実施者 ：日本原子力研究開発機構・東京電力
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構青森研究開発センター 冊子「青森県の原子力行政」 青森県庁ホームページ
... １ この協定は、締結の日から施行する。 ２ 「むつ」から原子炉が撤去されたとき以後の、第６条第１項第３号の規定の適用については、 同号中「原子力船「むつ」（以下「むつ」という。）内又は青森センター内」とあるのは、「青 森センター内」と、第８条第１項の規定の適用については、同項中「「むつ」の移動、原子炉 施設の点検」とあるのは、「原子炉施設の点検」と、第11条の規定の適用については、同条 ...
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... JAEA-Technology 2017-006 - 5 - 2.3 試験片の採取 網羅的な汚染低減試験を実施するために，可能な限り多くの種類の部材を採取した。採取した 部材は， 1. 繊維類，2. 木材類，3. ガラス類，4. コンクリート類，5. プラスチック類，6. 塩化ビ ニル類， 7. 金属類，8. その他 の8種類である。ここで，1. 繊維類は布状と板状に，3. ガラス類 はガラスと陶器に， 7. ...
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別紙 1. 氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては その代表者の氏名 名 称 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 住 所 茨城県那珂郡東海村大字舟石川 765 番地 1 代表者の氏名 理事長 児玉敏雄 2. 廃止措置に係る工場又は事業所の名称及び所在地 名称国立研究開発法人日本原子力研究開発機
... 添９-１ 廃止措置期間中における加工施設の品質保証活動については、核原料物質、核燃料物質及 び原子炉の規制に関する法律第 21 条の 2 第 1 項及び核燃料物質の加工の事業に関する規則 （以下「加工事業規則」という。）第 7 条の 2 の 2、第 7 条の 2 の 3 及び第 8 条第 2 項に基 ...
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福島第二原子力発電所第 1 号機 平成 19 年度 ( 第 19 回 ) 定期事業者検査の実施状況について 平成 19 年 12 月 東京電力株式会社
... 定期検査の工程作成にあたっては，燃料交換，点検周期に基づいた定期的な機器等の 点検，修理・改造工事，定期検査及び定期事業者検査に必要な日数を確保するとともに， これらの作業が効率よく実施できるよう作業の順序を決めています。 定期検査工程の検討については，定期検査開始前の平成１８年９月１１日に保全部門， 運転管理部門，品質・安全部門からなる１号機第１９回定検プロジェクトを組織し， 活動 ※１ ...
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文部科学省所管独立行政法人の見直し当初案 資料 1-1 文部科学省所管独立行政法人の見直し当初案の内容一覧表 日本原子力研究開発機構 P.1 見直し当初案整理表 日本原子力研究開発機構 P.3
... 「特定先端大型 研究施設の共用の促進に関する法律」等に基づき施設の供用運転を実施するとともに、更なる施設の高度化を図 るため陽子ビーム出力の向上を実施する。施設の運営に当たっては、類似する委託業務の一括契約等を図り、経 費の圧縮等運営の効率化を図る。 ［大強度陽子加速器施設（J-PARC）については、平成 19 年度末を目途に経費の 圧縮等運営の効率化の方向性について結論を得る。 ］ ...
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昨年 9 月 原子力損害賠償 廃炉等支援機構 (NDF) の 東京電力ホールディングス ( 株 ) 福島第一原子力発電所の廃炉のための技術戦略プラン2017 の更新を踏まえて 政府により 東京電力ホールディングス ( 株 ) 福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ が改訂されまし
... 臨界発生を防止するための中性子吸収材として、水への溶解性タイプと非溶解性タイプの吸収材開発を進めてきました。 非溶解性吸収材では、基礎物性や耐放射線性能試験にて絞り込まれた候補材（図５）を対象として、KUCAでの核特性確認 試験や長期照射時溶出試験、施工性試験（図６）を実施し、吸収材候補としての見通しを得ました。 ...
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... INP）との原子力科学分野における 研究開発協力のための実施取決め（試験研究炉に関する原子力技術）のもとで、 INP が有する WWR-K 炉を用いたシリコンインゴット試料の照射試験を行うこととした。最初に、シリコン回転装置を製作して WWR-K ...
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... 上記の体制構築の当初では、文部科学省からの予測計算の要請に対して、担当者が WSPEEDI-II システムを使用して手動で予測計算を実施した。しかし、北朝鮮核実験対応 をより短期間で効率的に実施し、かつ担当者の負担を軽減するため、基礎工部門では北朝 鮮核実験対応に特化した WSPEEDI-II 自動計算システム（詳細は 3.2 節に記述）を構築し ...
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... について Fig. 3-4 に示す。 今回使用した機体では、 Bell 412 (JA6767) の計数率が 13 %ほど高かったが、これは Bell 412 と Bell 430 の機体底部の構造の違いによるものと考えられるものの 15 %以内に収まっていたた め、機体内の検出器の配置位置は妥当であると判断できる。このように機体の違いや機体が同 一であっても、検出器を配置する位置によって若干遮蔽状況は変わると考えられる。今後も今 ...
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... Irwan Liapto SIMANULLANG *1 , 本多 友貴, 深谷 裕司 +1 , 後藤 実 +1 島崎 洋祐, 藤本 望, 高田 昌二 (2015 年 9 月 24 日 受理) これまで高温工学試験研究炉の崩壊熱は、軽水炉のデータを基にした Shure の式や ORIGEN 計 算で評価してきたが、厳密には軽水炉の中性子スペクトルと異なることから最適な評価方法を検 ...
