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論文

撤回; 低温, 低酸素および高pH条件下におけるZr-2.5wt%Nb合金(ふげん圧力管)の腐食速度の算出

酒谷 圭一*; 中谷 隆良; 船橋 英之

日本原子力学会和文論文誌, 18(1), P. 43, 2019/03

本論文に用いた腐食速度の算出にかかる水素発生データについては、データ取得の信頼性について問題があることが判明したため本誌より撤回する。

論文

低温, 低酸素および高pH条件下におけるZr-2.5wt%Nb合金(ふげん圧力管)の腐食速度の算出

酒谷 圭一; 中谷 隆良; 船橋 英之

日本原子力学会和文論文誌, 14(4), p.261 - 267, 2015/12

原子力施設等の運転および解体に伴い発生する低レベル放射性廃棄物のうち、炉内構造物のように放射能レベルの比較的高い廃棄物については、余裕深度処分が考えられている。余裕深度処分の安全評価においては、長期の被ばく線量を評価し、将来の公衆に対する安全性を確認することが必要となる。この安全評価に際して、放射性廃棄物に含まれる放射性核種の生物圏への移行評価は、廃棄体からの放射性核種の溶出等とその後の岩盤中の核種移行を評価することによりなされる。特に、放射化金属中に存在する核種については、金属母材の腐食に伴って溶出するとの考えが示されている。この溶出率を支配するパラメーターとしては金属の腐食速度が重要となる。しかしながら、「ふげん」において圧力管として使用されていたジルコニウム合金(以下「Zr-2.5wt%Nb合金」)の腐食速度については、地下への埋設処分を想定した低温かつセメントとの平衡水環境といった処分環境条件下での腐食速度は測定されていなかった。そこで、Zr-2.5wt%Nb合金に対しガス蓄積型腐食試験法を適用し、処分環境を想定した低温,低酸素および高アルカリの条件下での24ヶ月間の腐食速度の評価試験により腐食速度を測定した。

報告書

GoldSimによる余裕深度処分を対象とした土地利用シナリオ評価ツールの作成

酒谷 圭一; 菅谷 敏克; 中谷 隆良; 船橋 英之

JAEA-Data/Code 2014-008, 53 Pages, 2014/06

JAEA-Data-Code-2014-008.pdf:39.9MB

余裕深度処分の安全評価においては、処分施設閉鎖後、数十万年に渡る超長期的な時間軸での被ばく線量を評価し、現在のみならず、将来の公衆に対する安全性を確認することが必要である。日本原子力研究開発機構では、保有する原子力施設等の運転及び解体に伴い発生する放射性廃棄物のうち、余裕深度処分対象廃棄物の安全な処分の実現を目指し、平成20年度より一次元移流分散方程式をベースとした核種移行解析が可能な汎用シミュレーションソフトウェア「GoldSim」を用いて被ばく線量評価ツールを作成するとともに、対象廃棄物を処分した場合の被ばく線量評価を進めてきた。また、評価ツールについては、旧原子力安全委員会の安全審査指針など、最新の評価の考え方を反映しながら、随時改良を加えてきた。本報告書は現在までに作成した評価ツールのうち、"土地利用シナリオ"を対象に作成した評価ツールについて、評価モデルの考え方及び評価ツールの構成を解説したものである。

報告書

GoldSimによる余裕深度処分を対象とした地下水シナリオ評価ツールの作成

酒谷 圭一; 菅谷 敏克; 中谷 隆良; 船橋 英之

JAEA-Data/Code 2013-015, 63 Pages, 2013/11

JAEA-Data-Code-2013-015.pdf:8.75MB

余裕深度処分の安全評価においては、処分施設閉鎖後、数十万年に渡る超長期的な時間軸での被ばく線量を評価し、現在のみならず、将来の公衆に対する安全性を確認することが必要である。日本原子力研究開発機構では、保有する原子力施設等の運転及び解体に伴い発生する放射性廃棄物のうち、余裕深度処分対象廃棄物の安全な処分の実現を目指し、平成20年度より一次元移流分散方程式をベースとした核種移行解析が可能な汎用シミュレーションソフトウェア「GoldSim」を用いて被ばく線量評価ツールを作成するとともに、対象廃棄物を処分した場合の被ばく線量評価を進めてきた。また、評価ツールについては、旧原子力安全委員会の安全審査指針など、最新の評価の考え方を反映しながら、随時改良を加えてきた。本報告書は現在までに作成した評価ツールのうち、"地下水シナリオ"(処分施設から漏出した核種が地下水を介して生活環境へ移行し、その地下水を利用する経路に関し評価するシナリオ)を対象に作成した評価ツールについて、想定する処分システムの機能、バリアの構成や性能に基づいた核種移行モデルの考え方、地下水による核種移行にかかわる評価式及び被ばく線量評価式、評価ツールの構成を解説したものである。

