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舘 幸男
化学と教育, 71(10), p.420 - 423, 2023/10
高レベル放射性廃棄物の地層処分概念と処分事業の現状を概観したうえで、地層処分の安全評価の方法と、その評価における化学の役割を紹介する。
田中 正暁; 内堀 昭寛; 岡野 靖; 横山 賢治; 上羽 智之; 江沼 康弘; 若井 隆純; 浅山 泰
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09
日本機械学会動力エネルギーシステム部門の30周年を記念し、「JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation(JSMEシリーズ 火力・原子力発電)」の第3巻として「Sodium-cooled Fast Reactor(ナトリウム冷却高速炉)」(本書)が発刊となった。本報では、本書の第5章にまとめられている、SFR開発に必要な枢要技術である熱流動及び安全性に関連するR&D成果等について概説するとともに、経験を含めた豊富な知識(ナレッジ)を活用し、最新の数値シミュレーション技術を組み合わせた革新炉の社会実装を支援する統合評価手法「ARKADIA」の開発状況について概説する。
坂井 章浩; 亀井 玄人; 坂本 義昭
日本原子力学会誌ATOMO
, 65(1), p.25 - 29, 2023/01
現在、国内において、研究機関,大学及び医療機関等から発生するいわゆる研究施設等廃棄物は、埋設処分されることなく保管が継続されている。日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、この課題を解決するため、研究施設等廃棄物の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。本解説では、原子力機構が計画している埋設施設及び対象廃棄物の特徴を紹介するとともに、埋設施設の立地基準についての検討状況を紹介する。
坂本 直樹; 藤島 雅継; 水越 保貴
保全学, 19(2), p.125 - 126, 2020/07
日本原子力研究開発機構大洗研究所では、高速炉用MOX燃料等の研究開発施設として核燃料物質使用施設(5施設)を有している。全ての施設は約40年以上経過しており、これらを安定的に稼働させるために、平成14年に安全評価手法を構築し、施設の保全活動に取り組んできた。しかしながら、管理する設備機器のなかには、安全評価で課題解消したにも係わらず、その後同様の不具合が再発し、施設の運転に支障をきたしているものがみられた。このため本報では、これら保全活動の実績を分析したうえで、問題点を抽出し、さらなる改善策について検討した結果を報告する。
佐藤 博之; 大橋 弘史
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00332_1 - 19-00332_11, 2020/06
高温ガス炉コジェネレーションプラントの水素製造施設における有毒ガス漏えい事故に対する確率論的リスク評価手法開発を目的として、コジェネレーション高温ガス炉における有毒ガス漏えい事故時における制御室居住性評価に係る不確かさ評価手法を構築した。また、本開発手法を、HTTRに接続した熱化学法ISプロセスによる水素製造施設に適用した。検討の結果、開発手法により、不確かさの特性把握や定量化が可能であることを明らかにした。また、表面粗度に係る不確かさが制御室の有毒ガス濃度のばらつきに与える影響が大きいことを明らかにした。
尾上 博則; 小坂 寛*; 松岡 稔幸; 小松 哲也; 竹内 竜史; 岩月 輝希; 安江 健一
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 26(1), p.3 - 14, 2019/06
