高レベル放射性廃棄物地層処分の安全性の評価; 地層処分システムの不確かさに対する確率論的解析手法の試適用(受託研究)

武田 聖司; 山口 徹治; 長澤 寛和; 渡邊 正敏; 関岡 靖司; 神崎 裕; 佐々木 利久; 落合 透; 宗像 雅広; 田中 忠夫; et al.

JAEA-Research 2009-034, 239 Pages, 2009/11

JAEA-Research-2009-034.pdf:33.52MB

地層処分の安全評価では、安全性を評価すべき時間枠が極めて長く、また、評価すべき処分システムの空間スケールが数km以上にわたることによる不確かさの把握が重要である。こうした処分システムの時間的及び空間的広がりに起因した不確かさは、その成因に着目すると、処分システムの構成要素(材料)の本質的な不均質性,構成要素で発生する現象の理解不足や予測の不確かさ,測定手法や工学技術の不完全さなどが考えられる。これらの不確かさは、研究開発の進展によりある程度低減あるいは定量化が可能である。本評価では、これらの不確かさを考慮して、高レベル放射性廃棄物の地層処分の安全性に関し、決定論的手法及びモンテカルロ法に基づいた確率論的手法を用いた解析を行った。おもに、人工バリアにかかわるシナリオ,モデル及びパラメータの不確かさが被ばく線量評価に与える影響を推定する方法を示し、その不確かさ影響解析を実施するとともに、得られた解析結果から今後も研究課題とすべき重要なモデルやパラメータを抽出した。

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。

TRU廃棄物のクリアランスレベルの検討

木村 英雄; 武田 聖司; 佐々木 利久; 落合 透

no journal, , 

IAEA RS-G-1.7の規制免除レベルの報告や最近の国内における原子炉施設等からの廃棄物に対するクリアランスレベルの検討状況を鑑み、IAEA RS-G-1.7の規制免除レベル算出のための手法の検討を行い、TRU廃棄物に対するクリアランスレベル評価において反映すべき評価経路,モデル及びパラメータ等を抽出した。さらに、反映すべき評価経路,モデル及びパラメータ等の条件による決定論及び確率論的手法による安全解析を行い、当該廃棄物のクリアランスレベルの検討を行った。その結果、TRU廃棄物のクリアランスレベルの試算結果は、IAEA RS-G-1.7の規制免除レベルと比較して、一部の核種(Zr-93, Nb-93m, Ru-106, Sb-125)を除いて1桁以内(1/10以上10倍以下)であることがわかった。また、1桁以上の差の見られたZr-93, Nb-93m, Ru-106, Sb-125については、その差の要因の検討結果から、本解析におけるクリアランスレベルの算出結果はおおむね妥当であると考えられた。