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バックエンド推進部; 埋設事業センター
JAEA-Review 2023-037, 162 Pages, 2024/02
JAEA-Review-2023-037.pdf:2.66MB
日本原子力研究開発機構では、研究施設等廃棄物の浅地中処分に向けて、廃棄物確認における技術基準への対応方法等の検討を進めている。令和4年度から「廃棄体製作基準検討委員会」を設置し、埋設事業センターにて検討中の廃棄物埋設施設を想定した暫定の廃棄物受入基準、廃棄体確認要領等の廃棄体製作に関する基準類の整備を進めていくこととした。令和4年度は、液体廃棄物のセメント固化体及び固体廃棄物の充填固化体に関する基準類を策定することとし、検討を進めた。また、廃棄物確認の方法が確立されていない課題の検討、解体廃棄物の合理的な処理方法の実証等を進めた。本報告書は、それらの内容についてまとめたものである。
川原 孝宏; 須田 翔哉; 藤倉 敏貴; 政井 誓太; 大森 加奈子; 森 優和; 黒澤 剛史; 石原 圭輔; 星 亜紀子; 横堀 智彦
JAEA-Technology 2023-020, 36 Pages, 2023/12
JAEA-Technology-2023-020.pdf:2.79MB
原子力科学研究所放射性廃棄物処理場では、放射性廃棄物を200Lドラム缶等の容器に収納して保管廃棄施設に保管している。保管している廃棄物(以下「保管体」という。)については、これまで保安規定等に基づく外観点検等を行うことで安全に管理している。しかし、屋外の半地下ピット式保管廃棄施設である保管廃棄施設・Lには、保管期間が40年以上に亘る保管体もあり、一部の容器(主としてドラム缶)では、表面のさびが進行しているものも確認された。このため、さらに長期に亘る安全管理を徹底するため、ピットから保管体を取り出し、1本ずつ容器の外観点検、汚染検査を行い、必要に応じて容器の補修や新しい容器への詰替え等を行う作業(以下「健全性確認」という。)を計画し、2019年4月に作業を開始した。本報告書は、健全性確認について、計画立案、課題の検討、試運用等の実績についてまとめたものである。
中村 寿; 中島 幹雄
JAERI-Tech 2002-006, 58 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-006.pdf:2.56MB
原子力施設内での限定再利用を想定して、解体廃棄物を用いた再利用製品の製造と利用により作業者が受ける被ばく線量を評価した。その結果、Co-60の放射能濃度がクリアランスレベルよりも2桁高い汚染金属を再利用した場合でも金型鋳鉄複合容器、スラグ受け容器、ドラム缶補強材の1体あたりの製造に関する被ばく線量が数
Sv
数十Svの範囲にあることがわかった。また、金型鋳鉄複合容器を利用した多重鋳造廃棄体の鋳造では、放射能濃度が最大37MBq/gの廃棄物を処分する場合でも、廃棄体の取り扱いに支障がないように重量を20t程度に抑え、放射性輸送物の運搬にかかわる線量当量率の基準を満足させられることがわかった。以上の結果より、放射線被ばくの観点からは、放射性の金属廃棄物を廃棄物管理のための製品に再利用することが可能であると考えられる。
中村 寿; 平林 孝圀; 秋本 純*; 高橋 賢次*; 進藤 秀明*; 櫻井 大八郎*; Almansour, A.*; 岡根 利光*; 梅田 高照*
Proceedings Modeling of Casting & Solidification Processes 4, 1999, p.437 - 445, 1999/09
原子炉の解体により発生するレベルの低い放射性廃棄物の再利用を目的に、鋼板製の型枠に放射性金属の溶湯を流し込み、鉄球により除熱を行うことで廃棄物収納容器の鋳造を行うことを想定した鉄球-金型複合鋳造法にかかわる試験、及び鋳造した容器内に放射能レベルの高い廃棄物を置き、溶湯で固定化して廃棄体とすることを想定した多重鋳造廃棄体の鋳造試験を行っている。これらの試験に関して、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や容器の熱変形量を求めるため、湯流れ・凝固解析プログラムJSCASTにより凝固解析を、非線形構造解析プログラムMARCにより変形解析を行った。本論文は、これまでに実施した鋳造試験の概要及びその結果と凝固・変形解析結果との対比について述べたものである。
山野 直樹*; 小山 謹二; 内藤 俶孝; 南 多善*
JAERI-M 91-201, 171 Pages, 1991/12
直接編成ファイルを用いたデータベースDATA-POOLを大型原子力コードのために開発した。データは簡単なノード名の指定によって格納・検索される。DATA-POOL処理パッケージはFORTRAN-77言語で作成されている。保守管理ユーティリティPOOLも併せて用意されている。DATA-POOLの典型的な応用例として、放射線遮蔽安全解析コードシステムRADHEAT-V4への適用を示した。DATA-POOLを他のシステムに適用する為の多くの使用例及びエラーメッセージについても述べている。本報告書はDATA-POOLの使用手引書である。
