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報告書

第37回ふげん廃止措置技術専門委員会資料集

中村 保之; 香田 有哉; 山本 耕輔; 副島 吾郎; 井口 幸弘

JAEA-Review 2020-002, 40 Pages, 2020/05

JAEA-Review-2020-002.pdf:8.78MB

新型転換炉原型炉ふげん(以下「ふげん」という。)は、廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場及び福井県が目指すエネルギー研究開発拠点化計画における研究開発拠点として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、原子力機構内外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を設置している。本稿は、令和元年12月2日に開催した第37回ふげん廃止措置技術専門委員会において報告・審議を行った"廃止措置の状況"、"解体データ活用による解体工数等予測システムの整備"、"クリアランスの運用状況を踏まえた今後の対応"及び"原子炉本体からの試料採取実績及び今後の計画"について、資料集としてまとめたものである。

報告書

ウラン及び長半減期核種を含んだ研究施設等廃棄物を対象とした処分方策に関する技術的検討

菅谷 敏克; 中谷 隆良; 佐々木 利久*; 中村 康雄*; 坂井 章浩; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2016-036, 126 Pages, 2017/02

JAEA-Technology-2016-036.pdf:7.28MB

ウラン及び長半減期核種を含んだ廃棄物の処分における特徴としては、処分施設の管理期間終了後の安全評価において、数万年以降に被ばく線量の最大線量が出現することにある。これらの特徴を持つ幅広い放射能濃度範囲のウラン及び長半減期核種を含んだ研究施設等廃棄物の処分の方策は未だ決定されていないことから、処分方策の決定に資することを目的とした処分に係る技術的な検討を行った。本報告書は、ウランを含んだ比較的放射能濃度の低い廃棄物に対して、トレンチ処分とクリアランスについての技術的検討を行うとともに、ウラン及び長半減期核種を含んだ中深度処分対象の濃度範囲となる廃棄物に対しては、濃度制限シナリオによる技術的検討を行った。

論文

Application of measurement and evaluation method on the clearance system of the Fugen NPP for dismantled equipment of turbine system

林 宏一; 副島 吾郎; 水井 宏之; 佐野 一哉

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

「ふげん」では、施設の汚染レベルに応じた廃棄物の区分を適切に行い、放射性廃棄物の発生量を低減するとともに、解体撤去工事を効率的かつ合理的に進めていく計画としている。このため、「ふげん」では、解体撤去工事に伴い発生する解体撤去物等のうち、放射能濃度が国の定める基準値以下となるものにクリアランス制度を適用し、「放射性物質として扱う必要のないもの」として搬出することを計画している。現在、解体中のタービン設備は、汚染状況の調査の結果、放射能濃度が国の定める基準値以下となることから、クリアランス制度を適用するため、評価対象核種の選定及び放射能濃度評価方法の構築を行った。

報告書

東海研究所における原子力施設等の解体に関する技術的検討

富居 博行; 松尾 浄*; 白石 邦生; 加藤 六郎; 渡部 晃三; 東山 豊; 長根 悟*; 塙 幸光*

JAERI-Tech 2005-017, 65 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-017.pdf:3.79MB

日本原子力研究所東海研究所では、JPDRが解体撤去されて以来、使命を終えた研究用原子炉施設,核燃料物質使用施設及び放射性同位元素等使用施設の解体が行われてきた。現在、解体対象の原子力施設は約20施設となっており、解体計画が重要な課題となっている。しかしながら、多様な原子力施設等に対応した解体に関する課題は必ずしも明確にはなってない。このことから、解体作業や法的手続を安全かつ確実に実施するために、これまでの解体経験や知見に基づく技術的な検討を行った。本報告書は、法的手続や解体作業に共通する事前評価及び廃棄物の取扱等について、これまでの解体経験から技術的課題を抽出し、検討したものである。今回の検討では、クリアランスの検認にかかわる事前評価や管理区域解除等の測定技術に幾つかの課題が見られた。

