Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
高橋 史明; 真辺 健太郎; 佐藤 薫
JAEA-Review 2020-068, 114 Pages, 2021/03
JAEA-Review-2020-068.pdf:2.61MB
現在の日本国内の放射線安全規制は、国際放射線防護委員会(ICRP)による1990年勧告の主旨に基づいて制定されているが、ICRPはこれに置き換わる2007年勧告を公開した。そのため、原子力規制委員会の下に設置されている放射線審議会では、最新の2007年勧告の主旨を国内の規制へ取り入れるための検討を進めている。また、ICRPは2007年勧告に準拠する内部被ばく評価に用いる実効線量係数の公開も進めており、内部被ばくの評価法に係る技術的基準の見直しも想定される。現在のところ、作業者や公衆の内部被ばく防護のための濃度限度について、改正に必要な実効線量係数の全ては公開されていない。一方で、既に公開されている実効線量係数については、作業者の内部被ばく防護で重要な核種へ適用されるものも含まれる。そこで、ICRPが平成28年(2016年)から令和元年(2019年)にかけて発刊した「職業人の放射性核種摂取(Occupational Intakes of Radionuclides)シリーズ」のparts2、3及び4に基づいて、新しい実効線量係数及び基本となる線量評価モデルやデータをレビューし、現在の国内における内部被ばく評価法に係る技術的基準からの変更点を調査した。さらに、今後の2007年勧告を踏まえた内部被ばく評価法に係る技術的基準の円滑な改正に供するため、課題等を整理した。
奥野 浩; 山本 一也
JAEA-Review 2020-066, 32 Pages, 2021/02
JAEA-Review-2020-066.pdf:3.01MB
国際原子力機関(International Atomic Energy Agency、略称: IAEA)は、アジア原子力安全ネットワーク(Asian Nuclear Safety Network、略称: ANSN)の活動を2002年から実施している。その一環としてANSNの下に原子力あるいは放射線災害を対象とする平時の備えと緊急時への対応に関するグループ(Topical Group on Emergency Preparedness and Response、略称: EPRTG)を2006年に設立した。EPRTGの提案に基づきIAEAは2006年から2017年までの12年間に23件のアジア地域ワークショップを実施した。緊急時対応に関するテーマ分野には、原子力防災訓練,緊急時医療,原子力・放射線緊急事態後の長期的対応,国際協力,国の原子力防災体制整備などがあった。日本原子力研究開発機構は、RPRTG設立当初からコーディネータを輩出し、その活動を主導してきた。本報告書は、EPRTGの提案に基づきIAEAが2017年までに実施したアジア地域ワークショップの概要をまとめたものである。
Cantarel, V.; Lambertin, D.*; Labed, V.*; 山岸 功
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.62 - 71, 2021/01
被引用回数：4 パーセンタイル：44.4(Nuclear Science & Technology)セメントに類似したジオポリマーを原子力分野で用いる場合に、多孔質なジオポリマーに含まれる水が放射線により分解されて発生する水素に留意する必要がある。原子力機構では、放射線による水素の発生と再結合、ジオポリマー中の水素の拡散を考慮したPRDモデルを開発してきた。本研究では、ジオポリマー試料を特殊な容器に封入し、Co-60ガンマ線で照射中の容器内ガスの水素および酸素濃度をオンライン分析した。ジオポリマーの孔を満たす水のアルカリ性が強いほど水素収量が少ない傾向が観察され、水素が再結合して水に戻る反応が顕著になることを確認した。照射中の酸素消費率は一定であり、この結果をPRDモデルから考察した。
核燃料教材作成タスクフォース
JAEA-Review 2020-007, 165 Pages, 2020/07
JAEA-Review-2020-007.pdf:6.63MB
