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報告書

高レベル放射性廃液ガラス固化体の表面積の増加に関する調査及び評価; 地層処分性能評価のための割れによる表面積増加比及びその根拠等

五十嵐 寛

JAEA-Review 2020-006, 261 Pages, 2020/09

JAEA-Review-2020-006.pdf:4.42MB

本調査報告では、公開情報を対象に我が国の地層処分研究開発第2次取りまとめ(H12レポート)以降の諸外国の包括的性能評価報告書を中心として、ソースタームとしての核種溶出モデルにおけるガラス固化体の割れによる表面積増加比の設定値及びその根拠・背景の視点から調査した。また、海外の知見を参考に表面積増加に関する試験の日本の報告例に対する評価を試行した。調査文献から得られた知見に基づき、ガラス固化体の直径、ガラス固化体製造時の冷却条件、ガラス固化体への衝撃、地層処分場閉鎖後の水との接触等の環境条件等が、割れによる表面積増加比(又は割れ係数)に及ぼす影響について検討した。多くの国において、ガラス固化体の割れの要因はガラス固化体の製造, 輸送, 保管, 貯蔵など処分前管理の段階及び処分後の現象又は事象に起因するとされている。その影響は地層処分の性能評価における核種溶出モデルでも考慮されている。各国の核種溶出モデルにおける表面積増加比とその根拠等を概観し、各国の間の相違点及び共通点を整理するとともに、これまでに報告された表面積増加比の測定値と測定方法との関係及び測定方法の特性について考察した。また、各国の核種溶出モデルで設定されている表面積増加比の根拠としての表面積増加比の測定に用いられた測定方法を整理した。さらに、廃棄物管理工程の流れの中でのガラス固化体の割れによる表面積増加比に影響する要因、表面積増加比の特徴等の各工程との関わりを検討した。これらの調査及び検討により、性能評価における保守的かつ現実的な表面積増加比の適用に向けた知見を拡充し、我が国の地層処分のシステムのセーフティケースの作成・更新に資することができる。

論文

自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会の活動報告

齋藤 龍郎; 小林 愼一*; 財津 知久*; 下 道國*; 麓 弘道*

保健物理(インターネット), 55(2), p.86 - 91, 2020/06

ウラン廃棄物およびウランを含む鉱さい等廃棄物処分安全の考え方は、まだ完全には確立されていない。その理由は、子孫核種の放射能が蓄積し、数十万年以後に線量のピークが生じるウラン安全性評価の不確実性と、遠い将来発生するラドンによる被ばくである。我々「自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会」は、ウラン含有廃棄物と鉱さい等廃棄物に含まれる核種、U-235, U-238とその子孫の処分に関する安全事例を研究し、ICRPやIAEAなどの国際機関の考え方と比較しながら、処分の現状を総括的に議論し、不確実性及びラドン被ばくの取り組むべき重要な問題を提言した。

論文

Improvements on evaluation functions of a probabilistic fracture mechanics analysis code for reactor pressure vessels

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(2), p.021208_1 - 021208_11, 2020/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

In Japan, a probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL was developed for structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. By reflecting the latest knowledge and findings, the evaluation functions are continuously improved and have been incorporated into PASCAL4 which is the most recent version of the PASCAL code. In this paper, the improvements made in PASCAL4 are explained in detail, such as the evaluation model of warm prestressing (WPS) effect, evaluation function of confidence levels for PFM analysis results by considering the epistemic and aleatory uncertainties in probabilistic variables, the recent stress intensity factor (KI) solutions, and improved methods for KI calculations when considering complicated stress distributions. Moreover, using PASCAL4, PFM analysis examples considering these improvements are presented.

論文

核燃料施設の安全とリスク評価; 潜在的なリスクレベルに応じた対応の必要性

吉田 一雄

エネルギーレビュー, 40(4), p.19 - 20, 2020/03

核燃料施設では、様々な事故が想定される。このようなリスクの特徴を踏まえ、我が国ではリスク情報の活用に向けてリスク評価手法及び評価のために必要な基礎的データの整備が積極的に進められてきた。リスク評価の実施基準では、リスクのレベルに応じた詳細さの評価を行う「Graded Approach」の考え方に基づき、比較的簡略な手法による「概略的なリスク評価」と、発電炉のPRAに準じた「詳細なリスク評価」の組み合わせが採用されている。核燃料施設の事故は発電炉に比べると公衆への影響としては比較的小さいと考えられ、リスク情報は安全設備の設計や運転管理の計画を支援するために使われるべきものと考える。英国,米国において核燃料施設のリスク評価は、安全対策に抜け落ちや弱点がないか確認すること等を目的として利用されている。我が国の規制でのリスク情報の活用として安全性向上評価の実施が求められている。さらに検査制度の見直しも進められている。今後は、安全を確保する上でリスク評価の意義が正しく理解され実務の中に定着していくことが重要であり、安全性向上や新検査制度での活用をうまく進めることが、その鍵になると考えられる。