報告書

余裕深度処分環境におけるふげん圧力管(Zr-2.5wt%Nb合金)の腐食速度の評価; 試験片加工方法及び腐食試験成立条件の検討

酒谷 圭一; 中谷 隆良; 船橋 英之

JAEA-Technology 2012-034, 20 Pages, 2012/12

JAEA-Technology-2012-034.pdf:10.22MB

余裕深度処分の被ばく線量評価に必要な核種溶出率の設定を目的に、これまで処分環境を模擬した条件下での腐食速度が確認されていないふげん圧力管に使用されているジルコニウム合金(Zr-2.5wt%Nb合金)に対し、ガス蓄積型腐食試験法を適用し、低酸素及びアルカリ条件下での長期腐食速度データの取得を開始した。本報告書は、ガス蓄積型腐食試験を開始するにあたり、供試材(圧力管と同形状)からガス蓄積型腐食試験に用いる試験片への加工方法の検討及びガス蓄積型腐食試験が成立する条件の確認を行った結果についてまとめたものである。

報告書

余裕深度処分の安全評価にかかわるパラメータの検討; トンネル掘進速度及び盛土造成における客土厚

石戸谷 公英; 菅谷 敏克; 船橋 英之

JAEA-Research 2011-046, 32 Pages, 2012/02

JAEA-Research-2011-046.pdf:3.52MB

本検討は、「余裕深度処分の管理期間終了以後における安全評価に関する考え方」(原子力安全委員会、平成22年4月)に示された人為事象シナリオのうち埋設施設貫通トンネル掘削シナリオ及び大開発土地利用シナリオの被ばく評価に必要となるパラメータについて、その事象の実態に即して検討することを目的として行ったものである。前者のシナリオについては、国内のトンネル工事における掘進速度の実績調査を行い、その結果に基づいてトンネル建設作業者の作業時間を検討した。後者のシナリオについては、盛土施工にかかわる技術基準類の調査を行い、その結果に基づいて盛土による宅地造成における客土厚を検討した。

報告書

地層処分低レベル放射性廃棄物の安全評価解析と物量変動の処分場への影響に関する検討・評価(共同研究)

長谷川 信; 近藤 等士; 亀井 玄人; 平野 史生; 三原 守弘; 高橋 邦明; 船橋 英之; 川妻 伸二; 植田 浩義*; 大井 貴夫*; et al.

JAEA-Research 2011-003, 47 Pages, 2011/02

JAEA-Research-2011-003.pdf:3.99MB

原子力発電環境整備機構と日本原子力研究開発機構は協力協定に基づき、2009年度から「TRU廃棄物の処分に係る検討会」を設置し、TRU廃棄物の処分のための検討を実施している。今回の検討では、原子力機構が開発したTigerコードと原子力発電環境整備機構が今後の安全評価に使用を予定しているGoldSimコードについて、同一条件でのベンチーマーク解析を行い、双方の信頼性について確認を行った。2つのコードの解析結果が同程度のものであったことから、両者の解析コードの信頼性について確認ができたものと考える。また、処分場へ処分する想定物量(約19,000m$$^{3}$$)が変動した場合の処分場設計への影響について検討を行った。その結果、第2次TRUレポートの概念に基づき評価した場合、10%程度の廃棄体量の増加は、現在の処分場設計に適用している地層処分技術で対処可能であることが確認できた。

