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報告書

原子力発電所のサイト解放に関する技術的課題の検討; 米国の実績を参考としたサイト解放基準,手順,検認要件(受託研究)

助川 武則; 島田 太郎; 桂井 清道; 田中 忠夫; 中山 真一

JAEA-Review 2009-075, 86 Pages, 2010/03

JAEA-Review-2009-075.pdf:8.13MB

原子力施設の運転終了以降にかかわる安全規制制度のうち、廃止措置終了の確認に関する放射能レベルの基準,検認手法等は具体的に検討を行うべき重要な課題である。そこで、IAEA,米国等の指針や基準並びに米国発電用原子炉のサイト解放の実施例を調査し、我が国でのサイト解放の制度化について検討する場合の課題を抽出した。本報告書では、具体的事例として米国トロージャン発電所の最終放射線サーベイの手順等をまとめるとともに、広大な敷地を対象とする廃止措置終了確認における検認測定の対象範囲の設定等について考察し、さらに、米国の最終サーベイ手引き(MARSSIM)を参考に我が国における廃止措置終了確認の手順を例示した。

論文

低酸素濃度下におけるチタンオーバーパックの長期水素吸収挙動と水素脆化の検討

谷口 直樹; 鈴木 宏幸*; 中西 智明*; 中山 武典*; 舛形 剛*; 建石 剛*

材料と環境, 56(12), p.576 - 584, 2007/12

高レベル放射性廃棄物の地層処分におけるオーバーパック候補材料の一つであるチタンの長期水素吸収挙動と水素脆化の可能性を検討した。定電流カソード分極試験結果より、電荷量が同じ場合、電流密度が低いほど多くの水素が吸収されるとともに、より内部まで水素が浸入した。低酸素濃度条件での腐食速度2.8$$times$$10$$^{-2}$$$$mu$$m/yに相当する電流密度での水素吸収率はほぼ100%と推定され、1000年間で約400ppmの水素を吸収すると評価された。水素を吸収したチタンの機械的特性は水素濃度と水素濃度分布形態によって異なり、水素がチタン内部まで均一に分布したものほど脆化の程度が大きいことが確認された。1000年間で約400ppmの水素を均一に吸収した6mm厚のチタンオーバーパックにおいて、破壊が生じうるのは降伏応力相当の応力条件に対して亀裂寸法が約2$$sim$$3mm以上の場合と推定された。

報告書

還元性雰囲気における高耐食性金属製オーバーパックの長期腐食挙動研究

和田 隆太郎*; 西村 務*; 中西 智明*; 中山 武典*; 阪下 真司*; 藤原 和雄*; 建石 剛*

JNC TJ8400 2005-001, 224 Pages, 2004/02

JNC-TJ8400-2005-001.pdf:16.23MB

高レベル放射性廃棄物処分おけるオーバーパック候補材料のうち,高耐食性金属として位置づけられているチタンおよびニッケル基合金の腐食挙動を検討した。チタンについては水素吸収挙動に及ぼす環境因子と材料因子の影響を実験的に検討した。ニッケル基合金については腐食挙動について既往の研究の文献調査を行った。

口頭

低酸素濃度環境におけるチタンオーバーパックの水素脆化挙動

谷口 直樹; 鈴木 宏幸*; 油井 三和; 中西 智明*; 中山 武典*; 舛形 剛*; 建石 剛*

no journal, , 

高レベル放射性廃棄物地層処分におけるオーバーパック候補材料のひとつとしてチタン(チタン合金を含む)が挙げられており、地下水に対して1000年間以上の長期健全性が要求されている。地層処分環境は本来、酸素濃度の低い条件であり、水素発生を伴う腐食が進展すると考えられ、長期間の水素吸収によって脆化することが懸念される。そこで本研究では、チタンの腐食速度,水素吸収挙動,水素を吸収したチタン材料の機械特性などの実験データに基づき、水素吸収量と脆化の可能性を検討した。

口頭

核燃料サイクル施設の廃止措置の安全課題に関する検討

水越 清治; 助川 武則; 中山 真一

no journal, , 

核燃料サイクル施設の廃止措置を安全に遂行するためには、廃止措置における安全確保のための技術基準,廃止措置計画認可の際の審査基準等を整備する必要があり、そのため、廃止措置の先行事例や技術動向,国内の代表プラントにおける汚染等の現状について、調査を行い、安全上の重要課題について検討を実施している。本報告では、主として、再処理施設を対象に、廃止措置の事例,除染,解体等の技術についての調査結果に基づく、廃止措置における安全上の重要課題の検討結果について発表する。

