内容 1 1. 東京電 福島第 原 発電所 (1F サイト ) の現況 2. 1F サイトの廃炉推進に向けた原 機構の取り組み 2-1 中 期の研究開発課題に対して 燃料デブリ取り出しに向けた研究 放射性廃棄物の処理 処分に向けた研究 2-2 1F サイトの喫緊の課題に対して 3. 今後の取り組み
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1 第 8 回原子力機構報告会 廃炉推進に向けた研究開発 平成 25 年 11 月 26 日 独立行政法人日本原子力研究開発機構福島技術本部復旧技術部長船坂英之
2 内容 1 1. 東京電 福島第 原 発電所 (1F サイト ) の現況 2. 1F サイトの廃炉推進に向けた原 機構の取り組み 2-1 中 期の研究開発課題に対して 燃料デブリ取り出しに向けた研究 放射性廃棄物の処理 処分に向けた研究 2-2 1F サイトの喫緊の課題に対して 3. 今後の取り組み ( 研究拠点整備 材育成 ) 4. まとめ
3 1. 東京電 福島第 原 発電所の現況 2
4 東京電 福島第 原 発電所 1Fサイト の現況 3 東京電 HPより加 全景除く フランジ型タンク 1号機 型タンク 2号機 横置きタンク 溶接型タンク 東京電 福島第 原 発電所全景 2013年10 写真提供 NHK 多核種除去設備 セシウム吸着装置 第 セシウム吸着装置 3号機 4号機
5 汚染 処理 固体廃棄物等の発 量 4 右図凡例 主な種類 発生量 6 月末時点の配置図 汚染水処理水 ( 水処理タンク ) 約 374,000 m 3 水処理二次廃棄物 ( セシウム吸着塔 ) 601 本 6 号 5 号 ガレキ 65,000 m 3 伐採木 51,000 m 3 1 号 2 号 3 号 4 号 汚染水処理水 水処理二次廃棄物ガレキ 伐採木 : H 時点 : H 時点 撮影 :GeoEye/ 日本スペースイメージング ( ) 東京電 福島第 原 発電所の廃炉に向けた研究開発計画と基盤研究に関するワークショップより
6 1F サイトにおける汚染 処理の状況 5 汚染 の港湾への流出 約 400 m 3 / ( 海への流出量 ) 除染処理設備油分分離除染装置 (AREVA) セシウム吸着装置 (KURION,SURRY) 約 400 m 3 / ( 建屋への流 量 ) 約 400 m 3 / 約 800 m 3 / 淡水化装置 約 400 m 3 / ( タンクへ ) 多核種除去設備 (ALPS) 汚染 の貯蔵量の増 約 800 m 3 / ( からの地下 量 ) 東京電 HP より加
7 6 2. 1F サイトの廃炉推進に向けた 原 機構の取り組み
8 1F 廃炉推進に向けた課題 (1/2) 7 燃料デブリ取り出しに向けた課題 東京電 HP より 建屋内の除染 格納容器の修復 ( ) 張り 使 済燃料プール及び燃料の健全性確認 共 プールへの移送と保管 溶融固化燃料 ( デブリ ) 取出し技術の開発 炉内状況の把握 ( 観察 解析 ) 燃料デブリの特性把握 ( 取り出し 法の検討 再臨界防 ) 遠隔操作技術
9 1F 廃炉推進に向けた課題 (2/2) 8 東京電 HP より加 放射性廃棄物の処理処分に向けた課題 汚染 からの核種除去 汚染 処理廃棄物 がれき 伐採 等の 保管管理 ( 腐 発熱などへの対策 ) 処理 ( 廃棄体化技術開発 ) 処分 ( 新たな処分概念の検討 制度化 ) 廃炉シナリオの検討 技術基盤の確 に向けた施設の整備 遠隔操作機器 装置の開発実証施設 ( モックアップ施設 ) 燃料デブリ 放射性廃棄物などの放射性物質分析 研究施設
10 原 機構における廃炉推進に向けた研究開発体制 9 研究開発の総合調整 福島技術本部 (H23/5/6 設置 ) 復旧技術部 (H23/5/6 設置 ) 原科研福島技術開発特別チーム (H24/4/1 設置 ) 材料健全性評価技術 臨界管理技術 炉内状況解析技術 計量管理技術 燃料デブリ評価技術 廃吸着材処理技術 廃棄物分析 福島廃炉技術安全研究所 (H25/4/1 設置 ) 放射性物質分析 研究施設及び遠隔操作機器 装置実証施設の整備 ( 東京駐在 ) 核サ研福島技術開発特別チーム (H24/4/1 設置 ) プール燃料処理 保管技術 燃料デブリ取扱技術 廃棄物処理処分技術 洗研福島技術開発特別チーム (H24/4/1 設置 ) 燃料材料特性解明 廃ゼオライト保管挙動評価 分析技術 遠隔操作技術 検知機器技術 炉内解体技術 福島現地調査事務所 (H24/7/1 設置 H25/8/1 改組 ) 福島第 原 発電所サイト内の汚染状況調査 汚染 礫試料等の採取 分析 輸送等燃料溶融複雑系試験準備室 (H25/4/1 設置 ) 試験計画策定 装置製作 1F 汚染 対策タスクフォース (H25/10/1 設置 ) 汚染 問題に対し 機構全体として組織横断的に対応するため 以下 の分野の専 家で構成するタスクフォースを設置 原 基礎 基盤研究 地層処分研究 原 安全研究 放射線計測技術 計算科学 合計約 250 名
