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田中 忠夫; 向井 雅之; 前田 敏克; 松本 潤子; 小川 弘道; 宗像 雅広; 木村 英雄; 馬場 恒孝; 藤根 幸雄
原子力eye, 49(2), p.76 - 79, 2003/02
原研が中国輻射防護研究院との共同研究プロジェクトとして実施した、アルファ核種を用いた野外核種移行試験の概要を紹介した。中国で実施した3年間にわたる野外核種移行試験からアルファ核種などの放射性核種に対して実地下環境での移行データを取得した。その結果、天然の地層の持つ大きな移行抑止効果を世界で初めて定量的に示すことができた。また、計算結果と野外試験結果の比較によって、原研で開発した浅地中処分安全評価コードGSA-GCLの天然バリアモデルの妥当性を検証できた。
野口 宏; 横山 須美*
KURRI-KR-80, p.50 - 56, 2002/08
大気中へ放出されるトリチウムによる公衆被ばく線量を評価するためのコードとして、事故時用のACUTRIと平常運転時用のTRINORMを開発した。これらのコードの開発にあたっては、線量評価上重要なトリチウムの環境中挙動をモデル化するとともに、現在の我が国における原子力施設の安全評価手法との整合性に配慮した。ACUTRIでは1次プルームによる吸入摂取経路と1次プルーム中のトリチウムが地表面に沈着し、その後大気中へ再放出された2次プルームによる吸入摂取経路が考慮されている。TRINORMでは、これら以外に農畜産物や地下水の摂取による内部被ばくが考慮されている。発表ではコードの特徴と試算結果について述べる。
大滝 明; 小野 清; 篠田 佳彦; 辺田 正則*; 久保田 貞衣*; 平尾 和則
JNC TN9410 2000-006, 74 Pages, 2000/04
JNC-TN9410-2000-006.pdf:3.01MB
核燃料サイクルにおける物質収支を迅速かつ定量的に評価する目的で、サイクル諸量評価コード「FAMILY」の機能拡張、ならびに廃棄物中に含まれるTRUとLLFP(長寿命FP)の蓄積量計算コードの開発などを行った。実施内容は次の通り。(1)MAの収支計算が可能な「FAMILY-MA」を作成した。(2)FAMILYコードのポスト処理ツールを作成した。(3)汎用表計算ソフトを用いてサイクル諸量簡易計算ツールを作成した。(4)廃棄物中のTRU,LLFP蓄積量計算コードを開発した。
岡村 信生; 米澤 重晃
JNC TN9400 2000-034, 48 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-034.pdf:1.56MB
現在、FBR(Fast Breeder Reacotr)の実用化を目指した研究開発が進められており、社会に受け入れられる核燃料サイクルを構築するために幅広い技術を対象に調査・研究が行われている。再処理に関しては、以前は使用済燃料からUとPuを効率よく取り出すことが課せられた唯一の課題であったが、現在、核燃料サイクルシステムを構築する上で再処理に求められる事項は多岐にわたり、それらの要求へ十分に答えていく必要に迫られている。再処理技術の幅広い検討の一環として、LWR(Light Water Reactor)とは異なりFBRでは低除染の燃料が許容されることから湿式再処理のみではなく乾式再処理の研究が始まり、溶融塩や液体金属を用いた電解・抽出、元素間の蒸気圧差を利用した揮発・凝縮等の様々な手法を組み合わせたプロセスが提案されている。乾式再処理は湿式再処理ほど実証プラントの経験が多くないため、工学規模のプラントを考える上ではプロセスフロー等に未だ多くの検討余地がある。そこで乾式再処理システムの設計を行う上で最も基本となる物質収支を解析・評価する時には、工程の追加等の変更に対して柔軟に対応する必要がある。本研究は、この要求を満たす乾式再処理の物質収支評価コードを開発することを目的としている。
