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吉川 龍志; 大島 宏之; 田中 正暁; 今井 康友*
JAEA-Data/Code 2014-034, 84 Pages, 2015/03
JAEA-Data-Code-2014-034.pdf:2.35MB
高速炉直管型2重伝熱管蒸気発生器の熱流動解析コードTSG(Three-dimensional Thermal-hydraulics Analysis Code for Steam Generators)を開発している。TSGコードは、直管型SGナトリウム側3次元解析と水側マルチチャンネル解析を連成したSG熱流動解析システムである。ナトリウム側は汎用CFDコードFluentによるポーラスボディ解析モデルを採用して3次元流れ場を解析する。水側の自作モジュールはドリフトフラックスモデルを採用して全チャンネルの二相流動を解析する。伝熱管を介した熱交換を通信することでナトリウム側と水側をカップリングしSG熱流動性能を評価する。本報告書は、TSGの水側モジュールの使用説明書として、同モジュールで扱われる計算モデル,インプット,アウトプットについて取りまとめたものである。
2013年度)笹本 広; 山本 信幸; 宮川 和也; 水野 崇
JAEA-Data/Code 2014-033, 43 Pages, 2015/03
JAEA-Data-Code-2014-033.pdf:3.92MB
JAEA-Data-Code-2014-033-appendix(CD-ROM).zip:0.09MB
幌延深地層研究計画における深地層の科学的研究では、実際の地下の地質環境特性(条件)を調査するための技術開発や、得られた地質環境特性に基づく地質環境モデルの構築が進められている。地質環境モデルの1つに、地下水の地球化学モデルがあるが、モデルの構築にあたっては、地下施設周辺における地下水の水質データが必要である。本報告では、平成23年度平成25年度(2011年度2013年度)までの3年間に、幌延深地層研究計画で得られた地下水の水質データとして、物理化学パラメータおよび水質の測定・分析結果を取りまとめたものである。
2014年北進気象観測統計山本 信幸; 松岡 稔幸
JAEA-Data/Code 2014-032, 33 Pages, 2015/03
JAEA-Data-Code-2014-032.pdf:6.38MBJAEA-Data-Code-2014-032-appendix(CD-ROM).zip:5.94MB
幌延深地層研究センターでは、幌延深地層研究計画の一環として北海道幌延町北進で気象観測を実施してきた。本報告は、北進気象観測所で観測された2003年8月2014年10月の期間の気象データを取りまとめたものである。取得データは1時間データ、日統計データ、月統計データ(年表)として整理し、「観測データセット」としてCD-ROMに収録した。
秋本 肇
JAEA-Data/Code 2014-031, 75 Pages, 2015/03
JAEA-Data-Code-2014-031.pdf:37.23MB
鉛ビスマス冷却加速器駆動核変換システム(ADS)の熱設計解析に資するため、軽水炉過渡解析コードJ-TRACをコードの骨組みとして、ADS用熱設計解析コードを整備した。軽水炉, ナトリウム冷却高速炉に対する安全解析及びこれまで行われたADSに対する熱流動解析を対象としてADS用熱設計解析コードに必要な解析機能を摘出した。J-TRACコードに不足する解析機能を追加するため、鉛ビスマス共晶合金(LBE), アルゴンガス, 窒化物燃料の物性値ルーチン並びに液体金属に対する強制対流領域における壁面熱伝達率相関式をJ-TRACコードに組み込んだ。LBE単相流の圧力損失解析、窒化物燃料集合体の熱伝達解析、及び蒸気発生器熱伝達解析を行い、追加した解析機能が所期の通りにJ-TRACコードに組み込めていることを確認した。
福島 昌宏; 大泉 昭人; 岩元 大樹; 北村 康則
JAEA-Data/Code 2014-030, 50 Pages, 2015/03
JAEA-Data-Code-2014-030.pdf:10.34MB
1980年代に高速炉臨界実験装置FCAにおいてTRU核種断面積積分実験の一環として7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)が構築され、マイナーアクチノイド(MA)を含む7つのTRU核種(
Np, 
Pu, 
Pu, 
Pu, 
Am, 
Am, 
Cm)に関する核分裂率比が各炉心中心で測定された。FCA-IX炉心では、燃料プレート及び希釈材プレート(グラファイト又はステンレス)の単純な組合せにより燃料領域が構成され、その混合割合の調整により炉心中心の中性子スペクトルが系統的に変化しているのが特徴である。本報告書では、TRU核種の核分裂断面積の積分評価に資するため、同核分裂率比に関するベンチマーク問題を整備した。また、本ベンチマーク問題に対して、汎用評価済核データライブラリJENDL-4.0を用いて実施した解析結果も併せて報告する。
