic Controller)制御が主体となり、多くの試験装置がデジタル化されるようになった。また、データ記憶装置の大容量化により、PLCが管理する計測値を、実験期間全般にわたって記録可能となった。これらの記録から、鋼材の腐食試験時の環境の影響や、動特性試験時に生じた変化や異常等の現象を、多角的に分析することが容易になった。一方、長時間に及ぶ試験においては、記録されたデータ数が膨大になり、データ処理や異常を分析する際のデータ抽出に多くの時間と労力を必要とすることになった。また、PLC毎に異なるログデータ仕様にも注意し、正確にデータを整合する必要も生じている。そこで、現在核変換ディビジョンに設置する鉛ビスマス試験装置のPLCからのデータを、任意に抽出・結合・処理するためのツールを作成し、データ分析に要する作業の効率化を図った。
馬籠 博克; 飯村 光一; 松井 義典
JAEA-Technology 2020-022, 32 Pages, 2021/02
JAEA-Technology-2020-022.pdf:4.04MB
HR-1のカナル水中機器のうち挿入装置,取出装置及び崩壊タンクについて、カナル側壁部及びカナル底面部の耐震評価を実施した。この結果、同装置のカナル側壁接合部及びカナル底面接合部のボルト部並びにすみ肉溶接部の最大発生応力値が許容応力以内であることから、十分な耐震性を有することが確認できた。
小野 礼人; 高柳 智弘; 植野 智晶*; 堀野 光喜*; 山本 風海; 金正 倫計
JAEA-Technology 2020-023, 40 Pages, 2021/02
JAEA-Technology-2020-023.pdf:2.98MB
大強度陽子加速器施設(J-PARC)の3GeVシンクロトロン加速器には、1MWの大強度ビームを生成するために開発された電磁石用の電源装置が多数配置されている。これらの電源装置は、陽子ビームの軌道制御の要求に合わせて専用に開発されており、多種多様な出力波形の形式、定格仕様、更には異なる筐体のサイズや電源回路で構成されている。3GeVシンクロトロン加速器は運転を開始してから10年が経過し、経年劣化が原因と思われる故障が起きている。そのため、定期的に部品の交換や機器の更新を行っているが、連続運転中の予想しないタイミングで故障が発生してしまうなど完全な対策は難しい。J-PARCは多くのユーザーが研究利用をしており、故障時は速やかな復旧が求められる。しかし、異常検出センサーや設計仕様が電源毎に異なり、確認調査に多くの時間が費やされる状況も生じている。そこで、電源装置毎に専用マニュアルを作成し専用の治工具も用意をしたが、経験の無い症状と状況で発生するトラブルもあり、作業者の経験や知見に頼る対応を取らざるを得なくなっている。この様な状況は、多くの時間と労力を要する原因となり、作業間違いや事故が生じる要因にもなる。電源装置で使用するセンサーなどの電気・電子部品は、多くの部分で共通化が可能である。さらに、異常検出の方法を共有化し基本設計に組み込むことで、トラブル対応マニュアルの共有化と予備品の共通化が可能になる。そして、電源装置の構造を、故障による交換作業を前提にした設計にすることで、効率的、かつ実用性に優れたトラブル対応とメンテナンス手法を構築できる。これらの対応は、安全性と信頼性を確立する電源装置の開発に繋がり、加速器装置全体の稼働率向上にも貢献できる。本報告書では、電源装置の開発において設計思想の共有化と部品の共通化の必要性について述べるとともに、安全性と信頼性の確立に必要な基本設計モデルについて、3GeVシンクロトロン加速器の電磁石用電源装置の開発事例を用いて紹介する。
岩佐 龍磨; 高野 公秀
JAEA-Technology 2020-024, 29 Pages, 2021/03
JAEA-Technology-2020-024.pdf:2.33MB
高レベル放射性廃棄物の減容・有害度低減のために、発電炉使用済燃料中に含まれるマイナーアクチノイド(MA)を分離回収し、核変換用燃料に添加して燃焼させる核変換の研究開発が進められている。日本原子力研究開発機構原子力科学研究所では、加速器駆動システムによる核変換用の燃料として、MAを高濃度に含有させた窒化物燃料を研究している。窒化物燃料製造に天然の窒素を用いた場合、Nの(n,p)反応によって燃料中にCが蓄積するので、これを避けるために
