ウラン及び長半減期核種を含んだ研究施設等廃棄物を対象とした処分方策に関する技術的検討

菅谷 敏克; 中谷 隆良; 佐々木 利久*; 中村 康雄*; 坂井 章浩; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2016-036, 126 Pages, 2017/02

JAEA-Technology-2016-036.pdf:7.28MB

ウラン及び長半減期核種を含んだ廃棄物の処分における特徴としては、処分施設の管理期間終了後の安全評価において、数万年以降に被ばく線量の最大線量が出現することにある。これらの特徴を持つ幅広い放射能濃度範囲のウラン及び長半減期核種を含んだ研究施設等廃棄物の処分の方策は未だ決定されていないことから、処分方策の決定に資することを目的とした処分に係る技術的な検討を行った。本報告書は、ウランを含んだ比較的放射能濃度の低い廃棄物に対して、トレンチ処分とクリアランスについての技術的検討を行うとともに、ウラン及び長半減期核種を含んだ中深度処分対象の濃度範囲となる廃棄物に対しては、濃度制限シナリオによる技術的検討を行った。

低レベル放射性廃棄物処分に対する濃度上限値評価コードGSA-GCL第2版の開発(受託研究)

武田 聖司; 澤口 拓磨; 佐々木 利久*; 木村 英雄

JAEA-Data/Code 2011-008, 166 Pages, 2011/08

JAEA-Data-Code-2011-008.pdf:3.33MB

TRU廃棄物及びウラン廃棄物の将来の処分に備え、浅地中のトレンチ処分,コンクリートピット処分,余裕深度処分の各埋設処分方式に最終的な処分可能な当該廃棄物の範囲を明確化するための濃度上限値の制度化が必要である。原子力機構では、当該廃棄物を対象に、これらの3種類の埋設処分方式に対応した濃度上限値算出のための評価コードGSA-GCL第2版の開発を行った。本コードでは、原子炉廃棄物の余裕深度処分に対する濃度上限値を算出するためのGSA-GCLをベースに、(1)浅地中処分における跡地利用に伴うシナリオの線量評価モデルの整備、(2)ウラン系列の子孫核種であるラドンガスの発生から吸入被ばく線量までの一連の評価モデルの整備、(3)余裕深度処の隆起・侵食による処分場跡地で発生する人間侵入シナリオの評価モデルの整備、(4)モンテカルロ法を用いた各モデルのパラメータの不確実性の影響評価を可能とする機能拡張を行った。本報告書は、整備したGSA-GCL2のモデル構成、具体的な解析機能、入出力マニュアル、入出力ファイル仕様、各モデルの検証計算の結果を取りまとめたものである。本コードは、原子力安全委員会「低レベル放射性固体廃棄物の埋設処分にかかわる放射能濃度上限値について」(平成19年5月)において、TRU廃棄物の3種類の埋設処分方式に対する濃度上限値の算出のために活用された。

人間侵入に関する安全評価手法の開発,1; ボーリングシナリオを対象としたデータベースの整備(受託研究)

長澤 寛和; 武田 聖司; 木村 英雄; 佐々木 利久*

JAEA-Data/Code 2010-018, 85 Pages, 2010/11

JAEA-Data-Code-2010-018.pdf:1.94MB

高レベル放射性廃棄物等の地層処分や原子炉解体廃棄物等の余裕深度処分の安全評価シナリオとして、処分システムに直接あるいは間接的な影響を与えるさまざまな土地利用や掘削などの開発行為である「人間侵入」が考えられる。諸外国における人間侵入の評価では、人間侵入の発生頻度とその影響の大きさの両方の評価が必要とされ、我が国においても、人間侵入の発生を抑制するための制度的管理や処分施設の設計などに関する検討,人間侵入の発生頻度の推定,人間侵入が生じた場合の放射線影響の評価手法の整備が必要と考えられる。そのうち、本研究では、人間侵入としてボーリング掘削による廃棄体への人間の接近やバリアシステムの損傷に関するシナリオ(ボーリングシナリオ)を想定し、我が国におけるボーリング頻度推定のためのデータと人間侵入に伴う放射線影響の評価のために必要なデータをデータベースとして整備した。また、選定した一連のボーリングシナリオの線量評価のためのパラメータ値を推定した。

TRU核種を含む放射性廃棄物及びウラン廃棄物のピット処分に対する濃度上限値の評価(受託研究)