高レベル放射性廃棄物の地層処分の安全評価は、処分施設閉鎖後、数万年以上に及ぶ時間スケールを対象として実施される。そのため、長期的な自然現象による影響を考慮した地下水の流速や移行時間といった地下水流動状態の長期変動性の評価技術の整備は重要な技術開発課題である。本研究では、長期的な自然現象のうち隆起・侵食による地形変化や気候変動に着目し、それらに対する地下水流動状態の変動性を、複数の定常解析結果に基づく変動係数で評価可能な手法を構築した。岐阜県東濃地域を事例とした評価手法の適用性検討の結果、過去100万年間の地形変化や涵養量の変化による影響を受けにくい地下水の滞留域を三次元的な空間分布として推定した。本評価手法を適用することで、地層処分事業の評価対象領域において、地形変化や気候変動に対する地下水流動状態の変動性が小さい領域を定量的かつ空間的に明示することができる。さらに、岐阜県東濃地域における事例検討結果を踏まえて、外挿法を用いた地下水流動状態の変動性の将来予測の基本的な考え方を整理するとともに、将来予測手法の適用可能な時間スケールについて考察した。
中村 秀夫
日本原子力学会誌ATOMO, 61(4), p.270 - 272, 2019/04
日本原子力学会創立60周年に際し、熱流動部会にて熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ(熱水力ロードマップ)の策定に2007年当初より携わった経験等を基にした展望が述べられる。特に、同ロードマップ2017年最新版では、軽水炉の熱流動技術の全体を内外の情報を基に技術マップで俯瞰し、継続的に安全性を改善・発展させる道筋がバックキャスティング的に検討されたこと。そして、今後の課題として、「国産安全評価解析コードの開発」、「検証用実規模データの整備とスケーリング分析」、「3次元二相流動の現実的な解析」、「シビアアクシデント(SA)時の現象評価、実機計装」、「ATFなど新しいチャレンジへの対応」、「炉物理と熱流動とのカップリング」など、安全評価等に用いる精度良い数値解析技術の開発と妥当性確認に必要な試験とその技術について、関係者間の議論に基づいた6つの課題が示されている。福島第一原子力発電所の事故により、我が国の原子力は岐路にあるが、同ロードマップの改定にあたり多数の関係者間に真の双方向コミュニケーションが実現して、次代への道筋が示されるとき、我が国の原子力に真の希望を見出せるのではないか、との期待が述べられる。
岡野 靖; 西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一
Proceedings of International Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment and Analysis (PSA 2019), p.274 - 281, 2019/04
ナトリウム冷却高速炉は、大気を崩壊熱の最終除熱源とするため、気象現象が冷却性に影響を及ぼし得る。まれではあるが厳しい外部ハザードが、他の起こり得る外部ハザードと同時に生ずる条件に対し、本研究では、外部ハザードの組合せをスクリーニングする新しい方法を提案した。本研究では、同時または逐次的なハザードの組合せに分類し、ハザードや影響の持続と発生順序の観点から冷却に関連し得る潜在的影響を整理することで、結果として、外部ハザードの重畳により影響が生じるまでのシナリオ進展を特定した。
深野 義隆
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 5(1), p.011001_1 - 011001_13, 2019/01
高速炉は軽水炉と比較して、燃料要素が密に配置されていること、出力密度が高いこと等から、炉心局所事故はナトリウム冷却高速炉の安全評価の中で重要視されてきた。このうち、仮想的集合体入口瞬時完全閉塞(HTIB)事象は最も厳しい結果を与える。既往研究では、SAS4Aコードを用いたHTIB事象の評価が実施されているが、本研究ではSAS4Aコードの出力制御系モデル等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、既往研究の結論が変わらないことを確認した。さらに、本研究では、HTIB事象を模擬した4種類の炉内試験を用いて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。
舘 幸男; 陶山 忠宏*; 澁谷 早苗*
