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報告書

もんじゅ燃料体取出し作業報告書; 2018年度及び2019年度の「燃料体の処理」作業

塩田 祐揮; 矢部 孝則; 村上 牧生; 磯部 祐太; 佐藤 方実; 浜野 知治; 高木 剛彦; 長沖 吉弘

JAEA-Technology 2022-001, 117 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-001.pdf:25.55MB

もんじゅ廃止措置計画の第一段階では「燃料体取出し作業」を行う。「燃料体取出し作業」では、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵中の燃料体を洗浄・缶詰し燃料池に貯蔵する「燃料体の処理」、炉心にある燃料体を模擬体等と交換し炉外燃料貯蔵槽に貯蔵する「燃料体の取出し」を交互に行い、炉心にある370体と炉外燃料貯蔵槽にある160体の燃料体を全て燃料池に貯蔵する。「燃料体の処理作業」に用いる燃料取扱設備の自動化運転は約10年ぶりの作業であった。このため、2017年度から作業開始までに設備の点検を行い、作業に先立ち使用済み制御棒等を用いて総合試験、模擬訓練を行った。そのうえで、最初の「燃料体の処理作業」として、2018年度に炉外燃料貯蔵槽にあった86体の燃料体を洗浄・缶詰し燃料池に貯蔵した。あわせて、「燃料体の取出し」に向けて76体の模擬体を炉外燃料貯蔵槽の空ポット内に貯蔵した。その間、86種類、232件の警報・不具合等が発生したが、何れも燃料体や設備の安全に直ちに影響を及ぼした事象ではなく、燃料体落下等の安全上重要な事象及び移送機器の機構部分のスティック等の長期停止可能性のある事象は発生していない。機器故障は、燃料出入機本体Bグリッパの爪開閉クラッチ破損の1件であるが補修して作業を再開できた。複数回発生したナトリウム化合物の固着や機器の連続使用が直接要因となった機器の動作・性能の状態異常は、直接要因の除去あるいは特別採用した上で作業を継続した。その他、動作のタイムアウト等の系統制御に係る不具合等も多く発生したものの、安全を確保したうえで作業を継続することができた。もんじゅの燃料取扱設備はナトリウム冷却高速炉固有の機能を持つものであり、実燃料体を対象とした連続・継続的な運転は途に就いたばかりである。このため、原理的に完全な発生防止が難しい事象、使用実績が少ないことに起因する事象、システムの最適化が十分でないことに起因する事象を「対策を施したとしても発生する事象」と想定し、その発生頻度を出来る限り抑える対策と工程影響を最小化する復旧策を施すこととした。

報告書

もんじゅ燃料体取出し作業報告書; 2019年度の「燃料体の取出し」作業

矢部 孝則; 村上 牧生; 塩田 祐揮; 磯部 祐太; 塩濱 保貴; 浜野 知治; 高木 剛彦; 長沖 吉弘

JAEA-Technology 2022-002, 66 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-002.pdf:10.45MB

高速増殖原型炉もんじゅ廃止措置計画の第一段階では「燃料体取出し作業」を行う。燃料体取出し作業では、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵中の燃料体を洗浄・缶詰し燃料池に貯蔵する「燃料体の処理」、炉心にある燃料体を模擬燃料体(以下「模擬体」という。)等と交換し炉外燃料貯蔵槽に貯蔵する「燃料体の取出し」を交互に行い、炉心にある370体と炉外燃料貯蔵槽にある160体の燃料体を全て燃料池に貯蔵する。2018年度には、「燃料体の処理」作業を実施し、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵していた86体の燃料体を洗浄・缶詰し燃料池に貯蔵した。併せて、「燃料体の取出し」に向けて76体の模擬体を炉外燃料貯蔵槽の空ポット内に貯蔵した。2019年度の「燃料体の取出し」作業は、炉心にあった60体の炉心燃料集合体と40体のブランケット燃料集合体を炉心から取出し炉外燃料貯蔵槽に貯蔵し、炉外燃料貯蔵槽にあった模擬体を炉心へ装荷した。その間、24種類、38件の警報・不具合が発生したが、燃料体落下等の重大な事象及び移送機器の機構部分のスティック等の長期停止する可能性がある事象は発生していない。機器の動作・性能の不具合に対しては直接要因を除去し、安全を把握した上で作業を継続できた。

報告書

原子力災害時の車両汚染検査におけるゲート型モニタ活用に向けた性能調査試験(受託研究)

平岡 大和; 小松崎 丈二*; 花香 宣彦*; 岡本 明子; 齋藤 好彦*; 宗像 雅広; 外川 織彦

JAEA-Technology 2022-003, 70 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-003.pdf:2.53MB

原子力災害時の避難退域時検査では、多数の車両及び避難住民等の検査を行うことが想定される。現在は、車両の指定箇所をタイヤとワイパー部とし、要員によるGM管式サーベイメータ等の表面汚染測定器で検査することを基本としているが、効率的な避難退域時検査を実施するため、車両検査では可搬型の車両用ゲート型モニタの活用が検討されている。本研究では、そのための基礎データを取得することを目的に、車両用ゲート型モニタの性能調査試験を実施した。本試験では、避難退域時検査における簡易除染の判断基準であるOIL4相当の汚染を密封線源の$$^{133}$$Baで模擬した。これを実車両のタイヤとワイパー部に取り付け、車両用ゲート型モニタにより模擬汚染からの$$gamma$$線の計数率を測定することとした。試験方法は、車両を静止させて測定する静止試験、実際の検査を模擬した走行試験、高BG環境下での性能を調べるための高BG環境試験の3試験を採用した。試験車両は、普通自動車として広く使用されているセダンを主とし、加えて車体のフロント部分がバスに似た造りであるバンも使用した。また、車両用ゲート型モニタは、(株)千代田テクノル製のガンマ・ポールを使用した。本試験の結果、OIL4初期設定値である40,000cpm相当の汚染が車両のタイヤ接地面に付着していたとき、車両が10km/h以下で車両用ゲート型モニタを通過すれば、99%以上の確率で、同じくワイパー部であれば、車速5km/h以下のとき84%以上の確率で汚染検知が可能であると推定された。タイヤ接地面の汚染がOIL4以上か未満かを判定するには、メーカーで設定する機器内の換算定数の調整を要することが示された。しかし、その場合であっても、ワイパー部はタイヤ接地面よりも汚染の検知が難しいため、タイヤ接地面とワイパー部の汚染を同時に判定・評価することは困難であることが示された。車両用ゲート型モニタを活用し、避難退域時検査の車両検査の効率化(迅速化)を図るには、タイヤ接地面とワイパー部の汚染の同時測定・評価の実現が課題であることが明らかとなった。

報告書

JRR-3原子炉施設における内部溢水影響評価

徳永 翔; 井口 晋太郎; 川村 奨; 平根 伸彦

JAEA-Technology 2022-004, 74 Pages, 2023/02

JAEA-Technology-2022-004.pdf:2.46MB

JRR-3原子炉施設は、平成25年12月に施行された「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」への適合性を示すため、平成26年9月に原子炉設置変更許可を申請し、平成30年11月に許可を取得した。その後、原子炉設置変更許可申請書に記載された設計方針に基づき内部溢水の影響評価を実施した。内部溢水に対する法令の要求事項は、施設内で発生した内部溢水により必要な安全機能を喪失しないこと及び施設内で放射性物質を含む液体の溢水が発生した場合に、当該液体が管理区域外へ漏えいしないことの2点である。これらの要求事項に対して、それぞれ溢水源を想定し、必要な安全機能を喪失しないこと及び管理区域外へ放射性物質を含む液体が漏えいしないことを確認した。当該評価については、設計及び工事の計画を分割申請し、順次認可を取得した。本報告書は、JRR-3原子炉施設における内部溢水影響評価の結果を示すものである。

報告書

東海再処理施設小型試験設備の試験セル内廃棄物の搬出作業の完遂

後藤 雄一; 鈴木 快昌; 堀籠 和志; 宮本 敏彦*; 薄井 真人*; 森 英人*; 久野 剛彦

JAEA-Technology 2022-005, 42 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-005.pdf:4.48MB