11 Fサイトの廃炉推進に向けた原 機構の取り組み 2-1 中 期の研究開発課題に対して 燃料デブリ取り出しに向けた研究開発 原 炉建屋 炉内状況把握 燃料デブリの特性評価 臨界管理技術開発 放射性廃棄物処理 処分に向けた研究開発
12 燃料デブリ取り出しに向けた主な研究開発計画 11 第 1 期第 2 期 (2014 ~2021 ) 第 3 期 2013 ( 前 ) ( 中 ) ( 後 ) 2022 ~ 除染 遮へい等 汚染状況の分析結果 格納容器内部調査 補修 張り 燃料デブリ取出 法 装置開発 模擬デブリの機械的特性 取出装置設置 炉内調査装置の開発 サンプリング : 現場作業 : 研究開発 燃料デブリ取出し : 研究開発 (JAEA が関与するもの ) 遠隔除染技術開発 模擬デブリの性状 特性 解析結果 管理技術 解析結果 実デブリの性状データ 炉内状況把握 ( 解析技術の 度化 模擬実験 ) 模擬デブリを いた特性把握 実デブリ性状把握 ( 準備を含む ) 燃料デブリの臨界管理 計量管理技術開発
13 原 炉建屋内の放射線量を探る γ 線可視化装置を使った調査 12 原 炉建屋内の除染 遮へい計画 案には 事前に汚染分布 線量評価が必要 原 機構が開発した γ-eyeⅡ を いて 2 号機の開 部 ( ブローアウトパネル ) から 5 階フロアの線量分布を計測 γ-eye Ⅱ 外観 γ-eyeⅡ の概要 線量の い場所測定対象 ピンホール型コリメータ内 シャッタ : 鉛遮へい体ガンマ線を検出するフォトダイオード (14 個 ) 平断 線量 低 表 汚染密度評価結果 表 汚染密度の推定 (MBq/cm 2 ) : 検出下限値未満 :10 以上 30 未満 :30 以上 50 未満 :50 以上 70 未満 :70 以上 90 未満 :90 以上空間線量評価 : 評価値 実測値 >2 :2 評価値 実測値 0.5 : 評価値 実測値 <0.5 東京電 が QUINCE による測定で 880mSv/h を記録した計測点 東京電 HP より 取得できるデータのイメージ
14 原 炉建屋内の放射線量を探る壁 床の汚染状況を分析 13 原 炉にアクセスするため 効果的 効率的な建屋除染が必要 放射性物質の種類 量 分布 壁や床への浸透状況などを分析 建屋内の床や壁からサンプル採取 分析 放射性物質浸透深さの評価結果 測定 ( 塗膜 ) 塗膜 研磨前 0.5mm 研磨後 原子炉建屋内 1 階イメージ図東京電 HPより コアサンプル外観 ( 約 Φ10cm) 輸送 0.5mm 研磨ごとに研磨 を測定 1mm 研磨後 1.5mm 研磨後 大洗研究開発センターの照射燃料集合体試験施設 (FMF) などで分析 汚染の 半は塗膜表 にとどまっている 低 線量率 高
15 炉内状況の解析 ( 解析コードを いた推定値の 例 ) 14 炉 の初期 UO2 インベントリ 1 号機 77 トン 2 号機 107 トン 3 号機 107 トン 圧 容器から落下した UO 2 の重量割合評価結果 JAEA 東電 1 号機 100% 100% 2 号機 70% 57% 3 号機 64% 63% 圧力容器 格納容器 JAEA における解析 シビアアクシデント総合解析コード MELCOR(Ver.1.8.5) を使 プラントデータ 機器の作動 運転員操作 アクシデントマネジメント策の実施等に係わる条件は公開情報に基づいて設定 不確かさが きいパラメータ ( 海 注 流量等 ) については 感度解析により炉 溶融進展等への影響を評価 JAEA による評価 :MELCOR 東電による評価 :MAAP 燃料の 部分は損傷 溶融し 圧 容器下部ヘッド上あるいは格納容器内に落下している可能性が きい 安全かつ効率的なデブリ取り出し作業を進めるためには 現場から得られる情報の分析と 計算コードを いた燃料溶融の進展や燃料デブリ及び FP の分布の推定が必要である
16 燃料溶融シミュレーション結果の例 15 炉 下部における燃料溶融物の移 挙動を把握するため 圧 容器内の燃料集合体 燃料 持板及び制御棒案内管を簡略模擬し 解析 燃料集合体の溶融イメージ 左図の側 溶融物の温度分布
17 圧 容器下部ヘッドの熱流動 構造連成シミュレーションの例 16 BWR の下部ヘッドに関する熱流動 構造連成シミュレーションを実施し 詳細変形 破損解析 法を開発 圧 容器破損位置や時期を推定 圧 容器格納容器 圧 容器下部ヘッドの解析結果 内 の温度分布 上部の温度が い 貫通部近傍の応 が い 貫通部近傍の応 分布 下部ヘッドの底に 1m の溶融物が堆積した場合の温度分布と応 分布を解析 然対流の上昇流により上部の温度が くなる 制御棒案内管などの貫通部近傍に い応 が発 事故後の原 炉のイメージ 更なる詳細解析により いつ どこから どのくらい の破損が じたのか推定
