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報告書

溶出モデルを用いたトレンチ処分施設における核種移行評価

戸塚 真義; 黒澤 亮平*; 坂井 章浩; 仲田 久和; 林 宏一; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2017-001, 40 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2017-001.pdf:2.24MB

日本原子力研究開発機構では、国内の研究施設などから発生する低レベルの放射性廃棄物(以下、「研究施設等廃棄物」という)の浅地中埋設処分を計画している。本稿は、研究施設等廃棄物のトレンチ処分施設における地下水シナリオの評価において、トレンチ処分施設からの放射性物質の浸出モデルとして、放射性物質が廃棄物から一定の溶出率で処分施設内の充填土層へ溶出するモデルを開発し、これを用いて線量及び基準線量相当濃度の評価を実施した。この線量評価結果とこれまで用いられてきた分配平衡モデルの線量を比較し溶出の影響を評価した。また、トレンチ処分対象で安定5品目以外のセメント固化体等は、遮水層を設置したトレンチ処分施設に処分することを想定しており、この遮水層による浸透水量の低減効果をパラメータとしてトレンチ処分施設における地下水シナリオの線量及び基準線量相当濃度への影響を評価した。

報告書

浅地中処分施設の周辺環境における予備的な三次元地下水流動解析

坂井 章浩; 黒澤 亮平*; 戸塚 真義; 仲田 久和; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2016-032, 117 Pages, 2017/02

JAEA-Technology-2016-032.pdf:12.84MB

原子力機構廃棄物対策・埋設事業統括部では、原子力機構及び国内の研究施設などから発生する低レベルの放射性廃棄物(研究施設等廃棄物)の浅地中埋設処分を計画している。研究施設等廃棄物の浅地中処分では、放射性物質の移行評価のモデルを構築するため、立地環境をモデル化した3次元地下水流動解析を行うこととしている。しかし、現在、立地場所が決定していないことから、立地場所を対象とした評価はできない状況にある。一方、平成10年度に原子力機構の原子力科学研究所の敷地内における極低レベルコンクリート廃棄物の埋設実地試験において、3次元地下水流動解析が実施されている。当解析は処分施設周辺の地質環境をモデル化して有限要素法による計算コード3D-SEEPコードを用いて評価されている。本報告書は、浅地中処分を対象とする3次元地下水流動解析の予備的評価として、埋設実地試験に対して行われた評価に基づき、最新の知見を用いて3D-SEEPコードでモデルを再構築し、評価を実施した。この結果、適切な評価体系モデルの構築で、将来の研究施設等廃棄物の浅地中処分環境における3次元地下水流動解析は、十分に実施可能であると考えられる。

論文

Infinite multiplication factor of low-enriched UO$$_2$$-concrete system

井澤 一彦; 内田 有里子; 大久保 清志; 戸塚 真義; 曽野 浩樹; 外池 幸太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(11), p.1043 - 1047, 2012/11

AA2012-0375.pdf:0.63MB

 被引用回数:9 パーセンタイル:34.7(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所事故のような軽水炉の過酷事故においては、溶融炉心-コンクリート反応(MCCI)により、核燃料とコンクリートが混合した燃料デブリが生成される可能性がある。このような燃料デブリを取り扱う際の臨界管理の必要性を確認するため、低濃縮二酸化ウランとコンクリートを混合した体系の無限増倍率を解析した。解析の結果、二酸化ウランとコンクリートの混合物の無限増倍率が1を超える条件が存在し、臨界となる可能性が示された。本報告では、コンクリートが有効な減速材であり、UO$$_2$$-コンクリート系の未臨界性を確保するためにはさらなる検討が必要であることを示す。

口頭

再処理施設における未臨界度モニタシステムの開発,1

戸塚 真義; 白井 更知; 高谷 暁和; 稲野 昌利

no journal, , 

東海再処理施設で適用可能な未臨界度測定手法の検討及び、未臨界度測定に適した機器の選定と測定対象とした機器における適用性評価を行った。また、実用化に向けた未臨界度モニタシステムの開発を行った。

口頭

破損した燃焼燃料の臨界安全評価; 基本的パラメータの算出

須山 賢也; 戸塚 真義; 内山 軍蔵; 高田 友幸*

no journal, , 

原子炉の廃炉で必要となる燃料の取り出しに向けた検討が実施されているが、核燃料が破損しているため元の形状が保持されている保証はなく、さらに燃料の組成や配置その他のパラメータも不明であるため、臨界安全評価においてどのような仮定を置いたとしても、それが非保守的あるいは過度に保守的ではない現実的な設定であるかの合理的な判断を下すことが困難である。そのため破損燃料の臨界安全評価手法の開発に着手するにあたり、今後の臨界安全評価に資する最も基本的な臨界パラメータを算出することとした。

口頭

JENDL-4に基づくSWATライブラリの作成と燃焼計算による評価

戸塚 真義; 須山 賢也; 内山 軍蔵

no journal, , 

JENDL-4に基づくSWATライブラリを作成して軽水炉燃料を対象とする燃焼計算を実施し、従来使用しているJENDL-3.3に基づくライブラリを使用した結果との比較によりその妥当性の検討を行った。作成したライブラリを使用しPIE解析を行った結果、JENDL-4を使用した効果を反映し$$^{238}$$Pu, $$^{242}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Cm, $$^{244}$$Cm, $$^{245}$$Cm, $$^{246}$$Cm, $$^{134}$$Cs, $$^{146}$$Nd, $$^{154}$$Eu, $$^{148}$$Sm, $$^{150}$$Sm, $$^{152}$$Smで3$$sim$$20%程度C/Eの向上が見られた。

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