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町田 昌彦; 岩田 亜矢子; 山田 進; 乙坂 重嘉*; 小林 卓也; 船坂 英之*; 森田 貴己*
日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 22(1), p.12 - 24, 2023/01
2013年から2021年の1月まで、福島第一原子力発電所周辺の福島沿岸と沖合という二つのエリアで、トリチウムのモニタリングデータからそのインベントリーの経時変化を推定した。それらの結果から沖合のエリアにおけるインベントリー平均量は、1Fに貯留されているトリチウムの凡そ1/5程度であり、その時間変動量は、1F貯留量の1/20程度ということが分かった。これらの結果は、既に海域に存在しているトリチウムのインベントリーが、1F貯留量の放出に際し、無視できないことを示している。また、その沖合の一定のエリアにおけるインベントリーの評価を1960年代にまで遡ると、過去には核実験により、平均して1F貯留量の4倍程のトリチウムインベントリーが1960年代に存在していた他、1960年から1980年代にかけて凡そ30年に渡り、1F貯留量と同程度かそれ以上のインベントリーが存在していたことが分かった。この事実は、過去に既に1F貯留量を瞬時に放出し当該沖合の海域に滞留するとした保守的条件より遥かにトリチウムが海洋中に存在していた時期が長期間あったことを示している。更に、トリチウムのインベントリーを千葉から宮城沖まで含めた領域に拡大し評価すると、現在、1F貯留量の凡そ半分が存在していることが分かる。ここで、トリチウムの被ばく量を魚食を通じた内部被ばくと仮定し、1F貯留量がその拡大領域にて拡散し1年滞留するとした保守的評価をすると、その量は、自然放射線からの寄与の100万分の一程度であり、殆ど無視できることが分かった。
笹川 剛; 島田 太郎; 武田 聖司
Proceedings of 31st International Conference Nuclear Energy for New Europe (NENE2022) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2022/12
廃止措置段階のリスク評価では、平常時の解体作業の進行に伴い、フィルタ等に蓄積される放射性物質のインベントリが変化し、その変化を考慮した事故時の公衆被ばく線量を評価できる手法が必要である。それらのインベントリ(移動性インベントリ)には、機器切断作業で飛散した放射性粉塵が堆積したフィルタや、除染作業で発生した可燃性廃棄物などが含まれる。本研究では、切断溝体積と飛散率から機器切断作業時に空気中に移行する粉じん量を算出し、フィルタへの移動性インベントリの蓄積を評価する方法を開発した。さらに、切断方法(水中または大気中)や作業工程の違いを考慮し、本手法により各機器の局所フィルタおよび建屋フィルタに蓄積される移動性インベントリの量を評価し、規制検査時に着目すべき機器および作業工程を予察的に検討した。その結果、水中で切断する放射能濃度の高い炉内構造物と比較して、空気中で切断する機器では移動性インベントリが同程度に発生するものがあることが示唆された。このことは、原子力規制検査において、移動性インベントリが検査対象の選定に影響を与える重要な指標の一つであることを示している。
坂井 章浩
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 29(1), p.48 - 54, 2022/06
わが国では、原子力利用に伴って、様々な施設から放射性廃棄物が発生している。日本原子力研究開発機構は、原子力機構,大学,民間機関,医療機関等から発生する廃棄物(これらの廃棄物を総称して「研究施設等廃棄物」という)の埋設処分の実施主体として、ピット処分及びトレンチ処分の埋設事業の計画を進めている。本報告では、原子力機構が計画している埋設処分施設の概要を紹介するとともに、埋設対象となる主な研究施設等廃棄物の核種毎の放射能濃度の特徴及びその放射能濃度に対する埋設するための基準の検討状況について概説する。
越智 康太郎; 舟木 泰智; 吉村 和也; 飯本 武志*; 松田 規宏; 眞田 幸尚
Radiation and Environmental Biophysics, 61(1), p.147 - 159, 2022/03
被引用回数：2 パーセンタイル：47.19(Biology)The ambient dose equivalent conversion coefficient (ADC) for converting from the radionuclide inventory to the ambient dose equivalent rate (ambient dose rate) is used to estimate exposure doses. We have collected actual data, ambient dose rate at 1 m above the ground level and vertical distribution of radiocesium in the soil sample, around the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). The actual data during FY2011-FY2019 is used for confirming the validity of ADC. The ADC assuming the vertical distribution of radioceisum were calculated with relaxation mass depth. Good correlation was found between the calculated inventory by the ambient dose rate and ADC in this study and actual radiocesium inventory. Therefore, the ADC in this study sufficiently reflected the actual deposition status of radiocesium on the ground surface after the FDNPP accident.