東海再処理施設の分析所小型試験設備の試験セルでは、昭和49年から平成26年にかけて、再処理技術の高度化等に係る試験を実施したことにより、試験セル内に放射性廃棄物が発生し堆積されていた。このため、交替勤務体制により廃棄物の搬出作業を強化し、試験セル内の廃棄物減少に努めたものの、その後に実施した試験セル内機器の解体工事により再び廃棄物が発生した。平成18年からは、試験セル内の廃棄物搬出方法の改善として、廃棄物缶に未収納の廃棄物を低放射性固体廃棄物として、試験セル側面のグローブボックスからバッグアウトする方法を確立した。これにより、従来のカスクNo.10による年間の廃棄物搬出実績から試算される約14年の搬出期間を約5年に短縮することができた。さらに、平成28年からは、カスクNo.10による試験セル内の廃棄物搬出作業を促進させるため、作業員の意識向上に向けた取り組みとして、関連部署(放射線管理部門、運搬部門、廃棄物取出し部門)を巻き込んだソフト、ハードの様々な改善、改良を実施した。廃棄物搬出作業の促進にあたっては、作業員のスキル向上、増強及びカスクNo.10における設備、機器の点検整備等(予防保全)を実施した。その他、放射線管理部門とは、過去に発生したトラブルの再発防止策等について、検討を積み重ね手順化した。また、運搬部門とは、搬出サイクルを堅持するため、他課の運搬スケジュールを考慮した調整及び運搬に係る安全操作指導を受けた。さらに、主工場における廃棄物取出し部門とは、廃棄物取出し作業が滞らないための日程及び作業場所の確保に係る調整を実施した。これらの様々な改善の取り組み、改良を実施したことで、当初計画した廃棄物搬出期間約5年を約3年に短縮することができ、試験セル内廃棄物の搬出作業を令和2年3月に完遂した。

報告書

原子力科学研究所における原子力施設管理の継続的改善活動(2021年)

施設管理最適化タスクフォース

JAEA-Technology 2022-006, 80 Pages, 2022/06

JAEA-Technology-2022-006.pdf:4.24MB

2020年4月1日の原子炉等規制法改正とその経過措置を経て2020年度から始められた新しい原子力規制検査制度(新検査制度)に的確に対応するとともに、その運用状況を施設管理の継続的改善に反映していくため、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所に「施設管理最適化タスクフォース」を設置し、2020年11月から課題の整理及び改善策の検討を行った。2021年のタスクフォース活動では、新検査制度の基本方策の一つ「グレーデッドアプローチ」を考慮しつつ、「保全重要度分類とそれに基づく保全方式及び検査区分」並びに「施設管理目標(保安活動指標PI)の設定及び評価」について課題を整理した上で具体的な改善提案を取りまとめた。これら検討結果については、原子力科学研究所の所管施設(試験研究炉、核燃料使用施設、放射性廃棄物取扱施設)の施設管理に適宜反映し、その運用状況を踏まえ更なる改善事項があれば、翌年度以降の活動に反映していくこととする。

報告書

固体高分子電解質水電解法による溶存水素濃度制御装置の開発

中野 寛子; 冬島 拓実; 津口 明*; 中村 和*; 武内 伴照; 竹本 紀之; 井手 広史

JAEA-Technology 2022-007, 34 Pages, 2022/06

JAEA-Technology-2022-007.pdf:3.35MB

軽水炉高温高圧水を模擬した環境における構造材料の応力腐食割れ(SCC)等の現象を把握するため、水質を管理することが重要である。一般的に、材料試験を行うための高温高圧水試験装置の循環水中溶存水素濃度は、純水素ガスや高水素濃度の標準ガスのバブリングにより制御している。しかしながら、この方法では試験装置の設置場所に大掛かりな防爆設備等が必要である。一般的に、水素災害防止のためには、爆発に至る前に漏えい量の制限、水素の排除、電源の遮断、燃焼の抑制等の対策を講じることが求められている。このため、水の電気分解を利用し、循環水中溶存水素濃度を制御できる固体高分子電解質膜を有する溶存水素濃度制御装置の開発に着手した。本開発にあたっては、小型基本実験装置を組立て、固体高分子電解質膜の単体性能及び循環状態における溶存水素濃度変化に関する基本データを取得した。この基本データに基づき、実機の高温高圧水ループ試験装置に設置する溶存水素濃度制御装置を設計した。本報告書は、小型基本実験装置による性能試験結果と溶存水素濃度制御装置の基本設計についてまとめたものである。

報告書

トレンチ埋設施設に起因する帯水層中のウラン濃度の試算

小川 理那; 阿部 大智*; 菅谷 敏克; 佐久間 康太; 齋藤 龍郎; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2022-008, 46 Pages, 2022/05

JAEA-Technology-2022-008.pdf:3.09MB

日本原子力研究開発機構では放射能濃度の低いウラン廃棄物の処分方法として、トレンチ処分を検討している。ウランは人の健康の保護に関連する物質であることから、我が国ではウランに関する濃度基準が定められており、その値は0.002mg/Lとされている。浅地中処分では、降雨による浸透水及び地下水により放射性廃棄物中に含まれている放射性核種が生活圏へ移行するシナリオを想定するため、安全評価として、線量評価のみではなく、環境中の濃度に関する評価も必要である。そこで、本報告では、埋設事業センターが実施した概念設計の施設条件においてウラン廃棄物を埋設した条件を設定し、帯水層中のウラン濃度が我が国で定められているウランの基準値を満足することが可能かを検討した。また、今後実施する基本設計に向けて、様々な環境条件におけるパラメータスタディを実施し、施設の設計において考慮すべき事項、条件及び課題についての検討も行った。ウラン濃度は、低レベル放射性廃棄物処分の線量評価コード「GSA-GCL2」を用いて、帯水層中へ移行するウラン量を解析し、施設から1m地点における帯水層中の濃度を求めた。検討の結果、条件設定によって、帯水層中のウラン濃度が大きく変化する結果が得られたが、地下水の流向に対する埋設施設の形状及び配置、廃棄体層の分配係数及び遮水工の設計を適切に組み合わせた設計を行うことで、帯水層中のウラン濃度を環境基準以下とすることが可能であると考えられる。

報告書

DORTコード及びMCNPコードを用いた試験研究炉の放射能評価手法の検討

河内山 真美; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2022-009, 56 Pages, 2022/06

JAEA-Technology-2022-009.pdf:4.15MB

試験研究炉の解体によって発生する低レベル廃棄物を埋設処分するためには、廃棄物に含まれる放射能インベントリを評価することが必要であり、各研究炉の所有者が共通の放射能評価手法を使用することが、埋設処分の事業許可申請に対応する上で効率的である。本報では、解体で発生する放射化廃棄物の埋設処分に共通的に利用できる放射能評価手法を検討することを目的として、立教大学研究用原子炉について中性子輸送計算及び放射化計算を実施した。中性子輸送計算はJENDL-4.0を基に作成した断面積ライブラリを使用し、Sn法のDORTコード及びモンテカルロ法のMCNPコードを用いて実施した。放射化計算は、JENDL/AD-2017と中性子輸送計算で求めたスペクトルを基に作成した3群断面積ライブラリを使用し、SCALE6.0に含まれるORIGEN-Sにより実施した。DORTコード及びMCNPコード並びにORIGEN-Sコードを用いた放射化計算の結果と放射化学分析による放射能濃度を比較したところ、概ね0.4倍$$sim$$3倍程度であることを確認した。測定値と計算値の差を適切に考慮することにより、DORT及びMCNP並びにORIGEN-Sによる放射化放射能の評価方法が埋設処分のための放射能評価に適用できることがわかった。また、解体で発生する廃棄物をその放射能レベルに応じてクリアランス又は埋設処分方法で区分するため、コンクリート領域及び黒鉛サーマルカラム領域の2次元放射能濃度分布の作成も行った。

報告書

研究施設等廃棄物のトレンチ処分施設における覆土の設計検討

小川 理那; 仲田 久和; 菅谷 敏克; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2022-010, 54 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-010.pdf:11.07MB

