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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。

報告書

感度解析による地層処分安全評価生物圏モデルのパラメータの不確実性に関する検討

加藤 智子; 石原 義尚; 鈴木 祐二*; 内藤 守正

JNC-TN8400 2001-014, 212 Pages, 2001/03

JNC-TN8400-2001-014.pdf:8.21MB

地層処分安全評価の生物圏モデルに適用されるレファレンスバイオスフィアの考え方は、生物圏を、地層処分の安全性を判断するうえで線量などの適切な指標に変換するための道具としてとらえるものであり、予測が困難な将来の人間の環境や生活様式の想定に伴う不確実性に対して有効となる。一方、モデルで用いるパラメータには、分配係数の測定などデータ取得に伴う不確実性、統計値などに含まれるデータ加工に伴う不確実性、さらに蓄積された多くのデータで構成されるデータ範囲の中からデータを選択する際の判断に伴う不確実性などが存在し、結果としてモデル特性の不確実性として内在することになる。これらの不確実性については、感度解析を行うことによってモデル全体に与える影響を定量的に把握することが可能である。本検討では、一例として地形が平野にあり地下水が降水系の場合で河川に放射性核種が流入することを想定した生物圏モデルを取り上げ、各パラメータの取りうる範囲に基づく感度解析を行い、モデル全体に与える影響を定量的に求めることによって、各パラメータの重要度を把握することを試みた。

報告書

RI・研究所等廃棄物の浅地中処分施設の概念設計

坂井 章浩; 吉森 道郎; 大越 実; 山本 忠利; 阿部 昌義

JAERI-Tech 2001-018, 88 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-018.pdf:5.66MB

RI・研究所等廃棄物は放射性同位元素(以下、RI)使用施設及び原子力研究開発機関から発生している。将来における円滑なRI等の利用及び研究開発を図るためには、RI・研究所等廃棄物を安全かつ合理的に処理処分することが必須の課題となっている。本報は、RI・研究所等廃棄物事業推進準備会における技術的事項の検討を支援するため、コンクリートピット型処分施設及び簡易型処分施設の概念設計を実施した結果についてとりまとめたものである。概念設計を実施するに当たっては、将来の処分施設の立地条件として、内陸部で地下水位が低い場所、内陸部で地下水位が高い場所及び海岸部の3種類の立地条件を想定した。また、その概念設計結果を基に、安全性及び経済性の評価を実施した。その結果、コンクリートピット型処分については、いずれのサイト条件においても、ベントナイト混合土層等の適切な遮水バリアを設けることによって、同等の安全性が確保できる見通しが得られた。簡易型処分施設については、地下水面よりも上に処分施設を設置することにより、各サイトにおける安全評価結果に有意な差がなかった。また、処分施設の建設にかかわる経済性については、処分施設の設置深度に依存する割合が大きいことがわかった。

報告書

核燃料サイクルシステム安全性評価のための基礎データ

野村 靖; 玉置 等史; 伊藤 千浩*; 三枝 利有*

JAERI-Data/Code 2001-012, 118 Pages, 2001/03

JAERI-Data-Code-2001-012.pdf:5.71MB

我が国の原子力エネルギー政策を推進する立場から、種々考えられる核燃料サイクルのオプションに対して、安全性,経済性,社会的受容性の側面から比較検討し、最適なシステム構築の提案するために、原研及び電中研が開発整備した評価手法を評価例とともに紹介する。また、主として核燃料サイクル関連施設の安全性評価を行ううえで参照されるような、重要なデータ及び手法に関わる情報について、原研及び電中研がこれまで調査して得られた結果の中から主要事項をまとめる。

論文

RI・研究所等廃棄物処分システムの検討; 浅地中処分施設の予備的安全評価

坂井 章浩

KURRI-KR-56, p.58 - 79, 2001/03

RI・研究所等廃棄物事業推進準備会の下、処分システム開発として、RI・研究所等廃棄物に含まれる放射性核種の種類と放射能量(放射能インベントリー)の調査並びに浅地中埋設方式のうちコンクリートピット型及び簡易型処分施設の概念設計を行った。放射能インベントリー調査では、原研東海研の発生放射物を対象として、コンクリートピット型及び簡易型処分における廃棄体量及び核種別放射能量の測定を行った。さらに、それらの結果から、処分の安全評価上重要核種の予備検討を行ったところ、17核種+$$alpha$$核種をその候補として得た。処分施設の概念設計では、複数の立地条件を設定して簡易型及びコンクリートピット型処分施設を設計し、安全性評価及び経済性評価を行うことにより、処分の概念設計に立地環境条件が及ぼす影響について検討した。その結果、想定したどの環境条件においても、処分施設の安全性が確保される見通しを得た