口頭

廃止措置における従事者被ばく線量評価コードの開発

島田 太郎; 大島 総一郎; 助川 武則; 中山 真一

no journal, , 

原子力施設の廃止措置における放射線業務従事者の被ばく線量を評価する計算コードを開発した。評価にあたっては、適用工法や収納容器の大きさ等の情報から、解体作業に要する作業時間や、作業環境に飛散する放射性粉じん量を算出して、空気中放射能濃度を評価するとともに、職種別の作業位置の相違を考慮して、適切な線量率を与えるなど、解体作業の特徴を反映した。

口頭

JPDR解体廃棄物を対象とした切断作業時の放射性粉じん飛散率評価

高村 篤; 島田 太郎; 大島 総一郎; 宇野 祐一; 軍司 操一; 伊東 岳志; 助川 武則; 中山 真一

no journal, , 

原子力施設の廃止措置においては、施設の解体作業に伴う周辺公衆への被ばく線量評価が必要であり、原子力機構では評価に必要なパラメータの整備を進めている。既往のデータとしては「廃止措置工事環境影響評価ハンドブック第3次版(以下、ハンドブック)」が整備されているが、コールド試料を対象に実施した試験をもとにしているデータが大部分であり、これをもとに保守的な値がまとめられている。そこで、本研究では、ホット試料を対象に機器解体時の環境影響評価にかかわるデータを取得し、ハンドブックのデータと比較・検証し、安全評価のためのデータとして再整理することとしている。平成19年度は、ホット試料としてJPDR解体廃棄物の中から放射化金属配管及び汚染金属配管を選択し、エアプラズマ切断機を用いて切断試験を実施し、放射能基準での放射性粉じんの飛散率を取得した。また、得られたデータと既存データとの比較も行った。

口頭

JPDR解体廃棄物を対象としたプラズマ切断試験,2; 放射性粉じんの粒径分布と飛散メカニズムの検討

高村 篤; 島田 太郎; 大島 総一郎; 宇野 祐一; 軍司 操一*; 伊東 岳志; 助川 武則; 田中 忠夫; 中山 真一

no journal, , 

原子力施設の廃止措置を計画・実施するにあたっては、施設解体撤去時における周辺公衆の被ばく線量を評価して、安全性が確保できることを事前に確認しておくことが必要である。そのため、原子力機構では、被ばく線量評価に必要となるコード及びパラメータの整備を進めている。本研究では、原子炉施設廃止措置時における大気放出経路を対象とした被ばく線量評価において重要なパラメータである切断作業時の放射性粉じんの飛散率について検討した。JPDR解体廃棄物(放射化金属配管及び汚染金属配管)の切断試験を実施して、放射性粉じんの粒径分布,放射能量等のデータを取得するとともに、放射化と汚染による粉じん発生のメカニズムについて考察した。粉じんの粒径分布と放射能量の比較から、0.1$$mu$$m程度の小粒径側に放射能が濃縮される傾向があることを明らかにするとともに、比放射能の粒径依存性はCo-60とNi-63に違いがないことを確認した。また、今回の試験では内面が汚染した配管を外側より切断したが、汚染金属から気中へ移行する放射性粉じんの粒径は放射化金属のそれより大きく、放射性粉じんの発生メカニズムの違いが示唆された。放射性粉じんの発生メカニズムを推察するとともに、メカニズムを解明するための具体的な課題を抽出した。

口頭

JPDR解体廃棄物を対象としたプラズマ切断試験,1; 放射性粉じん飛散率の評価

島田 太郎; 高村 篤; 大島 総一郎; 宇野 祐一; 軍司 操一*; 伊東 岳志; 助川 武則; 田中 忠夫; 中山 真一

no journal, , 

原子力施設の廃止措置を計画実施するにあたっては、施設炉解体撤去時における周辺公衆の被ばく線量を評価して、安全性が確保できることを事前に確認しておくことが必要である。そのため、原子力機構では、被ばく線量評価に必要となる計算コード及びパラメータの整備を進めている。本研究では、原子炉施設廃止措置時における大気放出経路を対象とした被ばく線量評価において重要なパラメータである切断作業時の放射性粉じんの飛散率を、実機を用いた切断試験によって取得するとともに、これまでおもに非放射性材料を用いて蓄積されてきた既存データの妥当性について検討した。原子力機構に保管廃棄中のJPDR解体廃棄物のうち放射化金属配管及び汚染金属配管を対象としてエアプラズマによる気中切断試験を実施し、切断時に飛散する放射性粉じんの移行挙動にかかわる各種データを取得した。放射化金属についてのCo-60及びNi-63粉じんの飛散率は0.002-0.01であった。この値は、既存のデータを合理的に説明できる範囲で一致することを確認した。汚染金属についての放射性粉じんのCo-60飛散率は0.4以内でばらついたが、既存のデータ0.7の保守性を支持する結果が得られた。