日本原子力研究開発機構では、研究施設等廃棄物の処分方法の一つとして、トレンチ埋設処分を検討している。トレンチ埋設処分は、「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」が適用され、特に、埋設施設の設計については、「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」が適用される。この規則は、令和元年に改正され、トレンチ埋設施設には、施設中への雨水及び地下水の浸入を十分に抑制させる設計を取り入れることが新たな要求事項として追加された。そこで、本報告では、現在計画しているトレンチ埋設施設に追加された規則の要求事項を適応させた設計の検討を行うこととした。検討中のトレンチ埋設施設は、地下水位より浅い位置に設置することを想定している。そのため、施設中に浸入する水は、主に雨水由来のものであると考えられることから、トレンチ埋設施設の表面にある覆土の設計について検討を行うこととした。本報告では、日本原子力研究開発機構が検討しているトレンチ埋設施設のうち、安定型トレンチ埋設施設の覆土設計について検討した。検討方法としては、覆土に用いる材料や施工方法により設計条件の変更が可能である透水係数及び厚さについてパラメータスタディを実施し、各条件における廃棄体層へ浸入する水の流速を評価した。各条件における流速の結果を比較し、より効率的に雨水の浸入を抑制する覆土の設計条件を評価することとした。解析の結果、粘土層及び排水層の厚さや透水係数の値の組み合わせ毎に覆土の遮水性能を把握することができた。将来、実施するトレンチ施設の基本設計においては、安全評価上有効な遮水性能に加え、その他の課題や施工費の検討も実施した上で合理的な覆土の仕様を決定する予定である。

報告書

HTTR-熱利用試験施設の安全設計の考え方

青木 健; 清水 厚志; 飯垣 和彦; 沖田 将一朗; 長谷川 武史; 水田 直紀; 佐藤 博之; 坂場 成昭

JAEA-Technology 2022-011, 60 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-011.pdf:2.08MB

日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉による大量かつ安価なカーボンフリー水素製造技術の実用化を目指し、世界最高の原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成した高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて水素製造を行うHTTR-熱利用試験を計画している。HTTR-熱利用試験では、原子力規制委員会からの設置変更許可取得を通じて、高温ガス炉と水素製造施設の接続に関し、高い安全性を実現する安全設計を確立することが求められている。そこで、HTTR安全設計をベースに、施設の変更や水素製造施設の接続に伴い安全設計上新たに考慮すべき事象に対する対策を考慮し、HTTR-熱利用試験施設の安全設計の考え方を検討した。検討に当たっては、原子炉安全の観点からの十分な安全性を確保することを大前提としつつ、水素製造施設に対して、高圧ガス災害に対する安全確保の多くの実績を有する一般産業法規を適用することを基本方針とした。本報では、水素製造施設への高圧ガス保安法適用に係る合理性や条件、HTTR-熱利用試験施設の安全機能の重要度分類や耐震設計上の重要度分類、重要安全施設の選定、原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の考え方に関する検討結果を報告する。

報告書

水蒸気改質処理試験装置における主反応器耐火材の補修効果確認試験

木島 惇; 小山 勇人; 大和田 光宏; 萩原 正義; 青柳 義孝

JAEA-Technology 2022-012, 14 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-012.pdf:1.51MB

過去の技術開発過程において発生した大量の難処理性有機廃液の処理については、処理設備の腐食やフィルタの閉塞を引き起こす等の理由により焼却処理が適さないことから、それら廃液の処理技術として、平成17年度から水蒸気改質処理法とその処理装置の開発を実施している。処理装置の重要な構成要素である主反応器は内部が非常に高温となるため、主反応器外筒の内面に耐火材が施されているが、令和2年にこの耐火材の内表面全域に経年劣化によるひび割れや表層剥離を確認したため、令和3年度に主反応器全体を更新した。一方、この主反応器内面表層のひび割れや表層剥離について補修が可能であれば、今後主反応器全体を更新する必要は無くなると共に、これまで使用していた主反応器も廃棄することなく、補修を行った後、予備品として再使用できる。そこで、主反応器を更新する前に、劣化した耐火材表面を2種類の補修材候補を用いて補修し、実際の有機系廃棄物を模擬した試料の燃焼試験を実施し、それぞれの補修材の有効性を評価した。模擬燃焼試験後において、補修材候補のうち1種について剥落や剥離及びひび割れがなかったこと、補修材が脆化することなく、耐火材と強固に密着していたこと、補修箇所の主反応器外筒の表面温度が設計温度上限を超過しなかったことから、補修材を用いた主反応器の補修は十分可能であると結論付けた。

報告書

研究施設等廃棄物の浅地中処分のための基準線量相当濃度の検討(その2)

佐久間 康太; 阿部 大智*; 岡田 翔太; 菅谷 敏克; 仲田 久和; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2022-013, 200 Pages, 2022/08

JAEA-Technology-2022-013.pdf:8.41MB

我々は、研究施設等廃棄物の埋設処分に向けて、トレンチ処分及びピット処分の区分や重要核種を選定する際の参考値とするために、廃棄物に含まれる可能性のある放射性核種について、トレンチ処分及びピット処分における基準線量相当濃度の試算を行っている。前報である「研究施設等廃棄物の浅地中処分のための基準線量相当濃度の検討(その1)」では、原子力安全委員会がトレンチ処分及びピット処分の濃度上限値を算出した手法を基に、廃棄物埋設施設の立地環境を幅広く想定して中深度処分の被ばく経路等を対象に基準線量相当濃度の試算を行った。本報告書は、ピット処分の廃棄物埋設施設からの浸出水量の感度解析評価の結果を用いるとともに、埋設地の条件を幅広く想定した新たな評価経路及び被ばく形態を取り入れて、ピット処分の基準線量相当濃度の試算を行い、前報との比較を行ったものである。なお、本報告書で試算した基準線量相当濃度の結果は、立地場所が決定していない段階でのピット処分の区分や重要核種を選定する際の参考値として用いることを考えているため、今後、立地場所の決定後に立地条件を踏まえて線量評価を行う必要がある。

報告書

材料照射試験装置内の荷重制御装置の改良(受託研究)

岡田 祐次; 馬籠 博克; 松井 義典

JAEA-Technology 2022-014, 113 Pages, 2022/09

JAEA-Technology-2022-014.pdf:15.79MB

JMTR(材料試験炉: Japan Materials Testing Reactor)では、2008年$$sim$$2013年の約5年をかけて材料照射試験装置を整備した。材料照射試験装置は、IASCC(照射誘起応力腐食割れ: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)評価研究に供するための装置である。この装置は主に炉内照射するキャプセルに軽水炉環境を模擬した高温高圧水を供給するための水環境調整装置や照射下においてキャプセル内で亀裂進展試験を行うための荷重制御装置等から構成されている。荷重制御装置は、コンパクトテンション(CT: Compact Tension)試験片に荷重負荷を与え、亀裂進展試験を行うための装置である。このCT試験片に荷重を負荷させる原理は、水環境調整装置を用いたキャプセル内の高温高圧水とその中に装荷される荷重負荷ユニットのベローズ内に供給するヘリウムボンベの荷重制御ガス圧力の圧力差でCT試験片に荷重をかけるものである。2013年にこの材料照射試験装置の調整運転を実施した。その際、ロードセル付荷重負荷ユニットを装填した試験容器を用いて、荷重制御装置の差圧と荷重の相関試験も実施した。この相関試験(最大負荷時差圧と最小負荷時差圧を往復する周期的な荷重負荷試験)において、荷重制御装置の配管抵抗性能による圧力変化速度の違いから、負荷時と除荷時の荷重変化速度が異なるという課題等が抽出され、この課題について2014年$$sim$$2015年にかけて改良を実施し、改良後の性能試験を実施して課題等が解決したことを確認した。本報告書では、材料照射試験装置の概要、2013年に実施した荷重測定試験で確認された課題等の抽出及び2014年$$sim$$2015年にかけて実施した課題解決のための荷重制御装置の改良並びに改良後の性能試験・操作手順についてまとめたものである。

報告書

HTTRの核的パラメータの計算; 2021年度夏期休暇実習報告

五十川 浩希*; 直井 基将*; 山崎 誠司*; Ho, H. Q.; 片山 一成*; 松浦 秀明*; 藤本 望*; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2022-015, 18 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-015.pdf:1.37MB