高瀬 和之; 功刀 資彰*; 関 泰; 秋本 肇
Nuclear Fusion, 40(3Y), p.527 - 535, 2000/03
被引用回数：11 パーセンタイル：34.93(Physics, Fluids & Plasmas)国際熱核融合実験炉(ITER)の熱流動安全性研究として、真空容器内冷却材侵入事象(ICE)及び真空境界破断事象(LOVA)下における伝熱流動特性をICE/LOVA予備実験装置を使って明らかにした。ICE予備実験では、冷却材侵入後の圧力上昇速度と温度の関係を把握するとともに、水蒸気凝縮の促進によって圧力上昇を抑制できることを原理的に実証した。一方、LOVA実験では、真空破断後に真空容器内が真空から大気圧になるまでの時間と破断面積の関係を実験的に把握した。また、破断口部に発生する置換流の定量測定結果を基に置換流に同伴される放射化ダクトの飛散分布を予測した。これらICE/LOVA予備実験の成果は核融合実験炉用熱流動安全性評価解析コードの検証に利用された。さらに、ITER工学設計活動の延長期間中に行う計画であるICE/LOVA統合試験の概要、試験項目及び試験スケジュールを示した。本試験の目的は、核融合実験炉における熱流動安全性の考え方の妥当性やICE/LOVA事象下でのシステム安全系の総合性能を実証し、核融合実験炉の安全評価に備えることである。
not registered
PNC TJ1545 97-001, 328 Pages, 1997/03
本報告書は、核燃料サイクルにおける安全技術に関する現状と今後の動向について、平成8年度の調査結果をまとめたものである。調査にあたっては核燃料サイクルに関する種々の分野において活躍している有識者で構成した委員会を設置して審議した。安全技術に関する現状調査として、動燃事業団の体系的安全研究課題を寿命管理、将来の核燃料サイクル、経済性向上の観点から調査・検討すると共に核燃料サイクル施設おけるPSAの実施状況、燃焼度クレジット、スカイシャイン評価コード等の試験結果について分析評価した、今後の動向調査として、一部の委員より最近の状況を踏まえた安全研究の推進に資する提言を得た。安全研究課題の検討として、2年間に調査した安全技術から今後着手すべき課題を整理し、本報告書にまとめた。
ラドン拡散影響評価に関する調査not registered
PNC TJ1531 97-001, 103 Pages, 1997/03
動力炉・各燃料開発事業団人形峠事業所周辺の山岳地帯のウラン鉱山による捨石堆積場から散逸するラドンが周辺環境へ与える影響を評価する手法が開発され検証作業が行われた。この結果について、計算結果の再分析、評価手法の問題点の抽出等を行った。気流推定モデルについては、広域の気流場を推算して、その結果をネスティングにより取り込むのが望ましい。拡散計算については、オイラー型で格子間隔が大きいこと、拡散係数が過大であることにより。発生源付近の拡散が過大に評価されているため、全体的に堆積場寄与濃度は過小評価になっている。将来的には、広領域は気象庁のGPVを入力データとする局地気象モデル、対象範囲を含む約5km四方の領域は代数応力モデル若しくは乱流クロージャモデル、堆積場から最寄りの民家までの狭領域は植生層を組み込んだモデルという三重構造で気流乱流場を計算し、この計算結果に基づいて、B.G.湧出は3次元オイラー型拡散モデルにより、堆積場寄与分はラグランジュ型のモデルにより行うといった新モデルの開発が必要と考えられる。長期的評価や、気象観測データの利用に関しては、さらなる検討が必要であると考えられる。
栗原 良一; 関 泰; 植田 脩三; 青木 功; 西尾 敏; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 山内 通則*; 細貝 いずみ*; et al.