論文

Refinement of source term and atmospheric dispersion simulations of radionuclides during the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident

寺田 宏明; 永井 晴康; 都築 克紀; 古野 朗子; 門脇 正尚; 掛札 豊和*

Journal of Environmental Radioactivity, 213, p.106104_1 - 106104_13, 2020/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:6.48(Environmental Sciences)

福島第一原子力発電所事故(特に測定値が利用できない事故初期)の公衆の被ばく線量評価には、大気輸送・拡散・沈着モデル(ATDM)シミュレーションによる放射性核種の環境中時間空間分布の再構築が必要である。このATDMシミュレーションに必要な放射性物質の大気中への放出源情報が多くの研究で推定されてきた。本研究では、ベイズ推定に基づく最適化手法により、これまでに推定した放出源情報とATDMシミュレーションの改善を行った。最適化では、新たに公開された大気汚染測定局で収集された浮遊粒子状物質(SPM)分析による$$^{137}$$Cs大気中濃度を含む様々な測定値(大気中濃度,地表沈着量,降下量)を使用し、拡散計算と測定の比較結果のフィードバックにより放出源情報だけでなく気象計算も改善させた。その結果、ATDMシミュレーションはSPM測定点の大気中濃度と航空機観測による地表沈着量を良く再現した。さらに、最適化放出率とATDMシミュレーションにより主要核種の大気中および地表における時間空間分布(最適化拡散データベース)を構築した。これは、避難者の行動パターンと組み合せた包括的な線量評価に活用される。

論文

地層処分システムの性能を評価するための熱力学データベースの整備; OECD/NEAのTDBプロジェクトと国内外の整備状況

北村 暁

日本原子力学会誌, 62(1), p.23 - 28, 2020/01

高レベル放射性廃棄物や地層処分相当TRU廃棄物などの地層処分システムの性能を評価することを目的として、廃棄体が地下水に接触したあとの放射性核種の溶解および錯生成挙動を評価するために使用する熱力学データベース(TDB)が国内外で整備されている。本報告では、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)が実施している国際プロジェクトを中心に、わが国および欧米各国で整備されているTDBを概説する。

論文

A Systematic radionuclide migration parameter setting approach for potential siting environments in Japan

浜本 貴史*; 石田 圭輔*; 澁谷 早苗*; 藤崎 淳*; 舘 幸男; 石黒 勝彦*; McKinley, I. G.*

Proceedings of 2019 International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM 2019) (USB Flash Drive), p.77 - 82, 2019/04

NUMO's recently published safety case involves utilisation of the safety case approach to provide a basis for preparation for future phases of work and development of a template for later, more complete and rigorous, safety cases. Advances include capturing potential siting environments in Site Descriptive Models (SDMs) and focusing post-closure safety assessment methodology on repository designs tailored to these SDMs. Radionuclide-specific parameters in the engineered barrier system (EBS), such as solubilities, sorption and diffusion values, are selected based on established chemical models that take into account evolution of porewater chemistry, alteration of EBS material and different host rock properties. Existing chemical thermodynamic databases developed in Japan have been used for the coupled geochemical and mass transport analyses applied to set these parameters. Nevertheless, in view of fundamental uncertainties in the thermodynamic approach, expert judgment played a key role in the process. This paper discusses the methodology used to set "reasonably conservative" radionuclide migration parameters for the illustrative SDMs, with a focus on chemistry which can be captured in existing models only by introducing significant simplifications.

