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Noseck, U.*; Sch
fer, T.*; Alonso, U.*; 浜本 貴史*; Havlova, V.*; Hibberd, R.*; 石寺 孝充; 北村 暁; Klajmon, M.*; Missana, T.*; et al.
Applied Geochemistry, 201, p.106762_1 - 106762_23, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00グリムゼル試験場(GTS)での長期原位置試験(LIT)および対応するモックアップ実験において、地球化学的条件が変化する環境での
Se(VI)、
Tc(VII)、
U(VI)、
Np(V)、
Am(III)、Th(IV)および
Pu(IV)の挙動をより深く理解するために、熱力学ベンチマーク計算を実施した。本計算では、これらの元素の地球化学的な溶存状態評価モデルとデータベースの状況を確認することも目的としている。これらの実験は、結晶質岩石中に設置されたベントナイト人工バリアを含む放射性廃棄物処分場概念における廃棄体近傍の場をシミュレートしており、その知見は放射性廃棄物処分場の長期安全性評価に貢献する。
Park, Y.-J.*; 澤田 淳; 小堤 健紀*; 田中 達也*; 橋本 秀爾*; 森田 豊*
Proceedings of 3rd International Conference on Discrete Fracture Network Engineering (DFNE 2022) (Internet), 8 Pages, 2022/00
高レベル放射性廃棄物の地層処分の安全評価には地層中の長期にわたる地下水流動と核種移行プロセスの把握が求められる。沿岸部地下環境において、地下水流動は海水起源の塩水と陸水起源の淡水の密度差による複雑な相互作用の影響を受ける。加えて、数百万年の長期においては、海進・海退に伴う海水準変動の影響を受ける。本研究では、そのような沿岸域における亀裂性の結晶質岩を対象とした処分場の地下水流動と核種移行を評価するため、塩分濃度と地下水流速などの地下水環境の長期的な変遷を評価するための広域スケールとブロックスケールを組み合わせた評価フレームを構築した。
仲野谷 孝充; 神谷 潤一郎; 吉本 政弘; 高柳 智弘; 谷 教夫; 古徳 博文*; 堀野 光喜*; 柳橋 享*; 竹田 修*; 山本 風海
JAEA-Technology 2021-019, 105 Pages, 2021/11
JAEA-Technology-2021-019.pdf:10.25MB
J-PARC 3GeVシンクロトロン加速器ではビーム出力の増強に伴い、ビーム入射部付近では放射化による機器の表面線量と空間線量率が年々増加している。一方でビーム入射部には人の手によるメンテナンスが欠かせない機器が多数存在しており、作業者の被ばく低減が重要な課題であった。そのため、本加速器施設を管理するJ-PARCセンター加速器ディビジョン加速器第二セクションにおいて、作業者の被ばく低減のための遮蔽体設置を目的としたワーキンググループ「入射部タスクフォース」を設立し、遮蔽体の構造や設置方法等について検討を重ねてきた。結果、ビーム入射部の構造を一部更新し、必要な際に容易に取付けが可能な非常設型の遮蔽体を設置することとした。そして、2020年夏期メンテナンス期間に遮蔽体の設置に必要な更新作業を実施し、遮蔽体の設置を行った。更新作業は高線量下で長期間に渡るため、作業員の被ばく量を抑えることが重要な課題であった。このため、事前に入念に作業計画と作業手順を作成し、作業期間中も様々な被ばく低減対策と個々の被ばく管理を行った。これにより、作業者の被ばく線量を管理目標値以下に抑えることができた。本作業の実施により、ビーム入射部に取付け取外し可能な遮蔽体を設置できるようになった。この遮蔽体により入射部近傍での作業時の被ばく線量の低減に寄与できることが確認できた。夏期メンテナンス期間中のほぼすべてで入射部を占有する大規模な作業となったが、今後の保守作業における被ばく抑制のためには非常に有意義な作業であったと考えられる。
仲野谷 孝充; 神谷 潤一郎; 吉本 政弘; 高柳 智弘; 谷 教夫; 古徳 博文*; 堀野 光喜*; 柳橋 享*; 竹田 修*; 山本 風海
Proceedings of 18th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.238 - 242, 2021/10
