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論文

Improvement and testing of radiation source models in DecDose for public dose assessments during decommissioning of nuclear facilities

島田 太郎; 助川 武則

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(3), p.396 - 415, 2015/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.03(Nuclear Science & Technology)

原子力施設の廃止措置における周辺公衆及び従事者の被ばく線量を評価するコードDecDoseの周辺公衆に対する放射線源モデルを改良した。従来は2つの形状にしか対応していなかった、解体対象機器の切断線の長さ、体積、表面積を評価する切断モデルについて、原子力施設に配置されるほとんどの機器・構造物に対応できるよう7つの形状に拡張した。また、一時保管される解体廃棄物からの直接放射線およびスカイシャイン線の評価モデルについて、個々の収納容器に収納される放射能量、建屋内の容器配置を反映できるように改良した。JPDR解体における原子炉圧力容器、廃棄物回収タンク、及び、チャンネルボックスの切断における切断溝体積が計算値と実績値でよい一致を見た。本研究におけるモデル改良の妥当性を示した。一方、JPDR解体における海洋への放射性核種放出量について比較したところ、一致しない点が見られ、モデルのさらなる妥当性確認が必要である。

論文

In-situ radioactivity measurement for the site release after decommissioning of nuclear power plants

田中 忠夫; 島田 太郎; 助川 武則

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.832 - 835, 2014/04

日本では、原子炉施設解体後の敷地は有効活用することを基本方針としている。敷地解放にあたっては、有意な残存放射能がないことを事前に確認しなければならない。本研究では、原子炉施設についての代表的な指標核種の1つである$$^{60}$$Coを対象として、敷地に残存する核種濃度を保守的かつ合理的に評価する手法を提案するとともに、その妥当性を試験により確認した。あらかじめ測定対象と定義した範囲内に存在するすべての$$^{60}$$Coが、その範囲で最も遠い表面に点線源で存在すると仮定する。このような体系で、$$^{60}$$Co線源が有意に検出される最小時間をMonte Carlo計算によって推定する。推定した必要計測時間以上の測定で検出されなければ、点線源相当の$$^{60}$$Coは対象範囲内に残存しないことが証明できる。そこで、可搬型Ge検出器を用いて、敷地に埋設した密封$$^{60}$$Co線源の計測試験を実施した。計算から推定した最小検出時間は、実測時間とおおむね一致した。これら結果から、提案した評価手法が残存放射能の保守的な検認に適用可能であることを確認した。

報告書

動力試験炉の解体実績データに基づく廃止措置プロジェクト管理データの評価に係るモデルパラメータの不確かさの評価

石神 努; 助川 武則*; 向井 雅之

JAEA-Technology 2013-027, 124 Pages, 2013/10

JAEA-Technology-2013-027.pdf:5.9MB

原子力施設の廃止措置を安全にかつ効率的に実施するには機器等の解体撤去に要する作業人工数、作業者の被ばく線量等(これらを廃止措置プロジェクト管理データという、以下、管理データ)を予測し、それに基づき廃止措置計画を検討・策定することが重要である。この予測は、作業人工数等の評価式を用いてなされるが、評価式には廃止措置実績データを分析して得られた単位作業係数等のモデルパラメータが含まれている。モデルパラメータの値には不確かさが含まれているが、この不確かさ及びそれに起因した管理データ予測結果の不確かさの評価はほとんどなされていない。しかし、管理データ予測結果に含まれる不確かさの情報は廃止措置計画をより柔軟に検討・策定するうえで重要である。そこで、動力試験炉(JPDR)の解体実績データを用いて、機器等の解体撤去に要する作業人工数及び作業者の外部被ばく線量にかかわるモデルパラメータの値の不確かさについて、その評価方法を検討し評価を行った。本報告書は、その評価方法と評価結果をまとめたものである。

