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河内山 真美
核データニュース(インターネット), (133), p.76 - 81, 2022/10
日本原子力学会2022年秋の大会での「シグマ」調査専門委員会と核データ部会の合同セッションにおける発表の概要を「核データニュース」誌に寄稿した。原子力機構では、研究施設等廃棄物の埋設処分に必要な研究炉の解体廃棄物の計算による放射能インベントリの評価手法を検討している。近年、JENDL-4.0及びJENDL/AD-2017などを基に作成したライブラリを導入して放射能評価計算を実施しており、その検討状況について紹介する。また、計算で得られた結果から、埋設事業に必要な埋設処分区分の判定や重要核種の選定の評価を行う方法について紹介した。
岡田 翔太; 村上 昌史; 河内山 真美; 出雲 沙理; 坂井 章浩
JAEA-Testing 2022-002, 66 Pages, 2022/08
JAEA-Testing-2022-002.pdf:2.46MB
日本原子力研究開発機構は、我が国の研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物の埋設事業の実施主体である。これらの廃棄物中の放射能濃度は、廃棄物埋設地の設計や埋設事業の許可申請をする上で必要な廃棄物情報である。埋設事業の処分対象となる廃棄物は、施設の解体に伴って発生する解体廃棄物が多くを占めている。このため、埋設事業センターでは、試験研究用原子炉の解体廃棄物を対象として、理論計算法による放射能濃度の評価手順の検討を行い、試験研究用原子炉に共通的な評価手順についてとりまとめた。本書で示す手順は、放射化計算により放射能インベントリを決定し、その妥当性を評価した後、処分区分の判定並びに処分区分毎の総放射能及び最大放射能濃度を整理するというものである。放射能インベントリの決定においては、まず2次元又は3次元の中性子輸送計算コードを用いて原子炉施設の各領域における中性子束及びエネルギースペクトルを計算する。その後、それらの計算結果に基づき、放射化計算コードを用いて、140核種を対象として放射化放射能を計算する。本書では、中性子輸送計算コードとして、2次元離散座標計算コードのDORT、3次元離散座標計算コードのTORT又はモンテカルロ計算コードのMCNPとPHITS、放射化計算コードとしてORIGEN-Sを使用することを推奨する。その他、利用を推奨する断面積データライブラリや計算条件等についても示す。評価手順のとりまとめに際しては、日本原子力研究開発機構外部の試験研究用原子炉の設置者と定期的に開催している会合において、各事業者が共通的に利用できるようについて意見交換を実施した。本書で示す手順は、今後の埋設事業の進捗や埋設事業に係る規制の状況等を反映して、適宜見直し及び修正をしていく予定である。
鈴木 将文*; 芳中 一行
技術士, (648), p.12 - 15, 2020/12
原子力施設に係る廃棄物問題等を考えるCPD行事として、原子力発電所から発生する放射性廃棄物、福島第一原子力発電所事故を起因として発生した特定廃棄物に関連する施設を、2019年秋、2020年春の2回に分けて見学した。見学を通じて、事故時の放射性物質による環境影響、安全確保を大前提とした原子力施設の管理の重要性、課題解決に向け共通理解の下での議論の必要性を感じ、改めて考えさせられた。
出雲 沙理; 林 宏一; 仲田 久和; 天澤 弘也; 本山 光志*; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2018-018, 39 Pages, 2019/03
JAEA-Technology-2018-018.pdf:2.8MB
日本原子力研究開発機構が計画している研究施設等廃棄物の浅地中埋設処分施設では、個々の埋設対象廃棄物の放射能濃度が許可を受けた最大放射能濃度を超えないこと及び埋設対象廃棄物における総放射能量が許可を受けた総放射能量を超えないことが必要となる。このため、個々の埋設対象廃棄物の放射能量が、埋設する総物量の観点から過度に保守的な評価とならないことが重要となり、特に数量が多いく放射能濃度が極めて低いトレンチ埋設処分対象廃棄体については、その放射能濃度の下限値をクリアランスレベル程度まで評価することが望まれる。本報では、これまでの試験研究炉における放射能濃度の評価方法の検討結果から、非破壊外部測定法の適用が想定されているCo-60, Cs-137, Nb-94, Ag-108m, Ho-166m, Eu-152, Eu-154等の
線放出核種については、モデル計算等によりその 成立性を検討し、最も測定が難しい鋼製角型容器に収納した場合においてもこれらの核種をクリアランスレベル以下まで測定可能な見通しを得るとともに、その結果に基づき当該装置に必要な性能と基本システムを整理した。