奥村 啓介
シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動, p.70 - 72, 2021/05
福島第一原子力発電所(1F)の事故時炉停止直後の放射性核種のインベントリ評価に関して、核種発生量評価のための基礎式とデータ、ORIGENコードの概要と照射後試験解析による精度検証、1Fの核種インベントリデータの概要、シビアアクシデント解析や廃炉評価などに用いられる主な元素及び核種のデータについて解説する。
駒 義和; 杉山 大輔*; 芦田 敬
Proceedings of International Conference on the Safety of Radioactive Waste Management (Internet), p.153_1 - 153_4, 2016/11
東京電力福島第一原子力発電所の事故廃棄物に関するインベントリ推定方法を議論する。事故廃棄物管理の方法を検討する上で、廃止措置に伴い発生する廃棄物を含めてインベントリを推定するために、解析的モデルが不可欠である。分析データが少ない初期の段階では、文献を利用してモデルを設定する。分析データが得られてからは、これを利用して不確実性の低減を図る。
中村 博文; 櫻井 真治; 鈴木 哲; 林 巧; 榎枝 幹男; 飛田 健次; 発電実証プラント検討チーム
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1339 - 1345, 2006/02
被引用回数：51 パーセンタイル：94.78(Nuclear Science & Technology)現在検討を進めている核融合発電実証プラント(DEMO)の運転期間中における炉内及び冷却水中のトリチウムインベントリを評価し、その結果をITERのそれと比較した。その結果、DEMOにおける炉内及び冷却水中のトリチウムインベントリは、1mmのタングステン被膜の透過抑制策を施工した場合において、20年間の運転後に各々数グラムと百数十グラムとの結果を得た。透過抑制策無しでは冷却水中インベントリが約4桁増加することも判明した。これは冷却水中のトリチウムインベントリが、主として炉内構造物を通じてDTプラズマからの透過に起因するためである。一方、DEMOとITERでのトリチウムインベントリの比較の結果、DEMOの炉内の総トリチウムインベントリに関しては、炭素材のトリチウムとの共堆積が存在しないことによりITERに比べ約3桁以上小さくなるとの評価結果を得たものの、冷却水中トリチウムインベントリに関しては、タングステンの被膜を施行した場合においてもDEMOの方がITERより約2桁大きくなることが明らかとなった。
磯部 兼嗣; 中村 博文; 神永 敦嗣; 東島 智; 西 正孝; 小西 哲之*; 西川 正史*; 田辺 哲朗*
Fusion Science and Technology, 48(1), p.302 - 305, 2005/07
被引用回数：5 パーセンタイル：35.8(Nuclear Science & Technology)核融合炉真空容器内トリチウムインベントリー低減・制御技術開発の一環として、水分濃度を管理した空気をJT-60U真空容器内に封入した場合のトリチウムの壁面からの放出挙動を観測した。トリチウムの放出は300ppmから水分濃度の上昇とともに促進されることがわかり、3400ppmにおいては13MBqのトリチウム放出量となった。この放出量は、放電洗浄によるトリチウム除去運転で最もトリチウム放出量の多かった5時間の水素雰囲気グロー放電に匹敵し、水との同位体交換反応により容易にトリチウムが除去されることを確認した。また壁調整運転の一環として、水素,ヘリウム及びアルゴンガスを真空容器内にパージさせた場合の排ガス中におけるトリチウム濃度も測定した。その結果、排ガス中におけるトリチウム濃度は、ガス種や導入圧力にかかわらず、約0.1Bq/cm
であった。このことから、単なる水素ガスパージでは、同位体交換反応によるトリチウム除去を期待できないことが判明した。