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 24(2), p.109 - 133, 2017/12
性能評価解析において、収着分配係数K
は、地球化学条件の変動範囲や不確実性を含む具体的な性能評価条件を考慮して設定する必要がある。性能評価のための岩石へのK設定手法を、(i)収着データベースから抽出されるデータ群の直接的利用、(ii)データ取得条件と性能評価条件の差異を補正する半定量的条件変換手法、(iii)熱力学的収着モデルの3つを組み合わせることにより構築した。この設定手法の適用性を評価するため、これら3つの手法を適用して、花崗岩に対するCs及びAmのK値と不確実性の導出と比較を行った。その結果、データやモデルについて十分な情報が利用可能な場合、異なる手法間で整合的な設定値を導出可能であることを確認した。この手法間の比較を踏まえ、性能評価対象の25元素を対象に、実測データ群に基づく分配係数と不確実性の設定を試み、最近の海外の性能評価プロジェクトにおけるKデータセットと比較した。本手法によって、実際のサイト条件への適用を含む段階に応じた分配係数及び不確実性を設定することが可能となる。
澤口 拓磨; 高井 静霞; 梅澤 克洋; 武田 聖司; 岡田 尚
日本原子力学会誌ATOMO, 59(8), p.445 - 447, 2017/08
環境省は福島県内における除染等の措置に伴い生じた土壌(除去土壌)を再生資材化し、放射線影響に関する安全性を確保しつつ、適切な管理の下で利用する方針を示した。本評価では除去土壌の再生利用に係る指針等の策定に資するため、当該再生資材を4種類の土木構造物(道路・鉄道盛土、防潮堤、海岸防災林、最終処分場)に利用することを想定し、施工時、供用時、災害時における作業者および一般公衆に対する追加被ばく線量評価を行った。また、その結果から、当該線量を制限するための放射性セシウム濃度や施設の設計条件についての検討を行った。
北村 暁; 近沢 孝弘*; 赤堀 邦晃*; 舘 幸男
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 23(1), p.55 - 72, 2016/06
わが国では、従前の高レベル放射性廃棄物の地層処分に加えて、使用済燃料を直接深地層中に処分する方策(以下、直接処分)など、代替処分オプションに関する調査・研究が開始されている。このことを受け、直接処分の安全評価に必要となるパラメータのうち、使用済燃料および構造材(ジルカロイ被覆管や制御棒など)の溶解速度の設定に資することを目的として、直接処分の安全評価を進めている欧米各国の設定値を一覧するとともに、設定根拠および不確実性評価について調査した。欧州各国は設定にあたって欧州委員会主催のプロジェクトの成果を踏まえていることから、その内容についても概説した。溶解速度設定の根拠となる実測値については、各国とも共通して用いられているものが多く、得られた設定値についても類似しているものが多く見受けられた。また、不確実性については定量的な評価が難しいことから、各国とも保守的にパラメータを設定している様子が見受けられた。以上の内容は、わが国の直接処分の安全評価における溶解速度の設定の基盤情報として有効である。
亀井 玄人
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 23(1), p.75 - 77, 2016/06
近年、日本では、震災を契機として原子力に対する関心が高まり、このことから派生して地層処分をはじめ、放射性廃棄物の処理・処分も重要問題として認識されるようになってきている。このような現状を踏まえ、放射性廃棄物の発生と性状、処理技術概要、および特に高レベル放射性廃棄物を事例として、廃棄物特性に基づいた処分システムとその安全評価などについて基本的な情報を解説する。
島田 太郎; 武田 聖司; 酒井 隆太郎*; 田窪 一也; 田中 忠夫
MRS Advances (Internet), 1(61), p.4081 - 4086, 2016/00