木村 義隆*; 長谷川 圭佑; 池沢 芳夫
保健物理, 25, p.11 - 17, 1990/00
近年、科学の様々な分野で解釈・判断業務を支援するための人工知能(AI)が適用されている。放射線管理業務へAIを適用する第一段階として放射性物質等運搬時の輸送区分、容器等の判断を支援するエキスパートシステムを開発した。システムは、ルール化した法令等に記載されている運搬手続きに従い、運搬する核種、数量、性状、輸送方法等のユーザー入力情報をもとに前向き推論法で運搬物の輸送区分、容器、標識および枚数を解釈・判断する機能を有している。本システムの開発により、放射性物質等搬出時の解釈・判断事項の合理化、均一化および信頼性の向上が図られ、AI適用の有効性を確認することができた。
木村 義隆*; 長谷川 圭佑; 池沢 芳夫
Proc. Int. Conf. on Supercomputing in Nuclear Applications, p.540 - 545, 1990/00
本報は、高度化放射線管理システム構築に、AI(人工知能)を適用するための第一段階として開発した放射性物質輸送時のエキスパートシステムのプロトタイプについてまとめたものである。本システムは、輸送物および輸送容器の区分に関する判断、輸送容器の適合性診断と複数の放射性物質を限定された容器で輸送する場合の輸送可能放射能の組合せに関する判断を行う3つのサブシステムで構成されている。本システムの開発により、放射性物質の輸送準備段階における放射線管理上の解釈・判断業務の合理化と信頼性の向上が図れ、高度化放射線管理システムのデータベース構築に有効なデータベースも構築することができた。
若林 徳映; 松鶴 秀夫; 鈴木 篤之*
JAERI-M 88-089, 36 Pages, 1988/05
本研究は、放射性廃棄物の固化体、外被層及び廃棄体収納容器から構成される複合バリア付き廃棄体の有する放射性核種漏洩の遅延または防止機能を評価することを目的とする。このため、廃棄体からの放射性核種の漏洩拡散過程を、ある厚さの外被構造を持ち、内部に放射性廃棄物固化体領域が接合する「不連続境界を持った1次元拡散問題」として定式化する方法を開発した。さらに、外被構造物表面からの核種漏洩量評価式と外被構造物及び内部固化体領域の放射性核種濃度分布式を導出した。
神永 雅紀; 井川 博雅*; 渡辺 終吉; 安藤 弘栄; 数土 幸夫
JAERI-M 87-055, 87 Pages, 1987/03
本報告書は、COOOD-Nコ-ドを用いて行なったJRR-3改造炉の自然循環運転時の炉心熱水力特性の解析結果、及びCOOLOD-Nコ-ドの概要について述べたものである。本計算コ-ドには、研究用原子炉の自然循環運転時の熱推力解析が出来るよう自然循環時の流量計算機能、熱水力設計限界の判定に重要な沸騰開始条件、DNBR等の計算機能を組み込んだ。本報では、得られた自然循環運転時の熱水力設計値が許容設計限界項目である沸騰開始条件およびDNB開始条件に対して十分な余裕があること、燃料芯材ブリスタ発生条件に対して十分な余裕があることを示した。併せて、COOLOD-Nコ-ドの自然循環運転時の計算の妥当性も示した。
池沢 芳夫; 松井 浩
原子力工業, 32(9), p.70 - 74, 1986/09
原子炉解体における放射線管理の特殊性を簡単に述べ、それを考慮して、原研で進めてきた放射線管理技術の現状について紹介した。その技術開発項目は,高放射線量率測定装置、搬出物品自動汚染検査装置、コンクリート廃材等区分管理用測定装置、定型廃棄物容器表面汚染・線量率自動測定装置、極低レベル廃棄物の埋没処分による環境影響評価である。
前田 頌; 和達 嘉樹
JAERI-M 85-195, 19 Pages, 1985/12
海洋処分における低レベル放射性廃棄物固化体からの放射性核種環境放出に対するパッケージ(廃棄物固化体及びドラム缶容器)のバリア能力について、評価方法の提案を行った。さらに、すでに提出されている固化体の放射性核種浸出試験データ及びドラム缶容器の耐食性試験デー夕を用いてパッケージのバリア能力の評価を行った。評価に際して試験デー夕不足の場合には、浸出量を過大に見積る方向で評価を行った。
伊藤 彰彦; 大内 康喜; 比佐 勇; 関 晋; 背戸 義郎*; 倉品 昭二*
J.Oceanogr.Sci.Jpn., 40, p.98 - 104, 1984/00
放射性廃棄物パッケージは海洋投棄の際、海底に到達するまで健全性を保持することが安全上必要とされている。そこで、模擬廃棄物(非放射性)を封入した多重構造パッケージを水深4300mの海底へ自由落下により投棄して試験を行った。健全性は海中を落下する際及び着底後短時間、連続的に撮影したパッケージの写真により判断した。 最大のパッケージ質量は4,300kgあるので、ブイとけい留索との連結には特別の注意を払った。自由落下システムの落下及び浮上速度は、実験に先だって計算により推定した。従来、報告されたことのないような重量物の自由落下試験は適切な自由落下システムを使用することにより、円滑に実施され、パッケージの健全性が実証された。
村松 健; 鴻坂 厚夫; 阿部 清治; 新谷 文将; 金沢 昌弘*; 田部 秀一*; 間庭 正樹*