論文

レーザー共鳴分光法を用いた同位体の高感度分析; クリアランスレベル検認技術への適用をめざして

若井田 育夫; 宮部 昌文

ぶんせき, 2004(10), p.585 - 590, 2004/10

原子力施設の廃止に伴い発生する極濃度放射性廃棄物を一般廃棄するための基準として、クリアランスレベルが定められようとしている。$$^{41}$$Caを対象とした濃度基準の検認技術として、現在開発中の半導体レーザー利用コリニア共鳴蛍光法,共鳴電離法を取り上げた。コリニア法は、光源が1台で済み、ドップラー同調により光源の波長掃引が不要であるため操作が簡便である。大きさは2m$$times$$3m程度に収められる。同位体比10$$^{-7}$$程度のクリアランスレベル測定を、迅速で経済的に実施できる最適な方法となる。共鳴電離法は、複数のレーザー制御を要する困難さはあるが、技術的には可能な段階にある。同位体比感度が10$$^{-12}$$に達することから、環境中のクリアランス核種の濃度監視等に有効な技術となる。大きさはより小型で、1m$$times$$2m程度に収められる可能性がある。同位体選択性は加速器質量分析法(AMS)の測定領域に及ぶことから、AMSの事前分析や、従来法とAMSの測定領域を補完する手法として期待できる。分析にはトレーサビリティーの確保が要求され、標準試料を用いた直線性の検証が重要となる。従来の分析手法を基本とした精密で正確な標準試料の提供が不可欠で、これを高めつつ新しい手法の開発を進める必要がある。

論文

Waste management for JAERI fusion reactors

飛田 健次; 西尾 敏; 小西 哲之*; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1610 - 1614, 2004/08

 被引用回数:12 パーセンタイル:35.04(Materials Science, Multidisciplinary)

埋設処分すべき放射性廃棄物を低減するため、核融合炉がとるべき実用的方策の検討を行った。低アスペクト炉は炉の構成に必要な鉱物資源総量が少ないため、廃棄物という観点だけでなく、地球規模の鉱物資源節約という長期的視野でみたとき優位である。遮蔽強化により遮蔽外部の重量構造物をクリアランス廃棄物化することは、核融合廃棄物のリサイクル市場を拡大するうえで重要である。また、中性子遮蔽,液体金属増殖材は廃棄処分する場合にはその大部分を余裕深度管理しなければならないが、再利用するとすればこれらは比較的簡単な処理ののち次世代炉での利用が可能と考えられる。これらの方策を統合すると、低アスペクト炉VECTORから発生する埋設処分すべき廃棄物は、1,685トンまで低減できる。

論文

ウラン・TRU廃棄物のクリアランスレベル評価

菅野 光大*; 武田 聖司; 水無瀬 直史; 加藤 英雄; 木村 英雄

JAERI-Conf 2004-011, p.131 - 132, 2004/07

ウラン廃棄物及びTRU廃棄物の将来の安全かつ合理的な処理処分システムを確立するため、U-234やU-238に代表される、ラドンガスの発生や評価の長期性等の対象廃棄物の特徴を踏まえた評価手法によって、当該廃棄物にかかわる埋設処分方式別の濃度区分値、及びクリアランスレベルについて検討する必要がある。本研究では、対象廃棄物のクリアランスレベル試算を目的として、ラドンガスの発生や評価の長期性等の対象廃棄物の特徴に対応した確率論的な評価コードシステムを整備した。そして、この評価コードによる確率論的解析の結果から、評価パラメータ及び長期評価に伴うシナリオ設定の不確かさがクリアランスレベルに与える影響を検討した。

論文

OECD/NEAにおける廃止措置に関する最近の活動状況

柳原 敏

デコミッショニング技報, (28), p.2 - 9, 2003/10

欧米の原子力先進国ではさまざまな原子力施設の廃止措置活動が進められている。このような状況を背景に、OECD/NEAでは廃止措置に関するさまざまな課題を取り上げ、課題解決に向けた検討を進めている。廃止措置プロジェクトに関する科学技術情報交換協力計画では、廃止措置プロジェクトの技術課題を中心に情報交換が行われ、廃止措置と解体に関する作業部会では、廃止措置の規制,廃止措置作業の実施,技術開発に関する検討が行われている。また、廃止措置費用の評価,規制の経験に関する検討が行われ報告書が公開されている。このようなOECD/NEAの活動はわが国の原子力施設の廃止措置を安全で効率的に実施するうえで有用である。本報告はOECD/NEAの廃止措置に関する最近の活動状況をまとめたものである。