論文

Level 1 PRA for external vessel storage tank of Japan sodium-cooled fast reactor in whole core refueling

山野 秀将; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖; 鳴戸 健一*

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 15 Pages, 2018/10

日本におけるナトリウム冷却高速炉では、使用済み燃料は炉心から炉外燃料貯蔵槽(EVST)に移送される。本論文では、日本の次期ナトリウム冷却高速炉システムのEVSTのPRAを実施することによって燃料破損に至る支配的な事故シーケンスの同定を記述する。EVSTの安全設計の考え方は、ナトリウム液位が下がって長期的には炉心頂部が露出されるような厳しい状況を想定しても全燃料集合体を交換できるようにすることとしており、EVSTへ早期に燃料を移行できる。本研究では崩壊熱の減衰に沿って成功基準の緩和を取り入れた。設計情報に基づき、本研究では起因事象の同定、イベントツリー解析、フォルトツリー解析、人間信頼性解析、事故シーケンスの定量化を行った。この論文では、燃料損傷頻度は10$$^{-5}$$/年程度と評価された。支配的なシーケンスは、1系統の除熱運転系統の喪失を起因事象として、待機している3系統の運転への運転員による切替失敗及び静的機器破損であった。

論文

Development of probabilistic risk assessment methodology of decay heat removal function against combination hazard of low temperature and snow for sodium-cooled fast reactors

西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00079_1 - 18-00079_17, 2018/08

A probabilistic risk assessment (PRA) should be performed not only for earthquake and tsunami which are major natural events in Japan but also for other natural external hazards. However, PRA methodologies for other external hazards and their combination have not been sufficiently developed. This study is aimed at developing a PRA methodology for the combination of low temperature and snow for a sodium-cooled fast reactor which uses the ambient air as its ultimate heat sink to remove decay heat under accident conditions. The annual exceedance probabilities of low temperature and of snow can be statistically estimated based on the meteorological records of temperature, snow depth and daily snowfall depth. To identify core damage sequence, an event tree was developed by considering the impact of low temperature and snow on decay heat removal systems (DHRSs), e.g., a clogged intake and/or outtake for a DHRS and for an emergency diesel generator, an unopenable door on necessary access routes due to accumulated snow, failure of intake filters due to accumulated snow, and possibility of water freezing in cooling circuits. Recovery actions (i.e., snow removal and filter replacement) to prevent loss of DHRS function were also considered in developing the event tree. Furthermore, considering that a dominant contributor to snow risk can be failure of snow removal around intakes and outtakes caused by loss of the access routes, this study has investigated effects of electric heaters installed around the intakes and outtakes as an additional countermeasure. By using the annual exceedance probabilities and failure probabilities, the event tree was quantified. The result showed that a dominant core damage sequence caused by a snow and low temperature combination hazard is the failure of the electric heaters and the loss of the access routes for snow removal due to low temperature and snowfall which last for a day, and daily snowfall depth of 2 m/day.

論文

Development of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL Version 4 for reactor pressure vessels

Lu, K.; 眞崎 浩一; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宇野 隼平*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 10 Pages, 2018/07

In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs) for structural integrity assessment of Japanese reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock transients. By reflecting the latest knowledge and findings, the PASCAL code has been continuously improved. In this paper, the development of PASCAL Version 4 (hereafter, PASCAL4) is described. Several analysis functions incorporated into PASCAL4 for evaluating the failure frequency of RPVs are introduced, for example, the evaluation function of confidence level of failure frequency considering epistemic and aleatory uncertainties in probabilistic variables, the recent stress intensity factor (KI) solutions and KI calculation methods considering complicated stress distributions, and the recent Japanese irradiation embrittlement prediction method. Finally, using PASCAL4, a PFM analysis example for a Japanese model RPV is presented.

論文

Level 1 PRA for external vessel storage tank of Japan sodium-cooled fast reactor in scheduled refueling

山野 秀将; 鳴戸 健一*; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

日本におけるナトリウム冷却高速炉では、使用済み燃料は炉心から炉外燃料貯蔵槽(EVST)に移送される。本論文では、日本の次期ナトリウム冷却高速炉システムのEVSTのPRAを実施することによって燃料破損に至る支配的な事故シーケンスの同定を記述する。設計情報に基づき、本研究では起因事象の同定、イベントツリー解析、フォルトツリー解析、人間信頼性解析、事故シーケンスの定量化を行った。この論文では、燃料損傷頻度は10$$^{-6}$$/年程度と評価された。2次系のナトリウム凍結を考慮することで、燃料損傷頻度は2倍増加した。支配的なシーケンスは、ダンパ開の共通原因故障及び待機系統の運転モードへの切り替えに関する人的過誤であった。また、重要度解析によりリスク重要度の高いものを示した。

論文

Safety assessment for recycling of soil generated from decontamination activities