報告書

ウラン廃棄物の余裕深度処分概念の検討,6

中谷 隆良; 石戸谷 公英; 船橋 英之; 佐々木 良一*; 黒沢 満*

JAEA-Research 2010-050, 104 Pages, 2011/02

JAEA-Research-2010-050.pdf:2.03MB

本検討は、「低レベル放射性廃棄物埋設に関する安全規制の基本的考え方(中間報告)」(平成19年7月、原子力安全委員会)に示された3区分のシナリオ分類のうち、「人為・稀頻度事象シナリオ」について評価シナリオを検討し、予察的な被ばく線量評価を実施したものである。評価シナリオを構築するにあたり、原子力安全委員会の審議資料等の既往文献を参考に、ボーリングコア観察、隆起・侵食等を考慮し、評価パラメータを設定した。この結果、最大被ばく線量は、対象としたすべての評価ケースにおいて、人為・稀頻度事象シナリオの「めやす(参考とする)値」である10mSv/y$$sim$$100mSv/yを下回ることを確認した。

報告書

余裕深度処分における人為・稀頻度事象シナリオにかかわる検討・評価

中谷 隆良; 石戸谷 公英; 船橋 英之; 菅谷 敏克; 曽根 智之; 嶋田 秀充*; 中居 邦浩*

JAEA-Research 2009-064, 104 Pages, 2010/03

JAEA-Research-2009-064.pdf:14.45MB

本検討は、余裕深度処分対象廃棄物を処分するために必要となる情報を整備する一環として、「低レベル放射性廃棄物埋設に関する安全規制の基本的考え方(中間報告)」(平成19年7月、原子力安全委員会)に基づき日本原子力学会にて策定された「日本原子力学会標準余裕深度処分の安全評価手法:2008」等を参考に、3区分のシナリオのうち「人為・稀頻度事象シナリオ」について、評価シナリオを設定した。さらに、設定したシナリオについて被ばく線量評価が可能な解析ツールを整備するとともに、設定したシナリオについて予備的な線量評価を実施した。評価の結果、対象とした評価シナリオのうち、掘削影響領域(EDZ)からの井戸水飲用シナリオが最も高い被ばく線量を示した。本シナリオは、保守的に評価した場合の被ばく線量の上限を評価するという観点から、EDZからの井戸水を直接飲用に用いることを想定したシナリオであった。評価結果は10mSv/yを超えたものの、人為・稀頻度事象シナリオのめやす線量である10mSv/y$$sim$$100mSv/yの上限を超過しなかった。

報告書

余裕深度処分における基本・変動シナリオにかかわる検討・評価

菅谷 敏克; 曽根 智之; 中谷 隆良; 石戸谷 公英; 船橋 英之; 佐々木 良一*; 下田 紗音子*; 黒沢 満*

JAEA-Research 2009-063, 80 Pages, 2010/03

JAEA-Research-2009-063.pdf:8.35MB

本検討は、余裕深度処分対象廃棄物を処分するために必要となる情報を整備する一環として、「低レベル放射性廃棄物埋設に関する安全規制の基本的考え方(中間報告)」(平成19年7月、原子力安全委員会)に基づき日本原子力学会にて策定された「日本原子力学会標準余裕深度処分の安全評価手法:2008」等を参考に、3区分のシナリオのうち「基本シナリオ」及び「変動シナリオ」について、評価シナリオを設定した。さらに、設定したシナリオについて被ばく線量評価が可能な解析ツールを整備するとともに、設定したシナリオについて予備的な線量評価を実施した。評価の結果、最大被ばく線量は基本シナリオ及び変動シナリオのそれぞれのめやすを下回ることを確認した。(基本シナリオ10$$mu$$Sv/y:変動シナリオ300$$mu$$Sv/y)

報告書

ウラン廃棄物の余裕深度処分概念の検討,5

中谷 隆良; 石戸谷 公英; 船橋 英之; 佐々木 良一*; 黒沢 満*

JAEA-Research 2009-028, 47 Pages, 2009/10

JAEA-Research-2009-028.pdf:13.29MB

本検討は、「低レベル放射性廃棄物埋設に関する安全規制の基本的考え方(中間報告)」(平成19年7月、原子力安全委員会)に示された3区分のシナリオ分類のうち、「変動シナリオ」について検討し、予察的な被ばく線量評価を実施したものである。評価モデルを構築するにあたり、「評価シナリオ」及び「変動パラメータ」は、将来起こると予見される事象である"気候変動及び造構運動に伴う処分システムの物理的・化学的変化"を、"核種の処分施設からの放出係数", "天然バリアの分配係数", "地下水流速"及び"移行経路の距離"に単純化して整理し、設定した。この結果、最大被ばく線量は、対象としたすべての評価ケースにおいて、変動シナリオの「めやす(参考とする)値」である300$$mu$$Sv/yを下回ることを確認した。