18 BWR 炉 下部を模擬した燃料溶融試験 17 格納容器 予備加熱装置断熱材 BWR 集合体 試料溶融炉 排気 1 2m 給気 BWR の炉 持板 下部プレナム及び下部ヘッド上には複雑な構造物があり そこでの溶融進展に きな不確かさがある BWR の下部を実物 に模擬した試験装置を製作し 模擬物質やウランと 属の溶融物を落下させ 溶融物の移 挙動を把握 現象の理解と解析コードの開発に反映
19 燃料デブリの特性を事前に推定する 18 燃料デブリの取出し 保管 処理処分を安全に実施するために必要となる燃料デブリの特性データを取得し 検討に反映する デブリ取出し 法 具等の開発 臨界安全管理 計量管理 TMI 2 の燃料デブリ ( 軽微破損燃料 ) ( 燃料デブリ ) 時保管 ( 閉塞物 ) 模擬デブリや実デブリの特性データ 反映 反映 TMI 2 燃料デブリの乾式保管 保管 法の検討 容器等の開発 臨界安全管理 計量管理 デブリの処置 1F 炉心状況の推定図 (MCCI 生成物 ) 安定化処理の検討 容器等の開発
20 臨界管理技術の開発 19 様々な性状の燃料デブリの存在が予想され 中における取出しには慎重な臨界管理が必要 臨界実験 (STACY 更新炉等 ) による燃料デブリの臨界特性把握を計画 圧 容器 部分的に集合体やペレット形状を維持 きな塊で固化 溶融燃料とコンクリートの反応 成物の臨界量の推定 組成 臨界量 (kgu) 集合体数 UO 2 ( 濃縮度 5 wt%) ~ 400 < 3 12 GWD/t(FP なし ) ~800 < 5 12 GWD/t(FP あり ) ~2,000 < 12 燃料 : コンクリート体積 =1:7 / コンクリート中の 分のみ考慮 粒状に固化 コンクリートとの反応 成物 装荷 デブリ模擬体調製設備 デブリ模擬体 格納容器 燃料デブリ等性状の想定 ( 例 ) 臨界実験装置炉心タンク デブリ模擬体炉心試験装置 デブリ分析設備 臨界実験装置及び燃料デブリ模擬臨界実験のイメージ
21 放射性廃棄物処理 処分の研究開発計画 20 期貯蔵中の放射性廃棄物の安全評価 従来の発電所廃棄物とは異なる特徴 ( 破損燃料由来の放射性核種付着 塩分含有など ) を持つ廃棄物の発 事故廃棄物の処理 処分に向けた R&D を実施 東京電 福島第 原 発電所の廃炉に向けた研究開発計画と基盤研究に関するワークショップ資料を加
22 放射性廃棄物の処理 処分の研究全体概要 21 廃棄物中の核種濃度分析 廃棄物の処分までの流れと研究項 性状把握 放射性核種濃度分析 物理特性 化学組成評価 廃棄物からの 素発 量の評価 4 号機周辺のガレキを採取する JAEA 職員 例を次ページで紹介 廃棄物熱伝導率測定 3 H 14 C の分析作業 期保管 期保管中の安全性の評価 - 素ガス安全性 - 保管容器腐 - 廃棄物の安定性 廃棄体化 ( 処分に適合する形態に処理 ) 廃棄体化技術調査 技術評価のための基礎試験 - ガラス固化 - ジオポリマー固化 素濃度分布解析結果 廃棄体技術評価基礎試験 ゼオライト層の有効熱伝導率測定セル 処分 処分概念検討 処分安全評価 国内外処分概念 安全評価 法の調査 整理 適 性検討 ガラス固化体 ジオポリマー固化体
23 放射性廃棄物の処理 処分の研究性状把握 インベントリ評価 22 事故廃棄物の処理処分 策の検討に当たり どの放射性核種に着 すれば良いか確認するため ガレキ 伐採 等を採取し 詳細な放射能分析を実施 90 Srの分析ガレキ等におけるCs-137とSr-90 放射能濃度の関係 Sr-90/Cs-137 は ガレキと伐採 において きな差はなく % の範囲であった 採取場所毎の Sr-90/Cs-137 は 1 号機周辺ガレキが 3 号機周辺ガレキに べて い傾向が られるものの データが少なく不明確であるためデータの蓄積を図っている
24 F サイトの廃炉推進に向けた 原 機構の取り組み 2-2 1F サイトの喫緊の課題に対して
25 汚染 問題への機動的対応 ( 地下 流動 核種移 評価 ) 24 放射性廃棄物の処分 計算科学 原 基礎基盤分野における研究ポテンシャルを かし 発電所内における地下 流動 放射性核種の移 港湾 海洋への流出 拡散を評価し 効果的な地下 対策 汚染 拡散防 策の考案を 援 発電所内の地下 流動 核種移 解析 漏えいした汚染 の地下における拡散や 原 炉 タービン建屋へ地下 流 対策の効果を評価 有効な対策の選定において 諸因 を多 的かつ客観的に評価し 較検討 港湾内の流動 拡散評価 港湾における放射能濃度の測定結果と潮位の変動データ等から 計算科学的な 法により相関を評価し 流出源を推定 次ページで紹介 海洋における拡散評価 原 機構が開発した解析コード (SEA-GEARN) により港湾から海洋へ流出した放射性核種の拡散挙動を評価 地質断 の概略 ( 東京電 HP より ) 拡散評価の例