Journal of Fusion Energy, 16(3), p.225 - 230, 1997/00
被引用回数：3 パーセンタイル：30.34(Nuclear Science & Technology)VDE事象や逃走電子のようなプラズマ異常は、真空容器内冷却管の多数損傷に至る可能性がある。冷却管が損傷すると冷却水が真空容器内で蒸発し、加圧を引き起こす。このような事象を冷却材侵入事象(ICE)と呼ぶ。また、ICE等による真空容器内圧上昇が起因となって、真空境界が破断する真空破断事象(LOVA)が想定される。現在までに実施してきたICE予備試験とLOVA予備試験では、これら事象の基本的メカニズムに着目した実験を行い、基礎データを得て評価コードの開発を行ってきた。総合試験では、ITERの安全審査に備え、これら評価コードの検証を行うとともに、ICEからLOVAに至る現象を総合的に試験する計画である。本論文では、現在、概念設計を進めている総合試験装置の概要及び試験の計画について紹介する。
宮坂 靖彦
エネルギーレビュー, 15(9), p.11 - 15, 1995/00
日本原子力研究所の動力試験炉(JPDR)の解体は、科学技術庁からの委託により、昭和61年から解体実地試験として始められ、解体撤去に関する知見やデータを取得しながら順調に進められている。これまでに、原子炉やタービンの撤去が終了し、平成7年6月現在、原子炉格納容器を撤去中であり、タービン建家等の撤去後、跡地を整地し、平成8年3月までにすべてを終了する予定である。本報では、JPDRの概要、原子炉解体技術開発の要点、解体工事の方法・経過、解体廃棄物の管理及びその成果を紹介する。原子炉解体については、これまでの技術開発、JPDR解体実地試験及び諸外国の原子炉解体実績等から、現状の技術及び改良で十分に対処できる見通しが得られた。
蛯沢 勝三
RIST News, (20), p.12 - 19, 1995/00
著者は、安全上重要で地震動抵抗力が小さく、地震対策が難しい機器を免震構造化した場合の有効性を確率論的手法を用い評価する機器免震の有効性評価法を提案し、これに基づく評価コードEBISA(Equipment Base Isolation System Analysis)の原型版を開発した。同手法は、機器の供用期間中の損傷確率の大きさから免震化の必要性を評価する絶対評価と、免震構造化した場合の有効性を評価する相対評価とからなる。相対評価では、非免震及び免震構造での損傷頻度の比の大きさから有効性を評価する。EBISAコードを用い、安全上重要な機器として挙げられている碍管付起動変圧器を免震化した場合の有効性を評価し、免震効果が非常に大きいとの結果を得た。本稿では、機器免震の有効性評価法と評価コードEBISAの概要を述べると共に、同コードを用いた機器免震の有効性評価例を紹介する。
今里 哲夫*
PNC TJ1604 93-003, 46 Pages, 1993/03
本調査の目的は、海洋での広域拡散に関する計算コードの整備を行う一環として、広域拡散の要となる広域海洋の中層及び深層を含む海洋の流動評価について調査、整備を行うことにある。上記目的達成のために以下の調査を実施し、計算コードの整備を行った。(1)広域海洋の流動評価方法に関する調査及び結果の整備・表層海洋の広域流動評価方法に関連する知見の調査及びその整備、中・深層海洋の広域流動評価方法に関連する知見の調査及びその整備、長期間の海洋流動評価方法に関する知見の調査及びその整備を行い、そのとりまとめを行った。(2)広域海洋拡散コードに組み込める広域海洋の流動評価コードの調査及び整備・広域海洋拡散コードに組み込める広域海洋の流動評価コードに関する事項並びに用いる流動評価方法及びその算出過程に関する事項の調査及び整備、広域海洋の流動評価コードにより算出される流れの場に関する事項及び流れの場の特徴に関する事項の調査及び整理、赤道域等計算上の問題点及び今後の課題に関する事項の調査及び整理、その他広域海洋の流動評価コードに関連する事項の調査及び整理を行ない、その取りまとめを行なった。
外川 織彦
保健物理, 28, p.67 - 69, 1993/00
1991年4月に、日本保健物理学会の専門研究会の一つとして、「体内被曝線量評価コード専門研究会」が設置された。この研究会の目的は、体内被曝線量評価コードの現状を把握し、利用できるような形に整備して、学会員に提供していくための体制を作ることである。当研究会の活動の一環として、標記論文を共同執筆することになり、第3章「国内コードの開発の現状」の3.2節として、原研で開発された計算コードシステムDOSDACの概要をまとめた。このシステムは、核崩壊データ、代謝データ、解剖学的データなどの基礎的なデータから、内部及び外部被曝に関する線量換算係数を系統的に一貫して算出する大型計算機用システムである。
下桶 敬則; 野村 靖; 内藤 俶孝