原子力科学研究所では、核燃料物質を取り扱う者の技術力の向上を目的に、核燃料取扱主任者免状を有する若手及び中堅職員で構成する核燃料教材作成タスクフォースを組織して、核燃料物質を安全に取り扱うために必要な基礎知識をまとめた。本報告書では、主に、ウラン及びプルトニウムを対象とし、核燃料物質の核的性質, 物理的・化学的性質、及び核燃料物質が物質や人体に与える影響について、基礎的なことも含めて記載した。また、核燃料物質の取扱いを安全に実施するための基礎的事項として、フード及びグローブボックスにおける取扱い、貯蔵及び輸送における注意事項、放射性廃棄物管理、放射線管理、ならびに異常時の措置などについて記載した。さらに、過去の事故・トラブルから学ぶために、国内外の核燃料物質取扱施設における事故事例をまとめた。
齋藤 龍郎; 小林 愼一*; 財津 知久*; 下 道國*; 麓 弘道*
保健物理(インターネット), 55(2), p.86 - 91, 2020/06
ウラン廃棄物およびウランを含む鉱さい等廃棄物処分安全の考え方は、まだ完全には確立されていない。その理由は、子孫核種の放射能が蓄積し、数十万年以後に線量のピークが生じるウラン安全性評価の不確実性と、遠い将来発生するラドンによる被ばくである。我々「自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会」は、ウラン含有廃棄物と鉱さい等廃棄物に含まれる核種、U-235, U-238とその子孫の処分に関する安全事例を研究し、ICRPやIAEAなどの国際機関の考え方と比較しながら、処分の現状を総括的に議論し、不確実性及びラドン被ばくの取り組むべき重要な問題を提言した。
高松 邦吉; 松元 達也*; 守田 幸路*
Annals of Nuclear Energy, 96, p.137 - 147, 2016/10
被引用回数：5 パーセンタイル：43.12(Nuclear Science & Technology)東京電力の福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できる。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。一方、本冷却設備の優れた除熱性能を示すために、等倍縮小した除熱試験装置を製作し、ふく射および自然対流に関する実験条件をグラスホフ数を用いて決定することもできた。
-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。
中島 宏; 中根 佳弘; 増川 史洋; 松田 規宏; 小栗 朋美*; 中野 秀生*; 笹本 宣雄*; 柴田 徳思*; 鈴木 健訓*; 三浦 太一*; et al.
Radiation Protection Dosimetry, 115(1-4), p.564 - 568, 2005/12
被引用回数：8 パーセンタイル：49.02(Environmental Sciences)大強度陽子加速器計画(J-PARC)では、世界最高出力の高エネルギー加速器施設が建設されている。そこで、施設の合理的な遮蔽設計を行うために、J-PARCの遮蔽設計では、簡易計算手法と詳細計算手法を組合せた設計手法が使われている。ここでは、J-PARCの遮蔽設計にかかわる研究の現状について報告する。
浅野 芳裕
SPring-8 Information, 10(1), p.35 - 38, 2005/01
2004年11月17日から3日間にわたって開かれた第3回国際放射光施設放射線安全ワークショップの会議報告である。本ワークショップは放射光にかかわる放射線物理・放射線工学研究の成果を広く公開,討議することを通じて、放射光施設の放射線安全,遮蔽設計技術の向上を図るとともに、放射光科学の発展に寄与することを目的とする。今回、SPring-8で開催された会議では、海外から約30名の参加者を得て、37件の口頭発表及び3件の討議を行った。
石塚 悦男; 河村 弘; 田中 知*
JAERI-Conf 2004-006, 347 Pages, 2004/03
JAERI-Conf-2004-006.pdf:35.63MB
本報告集は、 国際エネルギー機関(IEA)主催の「第6回核融合炉用ベリリウム技術に関する国際ワークショップ」の報告を収録したものである。本ワークショップは、2003年12月2日から5日まで、宮崎市のシーガイヤにおいて、欧州,ロシア,カザフスタン,ウクライナ,中国,米国及び日本から69名の出席のもとに開催された。本ワークショップの発表件数は49件であり、各地域におけるベリリウム研究開発の概要,ベリリウムとプラズマ/トリチウムの相互作用研究,ITERへのベリリウム応用研究開発(成形技術,接合技術など),ベリリウムの中性子照射効果に関する研究,照射済ベリリウムの廃棄物処理/リサイクルに関する技術開発,ベリリウム安全衛生,ベリリウム溶融塩(液体ブランケット)に関する研究,ベリリウム金属間化合物に関する研究,パネルディスカッション等の多岐に渡る議論がなされた。パネルディスカッションでは、ベリリウムの中性子照射効果,ベリリウム金属間化合物の応用,廃棄物処理/リサイクルに関し、国際協力を視野に入れた研究の進め方についての議論が行われ、必要な国際協力の項目が提案された。
