多様な原子力施設の廃止措置に向けた原子力機構安全研究センターの取り組み

R&D activities at Nuclear Safety Research Center in JAEA for safety decommissioning of various nuclear facilities

向井 雅之 ; 島田 太郎 ; 田中 忠夫 ; 助川 武則; 中山 真一 

Mukai, Masayuki; Shimada, Taro; Tanaka, Tadao; Sukegawa, Takenori; Nakayama, Shinichi

多様な原子力施設で廃止措置が本格化する中、原子力機構安全研究センターでは、国による安全規制を支援する技術資料及びツールの整備のための研究を実施している。核燃料サイクル施設廃止措置の安全評価に関する研究では、安全評価のために必要な検討をとおし、原子炉施設を対象としたコードをベースに評価コードのプロトタイプを作成した。解体時の被ばく線量評価に関する研究では、原子力機構の施設からの汚染配管に対して切断作業を実施し、核種別の飛散率,粒径分布,フィルタの捕集効率の測定を行った。Co-60汚染の飛散率,フィルタの捕集効率等、取得されたデータは既存の推奨値が十分に保守的であることを示した。サイト解放に関する研究では、サイト解放の基準として、残存放射能濃度を解放後の利用シナリオから計算するためのコードの開発と、より現実的な被ばく評価ができるよう外部被ばくの照射ジオメトリ,内部被ばくの詳細評価に関する改良を行った。コードを使用し、代表的な再利用シナリオを設定した試計算を行った。

Nuclear Safety Research Center in JAEA has been conducting R&D activities to support national safety regulatory systems. (1) Research on safety assessment for decommissioning of nuclear fuel cycle facilities: A prototype computer code for fuel cycle facilities was developed by improving the code previously developed for nuclear reactor facilities. (2) Research on dose evaluation during dismantling: Values on evaluation parameters were obtained through the cutting test using actual contaminated pipes. Observed values for dispersion ratio of Co-60 and filtration efficiency indicated that existing recommendation values were conservative for safety assessment. (3) Research on site release on termination of decommissioning: A computer code was developed to calculate remaining radionuclide concentrations as site release criteria, and improved by adding practical settings for external and internal exposed doses. Preliminary calculations were conducted on typical land reuse scenario.