大森 弘幸; 根橋 宏治; 島田 亜佐子; 田中 究; 安田 麻里; 星 亜紀子; 辻 智之; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2014-029, 31 Pages, 2015/03
JAEA-Data-Code-2014-029.pdf:1.51MB
日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する研究施設等廃棄物については、将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、簡便に廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、原子炉施設から発生する放射性廃棄物を対象とする放射能濃度評価方法の検討に資するために、原子力科学研究所内で保管されているJPDR施設の解体廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を実施してきた。本報告は、平成26年度に実施した放射化学分析(
Mo, 
Cs)の結果について報告するとともに、これまでに取得した放射能濃度データについて整理し、JPDR保管廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。
鹿島 陽夫; 須山 賢也; 高田 友幸*
JAEA-Data/Code 2014-028, 152 Pages, 2015/03
JAEA-Data-Code-2014-028.pdf:13.39MB
SWATには、その開発の経緯から、中性子輸送計算モジュールに決定論的解法を用いたSRACを使用するSWAT改訂版と、連続エネルギモンテカルロコードMVPまたはMCNP5を使用するSWAT3.1の二つのバージョンが存在する。連続エネルギモンテカルロコードによる計算は、原子力機構のスーパーコンピュータを使用しても1ケースの計算に数時間を要する。また、SWAT改訂版では、複数の燃焼領域を有する場合の実効断面積の作成と任意の燃料形状への適用に問題があったため、2次元燃焼計算が実質的に不可能であった。そこで、決定論的解法を使用しており計算時間が短いSARC2006を外部モジュールとして呼び出して燃焼計算を実施する機能をSWAT3.1に追加したSWAT4.0を開発した。SWAT4.0では、SRAC2006の入力のテンプレートをSWATの入力に与えておき、燃焼領域の原子個数密度を燃焼ステップ毎に入れ替えながらSRAC2006により実効断面積を作成することにより、2次元燃焼計算が可能となっている。本レポートはSWAT4.0の概要と入力データの説明及び利用例を示す。
古高 和禎
JAEA-Data/Code 2014-027, 32 Pages, 2015/02
JAEA-Data-Code-2014-027.pdf:7.25MB
放射線輸送シミュレーション・コードPHITSにより得られた結果を4次元(3次元空間+時間)可視化することにより、シミュレーション結果の定量的理解を容易にし、それを用いた装置開発を促進することを目的として、ソフトウェア・ツールを開発した。実用に堪えるツールを可能な限り早く使用に供するために、使用可能な既存のソフトウェアを最大限活用することにし、可視化にはParaViewを、解析にはROOTを用いることにした。そして、PHITSによるシミュレーション結果をParaViewで可視化することができるようにするために、データ形式の変換ツール及び可視化を簡単化するツール(angel2vtk, DispDCAS1, CamPos)を作成した。一方、dieawayプロットの解析のためには、ROOTを利用したソフトウェア、dianaを作成した。
高山 秀樹*; 高井 静霞; 武田 聖司
JAEA-Data/Code 2014-026, 189 Pages, 2015/02
JAEA-Data-Code-2014-026.pdf:8.03MB
高レベル放射性廃棄物地層処分の安全評価では、処分場の調査・建設・操業・閉鎖段階で用いられる工学技術の適用により生じるバリア特性への影響を考慮した評価シナリオを構築する必要がある。安全規制の観点から処分工学技術の適用に関連した評価シナリオを構築するためには、地層処分事業に用いられる可能性のある工学技術の情報を把握し、それらの技術の適用に関連した事故または人的要因と閉鎖後の人工バリア・天然バリアの安全機能に与える影響との関係を整理することが重要と考えられる。そこで本研究では、地層処分で採用される可能性のある工学技術を、処分場の調査・建設・操業・閉鎖の段階ごとにリスト化し、リスト化した工学技術の特徴、地下施設の製作・施工の作業手順や工学技術適用上の留意点についての情報を収集した。その情報から、工学技術の適用により生じる可能性のある人工バリア・天然バリアの設計上想定される状態から逸脱した状態(以下、逸脱事象)を特定し、逸脱事象が顕在化した場合のバリア特性の変化、安全機能の喪失・低下につながる影響の連鎖を作成し、逸脱事象に進展する可能性のある工学技術に関連した事故・人的要因を特定した。これらを基に、工学技術適用に関連した事故・人的要因により生じる可能性のある閉鎖後の長期安全性に与える影響の連鎖をシナリオとして提示し、一連の整理の結果を地層処分工学技術の適用に関連したシナリオ構築のためのデータベースとして整備した。