仲田 久和; 高尾 肇*; 千々松 正和*; 野間 康隆*; 天澤 弘也; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2018-014, 43 Pages, 2019/03
JAEA-Technology-2018-014.pdf:5.91MB
日本原子力研究開発機構は、研究施設等廃棄物のトレンチ埋設処分施設の設置を計画している。規制で定められる同施設の技術上の基準には、廃棄物埋設地は、土砂等を充填することにより、当該廃棄物埋設地の埋設が終了した後において空隙が残らないように措置することとある。また、トレンチ埋設処分施設に埋設する金属廃棄物を鋼製容器に収納する場合、容器内に有害な空隙が残らないようにする必要がある。鋼製容器を使用した場合、将来、腐食し容器形状を維持できず空隙内に周辺土壌が入り込み、その結果として埋設処分施設が沈下・陥没する可能性がある。これによって、埋設処分施設の覆土が、雨水等が溜まりやすい覆土形状に陥没するなどして埋設処分の安全性に不利な影響を及ぼすことが考えられる。このため、埋設する鋼製容器内の空隙率を定量的に考慮した廃棄体の受入基準が必要となる。本報告では、廃棄体内の空隙率に応じて、トレンチ埋設処分施設の上部覆土の沈下量をDEM解析により評価し、廃棄体1体あたりの空隙率を20%以下と予備的に設定した。
仲田 久和; 天澤 弘也; 出雲 沙理; 岡田 翔太; 坂井 章浩
デコミッショニング技報, (58), p.10 - 23, 2018/09
我が国においては、実用発電用原子炉以外にも様々な原子力施設や放射性同位元素の使用施設等があり、これらの施設から低レベル放射性廃棄物(研究施設等廃棄物)が発生している。実用発電用原子炉から発生する低レベル放射性廃棄物は既に浅地中埋設処分されているが、研究施設等廃棄物の埋設処分はまだ行われていない。研究施設等廃棄物の埋設処分を早急かつ確実に実施するため、2008年に日本原子力研究開発機構が法的に実施主体となり、これまでに埋設事業の実施に際して必要な浅地中埋設処分施設の概念設計を実施するとともに、技術的な検討として廃棄体の受入基準の整備を進めている。ここでは、研究施設等廃棄物の埋設施設における廃棄体の受入基準の整備状況と課題について紹介する。
坂本 義昭
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 24(2), p.141 - 146, 2017/12
我が国においていくつかの試験研究炉では既に廃止措置に着手、または廃止措置計画書の申請が行われており、試験研究炉の廃止措置への対応が必要となってきている。この際、解体廃棄物の合理的な処理処分は廃止措置の適切な遂行に必要不可欠な事項であるため、解体廃棄物の性状についての具体的な事例の紹介および処理処分に向けた原子力機構での取り組みについて概説した。
廃棄体技術基準等検討作業会
JAEA-Review 2017-017, 112 Pages, 2017/11
JAEA-Review-2017-017.pdf:2.87MB
日本原子力研究開発機構では、放射性廃棄物の浅地中処分に向けて、平成27年度から各拠点の廃棄物管理部署と廃棄物対策・埋設事業統括部の人員により構成される廃棄体技術基準等作業会を設置している。本作業会では、廃棄体作製に関する品質保証体系の整備、廃棄体の放射能濃度評価方法の構築、原子力施設の廃止措置に伴い発生するコンクリート等廃棄物への対応等について検討を進めている。本報告書は平成28年度の検討結果を取りまとめたものである。
廃棄体技術基準等検討作業会
JAEA-Review 2016-020, 61 Pages, 2016/09
JAEA-Review-2016-020.pdf:1.55MB
日本原子力研究開発機構廃棄物対策・埋設事業統括部では、研究施設等廃棄物の浅地中処分(ピット処分、トレンチ処分)に向け、廃棄体製作部署(拠点)との情報交換を目的とした廃棄体技術基準等検討作業会を設置し、埋設計画並びに施設設計に必要となる廃棄体本数及び核種毎の放射能インベントリ、廃棄物確認における廃棄体の仕様・性能に係る技術基準への対応方法、放射能評価手法、品質管理の方法等の技術的な検討を進めている。本報告書は、平成27年度の廃棄体技術基準等検討作業会の活動実績として、平成26年度までに検討した結果をふまえて設定した廃棄体作製に係る品質保証、放射能濃度データ取得に係る原子力機構標準マニュアルの整備、今後の計画等についての検討結果を取りまとめたものである。
萩原 茂*; 坂本 義昭*; 武部 愼一; 中山 真一
JAERI-Data/Code 2004-004, 167 Pages, 2004/03
JAERI-Data-Code-2004-004.pdf:10.14MB