2021年度の夏期休暇実習において、HTTRの約10年の長期停止が臨界制御棒位置に与える影響及びMVPによるVHTRC-1炉心の遅発中性子割合の計算について検討した。この結果、長期停止が臨界制御棒位置に与える影響については、燃料内の$$^{241}$$Pu、$$^{241}$$Am、$$^{147}$$Pm、$$^{147}$$Sm、$$^{155}$$Gdの密度変化が影響して制御棒が4.0$$pm$$0.8cm引抜かれること、この計算値が測定値である3.9cmと近い値になることが明らかとなった。また、MVPによる遅発中性子割合の計算精度を確認するためVHTRC-1炉心について計算した結果、測定値を約10%過小評価することが明らかとなった。

報告書

プラズマ溶融処理による低レベル放射性廃棄物の均一化に関する予察試験について

中塩 信行*; 大杉 武史; 黒澤 重信; 石川 譲二; 邉見 光; 池谷 正太郎; 横堀 智彦

JAEA-Technology 2022-016, 47 Pages, 2022/08

JAEA-Technology-2022-016.pdf:2.23MB

日本原子力研究開発機構の原子力科学研究所は、低レベル放射性固体状廃棄物の処分を視野に入れた廃棄物処理のために高減容処理施設の運用を開始した。処理対象廃棄物のうち、放射性非金属廃棄物の均一化条件を明らかにするために、焼却・溶融設備の固定炉床型プラズマ加熱式溶融炉を用いて予察試験を実施した。これまでの文献調査や小規模溶融実験装置での試験を通じて、均一化条件を左右する溶融廃棄物の流動性は、廃棄物の化学成分と溶融温度によって一義的に決まる粘性に大きく左右されることが分かっている。予察試験では、200Lドラム缶に装荷した模擬廃棄物にコールドトレーサーを添加して溶融した。廃棄物化学成分(塩基度、酸化鉄濃度)をパラメータとして、溶融固化体の化学成分の均一性を調査し、均一化条件について考察すると共に、溶湯のトレーサーの残存率を確認した。溶融廃棄物の粘度を測定し、均一性との相関を調べた。また、今後の実操業に向けて、予め押さえておくべき技術要件を検討した。

報告書

JMTR原子炉施設に残存する放射化汚染物の放射能量評価

永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 井手 広史

JAEA-Technology 2022-017, 113 Pages, 2022/08

JAEA-Technology-2022-017.pdf:6.17MB

JMTR原子炉施設は2017年4月の「施設中長期計画」において廃止施設に位置付けられたことから、廃止措置計画認可申請を原子力規制委員会に提出するにあたり、廃止措置計画に記載する必要がある原子炉施設に残存する放射性物質の推定放射能量のうち、放射化汚染物の推定放射能量を評価するため、核計算コード等を用いた放射化放射能量の評価を行った。この結果、総放射化放射能量は、9.3$$times$$10$$^{18}$$Bq (原子炉停止直後)、2.7$$times$$10$$^{16}$$Bq (21年後)、1.0$$times$$10$$^{16}$$Bq (40年後)、2.4$$times$$10$$^{15}$$Bq (100年後)となり、放射化放射能量の大きい構造物は、ベリリウム枠やベリリウム反射体要素、アルミニウム反射体要素、格子板、キャプセル照射装置などの圧力容器内の構造物で、材質はステンレス鋼やベリリウムなどであった。また、全放射化放射能量に対する核種の割合は、原子炉停止後40年あたりまではH-3の割合が高く、その後はNi-63が最も高くなった。参考に、得られた放射化放射能濃度から放射能レベル区分を行ったところ、放射化汚染物の全重量に対する区分ごとの重量の割合は、原子炉停止から100年後にかけて、L1が0.3$$sim$$0.4% (10$$sim$$13t)、L2が0.0$$sim$$0.4% (0$$sim$$14t)、L3が1.0$$sim$$1.2% (32$$sim$$39t)、CLが98.0$$sim$$98.7% (約3200t)となり、コンクリートなどのCLに区分されるものが全体の約9割以上を占めることがわかった。今後行う廃棄物の処理処分にあたっては、二次汚染物の推定放射能量などの評価結果も加え、適切な処分方法に従った区分の評価を行う。

報告書

水銀ターゲット容器内壁のキャビテーション損傷観察に関する技術資料,1; 遠隔操作対応試験片切出し装置の開発

直江 崇; 木下 秀孝; 涌井 隆; 粉川 広行; 羽賀 勝洋

JAEA-Technology 2022-018, 43 Pages, 2022/08

JAEA-Technology-2022-018.pdf:7.84MB

大強度陽子加速器研究施設(Japan Proton Accelerator Research Complex, J-PARC)の物質・生命科学実験施設に設置されている核破砕パルス中性子源水銀ターゲットでは、高エネルギー陽子線入射時に水銀中に発生する圧力波が引き起こすキャビテーションによって、ステンレス鋼製のターゲット容器内壁に激しい壊食損傷が生じる。陽子線強度の増加と共に攻撃性が高くなるキャビテーションが引き起こす壊食損傷によって、熱応力を低減するために厚さ3mmで設計されたターゲット容器先端部では、長時間の運転により壊食痕からの水銀漏洩や、壊食痕を起点とした疲労破壊などが生じる懸念がある。これまでに、高出力での長期的な安定運転を実現するために、キャビテーションによる壊食損傷を低減するための取り組みとして、容器内壁への表面改質の適用や、水銀中への微小気泡注入によりキャビテーションの発生源である圧力波の抑制、先端部の2重壁構造化を進めてきた。損傷低減化技術の効果を確認するために容器内壁に形成された損傷を観察する必要があるが、中性子源の運転中に内部を観察することは不可能であるため、運転を終えたターゲット容器の先端部から試験片を切出し、内壁の観察を実施している。ターゲット容器の破損による水銀の漏洩を防ぎつつ、運転出力によって変化する適切な容器の交換時期を検討するためには、運転出力と損傷の関係を明らかにすることが必要である。これまでに、高放射線環境で遠隔操作可能な試験片切出し装置を開発し、実機水銀ターゲット容器からの切出しを通じて、遠隔操作性や、より確実に試験片を切出すための切削条件の検討や切出し手法の改良を重ねてきた。本報では、実機ターゲットでの作業経験、及びモックアップ試験の結果に基づいて改良した遠隔操作による水銀ターゲット容器先端部からの試験片切出し手法に加えて、これまでに実機から試験片を切出した結果の概要についてまとめる。

報告書

もんじゅ燃料体取出し作業報告書; 2020年度の「燃料体の取出し」作業

塩田 祐揮; 有吉 秀夫; 塩濱 保貴; 磯部 祐太; 竹内 遼太郎; 工藤 淳貴; 花木 祥太朗; 浜野 知治; 高木 剛彦

JAEA-Technology 2022-019, 95 Pages, 2022/09

JAEA-Technology-2022-019.pdf:7.59MB

もんじゅ廃止措置計画の第1段階では「燃料体取出し作業」を行う。燃料体取出し作業では、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵中の燃料体を洗浄・缶詰し燃料池に貯蔵する「燃料体の処理」、炉心にある燃料体を模擬燃料体(以下「模擬体」という。)等と交換し炉外燃料貯蔵槽に貯蔵する「燃料体の取出し」を交互に行い、4つのキャンペーンに分けて炉心にある370体と炉外燃料貯蔵槽にある160体の燃料体を全て燃料池に貯蔵する。本作業報告書は、全4キャンペーンのうち、第3キャンペーンの「燃料体の取出し」作業について纏めたものである。第3キャンペーンにおける「燃料体の取出し」作業では、炉心に装荷されていた72体の炉心燃料集合体と74体のブランケット燃料集合体(合計146体)を炉心から取出し、炉外燃料貯蔵槽へと貯蔵した。また、炉外燃料貯蔵槽にあった模擬体(145体)及び固定吸収体(1体)(合計146体)を炉心へ装荷した。その間、13種類、36件の警報・不具合等が発生したが、何れも燃料体や設備の安全に直ちに影響しない想定内事象であった。よって、燃料体落下等の重大な事象及び移送機器の機構部分のスティック等の長期停止する可能性がある事象は発生していない。また、機器の動作・性能に係る不具合に対しては直接要因を除去し、安全を確保した上で作業を継続することができた。もんじゅの燃料取扱設備はナトリウム冷却高速炉固有の機能を持つものであり、実燃料体を対象とした連続・継続的な運転は途に就いたばかりであるため、標準化が進んだ軽水炉の燃料取扱設備のように多くの経験は無い。そのため、様々な事象を想定し、それを基に事象が発生する頻度をできる限り抑える対策、工程影響を最小化する復旧策を施した。