J-PARC 3GeVシンクロトロン加速器ではビーム出力の増強に伴い、ビーム入射部付近では放射化による機器の表面線量と空間線量率が年々増加している。一方でビーム入射部には人の手によるメンテナンスが欠かせない機器が多数存在しており、作業者の被ばく低減が重要な課題であった。特に今後、本加速器の設計値である1MWで定常的な運転をしていくとさらなる機器の放射化が予想されるため、作業者の被ばくを低減するには遮蔽体の設置が必須である。遮蔽体の形状、設置方法等について検討を重ねた結果、ビームライン架台に対して取り外し可能な遮蔽体を設置することとした。そして、2020年夏季メンテナンス期間に遮蔽体の設置作業を実施した。遮蔽体の設置作業は高線量下で行われるため、作業員の被ばく量を抑えることが重要な課題であった。被ばく低減を図るため、入念に作業計画と作業手順を作成し、また、作業期間中も様々な被ばく低減対策と個々の被ばく管理を行った。これにより、作業者の最大の被ばく線量を管理目標値以下に抑えて作業を完遂することができた。遮蔽体設置後に遮蔽効果を検証した結果、この遮蔽体によって入射部近傍での被ばく線量が大幅に低減することが確認できた。本発表では設置した遮蔽体の概要、設置作業に係る作業管理・放射線管理及び遮蔽効果について報告する。
奥野 浩; 山本 一也
JAEA-Review 2020-066, 32 Pages, 2021/02
JAEA-Review-2020-066.pdf:3.01MB
国際原子力機関(International Atomic Energy Agency、略称: IAEA)は、アジア原子力安全ネットワーク(Asian Nuclear Safety Network、略称: ANSN)の活動を2002年から実施している。その一環としてANSNの下に原子力あるいは放射線災害を対象とする平時の備えと緊急時への対応に関するグループ(Topical Group on Emergency Preparedness and Response、略称: EPRTG)を2006年に設立した。EPRTGの提案に基づきIAEAは2006年から2017年までの12年間に23件のアジア地域ワークショップを実施した。緊急時対応に関するテーマ分野には、原子力防災訓練,緊急時医療,原子力・放射線緊急事態後の長期的対応,国際協力,国の原子力防災体制整備などがあった。日本原子力研究開発機構は、RPRTG設立当初からコーディネータを輩出し、その活動を主導してきた。本報告書は、EPRTGの提案に基づきIAEAが2017年までに実施したアジア地域ワークショップの概要をまとめたものである。
島崎 洋祐; 小野 正人; 栃尾 大輔; 高田 昌二; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 濱本 真平; 篠原 正憲
Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.1034 - 1042, 2016/03
HTTRでは起動用中性子源として、
Cf(3.7GBq
3個)を炉心内に装荷し、約7年の頻度で交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷、中性子源ホルダ収納ケース及び中性子源用輸送容器への収納は販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。中性子源ホルダの黒鉛ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回の交換作業において、輸送容器に中性子源ホルダを取扱う上でのリスクが2つ確認された。従来の輸送容器は大型(
1240mm、h1855mm)で床に固定できないため、地震時の輸送容器のズレを原因とする漏えい中性子線・
線による被ばくのリスクがあった。また、中性子源ホルダ収納ケースが長尺(155mm、h1285mm)で、メンテナンスピット内の適切な作業位置に引込めないため、中性子源ホルダの遠隔操作による取扱いが困難となり、ホルダが誤落下するリスクがあった。そこで、これらの問題を解決する、新たな輸送容器を低コストで開発した。まず、被ばくのリスクを排除するために、メンテナンスピット上部のフロアにボルト固定できるよう輸送容器を小型化(820mm、h1150mm)した。また、中性子源ホルダケースをマニプレータで適せつな位置に引き込めるように小型化(75mm、h135mm)かつ単純な構造とし、取扱性を向上させた。その結果、2015年に行った中性子源ホルダ取扱作業は安全に完遂された。同時に、製作コストの低コスト化も実現した。