報告書

クリギングに基づく放射能分布推定プログラムESRADの開発; 使用手引

石神 努; 向井 雅之; 助川 武則; 松原 武史*

JAEA-Data/Code 2012-023, 83 Pages, 2012/11

JAEA-Data-Code-2012-023.pdf:5.51MB

原子力施設の廃止措置終了を確認するうえでサイト解放にかかわる検認作業が必要となる。この検認作業では、放射能濃度が基準値以下であることを測定によって確認することが想定される。そこでは、なるべく合理的な測定・検認を実施するために、対象領域から標本地点を抽出し、それに対する測定結果を用いて領域全体の空間的汚染状況を推定・評価することが重要である。この空間的汚染状況の推定・評価のために、地球統計学の中心的手法であるクリギングを適用した放射能分布推定プログラム(ESRAD: Estimation of Spatial RadioActivity Distribution)を開発した。ESRADは、標本地点抽出の支援機能、クリギングにおいて本質的な役割を担うバリオグラムの計算機能、及びクリギング方程式に基づく評価対象領域の空間的放射能分布情報の推定機能を有している。本報告書は、クリギングの手法、ESRADの構成と機能、入力ファイルの仕様と出力例、プログラムの実行方法及びサンプルランについてまとめたものである。

報告書

サイト解放のための敷地残存放射能測定手法の検討; 可搬型Ge半導体検出器を用いたin-situ測定試験(受託研究)

助川 武則; 島田 太郎; 伊東 岳志*; 田中 忠夫

JAEA-Technology 2011-025, 41 Pages, 2011/09

JAEA-Technology-2011-025.pdf:5.83MB

原子力施設の廃止措置の終了にあたっては、その敷地に放射性物質による汚染が残存しないことを確認しなければならない。この確認測定のための有効な方法として、可搬型ゲルマニウム半導体検出器によるin-situ測定法が考えられる。同検出器を用いて保守的に敷地の残存放射能を評価できる手法を提案した。本手法は、対象敷地に均一に分布する放射性核種(Cs-137等)が検出器から最も遠く離れた位置に点線源として存在するという仮定のもと、検出可能な最短時間を計算で求めておき、その時間を超えた測定で核種が検出できなければ汚染がないと判断するものである。原子力機構敷地で実施した検証試験に基づき提案した手法は残存放射能を保守的かつ合理的に評価できることを確認した。

論文

Conservative evaluation of remaining radioactivity on decommissioned nuclear power plant sites

田中 忠夫; 島田 太郎; 伊東 岳志*; 平野 貴弘*; 助川 武則

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 1, p.408 - 411, 2011/02

日本では、原子炉施設解体後の敷地は有効活用することを基本方針としている。敷地解放にあたっては、有意な残存放射能がないことを事前に確認しなければならない。本研究では、原子炉施設についての代表的な指標核種の1つであるCs-137を対象として、敷地に残存する核種濃度を保守的かつ合理的に評価する手法を提案するとともに、その妥当性を試験により確認した。あらかじめ測定対象と定義した範囲内に存在するすべてのCs-137が、その範囲で検出器から最も遠い表面に点線源で存在すると仮定する。このような体系で、Cs-137線源が有意に検出される時間をMonte Carlo計算等によって推定する。推定した必要計測時間以上の測定で検出されなければ、点線源相当のCs-137は対象範囲内に残存しないことが証明できる。そこで、計算による計測時間判断の妥当性を確認するため、可搬型Ge検出器を用いて、敷地に設置した密封Cs-137線源の計測試験を実施した。計算から推定した検出時間は実測時間とおおむね一致し、計測時間変動幅を許容しても、提案した手法は汚染のないことの判断に適用できる可能性があることを示した。

論文

Determination of environmental uranium concentration by utilizing $$gamma$$-ray emission from the progeny radionuclides

田中 忠夫; 島田 太郎; 伊東 岳志*; 助川 武則

Proceedings of 13th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2010) (CD-ROM), p.551 - 557, 2010/10

核燃料取扱施設の運転や廃止措置においては、ウラン及び子孫核種が環境中に放出されることが想定される。Th-234, Pa-234m, Ra-226等のU-238の子孫核種から放出される$$gamma$$線はウラン濃度の評価にしばしば用いられている。本研究では、子孫核種の$$gamma$$線を可搬型Ge検出器で測定することによって、広域かつバックグラウンドレベルのU-238を評価する手法について検討した。可搬型Ge検出器を用いた原位置測定結果から推算したU-238濃度は、0.01Bq/gのオーダーで検出でき、またウランの高感度分析手法として確立されているICP-MSによる分析結果と同等の値であった。本手法は、核燃料取扱施設解体後のサイト解放にあたって、残存放射能の合理的な確認手法として適用できる可能性がある。