宇田川 豊; 鈴木 元衛; 天谷 政樹
JAEA-Data/Code 2014-025, 27 Pages, 2015/02
JAEA-Data-Code-2014-025.pdf:2.53MB
軽水炉燃料の事故時挙動解析コードRANNSの開発が進められている。RANNSは、同じく軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として開発・整備が進められているFEMAXI-7(2014年現在)の事故解析向けバージョンであり、特に反応度事故(RIA)条件下の熱的及び力学的挙動の解析をその主たる目的としている。本報告は、原子炉安全性研究炉(NSRR)におけるRIA模擬実験データのRANNSによる解析を通じて近年行われた、高燃焼度燃料のRIA時挙動で特に重要なペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)に関する解析精度向上を目的としたRIA解析モデルの開発・検証について整理したものである。具体的には、燃料の力学的な挙動に関しては、ペレットリロケーションモデル、ペレット降伏応力モデル、ペレット-被覆管の力学的なボンディングモデル、及び被覆管の破損限界評価モデル等について、また熱的な挙動に関しては、被覆管表面で生じる核沸騰離脱及びそれに続く遷移沸騰、膜沸騰時の実効的な被覆管-冷却材間熱伝達モデルについて整理した。
菅原 隆徳; 平井 康志*; 西原 健司; 岩元 大樹; Sambuu, O.*; 牛尾 直史*
JAEA-Data/Code 2014-024, 86 Pages, 2015/02
JAEA-Data-Code-2014-024.pdf:6.04MB
未臨界度調整機構を導入した加速器駆動核変換システム(ADS)検討に資するため、汎用炉心解析システムMARBLEの機能を利用して、三次元炉心解析コードADS3Dを整備した。従来のADS核解析では二次元RZ計算モデルを主に扱ってきたが、この整備により、三次元の非均質な計算体系を対象として、陽子・中性子の輸送から燃焼計算、燃料交換までを扱うことが可能となった。これにより、制御棒や可燃性毒物などの未臨界度制御機構を取り入れた三次元の非均質な計算体系を計算対象とすることが可能となり、より幅広いADS炉心概念の検討が可能となる。
稲葉 良知; 井坂 和義; 深谷 裕司; 橘 幸男
JAEA-Data/Code 2014-023, 64 Pages, 2015/01
JAEA-Data-Code-2014-023.pdf:7.15MB
日本原子力研究開発機構は、開発途上国等への世界展開を目指し、蒸気タービンによる発電、工業プロセスへの高温蒸気や地域暖房への低温蒸気供給を行う小型高温ガス炉システムの概念設計を実施した。小型高温ガス炉の炉心熱流動設計では、燃料の熱的健全性を確保するために、燃料最高温度の評価が重要となるが、その算出・評価をパーソナルコンピュータ(PC)上で簡便に行えるように、Microsoft Excelをベースとした計算ファイルを開発した。本報告書では、計算で使用される基礎式、計算方法と手順及び検証計算結果について述べる。
吉田 泰*; 北村 暁
JAEA-Data/Code 2014-022, 38 Pages, 2014/12
JAEA-Data-Code-2014-022.zip:0.18MBJAEA-Data-Code-2014-022.pdf:2.28MB
経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)の熱化学データベース(Thermochemical Data Base: TDB)プロジェクトでは、放射性廃棄物の地層処分における性能評価上重要な元素の熱力学データベースの開発が行われている。近年では、2008年にトリウム、2012年にスズそして2013年に鉄(第1分冊)の熱力学データベースが公開された。収録されている熱力学データは、レビュー方法やデータ選定、ゼロイオン強度への活量係数補正、誤差の評価、および温度補正などについて示された、OECD/NEA自身のガイドラインに従い厳しい目で選定されており、そのため信頼性が高いとされている。本報告では、OECD/NEAの選定値について、既存のものにトリウム,スズおよび鉄(第1分冊)の選定値を追加し、汎用地球化学計算コードであるPHREEQC, EQ3/6およびGeochemist's Workbenchで読み込み可能なデータベースファイルとして整備した。整備したデータベースファイルは日本原子力研究開発機構の熱力学・収着・拡散データベースのホームページより入手することができる。
