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北村 暁; 赤堀 邦晃; 長田 正信*
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 27(2), p.83 - 93, 2020/12
使用済燃料を再処理せず深地層中に処分(直接処分)した場合、放射性核種の放出挙動はガラス固化体の地層処分とは異なると考えられる。本論文では、直接処分における核種の放出挙動評価のひとつである瞬時放出率(IRF)の設定手法を構築した。IRFの設定にあたっては、諸外国の安全評価報告書等など最新の文献情報を参考に、瞬時放出挙動を、核分裂生成ガス放出率(FGR)に比例するものと一定値をとるものとに分類した。FGRについては、わが国の使用済燃料に対して取得されたデータを収集した上で、燃料挙動計算コードFEMAXIを使用して推奨値と最大値を算出した。また、算出したFGRや既往のIRF実測値を用いて、わが国の加圧水型原子炉(PWR)使用済燃料におけるIRFの推奨値と最大値を推定した。推定した推奨値を既往の文献値と比較したところ、概ね諸外国の設定値と同程度であることが確認された。
杉田 裕; 谷口 直樹; 牧野 仁史; 金丸 伸一郎*; 奥村 大成*
日本原子力学会和文論文誌, 19(3), p.121 - 135, 2020/09
使用済燃料を直接処分するための処分容器の一連の構造解析を実施して、処分容器の必要な耐圧厚さの予察的な検討結果を示した。直線,三角形,正方形に配置された2, 3, 4体の使用済燃料集合体を収容するように処分容器を設計した。処分容器の胴体部分および蓋部分の必要な耐圧厚さを評価するため、使用済燃料集合体の収容スペースの離間距離をパラメータとした。この検討では、応力評価ラインの設定の妥当性や解析におけるモデル長の影響など、解析に関する技術的知識も得られた。そして、これらは、さまざまな条件下で同様の評価を実行したり、より詳細な評価を進めたりするための基盤として参考となるものである。
Atz, M.*; Salazar, A.*; 平野 史生; Fratoni, M.*; Ahn, J.*
Annals of Nuclear Energy, 124, p.28 - 38, 2019/02
被引用回数：1 パーセンタイル：11.15(Nuclear Science & Technology)使用済燃料を地層処分する場合を想定して(使用済燃料の直接処分)、処分場の周辺岩盤で燃料成分が蓄積することによって臨界が起こる可能性を評価するための解析的検討を行った。岩盤中で臨界が起こる燃料成分の量の最小値を評価するための中性子輸送モデル(地下水飽和した球形の体系を想定して解析を実施)と、燃料成分の地下水中への溶出と岩盤中での移行を評価するための物質輸送モデルによる解析結果を組み合わせて評価を行った。その結果、燃料成分が岩盤中で蓄積する条件として保守的な条件を想定する場合では、臨界が起こる量が蓄積される状況も想定されるものの、処分場での使用済燃料の配置を工夫することで、こうした状況は起こりにくくなると考えられた。
-radiation on a direct disposal system for spent nuclear fuel, 1 Review of research into the effects of -radiation on the spent nuclear fuel, canisters and outside canisters北村 暁; 高瀬 博康*
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.1 - 18, 2016/01
被引用回数：3 パーセンタイル：12.5(Nuclear Science & Technology)使用済燃料の再処理を経て生成するガラス固化体の地層処分だけでなく、使用済燃料そのものを深地層中に処分(直接処分)する可能性について、日本の地層処分計画において検討される可能性が出てきている。使用済燃料の直接処分においては、廃棄体中の放射濃度が高く、放射線による影響も高くなる。放射線による影響の可能性の具体例としては、キャニスターの腐食量が増える、放射線によって地下水が変質することで酸化性化学種が生成し還元型地下水が酸化される、使用済燃料の溶解速度が上昇するといったことが挙げられる。安全評価における線による影響に特に注目し、本研究では使用済燃料、キャニスターおよびキャニスター外部における線の影響に関する研究をレビューした。
-radiation on a direct disposal system for spent nuclear fuel, 2; Review of research into safety assessments of direct disposal of spent nuclear fuel in Europe and North America北村 暁; 高瀬 博康*; Metcalfe, R.*; Penfold, J.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.19 - 33, 2016/01
被引用回数：1 パーセンタイル：6.25(Nuclear Science & Technology)使用済燃料の再処理を経て生成するガラス固化体の地層処分だけでなく、使用済燃料そのものを深地層中に処分(直接処分)する可能性について、日本の地層処分計画において検討される可能性が出てきている。使用済燃料の直接処分においては、廃棄体中の放射濃度が高く、放射線による影響も高くなる。放射線による影響の可能性の具体例としては、キャニスターの腐食量が増える、放射線によって地下水が変質することで酸化性化学種が生成し還元型地下水が酸化される、使用済燃料の溶解速度が上昇するといったことが挙げられる。このことから、ガラス固化体の地層処分では問題とならないと思われる放射線による影響について、使用済燃料の直接処分の安全評価では考慮することが必要となる。安全評価における線照射影響に特に注目して、本研究では直接処分を計画している日本以外の国々の安全評価をレビューした。本レビューは、日本における直接処分の安全評価に適切な論点を明確にした。
山本 健土*; 秋江 拓志; 須山 賢也; 細山田 龍二*
JAEA-Technology 2015-019, 110 Pages, 2015/10
JAEA-Technology-2015-019.pdf:3.67MB
使用済燃料の直接処分においては、使用済燃料が核分裂性物質を一定量含むことから臨界安全性が重要となる。近年の高濃縮度燃料の導入によって、燃焼度クレジットの採用により得られる利益が高まっている。本報では、PWR燃料の処分容器体系を対象として、燃焼度クレジットを採用した臨界安全評価で重要となる、燃焼計算コードの不確かさ、照射履歴、及び、軸方向ならびに径方向の燃焼度分布の考慮の有無による使用済燃料の反応度への影響について評価した。それぞれの因子の影響評価においては、既往の文献調査結果をふまえ、最新のデータならびに評価手法を採用した。本検討の評価手法を適用することで、PWR使用済燃料の反応度について適切な安全裕度を設定することができる。
畑中 耕一郎
no journal, ,
原子力機構は、平成25年度から使用済燃料の直接処分に関する研究開発に着手した。これまでの研究開発においては、わが国の地質環境特性と使用済燃料特性を考慮し、使用済燃料の地層処分システムについての予備的な設計と安全評価を実施することを通して、設計と安全評価のアプローチを構築するとともに、多重バリアシステムを基本とした処分概念と安全確保の考え方や現状の技術レベルを示すことができた。また、次段階の研究開発に向けて取り組むべき設計と安全評価に関する課題を抽出し、分類・整理した。今後は、分類・整理した課題への対応を行うことにより直接処分の技術的信頼性を例示していく。
-radiation on a disposal of spent nuclear fuel北村 暁
no journal, ,
日本は使用済燃料の再処理を経て生成するガラス固化体の地層処分の代替オプションのひとつとして、使用済燃料そのものを深地層中に処分(直接処分)する可能性について検討を開始している。使用済燃料の直接処分においては、放射線による影響の可能性の具体例として、放射線によって地下水が変質することで酸化性化学種が生成し還元型地下水が酸化される、使用済燃料の溶解速度が上昇するといったことが挙げられる。本研究では、安全評価における線による影響に特に注目し、使用済燃料、キャニスターおよびキャニスター外部における線の影響に関する研究をレビューするとともに、諸外国の安全評価における取り扱いについても整理した。最近の研究では、線による影響はキャニスターの腐食に伴って発生する水素ガスによって抑制され、顕著なものにはならないことがわかった。