26 汚染 問題への機動的対応 ( 港湾内の流動 拡散評価 ) 25 定期的な放射能濃度の測定結果と潮位の変動データから 計算科学的な 法により 流出源を海側より特定できないか 検討中 1,2 号機取 間 3 号機シルトフェンス内側 潮位と濃度の相関の例 1,2 号機取 間 Google : サンプリングポイント 1 4 号機周りの港湾をモデル化 海 侵 海 排出 濃度希釈 濃度濃縮 約 450m 約 80m 約 4 5m 有意な相関が える 3 号機シルトフェンス内側 1 号機 2 号機 3 号機 4 号機 濃度ピークが潮位と相関 濃度ピークが潮位と無相関 さらに との相関 港湾解析コードの利 など 詳細解析を検討 異なる周期振動が える
27 3. 今後の取り組み ( 研究拠点整備 材育成 ) 26
28 遠隔技術 共通技術に関する取り組み ( 研究拠点施設整備 ) 27 1F 廃炉推進に必要不可 な遠隔操作機器や放射性物質の分析 研究等に関する技術基盤を確 するため 福島県内に研究拠点施設を整備 遠隔操作機器 装置実証施設 ( 楢葉南 業団地に整備 ) 平成 26 年 3 の実施設計とりまとめに向け 以下を検討 格納容器下部補修等のための設備 遠隔操作機器のニーズ整理 設備 バーチャルリアリティを活 した訓練設備 施設利 計画 試験棟 作業者の訓練 ( 没入型バーチャルリアリティ ) 研究管理棟 放射性物質の分析 研究施設 平成 25 年 10 から概念検討を開始 研究開発ニーズの整理 必要な設備 装置等 ( セル グローブボックス フード 分析装置等 ) 海外ホットラボの調査 許認可要件 施設の規模 配置 遠隔操作機器 装置実証施設のイメージ 分析 研究施設のイメージ
29 廃炉推進に向けた研究開発における 材 28 原 機構では 原 系を中 に多岐に亘る分野の専 家が 1F 廃 炉推進に向けた研究開発に従事 その他 19% 物理系 7% 原 系 31% 化学系 22% 材料系 11% 機械系 10% 現在 廃炉推進に向けた研究開発に従事している 卒職員の専 分野の構成 ( 福島技術開発特別チーム 130 名 ) 1F 廃炉推進に向けた研究開発は 期に亘る取り組みであり 学 産業界と連携しつつ オールジャパン体制により 計画的 継続的な 材確保 育成が重要
30 廃炉推進に向けた研究開発における 材育成 29 現場に貢献できる成果の創出及び 材育成中 期的視点での 材育成 福島技術本部 拠点 ( 東海 / 洗等 ) 第 4 研究棟 ( 東海 ) 燃料サイクル安全工学研究施設 ( 東海 ) 他拠点 部 共同研究 IRID メーカ等 高レベル放射性物質研究施設 ( 東海 ) 照射燃料集合体試験施設 ( 大洗 ) 学 エンジニアリング機能の涵養 OJT による 材育成 共同研究の実施 研究者の相互派遣 海外研究機関 ( 国 仏国等 )
31 4. まとめ 30 中 期の研究開発課題に関しては これまで機構で蓄積してきた知 や研究基盤 材を活かし 燃料デブリ取出しに向けた研究開発 放射性廃棄物処理 処分研究開発を中 に取り組んでいく また 本年 8 に設 された IRID( 技術研究組合 : 国際廃炉研究開発機構 ) の構成メンバーとして 積極的に貢献していく 1F における喫緊の課題 とりわけ汚染 問題に関しては 早期の解決を 指して 国の要請にも応えて 機構 で設置したタスクフォースを中 に取り組んでいく 研究開発拠点に関しては 遠隔操作機器 装置の開発 実証施設 放射性物質の分析 研究施設について 中 期ロードマップを念頭において整備する また 材育成に関しては 中 期的な視点から 学 産業界等と連携しつつ オールジャパン体制により 取り組んでいく
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福島県原子力発電所の廃炉に関する安全監視協議会 資料 (1) 資料 (1)-2 (1)2 号機原子炉建屋西側外壁の開口設置について 2018 年 5 月 16 日 東京電力ホールディングス株式会社 無断複製 転載禁止東京電力ホールディングス株式会社 1. 2 号機原子炉建屋西側外壁開口の進捗状況について 工事目的 2 号機使用済燃料プール内の燃料取り出しに向けた上部建屋解体に先立ち, 放射性物質の飛散抑制策を徹底するため,
