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論文

Evaluation of the radiation protection capability in shelter facilities with positive pressure ventilation

石崎 梓; 中西 千佳*; 田窪 一也*; 宗像 雅広

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05

In case of a nuclear facility accident, inhabitants living around the nuclear facility generally evacuate further area to prevent radiation exposure. However, people who are unable to move immediately from inhabited areas are supposed to evacuate in local sheltering facilities. Therefore, such facilities have to have enough radiation protection capability for inhabitant's evacuation by equipping a strong construction to shield radiation and a positive pressure ventilation equipment with radioactive materials removal filters to decrease internal exposure. In Japan, such facilities are selected among local public facilities and also these facilities are almost built with wood construction, steel construction and reinforced concrete structure. In addition, facility characteristic, such as floor area, window area, airtightness, positive ventilation performance and so on, are different. To select appropriate facilities to use as sheltering facilities, an evaluation method of radiation protection capability of each facility is necessary. In our study, we focused on air-ventilation and developed an evaluation method of radiation protection capability of internal exposure by inhalation in facilities with positive pressure ventilation equipment. Then, we evaluate radiation protection capabilities of some facilities with various characteristics under various climate conditions. To simulate inflow of radioactive materials, we constructed a compartment model and use computational fluid dynamics analysis. From our evaluation results, it was cleared the relationship between an outdoor wind velocity and a necessary differential pressure to keep positive pressure, and the relationship between internal exposure dose and airtightness.

報告書

建屋の遮蔽性能評価のための建築材料の光子透過率データ集(受託研究)

石崎 梓; 普天間 章; 田窪 一也*; 中西 千佳*; 宗像 雅広

JAEA-Data/Code 2018-022, 20 Pages, 2019/03

JAEA-Data-Code-2018-022.pdf:2.05MB

原子力災害発生時に、被ばく線量を低減するための手段として、屋内退避施設や家屋等の建屋への避難をする場合がある。被ばく線量をどの程度低減することができるかを評価するためには、避難対象施設を構成している建築材料の遮蔽能力を把握しておく必要がある。そこで、国内にて現在、建屋を建築する際に使用されている主な建築材料について、3種類のエネルギーの光子(X線及びガンマ線)照射試験を実施し、各建築材料の光子透過率を取得、整理した。その結果、木構造や鉄骨構造で多く使用されている複合壁や屋根の遮蔽性能が比較的低いことがわかった。また、複合壁や屋根に使用する材質が異なることによって、遮蔽性能が変化する結果となった。例えば、複合壁の場合、外壁が窯業系サイディング材の場合と比較すると、軽量コンクリートの場合では、透過率が低くなった。さらに、遮蔽性能が比較的低い建築材料については、遮蔽性能を強化するための追加対策として、遮蔽材を付加した場合の光子透過率についても測定を行い、その結果を取りまとめた。

論文

Study on criticality in natural barrier for disposal of fuel debris from Fukushima Daiichi NPS

島田 太郎; 田窪 一也*; 武田 聖司; 山口 徹治

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.183 - 187, 2018/11

福島第一原子力発電所の燃料デブリを格納容器から回収した後、地層処分相当の処分場に埋設する際に、燃料デブリはウランのインベントリも多く、$$^{235}$$U濃縮度が2%を超えるため、処分場から溶出したウランが天然バリア内のある地点に集積し、臨界となる可能性が懸念される。本研究では、まずその可能性のある条件を抽出するため、処分場及び天然バリアにおける溶解度、地下水流速などの条件を変化させた1次元核種移行の解析を基に移行経路上のウラン沈殿量を保守的に評価した。その結果、還元性環境が維持される通常の処分環境下では移行経路上で臨界質量を超えるウランが沈殿することはないことが示された。ただし、表層付近の酸化性地下水の流入によって処分場が酸化性に変化する場合では、地質媒体中の酸化から還元に変化するフロントで臨界質量を上回るウランが沈殿する可能性が示唆された。次に、この臨界の可能性が懸念される条件に対し、より現実的に処分場の空間レイアウトを考慮した核種移行解析、臨界評価を行った。その結果、処分場のサイズ条件に基づくウラン集積サイズは臨界となり得る集積サイズよりも広範囲に広がり、天然バリア内において臨界に到する可能性を排除できることが示された。

