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渡辺 夏帆; 西山 裕; 今橋 正樹; 田口 祐司; 飯塚 由伸; 大内 卓哉; 井上 修一; 小澤 太教; 根本 隆弘; 菅谷 孝; et al.
JAEA-Testing 2025-001, 56 Pages, 2025/11
日本原子力研究開発機構(JAEA)福島廃炉安全工学研究所安全管理部遠隔機材運用課(旧:楢葉遠隔技術開発センター(Naraha Center for Remote Control Technology Development (NARREC))遠隔機材整備運用課)(以下「運用課」という。)所管の原子力緊急事態支援組織は、JAEA各拠点の防災業務計画に定められた遠隔機材を発災時に備え管理している。当該防災業務計画の対象は、原子力科学研究所のJRR-3 (Japan Research Reactor-3)、核燃料サイクル工学研究所の再処理施設、大洗原子力工学研究所の材料試験炉JMTR (Japan Materials Testing Reactor)、高温工学試験研究炉HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor)及び高速実験炉常陽、高速増殖原型炉もんじゅ及び新型転換炉原型炉ふげんの7施設である。運用課は、令和3年度に当該7施設の想定発災事象・現場及び走行ルートの調査を行った。その結果、特定の現場において、現有のクローラタイプの走行ロボットの使用よりも操作要員の被ばくを低減できると判断し、令和4年度に四足歩行ロボットSpotを調達した。そして令和5年度に、当該各走行ルートにおいて、映像確認、階段走行等、Spotの機能が問題なく実行できるか、確認を行った。本報告書は、現地において令和5年度に確認試験を実施した6施設(JRR-3、JMTR、HTTR、常陽、もんじゅ及びふげん)について、その走行機能確認の結果を示したものである。
木田 福香; 渡邊 隆広; 奈良 郁子
JAEA-Testing 2025-002, 62 Pages, 2025/08
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の一環として地質環境の長期安定性に関する研究を実施している。年代測定技術開発グループでは地質環境の長期安定性に関する研究で重要となる地質試料の年代測定技術や化学分析技術の高度化を進めている。全岩化学組成分析は岩石学や地球化学も含め多分野で幅広く活用されている。特に、鉱物組成や同位体比のデータと合わせることで岩石の成因に関するより詳細な情報を得られることから、火山の活動性評価の技術整備などへ適用されている。岩石試料についてはガラスビードを用いた蛍光X 線分析装置による全岩化学組成の分析が主流であり、本手法により迅速かつ簡便に多数のデータを取得することができる。本稿では、東濃地科学センターでのガラスビードの作成方法、波長分散型蛍光X 線分析装置(ZSX Primus II、株式会社リガク製)の使用方法、岩石試料の主要元素(SiO
、TiO
、Al
O
、Fe
O
、MnO、MgO、CaO、Na
O、K
O、P
O
)および微量元素(V、Cr、Ni、Rb、Sr、Y、Zr、Nb、Ba、Pb、Th)の定量分析方法について示した。また、分析方法とともに作業時の安全上の留意点などについて詳細に記載した。さらに、地球化学標準試料を用いた繰り返し測定による分析精度の評価結果を示した。
渡辺 夏帆; 西山 裕; 角田 正勝*; 早坂 寿郎*
JAEA-Testing 2025-003, 52 Pages, 2025/11
日本原子力研究開発機構(JAEA)福島廃炉安全工学研究所安全管理部遠隔機材運用課(以下「運用課」という。)は、JAEA内の原子力緊急事態に対応するための支援組織(原子力緊急事態支援組織)を運営している。運用課の重要な業務に遠隔機材の整備運用があり、令和4年度及び令和5年度に調達した四足歩行ロボット(Spot)も当該の遠隔機材に位置付けている。本報告書は、四足歩行ロボット(Spot)の遠隔操縦操作を、運用課において原子力緊急事態支援組織として活動を行うために必要な操作に着目し、マニュアルとして定めたものを報告するものである。
原子力安全・防災研究所 安全研究センター リスク評価・防災研究グループ
JAEA-Testing 2025-004, 75 Pages, 2025/10