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日本原子力学会燃料デブリ研究専門委員会 解析 評価等による 燃料デブリ分布の推定について 平成 28 年 10 月 4 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 (IRID) 一般財団法人エネルギー総合工学研究所 (IAE) 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 説明内容 1. はじめに ( 背景 目的等 ) 2. 事故進展解析コードについて 3.MAAP 解析結果の概要 4.1 号機の解析 評価結果 5.3
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資料 1-2 6 つの重要研究開発課題の今後の基本的方向性について ( 案 ) 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 ( 平成 29 年 9 月 26 日 ) では 廃炉に必要となる研究開発 ( ニーズ ) と大学 研究機関の基礎 基盤的な研究開発 ( シーズ ) をマッチングさせるための活動や人材育成等の取組の強化を進めることとされており
More information/h に調整 8 月 12 日午後 7 時 30 分 原子炉への注水量の増加が確認されたため 注水量を約 3.8m 3 /h に調整 8 月 15 日午後 9 時 48 分 原子炉への注水量の低下が確認されたため 注水量を約 3.8m 3 /h に調整 8 月 17 日午後 3 時 46 分 原子炉
平成 23 年 8 月 1 日以降の実績 平成 23 年 8 月 26 日午後 3 時時点 福島第一原子力発電所 国により 福島第一原子力発電所の半径 20km 圏内の地域を 警戒区域 として 半径 20k m 以上 半径 30km 以内の地域を 屋内退避区域 と設定 8 月 4 日午後 0 時 9 分 5 号機計装用電源の強化工事に伴う電源の接続試験中に原子炉水位に関わる誤信号が発信され ディーゼル発電機
More information資料 -2 固体廃棄物一時保管室での線量の設定 保管容量及び想定発生量について 固体廃棄物一時保管室の線量は 管理区域の区域区分 D(0.25mSv/h 未満 ) に従って管理する 固体廃棄物一時保管室の保管容量は 角形収納容器で 128 個相当である なお 想定する角形収納容器の容量は 約 1m
資料 -1 第 1 棟での核燃料物質の使用の有無について 第 1 棟においては 福島第一原子力発電所内の瓦礫類 ( 瓦礫 資機材 土壌 ) 伐採木 可燃物を焼却した焼却灰 汚染水処理に伴い発生する二次廃棄物 ( 使用済吸着材 沈殿処理生成物 ) 等を分析対象物としている これについては 実施計画の変更認可申請書に記載している ( 2.41.1.2 要求される機能 に記載 ) これらの分析対象物は核燃料物質で汚染されたものである
More information第39回原子力委員会 資料第1-1号
使用済燃料対策について 平成 27 年 11 月資源エネルギー庁 エネルギー基本計画 ( 抜粋 ) 3. 原子力利用における不断の安全性向上と安定的な事業環境の確立 原子力の利用においては いかなる事情よりも安全性を最優先することは当然であり 我が国の原子力発電所では深刻な過酷事故は起こり得ないという 安全神話 と決別し 世界最高水準の安全性を不断に追求していくことが重要である いかなる事情よりも安全性を全てに優先させ
More informationIAEA(国際原子力機関)の査察技術開発への協力 - 日本発の技術で核不拡散に貢献 -
平成 20 年 2 月 19 日第 3 回東海フォーラム IAEA( 国際原子力機関 ) の査察技術開発への協力 - 日本発の技術で核不拡散に貢献 - 独立行政法人日本原子力研究開発機構プルトニウム燃料技術開発センター技術部次長高橋三郎 1 原子力開発を支える 4 つの車輪 核不拡散 原子力 核物質防護 情報公開 保障措置 安全確保 人類の豊かな生活へ 2 核不拡散 ( 核物質防護と保障措置 ) 核物質防護
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No.47 2011-6-12 発行ベント遅れはあったのか? 今回の原発事故検証委員会の目的の一つが ベント遅れ事件 の解明であり 各メディア 例えば 6/8 読売新聞も ベント遅れについて大きく取り上げています 4/21 の No.29 メモで 1 号機については ベントを早くできたとしても 水素爆発は防げないし 仮に水素爆発を防止できても 放射能流出は防げない と書きました そもそも1ベントの目的は何か?2ベントはどういう条件で可能なのか?3ベントは早くできたのか?4ベントしないとどうなったのか?
