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渡辺 均; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 後藤 一郎*; 木部 智*; et al.
JAEA-Review 2014-040, 115 Pages, 2015/01
JAEA-Review-2014-040.pdf:4.26MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」,「核燃料物質使用施設保安規定」,「放射線障害予防規程」,「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」,「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき,平成25年4月1日から平成26年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.
JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08
JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MBJAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB
発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m
とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。
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。
飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.
Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07
被引用回数：137 パーセンタイル：97.72(Physics, Fluids & Plasmas)最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。
落合 透; 武田 聖司; 木村 英雄
JAEA-Data/Code 2009-003, 62 Pages, 2009/06
JAEA-Data-Code-2009-003.pdf:5.46MB
本調査では、地層処分の安全評価に使用する農作物への移行係数の不確かさの推定のために、文献調査によりデータの収集をするとともに、収録した移行係数データの統計分析結果とIAEA等における文献データとの比較を進め、農作物の移行係数について安全評価のためのパラメータ設定を行った。また、収集したオリジナルのデータからパラメータ設定に至る過程の情報や根拠を含め「農作物への移行係数に関するデータベース」として整備した。
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。
武田 聖司; 佐々木 利久; 澤口 拓磨; 落合 透; 木村 英雄
JAEA-Research 2008-045, 60 Pages, 2008/03
JAEA-Research-2008-045.pdf:3.51MB
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、一般的であると考えられる地下利用に対して十分余裕を持った深度への処分「余裕深度処分」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廃棄物に対する余裕深度処分の濃度上限値の算出結果は、原子力安全委員会の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関する報告書(2007年)に反映された。
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。
佐々木 利久; 渡邊 正敏; 武田 聖司; 澤口 拓磨; 落合 透; 木村 英雄
JAEA-Data/Code 2008-003, 29 Pages, 2008/02
JAEA-Data-Code-2008-003.pdf:3.7MBJAEA-Data-Code-2008-003(errata).pdf:0.04MB
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)及びウラン廃棄物を対象に、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,ピット処分及び余裕深度処分)に対する、埋設処分の可能な放射性廃棄物の濃度範囲を定めたものである濃度上限値の検討を行っている。本報告では、これらの検討に必要となるパラメータである外部被ばく線量換算係数を算出した。外部被ばく線量換算係数の算出にあたっては、実効線量への換算にICRP Publ.74の換算係数を使用するなどの現行法令等に則した解析、光子エネルギーデータとしてJAERI-Data/Code 2001-004の
線及びX線のエネルギー及び放出率を使用するなど最新のデータを反映するといった点を考慮した。本報告では、TRU廃棄物及びウラン廃棄物に含まれる核種を対象とした外部被ばく線量換算係数について、その算出方法,条件及び結果についてまとめたものである。
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。
澤口 拓磨; 武田 聖司; 佐々木 利久; 落合 透; 渡邊 正敏; 木村 英雄
no journal, ,
TRU廃棄物の将来の処分に備え、トレンチ処分やコンクリートピット処分などの各埋設処分方式別に、埋設事業の許可申請が可能な当該廃棄物の範囲を明確化するための濃度上限値について検討する必要がある。本研究では、TRU廃棄物を対象とした濃度上限値の検討の基礎データを提示するために、処分場の立地・設計に関するパラメータは、原子炉廃棄物を対象とした現行の政令濃度上限値評価における既往値を使用するとし、半減期,線量換算係数,農畜産物への移行係数などを最新の知見に基づいた値を採用することとして、当該廃棄物のトレンチ処分,ピット処分,余裕深度処分の基準線量(=10
Sv/y)相当濃度を算出した。また、各処分で想定される廃棄物中の平均放射能濃度(D)と基準線量相当濃度(C)により計算される相対重要度(D/C)の検討を行い、重要核種を抽出した。
