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論文

長期的な地形変化と気候変動による地下水流動状態の変動性評価手法の構築

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。

論文

Development and validation of SAS4A code and its application to analyses on severe flow blockage accidents in a sodium-cooled fast reactor

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。

論文

地層処分性能評価のための岩石に対する収着分配係数の設定手法の構築; 花崗岩を対象とした適用性評価

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 - 134, 2017/12

性能評価解析において、収着分配係数K$$_{rm d}$$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$$_{rm d}$$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$$_{rm d}$$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$$_{rm d}$$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。

論文

1F事故による環境回復に伴う廃棄物の管理と除去土壌の減容・再生利用の取り組み,4; 除去土壌の再生利用の安全評価

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, 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。

論文

諸外国における使用済燃料直接処分のソースターム評価,2; 使用済燃料および構造材の溶解速度評価

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。

論文

放射性廃棄物処理・処分技術概論

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。

論文

Evaluation for influence of new volcanic eruption on geological disposal site

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。

報告書

坑道周辺岩盤の概念再構築に関する研究; 平成26年度(委託研究)

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。

報告書

わが国における使用済燃料の地層処分システムに関する概括的評価; 直接処分第1次取りまとめ

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。

報告書

研究施設等廃棄物の浅地中処分のための基準線量相当濃度の計算方法及び結果

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$$mu$$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。

報告書

GoldSimによる余裕深度処分を対象としたガス移行シナリオ評価ツールの作成

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。

論文

ステアリン酸亜鉛の熱分解特性評価モデルの検討

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。

論文

Experimental study on long-term safety assessment considering uncertainties for geological disposal of radioactive wastes; JAERI status at 2005

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$$_{3}$$$$^{-}$$, NO$$_{2}$$$$^{-}$$及びNH$$_{3}$$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。

論文

Evaluation of uncertainty associated with parameters for long-term safety assessments of geological disposal

山口 徹治; 水無瀬 直史; 飯田 芳久; 田中 忠夫; 中山 真一

JAERI-Conf 2005-007, p.150 - 155, 2005/08

この発表は、地層処分の地下水シナリオ評価の不確かさのうち、パラメータ不確かさを定量するための実験的研究について、その現状をとりまとめ、解決すべき課題を見極めるものである。はじめに不確かさの発生源,パラメータ不確かさと確率論的安全評価の関係,実験研究の優先順位の考え方を紹介した。次に、溶解度評価の不確かさ,ベントナイト系緩衝材中拡散係数評価の不確かさ,岩石への分配係数評価の不確かさについて、研究の現状を紹介した。溶解度評価の不確かさは、熱力学データの不確かさと、地下水化学環境条件評価の不確かさとから見積もられる。ベントナイト系緩衝材中拡散係数の不確かさは、それを決定する因子すなわち緩衝材の密度,モンモリロナイト含有量,間隙水化学組成,温度の評価の不確かさを総合することで見積もられる。岩石への分配係数の不確かさは、岩石の比表面積,地下水のpH,イオン強度,炭酸イオン濃度,コロイド生成,平衡からのずれの評価の不確かさを総合することで見積もられる。このような検討をベースに、今後の課題を抽出した。

論文

Long-term alteration of bentonite; For safety evaluation of deep geological disposal

田中 忠夫; 坂本 好文; 山口 徹治; 高澤 真由美; 赤井 政信; 根岸 久美; 飯田 芳久; 中山 真一

JAERI-Conf 2005-007, p.105 - 110, 2005/08

放射性廃棄物処分場で使用されるセメント系材料に起因する高アルカリ性環境により、ベントナイト系緩衝材の主要な成分であるモンモリロナイトは溶解変質する。放射性廃棄物地層処分の長期安全評価において求められるのは、放射性廃棄物処分場で使われるベントナイト-砂混合土圧縮体の透水係数の長期的な変化の予測である。「緩衝材透水係数の長期的な変化」の予測を目的としたベントナイト長期変質の定量化は、圧縮体,粉体ベントナイトなど種々の供試体の使用並びにバッチ実験,カラム実験など種々の手法で蓄積した知見に基づき整合性ある検討が行われるべきである。本報告では、実験システムの違いにより得られる知見の特徴や効果的な利用のあり方を整理するとともに、整合性ある実験研究アプローチを提案した。

論文

大強度陽子加速器施設(J-PARC: Japan Proton Accelerator Research Complex)の放射線安全設計

中島 宏; J-PARC安全グループ

モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.75 - 83, 2004/12

大強度陽子加速器計画施設における、放射線安全上の課題に対する対策・方針、それによる設計目標の考え方,設計条件の設定,遮蔽設計・安全評価に用いる手法及びその精度検証、そして最後に施設設計の現状を報告する。