More informationられなかった また 内部確認において ドラム缶内側は 大きな廃棄物袋 ( 以下 充填用袋 という ) で養生され その中に スラッジを 3~12kg 毎に二枚以上重ねた廃棄物袋に封入したものが複数個充填されガムテープ等で閉じられていた さらに 廃棄物袋を容器から取り出し観察したところ a) 廃棄物袋
平成 28 年 10 月 21 日国立研究開発法人日本原子力研究開発機構原子炉廃止措置研究開発センター 固体廃棄物貯蔵庫に保管中のドラム缶からの析出物について 1. 発生状況原子炉廃止措置研究開発センター ( 以下 ふげん という ) において 8 月 18 日 ( 木 )10 時 14 分頃 協力会社作業員により固体廃棄物貯蔵庫に貯蔵保管中のドラム缶等の巡視 (1 回 / 月 ) を行っていたところ
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美浜発電所 2 号機の燃料集合体漏えいに係る原因と対策について 平成 22 年 6 月 11 日関西電力株式会社 美浜発電所 2 号機 ( 加圧水型軽水炉定格電気出力 50 万キロワット 定格熱出力 145 万 6 千キロワット ) は 定格熱出力一定運転中の 4 月 19 日 1 次冷却材中の希ガス (Xe-133) の濃度が 前回測定値から上昇していることを確認したため 燃料集合体に漏えいが発生した疑いがあるものと判断し
More information1. はじめに 原子力科学研究所では 保管廃棄施設 Lに長期に亘って保管しているドラム缶について 容器の健全性を維持するため すべてのドラム缶をピットから取り出し 容器の健全性確認 ( 外観点検 補修など ) を行うこととし 年間約 1,000 本のドラム缶 (1ピット相当) 全 53ピット ( ド
原子力科学研究所廃棄物処理場における ドラム缶健全性確認について 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 1. はじめに 原子力科学研究所では 保管廃棄施設 Lに長期に亘って保管しているドラム缶について 容器の健全性を維持するため すべてのドラム缶をピットから取り出し 容器の健全性確認 ( 外観点検 補修など ) を行うこととし 年間約 1,000 本のドラム缶 (1ピット相当) 全 53ピット (
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第 12 回東海フォーラム 研究炉の運転再開への 取組みについて 平成 29 年 7 月 6 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 原子力科学研究所長湊和生 原子力科学研究所の沿革 1956 1965 1975 1985 1995 2005 2015 2017 日本原子力研究所発足 東海研究所設置 我が国初の原子炉 JRR-1 臨界 JRR-2 臨界 JRR-3 臨界 我が国初の原子力発電に成功
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2018 年 8 月 23 日 JASMiRT 第 2 回国内ワークショップ 3 既往研究で取得された関連材料特性データの現状 - オーステナイト系ステンレス鋼の超高温材料特性式の開発 - 鬼澤高志 下村健太 加藤章一 若井隆純 日本原子力研究開発機構 背景 目的 (1/2) 福島第一原子力発電所の事故以降 シビアアクシデント時の構造健全性評価が求められている 構造材料の超高温までの材料特性が必要
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2018.1 放射性廃棄物 Q & A 放射性廃棄物 ってなに? 放射性固体廃棄物は どのように処分するの? 原子力発電所を解体して出た廃棄物は どのように処分するの? クリアランス制度 ってなに? この印刷物は環境配慮型印刷システムを採用しています 2018.1 放射性廃棄物の発生 Q 放射性廃棄物 ってなに? 放射性廃棄物の発生場所 使用済燃料のリサイクルに伴って発生する廃棄物 放射性廃棄物 は
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ここまで来た福島第一原子力発電所の廃炉事業 技術的進展と今後の展望 2017 年 6 月 22 日 沼田守 Project Director Japan KURION Japan K.K. 写真 : 東電 2011 年 3 月 11 日 東日本大震災が発生 大きな地震に引 き続き 津波が東電 1F を襲い 原発事故を引き起こした 結果として 1F で何が起きたか 1F は廃炉することが決められた 何をどのように進めるのか
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ロボット 航空宇宙フェスタふくしま 2018 IRID が取り組む研究開発の状況 - ロボットによる燃料デブリの調査 取出し - 平成 30 年 11 月 22 日 国際廃炉研究開発機構 (IRID) 奥住直明 この成果は 経済産業省 / 廃炉汚染水対策事業費補助金の活用により得られたものです 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 1 International Research Institute
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2 安全審査事項 論点 8 燃料健全性への影響 論点 8-1 ペレット中心温度 検討課題 MOX 燃料は, ウラン燃料よりペレットの融点が低下し, 熱伝導率も小さくなり, 燃料中心温度が上昇する傾向にある 燃料の健全性を保つことはできるのか 過去に本県や他道県に寄せられた意見 プルトニウムは, ウランのようには簡単に実験が行えず, データが決定的に不足しており, 事故時の評価が十分に行われているとは思えない
More informationJournalofRANDEC 謂 56( Sep.2017) 儉魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚儉儉儉儉福島第一原子力発電所の廃炉に向けた儉儉儉儉燃料デブリ取り出し技術の研究開発の現況儉儉儉儉 - 国際廃炉研究開発機構 (IRID) が