論文

Evaluation for influence of new volcanic eruption on geological disposal site

島田 太郎; 武田 聖司; 酒井 隆太郎*; 田窪 一也; 田中 忠夫

MRS Advances (Internet), 1(61), p.4081 - 4086, 2016/00

地層処分のサイト選定においては、火山噴火の直接的な影響を避けるため、既存の火山から十分な離隔をとることが求められている。しかしながら、既存火山からの離隔があっても将来の新規火山活動が発生する可能性を排除できない地域があり、回避しきれない不確かさが残る。そこで、仮に火山噴火が発生した場合の影響の程度を把握し、回避すべき期間のめやすを検討するため、新規火山活動の噴火様式を考慮した2つのシナリオに基づき被ばく線量評価を行った。ひとつは火道が処分坑道を直撃して噴火し、大気中に移流拡散後、地表に堆積した放射性物質を含む火山灰上で生活するシナリオであり、住民の被ばく線量は1000年後に噴火が生じた場合でも1mSv/yを超えない結果となった。もう一つは、メラピ式火砕流に伴い火口付近の地表への露出したむきだしの廃棄体に火山調査者などの公衆が放射性廃棄物の存在を知らずに一時的に接近するシナリオである。その公衆に対する線量率が1mSv/hを下回るには、Sn-126などの長寿命核種の影響で10万年程度の期間を要する結果となり、地表へ露出する廃棄体へ接近するシナリオの影響が大きいことを明らかにした。

口頭

地層処分システムの変遷を考慮した安全評価手法の整備,3; 移行パラメータの空間的・時間的変化を考慮した核種移行解析

島田 太郎; 田窪 一也; 武田 聖司; 田中 忠夫

no journal, , 

地層処分の長期安全評価では、地質,水質,水理特性などのサイト状態や人工バリア特性の空間的・時間的変化を考慮する必要がある。そこで、人工バリア及び天然バリアに関する分配係数、拡散係数、間隙率、地下水流速、移行距離などの核種移行パラメータの時間的・空間的変化を評価に反映できる核種移行解析コードを開発し、人工バリア及び天然バリアの状態に応じて変化するパラメータをリンクさせた解析を試行した。本報では、仮想的な堆積岩サイトに処分施設を設定し、施設の設置位置やサイトの隆起・侵食を考慮した地下水流動・塩分濃度の解析から求めた施設から生物圏へ至る移行経路と距離、水質,流速の条件、ならびに人工バリアの長期変遷の解析から決定した核種移行パラメータを入力データとして、各バリアからの主要な放射性核種の移行フラックスを解析し、核種移行フラックスへの影響の大きい因子を整理した結果を報告する。

口頭

地層処分システムへ及ぼす派生断層成長の影響評価手法,2; 断層成長を考慮した核種移行解析

島田 太郎; 田窪 一也; 高井 静霞; 武田 聖司; 田中 忠夫

no journal, , 

地層処分では、活断層等の地質・気候関連事象による処分施設への直接的な影響は立地選定において回避されるが、事象によっては検出が困難である等の理由により事前の回避に不確実性が残る。そこで伏在する派生断層が処分システムにまで成長することを想定して、処分施設への断層交差による人工バリア安全機能の低下・喪失及び断層交差前後の核種移行経路の時間的・空間的な変化を考慮した核種移行解析を試行した。また、断層成長に伴い副次的に生じる可能性のある深部流体の流入や地表からの酸化性地下水の流入の影響についても考慮した。本報では(1)の地下水流動解析結果に基づき、断層成長に伴う移行経路・距離、地下水流速等の変化及び深部流体や酸化性地下水の流入による収着分配係数等の変化を推定し、それらを入力パラメータとして人工バリア出口と天然バリア出口の核種移行フラックスを解析するとともに、解析結果に基づき影響の大きい因子を整理した。

口頭

ICRP 2007年勧告に基づく内部被ばく線量評価コードの開発; コードの全体概要

高橋 史明; 真辺 健太郎; 田窪 一也*; 佐藤 薫

no journal, , 

原子力機構では、原子力規制庁からの委託事業により、ICRP2007年勧告に対応した内部被ばく線量評価コードを平成29年度からの4ヶ年計画で開発している。最終年度となる2020年度は、2019年度までに開発した$$beta$$版に関して、内部被ばく線量評価モニタリングの経験を有する機関の専門家より、操作性や機能に関する意見を聴取した。その後、この結果を反映して、入力に用いるGUI画面の改良、出力機能の追加などの改良を進めた。また、2020年にICRP Publ.141として公開された新しい線量評価モデルの調査、コードへの実装を進め、実効線量係数の導出に係る検証を進めた。本発表では、$$beta$$版を改良したコードについて、基本機能や操作方法などの全体概要を報告し、国内における放射線安全規制の見直しや内部被ばく線量評価における活用策などを示す。

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