報告書

TRU廃棄物試験設備の概要

赤井 政信; 伊藤 信行*; 山口 徹治; 田中 忠夫; 飯田 芳久; 中山 真一; 稲垣 真吾*

JAERI-Tech 2004-058, 47 Pages, 2004/09

JAERI-Tech-2004-058.pdf:7.27MB

TRU廃棄物試験設備は、放射性廃棄物処分の安全評価において必要とされる地中における超ウラン元素(TRU元素)等の挙動に関するデータを取得することを目的として、燃料サイクル安全工学研究施設のバックエンド研究施設内に設置した。本試験設備は、地下深部に特有である還元環境下でデータ取得試験を行うための不活性ガス循環型グローブボックスシステム,放射性核種と人工バリア材及び天然バリア材との化学的・地球化学的相互作用を調べる試験装置(バリア性能試験装置)を内蔵した大気雰囲気のグローブボックスシステム、及び各種分析装置から構成されている。本報告書は、本設備を構成する各装置の原理,構成,機能(測定例),安全設計、並びに本設備を用いた研究成果についてまとめたものである。

論文

深地下における放射性核種の移行メカニズム; 放射性廃棄物地層処分の安全評価のために

山口 徹治

電気評論, 89(8), p.49 - 54, 2004/08

放射性廃棄物地層処分の安全評価では、深地下に埋設した容器から、万一放射性物質が地下水中に溶け出すことを想定し、それでも人間の健康に重大な害を及ぼさないことを科学的知見に基づいて示すことで、処分の安全性を示すことが指向される(地下水シナリオ)。そこで、廃棄物に含まれる放射性核種の深地層中における長期間にわたる移行を予測することが必要になる。その予測を信頼性のあるものとするために、深地層中における放射性核種の移行のメカニズムの理解が求められる。本稿は、その移行メカニズムについて、これまでにわかったことと、これから解明されていくべきことを解説するものである。

論文

放射性廃棄物処分の長期的評価のための実験的研究,2; 核種移行データ取得研究

山口 徹治; 根岸 久美; 江橋 勝弘; 稲垣 真吾*; 柴田 光敦*; 田中 忠夫; 中山 真一

JAERI-Conf 2004-011, p.139 - 140, 2004/07

放射性廃棄物地層処分の安全評価における評価期間は数千年以上の長期に及ぶため、評価結果には種々の不確かさが含まれることになる。時間的・空間的な変動要因を特定し、それらが評価結果にもたらす不確かさを定量する必要がある(確率論的評価)。われわれは、安全評価結果(地下水シナリオ)との相関が高く、しかも現在の知見では不確かさが大きいパラメータ(溶解度,緩衝材中拡散係数,天然バリアへの分配係数)についてデータを取得し、パラメータの不確かさを低減するとともに、その不確かさを定量化して確率論的安全評価に提供することを目指して実験的研究を実施している。パラメータの不確かさを増大させる原因として、地下水の高pH化,廃棄体からの硝酸塩,塩水の影響,オーバーパック腐食を考慮している。本報告では平成16年2月までに得られた成果を発表する。

報告書

使用済燃料の燃焼度分布を考慮した臨界安全評価; 各種燃焼度設定方法の検討,1(受託研究)

野村 靖*; 奥野 浩; 三好 慶典

JAERI-Tech 2004-030, 64 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-030.pdf:4.59MB

はじめに、燃焼度クレジットを採り入れた臨界安全評価において用いられる、燃焼計算のための燃焼度設定法について、欧米各国が採用している上端部50cm平均燃焼度を比較評価する。次に、仮定された軸方向燃焼度分布の形状の違いにより発生する臨界計算の誤差,核種組成計算値補正因子適用により補償される燃焼計算に付随するバイアス誤差及び照射履歴入力パラメータの変動により生じる統計誤差を、欧州経済開発協力機構原子力エネルギー局(OECD/NEA)の燃焼度クレジット国際ベンチマークの輸送容器モデルにより評価する。この結果、これらの誤差導入に対して安全側の臨界解析結果が得られるような、与えられた燃焼度から等価的に減少させた燃焼度を設定する方法を提案する。最後に、これらの誤差影響を統合的に組み込んで導かれる「等価均一燃焼度」及び「等価初期濃縮度」について述べ、使用済燃料輸送容器仕様の違いにかかわらず用いられる可能性に触れる。

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