口頭

廃止措置終了後の敷地解放のための環境モニタリングデータの有効性の検討

助川 武則; 島田 太郎; 宇野 祐一; 大島 総一郎; 伊東 岳志; 高村 篤; 田中 忠夫; 中山 真一

no journal, , 

原子力施設の廃止措置終了後の敷地を解放しようとする場合、施設の操業及び廃止措置に起因し、敷地に残存する放射性物質が、ある基準値以下であることを確認することが必要である。そのためには、あるエリアが履歴情報から放射性物質の影響を受けていない領域(非影響領域)であるかどうかを判断して、区分することが合理的であると考えられる。原子力施設の敷地内及び周辺では、事業者及び周辺自治体によって継続的あるいは定期的に環境モニタリングが実施され、蓄積されたデータは公開されている。本検討では、東京電力福島第一及び福島第二原子力発電所の環境モニタリングデータを参考に、発電所敷地内のエリアが非影響領域であると判断するための情報となり得るかどうかを検討した。ダストモニタの検出目標レベルのCo-60がモニタ周辺の空気中に常時存在し、40年間に渡って土壌に蓄積したと仮定すると、表層濃度は0.0045Bq/gになると試算された。この値は、例えばドイツの濃度基準0.03Bq/g(敷地を無条件解放する場合の土壌に残存するCo-60濃度)と比較して有意な差があり、ダストモニタによるモニタリングデータが非影響領域の判断に有効であることがわかった。一方、モニタリングポストでの空間線量率データについては、基準(例)を下回るような濃度に対応できず、非影響領域の判断には不十分であることがわかった。

口頭

長寿命放射性同位体Fe-60

早川 岳人; 片倉 純一; 武田 聖司; 助川 武則; 中山 真一

no journal, , 

Fe-60は約1.5$$times$$10$$^{6}$$年の半減期でCo-60に崩壊する長寿命の放射性同位体である。Co-60は約5.3年の半減期で1MeV以上のエネルギーの$$gamma$$線を放出する核種である。これまで、一般に使われている核燃料燃焼コードORIGEN2.2等にはFe-60の生成過程が含まれておらず、諸計算において考慮されていなかった。そこで、Fe-60に関連する核データの文献調査を行うと同時に、ORIGEN2.2をFe-60の生成量を計算するように拡張し、Fe-60の生成量を評価した。

口頭

多様な原子力施設の廃止措置に向けた原子力機構安全研究センターの取り組み

向井 雅之; 島田 太郎; 田中 忠夫; 助川 武則; 中山 真一

no journal, , 

多様な原子力施設で廃止措置が本格化する中、原子力機構安全研究センターでは、国による安全規制を支援する技術資料及びツールの整備のための研究を実施している。核燃料サイクル施設廃止措置の安全評価に関する研究では、安全評価のために必要な検討をとおし、原子炉施設を対象としたコードをベースに評価コードのプロトタイプを作成した。解体時の被ばく線量評価に関する研究では、原子力機構の施設からの汚染配管に対して切断作業を実施し、核種別の飛散率,粒径分布,フィルタの捕集効率の測定を行った。Co-60汚染の飛散率,フィルタの捕集効率等、取得されたデータは既存の推奨値が十分に保守的であることを示した。サイト解放に関する研究では、サイト解放の基準として、残存放射能濃度を解放後の利用シナリオから計算するためのコードの開発と、より現実的な被ばく評価ができるよう外部被ばくの照射ジオメトリ,内部被ばくの詳細評価に関する改良を行った。コードを使用し、代表的な再利用シナリオを設定した試計算を行った。

口頭

核燃料サイクル施設の廃止措置安全評価コードの開発

向井 雅之; 島田 太郎; 田中 忠夫; 助川 武則; 中山 真一

no journal, , 

核燃料サイクル関連施設の廃止措置における作業者及び公衆の被ばく線量を評価するためのコードを、原子力機構で開発した原子炉施設を対象とした安全評価コード(DecDose)をベースとして開発した。核燃料サイクル関連施設に特有な事象を検討し、作業工程,対象核種,被ばく経路について改良した。本コードにより、ウラン濃縮施設を対象とした試計算において施設特有な事象を被ばく線量に反映させた評価が可能となった。

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