福島研究開発部門 福島環境安全センター
JAEA-Review 2014-051, 121 Pages, 2015/03
JAEA-Review-2014-051.pdf:64.45MB
東京電力福島第一原子力発電所の事故により汚染された広大な環境の除染のために、日本原子力研究開発機構は内閣府より「除染モデル実証事業」を受託し、避難区域内の11市町村16か所において広範な試験を行った。この大規模試験事業においては、個々の除染技術の適用性や効果に関する詳細で現実的なデータを得たのみならず、除染作業員の安全確保、コスト、発生する除染物の取扱いなどさまざまな情報を集約し、広域除染に関する知識基盤を国に対して提供することとなった。詳細な和文報告書はすでに別途公開されている。本報告書はその忠実な英訳ではなく、モデル事業終了後の実際の除染の進捗や除染に係る国際的な議論を加えて新たに執筆したものである。この第1分冊では、このような詳細で大規模な「除染モデル実証事業」を必要とした背景を含め、事業の全体成果をまとめた。第2分冊において当該事業で得られた成果の実際の除染事業への反映、事業終了後の線量の推移、除染に関する技術開発、実際の除染事業の進捗、および除染に関する国際的な議論などについて述べる。
森 英人; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 佐藤 宗一; 北尾 貴彦; 駿河谷 直樹
日本保全学会第11回学術講演会要旨集, p.132 - 138, 2014/07
東海再処理施設のグローブボックスフィルターケーシングに腐食による微細な貫通孔が生じた。調査の結果、貫通孔周辺は、溶接時の熱影響により鋭敏化が進み耐食性が低下していたことに加え、塩素を含む湿潤環境の影響により、腐食が進行したことが原因として考えられた。このため、貫通孔を含む周辺部位を撤去し、新たに製作したケーシングの一部をTig溶接により接続した。本件ではこれら一連の作業内容について報告する。
大島 総一郎; 白石 邦生; 島田 太郎; 助川 武則; 柳原 敏
JAERI-Tech 2005-046, 46 Pages, 2005/09
JAERI-Tech-2005-046.pdf:3.43MB
OECD/NEAが標準化した廃止措置費用項目に対して、費用特性に基づいたグループ分けを行い、労務費,装置資材費,経費からなる、廃止措置費用の評価モデルを作成し、原子炉施設の廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)に実装した。そして、JPDRの廃止措置を対象に廃止措置費用評価のための入力データファイル及びデータベースを作成し、COSMARDを用いて廃止措置費用を計算した。その結果、全費用に寄与の大きい費用項目は、解体作業費用及び廃棄物の処理・処分費用であることがわかった。また、BWR大型原子力発電所の廃止措置を対象にCOSMARDを用いて廃止措置費用を計算し、COSMARDの適用可能性を検討した。これらの検討により、COSMARDを用いて原子力施設の廃止措置費用評価の検討が効率よく実施できることがわかった。
峰原 英介; 羽島 良一; 飯島 北斗; 菊澤 信宏; 永井 良治; 西森 信行; 西谷 智博; 沢村 勝; 山内 俊彦
Proceedings of 27th International Free Electron Laser Conference (FEL 2005) (CD-ROM), p.305 - 308, 2005/00
原研高出力ERL-FELは10kWよりも高出力高効率FELに拡張された。これは原子力エネルギー産業、とその他の重工業たとえば防衛,造船,化学工業,環境科学,スペースデフリ処理,エネルギー伝送などのために開発されたものである。波長可変,高効率,高平均出力,高ピーク出力,極短パルスを実現するために、エネルギー回収配位を持つ原研独自のコンパクト,自立式,無蒸発型超伝導リニアックによって駆動される効率的な高出力のFELが必要である。このERL-FELに関する議論はこの10kWアップグレードの現状と原子力発電所の廃炉措置を行うための非熱剥ぎ取り,切断,穿孔などの応用と、また小さな立方体の低炭素ステンレス鋼を用いて、定常運転状態での原子力発電所における冷間加工応力腐食割れ故障予防の原理検証を成功裏に実行できたことについて述べられる。
宮本 幸博; 酒巻 剛*; 前川 修*; 中島 宏
