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阿部 健康; 飯田 芳久
Journal of Advanced Concrete Technology, 20(3), p.236 - 253, 2022/03
被引用回数：2 パーセンタイル：11.94(Construction & Building Technology)本論文は、放射性廃棄物処分におけるバリアシステム構成材料の性能評価について、日本の現状をまとめたものである。まず、"安全機能"の概念について概説し、続いて先行事例であるベルギーの短寿命低中レベル廃棄物処分の閉鎖後性能評価について概観する。そしてベルギーの事例について、その評価モデルや評価手法を"曼荼羅"の概念に基づいて分析する。同様の方法で日本の事例についても分析し、その結果をベルギーの事例と比較することにより、日本の今後の技術的課題を指摘する。
笹川 剛; 向井 雅之; 澤口 拓磨
JAEA-Data/Code 2021-012, 122 Pages, 2022/01
JAEA-Data-Code-2021-012.pdf:3.87MB
高レベル放射性廃棄物や炉内等廃棄物などの放射性廃棄物を処分する際には、人工バリアと天然バリアから構成される多重バリアシステムにより、公衆への被ばくを低減することが求められる。これらのバリアのうち、人工バリアは、放射性核種の閉じ込め機能を発揮することが期待されている。人工バリアに使用されることが想定される材料は、時間とともに変質し、その性能も変化する。変化する性能を的確に評価するためには、人工バリアの長期的な状態変化を解析的に推定することが重要である。人工バリアの状態は、その内部で生じる物質移行と地球化学反応とにより変化するが、これらは相互に関連し合う現象であるため、連成して解析することが必要である。そこで、人工バリアの長期的な状態変化、特に、ベントナイト系緩衝材の人工バリア性能として重要な透水性を主な対象として解析するコードとしてMC-BUFFERを開発してきた。本報告書は、人工バリアに期待される機能、その性能に影響するパラメータ、MC-BUFFERに実装したモデル、MC-BUFFERの構成と機能、入力ファイルの使用と出力例、MC-BUFFERの実行方法およびサンプルランなどについてまとめたものである。
掛樋 勲; 中林 弘樹
JNC TN9400 2000-051, 237 Pages, 2000/04
JNC-TN9400-2000-051.pdf:8.14MB
本研究は、従来のPurex再処理法-ペレット加工法と異なるシステム概念の乾式リサイクルシステム(乾式再処理-射出成型(金属燃料)、振動充填(酸化物燃料)加工法)について、その安全システムを構築するために、安全システムの考え方(安全システム概念)を示し、安全評価に関わる検討を行ったものである。安全システムの考え方については、我が国現行の再処理安全審査指針に則って、必要な安全機能、安全設計要件及び安全設備を示し、課題を摘出した。安全評価に関わる検討については、想定する異常事象及び事故事象を選定し、安全設計パラメータ(閉じ込めフィルタ能力等)と漏洩インベントリをパラメータとして、公衆被ばく量制限との関係を求め、課題を摘出した。また、臨界管理の設計及び評価に資するため、臨界解析を行った。以上のように、本研究では、安全設計方針(安全設計上考慮すべき事項)、指針等の作成及び具体的な安全設計を進めるために、乾式システムの安全システム概念を体系化して、課題を示した。
not registered
JNC TN1400 2000-001, 371 Pages, 2000/01
JNC-TN1400-2000-001.pdf:12.26MB
平成10年度の核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)における安全研究は、平成8年3月に策定した安全研究基本計画(平成8年度
平成12年度〉に基づき実施してきた。本報告書は、核燃料サイクル分野(核燃料施設等、環境放射能及び廃棄物処分分野の全課題、並びに耐震及び確率論的安全評価分野のうち核燃料サイクル関連の課題)について、平成8年度平成10年度の3ヶ年の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。
岡崎 隆司*; 関 泰; 稲辺 輝雄; 青木 功
JAERI-M 93-112, 122 Pages, 1993/06
核融合実験炉の安全確保の方法について提案する。核融合実験炉の安全上の特徴を踏えて、安全確保の考え方として、通常状態に対してはALARA(As Low As Reasonably Achievable)を、通常状態からの逸脱に対しては深層防護の考え方を用いることにする。この考え方に基づいた本方法は、機器の安全設計、この安全設計に対して安全上の見地から適切な要求を課すための安全機能の重要度分類の方法とその適用例、これらの妥当性を確認するために行う安全評価のための事象抽出法とそれを適用して求めた設計基準事象例等から構成されている。この一貫した方法で、核融合実験炉の安全確保は得られる見通しで、この方法は安全確保の有力な方法の一つになると考える。
岡崎 隆司*; 西尾 敏; 渋井 正直*; 佐治 愿*; 高津 英幸; 多田 栄介; 青木 功; 関 泰
Fusion Technology 1992, p.1744 - 1748, 1993/00
核融合実験炉の各機器に対して安全上の見地からそれらの相対的重要度を定め、各機器に対して適切な要求を課すことは、多大なコストと製作工程を低減する上で重要な課題の一つである。本報では、その基本的考え方となる各機器に対する安全機能の重要度分類について提案する。その作成に当っては、判断の目安を明確にするために軽水炉との比較を行い、核融合実験炉の各機器の持つトリチウム量、リスクポテンシャルと事象の拡大性等を考慮する。各機器は安全機能の種類から異常発生防止系(PS)と異常影響緩和系(MS)に分け、それらは更に安全機能の重要度に応じてそれぞれ3つのクラスに分類する。この重要度分類の特徴は、(1)真空境界を形成する機器を最も重要度の高いPS-1に分類したこと、(2)トリチウムの閉じ込め障壁をMS-1に分類したこと、(3)核融合実験炉は軽水炉に比べて炉停止が容易なことからそれらの機器をMS-2,MS-3に分類したこと等である。
向井 雅之; 片岡 理治; 飯田 芳久; 前田 敏克; 広田 直樹; 山口 徹治; 田中 忠夫
no journal, ,
地層処分の長期安全評価手法の整備を目的として、我が国で想定される様々な環境条件でのガラス固化体、オーバーパック、緩衝材等の人工バリア材の性能評価モデル、および核種の収着、拡散、溶解度等核種移行パラメータについてのモデル・データを整備してきた。一方、長期的な人工バリア領域における特性や状態の空間的・時間的変遷を考慮した安全評価を実施するためには、これらのモデルやパラメータをリンクさせ、相互に関連づけながらひとつながりの核種移行解析を行えるようにすることが必要である。本報では、処分場閉鎖後の人工バリア材のバリア性能の長期変遷を評価するため、具体的なモデルやデータを関連付け、一連の解析を行うことのできる手法を整備した。この手法を用い、緩衝材の機能について、施工厚さや施工密度、地下水条件を幅広く設定したうえで、時間変遷するバリア材や間隙水組成を考慮した10万年にわたる解析を実施し、安全機能への影響の大きな因子を明らかにするとともに、安全規制の観点からの重要な設計要件等を抽出した事例を報告する。