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

Development of safety assessment code for decommissioning of nuclear facilities (DecDose)

島田 太郎; 大島 総一郎*; 助川 武則

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 4(1), p.40 - 53, 2010/02

JPDR廃止措置の経験に基づいて、原子力施設の廃止措置における安全性評価コードDecDoseを開発した。本コードは廃止措置の進展に伴って変化する作業条件及び作業環境を考慮しながら、周辺公衆及び放射線業務従事者の被ばく線量を年度別に算出するものである。周辺公衆に対しては、環境に放出された放射性粉じんの吸入摂取や放射線、また、解体廃棄物からの直接線及びスカイシャイン放射線等の被ばく経路を考慮した。放射線業務従事者の外部被ばくに対しては、解体対象機器とそれ以外の機器を区分することによって、機器近傍で作業する従事者の特徴を反映した。内部被ばくについては、作業者位置における空気中放射能濃度を切断速度や排気流量等の作業条件を考慮して算出した。本コードによる計算結果は、JPDR解体プロジェクトで得られた作業従事者の外部被ばく結果と比較して、ほぼ一致した。

論文

Development of safety assessment code for decommissioning of nuclear facilities (DecDose)

島田 太郎; 大島 総一郎; 助川 武則

Proceedings of 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/07

JPDRの解体プロジェクトの経験に基づいて、原子力施設の廃止措置における安全性評価コードDecDoseを開発した。本コードは廃止措置に進捗に沿って、通常作業中の周辺公衆及び放射線業務従事者の年間被ばく線量、さらには火災・爆発等の事故時における周辺公衆の被ばく線量を算出するものである。合理的な廃止措置計画の立案に加え、規制当局が行う廃止措置計画の審査において、有用なツールになることが期待される。

報告書

原子炉施設廃止措置のための残存放射能インベントリ評価コードシステムRADO

助川 武則; 島田 太郎; 白石 邦生; 立花 光夫; 石神 努

JAEA-Data/Code 2008-009, 57 Pages, 2008/03

JAEA-Data-Code-2008-009.pdf:3.62MB

廃止措置を行う原子炉施設に残存する放射化放射能インベントリを評価する計算コードシステムRADOを整備した。本コードシステムは、巨視的実効断面積の計算,中性子束の計算及び放射化放射能インベントリの計算を行う計算プログラムから構成される。本報告書は、放射化放射能インベントリ評価手法の概要,RADOコードシステムの全体構成と機能,各計算プログラムの入出力データをまとめたものである。また、これまで原子力機構で研究用原子炉の廃止措置のために行った残存放射化放射能インベントリ計算から得られた知見に基づき、中性子束計算や放射化放射能計算における入力パラメータの設定の考え方を述べた。

論文

核燃料サイクル施設の廃止措置における安全上重要課題の検討

水越 清治; 助川 武則

デコミッショニング技報, (34), p.26 - 39, 2006/09

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,代表プラントにおける汚染の分布・形態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、主としてウラン濃縮施設及び再処理施設を対象に、施設及び廃止措置の事例,除染・解体技術の動向等についての調査結果と廃止措置における安全上重要課題の検討結果について紹介する。

報告書

廃止措置データベース; イントラネットによる公開

白石 邦生; 助川 武則; 石神 努

JAEA-Data/Code 2005-002, 162 Pages, 2006/01

JAEA-Data-Code-2005-002.pdf:27.87MB

原子力施設の廃止措置計画を効率的に検討するためには、世界各国で実施されている技術開発,費用やリスクの分析,廃止措置プロジェクト等から得られた情報を体系的に収集・整理して、それらの情報をデータベース化することが有用である。そこで、JPDRの解体作業から得られた各種データを体系的に整理するとともに、廃止措置に関連する法規制,各国の安全基準,廃止措置に関する情報等を収集・分類し、廃止措置データベースとして整備した。このデータベースは、Web上のホームページとして掲載されており、ネットワークを介して検索・表示・印刷が可能である。