澤口 拓磨; 武田 聖司; 佐々木 利久; 落合 透; 渡邊 正敏; 木村 英雄

JAEA-Research 2008-046, 62 Pages, 2008/03

JAEA-Research-2008-046.pdf:3.34MB

濃度上限値とは、埋設事業の許可申請を行うことができる放射性廃棄物に含まれる放射性核種濃度の最大値である。再処理施設,MOX燃料施設等から発生するTRU核種を含む放射性廃棄物(TRU廃棄物)及びウラン廃棄物に対する処分方法については、原子力委員会による処分方策の検討に関する報告書において、放射性核種の種類と放射能濃度に応じた3種類の埋設処分方法(トレンチ処分,ピット処分,余裕深度処分)が報告されており、当該廃棄物の将来の処分を見据え、それらの廃棄物に対する埋設処分方式別の濃度上限値の整備が必要である。本報告では、TRU廃棄物・ウラン廃棄物を対象に、3種類の処分方法のうち「ピット処分」に対する濃度上限値算出の考え方及び評価手法(シナリオ,モデル/コード,パラメータ)について整理するとともに、整備した評価手法を用いて評価対象核種に対する濃度上限値の算出結果を提示した。なお、本研究のTRU廃棄物に対するピット処分の濃度上限値の算出結果は、原子力安全委員会「低レベル放射性固体廃棄物の埋設処分にかかわる放射能濃度上限値について」(平成19年5月)に反映された。

TRU核種を含む放射性廃棄物及びウラン廃棄物のトレンチ処分に対する濃度上限値の評価(受託研究)

武田 聖司; 渡邊 正敏; 澤口 拓磨; 佐々木 利久; 落合 透; 木村 英雄

JAEA-Research 2008-044, 64 Pages, 2008/03

JAEA-Research-2008-044.pdf:5.21MB

濃度上限値とは、埋設事業の許可申請を行うことができる放射性廃棄物に含まれる放射性核種濃度の最大値である。再処理施設,MOX燃料施設等から発生するTRU核種を含む放射性廃棄物(「TRU廃棄物」)及びウラン廃棄物に対する処分方法については、原子力委員会による処分方策の検討に関する報告書において、放射性核種の種類と放射能濃度に応じた3種類の埋設処分方法(トレンチ処分,ピット処分,余裕深度処分)が報告されており、当該廃棄物の将来の処分を見据え、それらの廃棄物に対する埋設処分方式別の濃度上限値の整備が必要である。本報告では、TRU廃棄物及びウラン廃棄物を対象に、3種類の処分方法のうち「トレンチ処分」に対する濃度上限値算出の考え方及び評価手法(シナリオ,モデル/コード,パラメータ)について整理するとともに、整備した評価手法を用いて評価対象核種に対する濃度上限値の算出結果を提示した。また、本研究のTRU廃棄物に対するトレンチ処分の濃度上限値の算出結果は、原子力安全委員会「低レベル放射性固体廃棄物の埋設処分にかかわる放射能濃度上限値について」(平成19年5月)に反映された。

ウラン及びTRU核種を含む放射性廃棄物に対するクリアランスレベル評価コードシステムPASCLR第2版の開発

武田 聖司; 菅野 光大*; 佐々木 利久*; 水無瀬 直史*; 木村 英雄

JAEA-Data/Code 2006-003, 137 Pages, 2006/02

JAEA-Data-Code-2006-003.pdf:7.4MB

今後、規制行政庁によるクリアランスレベル導出の対象となる放射性廃棄物として、半減期が極めて長く、崩壊連鎖を伴う放射性核種を有意に含むウラン廃棄物,TRU核種を含む放射性廃棄物(TRU廃棄物)等が考えられ、当該廃棄物に対するクリアランスレベル導出のための評価手法を整備する必要がある。ウラン廃棄物,TRU廃棄物の特徴として、時間経過とともにその子孫核種が生成及び累積(ビルドアップ)することで、放射線影響が長期にわたる可能性があること、また、ウラン系列における気体状の子孫核種であるラドンが生成し、条件によっては有意な被ばく線量を与えることなどが考えられる。こうしたウラン廃棄物及びTRU廃棄物の特徴を踏まえたクリアランスレベルの導出を可能とするために、既存の原子炉施設等を対象としたクリアランスレベル評価コードシステムPASCLRの改良及び拡張を進め、2次版PASCLRのコードシステムとして整備した。また、PASCLRでは、評価パラメータのばらつき(不確かさ)がクリアランスレベルへ与える影響の定量化を目的としたモンテカルロ法による確率論的解析が可能である。本報告書は、PASCLRコードシステムの構成,各評価シナリオにおけるモデル,コードを使用する際に必要な入力マニュアル,入出力例などを取りまとめたものである。