報告書

海外出張報告 ICONE-8参加及び米国アルゴンヌ国立研究所における乾式技術調査報告

中村 博文; 鷲谷 忠博; 高田 岳

JNC-TN8420 2001-009, 48 Pages, 2000/04

JNC-TN8420-2001-009.pdf:0.58MB

ICONE(原子力工学国際会議)は、米国、日本、欧州の間で開催される原子力化学工学全般に渡る国際会議であり、今回は第8回目として、米国、ボルチモアで開催された。報告者らは、本学会の以下のセッションにおいて、再処理技術に関する最新の報告を行うと共に、パネル討論や乾式再処理技術等の技術報告の聴講を行った。・Track-5:"Non-reactor Safety and Reliability"のセッションにおける「Investigation of Safety Evaluation Method and Application to Tokai Reprocessing Plant (TRP)」(報告者:中村)・Track-9:"Spent Nuclear Fuel and Waste Processing" のセッションにおける「Structural Improvement on the continuous rotary dissolver」(報告者:鷲谷)・Track-2:"Aging and Modeling of Component Aging, Including Corrosion of Metals and Welds.. Passivation, passive films"のセッションにおける「Development of Evaporators Made of Ti-5% Ta Alloy and Zr ? Endurance Test By Mock-Up Unit」(報告者:高田)今回の学会では、米国、日本、フランス、カナダ他から総勢約650人が参加し、約700件の研究発表、7件の基調講演、8件の招待パネル討論が行われ、大変盛況であった。また、今回は2000年ということもあって、20世紀の原子力の評価と次世代の21世紀の原子力はどうあるべきかについて討議がなされた。また、アルゴンヌ国立研究所(ANL-E、ANL-W)を訪問し、乾式プロセスの研究者らと乾式プロセスに関する情報交換を行うとともに施設見学を行った。今回の訪問で、ANL法の乾式プロセスの情報を入手に加え、装置規模、開発環境、等を具体的に体感できたこと、また、直接、技術者と情報交換することで技術資料のみでは得られない現場サイドの技術情報を入手することができたことは非常に有意義であった。

報告書

東海再処理施設の臨界安全評価

白井 更知; 中島 正義; 高谷 暁和; 白水 秀知; 須藤 俊幸; 林 晋一郎; 由川 幸次

JNC-TN8410 2000-006, 116 Pages, 2000/04

JNC-TN8410-2000-006.pdf:2.77MB

東海再処理施設の主要な機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器について、再処理施設安全審査指針「指針10単一ユニットの臨界安全」の核的制限値設定の考え方を参考に、核的制限値の見直しを行った。本報告は、核的制限値の見直しに伴い、各機器の単一ユニットの臨界安全性について評価を行ったものである。また、単一ユニットが複数存在するセル、室についての複数ユニットの臨界安全性についても評価を行った。溶解施設、分離施設、精製施設、脱硝施設、製品貯蔵施設、プルトニウム転換技術開発施設及び濃縮ウラン溶解槽の遠隔補修技術開発施設の機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器を対象に評価を行った結果、単一ユニット、複数ユニットとして十分臨界安全であることを確認した。

論文

Thermal hydraulic characteristics during ingress of coolant and loss of vacuum events in fusion reactors

高瀬 和之; 功刀 資彰*; 関 泰; 秋本 肇

Nuclear Fusion, 40(3Y), p.527 - 535, 2000/03

 被引用回数:8 パーセンタイル:71.47(Physics, Fluids & Plasmas)