地層処分のサイト選定においては、火山噴火の直接的な影響を避けるため、既存の火山から十分な離隔をとることが求められている。しかしながら、既存火山からの離隔があっても将来の新規火山活動が発生する可能性を排除できない地域があり、回避しきれない不確かさが残る。そこで、仮に火山噴火が発生した場合の影響の程度を把握し、回避すべき期間のめやすを検討するため、新規火山活動の噴火様式を考慮した2つのシナリオに基づき被ばく線量評価を行った。ひとつは火道が処分坑道を直撃して噴火し、大気中に移流拡散後、地表に堆積した放射性物質を含む火山灰上で生活するシナリオであり、住民の被ばく線量は1000年後に噴火が生じた場合でも1mSv/yを超えない結果となった。もう一つは、メラピ式火砕流に伴い火口付近の地表への露出したむきだしの廃棄体に火山調査者などの公衆が放射性廃棄物の存在を知らずに一時的に接近するシナリオである。その公衆に対する線量率が1mSv/hを下回るには、Sn-126などの長寿命核種の影響で10万年程度の期間を要する結果となり、地表へ露出する廃棄体へ接近するシナリオの影響が大きいことを明らかにした。
小島 圭二*; 大西 有三*; 青木 謙治*; 杤山 修*; 西垣 誠*; 登坂 博行*; 吉田 英一*; 村上 裕晃; 笹尾 英嗣
JAEA-Research 2015-017, 54 Pages, 2015/12
JAEA-Research-2015-017.pdf:17.3MB
本報告書は、地層処分におけるニアフィールドコンセプトをより現実的に再構築する研究に関するものである。平成27年度は、当委員会の最終年度に当たるため、ニアフィールドコンセプトの再構築に関する検討概要と基本的考え方のまとめを行った。また、委員会での検討事項を整理して、「現実的なニアフィールドコンセプトの再構築」の残された課題を抽出した。特に、「2011年東日本大震災」後に、安全に関する社会のパラダイムが大きくシフトしたことを考慮して、地層処分に関して、社会が従来の安全概念では受け入れがたくなっていると考えられる事項も整理した。また、地下研究施設/ニアフィールド領域で実証可能な、地層処分「必須の重要事項」への対応を検討した。これらを通して、今後の地層処分/ニアフィールド領域の研究開発の方向を示した。
基盤技術研究開発部
JAEA-Research 2015-016, 327 Pages, 2015/12
JAEA-Research-2015-016.pdf:41.98MB
日本原子力研究開発機構は、平成25年度から使用済燃料の直接処分に関する研究開発に着手し、平成25年度末までに得られた成果を取りまとめ、直接処分についての現状の技術レベルと課題について検討した技術報告書(以下、「直接処分第1次取りまとめ」という)を作成した。「直接処分第1次取りまとめ」においては、代表的な地質環境特性と使用済燃料特性という限定された条件下において、使用済燃料の地層処分システムについての予備的な設計と安全評価を実施するとともに、現状の技術レベルを検討した。また、「直接処分第2次取りまとめ」に向けて、留意すべき技術的事項として、地質環境条件と使用済燃料の多様性に関する課題および工学技術と安全評価に関する課題を抽出し、分類し整理を行った。このように直接処分についての現状の技術レベルの提示と第2次取りまとめに向けて検討すべき課題の抽出・分類・整理を行うことにより、所期の目標を達成することができた。
岡田 翔太; 黒澤 亮平; 坂井 章浩; 仲田 久和; 天澤 弘也
JAEA-Technology 2015-016, 44 Pages, 2015/07
JAEA-Technology-2015-016.pdf:5.8MB
本報告書では、研究施設等廃棄物に含まれる可能性のある核種について浅地中処分の基準線量相当濃度を試算した。その結果から、研究施設等廃棄物の放射能評価を行う核種を検討した。多様な施設から発生する研究施設等廃棄物の廃棄体に含まれると想定され、半減期が30日以上である220核種を選定し、そのうち、過去に計算されていない40核種について、原子力安全委員会のモデルを用いて、浅地中処分の管理期間終了後の基準線量(10
