Radioactive material analysis and research facility construction of first stage design report 市村 隆人; 高橋 育; 岩佐 薫; 野澤 芳彦 Ichimura, Takahito; Takahashi, Iku; Iwasa, Kaoru; Nozawa, Yoshihiko 大熊分析・研究センターの施設整備は、福島第一原子力発電所の廃止措置を推進するため、国の定めるロードマップに従い、第1期施設と第2期施設に区分して整備を進めているところである。第1期施設として、放射線量が低・中線量の廃棄物(ガレキ, 伐採木(焼却灰)、解体廃棄物等)の分析を行う「第1棟」、分析・研究施設の管理施設となる「施設管理棟」、敷地造成・外構及び屋外ユーティリティ等の実施設計を行った。工事に際しての被ばく防護、汚染防止

Development of groundwater management technology report 弥富 洋介 ; 見掛 信一郎 ; 松井 裕哉 Iyatomi, Yosuke; Mikake, Shinichiro; Matsui, Hiroya 日本原子力研究開発機構東濃地科学センターの瑞浪超深地層研究所(以下、研究所)では、研究所の研究坑道内に湧出した地下水(湧水)には天然の状態でふっ素, ほう素が含まれており、地上の排水処理設備において放流先河川の環境基準が達成できるようにこれらを除去した後に河川に放流している。また、近年、公共工事において自然由来の重金属等を含む土壌や湧水が発生し、その対策が求められている。このため、排水処理も含めた地下水管理技術は、大規模地下施設の建設や維持管理におけるコスト低減の観点で重要な課題の一つである。このため、「地下水管理技術の開発」として

The Annual report on the environmental monitoring around the waste rock sites 2016 Tottori 小野 高行; 川崎 悟; 石森 有  ; 安藤 正樹 Ono, Takayuki; Kawasaki, Satoru; Ishimori, Yuu; Ando, Masaki 人形峠環境技術センターでは、良好な自然環境の確保等を目的として岡山県・鳥取県と締結した環境保全協定に従って、センターやウラン鉱山跡の捨石たい積場周辺等の環境監視測定を実施している。これらの監視測定結果は、各々の県に定期的に報告するとともに、専門家で構成される岡山県環境放射線等測定技術委員会(岡山県)や鳥取県放射能調査専門家会議(鳥取県)において審議され、異常は見られないことが確認された。本資料は鳥取県に報告し、鳥取県放射能調査専門家会議に

The Annual report on the environmental monitoring around the Ningyo-toge 2016; Okayama 小野 高行; 川崎 悟; 石森 有  ; 安藤 正樹 Ono, Takayuki; Kawasaki, Satoru; Ishimori, Yuu; Ando, Masaki 人形峠環境技術センターでは、良好な自然環境の確保等を目的として岡山県・鳥取県と締結した環境保全協定に従って、センターやウラン鉱山跡の捨石たい積場周辺の環境監視測定を実施している。また、回収ウラン転換実用化試験(平成6年平成11年)に伴ってセンター周辺でのプルトニウムについての環境測定も実施している。これらの監視測定結果は、各々の県に定期的に報告するとともに、専門家で構成される岡山県環境放射線等測定技術委員会(岡山県)や鳥取県放射能調査専門家会議(

Proceedings of Information and Opinion Exchange Conference on Geoscientific Study, 2017 西尾 和久*; 弥富 洋介 ; 濱 克宏 Nishio, Kazuhisa*; Iyatomi, Yosuke; Hama, Katsuhiro 日本原子力研究開発機構東濃地科学センターにおいては、「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(以下、地層科学研究)を実施している。地層科学研究を適正かつ効率的に進めていくため、研究開発の状況や成果について、大学, 研究機関, 企業の研究者・技術者等に広く紹介し、情報・意見交換を行うことを目的とした「情報・意見交換会」を毎年開催している。本報告書は、平成29年10月31日に岐阜県瑞浪市で開催した「平成29年度東濃地科学センター地層科学研究情報・意見交換会」で用

Environmental performance data in "Annual Report Japan Atomic Energy Agency 2017" 安全・核セキュリティ統括部 安全・環境課 Safety and Environmental Management Section, Safety and Nuclear Security Administration Department 日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)は、2016年度の原子力機構の活動を総合的に報告するレポートであるアニュアルレポート「原子力機構2017」を作成した。その中で2016年度の環境配慮活動について取りまとめた結果を掲載しており、この環境配慮活動報告の部分は「環境情報の提供の促進等による特定事業者等の環境に配慮した事業活動の促進に関する法律」に基づき2017年9月にホームページで