国際熱核融合実験炉(ITER)の熱流動安全性研究として、真空容器内冷却材侵入事象(ICE)及び真空境界破断事象(LOVA)下における伝熱流動特性をICE/LOVA予備実験装置を使って明らかにした。ICE予備実験では、冷却材侵入後の圧力上昇速度と温度の関係を把握するとともに、水蒸気凝縮の促進によって圧力上昇を抑制できることを原理的に実証した。一方、LOVA実験では、真空破断後に真空容器内が真空から大気圧になるまでの時間と破断面積の関係を実験的に把握した。また、破断口部に発生する置換流の定量測定結果を基に置換流に同伴される放射化ダクトの飛散分布を予測した。これらICE/LOVA予備実験の成果は核融合実験炉用熱流動安全性評価解析コードの検証に利用された。さらに、ITER工学設計活動の延長期間中に行う計画であるICE/LOVA統合試験の概要、試験項目及び試験スケジュールを示した。本試験の目的は、核融合実験炉における熱流動安全性の考え方の妥当性やICE/LOVA事象下でのシステム安全系の総合性能を実証し、核融合実験炉の安全評価に備えることである。

論文

核融合炉内冷却材侵入時の二相流挙動に関する数値予測

小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇

日本機械学会2000年度年次大会講演論文集, 1, p.609 - 610, 2000/00

核融合実験炉ITERで真空容器内に冷却材が侵入する事象(ICE事象)が起きた場合の水-蒸気二相流挙動やサプレッションタンクによる安全システムの妥当性を定量的に把握するために、著者らはコンパクトITERの大きさを約1/1600の縮尺で簡略モデル化したICE統合試験装置を制作した。本報はICE統合試験装置で得られた結果をTRAC-PF1コードを使って検証した結果について述べる。TRAC-PF1は軽水炉の安全性評価を目的として開発された熱流動解析コードであり、核融合実験炉の安全評価解析コードとしての利用が期待されている。本研究ではTRAC-PF1の予測精度を実験データをもとに明らかにするとともに今後目指す核融合実験炉用解析コードとしての改良項目等を特定化することを目的とする。一連のICE事象解析を行い、真空容器内の圧力変動やボイド率分布を数値的に十分予測できることを確認した。また、サプレッションタンク方式による圧力上昇抑制機構がICE事象時の安全システムとして有効であることを解析的に示した。今後は凝縮等の解析モデルを改良することによって計算精度の向上を図る考えである。

報告書

短期海外出張報告書、放射性廃棄物ビチューメン固化処理プロセスに関する安全性及び挙動評価に関する国際ワークショップ参加報告及び発表資料

加川 昭夫

JNC-TN8200 2000-001, 40 Pages, 1999/10

JNC-TN8200-2000-001.pdf:0.79MB

1999年6月29日から7月2日までチェコ近郊のRez原子力研究所で、放射性廃棄物のビチューメン固化プロセスに関する安全性及び挙動評価に関する国際ワークショップが開催された。ワークショップの目的は、ビチューメン固化処理プロセスの実用的経験、新しいビチューメン固化処理技術の研究、開発及び実証、ビチューメン固化処理プロセスの安全性評価、中間貯蔵及び最終処分環境でのビチューメン固化体の安全性と適合性に関する情報交換である。本ワークショップでは、27件の研究成果の発表と討議が行われた。当方の発表題目は、「Influence of chemical and radiolytic degradation of bitumen on disposal」であり、機構におけるビチューメン固化体の処分に向けての研究成果を発表した。一方、他研究機関におけるビチューメン固化体の長期安定性に関する情報の収集を行った。また、ワークショップ終了後、チェコ、ベルギー、フランス、イギリスの原子力施設の見学を行った。本報告は、当方が発表し、聴講したセッションのビチューメン固化体の長期間の評価に関する報告と施設訪問の概をまとめたものである。

報告書

FBR新型燃料評価研究第2ステップ計画書(燃料開発会議新型燃料分科会)

高橋 邦明

PNC-TN8020 91-003, 49 Pages, 1990/12

PNC-TN8020-91-003.pdf:1.18MB

新型燃料開発は,平成2年3月末をもって第1ステップを終了し,FBR新型燃料評価研究報告書(第1ステップ)(PNC ZN8410 90-075)をまとめた。第2ステップは,対象を窒化物,金属燃料に絞り,平成2年4月より平成5年3月迄の3年間の計画で研究開発を進め,平成3年度後半及び平成4年度末にそれぞれ中間チェック・アンド・レヴュー及び第2ステップのまとめを実施する。本計画書は,(1) 炉心設計・安全研究(2) 照射試験(3) 照射挙動(4) 転換(5) 燃料製造(6) 再処理(7) 廃棄物(8) 経済性,安全性,実現性の各総合評価の各研究テーマ毎の研究開発実施計画を新型燃料分科会においてとりまとめたものである。