原子力施設で緊急事態が発生した場合には、施設周辺の公衆への放射線被ばくを低減するため、避難や屋内退避などの防護措置が実施される。これらの防護措置の必要性を判断する際には、刻々と変化する施設内外の状況及びそれに伴って得られる各種の情報を適切に反映し、放射性核種の大気への放出源情報(ソースターム)の推定から周辺環境への放射線影響までを迅速かつ一貫して評価する必要がある。日本原子力研究開発機構では、原子力緊急事態に実際に対応する段階において、防護措置に関する判断を行う意思決定者を支援するため、迅速かつ一貫した評価を可能とするための専門家支援ツールEXTREMEを開発した。同ツールは、事故進展並びに環境中移行及び被ばく線量評価のための簡易モデルを実装し、また、ユーザーが容易に操作できるようにPCベースのグラフィカル・ユーザー・インターフェイス(GUI)で利用することができる。本報告書では、開発・整備した支援ツールの使用方法について、GUIの構成と計算の流れを中心にして記述する。本支援ツールを利用することにより、原子力緊急事態において防護措置の判断や決定を行う意思決定者をより効果的に支援できることが期待される。
旭 都; 保住 真成; 鈴木 一朗; 瀬谷 真南人; 森 優和; 坂本 裕; 木下 淳一; 須藤 智之
JAEA-Testing 2025-005, 15 Pages, 2025/11
原子力科学研究所の原子力施設から発生する放射性廃棄物は、放射性廃棄物処理場に集められ、その放射能レベルや性状に応じて、処理又は保管廃棄される。放射性廃棄物処理場は複数の施設で構成されており、そのうち第1廃棄物処理棟は、可燃性の固体廃棄物を焼却する施設であり、第2廃棄物処理棟は、比較的放射能レベルの高い固体廃棄物をコンクリートセル内にて処理する施設である。第1廃棄物処理棟の建家は建設後46年、第2廃棄物処理棟は43年が経過していることから、今後の保守管理に資することを目的として、2024年にコンクリートの健全性調査のための中性化試験を行った。また、得られた試験結果から中性化深さの進展予測を行った。本報告では、中性化試験の概要とその結果から得られた中性化深さの進展予測について述べる。
渡邊 隆広; 木田 福香; 奈良 郁子; 山崎 慎一*; 土屋 範芳*
JAEA-Testing 2025-006, 52 Pages, 2025/12
東濃地科学センター土岐地球年代学研究所では、高レベル放射性廃棄物等の地層処分技術に関する研究開発の一環として地質環境の長期安定性に関する研究を実施している。特に年代測定技術開発グループでは、最終処分事業や国の安全規制に必要となる科学的知見や調査・評価技術を提供するため、機器分析装置などを用いた放射年代測定や鍵層の高分解能同定法などによる編年技術(年代測定技術の開発)及び化学分析技術の高度化に関する研究を実施している。一般に将来の自然現象に伴う地質環境の変化の予測とその評価は、過去の自然現象に関する記録や現在の環境の状況に関する調査結果に基づき行われる。岩石、堆積物、土壌等の地質試料に含まれる臭素(Br)、ヨウ素(I)等のハロゲン元素からは、過去の海水準の変動や津波・高潮による陸域への海水浸入に関する情報が得られるため、過去に発生した自然現象を明らかにする上で重要な基礎データの一つとなる。年代測定技術開発グループでは、粉末ペレットを用いて地質試料のBr及びI濃度を測定するため走査型波長分散蛍光エックス線分析装置(リガク製ZSX Primus II)による分析手法を検討した。本稿では試料調製手法も含めて地質試料中のBr及びIの分析作業手順を記載する。
原子力安全・防災研究所 安全研究センター リスク評価・防災研究グループ
JAEA-Testing 2025-007, 110 Pages, 2026/03
日本原子力研究開発機構安全研究センターでは、原子力発電所事故の確率論的リスク評価(PRA: Probabilistic Risk Assessment)研究の一環として、レベル3PRAコードOSCAARの開発を行っている。OSCAARはレベル2PRAで得られたソースタームを基に、環境中に放出された放射性物質の移流、拡散、沈着を様々な気象条件に対して評価し、これらの放射性物質によって公衆が受ける被ばく線量および健康影響を確率論的に評価することができる計算コードである。OSCAARでは、実際の原子力発電所事故時に実施される防護措置による被ばく線量低減効果を考慮することができ、原子力発電所周辺住民の事故時の被ばくを低減するための対策や計画の事前策定に資する。本報告書はOSCAARコードバージョン2.0の使用方法を説明したユーザーマニュアルである。