西谷 健夫; 落合 謙太郎; 吉田 茂生*; 田中 良平*; 脇坂 雅志*; 中尾 誠*; 佐藤 聡; 山内 通則*; 堀 順一; 和田 政行*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.58 - 61, 2004/03
核融合施設の天井から漏洩した放射線が空気と散乱して、施設周辺の地上に到達する、いわゆるスカイシャンは、核融合施設周辺の放射線安全に最も重要な項目の一つである。そこで原研の核融合中性子源FNSを用いてD-T中性子に対するスカイシャインの実験を2002年3月と2003年3月の2回にわたって実施した。FNS第一ターゲット室の天井のスカイシャインの実験用遮蔽ポート(1m
1m)を開放し、上空向かって中性子を打ち上げ、散乱中性子及び2次
線の分布を測定した。2002年3月の実験ではHe-3レムカウンタを用いて線源から550mまでの中性子線量率分布と200mまでの2次線スペクトルを大形NaIシンチレータ検出器及びGe半導体検出器で測定した。2003年3月の実験ではFNS建屋周辺において、NE213シンチレーション検出器を用いた中性子スペクトル測定とBGOシンチレータ検出器を用いた2次線スペクトル測定を実施した。測定された結果は、JENDL-3.3を用いたモンテカルロ計算(MCNP-4C)とよく一致し、MCNPによる計算がスカイシャインによる線量を十分な精度で評価できることを確認した。
14年度安全性試験研究センター計画調査室
JAERI-Review 2003-040, 298 Pages, 2004/01
JAERI-Review-2003-040.pdf:24.14MB
日本原子力研究所は、国の安全規制を技術的に支援するために、原子力安全委員会が定める安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで原子力安全性研究を実施している。研究対象の分野は、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究,放射性廃棄物安全性研究,安全性向上及び評価に関する先進技術の研究等である。本報告書は、平成13年4月から平成15年3月までの2年間に原研において実施された原子力安全性研究の概要についてまとめたものである。
浅野 芳裕
放射光, 16(2), p.120 - 122, 2003/03
2002年10月にフランス、グルノーブルで行われた第2回放射光施設における放射線安全に関する国際ワークショップ会議の模様を報告した。本会議は放射光施設にかかわる放射線安全を討議する世界規模での唯1つの会議であり、世界の主な放射光施設が一同に会して放射光施設放射線安全に関する討議を行った。
更田 豊志; 笹島 栄夫; 杉山 智之
Nuclear Technology, 133(1), p.50 - 62, 2001/01
被引用回数：67 パーセンタイル：96.89(Nuclear Science & Technology)高燃焼度PWR燃料の反応度事故時挙動について、NSRR実験の最新の成果を報告する。これまでにNSRR実験では、水素吸収によって外周部の延性が低下した被覆管と燃料ペレットとの機械的な相互作用による高燃焼度PWR燃料の破損が、低い燃料エンタルピレベルで生ずることを示した。今回新たに、耐食性を向上させた低スズジルカロイ4被覆管を備えた高燃焼度PWR燃料の実験においても、同様の破損が生じることを示した。さらに、微粒子化した燃料の冷却材中への放出と機械的エネルギーの発生とを確認し、機械的エネルギーを定量化した。これらの結果をふまえて、被覆管外周部延性低下の影響を受けたPCMI(ペレット/被覆管機械的相互作用)破損、燃料微粒子化と機械的エネルギー発生、FPガス放出等、反応度事故条件下における高燃焼度燃料の挙動について論じる。
中性子科学研究センター
JAERI-Tech 99-031, 453 Pages, 1999/03
