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辻村 憲雄; 山崎 巧; 高田 千恵
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.40 - 44, 2021/01
被引用回数：3 パーセンタイル：35.51(Nuclear Science & Technology)At JAEA MOX fuel facilities, a worker usually wears a protective lead apron; therefore, the dose to the lens of the eye (lens dose) outside the apron is higher than that to the torso. To estimate the potential impact on the current facility operation of the ICRP-proposed lens dose limit reduction from 150 mSv/y to average 20 mSv/y, the authors carried out an analysis on the past dose records for the workers over the last 18 years. Of a total of 4,312 workers' records analyzed, two workers' annual lens doses exceeded the lowered limit of 20 mSv (23.3 mSv and 20.7 mSv), although the maximum effective dose was below 10 mSv in each case. These compiled dose data reveal that in the glovebox and related operations the lens dose will be a limiting factor in radiological control under the newly lowered dose limit. To ensure that the number of workers with an annual lens dose greater than 15 mSv (approximately 0.6% of the workers) is kept to a minimum, the implementation of an administrative control level for the lens dose is considered.
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。
金盛 正至
JNC TN8440 2001-018, 50 Pages, 2001/12
JNC-TN8440-2001-018.pdf:1.31MB
平成11年9月30日10時35分頃、茨城県東海村にある核燃料加工会社ジェーシーオー(以下「JCO」という)において臨界事故が発生した。本資料は国の防災対策の専門家としての現地での活動についてとりまとめたものである。JCOでは臨界事故の発生を想定していなかったため、中性子測定器がなく、臨界を終息させる機材もなかった。サイクル機構には国等から通報と派遣専門家の派遣の要請があった後、速やかに専門家を派遣した。この段階における事故対策上の課題は以下の4点であった。(1)事故状況、放射線状況等の事実関係の把握、(2)臨界事故の終息可能性の検討、(3)サイト周辺住民の退避のための情報発信、(4)女性を含め100名を超える社員等の身体汚染の把握と退避の検討。これらの課題については、JCOサイト内で検討を行い、臨界事故を終息させることができた。この報告は、これらの課題の関係者による解決の経過について報告するものである。
11月2日)篠原 邦彦; 片桐 裕実; 宮河 直人; 渡辺 均; 清水 武彦; 叶野 豊; 今泉 謙二
JNC TN8440 2001-004, 62 Pages, 2001/02
JNC-TN8440-2001-004.pdf:4.17MB
平成11年9月30日10:35頃に発生した、株式会社ジェー・シー・オー(JCO)東海事業所の臨界事故対応については、サイクル機構では同日12:35頃に本社と東海事業所の合同で「サイクル機構対策本部」を設置し、同年10月12日に本部業務「JCO臨界事故対策・調査支援会議」及び通常のライン業務に移行するまでの間、各事業所の協力のもと国・関係自治体・JCOに対し人的・物的・技術的な支援を行った。本報告は、JCO臨界事故対応として国及び自治体等からの要請に基づき、平成11年9月30日11月2日にサイクル機構が実施した、環境モニタリング結果について取りまとめたものである。
太田垣 隆夫*
JNC TJ1420 2000-004, 159 Pages, 2000/03
JNC-TJ1420-2000-004.pdf:4.82MB
欧州諸国と日本においては、核物質を最大限に利用するという目的の下、使用済燃料管理戦略として再処理オプションが執られたが、高速炉開発の大幅な遅れによって、再処理で回収されたプルトニウムは軽水炉でリサイクルされることになった。欧州においては既に多くのプルトニウム・リサイクル実績があることから、本調査では以下の項目について、フランス、ドイツ、英国、ベルギー、スイス等の主要国における1999年末現在までのプルトニウム・リサイクル状況を調査した。(1)主要国におけるプルトニウム・リサイクルの基本政策と現状 フランス、ドイツ、英国、ベルギー、スイス、およびブルトニウムの一部をリサイクルしようとする動きが最近見られるスウェーデン、といった欧州の主要国のバックエンド政策および使用済燃料管理の状況を調査し、その中でのプルトニウム・リサイクルの位置付けと開発の現状を総合的に分析・評価する。(2)MOX燃料加工、再処理に関する計画および実績 海外のMOX燃料加工計画、加工実績および再処理計画、再処理実績に関するデータを調査し、まとめる。(3)プルトニウム在庫 世界各国のプルトニウム在庫に係わるデータを調査・集計する。
太田垣 隆夫*