報告書

ウラン廃棄物の余裕深度処分概念の検討,4

石戸谷 公英; 中谷 隆良; 船橋 英之; 佐々木 良一*; 高瀬 敏郎*; 黒沢 満*

JAEA-Research 2008-092, 64 Pages, 2008/12

JAEA-Research-2008-092.pdf:6.33MB
JAEA-Research-2008-092(errata).pdf:0.23MB

本研究では、原子力安全委員会が取りまとめた「低レベル放射性廃棄物埋設に関する安全規制の基本的考え方(中間報告)」(平成19年7月)に示されたシナリオ区分を参考とし、将来起こると予見される事象を考慮してシナリオの検討を行い、各シナリオに対するパラメータ設定及び線量評価を実施した。核種移行にかかわるパラメータとしては、処分施設からの放射性核種の放出係数,天然バリアの分配係数,地下水流速及び処分施設から河川(放射性核種の流出点)までの距離(移行距離)に着目した整理を行った。評価の結果、放射性核種の流量の増加や、天然バリアの塩水性環境への変化による一部の放射性核種の分配係数の減少により、一部のケースにおいて、10$$mu$$Sv/yをやや上回った。「造構運動-隆起・侵食」シナリオでは、条件によっては10$$mu$$Sv/yを大きく上回ったが、現実的に発生することが考えにくいパラメータの急激な変化を入力条件とした評価手法によるところも大きく、本ケースでは、パラメータの変化が1万から10万年の間に線形的に変化する条件を想定した評価を行ったところ、最大被ばく線量は10$$mu$$Sv/yを下回った。

報告書

ウラン廃棄物の余裕深度処分概念の検討,3

辻村 誠一; 船橋 英之; 石橋 純*; 高瀬 敏郎*; 黒沢 満*

JAEA-Research 2007-030, 105 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-030.pdf:7.72MB

ウラン廃棄物は、その主要核種が長半減期のウランであり、また、廃棄体からの放射線の影響をほとんど考慮しなくて良いという特徴を持っている。これまで、このような特徴を考慮に入れて、合理的な余裕深度処分についての検討を実施しており、その中で合理的な余裕深度処分システムの成立性が示唆された。しかし、この検討は特定の環境を想定した限定的なサイト条件評価である。そこで本研究では、核種移行に関するパラメータの不確実性を考慮した解析を実施し、被ばく線量とパラメータの相関関係について検討した。その結果、被ばく線量と大きな相関関係にあるパラメータは「施設近傍の地下水流速」及び「天然バリアにおけるウランの分配係数」であることがわかった。

論文

ウラン取扱施設におけるクリアランスについて

船橋 英之; 片寄 直人*; 岩沢 信夫*

デコミッショニング技報, (34), p.40 - 44, 2006/09

ウラン廃棄物の特徴及び日本原燃,ウラン燃料加工メーカー(グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン,三菱原子燃料,原子燃料工業,ジェー・シー・オー),日本原子力研究開発機構のウラン取扱施設から発生するクリアランス対象物について紹介する。また、IAEA安全指針RS-G-1.7「規制除外,規制免除及びクリアランスの概念の適用」におけるウランのクリアランスレベルに適用できる放射能濃度値設定の考え方及び我が国におけるその適用性について述べる。