報告書

塩素含有TRU廃棄物の焼却試験

山下 健仁; 横山 文*; 高貝 慶隆*; 牧 翔太; 横須賀 一裕; 福井 雅裕; 家村 圭輔

JAEA-Technology 2022-020, 106 Pages, 2022/10

JAEA-Technology-2022-020.pdf:4.77MB

福島第一原子力発電所事故に伴い発生した放射性固体廃棄物は、津波や海水の放水によって塩分を多く含んでいる可能性があるとともに、今後の廃止措置に係る作業や放射性廃棄物を処理する際の閉じ込めにはポリ塩化ビニル(PVC)製品を使用することも想定される。固体廃棄物の処理方法のうち、廃棄物の減容・安定化の効果が優れている焼却法は、検討を進めるべき手法の一つではあるが、塩素成分を含む超ウラン元素(TRU)固体廃棄物の処理には、放射性核種及び塩素成分の廃ガス処理系への移行挙動や塩素成分による機器の腐食の程度等を把握した上で、設置する処理施設の構造、使用材料などを決めていく高度な技術が求められる。そこで、国内で唯一、塩素成分を含むTRU固体廃棄物を焼却可能な設備である、核燃料サイクル工学研究所プルトニウム廃棄物処理開発施設(PWTF)の第2難燃物焼却設備を用い、廃棄物中塩素成分の廃ガス処理系移行挙動試験、焼却設備の金属材料選定に資する腐食試験及び廃棄物中プルトニウムの廃ガス処理系への分布調査を実施することとし、処理設備の設計検討に必要な種々のデータを蓄積することとした。本報告書は第2難燃物焼却設備を用いたこれらの試験により得られた焼却設備廃ガス処理系への塩素成分の移行挙動、適した耐食材料選定のための金属材料の評価、プルトニウムの分布調査の結果をまとめたものである。

報告書

燃料デブリの分析精度向上のための技術開発2020年度成果報告(廃炉・汚染水対策事業費補助金)

池内 宏知; 小山 真一; 逢坂 正彦; 高野 公秀; 中村 聡志; 小野澤 淳; 佐々木 新治; 大西 貴士; 前田 宏治; 桐島 陽*; et al.

JAEA-Technology 2022-021, 224 Pages, 2022/10

JAEA-Technology-2022-021.pdf:12.32MB

燃料デブリ試料の核種・元素量の分析に向けて、酸溶解を含む一連の分析技術を確立する必要がある。本事業では、分析精度の現状レベルの把握と不溶解性残渣発生時の代替手法の確立を目的として、ブラインド試験が実施された。模擬燃料デブリ(特定の組成を持つ均質化された粉末)を対象に、日本国内の4分析機関においてそれぞれが有する溶解・分析技術を用いて、全体組成の定量値が取得された。各技術の特徴(長所・短所)を評価した結果に基づき、燃料デブリの暫定的な分析フローを構築した。

報告書

閉塞された地下施設における地下水水圧・水質観測システムの実証研究

村上 裕晃; 竹内 竜史; 岩月 輝希

JAEA-Technology 2022-022, 34 Pages, 2022/10

JAEA-Technology-2022-022.pdf:3.47MB

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、瑞浪超深地層研究所の坑道の掘削に伴う地下深部の地下水環境の変化を把握するため、約24年にわたって坑道および研究所周辺のボーリング孔において地下水の水圧および水質観測を実施してきた。令和元年度から開始した研究坑道の埋め戻しでは、環境モニタリング調査として、坑道の埋め戻し作業に伴う地下水の回復状況を確認することとしている。地上から地下深部の地下水環境を観測するためには、これまで研究坑道内で行ってきた地下水の水圧や水質の観測を地上から行うこととなるが、瑞浪超深地層研究所のような大規模な地下研究施設の埋め戻しは世界的にも前例がなく、新たな観測システムの開発が必要であった。そこで、瑞浪超深地層研究所の研究坑道周辺の環境を観測するために、坑道内に展開していた既存のモニタリングシステムを活用しつつ、地上からの観測を可能とする新たな観測網を整備し、環境モニタリングの実施を通じてその技術を実証することとした。開発された観測システムを用いて坑道の埋め戻し前~埋め戻し期間中の地下水の水圧・水質を観測した結果、埋め戻した坑道内の地下水環境モニタリングにおける本システムの有効性を実証することができた。

報告書

水銀標的の気泡注入性能向上のための機械学習を用いた最適化

粉川 広行; 二川 正敏; 羽賀 勝洋; 都築 峰幸*; 村井 哲郎*

JAEA-Technology 2022-023, 128 Pages, 2022/11

JAEA-Technology-2022-023.pdf:9.0MB

大強度陽子加速器施設(J-PARC)の物質・生命科学実験施設では、ステンレス製の水銀標的容器内で流動する水銀にパルス陽子ビームを繰り返し入射し、核破砕反応により生成する中性子を最先端科学実験に供する。パルス陽子ビーム入射に伴い、水銀中には圧力波が発生し、圧力波の伝播と容器変形の相互干渉に起因するキャビテーション損傷、特に陽子ビーム入射部の損傷が標的容器の寿命を支配する。圧力波及び損傷の低減対策として、ヘリウムの微小気泡を水銀中に注入する方法を開発し、圧力波及び損傷の低減を実証した。所期の1MWの大強度陽子ビーム下における水銀標的容器の耐久性を向上させるには損傷をさらに低減する必要がある。微小気泡による圧力波低減効果の向上には、水銀中での直径が150$$mu$$m以下である気泡の体積含有率を高めることが求められる。気泡生成器から注入した気泡は浮力による上昇や流動過程での合泡などを起こし、水銀内を流動中に気泡の体積含有率は低下する。気泡生成器の設置位置を損傷が激しいビーム入射部に近づければ、ビーム入射部近傍の気泡体積含有率の低下を防ぐことが可能である。しかし、ビーム入射部に近づくほど、気泡生成器の設置空間が狭く流動抵抗が大きくなるため、冷却に十分な水銀流量の確保が困難になることや、水銀流速の低下により生成気泡径が大きくなる等の弊害が生じる。そこで、標的容器のビーム入射部近傍でより小さな気泡を高い密度で分布できるように、標的容器内部における気泡生成器の形状や設置位置、さらに水銀流動案内羽根の形状に関して機械学習による設計の最適化を試みた。気泡分布を考慮した水銀標的構造の設計では、多数の設計変数を考慮する必要があることから、ラテン超方格法に基づき約1000ケースの設計変数について数値解析を実施し、その結果を学習データとしてビーム入射部近傍での気泡分布(サイズや数密度)が最適になる設計を決定した。水銀の流量は標的容器の温度に、気泡生成器の形状は製作性や生成気泡径に影響を及ぼすことから、これらを制約条件とした。その結果、ビーム入射部近傍で半径が150$$mu$$m以下の気泡の密度を約20%増大できる解を見出した。