大森 一秋; 長谷川 隆; 宗本 隆志; 増田 薫*; 青才 大介*; 乾 道春*; 岩月 輝希
JAEA-Data/Code 2014-019, 121 Pages, 2014/12
JAEA-Data-Code-2014-019.pdf:56.12MB
日本原子力研究開発機構は岐阜県瑞浪市で進めている超深地層研究所計画において、研究坑道の掘削が周辺の地下水の地球化学特性に与える影響を把握することを目的とした調査研究を行っている。本データ集は、超深地層研究所計画において2013年度に実施した地下水を対象とした地球化学調査によって得られたデータを取りまとめたものである。
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2014-021, 59 Pages, 2014/11
JAEA-Data-Code-2014-021.pdf:5.16MB
LSTFを用いた実験(実験番号: SB-CL-32)が1996年5月28日に行われた。SB-CL-32実験では、PWRの1%低温側配管小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、非常用炉心冷却系である高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入系(ACC)タンクから非凝縮性ガスが流入しないと仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両ループの蒸気発生器(SG)二次側減圧を破断後10分に一次系減圧率200K/hを目標として開始した。AM策開始後、SG二次側圧力の低下にしたがって一次系圧力は低下した。クロスオーバーレグの下降流側水位の低下とともに、ボイルオフによる炉心露出が開始した。一回目のループシールクリアリング(LSC)後速やかに炉心水位は回復し、模擬燃料棒表面温度は669Kまで上昇した。一次系減圧にしたがい低温側配管内でのACC水上の蒸気凝縮に誘発された二回目のLSC前に、ボイルオフによる炉心露出が生じた。二回目のLSC後速やかに炉心水位は回復し、観測された燃料棒表面最高温度は772Kであった。ACC隔離後、低圧注入系の注水による継続的な炉心冷却を確認して実験を終了した。本報告書は、SB-CL-32実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
酒谷 圭一; 中村 康雄; 辻 智之; 中谷 隆良
JAEA-Data/Code 2014-020, 38 Pages, 2014/11
JAEA-Data-Code-2014-020.pdf:30.04MB
余裕深度処分の安全評価においては、処分施設閉鎖後、数十万年に渡る超長期的な時間軸での被ばく線量を評価し、現在のみならず、将来の公衆に対する安全性を確認することが必要である。日本原子力研究開発機構では、保有する原子力施設等の運転および解体に伴い発生する放射性廃棄物のうち、余裕深度処分対象廃棄物の安全な処分の実現を目指し、平成20年度より一次元移流分散方程式をベースとした核種移行解析が可能な汎用シミュレーションソフトウェア「GoldSim」を用いて被ばく線量評価ツールを作成するとともに、対象廃棄物を処分した場合の被ばく線量評価を進めてきた。また、評価ツールについては、旧原子力安全委員会の安全審査指針など、最新の評価の考え方を反映しながら、随時改良を加えてきた。本報告書は現在までに作成した評価ツールのうち、「ガス移行シナリオ」評価ツールについて、評価モデルの考え方および評価ツールの構成を解説したものである。
2013年度)データ集上野 哲朗; 佐藤 成二; 竹内 竜史
JAEA-Data/Code 2014-018, 37 Pages, 2014/11
JAEA-Data-Code-2014-018.pdf:3.64MBJAEA-Data-Code-2014-018-appendix(CD-ROM).zip:0.57MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「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(地層科学研究)の一環として、岐阜県瑞浪市において結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「地表からの調査予測研究段階(第1段階)」、「研究坑道の掘削を伴う研究段階(第2段階)」、「研究坑道を利用した研究段階(第3段階)」の3段階からなる。研究所用地における第1段階の調査研究は、2002年度から2004年度まで実施され、2004年度からは第2段階の調査研究が、2010年度からは第3段階の調査研究が開始されている。第2段階の調査研究では、「研究坑道の掘削を伴う調査研究による地質環境モデルの構築および研究坑道の掘削による深部地質環境の変化の把握」を段階目標の一つとして調査研究を実施しており、その一環として、研究坑道内への湧水量計測を2005年2月から実施している。本データ集は、20122013年度に実施した研究坑道内での湧水量計測で取得したデータを取りまとめたものである。
