2000原子力放射線一般 合理的な処分に向けた放射性廃棄物確認方法の構築～照射後試験施設の廃棄物に対する評価方法の検討～
『原子力機構の研究開発成果2020-21』P.81図8-4 137Cs と 241Am の放射能濃度の関係ホットラボの廃棄物試料において、137Cs と 241Am の間には非常に良い相関関係が確認されました。このため、137Cs の放射能...
日本原子力研究開発機構（JAEA）
2000原子力放射線一般 
1900環境一般 複雑な低線量放射線の生体影響にせまる～機械学習を用いた多次元データの特徴抽出～
『原子力機構の研究開発成果2020-21』P.82図8-6 解析に使用した入力データ低線量放射線、または薬剤治療により、マウスの動物実験で疾患緩和効果が示されている論文から収集した解析データの概念図、及びラドンによる抗酸化能向上による酸化ス...
1702地球物理及び地球化学 地下深部を流れる地下水の長期的な変化を可視化
地形変化や気候変動による地下水流動状態の変動性評価手法の構築『原子力機構の研究開発成果2020-21』P.87図8-18 東濃地域を事例とした領域設定リージョナル領域は過去100万年間の地形変化や気候変動を推定し、それらの条件を反映させた定...
0501セラミックス及び無機化学製品 緩衝材の力学解析手法構築を目指して～塩水条件での緩衝材に対する弾塑性構成モデルの適用性の検討～
『原子力機構の研究開発成果2020-21』P.88図8-20 圧密非排水三軸圧縮試験結果の例せん断による変形特性や強度等を調べるCU試験のせん断終了時の応力状態を表しています。試験溶液による明確な違いはなく、また、せん断終了時の応力状態の評...
1103廃棄物管理 安全な放射性廃液の処理技術の確立～様々な化学種を含む廃液の処理を目指す STRAD プロジェクト～
『原子力機構の研究開発成果2020-21』P.83図8-8 STRAD プロジェクトの体制（2020 年現在）STRAD プロジェクトで共同研究をしている機関を示しています。産官学に渡り、様々な分野の専門家の協力を得ながらプロジェクトを進め...
1703地質 地上から地下深部の亀裂のつながりを評価～単孔ボーリング調査手法の構築～
『原子力機構の研究開発成果2020-21』P.84図8-10 稚内層の亀裂を対象とした透水試験時の水圧変化（10 本のボーリング孔における計 32 ヶ所の試験結果）透水試験の中～後半の時間帯で水圧の変化速度が一定若しくは小さくなる場合は亀裂...
2005放射線防護 処分場閉鎖後の坑道周辺の岩盤状態変化を探る～坑道埋め戻しに伴う岩盤の透水性の経時変化～
『原子力機構の研究開発成果2020-21』P.85図8-12 人工バリア性能確認試験の概念図試験坑道 4 に緩衝材と模擬オーバーパックを定置し、坑道の一部を埋め戻し、注水することで、実際の処分環境を模擬しています。図8-13 孔壁画像の展開...
1702地球物理及び地球化学 岩石の化学組成から最近の断層運動の痕跡を識別～断層運動に起因する元素の移動のしくみを解明～
『原子力機構の研究開発成果2020-21』P.86図8-16 （a）上載地層がある場合と（b）ない場合での断層の活動性の識別断層を覆う上載地層がない場合、活断層かどうかを識別することは容易ではありません。図8-17 （a）活断層と（b）非活...
2001原子炉システムの設計及び建設 IS 法による安定した連続水素製造に向けて
高濃度ヨウ素を含むヨウ化水素酸溶液移送ポンプ軸封システムを開発『原子力機構の研究開発成果2020-21』P.70図6-14 連続水素製造試験設備の外観IS 法の実用化を目指すために、IS 法の全ての機器を工業材料で製作した試験装置です。水素...
2001原子炉システムの設計及び建設 排気筒倒壊時の原子炉建家への影響を明らかにする～三次元実形状モデルの衝突解析により健全性を確認～
『原子力機構の研究開発成果2020-21』P.71図6-17 物性値を調査するための衝突解析解析の結果、飛来物（速度 93.8 m/s）が鉄筋コンクリート板 （厚さ 40 cm）を貫通し、従来の評価を再現しています。本解析に用いた物性値は経...
2001原子炉システムの設計及び建設 炉心上部機構の国内製作技術確立に向けて
炉心上部機構内の計装配管配置検討及びモックアップによる製作性確認『原子力機構の研究開発成果2020-21』P.73図 7-2 3D-CAD による炉心上部機構（ACS）機器及び計装配管配置図仏国実証炉 ASTRID600 の ACS を対象...
2001原子炉システムの設計及び建設 自然対流により炉心の崩壊熱を確実に除去
浸漬型直接炉内冷却器による炉心冷却試験と冷却性能予測技術の開発『原子力機構の研究開発成果2020-21』P.74図7-5 Na 試験装置（PLANDTL-2）の試験体と炉容器内に設置した冷却器による自然対流崩壊熱除去システムのイメージ（a）...
