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報告書

廃棄物の合理的処理処分方策の基本的考え方; 廃棄物処理の加速に向けた検討結果

中川 明憲; 及川 敦; 村上 昌史; 吉田 幸彦; 佐々木 紀樹; 岡田 翔太; 仲田 久和; 菅谷 敏克; 坂井 章浩; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2021-006, 186 Pages, 2021/06

JAEA-Technology-2021-006.pdf:54.45MB

日本原子力研究開発機構が保管する放射性廃棄物のうち、一部の放射性廃棄物については過去に未分別のまま圧縮等の処理が行われていた。このため、埋設処分に向けて圧縮されたものを分解して確認する等の作業に多くの時間が必要であると想定され、放射性廃棄物の早期のリスク低減を行う方策について、廃棄物処理及び埋設処分の2つの観点から検討を実施した。前処理,処理及び固型化といった廃棄物処理作業の中で時間を要している工程を分析し、放射能濃度評価、有害物等の分別、及び可燃物の分別といった課題を抽出した。放射能濃度評価に関しては、保守的な核種組成比と非破壊$$gamma$$線測定による廃棄体中の放射能濃度評価方法の検討、及びトレンチ埋設施設構造の高度化を図るとともに、評価対象核種の選定に一定の基準を設定することにより、評価対象核種を絞り込める可能性があることを明らかにした。有害物等の分別に関しては、非破壊検査と記録・有害物使用状況等による分別の要否の確認により、分別作業を大幅に削減できる見込みが得られた。また、廃棄物から地下水中に移行した重金属による地下水中濃度を評価し、水質に関する環境基準を遵守可能な廃棄体中に含有される濃度として受入基準を提示した。可燃物の分別に関しては、埋設施設内空隙増加による陥没の影響を評価し、覆土での事前対応が可能な可燃物含有量を評価するとともに、非破壊検査による可燃物量の確認と、解体で発生するコンクリートのような可燃物含有量が少ない廃棄物との混合埋設により、埋設処分場内の廃棄物層の平均的な可燃物の含有割合を20vol%とする定置管理を行い、分別作業を不要にできる見込みが得られた。原子力科学研究所の圧縮体を例に、これらの方策を施すことによる廃棄物処理加速の効果についての評価を実施し、廃棄物の分別処理作業を約5倍加速できる見込みが得られた。今後、検討した対策の実現に向けた対応を進める。

報告書

研究施設等廃棄物の浅地中処分のための基準線量相当濃度の検討(その1)

菅谷 敏克; 阿部 大智*; 岡田 翔太; 仲田 久和; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2021-004, 79 Pages, 2021/05

JAEA-Technology-2021-004.pdf:2.86MB
JAEA-Technology-2021-004(errata).pdf:0.09MB

研究施設等廃棄物の埋設処分に向けて、廃棄体等のトレンチ処分及びピット処分への区分や、重要核種を選定する際の参照値とするため、研究施設等廃棄物に含まれる可能性のある220核種について、トレンチ処分及びピット処分における基準線量相当濃度を試算した。基準線量相当濃度の試算に当たっては、廃棄物埋設施設の立地場所は様々な環境が考えられるため、原子力安全委員会がトレンチ処分及びピット処分の濃度上限値を算出するために用いられた被ばく経路に追加して、中深度処分で想定されている被ばく経路も追加した。また、埋設処分場の規模を、現在想定しているトレンチ処分約53万本、ピット処分約22万本を対象として設定した。本報告書で試算した基準線量相当濃度の結果は、立地場所が決定していない段階での廃棄体等のトレンチ処分及びピット処分への区分や、重要核種を選定する際の参照値として用いることを考えている。また、今後の処分施設のバリア機能の設置などの検討を考慮して、基準線量相当濃度の値を見直すこととする。なお、今後、立地場所の決定後、立地条件を踏まえて線量評価を行い、事業許可申請書に記載する廃棄体等の放射能及び放射能濃度を決定することとなる。

報告書

試験研究用原子炉の解体により発生する廃棄物の放射能濃度評価方法の検討

村上 昌史; 星野 譲; 中谷 隆良; 菅谷 敏克; 福村 信男*; 三田 敏男*; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2019-003, 50 Pages, 2019/06