真辺 健太郎; 佐藤 薫; 高橋 史明
JAEA-Data/Code 2014-017, 60 Pages, 2014/10
JAEA-Data-Code-2014-017.pdf:15.4MBJAEA-Data-Code-2014-017-appendix(CD-ROM).zip:0.62MB
国際放射線防護委員会ICRPは、2007年勧告において、コーカソイドの体格、臓器質量のデータに基づく人体モデルを線量評価のための標準ファントムと定めた。標準ファントムは、内部被ばく線量評価においては、比吸収割合SAFの算出に用いられる。一方、成人日本人は、成人コーカソイドに比べ小柄であり、臓器質量の特徴も異なる。SAFは体格や臓器質量に依存するため、両人種間の身体的特性の違いが線量係数に影響を及ぼす可能性がある。そこで、平均的成人日本人男性ファントムJM-103を汎用放射線輸送計算コードMCNPX 2.6.0に組み込み、67個の線源領域と41個の標的臓器の組合せについて、10keVから10MeVの範囲の25種類の単色光子及び電子に対するSAFを計算した。また、本研究の計算結果とICRPの成人男性の標準ファントムによるSAFを比較して、成人日本人とコーカソイド間の身体的特性の違いがSAFに及ぼす影響を分析した。本研究で計算したJM-103のSAFは、成人日本人男性と成人コーカソイド男性の身体的特性の違いが線量係数に及ぼす影響を評価するための基礎データとなる。
浅見 誠; 綿引 博美; 大井 貴夫; 牧野 仁史; 柴田 淳広; 亀尾 裕; 目黒 義弘; 芦田 敬
JAEA-Data/Code 2014-016, 37 Pages, 2014/09
JAEA-Data-Code-2014-016.pdf:37.04MBJAEA-Data-Code-2014-016-appendix(CD-ROM).zip:60.46MB
東京電力株式会社(東京電力)福島第一原子力発電所から発生する廃棄物に関する分析結果のうち、2011年度から2013年度(2014年3月末)までに日本原子力研究開発機構(JAEA)と東京電力によって公開されている滞留水・処理水の分析結果(JAEAの分析結果: 25サンプル、東京電力の分析結果: 313サンプル)を水分析結果データベース(2013年度版)としてまとめた。また、東京電力によって公開されている汚染水処理に係る二次廃棄物(吸着材、スラッジ)中のインベントリ評価に必要な滞留水量及び廃棄物発生量に関する情報(「福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について」等の公開資料の第0報(2011/5/31)から第143報(2014/3/25)の内容)も合わせてまとめた。本資料では、例題を用いて水分析結果データベースの機能と使用方法を示すとともに、水分析結果データベース(2013年度版)を付録CDとして提供する。
駒 義和
JAEA-Data/Code 2014-015, 23 Pages, 2014/09
JAEA-Data-Code-2014-015.pdf:2.2MB
東京電力福島第一原子力発電所の事故において放射性核種が環境に放出された。東京電力は原子炉周辺の土壌を採取し、分析した結果を公表している。この分析値と原子炉内に存在した燃料の組成を用いて、Csを基準とした輸送比を計算した。
川本 康司; 村上 裕晃; 石橋 正祐紀; 笹尾 英嗣; 渡辺 和彦; 見掛 信一郎; 池田 幸喜
JAEA-Data/Code 2014-014, 27 Pages, 2014/08
JAEA-Data-Code-2014-014.pdf:24.28MBJAEA-Data-Code-2014-014-appendix(CD-ROM).zip:92.23MB
本データ集は、2011年度から2013年度にかけて、瑞浪超深地層研究所の深度500mステージの掘削に伴って実施した壁面地質調査の結果を取りまとめたものである。調査の結果、深度500mステージには後期白亜紀の土岐花崗岩が分布するが、部分的にペグマタイトやアプライト,ランプロファイアー岩脈が分布することが判明した。
助川 篤彦; 仁井田 浩二*
JAEA-Data/Code 2014-013, 61 Pages, 2014/08
JAEA-Data-Code-2014-013.pdf:34.06MB
