放射性物質等の輸送における原子力安全と核セキュリティの確保に関するIAEAの最近の活動

玉井 広史

日本原子力学会誌ATOMO, 64(8), p.465 - 467, 2022/08

https://doi.org/10.3327/jaesjb.64.8_465

原子力安全と核セキュリティは、電離放射線の有害な影響から公衆と環境を防護するとの同一目標を共有しているが、それぞれの対処行動には相違するものもあり、とりわけ防護が脆弱となり易い輸送時における両者の間のインターフェースが大きな課題である。このため、IAEAは、放射性物質等の輸送における原子力安全と核セキュリティを相補的に強化することを目的として、2021年12月、関連する技術レポートを発行するとともに国際会議を開催した。技術レポートと国際会議の概要を紹介する。

Development and validation of evaluation method on hypothetical total instantaneous flow blockage in sodium-cooled fast reactors and its application to a middle size SFR

深野 義隆

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07

既往研究では、SAS4Aコードを用いた仮想的燃料集合体入口瞬時完全閉塞(HTIB)事象の評価が実施されているが、本研究ではSAS4Aコードに出力制御系モデルを追加するとともに、改良したSAS4Aコードを用いて「もんじゅ」のHTIB事象の評価を実施した。出力制御系を考慮した結果、出力領域中性子束高、または遅発中性子検出法によって原子炉は安全にシャットダウンされることを明らかにした。したがって、既往研究におけるHTIB事象の影響は流量減少時反応度抑制機能喪失事象と比較して非常に小さいという結論が本研究によって強く支持された。さらに、本研究では、HTIB事象を模擬した炉内試験を用いてSAS4Aコードの妥当性確認を行った。これによってSAS4AコードをHTIB事象の影響評価に適用することの妥当性がさらに高められた。

平成26年度研究開発・評価報告書 評価課題「安全研究とその成果の活用による原子力安全規制行政に対する技術的支援」(事後評価・事前評価)

工藤 保; 鬼沢 邦雄*; 中村 武彦

JAEA-Evaluation 2015-011, 209 Pages, 2015/11

JAEA-Evaluation-2015-011.pdf:10.36MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成20年10月31日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成21年2月17日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、平成21年8月19日改訂)等に基づき、平成26年9月29日に「安全研究」に関する事後・事前評価を安全研究・評価委員会に諮問した。これを受けて、安全研究・評価委員会は、本委員会によって定められた評価方法に従い、原子力機構から提出された平成22年4月から平成26年9月まで及び平成27年度以降の安全研究センターの運営及び安全研究の実施に関する説明を受け、今期中期計画期間及び次期中長期計画期間の研究開発の実施状況について、研究開発の必要性、有効性、効率性等の観点から評価を行った。本報告書は、安全研究・評価委員会から提出された事後・事前評価結果(答申書)をまとめるとともに、本委員会での発表資料、及び評価結果に対する原子力機構の措置を添付したものである。

Derivation of clearance levels for solid materials in Japan

坂井 章浩; 大越 実

Radiation Risk Assessment Workshop Proceedings, p.175 - 186, 2003/00

日本原子力研究所は、原子力安全委員会のクリアランスレベルにかかわる調査・審議への技術的支援として、原子炉施設及び核燃料使用施設の運転及び解体時に発生するコンクリート及び金属を対象とし、決定論的手法によるクリアランスレベルの導出を行った。原子炉施設で21、核燃料使用施設で49の主要核種について、クリアランスされた後に想定される73の被ばく経路ごとに、個人被ばく線量が10Sv/yに相当する放射能濃度を求め、核種ごとにその最小値をクリアランスレベルとした。導出したクリアランスレベルとIAEA-TEDDOC-855のクリアランスレベルを比較すると、ほとんどの核種についてはほぼ同様であるが、Tc-99, I-129等については1桁以上低い結果となった。これは、両方の被ばく経路、パラメータ値などにかかわる差異が原因であると考察される。

国際協力による原子力安全文化のアジア諸国への移転

生田 優子; 蔀 肇*; 佐伯 正克

日本原子力学会誌, 44(10), p.744 - 745, 2002/10

http://ci.nii.ac.jp/naid/10010021749

国際原子力総合技術センターが文科省から受託している「国際原子力安全技術研修事業」で実施している、指導教官研修と講師海外派遣研修について、その概要を纏めたものである。

安全研究5カ年成果(平成8年度平成12年度-核燃料サイクル分野)

not registered

JNC TN1400 2001-015, 509 Pages, 2001/10

JNC-TN1400-2001-015.pdf:25.67MB

平成8年度平成12年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成8年3月に策定(平成12年5月改定2)した安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)に基づき実施した。本報告書は、核燃料サイクル分野(核燃料施設、環境放射能及び廃棄物処分分野の全課題並びに耐震及び確率論的安全評価分野のうち核燃料サイクル関連の課題)について、平成8年度平成12年度の5ヵ年の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。