儉魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚儉儉儉儉福島第一原子力発電所の廃炉に向けた儉儉儉儉燃料デブリ取り出し技術の研究開発の現況儉儉儉儉 - 国際廃炉研究開発機構 (IRID) が取り組む研究開発の概要 - 儉儉儉儉 * 儉関修儉儉儉儉儉 CurrentStatusofR&D forfueldebrisretrievaltoproceedwith
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資料 2 原 災害からの福島復興の進捗について 平成 30 年 3 原 災害対策本部 避難指示の解除と居住の状況について おおくままちふたばまち 事故から6 年後の平成 29 年春までに 大熊町 双葉町を除き 全ての居住制限区域 避難指示解除準備区域を解除 避難指示区域の概念図 ( 平成 29 年 4 月 1 日 ) 平成 26 年 4 月 1 日 : 田 た むら村 し 市 かわうちむら平成 26
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9 月27 日( 木 ) 日本原子力学会 2007 年秋の大会 日程表 2007 年 9 月 27 日 ( 木 )~29 日 ( 土 ) A01~ P59 は論文番号 日時 9 月28 日( 金 ) 9 月29 日( 土 ) 会場 10:00 12:00 13:00 14:30 17:00 9:30 12:00 13:00 14:30 18:30 9:30 12:00 13:00 14:30 16:30
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廃棄物試料の分析結果 ( 瓦礫, 水処理設備処理二次廃棄物, 汚染水, 処理水, 土壌 ) 平成 30 年 7 月 26 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 平成 28 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発 ) 成果が含まれている 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 0 概要 事故後に発生した固体廃棄物は
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2 放射性廃棄物等の管理に関する補足説明 2.1 放射性廃棄物等の管理 2.1.1 放射性固体廃棄物等の管理 2.1.1.1 概要放射性固体廃棄物には, 濃縮廃液 ( セメント固化体, 造粒固化体 ( ペレット, ペレッ *1 ト固化体 )), 原子炉内で照射された使用済制御棒, チャンネルボックス等, 使用済樹脂, フィルタスラッジ *2, その他雑固体廃棄物があり, 固体廃棄物貯蔵庫, サイトバンカ,
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シビアアクシデント時の燃料からの放射性物質放出 工藤保 日本原子力研究開発機構 第二回溶融事故における核燃料関連の課題検討ワーキンググループ 平成 23 年 11 月 4 日 はじめに 1/3 1 原子炉 : 燃料中への放射性物質の蓄積 TMI-2 事故等 多重防護 しかしながら 事故の防止 事故影響の低減 シビアアクシデント条件下におけるソースターム評価研究が多く行われる 放射性物質 燃料からの放射性物質の放出
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Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation 東京電 ホールディングス ( 株 ) 福島第 原 発電所の廃炉のための技術戦略プラン2018 について 2018 年 10 2 原 損害賠償 廃炉等 援機構 無断複製 転載禁 原 損害賠償 廃炉等 援機構 Nuclear Damage Compensation
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福島第一原子力発電所 3 号機原子炉建屋燃料取り出し用カバー等設置工事の進捗状況について 20 年 3 月 日 東京電力ホールディングス株式会社 - 進捗状況 ( ドーム屋根設置 ) 燃料取り出し用カバー等設置工事は207 年 月に着手 ドーム屋根設置作業を7 月 22 日に開始 ドーム屋根,2,3,,,,の順に設置作業を実施 2 月 23 日にドーム屋根 7の設置 2 3 7 2 3 ドーム屋根
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資料 3 現時点で我が国が保有している高速炉サイクル技術に対する評価について 平成 30 年 6 月 1 日 高速炉開発会議戦略ワーキンググループ統括チーム 高速炉技術に対する評価のまとめ 2 ナトリウム冷却高速炉開発の流れ 常陽 もんじゅ までの開発によりナトリウム冷却高速炉による発電システムに必要な技術は概ね取得した 残された課題としては安全性向上 信頼性向上 経済性向上が抽出され もんじゅ 以降も検討が進められてきた
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平成 23 年 8 月 1 日以降の実績 平成 24 年 3 月 16 日午前 10 時時点 福島第一原子力発電所 1~3 号機地震により停止中 (4~6 号機については地震発生前から定期検査中 ) 国により 福島第一原子力発電所の半径 20km 圏内の地域を 警戒区域 として 半径 20k m 以上 半径 30km 以内の地域を 屋内退避区域 と設定 8 月 4 日午後 0 時 9 分 5 号機計装用電源の強化工事に伴う電源の接続試験中に原子炉水位に関わる誤信号が発信され