報告書

ウラン廃棄物の余裕深度処分概念の検討,2

辻村 誠一; 船橋 英之; 石橋 純*; 高瀬 敏郎*; 黒沢 満*

JAEA-Research 2006-029, 96 Pages, 2006/07

JAEA-Research-2006-029.pdf:3.97MB

ウラン廃棄物は、その主要核種が長半減期のウランであり、また、廃棄体からの放射線の影響をほとんど考慮しないでよいという特徴をもっている。このような特徴を考慮に入れて、合理的な余裕深度処分についての検討を2年間実施してきた。本研究では、長期間にわたる化学環境の変化を考慮して、異なる化学環境(還元環境,酸化環境)を想定し、収着パラメータ等の影響を分析するための安全評価を行い、還元環境を維持するための人工バリアの必要性について評価を行った。その結果、処分システムの化学環境が還元から酸化へ変化しても一般公衆の被ばく線量は増加しないことがわかった。現実的な酸化環境の収着パラメータを用いた評価においても、10$$mu$$Sv/年を上回ることはないことがわかった。本年度及び前年度の検討から、ウラン廃棄物の余裕深度処分においては核種移行を抑制し、還元環境を維持する人工バリアを削減できる可能性があることがわかった。

口頭

核燃料施設等の廃棄物の特徴

平井 輝幸*; 船橋 英之; 岩沢 信夫*

no journal, , 

核燃料サイクル施設から発生する放射性廃棄物のうち、製錬,転換,濃縮,再転換,成型加工の各施設から発生するウラン廃棄物と使用済燃料の再処理施設等から発生するTRU廃棄物についての特徴を述べる。

口頭

核燃料施設クリアランスの意義と課題

川妻 伸二; 船橋 英之; 八木 直人; 工藤 健治; 辻村 誠一; 福島 正

no journal, , 

原子力施設から発生する廃棄物のクリアランスに関しては、これまで多くの場で議論・討論が重ねられてきており、昨年原子炉等規制法令が改正され、原子力学会でも学会標準を策定するなどの環境整備が進められてきた。一方、再処理工場,ウラン加工工場やMOX燃料工場、さらに核燃料物質を用いた研究施設等の核燃料施設については、未だクリアランスレベルの検討がされていない状況である。特に、核燃料物質を用いた研究施設に関しては、使用開始以来数十年を経過し、その使命を終了して解体を待っている施設も少なからずある。このような状況を踏まえ、核燃料施設から発生するウラン廃棄物,TRU廃棄物に関してクリアランスの運用を考慮した場合、当該廃棄物の特徴を踏まえてどのような課題が生じ、それに対して解決策がどのようになるのかを本セッションで紹介し、広く専門家の意見を求め、将来における国の検討に資する。

口頭

ウラン廃棄物の余裕深度処分概念の検討

中谷 隆良; 船橋 英之; 石戸谷 公英; 佐々木 良一*; 高瀬 敏郎*; 黒沢 満*

no journal, , 

本検討では、ウラン廃棄物の特徴を考慮に入れ、原子力安全委員会が取りまとめた「低レベル放射性廃棄物埋設に関する安全規制の基本的考え方(中間報告)」(平成19年7月)に示されたシナリオ区分を参考とし、そのうちの「基本シナリオ」について、将来起こりうる確からしいと予見される変化の検討、それら変化事象に関するパラメータの設定及び被ばく線量評価を実施した。

口頭

ウラン廃棄物余裕深度処分における安全評価

中谷 隆良; 船橋 英之; 石戸谷 公英; 佐々木 良一*; 黒沢 満*

no journal, , 

本評価は、ウラン廃棄物の余裕深度処分について、原子力安全委員会から示された3区分のシナリオのうち「変動シナリオ」について、日本原子力学会の考え方等を参考にして評価シナリオの検討及びパラメータ設定を行い、予察的な被ばく線量評価を実施した。

口頭

余裕深度処分における被ばく線量評価,1; 基本・変動シナリオの検討・評価

中谷 隆良; 菅谷 敏克; 曽根 智之; 石戸谷 公英; 船橋 英之; 佐々木 良一*; 下田 紗音子*; 黒沢 満*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、保有する余裕深度処分の対象となる放射性廃棄物について、処分の実現に向けた準備作業を進めている状況にある。この処分を実現させるためには、対象廃棄物が安全に処分できることを確認する必要がある。本研究では、「日本原子力学会標準余裕深度処分の安全評価手法:2008」等を参考に、原子力安全委員会報告書(平成19年7月)に示された3区分のシナリオ分類のうち「基本シナリオ」及び「変動シナリオ」について、想定される処分システムの状態変化及び被ばく経路の可能性を考慮し、評価シナリオを設定するとともに、設定した評価シナリオについて、一般公衆に対する予備的な被ばく線量評価を実施した。

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