Ti岩切 宏友*; 安永 和史*; 吉田 直亮*; 内田 宗範*; 河村 弘
Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part A), p.880 - 884, 2004/00
被引用回数：8 パーセンタイル：48.81(Materials Science, Multidisciplinary)核融合ブランケット用中性子増倍材として検討されているBeTiについて、安全性に影響を与えるトリチウム保持特性について、重水素イオン打込みと昇温脱離実験により明らかにした。
5mm
10mm
1mmのBeTi試料に8keVで210
ions/m
の重水素を打込んだ後、1K/secの昇温速度で1700Kまで加熱した。室温打込の場合、10%の重水素が保持され400Kで全て放出した。Beの場合は、室温照射では83%の重水素が保持し、全て放出するのは960Kであった。これらの結果から、BeTiはBeに比べて良好なトリチウム保持特性を有することが明らかになった。
浅井 志保; 坂井 章浩; 吉森 道郎; 木原 伸二
JAERI-Tech 2003-071, 46 Pages, 2003/08
JAERI-Tech-2003-071.pdf:4.31MB
RI・研究所等廃棄物処分の放射能インベントリー調査において、実廃棄物を対象とした放射化学分析により、計算・記録により求めた核種組成比の検証を行うため、原子炉施設及び照射後試験施設から発生した廃棄物を対象として、RI・研究所等廃棄物の核種組成比にかかる特徴を考慮した分析スキームを検討した。本分析法は、分離工程を合理化するものであるが、
Ni及び
Uのような組成比の小さい核種を含む全ての核種について相対誤差が数
10%程度で定量値が得られ、かつ各分離系統における回収率がおおむね良好であった。これらの結果から、検討した分析スキームは、原子炉施設及び照射後試験施設から発生する廃棄物の放射化学分析法として簡便かつ妥当であることを確認した。
Ti内田 宗範*; 石塚 悦男; 河村 弘
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.653 - 656, 2002/12
被引用回数：29 パーセンタイル：84.88(Materials Science, Multidisciplinary)高融点かつ化学的安定性に優れるBeTiは、600
C以上で使用される原型炉ブランケット用先進中性子増倍材として期待されている。ブランケット内でのトリチウム放出特性を評価するために、高速中性子フルエンス410
n/cm (E
1MeV) で330, 400 and 500Cの温度で照射したBeTiを用いて、トリチウム放出実験を行った。BeTiは、ベリリウムに比べてトリチウムが放出され易く、6001100Cでのトリチウム拡散係数はベリリウムよりも二桁大きかった。良好なトリチウム放出特性に加えて、1100Cまで加熱したサンプルについて測定したスウェリング量はベリリウムに比べて小さいことがわかった。
柳原 敏
日本原子力学会誌, 44(10), p.734 - 737, 2002/10
日本原子力研究所で10年以上にわたって進められた動力試験炉(JPDR)の解体撤去では、作業に要した人工数,作業者被ばく線量,廃棄物発生量,適用した装置の性能等のデータを収集してその分析を行い、また、それらのデータや作業経験を将来の廃止措置に反映する方法について検討を進め、原子炉施設の廃止措置計画の策定及び管理システム(COSMARD)を開発した。本稿はCOSMARD開発経緯,その概要,将来の展開等を記述したものであり、廃止措置の技術開発,解体作業の分析,COSMARDの開発,今後の展開,環境問題の解決に向けて、などから構成される。
竹内 素允; 中嶋 勝利; 福村 信男*; 中山 富佐雄*; 大堀 秀士*
デコミッショニング技報, (24), p.27 - 46, 2001/09