RI・研究所等廃棄物の処分場は、放射能濃度に応じて地表付近から地下利用に対して十分余裕を持った深度及び地下深部に設置される。処分場を建設する際には、対象となる地盤の物性やその場の応力状態に応じて、レイアウトや施工方法の最適化が図られる。このため、地盤の安定性の評価に用いる地盤工学的なデータが必要となり、これまでに東濃・釜石鉱山において取得したデータを含む地下1,000m程度までの岩石の物理・力学試験データ約2,000件が示されている。本報では、既存データで整備が不十分であった深度250m程度までの地盤の力学特性のうち、土木分野で指標として一般に用いられる一軸圧縮強さ及び超音波伝播速度を対象に、わが国の地質時代区分,地質構造区分に基づいて、結晶質岩,堆積岩,第四紀層を含む5グループ26種の詳細な岩種に区分し、公開文献等から非火山性堆積岩を主体に約5,700件余のデータを収集,整理した。
萩原 茂*; 坂本 義昭*; 武部 愼一; 中山 真一
JAERI-Data/Code 2004-003, 159 Pages, 2004/03
JAERI-Data-Code-2004-003.pdf:10.26MB
RI・研究所等廃棄物の処分場は、放射能濃度に応じて地表付近から地下利用に対して十分余裕を持った深度及び地下深部に設置される。処分場を建設する際には、対象となる地盤の物性やその場の応力状態に応じて、レイアウトや施工方法の最適化が図られるが、地下環境では地下水が存在するため、地下水中に放射性核種が漏洩する地下水シナリオが想定されている。このシナリオに沿って長期的な地下水の動きを見積もるための指標として動水勾配や透水係数が重要であるが、土木分野では一般に透水係数が用いられる。地中埋設処分ではこれまでに東濃・釜石鉱山において取得したデータを含む地下1,000m程度までの岩石の透水係数データ約1,500件が示されているが、地下浅所のデータが十分でなかったため、本報では、公開文献等から収集した深度250m程度以浅の地盤の透水係数4,474件をわが国の地質時代区分,地質構造区分に基づいて、結晶質岩,堆積岩,第四紀層を含む5グループ26種の詳細な岩種に区分し、整理した。
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10
Sv/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。
大越 実; 坂井 章浩; 阿部 昌義; 田中 貢
IAEA-CN-87/50 (CD-ROM), p.113 - 118, 2002/12
原研東海研では、45年間にわたる原子力研究開発に伴い大量の低レベル放射性廃棄物が保管されている。これらの廃棄物を将来埋設処分するためには、含有放射性核種,放射能量等の廃棄物の放射線学的な特性を評価する必要がある。このため、2045年までに施設の運転及び廃止措置に伴って発生する放射性廃棄物の発生量を予測した。その結果、約34,400トンの放射性廃棄物が発生すると想定された。また、その放射能量は、
核種で44PBq,
核種で56TBqであった。これらの推定した結果を用いて、埋設処分の安全性確保の観点から重要な放射性核種を抽出した。現時点において安全評価上重要と思われる放射性核種は、核種12核種を含む27核種であった。これらの核種は、原子炉施設から発生する低レベル放射性廃棄物の埋設処分において重要と考えられる核種に比べて、使用している材料、想定する廃棄物の種類が異なっていることから、若干の相違が認められた。
大越 実
KURRI-KR-56, p.39 - 57, 2001/03
原研においては、原子力安全委員会におけるクリアランスレベルの検討に貢献するために、原子炉施設から発生するコンクリート及び金属に関するクリアランスレベルの計算を行った。クリアランスレベルの計算は、金属及びコンクリートを埋設処分または再利用することを想定し、10Sv/年に相当する放射性物質の濃度を求めることにより行った。また、原研は、科学技術庁から委託により、将来の原子力施設の解体に伴って大量に発生する極めて放射能レベルの低い放射性固体廃棄物の簡易埋設処分にかかわる安全性実証試験を実施した。本試験の安全評価は、埋設施設の構造,廃棄物の特性,周辺の地質・地下水条件等を考慮して実施した。本報告においては、クリアランスレベルの計算方法と極低レベル廃棄物埋設施設の安全評価の概要について報告する。
大越 実; 坂井 章浩; 吉森 道郎; 山本 英明; 高橋 知之; 木村 英雄
Proc. of 7th Int. Conf. on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (ICEM'99)(CD-ROM), 8 Pages, 1999/09