核融合施設へのPHITSの適用と改良に向けて、計算精度の検証及び計算効率の技術的な課題の抽出を行った。単純体系、超伝導トカマク装置を模した複雑体系、及び、核融合用加速器を含む実験体系を用いた計算のベンチマークから、同じ評価済核データライブラリー、同じ幾何形状モデル、同じ線源を用いる限り、PHITSで計算される中性子、光子のフラックスは、MCNPの結果と統計誤差範囲で一致することがわかった。これに加えて、分散(統計誤差)を低減するための方法としてWeight Windowを用いた場合も、PHITSとMCNPで計算される中性子、光子のフラックスは統計誤差範囲で一致することがわかった。
石見 明洋; 舘 義昭; 勝山 幸三; 三澤 進*
JAEA-Data/Code 2014-012, 72 Pages, 2014/08
JAEA-Data-Code-2014-012.pdf:82.93MB
日本原子力研究開発機構の集合体試験課(FMS)では、X線CT検査技術を用いて高速実験炉「常陽」等で照射された燃料集合体内部の健全性について確認を行ってきた。本技術は非破壊で欠陥等を観察することが可能であることから、照射燃料集合体試験施設(FMF)において福島第一原子力発電所から取出された燃料集合体の健全性を確認するための手法としてX線CT検査技術の適用を検討している。本報告では、燃料集合体の健全性確認として燃料集合体内の異物検知や燃料ピンの腐食(酸化)検知と欠陥検知へのX線CT検査技術の適用性を確認する基礎データを取得するために実施した模擬試験体等の撮像結果について取りまとめた。
安田 麻里; 田中 究; 渡辺 幸一; 星 亜紀子; 辻 智之; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2014-011, 59 Pages, 2014/08
JAEA-Data-Code-2014-011.pdf:16.84MB
日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する放射性廃棄物については、近い将来に浅地中埋設処分の実施が予定されており、簡便かつ迅速に放射能濃度を評価する合理的方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法を検討することを目的として、廃棄物の保管数量が比較的多い動力試験炉(JPDR)の解体に伴って発生した雑固体廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を行っている。本報告では、これまでに取得した15核種(
H, 
C, 
Cl, 
Co, 
Ni, 
Ni, 
Sr, 
Nb, 
Tc, 
Ag, Cs, 
Eu, 
Eu, 
Ho, 全
)について、有意な362点の放射能濃度データを整理し、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめた。
窪田 晋太郎; 臼井 秀雄; 川越 浩
JAEA-Data/Code 2014-010, 84 Pages, 2014/06
JAEA-Data-Code-2014-010.pdf:19.09MB
クリアランスとは、当該物質を「放射性物質として扱う必要のないもの」として、放射線防護に係る規制の枠組みから外すことをいう。それを区分するレベルをクリアランスレベルと呼ぶ。我が国ではクリアランスレベルとクリアランスレベル検認の手順が法律・規則によって導入されており、国による確認を受けたクリアランス対象物は通常の廃棄物と同様の処理や再生利用が可能である。このような廃棄物の大部分は原子力施設の解体によって発生する。日本原子力研究開発機構ではクリアランスを支援するツールとしてクリアランスレベル検認評価システム(CLEVES)の開発を行っている。クリアランスに伴う測定・評価や記録の作製・保存を支援するためのツールとして、クリアランスデータ管理システム(CDMS)を開発、整備し、CLEVESの付属機能として追加した。また、原子力機構で実施したクリアランス作業のデータを登録し、CDMSによる評価結果が正しいことを確認した。今後も継続して機構のクリアランス作業にCDMSを適用することでクリアランス作業の軽減と効率化を図ることができると考えられる。
nsted-Guggenheim-Scatchard model北村 暁; 土井 玲祐; 吉田 泰*
JAEA-Data/Code 2014-009, 69 Pages, 2014/06
JAEA-Data-Code-2014-009.pdf:4.73MBJAEA-Data-Code-2014-009-appendix(DVD).zip:0.22MB
高レベル放射性廃棄物およびTRU廃棄物の地層処分の性能評価に用いるための熱力学データベース(JAEA-TDB)で選定されているパラジウムとスズの熱力学データを更新した。パラジウムの加水分解種および塩化物錯体の熱力学データについては最新の原著論文を、スズの熱力学データについては経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)が公開した熱力学データベースを基に、選定値のレビューと内部整合性の確認を行ったうえで採用した。また、プロトアクチニウムの一部の熱力学データを修正し、より現実的な溶解度評価が可能なデータセットに更新した。更新したJAEA-TDBのテキストファイルとして、PHREEQC, EQ3/6, Geochemist's Workbenchといった地球化学計算コード用フォーマットを整備した。この際、PHREEQCについては、SIT活量補正モデルが利用可能なデータベースファイルとした。