武田 聖司

Str${aa}$levern Rappot 2018:4 (Internet), p.62 - 64, 2018/04

福島第一原子力発電所の深刻な事故により放出された放射性セシウムによって広範囲の環境が汚染された。除染措置は広範囲に実施されており、一時的に保管に大量の汚染した除去土壌が一時的に保管されている。除染土壌の量を再利用するには、土壌を建設資材として再生利用することが有効である。本報では、管理責任の明確な公共事業への用途を制限した再利用に対する安全評価の方法論、シナリオ構築及びパラメータ選定の考え方を示すとともに、防潮堤への再生利用を想定したケースに対する評価結果を述べる。

論文

Integrated risk assessment of safety, security, and safeguards

鈴木 美寿

Risk Assessment, p.133 - 151, 2018/02

統合型リスク評価が、安全、セキュリティ及び保障措置の間のシナジー効果を促進するものとして開発される。統合型3Sリスク評価のシナジー効果の一つとして、これから建設する原子力施設の設計段階から3S対応を取り込む方法が考えられる。安全分野では、基本事象のデータを用いてシビアアクシデントの頻度を見積る。最近のセキュリティ事案に対する懸念もあり、ETs/FTsの手法に基づく枢要区域特定手法は原子力発電所の枢要設備に対するサボタージュ防護を調べるために用いられている。異なる困難は保障措置におけるリスク評価においてもあり、核物質の転用やミスユースは施設者や国家の意図的な動機によって起こることから、その起点を推測することは一般的に困難である。本章では、3S間の最適で費用対効果を有する管理を追及して3Sリスク間のバランスについて調べる。

報告書

J-PARC核変換実験施設・ADSターゲット試験施設における鉛ビスマス漏洩事象時の影響評価

岩元 大樹; 前川 藤夫; 松田 洋樹; 明午 伸一郎

JAEA-Technology 2017-029, 39 Pages, 2018/01

JAEA-Technology-2017-029.pdf:2.68MB

J-PARC核変換実験施設のADSターゲット試験施設において、250kW出力ビーム運転時に ターゲットとして使用される鉛ビスマスが鉛ビスマス循環系から漏洩し、放射性物質が排気筒か ら外部へ放出された場合の事業所境界における公衆が受ける被ばく線量について、様々な保守的 仮定を想定しながら評価した。その結果、事業所境界における被ばく量は約660$$mu$$Svであり、その大部分は鉛ビスマスから核破砕生成物として発生する水銀, 希ガスおよびヨウ素による寄与であることがわかった。保守的な事象想定にもかかわらず、被ばく量の合計は一般公衆が受ける年間被ばく量よりも低い値であり、本施設が放射性物質の漏洩に対して十分な安全裕度を持つことが示された。

論文

Assessment of sorption and diffusion in the rock matrix in the NUMO safety case

浜本 貴史*; 澁谷 早苗*; 石田 圭輔*; 藤崎 淳*; 山田 基幸*; 舘 幸男

Proceedings of 6th East Asia Forum on Radwaste Management Conference (EAFORM 2017) (Internet), 6 Pages, 2017/12

NUMOでは日本における地層処分の成立性と安全性を示すためのジェネリックなセーフティケースを開発している。このセーフティケースにおける安全評価のために、3種類の母岩を対象として分配係数及び実効拡散係数パラメータを設定するとともに、その不確実性や今後の課題について議論した。

論文

Level 1 PRA for external vessel storage tank of Japan sodium-cooled fast reactor in scheduled refueling

山野 秀将; 鳴戸 健一*; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2017/11

日本におけるナトリウム冷却高速炉(JSFR)では、使用済み燃料は炉心から炉外燃料貯蔵槽(EVST)に移送される。本研究の目的はEVSTのPRAを実施することによって燃料破損に至る支配的な事故シーケンスを同定することである。JSFRにおけるEVST冷却系は1次系と2次系からなる独立4系統である。JSFR設計情報に基づき、本研究では起因事象の同定、イベントツリー解析、フォルトツリー解析、人間信頼性解析、事故シーケンスの定量化を行った。燃料損傷頻度は10$$^{-6}$$ /年程度と評価された。燃料損傷頻度を高くするのは主に冷却系の除熱機能喪失であった。また、支配的な起因事象は除熱運転1系統故障であった。