JAERI-Tech 2004-054, 72 Pages, 2004/08
本報告書は、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の放射線安全管理設備としてLAN-PLC方式放射線モニタを導入するにあたり機器仕様の標準化を図るため、その標準規格を大強度陽子加速器施設開発センターとしてまとめたものである。LAN-PLC方式放射線モニタは、現場に配置される検出端・測定系とPLCシステムにより構成される放射線監視盤をLANで接続する形態の放射線モニタリングシステムである。本規格を作成するにあたっては、従来規格の拡張及び国際標準規格への準拠という観点を重視した。本規格により、各構成機器について、互換性,保守性及び生産性の向上が期待される。
宮本 幸博
放計協ニュース, (32), p.2 - 3, 2003/10
J-PARC(大強度陽子加速器施設)は、日本原子力研究所(原研)と高エネルギー加速器研究機構が共同で、原研東海研究所敷地内に建設中の大型高エネルギー加速器施設であり、施設稼動後は、物質科学,生命科学,原子力工学,素粒子物理,原子核物理等における最先端研究に供される予定である。J-PARCにおいては、ハドロンカスケードにより、エネルギー範囲が広く多様なパルス状放射線が発生し、一般的な放射線測定機器では十分な応答を得られない状況も予想される。また、加速器機器等については、放射化により残留放射線レベルが非常に高くなると予想され、残留放射線レベルに応じて表面汚染も発生する。そこで、J-PARCの放射線安全管理設備を整備するにあたっては、上記の特性に対応するとともに、原子力分野における近年の社会的要請等に配慮しつつ、放射線エリアモニタの特性改善,LAN-PLC方式放射線モニタの開発,自走式エリアモニタの開発,加速器トンネルに対する入退管理の徹底等について検討を進めている。
大井川 宏之
JAERI-Conf 2003-012, 317 Pages, 2003/09
JAERI-Conf-2003-012.pdf:28.6MB
加速器駆動核変換システム(ADS)技術に関する研究開発の現状と将来計画について、各国の取組みを紹介し、国際協力ネットワークの構築を促進することを目的として、平成15年3月24, 25日に国際シンポジウム「加速器駆動核変換システムとアジアADSネットワークの構築」を開催した。米国,欧州,日本,韓国,中国におけるADSの研究開発状況や、加速器分野及び核物理分野での研究開発の取組みが紹介された。パネル討論では、ADSの技術課題の克服に不可欠な国際協力及び分野間相乗効果について討議が行われた。これらの議論を通して、国際協力ネットワーク構築の重要性に対する共通の理解が促進された。
浅野 芳裕
放射光, 16(2), p.120 - 122, 2003/03
2002年10月にフランス、グルノーブルで行われた第2回放射光施設における放射線安全に関する国際ワークショップ会議の模様を報告した。本会議は放射光施設にかかわる放射線安全を討議する世界規模での唯1つの会議であり、世界の主な放射光施設が一同に会して放射光施設放射線安全に関する討議を行った。
宮本 幸博; 池野 香一; 秋山 茂則*; 原田 康典
JAERI-Tech 2002-086, 43 Pages, 2002/11
大強度陽子加速器施設の放射線防護上の特徴と、放射線安全管理設備を設計するうえでの基本的な考え方についてまとめた。大強度陽子加速器施設は、世界最高強度の高エネルギー陽子加速器を中核とした大規模複合施設であり、施設固有の特徴を多く有している。本報告では、大強度陽子加速器施設の特徴を考慮のうえ、整備すべき放射線安全管理設備の仕様について議論した。
辻 宏和; 藤井 英俊*
Proceedings of 10th German-Japanese Workshop on Chemical Information, p.127 - 130, 2002/00
304ステンレス鋼照射材のクリープ破断特性を予測することを目的として、原研で整備した材料データベースをもとに、ベイズ推定とニューラルネットワークを組み合わせたモデルを構築した。応力水準を、クリープ破断時間,クリープ試験温度,材料の化学組成(10元素),熱処理温度,熱処理時間,中性子照射温度,高速中性子照射量,熱中性子照射量,照射時間の関数としてモデル化した。モデル化に用いたのは材料データベースに格納されている347クリープ破断データセットである。ベイズ推定を適用することでエラーバーを含めた予測が可能となり、個々の条件因子の重要度がわかるようになった。