酒谷 圭一; 菅谷 敏克; 中谷 隆良; 船橋 英之
JAEA-Data/Code 2014-008, 53 Pages, 2014/06
JAEA-Data-Code-2014-008.pdf:39.9MB
余裕深度処分の安全評価においては、処分施設閉鎖後、数十万年に渡る超長期的な時間軸での被ばく線量を評価し、現在のみならず、将来の公衆に対する安全性を確認することが必要である。日本原子力研究開発機構では、保有する原子力施設等の運転及び解体に伴い発生する放射性廃棄物のうち、余裕深度処分対象廃棄物の安全な処分の実現を目指し、平成20年度より一次元移流分散方程式をベースとした核種移行解析が可能な汎用シミュレーションソフトウェア「GoldSim」を用いて被ばく線量評価ツールを作成するとともに、対象廃棄物を処分した場合の被ばく線量評価を進めてきた。また、評価ツールについては、旧原子力安全委員会の安全審査指針など、最新の評価の考え方を反映しながら、随時改良を加えてきた。本報告書は現在までに作成した評価ツールのうち、"土地利用シナリオ"を対象に作成した評価ツールについて、評価モデルの考え方及び評価ツールの構成を解説したものである。
原賀 智子; 飛田 実*; 高橋 重実*; 酒谷 圭一; 石森 健一郎; 高橋 邦明
JAEA-Data/Code 2014-007, 52 Pages, 2014/06
JAEA-Data-Code-2014-007.pdf:28.47MB
敦賀本部原子炉廃止措置研究開発センターでは、新型転換炉原型炉「ふげん」の廃止措置が進められており、解体撤去物等のクリアランス申請や廃棄確認のためのスケーリングファクタ法の確立に向けて、解体撤去物等から採取した試料の放射能データの収集を進めている。バックエンド推進部門廃棄物確認技術開発グループでは、廃棄物放射能データの収集を効率よく行うために簡易・迅速分析法を開発した。そこで、廃棄物確認技術開発グループで開発した簡易・迅速分析法の実証試験として、実放射性廃棄物試料のうち、「ふげん」の解体撤去物等のうち金属配管から採取した試料の放射能分析を行い、開発した分析法が金属試料に適用できることを示すとともに、解体撤去物等に対する放射能データを整備した。
製錬転換施設廃止措置成果編集委員会
JAEA-Data/Code 2014-006, 38 Pages, 2014/06
JAEA-Data-Code-2014-006.pdf:14.71MB
人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設は、湿式一貫製錬法及び六フッ化ウラン転換技術実証に使用した設備と回収ウラン転換技術開発に使用した設備を有する施設で、昭和54年から建設を開始し、昭和56年10月に完成した施設である。平成20年度から、管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年度までに給排気設備・廃液処理設備を除く管理区域内の機器(使用済流動媒体貯槽、処分制限財産品を除く)の撤去、その後給排気設備・廃液処理設備等の付帯設備の解体・閉止措置等(高所及び埋設ダクト、廃液配管の一部、電気ケーブルを除く)を含む撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の平成24年度に実施した使用済流動媒体貯槽の撤去作業の解体実績評価に用いる基礎情報をデータ集としてまとめたものである。
生田 正文; 丹羽 正和; 高取 亮一*; 鎌滝 孝信*; 黒澤 英樹*
JAEA-Data/Code 2014-002, 246 Pages, 2014/06
JAEA-Data-Code-2014-002-01.pdf:17.7MBJAEA-Data-Code-2014-002-02.pdf:49.07MBJAEA-Data-Code-2014-002-03.pdf:39.02MBJAEA-Data-Code-2014-002-04.pdf:36.25MBJAEA-Data-Code-2014-002-05.pdf:22.17MBJAEA-Data-Code-2014-002-appendix(DVD).zip:1642.4MB
2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震(Mw9.0)による津波災害を契機に、津波堆積物を用いた海溝型巨大地震に関する研究が注目を集めている。一方、日向灘に面する宮崎平野は、歴史時代に日向灘あるいは南海トラフを震源とする大規模な地震による津波に襲われたことが知られている。しかしながら堆積物として津波の痕跡を確認するなど、その証拠を科学的に明らかにした地質学的な研究例は未だ無い。本研究では、宮崎平野の完新世の堆積物を事例に、津波堆積物の認定手法の高度化のほか、数千年オーダでの局所的な隆起・沈降のプロセスの解明等に取り組んでおり、これまでに堆積物の記載、採取および各種分析等を進めてきた。本データ集は、これらの結果を取りまとめ、報告するものである。