高温ガス炉臨界実験装置「VHTRC」の廃止措置にかかわる概要と第1段階の解体工事で行った施設特性評価,物量評価,表面密度測定,試料分析と計算による評価並びに解体撤去工事(原子炉の機能停止にかかわる措置から原子炉本体の解体撤去)の手順,方法等のほか、工事全般にかかわる管理についてまとめた。
岩井 保則; 山西 敏彦; 西 正孝
Fusion Technology, 39(2-Part2), p.1078 - 1082, 2001/03
現在進行中のITER設計見直し作業の一環として、燃料循環システムの中核である水素同位体分離システム(ISS)の処理流量の減少に基づいた概念設計の再検討を行った。ISSでは供給される三種類(プラズマ排ガス,水処理システムからの排ガス,中性粒子注入システムからの排ガス)のフィードを深冷蒸留法により、燃料用のトリチウム濃縮流、中性粒子注入システム用の重水素濃縮流、軽水素排ガスに分離する。本報ではサイドカット流、平衡器の減数などシステムの簡略化とITERの段階的運転シナリオを考慮した4塔からなる独自の塔構成を提案した。プラズマ排ガスのトリチウム濃度、要求される燃料流中のトリチウム濃度及びその流量が総トリチウムインベントリーに与える影響を考察した。また現状の塔構成では軽水素排ガス中のトリチウム濃度が運転中に変動する可能性を指摘し、塔の構成変更による対策を提案した。
坂井 章浩
KURRI-KR-56, p.58 - 79, 2001/03
RI・研究所等廃棄物事業推進準備会の下、処分システム開発として、RI・研究所等廃棄物に含まれる放射性核種の種類と放射能量(放射能インベントリー)の調査並びに浅地中埋設方式のうちコンクリートピット型及び簡易型処分施設の概念設計を行った。放射能インベントリー調査では、原研東海研の発生放射物を対象として、コンクリートピット型及び簡易型処分における廃棄体量及び核種別放射能量の測定を行った。さらに、それらの結果から、処分の安全評価上重要核種の予備検討を行ったところ、17核種+
核種をその候補として得た。処分施設の概念設計では、複数の立地条件を設定して簡易型及びコンクリートピット型処分施設を設計し、安全性評価及び経済性評価を行うことにより、処分の概念設計に立地環境条件が及ぼす影響について検討した。その結果、想定したどの環境条件においても、処分施設の安全性が確保される見通しを得た
小西 哲之; 朝岡 善幸*; 日渡 良爾*; 岡野 邦彦*
プラズマ・核融合学会誌, 76(12), p.1309 - 1312, 2000/12
十分なプラズマ性能、完結した燃料循環系、トリチウム増殖比TBR1を持つ核融合炉を初期装荷トリチウムなとで起動するシナリオを検討した。中性粒子ビームによる外部入力で、dd反応をもとにトリチウムを自己増殖して起動するシナリオが可能である。重水素で起動すると、主としてビームとの反応で初期にはdd反応によりトリチウムが生成し、約1%以上からdt反応が優勢になる。以後反応量はトリチウム濃度に大略比例し、指数的に増加する。代表的な例では100日オーダーで起動する。初期にトリチウムが存在すればそれだけ起動期間は短縮される。インベントリが大きいか、TBRが1に近い場合は合理的期間では起動できない。この結果より初期装荷トリチウムは必須ではなく、経済的な問題に相対化され、導入の制約や運転上の問題とはならないことが結論される。
研究開発課題委*
JNC TN1440 2000-007, 115 Pages, 2000/08
JNC-TN1440-2000-007.pdf:4.45MB
核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)は、「国の研究開発全般に共通する評価の実施方法の在り方についての大綱的指針」(平成9年8月7日、内閣総理大臣決定)及びサイクル機構の「研究開発外部評価規程」(平成10年10月1日制定)等に基づき、「長寿命核種の分離変換技術の研究開発」に関する事前評価を研究開発課題評価委員会(高速炉・燃料サイクル課題評価委員会)に諮問した。これを受けて、高速炉・燃料サイクル課題評価委員会は、本委員会によって定めた評価方法に従い、サイクル機構から提出された課題説明資料、補足説明資料及び委員会における議論に基づき、本課題の評価を行った。本報告書は、その評価結果をサイクル機構の関係資料とともに取りまとめたものである。