論文

長期安全性評価における不確実性に関する研究

武田 聖司; 木村 英雄

JAERI-Conf 2003-018, p.111 - 112, 2003/10

高レベル放射性廃棄物は処分事業の検討が進められており、また、TRU廃棄物及びウラン廃棄物は、将来的に核種濃度レベルに応じた埋設処分またはクリアランスが現在考えられている。これらの長寿命核種を有意に含む放射性廃棄物は、各処分概念の安全性評価の期間が数千年またはそれ以上の長期に及ぶため、浅地中から地層処分までの処分概念に応じて、バリア材の劣化等のさまざまな変動要因による種々の不確かさの影響を評価する必要がある。本報告では、ウラン廃棄物のクリアランスレベル試算のため、重要経路である処分場跡地にかかわる被ばく経路を対象に、評価モデルの不確かさ、パラメータ値の変動に起因する不確かさなどの影響を確率論的解析から検討した。さらに、高レベル放射性廃棄物では、人工バリア、天然バリア(母岩及び断層帯)、生態圏の個々のシステムにおけるパラメータ不確かさ解析を実施し、各パラメータの相対重要度とその不確かさの核種移行率及び被ばく線量に与える影響を定量的に検討した。

論文

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10$$mu$$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。

報告書

クリアランスレベル以下の模擬解体金属再利用製品に起因する空間線量率評価手法の検討(受託研究)

岡本 亜紀子; 北見 康雄*; 安藤 佳明*; 中村 寿; 斎藤 公明; 中島 幹雄

JAERI-Tech 2002-051, 40 Pages, 2002/06

JAERI-Tech-2002-051.pdf:3.63MB

クリアランスレベル以下の解体金属廃棄物を用いた再利用製品の安全性確認に資するため、微量の放射性核種を含む模擬再利用製品(試験体)を製作し、これに起因する空間線量率を測定とシミュレーション計算により求めた。測定においては$$gamma$$線スペクトルからストリッピング操作等により空間線量率を導出した。シミュレーション計算においては、モンテカルロ法による計算コードと、点減衰核積分法による計算コードを用いて空間線量率の算出を行った。バックグラウンドに極めて近い微弱な放射線であること,検出器と試験体の幾何学的条件が点線源等に比べて複雑であることなどに起因する測定及び計算における誤差要因を抽出し、これらに対して適当な補正を行うことにより、測定及び計算における結果はよく一致した。本報告は、試験体の製作から空間線量率の測定法とシミュレーション計算、及び両手法により得られた結果の比較評価についてまとめたものである。

論文

Fusion reactor design towards radwaste minimum with advanced shield material

飛田 健次; 小西 哲之; 西尾 敏; 小迫 和明*; 田原 隆志*

プラズマ・核融合学会誌, 77(10), p.1035 - 1039, 2001/10

放射性廃棄物減量化のための炉設計概念(「放射性廃棄物最少化」)を提案した。この設計概念の骨子は、「超伝導コイルの機能を担保するための遮蔽」という従来の遮蔽概念から、「外にある構造物をクリアランス廃棄物にするための遮蔽」へと設計思想を転換することである。このためには従来より遮蔽を強化する必要があるが、遮蔽性能の高いVH$$_{2}$$に代表される先進遮蔽材の導入により、これまでのトカマク炉の主半径及び小半径を変更することなく「放射性廃棄物最少化」概念を適用できることを示した。この概念に基づいてA-SSTR2の廃炉に伴って発生する廃棄物量の評価を行った。従来の設計ではトカマク炉本体のうちクリアランス廃棄物と見なせるものは重量で30%にとどまるのに対し、今回提案した設計では83%をクリアランス廃棄物にできる見通しを得、「放射性廃棄物最少化」概念の有効性を示した。

