Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
須藤 俊幸
原子力・放射線部会報(インターネット), (19), P. 15, 2016/12
経済産業省の汚染水処理対策委員会トリチウム水タスクフォースの報告書では、薄めて海に放出する方法が最もコストが安く最短で処分できると評価されていることに関し、その放射能がどの程度のものなのか把握するための一助として、原子力発電所や再処理施設からの放出量と比較について述べた。
須藤 俊幸
技術士, 28(11), p.8 - 11, 2016/11
福島第一原子力発電所の事故から5年が経過し、原子力・放射線部会では発電所の現状を自ら確認し、技術士として情報発信すべく見学会を主催した。集合地点から発電所間の移動の際の風景、発電所での各原子炉、汚染水処理、構内、労働環境の改善等の状況について報告する。廃止措置に向けて現場は変化し続け、必ずしも順調とはいえないが粘り強く地道に進展している。関係者の真摯な努力と使命感に感銘を受けた。
佐藤 勇; 前田 宏治; 須藤 光雄; 逢坂 正彦; 臼杵 俊之; 小山 真一
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(4), p.580 - 587, 2015/04
被引用回数：6 パーセンタイル：45.92(Nuclear Science & Technology)乾燥したコンクリート、乾燥したモルタル及びエポキシ塗料中への
Csのような放射性核種の浸透挙動を照射済燃料から抽出した核分裂生成物を含む溶液を用いて観察し、放射性核種の浸透速さや深さに関する基礎的な知見を得た。放射性核種は、エポキシ塗料へほとんど浸透しなかった。放射性核種溶液は、数十日でコンクリートやモルタル材料に数ミリメートルの深さで浸透した。コンクリートやモルタル材料の表面近くで観察される浸透挙動は、水溶液を膨潤したコンクリート、ベントナイトやセメント材料のような媒質における核種の拡散と酷似したものであった。
臼杵 俊之; 佐藤 勇; 須藤 光雄; 前田 宏治; 逢坂 正彦; 小山 真一; 所 大志郎*; 関岡 健*; 石ヶ森 俊夫*
JAEA-Testing 2014-001, 29 Pages, 2014/05
JAEA-Testing-2014-001.pdf:5.33MB
福島第一原子力発電所の原子炉建屋内における床材・壁材の汚染性状把握に関する基礎データを得るため、放射性核種を含む溶液を用いた浸透試験を実施した。照射済燃料から調製した放射性核種含有溶液を、エポキシ系塗料試料、乾燥しているコンクリート試料およびモルタル試料に塗布し、研磨および放射線測定を繰り返し、深さ方向の線量率プロファイルを取得した。エポキシ系塗料試料に関しては、放射性核種は浸透せず、深さ0.4mm以内にとどまっていることが確認された。コンクリート試料に関しては、放射性核種の浸透が確認され、本試験条件においては、約2mmの研磨で線量率がバックグラウンドまで低減することが確認され、乾燥状態のコンクリートまたはモルタルに対する溶液を介した放射性物質の浸透挙動は、表面近傍においては定量的に膨潤状態の同媒体に対するイオンの移行挙動と大きく変わらないことを示した。
須藤 俊幸; 福島 学*
JAEA-Data/Code 2011-021, 91 Pages, 2012/02
JAEA-Data-Code-2011-021.pdf:3.57MB
将来の再処理施設を考える場合には、軽水炉ウラン燃料のみならず、軽水炉MOX燃料、さらには高速炉燃料も取り扱う可能性も考えられ、さまざまなプルトニウム富化度,プルトニウム同位体組成を持つ使用済燃料の再処理に対し、合理的な臨界安全管理・設計を検討していく必要がある。既存の臨界安全ハンドブック等では、プルトニウムの多様な組成に対する十分なデータが記載されておらず、また、中性子吸収材を使用した場合のデータや、円環槽に関するデータはほとんどなく、過度に保守的となるデータを使用するか、個別に臨界計算する必要があった。本検討では、将来の再処理施設の機器の臨界安全設計検討に活用すべく、複数のプルトニウム富化度、プルトニウム同位体組成に対し、無限円筒、無限平板、有限円環槽を対象に、硝酸ウラン、プルトニウム混合溶液に対するkeff(+3