報告書

原子炉解体にかかわる廃止措置費用評価手法の検討; COSMARDを用いた廃止措置費用の計算

大島 総一郎; 白石 邦生; 島田 太郎; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Tech 2005-046, 46 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-046.pdf:3.43MB

OECD/NEAが標準化した廃止措置費用項目に対して、費用特性に基づいたグループ分けを行い、労務費,装置資材費,経費からなる、廃止措置費用の評価モデルを作成し、原子炉施設の廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)に実装した。そして、JPDRの廃止措置を対象に廃止措置費用評価のための入力データファイル及びデータベースを作成し、COSMARDを用いて廃止措置費用を計算した。その結果、全費用に寄与の大きい費用項目は、解体作業費用及び廃棄物の処理・処分費用であることがわかった。また、BWR大型原子力発電所の廃止措置を対象にCOSMARDを用いて廃止措置費用を計算し、COSMARDの適用可能性を検討した。これらの検討により、COSMARDを用いて原子力施設の廃止措置費用評価の検討が効率よく実施できることがわかった。

報告書

JRR-1炉心構造物の放射能インベントリ評価

圷 敦; 岸本 克己; 助川 武則; 島田 太郎

JAERI-Tech 2003-090, 75 Pages, 2004/01

JAERI-Tech-2003-090.pdf:6.83MB

我が国で初めて建設された研究用原子炉であるJRR-1は、1957年から1968年まで運転された後に永久停止された。現在、原子炉本体は安全貯蔵の状態で保存されている。JRR-1施設は当分の間展示室等として使用されるが、いずれJRR-1は解体撤去されると思われる。そこで、将来、JRR-1の解体撤去が計画されるときに備えて、中性子輸送計算コードDORT及び放射化計算コードORIGEN-MDを用いて、原子炉本体の放射能インベントリ計算を行った。その結果、2002年4月時点で、放射能濃度の最も高い機器・構造物は炉心タンクであり、その平均放射能濃度は6.40$$times$$$$10^{5}$$Bq/gであった。また、レベル別に分類した廃棄物量は、低レベル放射性廃棄物が約400kg,極低レベル放射性廃棄物が約14,000kg,放射性物質として取り扱う必要のない廃棄物が約250,000kgと推定された。

論文

Development of computer programs for occupational doses estimation in dismantling of nuclear facilities

島田 太郎; 助川 武則; 柳原 敏; 佐藤 忠道*; 酒井 伸一*

Proceedings of 9th Biennial International Conference on Nuclear and Hazardous Waste Management (Spectrum '02) (CD-ROM), 6 Pages, 2002/08

原子炉施設の廃止措置計画立案時に、作業従事者の被ばく線量を精度よく評価しておくことは、作業管理及びコスト評価上重要である。そこで、原子力施設解体時に作業従事者の外部被ばく線量を評価する計算プログラム(DOSE)を開発し、廃止措置計画の策定及び管理システムCOSMARDに組み込んだ。JPDR解体実地試験で得られた作業従事者の外部被ばくに関する知見に基づき、WBS(Work Break Structure)を考慮しCOSMARDで算出した作業別及び職種別の作業人工数に対して、作業従事者が作業する局所的な範囲における線量当量率を与えて外部被ばく線量を算出するプログラムを開発した。また、解体作業に特有な放射能の減衰及び作業場所からの撤去、さらに1日の作業における実質作業時間を考慮する評価方法もあわせて整備した。JPDR原子炉格納容器建屋内部の機器・構造物解体作業に対して評価を行った結果、集団外部被ばく線量の評価値は実績値とほぼ一致し、本計算プログラムが原子力施設の解体作業における作業従事者の外部被ばく線量評価に有効であることが示された。

報告書

原子炉施設の廃止措置計画策定および管理のための計算システムの開発; 作業構成の簡易化と作業難易度が管理データに及ぼす影響の検討(受託研究)