本報告書は、平成9年度に発足した原研の中性子科学研究センターにおける設計、研究開発に関して、平成10年秋までの成果及びこれまで約10年間の関連技術開発成果をまとめたものである。中性子科学研究計画の概要、大強度陽子加速器(イオン源、リニアック、蓄積リング等)の設計及び研究開発、中性子散乱実験施設の設計及び同施設用核破砕ターゲットの研究開発、消滅処理実験施設(ターゲット熱流動試験施設、材料照射試験施設、中性子核物理実験施設、炉物理実験施設、実験炉)の設計及び関連研究開発、中性子科学にとって共通の基盤技術研究開発(ニュートロニクス、材料、中性子利用技術、計測技術)のほか、放射線問題に焦点を当てた安全設計技術検討の状況について記述している。
浅野 芳裕; 笹本 宣雄
Radiation Protection Dosimetry, 82(3), p.167 - 174, 1999/00
被引用回数：9 パーセンタイル：57.16(Environmental Sciences)大型放射光施設SPring-8の放射光ビームラインに用いられた遮蔽設計について論じた。SPring-8放射光ビームラインの遮蔽設計は、各種の半実験式やモンテカルロ計算コード、ビームライン遮蔽計算用に新たに開発された計算コードなどを用い実施された。いままでに14本のビームラインについて蓄積電流100mAでもって放射線テストを行い、遮蔽設計の妥当性が検証されている。本論文では、大型放射光施設SPring-8の特徴である、大線量、高エネルギー放射光ビームラインが持つ特有の遮蔽上の問題点、グランドシャインやガス制動放射線の特性等について論じ、その対策について提言を行っている。
浅野 芳裕; 笹本 宣雄
JAERI-Tech 98-009, 90 Pages, 1998/03
大型放射光施設SPring-8で用いられた遮蔽安全設計評価法についてまとめた。第3世代放射光施設であるSPring-8は、蓄積電子エネルギー8GeV、ビームエミッタンス5.5nm・radという世界最大級の性能を持つ放射光施設であり、同施設に対して適用された遮蔽安全評価の項目は多岐に渡り、しかもその手法には最新の知見も必要とされた。本レポートでは、SPring-8に対して使用された遮蔽安全評価法である、バルク遮蔽、放射光ビームライン遮蔽、スカイシャイン計算、ダクトや迷路のストリーミング計算、空気や水、構造物の放射化計算、ビームの異常事象時の被曝評価について、これらの計算手法と計算条件を、それらの妥当性の検討結果とともに記述した。
更田 豊志; 永瀬 文久; 中村 武彦; 上塚 寛; 石島 清見
NUREG/CP-0166, 3, p.223 - 241, 1998/00
高燃焼度軽水炉燃料を対象とするNSRR実験及び炉外分離効果試験について、最近の成果を報告する。PWR燃料実験では、耐食性を向上させた低スズジルカロイ4被覆管を使用した燃料の実験においても、被覆管外面腐植がより進んだ上部から採取した試験燃料において破損を生じており、さらに機械的エネルギーの発生と微粒子化した燃料の冷却水中への放出を確認した。一方、BWR燃料実験においては燃焼度45MWd/kgU、ピーク燃料エンタルピ約150cal/gまでの範囲で破損は生じていない。また、高燃焼度PWR燃料の破損要因となっている燃料ペレット/被覆管機械的相互作用に対する、被覆管水素吸収量及び水素化物偏在の効果を定量化するために実施した水素吸収被覆管の高速バースト試験の結果を報告する。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
Heat Transfer-Jpn. Res., 26(3), p.159 - 175, 1997/00
高温ガス炉(HTGR)の崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの除熱特性と構造物の温度分布を調べるため、システムを模擬した実験装置により実験を行った。実験装置は、炉心の崩壊熱を模擬した最高出力100kWの電気ヒーターを内蔵した、直径1m,高さ3mの圧力容器と、容器を取り囲む冷却パネルからなる。数値解析コードTHAPACST2の数値解析手法と提案されたモデルを検証するために、実験と数値解析の比較検討を行った。圧力容器内ヘリウムガス圧力を0.73MPa,温度を210
Cの条件で、圧力容器温度は-29C,+37Cの誤差の範囲で実験データをよくあらわした。冷却パネルの除熱量の数値解析結果は実験結果に比べて11.4%低く、放射による伝熱量は除熱量の全入熱量の74.4%であった。また、圧力容器のスカート形サポートの上下端の空気流路を流れる自然対流により圧力容器の下鏡部が効果的に冷却されることがわかった。