事故放出トリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードACUTRI

横山 須美; 野口 宏; 龍福 進*; 佐々木 利久*; 黒澤 直弘*

JAERI-Data/Code 2002-022, 87 Pages, 2002/11

JAERI-Data-Code-2002-022.pdf:4.26MB

D-T燃焼核融合炉の燃料として使用されるトリチウムは、国際熱核融合実験炉(ITER)のような核融合実験炉の安全評価上最も重要な核種である。そこで、我が国における核融合実験炉の許認可申請や安全評価法の検討に資するため、施設の事故時に大気中に放出されるトリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードACUTRIを開発した。ACUTRIは、トリチウム特有の環境中移行モデルと国際放射線防護委員会(ICRP)の線量評価モデルに基づき個人のトリチウム線量を評価するコードである。本コードは、従来の原子力施設に対する安全評価法との整合性を図るため、原子力安全委員会の指針に準じた気象に関する統計計算も可能となっている。トリチウムガス(HT)とトリチウム水(HTO)の大気拡散モデルにはガウスプルームモデルを使用した。本コードで考慮した内部被ばく経路は、施設から大気中に放出されたトリチウムの1次プルームからの吸入被ばく及び地表面に沈着した後、大気へ再放出したトリチウムの2次プルームによる吸入被ばくである。本報告書は、ACUTRIコードの概要,使用マニュアル,試算結果等についてまとめたものである。

グローブボックス内火災・消火時の換気系挙動評価のためのFIRACの改良・整備

清水 義雄; 永井 尚征*; 蛭町 秀; 佐々木 利久*

JNC TN8400 99-007, 216 Pages, 1999/02

JNC-TN8400-99-007.pdf:9.37MB

核燃料施設等に使用されるグローブボックス(GB)内で、万一火災が発生した場合やその消化時の負圧変動や換気系の応答を明かにすることは重要である。核燃料サイクル開発機構では、実際のGB及び換気系を用いた火災及び消化試験を実施するとともに、計算コードの適用性検討を実施している。本報告書では、米国ロスアラモス国立研究所で開発された火災時換気系応答解析コードFIRACのGB内火災・消化時の換気系挙動解析のための改良及び適用性検討を実施した。GB内の火災及び消化試験を対象とした換気系挙動計算に際して、オリジナルのFIRACでは、適切に模擬することができない。また、消化試験を模擬するための消化ガス放出機能がない。そこで、負圧調整ダンパ、熱蓄積補正係数、構成材の熱伝導モデル、高温層及び低温層の取り扱い方法、消化ガス放出モデルの追加等のFIRACの改良を行い、GB内燃焼試験及び火災消化試験のシミュレーションを実施したところ、良い再現性を示した。

人間侵入に関するデータベース整備

長澤 寛和; 武田 聖司; 木村 英雄; 佐々木 利久

no journal, , 

放射性廃棄物処分の安全評価における人間侵入シナリオとしては、偶発的なボーリング行為に伴って廃棄物と人間が接触するボーリングシナリオが想定される。ボーリングシナリオは、低頻度・高影響のシナリオであるために、発生確率の扱いが重要である。そのため、人間侵入に関するデータベースでは、ボーリングの目的,地域,地形、及び深度を情報として持つ我が国で実施された計83万本のボーリングのデータを収集・整理してボーリング頻度データベースを整備するとともに、国内外のボーリングの実態に即して、ボーリングが発生する際に必要となる条件や、汚染物質の取出しに伴う被ばく量の計算用のパラメータを整備している。本報告では、人間侵入に関するデータベースの内容を公開するとともに、本データベースを使用して、ボーリングシナリオのスクリーニングを行い6シナリオ(20経路)を選定したこと、及び地層処分を対象とした予備解析結果内容を報告する。

人間侵入のデータベースに基づく安全評価

長澤 寛和; 武田 聖司; 木村 英雄; 佐々木 利久

no journal, , 

放射性廃棄物処分における人間侵入について、人間侵入に関するデータベースを用いて、シナリオ等の安全評価上の基本的な考え方、及び地層処分を対象とした安全評価上の留意点を報告する。人間侵入のFEP相関図は、評価シナリオがボーリングシナリオで様式化される根拠を示す。評価シナリオは、現在の技術の特徴等により3シナリオ8経路に集約される。人間侵入の評価の特徴は、影響の最大値が介入レベルの判断の上限値100mSv/y以上であるが深度以外の施設設計に依存しないこと,可能性(ボーリング頻度)が地下開発の実現可能性と合わせてサイトに応じて評価可能であることの2点である。