JAERI-M 83-166, 159 Pages, 1983/11
原子炉システム等の過渡現象の実験結果または計算結果を容易にグラフに表示するためのプログラムパッケージSPLPACK-1を開発した。本パッケージの特徴は計算結果・実験結果を記録するファイルの型式を標準化することにより、多くのユーザーが作図プログラムを共有して使用できるようにした点である。このことにより、複数の実験データ及びコードの計算結果を同一の作図プログラムにより重ねてプロットし、比較検討することが容易になった。このプログラムパッケージはすでに安全性関連コード(THYDE-B1、THYDE-P1、RELAP4、RELAP5、MARCH、CORRAL等)および実験(ROSA-III、LOFT等)の結果の表示に使用され、コードの開発検証や応用に利用されている。
松元 章
日本原子力学会誌, 20(2), p.87 - 89, 1978/02
放射性廃棄物の処分法のうち「封じ込め」を原則とする処分について、基本原則と方法論を紹介した。廃棄物の種類に応じ、必要な封じ込め期間と封じ込め性能に差があることを数量的に表示し、低レベル廃棄の処分実施例と問題点、高レベル・TRU廃棄物のために提唱されている各種処分法(案)の概要を示した。(なお、本稿は、表題で企画されている特集の一部である。特集は、1.緒論、2.原子炉、3.ウラン加工・再処理、4.処分技術、5.処分に関するリスク・アナリシス、6.処分に関する環境問題、7.社会とのかかわり合いの全7章から構成される。)
久米 民和; 青木 章平; 伊藤 均; 渡辺 宏; 佐藤 友太郎*
日本食品工業学会誌, 22(12), p.577 - 581, 1975/12
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3030cmのpackageにウィンナーソーセージを詰めて(平均密度0.27g/cm
)、
線を照射したときのpackage内の吸収線量分布を鉄線量計およびPMMAを用いて測定し、package irradiationにより大量の試料を均一に照射するための諸条件の検討を行なった。線源と平行方向における吸収線量は線源の中心線付近ではほぼ均一であった。線量率510
R/hrの位置における高さ方向のDmax/Dminは1.10であり、空間のDmax/Dmin1.11とほぼ一致した。この結果から高さ方向の線量不均一性には空間の線量分布がそのまま影響していると考えられるので、線源の比放射能分布や高さをかえるあるいはpackageの高さを低くすることにより高さ方向の線量不均一性を小さくすることができると考えられた。深さ方向に関しては大線源を用いて低線量率で照射することにより均一性をよくすることができ、140,000Ciの線源を用いて1.710R/hrの位置で反転照射した場合、Dmax/Dmin1.13すなわち
6%程度の線量均一度で照射可能であった。
久米 民和; 橘 宏行; 青木 章平; 佐藤 友太郎*
食品照射, 10(1-2), p.61 - 67, 1975/02
かまぼこの貯蔵期間の延長を目的としてpackage irradiationを行なう場合、package内の吸収線量分布に不均一性が生じるという問題点がある。そこで142738cmのダンボール箱に市販の板付・ケーシング詰かまぼこを詰めて照射した場合のpackage中の吸収線量分布の測定・検討を鉄線量計を用いて行なった。線量率210,510
,110rad/hrの位置で照射していたときのかまぼこ中の吸収線量(D
)と空間線量(D
)との比を求めた結果、D/Dは試料の種類・詰め方等が一定であれば、線量率が異なってもほぼ同じ値となることが認められた。したがってこのD/Dと試料の厚さとの関係曲線を用いることにより、同一条件下でのpackage中のかまぼこの吸収線量を計算で求めることができる。例えば厚さ14cmのpackageを用いて線量率310rad/hrで反転照射したときの奥行方向の最大・最小吸収線量の比は1.18であり、実測値1.16とほぼ一致した。
久米 民和; 青木 章平; 伊藤 均; 渡辺 宏; 佐藤 友太郎*
JAERI-M 5787, 11 Pages, 1974/07
Packageにウィンナーソーセージを詰めて、0.5Mradの線照射を行なう場合の吸収線量分布鉄線量計およびPMMAを用いて測定しPackage Irradiationにおける大量の試料の照射条件の確立および均一に照射するための諸条件の検討を行なった。この結果安全性試験用試料の照射は線量率510
/hrの位置で線源両側に103030cmのPackageを計8箱並べ、30分反転照射することとし、線量均一性は1.26であった。また203030cmのPackageを用いて均一照射方法の検討を行なった結果、線源と平行方向にバラツキは認められず、高さ方向では空間の高さ方向の線量分布がそのまま影響していたので、線源の組方をかえることにより高さ方向の吸収線量のバラツキを小さくすることができると考えられた。深さ方向に関してはなるべく大線源を用いて低線量率で照射することにより均一性をよくすることができ、140000Ciの線源を用いて1.710/hrの位置で照射した場合、7%程度のバラツキで照射することが可能であった。