JAEA-Technology-2019-003.pdf:4.42MB

試験研究用原子炉施設の解体廃棄物に対する共通的な放射能濃度評価方法の構築に向けて、立教大学のTRIGA-II型炉を対象として、アルミニウム合金, 炭素鋼, 遮蔽コンクリート及び黒鉛構造材中の放射化生成核種の放射能を、放射化学分析及び放射化計算により評価した。採取した構造材サンプルは放射化学分析及び構造材組成分析の両方に使用した。放射能を測定した核種はアルミニウム合金について$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni、炭素鋼について$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{152}$$Eu、遮蔽コンクリートについて$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{152}$$Eu、黒鉛について$$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{152}$$Euであった。中性子束分布の計算にはDORTコード、誘導放射能の計算にはORIGEN-ARPコードを使用した。アルミニウム合金, 炭素鋼及び遮蔽コンクリートでは、概ね保守的かつよい精度で放射能濃度を評価できる見通しが得られた。一方で黒鉛では、材料組成分析では全ての元素が定量下限値未満であったにも拘らず、全測定核種の放射能分析値が得られた。

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,2; 5ヶ年経過データによる長期腐食の考察

菅谷 敏克; 中谷 隆良; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2017-032, 21 Pages, 2018/01

【本報告書は、掲載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、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、一時的に公開を取りやめています。】処分事業の安全評価を行うために必要な核種溶出率の設定を目的に、Zr-2.5wt%Nb合金に対してガス蓄積型腐食試験法を適用し、低温、低酸素およびアルカリ条件下で長期の腐食速度を取得してきた。本報では、長期的な腐食速度の把握を目的に、試験期間5ヶ年(60ヶ月)の腐食速度を取得し、試験期間2ヶ年(24ヶ月)経過までの腐食速度と比較したところ、今回取得した試験期間5ヶ年(60ヵ月)の腐食速度は、試験期間2ヶ年(24ヶ月)までの結果同様、経過時間の-2/3乗に比例するとした評価が適用できると考える。

報告書

ウラン及び長半減期核種を含んだ研究施設等廃棄物を対象とした処分方策に関する技術的検討

菅谷 敏克; 中谷 隆良; 佐々木 利久*; 中村 康雄*; 坂井 章浩; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2016-036, 126 Pages, 2017/02

JAEA-Technology-2016-036.pdf:7.28MB

ウラン及び長半減期核種を含んだ廃棄物の処分における特徴としては、処分施設の管理期間終了後の安全評価において、数万年以降に被ばく線量の最大線量が出現することにある。これらの特徴を持つ幅広い放射能濃度範囲のウラン及び長半減期核種を含んだ研究施設等廃棄物の処分の方策は未だ決定されていないことから、処分方策の決定に資することを目的とした処分に係る技術的な検討を行った。本報告書は、ウランを含んだ比較的放射能濃度の低い廃棄物に対して、トレンチ処分とクリアランスについての技術的検討を行うとともに、ウラン及び長半減期核種を含んだ中深度処分対象の濃度範囲となる廃棄物に対しては、濃度制限シナリオによる技術的検討を行った。

報告書

フレキシブルコンテナに収納した汚染土壌等の単位濃度あたりの1cm線量当量率の算出

菅谷 敏克; 阿部 大智; 武部 愼一; 中谷 隆良; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2016-018, 20 Pages, 2016/09

JAEA-Technology-2016-018.pdf:2.41MB

東北地方太平洋沖地震に伴う原子力発電所の事故により放出された放射性物質による汚染について、生活環境等の除染作業が行われてきた。除染に伴って発生した土壌や草木(汚染土壌等)は各自治体でフレキシブルコンテナバック(通称フレコン)に収納して保管されている状況である。これら大量に発生した汚染土壌等の処理・処分や再利用・再生利用等を効率的に進めるために、フレコンの表面で測定した線量から内容物の放射能濃度を推定するための単位放射能濃度あたりの1cm線量当量率について「点減衰核積分計算コード」QAD-CGGP2Rを用いて算出した。本報で示した結果は、大量に発生した除染土壌等について、表面の線量が判っている場合には放射能濃度を合理的に求めることができるものと考える。

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

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)

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。

口頭

余裕深度処分における被ばく線量評価,2; 人為・稀頻度事象シナリオの検討・評価

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

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「人為・稀頻度事象シナリオ」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。

口頭

福島原子力事故由来のフォールアウトによる原子力施設における資材等への影響評価について,3; 非管理区域における資材等の基準線量相当濃度の試算について

武部 愼一; 菅谷 敏克; 佐々木 利久

no journal, , 

原子力関連施設の敷地内における非管理区域から発生する資材等は、福島第一原子力発電所の事故起源のフォールアウトによる汚染が想定される。このため、これまでと同様に非管理区域から発生する資材等を搬出する事業者と同じ県内の施設において埋設処分することを前提として、基準線量に相当する資材等中の放射能濃度を試算した。

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