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25218 13:00 Twitter @y_morigucci 1. ~~ 2. 31521 3. 4. 5. 6. ( () 1 2 1982 OECD 20114 OECD(20032008) (2007) 1 2 3 4 5 6 7 8 3 23927 ( * http://www.nnistar.com/gmap/fukushima.html GIS *) 23914) 4 茨 2011/3/31HP
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10 構造等に関する等に関する基準 1 概要 (1) 対象となる施設有害物質使用特定施設, 有害物質貯蔵指定施設 (P.19) (2) 法律体系 基準の区分 法令 構造基準 (P.45~51) 水濁法施行規則第 8 条の3~6 使用の方法の基準 (P.52) 水濁法施行規則第 8 条の7 点検結果の記録 保存 (P.52) 水濁法施行規則第 9 条の2 の3 (3) 基準適用箇所の施設区分概念図 (
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第 31 回原子力委員会資料第 3 号 我が国のプルトニウム管理状況 平成 26 年 9 月 16 日内閣府原子力政策担当室 1. 趣旨我が国は NPT( 核兵器不拡散条約 ) を遵守し 全ての原子力活動をIAEA( 国際原子力機関 ) の保障措置の下に置いている その上で 特にプルトニウムに関しては その利用の透明性の向上を図ることにより国内外の理解を得ることが重要であるとの認識に基づいて 平成
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資料 3-2 第 4 回廃炉研究開発連携会議 廃炉基盤研究プラットフォーム の活動状況 平成 28 年 12 月 26 日 日本原子力研究開発機構福島研究開発部門 廃炉基盤研究プラットフォームの状況 第 3 回廃炉研究開発連携会議開催 (H28.4.18) 後の廃炉基盤研究プラットフォーム運営会議の開催及び主な議題第 3 回運営会議 開催日 : 平成 28 年 7 月 29 日 開催場所 : JAEA
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我が国のプルトニウム管理状況 1. 概要 平成 28 年 7 月 27 日内閣府原子力政策担当室 (1) プルトニウム管理状況報告我が国は 核不拡散条約 (NPT) の下 全ての原子力物質 活動を国際原子力機関 (IAE A) 保障措置の下に置いており 特にプルトニウムに関しては 平和利用を大前提に 利用目的のないプルトニウムは持たない原則を堅持している そのため プルトニウム利用の透明性の向上を図り
More information1 平成 24 年度主要目標 模擬デブリを用いた特性の把握 デブリ処置技術の開発 の進捗状況概要 デブリ特性の把握 : 炉内でのデブリ生成状況の推定結果を提示する また (U,Zr)O 2 系模擬デブリの硬度データを取得するとともに MCCI 生成物に対する検討手順を示す デブリ処置技術の開発 :
1 平成 24 年度主要目標 模擬を用いた特性の把握 処置技術の開発 の進捗状況概要 特性の把握 : 炉内での生成状況の推定結果を提示する また (U,Zr)O 2 系模擬の硬度データを取得するとともに MCCI 生成物に対する検討手順を示す 処置技術の開発 : 処理に係るシナリオ検討に必要なデータおよび検討条件の設定の考え方を整理する また 既存処理技術の適用性検討に係るデータ蓄積を図り 技術的課題を提示する
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仮設焼却施設の運転状況 (11 月 4 日 ~12 月 26 日 ) 平成 27 年 2 月 5 日 環境省大臣官房廃棄物 リサイクル対策部 指定廃棄物対策チーム 1 焼却対象物の処理量 焼却灰の生成量 当該運転期間中は 除染廃棄物と牧草 稲わら又は除染廃棄物と牧草の破砕 混合物を焼却処理しました 当該運転期間中の焼却処理量は 37 日間の運転において 50,655kg でした その結果 3/18
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Nuclear Damage Compensation and Decommissioning Facilitation Corporation 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 2016 2016 年 7 月 28 日 原子力損害賠償 廃炉等支援機構 Nuclear Damage Compensation and Decommissioning
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本件リリース先 8 月 28 日 ( 火 ) 14:00 ( レク付き資料配付 ) 文部科学記者会 科学記者会 原子力規制庁記者会 ( 仮称 ) 福島県政記者クラブ ( 資料配付 ) いわき記者クラブ いわき記者会 平成 30 年 8 月 28 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 福島第一原子力発電所の作業現場の汚染個所を遠隔で検知し仮想空間上に可視化する技術を開発 福島第一原発原子炉建屋で遠隔ロボットを用いた放射線イメージング測定を実施
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東京電力ホールディングス 福島第一原子力発電所の 廃炉のための技術戦略プラン 2016 2016 年 7 月 13 日 原子力損害賠償 廃炉等支援機構 当資料に関する一切の権利は 引用部分を除き原子力損害賠償 廃炉等支援機構に属し いか なる目的であれ当資料の一部または全部を無断で複製 編集 加工 発信 販売 出版 デジ タル化 その他いかなる方法においても 著作権法に違反して使用することを禁止します
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