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... れる燃料は、高温工学試験研究炉（ High Temperature engineering Test Reactor：HTTR） （１-６） と同じであ り、その燃料体構成を Fig. 1.2 に示す。図に示すように、中空シリンダー型の燃料コンパクト、黒鉛 スリーブ及び端栓から成る燃料棒を燃料ブロックの冷却孔に挿入することで、燃料体が構成される。 Fig. 1.3 ...
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... 1. はじめに 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の燃料試験施設では、昭和 54 年の施設稼働開始以来、 発電用軽水炉で照射された燃料の健全性評価のための照射後試験を実施している。照射後試験対 象試料は高い放射能をもち、試料からは強いγ線やβ線が放出されるため、試験試料の取扱いは、 ...
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... - 7 - ⑤ 発電用軽水型原子炉の新安全基準の反映 東日本大震災に伴う東京電力株式会社福島第一原子力発電所の事故を受け、我が国では、現 在、原子力規制委員会において、発電用軽水型原子炉の新安全基準の策定が進められている。 新安全基準では、設計基準の強化を図っており、今後、反映すべき点については、適宜、検討 を行っていくこととする。また、新安全基準では、設計基準を超える事象への対応、すなわち ...
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... 表 6 に貯蔵プール内の燃料の照射履歴推定結果を示す。これらは、同じ取り出し日の集合体 の燃焼度を平均して得た。集合体毎の取り出し燃焼度と取り出し日は、東京電力（株）の情報提 供による。照射開始日については、定検履歴から装荷した定検が推定できる最近のものについて はそれを用いた。推定できない古いものについては、比出力が 20MW/tHM 程度になるような照射 ...
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... して 10％程度高くなることから、発汗量が多くなり体力を消耗した。今回の作業期間において 本装置が稼働できなかったのは 2 日間であったため乗り切ることができたが、基本の対策として 格納容器再循環冷却装置の使用は必要であることを確認した。 高温多湿の環境に加えて、半面マスク、タイベックスーツ等の放射性物質に対する防護具の 着用をしていたが、実施した熱中症防止対策により熱中症になった者はいなかった。特に、夏用 ...
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... 以下「ウラン」と言う。 )評価方法、ウラン量表記等の管理基準が統一されていないことなど、廃 棄物管理情報に統一性がなかった。 特にウラン量については、中和澱物等の廃液処理から発生した廃棄物では、一部の廃棄物から 採取したサンプルを分析してウラン量を求めているが、金属類や雑固体等の廃棄物では、ドラム 缶収納時に適用可能な実用的ウラン定量手法がなかったため、サーベイメーターによりドラム缶 表面線量を測定し 0.2μSv 以上を ...
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... このクレーンは自走ができず、各パーツをトラックで運び、現地で組立てるというものだ った。この際、原子力機構内での搬送の時間帯や正門の通過方法などの問題が発生したが、 職員並びに守衛の方々の協力を得て、無事に作業を行うことができた。 また、工事期間中の純水供給は、事前調査に基づき仮設純水装置を設置することを計画 し、各課室協力のもと、純水供給を実現できた。更新後の機器は、ユニットタイプとなり ...
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... 発機構（以下、原子力機構と言う。）が、高温ガス炉ガスタービン発電システム（ GTHTR300） 4) お よ び 水 素 製 造 と ガ ス タ ー ビ ン 発 電 を 行 う 電 力 水 素 併 産 型 高 温 ガ ス 炉 シ ス テ ム （ GTHTR300C） 4) の設計研究を行ってきた。 GTHTR300 および GTHTR300C は、2040 年頃 ...
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モンゴル訪問調査報告書 訪問調査担当者 : 1. 原子力国際協力センター 持田貴顕 2. 東京工業大学原子炉研究センター 小原徹 3. 日本原子力研究開発機構原子力人材育成センター 薮内友紀子 出張期間 : 平成 23 年 6 月 日 今回のモンゴル訪問調査では モンゴル原子力庁 (Nu
... 今回のモンゴル訪問調査では、モンゴル原子力庁（ Nuclear Energy Agency:NEA）、モ ンゴル国立大学（ National University of Mongolia: NUM）、在モンゴル日本大使館を訪問 した。各訪問先では、１）原子力人材育成センターの活動、及び、平成 22 年 11 月に新し ...
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8. 講演 8.1 講師自己紹介みなさん こんばんは 今日はお集まり頂きまして有難う御座いました 私は 日本原子力研究開発機構で 原子力緊急時支援 研修センターという いわゆるオフサイトの防災をやっている部署に所属している渡辺です 日本原子力研究開発機構に 1983 年 ( 昭和 58 年 ) に入
... 発電所から連絡を受けて、ある EAL のレベルに達したら、その情報だけで逃がす判断 をしましょうということです。それは放出前に動き始めてしまいましょうということ です。 一方、外側の Zone については、実際に出た後ですが、放射線量が実際にどの位に上 がりましたというのを観測したら、その影響を見ながら随時避難とかをして行きまし ょうという考え方にしましょうということです。その時に出てくるのが、OIL： Operational ...
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