日本原子力学会誌, 22(4), p.223 - 230, 1980/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)最近原子炉の安全評価に続いて核燃料サイクルの上流および下流側に位置する核燃料取扱施設関連の安全性評価に対する関心が高まってきている。本稿はこれら核燃料施設に関連した安全性のうち特に臨界安全解析について現状のレビューをしている。I章のまえがきの後、II章で核燃料サイクル中、原子炉を除いて臨界安全上問題となる施設等の個別の例(国内の場合)を展望し、これらの施設の臨界安全解析の原子炉には見られない特徴点を述べた。III章ではこれら施設等に対する国の安全審査の基準について臨界安全を中心に紹介する。次にIV章で、これら国内の現状を踏まえて現在原研で開発中の臨界安全評価システムについて記述し、更にV章で、このシステムの精度を検証するため原研で実施しているKENOによるベンチマーク計算作業に触れている。最後VI章にまとめを述べた。
高橋 史明; 真辺 健太郎; 佐藤 薫; 渡嘉敷 雄士*
no journal, ,
国内の放射線安全規制へ国際放射線防護委員会(ICRP)による最新の2007年勧告の主旨を取り入れた場合、放射線被ばくに対する防護基準値も見直される。また、各事業所においても、2007年勧告に準拠した線量評価を行うことになる。原子力機構では平成29年度からの4か年計画で、原子力規制庁からの受託事業により、ICRP2007年勧告に準拠した内部被ばく線量評価コードの開発を進めている。開発するコードへは、ICRPの新しい線量評価モデル等に基づいて実効線量係数が正しく導出されていることを検証する機能(線量係数計算機能)、モニタリング値に基づき作業者等の核種摂取量を推定する機能(核種摂取量推定機能)を実装する。また、各機能の計算で必要な条件を設定するGUI、計算結果等を効果的に表示する機能を開発する。ここで、線量係数計算機能では、新旧の実効線量係数の増減の影響因子を調査する目的で、1990年勧告に準拠するモデル等をGUIで選択可能とし、核種摂取量推定機能の計算結果の中で体内放射能等をグラフ表示させることとした。本発表では、両機能を統合したコード
版の概要を報告する。
高橋 史明; 真辺 健太郎; 佐藤 薫
no journal, ,
国際放射線防護委員会(ICRP)は、2007年勧告で示した主旨や係数、新たに得られた知見等に基づく線量評価モデルに従い、内部被ばく線量評価に用いる線量係数を順次公開している。今後、国内の放射線規制にICRP2007年勧告の主旨を取り入れた場合、内部被ばく防護基準値が新しい係数に基づいて見直される。そこで、原子力機構では原子力規制庁からの委託事業により、ICRPが公開する線量係数が正確に導出していることを検証するための線量評価コードを開発している。また、同コードは、各事業所における被ばく管理や緊急時における線量評価等を2007年勧告に基づいて遂行するための機能も実装する。本発表では、これら機能の他、ユーザーの操作に用いるグラフィカルユーザーインターフェイス及び結果を表示する機能を統合させ、令和元年度に開発したコード版の概要や適用例とともに、コードの活用策の検討状況を報告する。
高橋 史明
no journal, ,
現在の国内における放射線規制では、国際放射線防護委員会(ICRP)の1990年勧告の考え方を基本として関係法令等が制定されている。一方、ICRPは1990年勧告に置き換わる2007年勧告を公表しており、国内では新しい勧告を放射線規制へ取り入れる議論も進捗している。また、2007年勧告の考え方に従い、ICRPでは内部被ばく線量評価に用いる国際標準モデルやデータの更新も進めているため、2007年勧告の放射線規制へ取り入れに伴い国内の内部被ばくに関する規制基準値も更新される可能性がある。以上の背景から、本講演では2007年勧告に準拠した最新の線量評価モデルやデータ等について、従来からの変更点を中心に解説する。続いて、原子力規制庁からの受託事業により開発を進めている内部被ばく線量評価コードの概要を報告する。ここでは、2007年勧告に準拠した内部被ばく線量評価に用いる実効線量係数を計算する機能、モニタリング結果に基づく線量評価を行う機能等について、今後の基準値の更新や作業者の被ばく管理における活用策とともに紹介する。
西原 健司; 竹下 健二*; 島田 隆*; 中瀬 正彦*
no journal, ,
諸量評価コードは原子力利用戦略・研究開発目標を立案することを目的とし、将来原子力シナリオを定量化ためのもので、国内外で多くのコードが開発されている。しかし、品質保証・精度検証については、OECD/NEAによる簡単なシナリオのベンチマーク相互比較がある程度で、十分に行われているとはいいがたい。諸量評価コードでは、核燃料サイクルおよび原子炉の各プロセスに対して多くのモデルが用いられているほか、入出力の定義やデータベースにも差異があり、一般的な検証方法は確立されていないことが課題である。そこで、今後の品質保証・精度検証に資するために、諸量評価コードを対象とした検証・妥当性確認(V&V)方法を構築した。