報告書

地層処分の総合安全性評価と確率論的評価手法の適用について

中村 治人; 飯嶋 敏哲; 村岡 進

JAERI-M 87-040, 27 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-040.pdf:0.9MB

高レベル廃棄物の地層処分の総合安全性評価の基本的な進め方について調査し考察した。更に、確率論的評価手法の適用方法とその限界を克服する方法について、既に報告されている研究報告の具体的な入力デ-タ及び手法を挙げ、それらに基づいて考察した。

論文

ICRP勧告と放射性廃棄物処分の安全性評価; TRUなどの長半減期核種

笠井 篤

日本原子力学会誌, 25(10), p.795 - 800, 1983/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

現在世界的に放射性廃棄物処分による環境安全性の評価が進められている。この安全性評価の基礎にICRPモデル、数値を用いた報告がいくつか見受けられる。しかし、超ウラン元素(TRU)などの長半減期核種をこのICRPモデル数値をそのまま用いると、いくつかの問題が生じる。本報は、ICRP勧告およびそれに関連する報告書を解説しながら、問題点と解決方法、及び最近の動向を紹介する。

報告書

高レベル廃棄物ガラス固化体容器用金属材料の耐食性に及ぼすガンマ線照射の影響(I)(共同研究報告書)

降矢 喬*; 村岡 進; 田代 晋吾; 荒木 邦夫; 泊里 治夫*; 藤原 和雄*; 福塚 敏夫*

JAERI-M 82-061, 28 Pages, 1982/07

JAERI-M-82-061.pdf:2.68MB

高レベル放射性廃棄物取扱施設の安全性評価研究の一環として、高レベル廃棄物の中間貯蔵を想定し、キャニスター、オーバーパック及び貯蔵施設用金属材料として有望視されているSUS304、SUS304L、SUS304EL、SUS309S、Incoloy825、Inconel600、Inconel625及びSMA5の8種について応力腐食割れに及ぼす$$gamma$$線の影響に関する検討を行った。その結果、水冷貯蔵を想定した条件下では鋭敏化ステンレス鋼は、$$gamma$$線照射により応力腐食割れ感受性を示した。これは$$gamma$$線照射により環境条件の変化 即ち水の放射線分解によりO$$_{2}$$等が生成することによるものと考えられる。それ以外の鋼種では、SMA50が全面に錆が発生した以外は異常がなかった。又、非照射下でも鋭敏化ステンレス鋼は、微量Cl$$^{-}$$と溶存O$$_{2}$$の共存下では粒界応力腐食割れを生じることが確認された。空冷貯蔵を想定した大気中放置下での$$gamma$$線照射下では、いずれの材料も応力腐食割れ感受性を示さないことがわかった。

論文

Probability distributions of peak-clad temperature and cladding oxidation thickness in loss-of-coolant accidents for a typical boiling water reactor

下桶 敬則; 松本 潔

Nuclear Technology, 35(1), p.119 - 130, 1977/01

 被引用回数:0

代表的BWRの仮想的冷却材喪失事故(LOCA)時に生じると想定される燃料棒被覆管最高温度と被覆管酸化層最大厚さの確率分布を、電子計算機による模擬実験によって研究した。使用したプログラムはBWR燃料ヒート・アップ解析コードMOXY-EMである。 電子計算機のラン回数を少なくするために実験計画法の理論と手法を用いた。特に我々は、種々の入力の組合せに対応する可能なすべての実験回数からわずかの部分を選ぶのみならず、この少数回数値実験から燃料棒被覆管最高温度と被覆管酸化層最大厚さの正確な統計的分布が得られるような、直交表を用いた方法を考案した。 この研究によって、代表的BWRのLOCA時における燃料棒被覆管最高温度は統計的に正規分布をし、また被覆管酸化層最大厚さは正規対数分布に従うことがわかった。

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