Effect of preparation conditions and storage time on characteristic and rheological properties of carbonate slurries 加藤 友彰 ; 山岸 功 Kato, Tomoaki; Yamagishi, Isao 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作業において多核種除去設備(ALPS)前処理設備で発生する放射性の炭酸塩スラリー廃棄物(炭酸塩スラリー)は、高性能容器(HIC)に一時保管されている。2015年に炭酸塩スラリーへの気泡の保持が原因と推定されるHIC外部への溢水事象が確認され、HICに格納された炭酸塩スラリー(HICスラリー)保管に対する安全評価の必要性が高まっている。この安全評価をする上で、炭酸塩スラリー内での気泡保持放出特性等に寄与する懸濁物質粒子

Optimized phase-field modeling using a modified conservative Allen-Cahn equation for two-phase flows 気液二相流計算における修正conservative Allen-Cahn方程式を用いたフェーズフィールド法の最適化 杉原 健太 ; 小野寺 直幸   ; 井戸村 泰宏   ; 山下 晋 Sugihara, Kenta; Onodera, Naoyuki; Idomura, Yasuhiro; Yamashita, Susumu 本報告書では、気液二相流シミュレーションのためのフェーズフィールドモデルに基づく新しい界面捕獲法を提案する。従来のフェーズフィールドモデルでは、界面補正強度パラメータは計算領域内の最大流速から決定されていたが、界面補正は空間全体に一様に適用されているため、補正を必要と

Annual report for research on geosphere stability for long-term isolation of radioactive waste in fiscal year 2022 丹羽 正和   ; 島田 耕史   ; 末岡 茂   ; 石原 隆仙; 小川 大輝; 箱岩 寛晶; 渡部 豪 ; 西山 成哲  ; 横山 立憲   ; 小形 学 ; 福田 将眞   ; 藤田 奈津子   ; 小北 康弘  ; 中嶋 徹   ; 鏡味 沙耶   ; 渡邊 隆広   ; 塚原 柚子 ; 川村 淳; 長田 充弘 Niwa, Masakazu; Shimada, Koji; Sueoka, Shigeru; Ishihara, Takanori; Ogawa, Hiroki; Hakoiwa, Hiroaki; Watanabe, Tsuyoshi; Ni

Data report of ROSA/LSTF experiment TR-LF-15; Accident management actions during station blackout transient with pump seal LOCA ROSA/LSTF実験TR-LF-15データレポート; ポンプシール冷却材喪失事故を伴う全交流電源喪失時のアクシデントマネジメント策 竹田 武司 Takeda, Takeshi ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号: TR-LF-15)が2014年6月11日に行われた。ROSA/LSTFTR-LF-15実験では、加圧水型原子炉(PWR)のポンプシール冷却材喪失事故(LOCA)を伴う、補助給水機能喪失を特徴とするTMLB'のシナリオでの全交流電源喪失時のアクシデントマネジメント(AM)策を模擬した。

Research plan on geosphere stability for long-term isolation of radioactive waste (Scientific program for fiscal year 2023) 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 ; 安邊 啓明   ; 村上 理  ; 西山 成哲  ; 田中 桐葉; 箱岩 寛晶; 長田 充弘   ; 小川 大輝; 石原 隆仙 Niwa, Masakazu; Shimada, Koji; Sueoka, Shigeru; Fujita, Natsuko; Yokoyama, Tatsunori; Ogita, Yasuhiro; Fukuda, Shoma;

Stabilization of post-experiment nuclear materials in Plutonium Fuel Research Facility 佐藤 匠  ; 音部 治幹  ; 森下 一喜; 丸藤 崇人; 石川 高史 ; 藤島 雅継 ; 中野 朋之 Sato, Takumi; Otobe, Haruyoshi; Morishita, Kazuki; Marufuji, Takato; Ishikawa, Takashi; Fujishima, Tadatsune; Nakano, Tomoyuki 本報告書は、2018年8月から2021年3月までに実施した、燃料研究棟における実験済核燃料物質の安定化処理の結果をまとめたものである。2017年6月6日に燃料研究棟において発生した汚染事故後に制定された核燃料物質の取扱いに関する管理基準に基づいて、燃料研究棟内のプル

Annual report for FY2021 on the activities of Naraha Center for Remote Control Technology Development (April 1, 2021 - March 31, 2022) 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 ; 小泉 健治 Akiyama, Yoichi; Shibanuma, So; Yanagisawa, Kenichi*; Yamada, Taichi; Suzuki, Kenta; Yoshida, Moeka; Ono, Takahiro; Kawabata, Kuniaki; Watanabe, Kaho; Morimoto, Kyoichi; Koizumi, Ken

Structural investigation of borosilicate glasses by using XAFS measurement in soft X-ray region, 3 (Joint research) 永井 崇之  ; 岡本 芳浩  ; 山岸 弘奈*; 柴田 大輔*; 小島 一男*; 長谷川 毅彦*; 佐藤 誠一*; 深谷 茜音*; 畠山 清司* Nagai, Takayuki; Okamoto, Yoshihiro; Yamagishi, Hirona*; Shibata, Daisuke*; Kojima, Kazuo*; Hasegawa, Takehiko*; Sato, Seiichi*; Fukaya, Akane*; Hatakeyama, Kiyoshi* ホウケイ酸ガラス中のガラス成分や廃棄物成分の局所構造は、その化学組成によって変化する。本