論文

Application of Bayesian approaches to nuclear reactor severe accident analysis

Zheng, X.; 玉置 等史; 塩津 弘之; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/11

Nuclear reactor severe accident simulation involves uncertainties, which may result from incompleteness of modeling of accident scenarios, selection of alternative models and unrealistic setting of parameters during the numerical simulation, etc. Both deterministic and probabilistic methods are required to reach reasonable estimation of risk for severe accidents. Computational codes are widely used for the deterministic accident simulations. Bayesian approaches, including both parametric and nonparametric, are applied to the simulation-based severe accident researches at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). In the paper, an overview of these research activities is introduced: (1) Dirichlet process models, a nonparametric Bayesian approach, are applied to source term uncertainty and sensitivity analyses; (2) Gaussian process models are applied to the optimization for operations of severe accident countermeasures; (3) Nonparametric models, include models based on Dirichlet process and K-nearest neighbors algorithm, are built to predict the chemical forms of fission products. Simplified models are integrated into the integral severe accident code, THALES2/KICHE; (4) We have also launched the research of dynamic probabilistic risk assessment (DPRA), and because a great number of accident scenarios will be generated during DPRA, Bayesian approaches would be useful for the boosting of computational efficiency.

論文

Sensitivity study on forest fire breakout and propagation conditions for forest fire hazard curve evaluations

岡野 靖; 山野 秀将

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00517_1 - 16-00517_10, 2017/06

本論文は、ロジックツリーにおける頻度/確率変数の変動に対する森林火災ハザード曲線の感度評価を行ったものである。森林火災の発火時刻に対する感度としては、反応強度と火線強度のハザード曲線の強度をそれぞれ4%と14%増加させる効果があった。発火が生じる地点の発生確率分布に対する感度としては、反応強度と火線強度のハザード曲線の頻度を+70%$$sim$$-40%変化させる効果があった。森林火災に対する広域消防の効果を無視した場合、反応強度と火線強度のハザード曲線の頻度を40-80倍増加させる効果があった。本研究により、森林火災のハザード曲線に対して最も感度の高い要因は、発電所に森林火災が到達する前までに広域消防により消火される効果が期待できるかであることが示された。

論文

Development of a short-term emergency assessment system of the marine environmental radioactivity around Japan

小林 卓也; 川村 英之; 藤井 克治*; 上平 雄基

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(5), p.609 - 616, 2017/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:29.98(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所事故により環境中に放出された放射性物質は、北太平洋、特に本州北東部の沿岸海域に深刻な海洋汚染を引き起こした。このようなシビアアクシデントにより海洋に放出される放射性物質の海洋中移行を調べるために、日本原子力研究開発機構は日本周辺海域における放射性物質濃度を予測する緊急時海洋環境放射能評価システム(STEAMER)を開発した。STEAMERを緊急時環境線量情報予測システム(世界版)WSPEEDI-IIと結合して用いることで、大気および海洋環境中における正確な放射能汚染予測が可能となる。本論文では、STEAMERに海洋データの入力として用いる2種類の3次元海流場、海洋中放射性物質拡散モデル、モデルの適用例、そしてSTEAMERの機能について記述した。

論文

Protective effects of hot spring water drinking and radon inhalation on ethanol-induced gastric mucosal injury in mice

恵谷 玲央*; 片岡 隆浩*; 神崎 訓枝*; 迫田 晃弘; 田中 裕史; 石森 有; 光延 文裕*; 田口 勇仁*; 山岡 聖典*

Journal of Radiation Research, 58(5), p.614 - 625, 2017/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:72.5(Biology)

ラドン($$^{222}$$Rn)ガスを用いたラドン療法は、ラドンガスの吸入とラドンを含む水の摂取の2種類の治療に分類される。温泉水の短期または長期の摂取は胃粘膜血流を増加させ、温泉水治療が慢性胃炎および胃潰瘍の治療に有効であることはわかっているが、粘膜障害に対するラドンの正確な影響やそのメカニズムは不明である。本研究では、マウスのエタノール誘導胃粘膜障害に対する温泉水摂取およびラドン吸入の抑制効果を検討した。マウスを用いて、ラドン2000Bq/m$$^{3}$$を24時間吸入、または温泉水を2週間摂取させた。水中$$^{222}$$Rn濃度は、663Bq/l(供給開始時)から100Bq/l(供給終了時)の範囲にあった。その後、マウスに3種類の濃度のエタノールを経口投与させた。粘膜障害の指標である潰瘍指数(UI)は、エタノールの投与量に依存して増加した。しかし、ラドン吸入または温泉水による処理は、エタノールによるUIの上昇を抑制した。ラドン処理群と無処理対照群では抗酸化酵素の有意差は認められなかったが、ラドンまたは温泉水で事前処理したマウスの胃の過酸化脂質レベルは有意に低かった。これらの結果は、温泉水摂取とラドン吸入がエタノール誘導胃粘膜障害を抑制することを示唆している。

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