大島 総一郎; 助川 武則; 白石 邦生; 柳原 敏
JAERI-Tech 2001-086, 83 Pages, 2001/12
JAERI-Tech-2001-086.pdf:5.23MB
原子炉施設の廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)を用いて、JPDR解体作業に関するプロジェクト管理データ(人工数,被ばく線量等)の計算を行い、計算値と実績値とを比較することにより、COSMARDの妥当性について検討した。また、準備作業と後処理作業の難易度を変更した計算に容易に対応できるよう、作業構成の設定方法やデータベースの構成を改良するとともに、切断・収納作業の各種作業条件に対する感度解析を試みた。この結果、実際の解体作業に対応した条件が容易に設定できること,計算結果と実績値が比較的良く一致することなどによりCOSMARDの妥当性が確認できた。また、解体作業における切断速度、準備作業と後処理作業における難易度は、各々
30%の範囲で人工数の変動に影響することなどが明らかになった。
柳原 敏; 立花 光夫; 島田 太郎; 助川 武則; 白石 邦生
8th International Conference on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (ICEM '01), Vol.2, p.1247 - 1251, 2001/10
廃棄物管理や規制に関する観点から、JPDR廃止措置プロジェクトで実施された建家構造物の解体と管理区域の解除に関するクリーンアップ作業を評価するとともに、将来の廃止措置に反映すべき課題をまとめた。特に、初めて適用した、施設の運転履歴の調査、建家表面の汚染状況の調査、除染と確認測定等の手順を整理するとともに、将来の廃止措置で必要となる、管理区域解除の手順や放射能測定等のための知見をまとめた。これらは、将来、廃止措置プロジェクトの安全で合理的な実施に必要となる規制の検討や標準化に有効と考えられる。
柳原 敏; 助川 武則; 白石 邦生
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(3), p.193 - 202, 2001/03
原子炉施設の廃止措置計画の策定をより効率的に実施するために、廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)を開発した。本システムでは、廃止措置の作業構成に基づいて、解体作業計画の検討に必要な人工数、作業者被ばく線量、廃棄物発生量等を実際の経験から導出した単位作業係数や作業性低下係数を用いて計算する。また、放射能インベントリーや線量当量率の計算とその図形出力、プログラム間のデータの相互利用が可能となるよう情報の統合化が図られている。さらに、プロダクションルールとして、あらかじめ設定した作業構成や作業条件を再構築することにより廃止措置プロジェクトをモデル化する方法を採用した。この結果、グラフィカルユーザーインターフェイスを用いた効率的な情報の統合化による廃止措置プロジェクトの容易なモデル化、また、これまでの経験を反映した各種プロジェクトデータの計算が可能になった。他方、開発したシステムを用いてJPDR解体作業の人工数や被ばく線量を計算し、その結果を実績値と比較して計算モデルの妥当性を検証し、本システムが原子炉施設の廃止措置計画に適用できる見通しを得た。
Hieu, N. M.*; 熊沢 蕃
JAERI-Research 2000-065, 28 Pages, 2001/02
JAERI-Research-2000-065.pdf:1.63MB
本報告書は医療分野における放射線防護体系と線量分布の関係を調べるため、ベトナム原子力委員会(VAEC)第103病院32名の線量データを対数正規及び混成対数正規モデルを適用して解析したものである。解析した1994年の月線量データはVAEC制定基準4.2mSv/月に比べ十分低く、全線量範囲で対数正規性を示す反面、大多数のデータが存在する0.3mSv/月以下の線量域に着目すると、被ばく低減効果を反映する混成対数正規性が確認された。月線量データを職種,線源,作業者または月別に層別化しても分布則性の傾向は同じであった。年線量データも全線量域で対数正規性の反面、1mSv以下では同様に被ばく低減を反映する混成対数正規性を示した。これより、病院における線量分布にも注意深く分析すれば、実際の被ばく低減努力の効果が確認でき、防護の有効性評価が可能になることが知られた。