)
0.95を満たす制限寸法を計算し、グラフ,表にまとめた。また、得られた結果より、臨界安全管理方法の選定において配慮すべき事項についてまとめた。
金盛 正至; 須藤 俊幸; 田中 憲一*; 高田 純*
JAEA-Technology 2011-004, 12 Pages, 2011/03
JAEA-Technology-2011-004.pdf:0.97MB
東海村臨界事故は、原子力の緊急事態に関する対応を検討する貴重な材料と考えられる。これまでに実施した、線量評価及び管理法に関する考察であるJAEA-Technology 2009-043「臨界事故終息作業時の線量管理方法の考察」では、臨界事故終息作業時の線量管理方法について考察を行った。その結果、40m程度から100m程度までの近距離の測定結果を基礎に、作業地点の線量率の再評価を行い、個人線量から推定される線量率と比較し60-80%程度の精度で一致することについて述べた。本報では、線源から100m程度までと、それから遠方の距離における放射線の減衰の仕方の違いに着目し、方対数/両対数プロットの妥当性、及びプロット点数の影響について検討した。その結果、中性子線の高い線量場における作業に対する線量管理のための線量の目安について、(1)作業者の年間線量限度,(2)作業者の当該作業以外の線量,(3)測定誤差、の三点を考慮し、年間20mSvの2分の1の10mSv程度とすることにより、安全裕度を持って作業できることを確認するとともに、実際の線量管理を行ううえでの、両対数の利用できる範囲,測定点の数の持つ意味合いについて取りまとめた。
金盛 正至; 須藤 俊幸; 田中 憲一*; 高田 純*
JAEA-Technology 2010-042, 11 Pages, 2011/01
JAEA-Technology-2010-042.pdf:0.94MB
東海村臨界事故は、原子力の緊急事態に関する対応を検討する貴重な材料と考えられる。これまでに実施した、線量評価及び管理法に関する考察であるJAEA-Technology 2009-043「臨界事故終息作業時の線量管理方法の考察」では、臨界事故終息作業時の線量管理方法について考察を行った。その結果、40m程度から100m程度までの近距離の測定結果を基礎に、線量の再評価を行い、個人線量と比較し60-80%程度の精度で一致することについて述べた。本報では、線源から100m程度までの距離と、それから遠方の距離における放射線の減衰について、方対数/両対数プロットの妥当性、及びプロット点数の影響について検討した。その結果、中性子線の高い線量場における作業の、線量評価等のための線量の目安について、(1)作業者の年間線量限度、(2)作業者の当該作業以外の線量、(3)測定誤差、の三点を考慮し、年間20mSvの2分の1の10mSv程度とすることにより、安全裕度をもって作業できることを確認するとともに、実際の線量管理を行ううえでの、両対数の利用できる範囲、測定点の数の持つ意味合いについて取りまとめた。
佐々木 聡; 須藤 俊幸; 原田 晃男; 栗原 良一; 山本 和喜; 土田 昇; 清水 勇; 野村 俊文
原子力eye, 57(1), p.66 - 75, 2011/01
平成22年8月8日に実施された技術士第2次試験「原子力・放射線部門」の筆記試験に関し、選択科目のうち「核燃料サイクルの技術」,「放射線利用」,「放射線防護」の問題と解答のポイントを解説した。
佐々木 聡; 須藤 俊幸; 山本 和喜
原子力eye, 56(12), p.66 - 73, 2010/12
平成22年8月8日に実施された、技術士第二次試験「原子力・放射線部門」の筆記試験に関し、22年度及び過去6回の試験の出題を踏まえて、原子力・放射線部門の技術士第二次試験の出題傾向と対策について解説するとともに、本年度の設問のうち必須科目の問題と解答のポイントを解説した。
金盛 正至; 須藤 俊幸; 田中 憲一*; 高田 純*
JAEA-Technology 2010-025, 11 Pages, 2010/08
JAEA-Technology-2010-025.pdf:1.55MB
1999年9月、東海村のJCO臨界事故の終息作業を行うにあたり、事前に中性子線と