大島 総一郎; 助川 武則; 白石 邦生; 柳原 敏

JAERI-Tech 2001-086, 83 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-086.pdf:5.23MB

原子炉施設の廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)を用いて、JPDR解体作業に関するプロジェクト管理データ(人工数,被ばく線量等)の計算を行い、計算値と実績値とを比較することにより、COSMARDの妥当性について検討した。また、準備作業と後処理作業の難易度を変更した計算に容易に対応できるよう、作業構成の設定方法やデータベースの構成を改良するとともに、切断・収納作業の各種作業条件に対する感度解析を試みた。この結果、実際の解体作業に対応した条件が容易に設定できること,計算結果と実績値が比較的良く一致することなどによりCOSMARDの妥当性が確認できた。また、解体作業における切断速度、準備作業と後処理作業における難易度は、各々$$pm$$30%の範囲で人工数の変動に影響することなどが明らかになった。

報告書

動力試験炉(JPDR)の解体における作業者被ばく線量の分析(受託研究)

白石 邦生; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Data/Code 2001-028, 86 Pages, 2001/11

JAERI-Data-Code-2001-028.pdf:6.31MB

JPDR解体実地試験で収集した作業者の被ばくに関するデータを分析し、その特徴をまとめた。この結果、作業者の被ばく線量は306人・mSvであり、個人の累積最大被ばく線量は8.5mSvであること、大部分の被ばくが放射化した機器(炉内構造物、原子炉圧力容器、生体遮へい体等)の解体作業で生じていること、作業者の被ばく線量分布は施設の保守作業と類似した混成対数正規分布になることなどが明らかになった。さらに、作業領域の線量当量率に応じて作業を3グループに分類し、それに基づき平均線量当量率に対する作業者の被ばく寄与割合を算出した。これらは、将来の商業用原子力発電所の解体における被ばく評価に重要な知見となるものである。

報告書

原子炉の廃止措置における残存放射能評価方法の検討(受託研究)

助川 武則; 畠山 睦夫; 柳原 敏

JAERI-Tech 2001-058, 81 Pages, 2001/09

JAERI-Tech-2001-058.pdf:5.98MB

原子炉に残存する放射化放射能は、基本的には中性子輸送コード及び放射化計算コードにより求めることが可能であるが、原子炉の複雑な構造等、諸々の問題を考慮した場合、測定値で確認する必要がある。そこで、放射化放射能の評価方法について、JPDRを対象とした評価で採用した計算と測定の方法やその結果を分析することで検討した。その結果、炉内構造物等では比較的精度良く計算でき(約2倍)、生体遮蔽体では2~10倍程度の誤差があったが、水分量や背筋割合が計算値に強く影響することがわかった。原子炉圧力容器母材や生体遮蔽体表面部の詳細な測定結果は、放射化計算の手法を検討する有効なデータとなった。また、試料採取法による放射能測定や線量当量率の測定が計算値の検討に有効であり、複雑形状の構造物、生体遮蔽体の深部等では計算値の補正に役立った。全体として、計算値と測定値を組み合わせることによって施設全体の放射能濃度分布を精度良く決定できることが判明した。

論文

原子炉施設の廃止措置計画策定及び管理のための計算システムの開発; 東海発電所の解体作業に関するプロジェクト管理データの試算

柳原 敏; 大島 総一郎; 助川 武則; 田辺 憲男*; 高谷 純一*; 木内 喜雄*; 横田 修一*

日本原子力学会誌, 43(5), p.493 - 502, 2001/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.49(Nuclear Science & Technology)

原子炉施設の廃止措置計画の立案・検討に役立てることを目的に、動力試験炉(JPDR: Japan Power Demonstration Reactor)の解体作業データを分析して廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)用データベースとして整備し、プロジェクト管理データ(人工数、作業者被ばく線量等)の計算を可能にした。さらに、本計算システムを用いて、我が国の商業用原子力発電所として初の解体撤去が予定されている東海発電所を対称としたプロジェクト管理データを計算した。この結果、東海発電所の解体作業の特徴を明らかにするとともに、開発した計算コード及びデータベースが原子炉施設の廃止措置の計画検討に適用できることを確認した。

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