論文

クリアランスレベルの導出方法と極低レベル廃棄物の埋設処分に係る安全評価

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、10$$mu$$Sv/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。

論文

主な原子炉施設にかかわるクリアランスレベルの算出方法

大越 実

保健物理, 34(4), p.353 - 358, 1999/12

原子力安全委員会は、主な原子炉施設(軽水炉及びガス炉)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を算出した。クリアランスレベルの算出にあたっては、決定論的手法を用いて、個人線量10$$mu$$Sv/年に相当する放射性核種の濃度を算出した。また、決定論的手法に使用したパラメータ値の妥当性を確認するために、確率論的解析を実施した。

論文

Deterministic approach towards establishing of clearance levels in Japan

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、10$$mu$$Sv/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。

論文

固体状物質のクリアランスレベルについて; 国際機関における検討状況および原子力安全委員会における調査審議状況

大越 実

Radioisotopes, 48(6), p.407 - 420, 1999/06

原子力施設等の運転及び解体に伴って発生する放射性廃棄物のうち、放射能レベルが極めて低く、放射性物質として管理する必要がない物を区分するための基準値をクリアランスレベルという。クリアランスレベル以下の物は、金属等の有用物であれば再利用され、再利用が不可能な物は産業廃棄物として処分されることが想定されている。このため、クリアランスされた物が国際的に流通する可能性があることから、国際的に整合のとれたクリアランスレベルの必要性に鑑み、IAEA,EC等の国際機関において検討が行われている。また、原子力安全委員会においても、原子力施設等の解体等に伴って発生する放射性廃棄物の安全かつ合理的な管理が実施できるように、クリアランスレベルの検討が行われている。本報においては、国際機関及び原子力安全委員会におけるクリアランスレベルの検討方針、基準値等について紹介する。

論文

主な原子炉施設におけるクリアランスレベルの算出方法について

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。

論文

Clearance levels for solid materials arising from nuclear reactors in Japan

中西 賀信*; 桑原 靖*; 大越 実; 高橋 知之*

Proceedings of 2nd International Symposium on Release of Radioactive Material from Regulatory Control, p.55 - 63, 1999/00

原子力安全委員会は、軽水炉及びガス炉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導出を行った。クリアランスレベルの導出にあたっては、個人線量10$$mu$$Sv/年に相当する放射性物質の濃度を決定論的手法を用いて算出した。また、決定論的手法で用いたパラメータの数値の妥当性を確認するために、確率論的手法を用いた評価を行った。これらの手法を用いて導出したクリアランスレベルの値は、$$gamma$$核種及び$$alpha$$核種については、IAEAが提案しているクリアランスレベルとほぼ同一の値となった。これに対して、$$beta$$核種のいくつかについては、IAEAの提案値よりも一桁以上小さい値となった。

論文

Experience and current discussion on management of materials from decommissioning in Japan

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。

論文

原子炉の廃炉にからんだ放射化の問題; 放射性廃棄物管理の観点から

大越 実

Radioisotopes, 47(5), p.412 - 423, 1998/00

原子炉の運転停止後に原子炉内に残留している放射性物質の殆ど全ては、原子炉の構成機器が直接放射化されることにより発生したものである。また、クラッド等による汚染については、解体前除染によってある程度まで除染することが可能であるが、直接の放射化によって生成した放射性物質は基本的に除去することができない。このため、原子炉の廃止措置を安全かつ効率的に実施するためには、放射化によって生成した廃棄物の管理が重要な課題となっている。本報告では、原子炉の運転に伴って放射化した原子炉構造物(圧力容器、炉内構造物、生体遮へいコンクリート)の放射能レベル、廃棄物量について紹介するとともに、処理方法、処分用容器及び処分概念について概説する。また、廃棄物管理を効率的に実施する上で重要となる「クリアランス」と「放射性廃棄物でない廃棄物」の考え方等について概説する。

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