JNC TJ1420 99-002, 138 Pages, 1999/03
欧州諸国と日本においては、核物質を最大限に利用するという目的の下、使用済燃料管理戦略として再処理オプションが執られたが、高速炉開発の大幅な遅れによって、再処理で回収されたプルトニウムは軽水炉でリサイクルされることになった。欧州においては既に多くのプルトニウム・リサイクル実績があることから、本調査では以下の項目について、フランス、ドイツ、英国、ベルギー、スイス等の主要国における1998年末現在までのプルトニウム・リサイクル状況を調査した。(1)主要国におけるプルトニウム・リサイクルの基本政策と現状 主要国のバックエンド政策および使用済燃料管理の状況を調査し、その中でのプルトニウム・リサイクルの位置付けおよび関発の現状を総合的に分析・評価する。(2)MOX燃料加工、再処理に関する計画および実績 海外のMOX燃料加工計画、加工実績および再処理計画、再処理実績に関するデータを調査し、まとめる。(3)プルトニウム在庫 各国のプルトニウム在庫に係わるデータを調査・集計する。
河西 善充; 掛樋 勲; 毛呂 達; 東 達弘; 戸部 賢治; 河村 文雄; 米澤 重晃
JNC TN9400 98-003, 422 Pages, 1998/10
大洗工学センター先進リサイクル工学グループでは、経済性を抜本的に改善し、環境への負荷低減(MAリサイクル、廃棄物の極小化)を図り、かつ安全性、核不拡散性を向上させる先進的核燃料リサイクルシステムとして、溶融塩(乾式)技術を適用したリサイクルシステムの設計研究を進めている。本報告書は、平成8年12月にまとめた「先進的核燃料リサイクルシステムの設計研究(溶融塩を用いたリサイクルシステムの概念検討)」に引き続き実施した設計研究の成果をまとめたものである。本研究で実施した内容は、以下の通りである。(1)リサイクルシステムのシステム概念として、溶融塩技術を適用し、炉の建設計画に合わせリサイクルの需要バランスに柔軟に対応でき、標準化による経済性向上が図れ、また技術進歩(技術改良と新型燃料への移行性)に対して柔軟性がある再処理・燃料加工一体型モジュールリサイクルシステムの概念を構築した。このリサイクルシステムの経済性目標、システム容量等について検討した。この商用モジュールシステムの雛形となり、最小単位のモジュールシステム(10tHM/yの実証システム)について、システム構成とフローシートを検討し、まとめた。(2)モジュールシステムを構成する各システムの検討として、溶融塩電解システムの電解槽とカソードプロセッサの検討、溶融塩電解の熱力学的検討、MAリサイクルシステムの回収性能の解析、脱被覆システム、廃棄物処理システムの検討を行った。(3)リサイクルシステムのホットセルシステムの検討を行い、リニアモータ式ロボットによるマテリアルハンドリングシステムの概念、セルの構成・建屋配置計画をまとめた。また、ホットセル内の電解槽等の臨界解析、リサイクル施設の計量管理技術の調査・検討等を行った。本システム設計研究は、ここで示したシステム概念検討結果をベースに炉・燃料の設計研究と整合を取りつつ、高速炉を中心とした核燃料サイクルの実用化像の構築に向け、更に進めていく予定である。
岸本 洋一郎; 上村 勝一郎; 檜山 敏明
PNC TN8420 93-003, 35 Pages, 1992/12
本ワーキンググループは、平成4年9月17日に検討を開始し、平成4年12月3日までの約3ヶ月間に亘り、TRU核種をリサイクルするため、新しいいくつかの核燃料サイクルプロセス概念とそのための施設、再処理を始めとする各プロセスから発生する廃棄物の量とその処理及びTRU燃料の形態、仕様、規格、核不拡散性の評価等について検討を行った。本報告書は、ワーキンググループでの議論と検討結果についてまとめたものである。検討を通して、TRUリサイクルに必要な、再処理、燃料製造、炉心特性、廃棄物等技術的側面と核不拡散性等政策的な側面からその特質のいくつかは明らかにしたが、多くの今後開発すべき課題を有しており、これらの整合性を図った、或いは最適なリサイクルシステムはどうあるべきか、今後より総合的な検討、議論を進める必要があると考える。
山口 俊弘; 朝倉 浩一; 百瀬 琢麿; 野尻 一郎; 熱田 芳治; 山本 偉政; 須藤 俊幸
PNC TN8410 92-031, 79 Pages, 1992/02
事業団においては,国に「原子力施設等安全研究年次計画」に基づき,プルトニウム取扱施設の臨界安全管理に関する研究として,プルトニウム取扱施設を対象とした臨界安全ハンドブックの作成のための検討を行っている。ハンドブックについては,事業団におけるこれまでの臨界安全管理の集大成として,施設の設計,建設,運転経験を踏まえた実用的なものとすることが期待されており,ハンドブックの構成等について専門的な検討を行うことを目的として,今年度から臨界安全ハンドブック作成検討ワーキンググループが組織された。本書は,本ワーキンググループの今年度の検討結果を取りまとめたものである。本ワーキンググループでは、東海事業所プルトニウム燃料第1開発室,第2開発室,第3開発室について臨界安全に係る現状を調査した。また,臨界安全解析コードの最新の動向調査を行うとともに従来用いられているコードとの比較計算を行った。これらの調査・検討を踏まえ,できるだけ具体的に実際の工程に関連づけて臨界安全管理の方法をまとめる方針で,臨界安全設計ガイドブック(仮称)の構成案を検討した。なお,ガイドブックが利用される施設としては,現在のプルトニウム燃料第3開発室をスケールアップしたイメージのプルトニウム燃料加工施設を念頭においた。
中原 嘉則; 梅澤 弘一
JAERI-M 9774, 68 Pages, 1981/11
使用済核燃料における同位体相関及びその保障措置技術への応用について研究するために必要なデータバンクシステムを開発した。使用済燃料について、燃料加工、原子炉での照射履歴及び燃焼計算、並びに再処理の過程で得られる同位体とそれに関連するデータを、4種類のデータファイルに分類収納した。これらの原データに対し、崩壊及びその外必要な補正を行い、補正済データも収納する。また収納データをもとに、多様な変数を導き、それらの間の回帰分析並びに統計比較分析を行う機能を有している。このシステムは、グラフィックディスプレイを用いて会話モードで操作でき、種々の条件における統計分析を速やかに実行できる。