報告書

照射済燃料試料移送時の事故時評価

森田 寿; 飯村 光一; 松井 義典; 竹本 紀之

JAEA-Technology 2022-024, 73 Pages, 2022/11

JAEA-Technology-2022-024.pdf:1.56MB

JMTRは、日本原子力研究開発機構の施設中長期計画(平成29年4月1日策定)において廃止施設に位置付けられたことから、令和元年9月18日にJMTR原子炉施設の廃止措置計画認可申請を行い、令和3年3月17日に認可を受けた。これによりJMTR使用施設については、核燃料物質を用いた照射試験を行わないことから、大洗研究所(北地区)核燃料物質使用許可の施設編JMTR(施設番号1)から照射試験に関する記載を削除するとともに、事故時評価等の変更を含め、令和2年8月7日に核燃料物質使用変更許可申請を行い、令和3年5月26日に許可を受けた。本変更許可申請に係る事故時評価は、照射試験を行わないこと、今後新たな照射済燃料試料は発生しないこと及びJMTR内に保管されている照射済燃料試料は貯蔵のみとなることから、照射済燃料試料をホットラボに引渡すための移送作業時における破損事故を想定した周辺監視区域境界における被ばく評価とした。この結果、大気拡散による外部被ばく、大気拡散による内部被ばく、直接$$gamma$$線及びスカイシャイン$$gamma$$線による外部被ばくにおいて線量告示等の基準を満足することを確認した。本報告書は、JMTR使用施設の変更許可に係る事故時評価の方法及びその結果についてまとめたものである。

報告書

研究施設等廃棄物のトレンチ埋設施設におけるスカイシャイン線量評価

中村 美月; 出雲 沙理; 小川 理那; 仲田 久和; 天澤 弘也; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2022-025, 73 Pages, 2022/12

JAEA-Technology-2022-025.pdf:1.64MB

日本原子力研究開発機構は、研究施設等廃棄物の埋設処分事業の実施主体として、浅地中処分の実施に向けた検討を進めている。研究施設等廃棄物の埋設処分事業では埋設施設の操業中の安全評価として、ピット施設、トレンチ施設及び受入検査施設からの直接$$gamma$$線及びスカイシャイン$$gamma$$線による敷地境界での実効線量が、「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の解釈」に規定された50$$mu$$Sv/y以下となることを示す必要がある。直接$$gamma$$線及びスカイシャイン$$gamma$$線による実効線量が50$$mu$$Sv/y以下とするためには、各施設から敷地境界までの距離を120m以上とすることが、概念設計の結果に基づき立地基準案では示された。一方、令和元年に埋設対象廃棄体の物量調査を行い、その結果、トレンチ処分対象の廃棄体等本数が概念設計時に比べて増加し、トレンチ施設に係る施設規模等の設計が変更された。そこで、本報告書では2次元Sn輸送計算コードDOT3.5を用いて、設計変更後のトレンチ施設からの距離に応じた敷地境界でのスカイシャイン線量評価の感度解析を実施した。各トレンチ施設1基あたりの評価及び各トレンチ施設の重畳評価の結果、どちらの評価結果においても各施設から120m離れた敷地境界でのスカイシャイン$$gamma$$線による実効線量が50$$mu$$Sv/y以下となることを確認した。

報告書

令和3年度東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の分布データの集約(受託研究)

福島マップ事業対応部門横断グループ

JAEA-Technology 2022-026, 152 Pages, 2023/01

JAEA-Technology-2022-026.pdf:20.14MB

東京電力(株)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を平成23年6月より調査してきた。本報告書は、令和3年度の調査において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、KURAMA-IIを用いた走行及び歩行サーベイ、平坦地上でのサーベイメータによる定点測定及び無人ヘリサーベイを実施し、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中深度分布調査及び土壌沈着量in-situ測定をそれぞれ実施した。これまで蓄積した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。福島県及び福島第一原発から80km圏内でのスコアマップを作成し、多年度のモニタリングデータを使用した場合のスコアの変化要因について考察した。総合モニタリング計画で実施された海域モニタリング結果を集約し、セシウム137について過去からの変動や濃度などの詳細な解析評価を行なった。階層ベイズ統計手法を用いて、走行サーベイや歩行サーベイ等により取得した空間線量率分布データを統合し、同80km圏内及び福島県全域の統合マップを作成した。「放射線量等分布マップ拡大サイト」への測定結果の追加、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。

報告書

令和3年度原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 長久保 梓; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 圷 雄一郎*; 卜部 嘉*; et al.

JAEA-Technology 2022-027, 148 Pages, 2023/02

JAEA-Technology-2022-027.pdf:19.64MB

2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震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。日本原子力研究開発機構では、有人ヘリコプターを使用した航空機モニタリングを福島第一原子力発電所周辺において継続的に実施してきた。本報告書では、令和3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、過去のモニタリング結果から空間線量率等の変化量を評価し、その変化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。

報告書

令和3年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 佐々木 美雪; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 圷 雄一郎*; 外間 智規; et al.

JAEA-Technology 2022-028, 127 Pages, 2023/02

JAEA-Technology-2022-028.pdf:15.21MB

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、管制空域等の情報を事前に整備している。令和3年度は大飯発電所並びに高浜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管制区域等の情報を整備した。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を進めた。本報告書は、それらの結果及び抽出された技術的課題についてまとめたものである。

報告書

JMTR原子炉施設に残存する二次汚染物の放射能量評価

永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 花川 裕規; 井手 広史

JAEA-Technology 2022-029, 55 Pages, 2023/02

JAEA-Technology-2022-029.pdf:2.77MB

JMTR原子炉施設は、日本原子力研究開発機構が策定した2017年4月の施設中長期計画において廃止施設に位置付けられたことから、廃止措置計画認可申請を原子力規制委員会に提出するにあたり、廃止措置計画に記載する必要がある原子炉施設に残存する放射性物質の推定放射能量のうち、二次汚染物の推定放射能量を評価するため、線量当量率の測定や核計算コード等を用いた放射能量の評価を行った。この結果、総放射能量は、原子炉停止後12年で2.73$$times$$10$$^{12}$$Bq、原子炉停止後21年で1.46$$times$$10$$^{12}$$Bqで、一次冷却系統が最も大きい評価となった。放射能量が大きい核種としては、H-3やFe-55、Co-60、Ni-63、Sr-90、Cs-137などであった。評価で得られた放射能濃度から放射能レベル区分を行ったところ、一次冷却系統及び排水系統(第3排水系)がL2に、それ以外の系統はL3に区分された。区分結果に影響を与える核種としては、水力ラビット照射装置やOSF-1照射設備についてはCo-60のみであったのに対し、その他の系統ではH-3、Co-60、Sr-90、Cs-137などであった。今後行う廃棄物の処理処分にあたっては、放射化汚染物の推定放射能量などの評価結果も考慮した上で廃棄物の放射能レベル区分を評価し、それぞれの区分に応じた適切な処理処分方法を検討する。

報告書

連続エネルギーモンテカルロコードMVPとJENDL-5によるTRIGA型原子炉体系の臨界ベンチマーク解析

柳澤 宏司; 梅田 幹; 求 惟子; 村尾 裕之

JAEA-Technology 2022-030, 80 Pages, 2023/02

JAEA-Technology-2022-030.pdf:2.57MB
JAEA-Technology-2022-030(errata).pdf:0.11MB

連続エネルギーモンテカルロコードMVPと評価済み核データライブラリJENDL-5によって、ウラン水素化ジルコニウム燃料棒を用いるTRIGA型原子炉体系の臨界ベンチマーク解析を行った。解析対象は、国際臨界安全ベンチマークプロジェクト(ICSBEP)のハンドブックに掲載されているIEU-COMP-THERM-003とIEU-COMP-THERM-013の二種類のデータであり、中性子実効増倍率、制御棒等の反応度価値について旧バーションのJENDLを使用した結果と比較した。その結果、JENDL-5による中性子実効増倍率はJENDL-4.0よりも0.4から0.6%大きく、制御棒等の反応度価値は、JENDL-5とJENDL-4.0との有意な差は無いことが分かった。これらの解析結果は今後予定しているNSRRの制御棒反応度価値等の解析において、計算精度の確認の参考になるものと考えられる。

報告書

MOX燃料製造設備の運転・保守経験を踏まえた「粉末秤量・均一化混合設備」の開発

川崎 浩平; 小野 高徳; 柴沼 公和; 後藤 健太; 會田 貴洋; 岡本 成利; 品田 健太; 市毛 秀和; 高瀬 龍弥; 逢坂 悠樹; et al.