Annual report on the effluent control of low level liquid waste in Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories FY2016 中野 政尚 ; 藤田 博喜; 永岡 美佳  ; 井上 和美; 小池 優子; 吉井 秀樹*; 檜山 佳典*; 大谷 和義*; 菊地 政昭*; 坂内 信行*; 大貫 泰弘*; 酒井 光雄; 浅野 直紀; 寺田 秀行; 石山 道 ; 山口 祐二; 清水 治憲; 岡田 典之*; 金田 美治* Nakano, Masanao; Fujita, Hiroki; Nagaoka, Mika; Inoue, Kazumi; Koike, Yuko; Yoshii, Hideki*; Hiyama, Yoshinori*; Otani, Kazunori*; Kikuchi,

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-SG-10; Recovery actions from multiple steam generator tube rupture accident ROSA/LSTF実験SB-SG-10データレポート; 蒸気発生器伝熱管複数本破損事故からの回復操作 竹田 武司 Takeda, Takeshi LSTFを用いた実験(実験番号:SB-SG-10)が1992年11月17日に行われた。SB-SG-10実験では、PWRの蒸気発生器(SG)伝熱管複数本破損事故からの回復操作を模擬した。高圧注入(HPI)系から低温側配管や高温側配管への冷却材注入により、健全ループSGの逃し弁(RV)開放を開始しても一次系圧力はSG二次側圧力よりも高く維持された。しかし、加圧器(PZR)の逃し弁(PORV)開放により、PZRの水位が回復する

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-PV-07; 1% Pressure vessel top break LOCA with accident management actions and gas inflow ROSA/LSTF実験SB-PV-07データレポート; ガスが流入する条件での1%圧力容器頂部小破断冷却材喪失事故時アクシデントマネジメント策 竹田 武司 Takeda, Takeshi LSTFを用いた実験(実験番号:SB-PV-07)が2005年6月9日に行われた。SB-PV-07実験では、PWRの1%圧力容器頂部小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高圧注入(HPI)系の全故障と蓄圧注入(ACC)タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。実験では、上部ヘッドに形成される水位が破断流量に影響を与えることを見出し

Study on degradation phenomenon of nuclear reactor materials (Thesis) 柴田 晃 Shibata, Akira 原子炉の利用を考える上で原子炉の炉内の高温高圧の水環境や中性子を含む放射線の重照射などに由来する材料の劣化は避けて通れない問題である。現在の社会情勢下では建設したプラントを長期に使用する事となり、プラントを構成する材料の経年劣化という問題も生じてくる。また、近年では、核燃料のウラン濃縮度を高めて燃料取り出し時における燃焼度を高くする、高燃焼度化が進められており、運転サイクルの長期化が進み、原子炉材料に掛かる負担もより過酷なものとなっている。原子力発電を続けて行く上で重要な、材料の劣化現象及びその評価試験技術の高度化について研究を行った。燃料被覆材として用いられるジルカロイ-4とM5について高温高圧水ループを用いて

Development of measurement system of radioactive plume using unmanned airplane in the fiscal year 2016 (Contract research) 石崎 梓  ; 眞田 幸尚   ; 西澤 幸康*; 普天間 章; 宗像 雅広 Ishizaki, Azusa; Sanada, Yukihisa; Nishizawa, Yukiyasu*; Futemma, Akira; Munakata, Masahiro 原子力施設の事故時において、住民の避難計画の決定には放出された放射性プルームの挙動予測が不可欠である。現在は、大気拡散シミュレーションを基本とした予測システムは原子力防災のツールとして実用化されているものの、放射性プルームを実測できるツールは存在しない。本研究では、技術革新の著しい無人航空機

User's manual and analysis methodology of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL Ver.4 for reactor pressure vessel (Contract research) 勝山 仁哉  ; 眞崎 浩一; 宮本 裕平*; Li, Y. Katsuyama, Jinya; Masaki, Koichi; Miyamoto, Yuhei*; Li, Y. 軽水炉構造機器の高経年化評価に関する研究の一環として、確率論的破壊力学解析コードPASCALの開発を進めている。本コードは、原子炉圧力容器に加圧熱衝撃事象等の過渡が発生した場合における容器の破損確率や破損頻度を解析するコードである。破壊力学に関する最新知見や国内RPVに適した評価手法・評価モデルを踏まえ、新規解析機能の