原子力安全委員会は、主な原子炉施設の解体等に伴って発生する固体状物質に対するクリアランスレベルの検討を行った。クリアランスレベルの導出に当たっては、主要な解体物であるコンクリートと金属を対象に、これらの物が通常の産業廃棄物と同様に埋設処分又は有用物として再利用される場合を想定し、これらの過程において発生する個人被ばく線量を決定論的手法を用いて評価した。被ばく線量の評価は、原子炉において生成する主要20核種を対象に、73の被ばく経路に対して行った。各核種毎に最も大きな単位放射能濃度当たりの個人線量をもとに、10Sv/yに相当する核種別の放射能濃度がクリアランスレベルとして設定された。本報告は、原子力安全委員会におけるクリアランスレベルの検討に資するために原研が実施した計算の手法及び結果の概要をまとめたものである。
大越 実
ケミカルエンジニアリング, 44(2), p.60 - 64, 1999/02
原子力の開発及び利用に伴って種々の放射性廃棄物が発生してくる。他の産業活動と同様に原子力が社会に受け入れられていくためには、これらの放射性廃棄物を安全かつ合理的に管理していく必要がある。近年、原子力発電所等において、放射性廃棄物の埋設処分を念頭においた、濃縮・減容及び安定化処理技術の導入が図られている。本稿においては、これらの諸技術のうち、固体状廃棄物の減容処理技術(高温溶融焼却炉及び溶融処理施設)と固形化処理技術についての紹介を行った。
大越 実; 高橋 知之*; 木村 英雄; 関 武雄; 坂井 章浩; 吉森 道郎; 山本 英明
保健物理, 34(2), p.187 - 197, 1999/00
原研は、原子力安全委員会におけるクリアランスレベルの調査審議の技術的な支援を行うために、主な原子炉施設に対するクリアランスレベルの算出を行った。算出は、軽水炉及びガス炉の運転及び解体に伴って発生する、放射性物質をごくわずかに含むコンクリートと金属を対象に、これらの固体状物質が再利用又は埋設処分されるものとし、その過程で生じる被ばく線量を計算することにより行った。被ばく線量の評価は、20種類の放射性核種を対象に、73の被ばく経路について、線量評価モデル及びパラメータを設定することにより行った。本報は、これら算出方法の概要と算出結果をとりまとめたものである。
田中 貢; 大越 実
Proceedings of Joint NEA/IAEA/EC Workshop on the Regulatory Aspects of Decommissioning, 3A, p.141 - 146, 1999/00
我が国においては、運転を終了した原子炉施設は、運転終了後できるだけ早い時期に解体撤去することを原則とし、さらに敷地を原子力発電所用地として引き続き有効利用することが重要であるとしている。この原則に従って、原研は原子炉施設の解体技術の開発を行うとともに、JPDRを対象とした解体実地技術を行った。本報においては、JPDRの解体実地試験時に得られた解体廃棄物管理に関する経験について報告する。また、将来の商業用発電炉の廃止措置に向けて、原子力委員会及び原子力安全委員会において行われている解体廃棄物の管理にかかわる基準値等の検討状況について報告する。
大越 実
JAERI-Review 97-009, 32 Pages, 1997/08
JAERI-Review-97-009.pdf:1.24MB
低レベル放射性廃棄物の埋設処分施設の人工バリア材として使用される鉄筋コンクリートの劣化要因及び劣化速度の評価手法について、文献調査を実施するとともに、その調査結果を基に劣化速度の試算を行った。その結果、主要な劣化要因としては、鉄筋の腐食、水酸化カルシウムの溶出、硫酸塩による侵食、凍結溶解及びアルカリ骨材反応を考慮すれば十分であることがわかった。また、調査結果及び試算結果によれば、製作時における品質保証及び品質管理が適切に実施されれば、鉄筋コンクリート構造物は、相当長期間にわたってその健全性を維持することができるものと考えられ、米国等において要求されている処分施設としての寿命期間である500年を十分満足するものと判断された。
宮坂 靖彦
デコミッショニング技報, 0(14), p.24 - 33, 1996/08
動力試験炉(JPDR)解体プロジェクトは、1996年3月、成功裏に完遂した。このプロジェクトは、原子力委員会の「原子力開発利用長期計画」に基づき、1981年から実施した。第1期計画では、放射能インベントリー評価、遠隔解体技術など、重要項目の技術開発を行った。第2期では、その開発した技術を安全に実証することを目的に、JPDR解体実地試験として行った。このプロジェクトを通じて、各種の技術の知見やデータが得られた。特に、開発した遠隔解体技術、解体廃棄物管理、サイト無制限開放の手順は、将来の商業用発電炉のデコミッショニングにとって有益な経験である。この報告は、JPDR解体プロジェクトの概要と成果を特に遠隔解体技術、解体廃棄物対策に、配慮して紹介したものである。