施設の解体・撤去に伴う廃棄物発生量積算評価-東海事業所及び人形峠環境技術センター-

菖蒲 康夫; 田辺 務; 高橋 邦明; 武田 誠一郎

JNC TN8420 2001-008, 134 Pages, 2001/07

JNC-TN8420-2001-008.pdf:4.4MB

サイクル機構から発生する全ての放射性廃棄物について、発生から処理・処分に至る廃棄物管理の全体計画(「低レベル放射性廃棄物管理プログラム」)の検討、並びに国における低レベル放射性廃棄物処分に関する安全基準等の策定に資するためのデータ整備を目的とし、東海事業所及び人形峠環境技術センターの管理区域を有する施設(以下、「核燃料施設」という)の解体・撤去に伴い発生する廃棄物量の調査・評価を行った。東海事業所及び人形峠環境技術センターの核燃料施設の解体廃棄物量は、以下の通りである。(1)東海事業所 東海事業所の核燃料施設の解体に伴う廃棄物量は、総量約1,079,100トンである。その内訳は放射性廃棄物相当が約15,400トン、放射性廃棄物として扱う必要のない廃棄物相当(クリアランスレベル以下相当及び非放射性廃棄物相当)が約1,063,700トンである。(2)人形峠環境技術センター 人形峠環境技術センターの核燃料施設の解体に伴う廃棄物量は、総量約112,500トンである。その内訳は放射性廃棄物相当が約7,800トン、放射性廃棄物として扱う必要のない廃棄物相当(クリアランスレベル以下相当及び非放射性廃棄物相当)が 約104,700トンである。

平成12年度安全研究成果発表会(核燃料サイクル分野-状況等とりまとめ-)

岡 努; 谷川 勉*; 戸室 和子*

JNC TN8200 2001-001, 42 Pages, 2001/01

JNC-TN8200-2001-001.pdf:3.16MB

平成12年12月14日、核燃料施設、環境放射能及び廃棄物処分を対象とした平成12年度安全研究成果発表会を核燃料サイクル開発機構(以下「サイクル機構」という。)アトムワールド(東海事業所)で開催した。本発表会は従来、職員相互の意見交換の場として、社内の発表会として開催されたが、平成8年より公開の発表会とし、社外(科技庁、大学、原研、電力、メーカ)からも多数の方々の参加をいただき、学識経験者等のご意見、ご要望を広く拝聴する方式で開催することとした。本発表会の発表課題は、サイクル機構が「安全研究基本計画」に基づいて実施している核燃料施設、環境放射能、廃棄物処分及び確率論的安全評価(核燃料施設に係るもの)分野の安全研究課題(全41課題)の中から、選定された13課題である。平成11年度の成果について各課題の発表を行った。本資料は、今後の安全研究の推進・評価に資するため、各発表における質疑応答、総括コメント等についてとりまとめたものである。なお、発表会で使用したOHP等はJNCTW1409 2000-004「平成12年度安全研究成果発表会資料(核燃料サイクル分野)」で取りまとめている。また、サイクル機構が実施している核燃料サイクル分野の安全研究の成果をJNCTN1400 2000-013「安全研究成果の概要(平成11年度-核燃料サイクル分野-)」でとりまとめている。

安全研究基本計画(平成13年度平成17年度)

not registered

JNC TN1400 2000-010, 70 Pages, 2000/10

JNC-TN1400-2000-010.pdf:2.87MB

本計画は、平成11年度より国の「安全研究年次計画」(平成13年度平成17年度)の策定作業に協力する形でニーズ調査及び研究課題を提案し、国の「年次計画」で採用された研究課題の他に社内研究を含めたサイクル機構の計画として策定した。サイクル機構の安全研究は、高速増殖炉、核燃料施設、耐震、確率論的安全評価、環境放射能、廃棄物処分及びその他(「ふげん」の廃止措置)の7分野において実施することとしている。なお、本計画は、安全研究専門部会、中央安全委員会及び理事会において審議され、決定されたものである。

高速増殖炉もんじゅ建設地点における気象調査報告書(平成10年度)

not registered

JNC TN4420 2000-009, 11 Pages, 2000/06

JNC-TN4420-2000-009.pdf:0.84MB

「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」(以下「気象指針」)に基づき、高速増殖炉もんじゅ建設所(福井県敦賀市白木地区)における気象観測を実施した。「気象指針」は、発電用原子炉施設の平常運転時及び想定事故(重大事故及び仮想事故)時における線量当量評価に際し、大気中における放射性物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び大気拡散の解析方法を定めたものであり、昭和57年1月28日付の原子力安全委員会決定(平成元年3月27日及び平成6年4月21日に一部改定)によるものである。なお、白木地区における気象観測は、昭和51年11月より継続して実施している。