線の測定を行い作業計画を立案したが、作業の結果作業員の線量は沈殿槽近傍で事前評価の約50倍程度となった。本報告書では、はじめに事前評価が約50分の1の評価となった原因を探り、その原因に対する考察を行った。さらに、同様な臨界事故が発生した場合の、放射線の事前評価方法について報告する。臨界事故時の線量測定にあたっては、レムカウンタによる測定など、手法は妥当なものであった。しかし、臨界発生地点と測定地点の間に、コンクリート等水分を含む建材を使用した建物・構造物がある場合、中性子線・線は、遮蔽あるいは散乱しその比率も変化する。特に、距離が100m程度以上の遠距離データの取り扱いには注意を要する。臨界事故時には、作業地点の線量予測をする際に100mより遠い地点の線量測定値を含めたことに加え、距離-線量率の関係をsemi-logプロットして外押して予測を行ったため、臨界事故地点近傍の線量予測が低い値となった。本報では、臨界発生場所から、建築物等による、遮蔽・散乱のほとんどない40m程度から100m程度までの近距離の測定結果を基礎にlog-logプロットの外押により線量を評価した。
中村 博文; 永井 俊尚; 須藤 俊幸; 小坂 一郎; 中崎 和寿; 須藤 真也; 中村 友隆; 中林 弘樹; 林 直人; 角田 大作
JAEA-Technology 2008-077, 276 Pages, 2008/12
JAEA-Technology-2008-077.pdf:25.66MB
日本原子力研究開発機構では、高速増殖炉サイクルの実用化を目指した研究開発として、「高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)」を2007年度より実施している。再処理システムの研究開発においては、要素技術開発成果に基づき工学規模ホット試験を実施して革新的技術やシステム,プラントに関する性能,運転・保守等に関する実証データを提示するとともに、得られた技術的知見を実証施設の設計に反映することを計画している。本報告書は、上記の先進湿式法再処理システムについて工学規模ホット試験を行うための施設に関する設計検討の中間報告である。本報告書では、試験施設の設計成果に加えて、工学規模ホット試験の位置づけ,試験施設に求められる要求仕様や施設基本計画についても整理を行った結果も取りまとめた。また、本書では検討の幅を広げるために実施した幾つかのケーススタディの結果についても示した。
須藤 俊幸
no journal, ,
再処理施設のPSAの整備状況について説明を行う。潜在的影響の大きな事故の評価として、高放射性廃液あるいはプルトニウム溶液貯槽での放射性分解水素の掃気機能喪失事象を例に、公開情報に基づき原子力機構(JAEA), 原子力安全基盤機構(JNES), 日本原燃(JNFL)が実施したPSAの共通的な内容の概略を説明する。保守、運転員操作の取扱い、使用した機器故障率データ、共通要因故障の取扱い、重要度評価、影響評価等について、原子炉施設で実施されているPSA手法が適用されており、故障率データも多くが原子炉施設のPSAで用いられている文献からのものが使用でき、再処理施設特有のものは少ないことなどを説明する。
須藤 俊幸
no journal, ,
核燃料サイクル施設におけるリスク情報活用に関するワークショップ開催に伴い、原子力安全基盤機構からの受託業務で実施中の「再処理施設の信頼性データにかかわる情報の整理」についてこれまでの作業の概要を報告する。
石田 倫彦; 須藤 俊幸; 稲野 昌利; 青嶋 厚
no journal, ,
東海再処理施設では、1997年のアスファルト固化処理施設での火災・爆発事故を契機とし、施設の安全性を包括的に確認する作業を実施してきている。本報では、決定論的な評価に加え、確率論的なアプローチによる施設の安全性評価について取り組みの経緯を報告する。
石田 倫彦; 須藤 俊幸; 稲野 昌利; 青嶋 厚; 村松 健; 上田 吉徳*
no journal, ,