酒井 利啓; 松岡 稔幸; 天野 健治
JAEA-Data/Code 2014-005, 43 Pages, 2014/05
JAEA-Data-Code-2014-005.pdf:33.23MBJAEA-Data-Code-2014-005-appendix(DVD).zip:940.62MB
日本原子力研究開発機構幌延深地層研究センターでは、深部地質環境の調査・解析・評価技術の基盤の整備を目標の一つとして北海道幌延町において幌延深地層研究計画を進めており、その一環として地質環境モデルに関する調査・解析技術の開発を行っている。日本全国を対象とした10m間隔グリッドの数値標高モデルが近年国土地理院より公開され、これにより広域を対象にほぼ均質な精度で微地形の検討ができるようになった。このことから、地質環境モデル構築のためのデータセット整備の一環として、幌延町周辺の地形・地質特性を評価するための基礎データを得ることを目的に、10mグリッド数値標高モデルを利用して地形を可視化する18種類のフィルタ画像データを作成した。
佐藤 成二; 尾方 伸久
JAEA-Data/Code 2014-004, 44 Pages, 2014/05
JAEA-Data-Code-2014-004.pdf:17.15MBJAEA-Data-Code-2014-004-appendix(CD-ROM).zip:278.83MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学研究ユニットでは、超深地層研究所計画の一環として、地下水流動解析における上部境界条件を与える岩盤浸透量の水収支解析による算出、水理地質構造モデルのキャリブレーションに必要なデータの取得および研究坑道掘削に伴う浅層の地下水環境の変化の把握を目的として、表層水理観測を実施している。表層水理観測は、蒸発散量算出のための気象要素,降水量,河川流量,地下水位および土壌水分の観測を、正馬川流域,正馬川モデル流域および瑞浪超深地層研究所用地で実施している。本報告では、2012年度の上記流域等で得られた気象要素,降水量,河川流量,地下水位,土壌水分について、欠測や異常値を示すデータの補正・補完を行いデータセットとして取りまとめた。また、研究坑道掘削工事における周辺環境モニタリング調査の一環で取得されている狭間川の河川流量データを用いて、2012年度の本流域の岩盤浸透量を算出した。
佐藤 成二; 尾方 伸久
JAEA-Data/Code 2014-003, 22 Pages, 2014/05
JAEA-Data-Code-2014-003.pdf:10.84MBJAEA-Data-Code-2014-003-appendix(CD-ROM).zip:25.03MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学研究ユニットでは、広域地下水流動研究の一環として、地下水流動解析における上部境界条件を与える岩盤浸透量の水収支解析による算出、水理地質構造モデルのキャリブレーションに必要なデータの取得を目的として、表層水理観測を実施している。観測項目は降水量および河川流量であり、柄石川と日吉川を観測流域としている。本報告では、2012年度の表層水理観測で得られた降水量,河川流量について、データの欠測や異常値を示すデータの補正・補完を行いデータセットとして取りまとめた。
西 剛史; 荒井 康夫; 高野 公秀; 倉田 正輝
JAEA-Data/Code 2014-001, 45 Pages, 2014/03
JAEA-Data-Code-2014-001.pdf:3.57MBJAEA-Data-Code-2014-001(errata).pdf:0.2MB
本研究の目的はマイナーアクチノイド(MA)核変換用加速器駆動システム(ADS)の燃料設計に必要な窒化物燃料の物性データベースを整備することである。ADS用の窒化物燃料にはPu及びMAが主要成分として含まれること、ならびにZrN等の希釈材が添加されることに特徴がある。このためPuやMAの窒化物のほかZrNを含む窒化物固溶体を対象として、ADSの燃料設計に必要な物性に関する実験値や評価値を収集・整理した。これらの物性値は設計において種々の条件に対応しやすくするため、可能な限り定式化することに努めた。また、誤差の推定が可能な物性値についてはその評価結果も記載した。PuやMA等の超ウラン元素(TRU)窒化物については実験値や評価値が報告されていない物性値も多いので、その場合は代替としてUNや(U,Pu)Nの報告されている物性値でデータベースを補完することにより、許容できる精度を持ったADS燃料の設計ができるようにした。