Nを高濃度に同位体濃縮した特殊な窒素ガスを用いる必要がある。この窒素ガスは高価なため、実燃料製造では電気炉でのMA酸化物から窒化物への転換時にN
ガス中に生成する一酸化炭素(CO)を除去し、再び電気炉へ供給する窒素循環精製システムの利用が経済性向上の観点から必須となる。本報告書では、まずCO除去ユニットと窒素循環・自動供給ユニットからなる窒素循環精製システムの性能要件を検討した上で、実験室規模の実証試験用試作機の設計を行った後にこれを製作し、全体の性能を評価した。その結果、各ユニットは性能要件を十分に満たしており、今回実証したシステム概念が水素自動添加等の機能を追加することで実燃料の製造に適用可能であることを確認した。
川崎 浩平; 品田 健太; 岡本 成利; 影山 十三男; 江田 考志; 岡崎 日路; 鈴木 弘道; 山本 和也; 小田部 隼
JAEA-Technology 2020-025, 80 Pages, 2021/03
JAEA-Technology-2020-025.pdf:3.72MB
プルトニウム燃料第三開発室は、高速実験炉「常陽」及び高速増殖原型炉「もんじゅ」のMOX燃料製造を目的に昭和63年に運転を開始した施設であり、非密封の核燃料物質を大量に取り扱う大型のグローブボックスが設置された。これらのグローブボックス窓板には「使用施設等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」の施行(平成25年12月)以降に設置するものを除き、アクリル(可燃性)が用いられている。グローブボックス内の火災に対しては、建設当初からハロゲン化物消火設備による自動消火システムを導入しているが、グローブボックスの外側からの火災に対して、アクリルの直接的な対策が課題であった。そのため、可能な限りグローブボックスの外側からの火災に対するグローブボックス窓板への影響を軽減する火災対策シートを開発、最終的には難燃性のシートを実装した。開発の着眼点は、不燃又は難燃シートに粘着材を塗布した複合材で不燃又は難燃性を有していること。また、使用環境(核燃料物質からのガンマ線、蛍光灯からの紫外線)で劣化が著しくないこと、グローブ作業での作業員の視認性を確保できる透明なシートであること等とした。これらの火災対策シートを貼り付けたアクリル板の火災損傷防止試験及び火災対策シートを用いた使用環境影響試験を行い、良好な結果を得た。一方、火災対策シートの貼り付け作業等における外部被ばくを低減する観点から、プルトニウム燃料技術開発センター内にワーキンググループを立ち上げ、施工試験等で効率的な施工を実現する方法を検討・試行し、作業の標準化を図り、基本手順書にまとめた。本報告書は、グローブボックス窓板用火災対策シートに係る火災損傷防止試験及び使用環境影響試験と、施工性試験等を通じて得られた知見を取りまとめたものである。
渡辺 奈央; 菅原 隆徳; 大久保 成彰; 西原 健司
JAEA-Technology 2020-026, 59 Pages, 2021/03
JAEA-Technology-2020-026.pdf:3.95MB
日本原子力研究開発機構では放射性廃棄物処理の負担軽減を目指した分離変換技術開発の一環として、加速器駆動型核変換システム(ADS)の設計検討を行っている。ADS特有の構成要素であるビーム窓の材料にはT91鋼を使用し、その形状は薄肉の半球殻を想定している。しかしながら、このような薄肉の構造物がT91鋼から製作可能であるかについては、これまで検討を行ってこなかった。そこで本検討では、1/4スケールのADSビーム窓小型模型をT91鋼の切削加工によって製作し、工程,製作精度そして形状測定方法についての検討を行った。その結果、実機ADSビーム窓の製作上推測される設計形状との誤差は5%程度であり、この加工誤差による構造強度への影響は十分小さいことが分かった。