本資料は、原子力安全基盤機構(JNES)からの受託業務として平成17年度より実施している「再処理施設の信頼性データに係る情報の整理」作業結果の概要をまとめたものである。東海再処理施設では、30年以上に渡る運転を通して蓄積された保全情報を「東海再処理工場保全管理支援システム」(TORMASS)として登録・管理してきている。このTORMASSの情報に加え、同施設の運転情報を併せて用いることにより、再処理施設固有の機器故障率を算出することが可能であり、平成18年度までに17機種,392機器の故障率を算出した。本作業の結果は、再処理施設の特徴を踏まえた確率論的安全評価(PSA)を実施するための機器故障率データ整備に資するものと考えられる。
中崎 和寿; 須藤 俊幸; 小坂 一郎; 福島 学*
no journal, ,
高速炉燃料再処理施設(先進湿式法を採用した再処理施設)における経済性を考慮した合理的な機器設計及び建家配置設計に資するため、種々の臨界安全対策について貯槽類の制限寸法の変化を指標としてその特性を検討した。評価体系は、集合体,U/Pu混合溶液,Pu溶液とし、形状としては、円筒,平板,円環等を対象とし、Gd中性子吸収材の使用,燃焼により生成するFPの中性子吸収効果,Pu富化度の変化,臨界管理上の形態の違い,制限濃度臨界安全管理への変更等を考慮した場合の効果について検討し、その特性を把握した。高速炉燃料再処理施設の貯槽類の制限寸法を拡大する方策としては、Gd中性子吸収材の使用と燃焼により生成するFPの中性子吸収効果を考慮することが有効であるという結果を得た。また、Pu同位体組成の違いによる影響として、臨界設計条件とする核分裂性Pu及びPu
割合によって制限寸法を拡大できることがわかった。
石田 倫彦; 稲野 昌利; 青嶋 厚; 須藤 俊幸; 村松 健; 上田 吉徳*
no journal, ,
機器故障率データはPSAの重要な要素であるが、再処理施設を対象とした機器故障率データで公開されているものはほとんどなく、原子力発電所の機器故障率データを援用しているのが現状である。一方、東海再処理施設では、1977年のホット運転開始以降の設備保全記録を「東海再処理工場設備保全管理支援システム」(TORMASS)としてデータベース化してきている。そこで、再処理施設を対象とした機器故障率データの整備に資するため、H17年度よりJNESからの受託業務として、TORMASSの保全データに加え同施設の運転データや運転にかかわる知見を活用した機器故障率算出を実施していることから、同故障率算出業務の概要を報告する。
金盛 正至; 須藤 俊幸
no journal, ,
東海村臨界事故は、原子力の緊急事態に関する対応を検討する貴重な材料と考えられる。第4回の放射線防護医療研究会では、臨界事故終息作業時の線量管理方法について考察を行った。その結果、40m程度から100m程度までの近距離の測定結果を基礎に、線量の再評価を行い、個人線量と比較し60
80%程度の精度で一致することについて述べた。本報では、中性子線の高い線量場における作業の、線量評価等のための線量の目安について、(1)作業者の年間線量限度,(2)作業者の当該作業以外の線量,(3)測定誤差、の三点を考慮し、年間20mSvの2分の1の10mSv程度とすることにより、安全尤度をもって作業できることを確認するとともに、実際の線量管理を行ううえでの、両対数の利用できる範囲、測定点の数の持つ意味合いについて、東海村臨界事故を例として考察した。
臼杵 俊之; 佐藤 勇; 金山 文彦; 須藤 光雄; 前田 宏治; 小山 真一; 川妻 伸二; 福嶋 峰夫; 所 大志郎*; 関岡 健*; et al.
no journal, ,
福島第一原子力発電所原子炉建屋内の遠隔除染技術開発の一環として、セシウムを含む模擬汚染水を用いた床材・壁材に対する汚染水の浸透挙動及び浸透深さの時間依存性の評価を行った。本試験により、FPの浸透の詳細評価をするうえでベースとなるエポキシ系塗料及びコンクリートに対する浸透挙動の基礎情報を把握することができた。
臼杵 俊之; 佐藤 勇; 金山 文彦; 須藤 光雄; 前田 宏治; 小山 真一; 川妻 伸二; 福嶋 峰夫; 所 大志郎*; 関岡 健*; et al.
no journal, ,
福島第一原子力発電所原子炉建屋内の遠隔除染技術開発の一環として、放射性核種を含む溶液を用いたコンクリート及びエポキシ系塗料に対する放射性核種含有溶液の浸透挙動及び浸透深さの時間依存性の評価を行った。本試験によりFPの浸透の詳細評価をするうえでベースとなるコンクリート及びエポキシ系塗料に対する浸透挙動の基礎情報を把握することができた。