Operation, test, research and development of the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) (FY2021) 高温工学試験研究炉部 Department of HTTR 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950C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

HFB-1 borehole survey data collection 宮川 和也   ; 早野 明  ; 佐藤 菜央美 ; 中田 弘太郎*; 長谷川 琢磨* Miyakawa, Kazuya; Hayano, Akira; Sato, Naomi; Nakata, Kotaro*; Hasegawa, Takuma* 本ボーリング調査は、経済産業省資源エネルギー庁委託事業「令和3年度および令和4年度高レベル放射性廃棄物等の地層処分に関する技術開発事業(JPJ007597) (岩盤中地下水流動評価技術高度化開発)」の一環として、令和2年度に実施した物理探査などのデータに基づき推定した地下深部の低流動域分布の妥当性を確認することを目的としたものである。ボーリング孔名はHoronobeFossilseawaterBoring-1であり、HFB-1孔と称す。HFB-1孔は幌延深地層研究センタ

Operation report on review results of the nuclear ship "MUTSU" 青森研究開発センター Aomori Research and Development Center 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

Acquisition of saltwater infiltration behavior data in unsaturated compacted bentonite 佐藤 久*; 高山 裕介  ; 鈴木 英明*; 佐藤 大介* Sato, Hisashi*; Takayama, Yusuke; Suzuki, Hideaki*; Sato, Daisuke* 高レベル放射性廃棄物の処分場を沿岸部に建設した場合、沿岸部の地下水は海水の影響を受けて塩濃度が高くなるため、海水系の地下水が緩衝材を含む人工バリアに与える影響を十分に考慮して評価する必要がある。本報告では、緩衝材が飽和に至るまでの過渡的な期間において、海水系の地下水が緩衝材中での水分や溶質の移行現象に与える影響を評価することを目的として、異なる乾燥密度の圧縮ベントナイト試料を対象に、浸潤水のNaCl濃度を変えた一次元の塩水浸潤

Investigations and consideration on conditions of contamination and measures of decontamination for motor vehicles at a nuclear emergency 外川 織彦 ; 外間 智規 ; 平岡 大和 Togawa, Orihiko; Hokama, Tomonori; Hiraoka, Hirokazu 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

Study of fabrication of SiC-matrixed fuel compact for HTGR 河野 貴大*; 水田 直紀 ; 植田 祥平   ; 橘 幸男 ; 吉田 克己* Kawano, Takahiro*; Mizuta, Naoki; Ueta, Shohei; Tachibana, Yukio; Yoshida, Katsumi* 現在用いられている高温ガス炉用燃料コンパクトは、被覆燃料粒子を黒鉛母材で焼き固めた黒鉛母材燃料コンパクトである。これに対して、SiC母材燃料コンパクトは、母材を従来の黒鉛から新たに炭化ケイ素に換えたものである。高温ガス炉用燃料コンパクトを従来の黒鉛母材燃料コンパクトからSiC母材燃料コンパクトに換えることで、高温ガス炉の出力密度等の性能向上が期待される。本研究では、高温ガス炉用燃料コンパクトに適用するための焼成条件を選定し、試作し

アルミナ系吸着材へのモリブデン吸着特性と(n,)法を利用したMo/Tcジェネレータへの応用研究(学位論文) Study on molybdenum adsorption properties of alumina-based adsorbents and their application to Mo/Tc generators using the (n,) method (Thesis) 藤田 善貴 Fujita, Yoshitaka 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、

Aomori Research and Development Center Operations Report; FY 2019/2020 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 Aomori Research and Development Center 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。 Aomori Research and Development Center consists of Nuclear Facilities Management Section, General

Requirements and issues for commentary against facility design on trench disposal of radioactive wastes generated from research, industrial and medical 小川 理那; 天澤 弘也; 仲田 久和 ; 菅谷 敏克; 坂井 章浩 Ogawa, Rina; Amazawa, Hiroya; Nakata, Hisakazu; Sugaya, Toshikatsu; Sakai, Akihiro 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

Development of local exhaust device for vinyl-bag work 分析課 ビニールバッグ作業用局所排気装置開発チーム Local Exhaust Device Development Team in Analysis Section 東海再処理施設の分析所では、施設の運転及び維持管理のために再処理施設内の各所から依頼される試料の分析作業をグローブボックスで行っており、分析作業で使用する試薬や分析備品の搬入、分析作業に伴い発生した放射性廃棄物等の搬出は、グローブボックスに取り付けられたビニールバッグを用いたバッグイン・バッグアウトと呼ばれる方法で対応している。当該作業で、万一ビニールバッグを損傷させた場合、グローブボックス内部の放射性物質が漏えいし、ビニールバッグの表面や作業場所の汚染、及び発生した汚染物質が浮遊すると作業エリアの空気汚染にまで進展

Strategic roadmap for back-end technology development 中澤 修 ; 瀧谷 啓晃 ; 村上 昌史  ; 堂野前 寧 ; 目黒 義弘 Nakazawa, Osamu; Takiya, Hiroaki; Murakami, Masashi; Donomae, Yasushi; Meguro, Yoshihiro 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

Document collection of the 39th Technical Special Committee on Fugen Decommissioning 佐藤 有司; 宮本 勇太 ; 粟谷 悠人; 山本 耕輔; 畠山 巧 Sato, Yuji; Miyamoto, Yuta; Awatani, Yuto; Yamamoto, Kosuke; Hatakeyama, Takumi 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