JAEA-Technology 2022-031, 91 Pages, 2023/02

JAEA-Technology-2022-031.pdf:6.57MB

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構が平成30年12月に公表したバックエンドロードマップにおいては、核燃料サイクル工学研究所内の施設の廃止措置に伴い、核燃料物質をプルトニウム燃料第三開発室(以下「Pu-3」)に集約し、長期的に安定・安全に貯蔵する計画である。核燃料物質の集約化の一環として、Pu-3において非密封のプルトニウム・ウラン混合酸化物(Mixed Oxide、以下「MOX」)粉末を熱処理ペレット化し、封入棒へ充填、密封し、集合体形状に組立て、集合体・保管体貯蔵設備に保管する「保管体化」を計画し、新規制基準を踏まえた保管体化に係る核燃料物質使用変更許可を取得した。この保管体化に当たっては、施設のリスク低減のため、ペレット製造工程内で取り扱うことができるプルトニウム量(熱処理ペレット以外の性状で蓋付きの粉末搬送容器に収納されていない状態の量)を50kgPu以下に制限することから、保管体化の処理の起点となる粉末の秤量及び均一化混合の工程を担う設備を小バッチサイズに対応させた「粉末秤量・均一化混合設備」を開発・設置し、下流の各工程設備での取扱量を小さくすることとした。粉末秤量・均一化混合設備の開発に当たっては、これまでのMOX燃料製造設備の運転・保守経験に基づく故障データを設計に反映し、信頼性・保守性をより向上させた。粉末秤量・均一化混合設備は、令和4年2月よりMOX粉末を使用した運転を開始し、約半年間の運転実績において故障データを反映した設計の妥当性が確認されている。本報告書は、粉末秤量・均一化混合設備の開発を通じて得られた知見と約半年間の運転実績を踏まえた設計の評価及び今後の設備開発における課題をまとめたものである。

報告書

鉛ビスマス要素技術開発装置を用いたフリーズシールバルブの開発

斎藤 滋; 山口 和司*; 吉元 秀光*; 大林 寛生; 佐々 敏信

JAEA-Technology 2022-032, 51 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-032.pdf:4.51MB

長寿命放射性廃棄物の核変換を実現するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)が研究を進めている加速器駆動システム(ADS; Accelerator Driven System)では、核破砕ターゲット及び未臨界炉心冷却材として鉛ビスマス共晶合金(LBE; Lead-Bismuth Eutectic alloy)を採用している。将来のADSの開発に向けて材料照射データベースを構築するため、J-PARCでは陽子照射施設の検討を進めている。陽子照射施設にはLBEループが設置され、核破砕環境かつ流動LBE中での材料照射試験が可能である。陽子照射施設において、LBEを安全に利用するためにいくつか解決すべき課題の一つとして、運転停止後にループ内のLBEをドレンタンクに導くためのドレンバルブがスラグ等を噛み込むことによって発生するスローリークがある。この問題を解決するため、JAEAでは液体金属系統の一部を融点以下に冷却することで配管中のLBEを固化して閉止する、フリーズシールバルブ(FSV)採用を検討した。まず、水冷式及び空冷式のFSV試験体を製作し、既設の鉛ビスマス要素技術開発装置の試験部に取り付け、動作・性能確認試験を行った。試験の結果、水冷式FSVは設計通りの性能を発揮することが確認された。本報告書では鉛ビスマス要素技術開発装置ならびに各FSV試験体の概要と各部の詳細、動作・性能確認試験結果について述べる。

報告書

燃料製造機器試験室の廃止措置

影山 十三男; 出沼 昭生; 小泉 仁*; 小田倉 学*; 萩野谷 雅浩*; 井坂 信一*; 門脇 弘幸*; 小林 真悟*; 森元 大成*; 加藤 芳章*; et al.

JAEA-Technology 2022-033, 130 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-033.pdf:9.87MB

燃料製造機器試験室(モックアップ室)は、核燃料製造設備の開発のためのウラン取扱い施設として昭和47年(1972年)に建設されたが、耐震性に脆弱であり、経年劣化が進んでいた。また、本施設では当初の目的を達成し、新規の開発計画が無い。これより、内装設備の解体撤去を平成31年(2019年)3月より開始し、汚染検査を行い、令和4年(2022年)3月29日に管理区域の解除をした。本作業における人工数は、総6,549人工(保安立会者を含まない)であり、解体撤去作業により発生した一般廃棄物量は31,300kg、放射性廃棄物量は可燃性廃棄物3,734kg(ドラム缶103本)、難燃性廃棄物4,393kg(ドラム缶61本)、不燃性廃棄物37,790kg(ドラム缶124本、コンテナ19基)であった。本報告書では、燃料製造機器試験室の内装設備の解体撤去、発生した廃棄物及び管理区域解除の手順について報告する。

報告書

廃棄物安全試験施設の研究開発と保守管理(令和3年度)

佐野 成人; 山下 直輝; 星野 一豊*; 塚田 学*; 澤口 迪弥*; 大竹 良徳; 市瀬 健一; 田上 進

JAEA-Technology 2022-034, 47 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-034.pdf:2.81MB

廃棄物安全試験施設(WASTEF)は、使用済軽水炉燃料等の再処理で発生する高レベル放射性廃棄物固化体の長期貯蔵とその後の地層処分に関する安全性評価のための実験施設として、昭和57年12月に運転を開始した歴史ある施設である。本施設は、コンクリートセル5基、鉛セル1基、グローブボックス6基、フード7基から構成され、ウラン、プルトニウムを含む核燃料物質、TRUを含む放射性同位元素を使用できる大型施設である。本施設では、研究部門から依頼された研究開発をホット材料試験課において実施している。また保安規定に基づく保守管理として、巡視・点検、自主検査等を併せて実施している。本報告書は、WASTEFの設備概要、令和3年度における運転、保守及び管理業務の結果及び今後の展望についてまとめたものである。

報告書

ガンマ線照射下でのネプツニウム-237を含む沸騰硝酸水溶液中でのステンレス鋼の電気化学測定手法の開発

山下 直輝; 入澤 恵理子; 加藤 千明; 佐野 成人; 田上 進

JAEA-Technology 2022-035, 29 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-035.pdf:2.54MB

現行の商用再処理プラント(六ヶ所再処理工場)の処理工程で、最も腐食が厳しいステンレス鋼製機器が高レベル廃液濃縮缶である。高レベル廃液濃縮缶では、ウランやプルトニウムを分離した後の抽出廃液を加熱、濃縮して減容する。そのため、硝酸濃度やネプツニウム-237($$^{237}$$Np)等の腐食性金属イオン種の濃度が再処理工程の中で最も高くなり、腐食量が大きいと予想される。本研究では、腐食反応に与えるガンマ線の影響を電気化学的観点から明らかにするため、原子力科学研究所廃棄物安全試験施設の気密コンクリートセル内にある伝熱面腐食試験装置を、ガンマ線照射下で$$^{237}$$Npを含む硝酸水溶液を使った電気化学測定が行えるように改良した。そして、ステンレス鋼表面で起こっている腐食反応に与えるガンマ線の影響を電気化学試験結果から考察した。その結果、ガンマ線の放射線分解により生成したと考えられる化学種に起因するステンレス鋼の自然浸漬電位の変化や、分極曲線の変化を確認した。