久保田 健一; 江沼 康弘; 田中 良彦; 此村 守; 一宮 正和
JNC TN9400 2000-066, 52 Pages, 2000/06
JNC-TN9400-2000-066.pdf:1.82MB
平成11年度より2年間の予定で高速増殖炉サイクルの実用化に向けた調査研究として、「実用化戦略調査研究フェーズI」を実施している。本報告書は、このフェーズIの中間段階、すなわち平成11年度の研究成果をまとめたもので、実用化戦略調査研究において対象としたFBRプラントシステムのうち溶融塩高速炉について技術的成立性及び経済性等の観点から検討を加えたものである。平成11年度は、その他概念の高速炉として流動燃料炉全般を対象として検討に着手し、現時点での知見に基づき軽水炉との燃料サイクルの整合が取れるU-Puサイクルが可能な唯一の高速増殖炉体系として、塩化物溶融塩炉を選定した。次に、溶融塩炉の抱える技術的・経済的な様々な課題を摘出・評価したうえで、塩化物溶融塩炉としての諸特徴を具備した溶融塩燃料組成及びプラント概念を暫定構築し、溶融塩以外の冷却材を使用するプラントと比較評価するため、限られた技術情報を前提として技術的及び経済的成立性について評価し以下の結果を得た。(1)塩化物溶融塩炉は固有の安全性を有し、再処理費や燃料費の著しい合理化効果が期待できる。(2)燃料インベントリと炉心冷却能力はNa冷却炉より劣るため、原子炉及び冷却系機器の物量がNa冷却炉より増加する。(3)溶融塩との共存性のある経済的な構造材料開発の見通しが不明である。以上の結果より、現状では次の検討ステップへの移行は時期尚早と考えられる状況であるとの結論に至った。
掛樋 勲; 中林 弘樹
JNC TN9400 2000-051, 237 Pages, 2000/04
JNC-TN9400-2000-051.pdf:8.14MB
本研究は、従来のPurex再処理法-ペレット加工法と異なるシステム概念の乾式リサイクルシステム(乾式再処理-射出成型(金属燃料)、振動充填(酸化物燃料)加工法)について、その安全システムを構築するために、安全システムの考え方(安全システム概念)を示し、安全評価に関わる検討を行ったものである。安全システムの考え方については、我が国現行の再処理安全審査指針に則って、必要な安全機能、安全設計要件及び安全設備を示し、課題を摘出した。安全評価に関わる検討については、想定する異常事象及び事故事象を選定し、安全設計パラメータ(閉じ込めフィルタ能力等)と漏洩インベントリをパラメータとして、公衆被ばく量制限との関係を求め、課題を摘出した。また、臨界管理の設計及び評価に資するため、臨界解析を行った。以上のように、本研究では、安全設計方針(安全設計上考慮すべき事項)、指針等の作成及び具体的な安全設計を進めるために、乾式システムの安全システム概念を体系化して、課題を示した。
岩井 保則; 山西 敏彦; 西 正孝
JAERI-Tech 2000-002, p.37 - 0, 2000/02
JAERI-Tech-2000-002.pdf:1.49MB
ITER-FDRの定常状態プラズマオペレーション(燃焼時間10,000s,排気流量200Pam/s)に対応した水素同位体分離システム(ISS: Isotope Separarion System)について、ISSに供給される三種類のフィード流(プラズマ排ガス、水処理システムの排ガス、中性粒子流量システムの排気ガス)の中の水処理システムからの水素流量を大幅に減少できるという見通しに基づき、設計の見直しを行った。本検討ではITERの段階的建設のシナリオも考慮して、四塔からなる独自の塔構成を提案した。最大冷媒容量はFDRのISS基本設計の44%と大幅に減少した。一方、最大トリチウムインベントリーについてはFDR-ISS基本設計と同等となったが、運転条件に対応したペレット用のトリチウム濃縮流の検討の進展によって、トリチウムインベントリー低減の可能性を見いだした。