Sv/y)に相当する廃棄物中の放射能濃度を計算した。また、計算した濃度が比放射能を超えるため基準線量相当濃度が設定されない核種について操業期間中のスカイシャイン線量を計算した。それらの結果を踏まえ、220核種についてトレンチ処分、ピット処分の基準線量相当濃度を整備し、研究施設等廃棄物の浅地中処分の安全評価において放射能インベントリ評価の対象とする核種を検討した。各核種の基準線量相当濃度は、今後、廃棄物の放射能インベントリを評価して、トレンチ処分、ピット処分に区分する際の区分値として、また、処分サイトを特定しない一般的な条件における重要核種の予備選定に利用できるものである。
酒谷 圭一; 中村 康雄; 辻 智之; 中谷 隆良
JAEA-Data/Code 2014-020, 38 Pages, 2014/11
JAEA-Data-Code-2014-020.pdf:30.04MB
余裕深度処分の安全評価においては、処分施設閉鎖後、数十万年に渡る超長期的な時間軸での被ばく線量を評価し、現在のみならず、将来の公衆に対する安全性を確認することが必要である。日本原子力研究開発機構では、保有する原子力施設等の運転および解体に伴い発生する放射性廃棄物のうち、余裕深度処分対象廃棄物の安全な処分の実現を目指し、平成20年度より一次元移流分散方程式をベースとした核種移行解析が可能な汎用シミュレーションソフトウェア「GoldSim」を用いて被ばく線量評価ツールを作成するとともに、対象廃棄物を処分した場合の被ばく線量評価を進めてきた。また、評価ツールについては、旧原子力安全委員会の安全審査指針など、最新の評価の考え方を反映しながら、随時改良を加えてきた。本報告書は現在までに作成した評価ツールのうち、「ガス移行シナリオ」評価ツールについて、評価モデルの考え方および評価ツールの構成を解説したものである。
阿部 仁; 田代 信介; 三好 慶典
日本原子力学会和文論文誌, 6(1), p.10 - 21, 2007/03
施設の安全性を総合的に確認するためには、万が一臨界事故が発生したと仮定した場合の環境影響を定量的に評価することが重要であり、そのためには事故時の印加反応度や反応度添加速度を現実的に模擬し総核分裂数や出力の時間履歴等を解析・評価するための基礎データ及び手法の整備が必要である。計画されているMOX燃料加工施設のMOX粉末調整工程では、密度調整等のためにMOX粉末に対してステアリン酸亜鉛が添加される。ステアリン酸亜鉛は中性子減速効果を有するため、誤操作等によって過剰に添加された場合には、MOX燃料の臨界特性に影響を与える可能性がある。ステアリン酸亜鉛の過剰添加によって、万が一、臨界事象が引き起こされた場合には、ステアリン酸亜鉛は、加熱されて融解や熱分解等の物理・化学的変化を受ける。これらの変化はMOX燃料の核的な動特性に対して影響を及ぼす。また、熱分解によるステアリン酸亜鉛の消費は、臨界事象の停止機構の一つとなりえるものと考えられる。本報では幾つかの熱分析装置を用いてステアリン酸亜鉛の吸発熱特性データ及び熱分解ガス発生特性データを取得するとともに、これらを適用した事故時のステアリン酸亜鉛の熱分解特性評価モデルの検討を行った。
山口 徹治; 坂本 好文; 飯田 芳久; 根岸 久美; 瀧 洋; 赤井 政信; 神野 文香; 木村 祐一郎; 上田 正人; 田中 忠夫; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
地層処分の長期評価では不確かさの定量化が必要である。日本原子力研究開発機構の確率論的核種移行評価は確率論的な評価結果の分布を計算するだけでなく、パラメータ不確かさやモデル不確かさを提示することができる。これにより、核種移行解析結果の不確かさに相関の大きいパラメータが明らかになる。これらのパラメータのうち、定量的に解明されていないものがわれわれの実験的研究の対象である。優先的に取り組むべき研究対象は具体的には、セメントの影響を受けた高pH環境下におけるベントナイト系緩衝材の変質,放射性核種の溶解度,ベントナイト系緩衝材中拡散,深地下の還元的環境を維持したまま採取した地層試料に対する重要核種の収着である。不確かさをもたらす原因としては、海水系地下水の浸入によるイオン強度の上昇,TRU廃棄物に含まれる硝酸ナトリウムの溶解に伴うNO
, NO
及びNH濃度の上昇,セメント系材料に起因する高pH環境,オーバーパック腐食に伴う間隙水化学組成の変化を考慮する。本論文はこの研究の現状を報告するものである。