報告書

PCB特別措置法に基づくコンデンサの掘り起こし調査と取り扱い時の注意点

小野 礼人; 高柳 智弘; 杉田 萌; 植野 智晶*; 堀野 光喜*; 山本 風海; 金正 倫計

JAEA-Technology 2022-036, 31 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-036.pdf:8.77MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」)は、原子力科学研究所の大強度陽子加速器施設(J-PARC)など、多くの研究施設を有している。これらの施設には、電力を扱う受電設備や電源装置等多くの電気設備が設置されている。しかし、製造されてから半世紀以上の年月を経ている設備があり、これらの設備において、製造当時は優れた性質を有することから使用されていた材料等が、現在では有害物質として定められ、廃棄をする場合には特別な管理を必要とするものが存在する。その一つとして、ポリ塩化ビフェニル(PCB)があげられる。PCBは、熱に対して安定であり、電気絶縁性が高く耐薬品性に優れている。そのため、非常に幅広い分野に用いられた。しかし、PCBが難分解性の性状を有し、かつ、人の健康及び生活環境に係る被害を生じるおそれがある物質であることがわかり、国は「ポリ塩化ビフェニル廃棄物の適正な処理の推進に関する特別措置法(平成13年法律第65号、略称:PCB特別措置法)」を制定した。原子力機構おいて、令和4年4月に高濃度PCB廃棄物の該当品が新たに見つかる事象が発生したことを受け、令和4年6月に高濃度PCB廃棄物の掘り起こし再調査を実施した。現在は、低濃度PCB廃棄物について、掘り起こし調査を進めているところである。しかしながら、PCB廃棄物の新たな発見は、PCB使用されている可能性が高い設備や装置の見極めが非常に難しいことを示している。PCBは、変圧器やコンデンサ等の絶縁油に使用されている場合が多い。特にコンデンサは、使う材料や構造などによりサイズや形状が異なるなど多くの種類があり、見た目の判断だけではコンデンサであることを見逃してしまう可能がある。そのため、対象とした設備の仕様の理解と、外観検査からも該当品を見つけ出す知見と能力が調査担当者に要求される。本報告書では、PCB廃棄物の掘り起こし調査で実施した電源装置の分解調査作業の事例を基に、PCB廃棄物を外観検査で見つけ出すために必要な知見を紹介する。さらに、コンデンサを見つけた場合は、使用していない状態であっても充電されている可能性を認識し、焼損、感電、火災につながる危険性と取り扱い時に注意すべき点を報告する。

報告書

原子力機構-東海タンデム加速器の発電用回転シャフト装置における軸受ユニットの開発

乙川 義憲; 松田 誠; 阿部 信市

JAEA-Technology 2022-037, 23 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-037.pdf:5.38MB

原子力機構-東海タンデム加速器の発電用回転シャフト装置の軸受ユニットは、加速器の設置当初からベアリングの運転寿命が短く、交換整備後も初期故障が多発していた。そのため交換整備の数量や頻度が多く、加速器圧力容器を開放して行う定期整備において多くの時間を費やしており、これを解決することが長年の懸案事項であった。この初期故障の原因を考察した結果、軸受ユニットが軸方向変位に対し自由度がないこと、および上下の軸受ユニットの回転軸を一致させることが困難であることが主な原因であり、そのためベアリングに過度な負担が生じていると推察した。これを解決するため、軸受ユニットのフランジに軸方向変位と偏角の自由度を持たせるように金属板ばねによるカップリング(軸継手)を有した軸受ユニットを開発した。この結果、キャスティング間の距離のばらつきや、上下の軸受ユニットの回転軸のずれを許容できるようになった。開発した新型軸受ユニットを実機に設置し、実運転で使用を継続しつつ改良を加えることでベアリングの初期故障の数を減らし、運転寿命を約2倍以上に延ばすことに成功した。この開発により、軸受ユニットの交換整備数が減ったことで整備時間を1週間に短縮できた。また、年間で3回程度実施していた加速器圧力容器を開放して行う定期整備の1回化を実現し、その恩恵として温暖化ガスである六フッ化硫黄(SF$$_{6}$$)ガスの放出量を年間で約33$$sim$$50%に削減できた。本報告書では、新型軸受ユニットの開発および2006年から2020年までの整備状況について報告する。

報告書

JAEA大洗研究所モニタリングポストの試験研究炉における変遷と新規制基準適合対応

濱口 拓; 山田 純也; 小松崎 直也*; 畠山 巧; 瀬谷 夏美; 武藤 保信; 宮内 英明; 橋本 周

JAEA-Technology 2022-038, 65 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-038.pdf:4.3MB

平成23年3月の東京電力福島第一原子力発電所の事故の反省を踏まえ、我が国では原子炉等の設計基準の強化及び設計の想定を超える事象にも対応するシビアアクシデントやテロ対策を追加した審査の新しい基準(いわゆる新規制基準)が策定された。新規制基準ではこれら事象への対策強化のほか、モニタリングポストについても設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を伝達する伝送系は多様性を確保したものとすること、非常用電源設備、無停電電源装置又はこれらと同様以上の機能を有する電源設備を設けることが要求された。本報では、大洗研究所のモニタリングポストの変遷を振り返り、試験研究炉の新規制基準に適合するための原子炉設置変更許可の変更、設工認の申請、使用前事業者検査、モニタリングポストの改良点等についてまとめた。また、新規制基準によるモニタリングポスト設備の改良に伴い同時期に実施した原子力災害対策特別措置法に基づく検査対応及びKURAMA-IIの設置についても述べた。このほか、付録として新規制基準対応の設工認申請書のうち本文及び参考資料を収録した。

報告書

プルトニウム燃料第二開発室の廃止措置状況; GB No.W-9、F-1及び内装設備の解体

永井 佑哉; 周治 愛之; 川崎 猛; 會田 貴洋; 木村 泰久; 根本 靖範*; 小沼 武司*; 冨山 昇*; 平野 耕司*; 薄井 康弘*; et al.

JAEA-Technology 2022-039, 117 Pages, 2023/06

JAEA-Technology-2022-039.pdf:11.96MB

日本原子力研究開発機構は多くの原子力施設を保有しているが、その多くで老朽化・高経年化への対応、東日本大震災及び福島第一原子力発電所の事故を受けた耐震化や新規制基準への対応が求められ、多額の予算を要する状況である。このため、役割を終えた原子力施設についても根本的なリスク低減及び維持管理費用の削減のために施設の廃止措置を進めることが望ましいが、廃止措置及び発生する放射性廃棄物の処理処分に必要な施設の整備・維持管理にも多額の費用が必要となる。この状況を踏まえ、原子力機構では(1)継続利用する施設を絞り込む「施設の集約化・重点化」、(2)新規制基準・耐震化対応、高経年化対策、リスク低減対策等の「施設の安全確保」及び(3)廃止措置、廃棄物の処理処分といった「バックエンド対策」を3つの柱とした「施設中長期計画」を策定した。本計画において、プルトニウム燃料第二開発室は廃止施設として位置付けられており、施設内に設置された設備の解体撤去を進めている。今回の解体撤去対象は、焙焼還元炉、ペレット粉砕設備、これらを包蔵するグローブボックスNo.W-9及びW-9と隣々接の工程室内に設置されているグローブボックスNo.D-1とを連結するトンネル形状のグローブボックスNo.F-1の一部であり、許認可等による約4年の作業中断期間を含めて平成26年2月から令和2年2月の約6年間をかけて作業を実施した。本報告書では、本解体撤去における作業実績、解体撤去を通して得られた知見をまとめたものである

報告書

海外炉を用いた中性子照射試験,1; キャプセル温度制御システムを用いた照射試験の検討(共同研究)

高部 湧吾; 大塚 紀彰; 冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 井上 修一; 森田 寿; Jaroszewicz, J.*; Migdal, M.*; 小沼 勇一; 飛田 正浩*; et al.

JAEA-Technology 2022-040, 45 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-040.pdf:6.61MB

中性子照射場として中核を担ってきた材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)の廃止に伴い、軽水炉の一層の安全性、信頼性・効率性向上のための技術開発や革新的な原子炉開発に必要な国内照射場が喪失され、照射試験炉の運転技術や照射技術の継承や人材育成も困難な状況となった。こうした課題に対処するため、代替手段として中性子照射場を海外炉に求めた照射試験の実施に係る検討を行った。「ポーランド国立原子力研究センターと日本原子力研究開発機構との間の試験研究炉の研究開発のための共同研究取決め」に基づきポーランド国立原子力研究センター(NCBJ)が所有するMARIA炉(出力30MW)を中性子照射場として、JMTRの有する照射技術の一つである温度制御システムを導入した照射試験の実施可否を検討した。その結果、JMTRの設計・製作基準に則って製作済であったキャプセルに対し改造を施すことで照射試験の実現が可能である見通しが得られた。改造後に浸透探傷検査、絶縁導通試験及びキャプセルの使用温度である室温$$sim$$300$$^{circ}$$Cの範囲における動作試験等を実施し、良好な結果が得られ、MARIA炉への輸送前準備を完了した。

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