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外川 織彦; 大倉 毅史; 木村 仁宣
JAEA-Review 2022-049, 76 Pages, 2023/01
JAEA-Review-2022-049.pdf:3.74MB
原子力施設の建設前及び操業開始後には、平常運転時及び事故時に対する環境影響評価が行われる。これらは、周辺住民の安全の確認と安心の醸成を図ることを主たる目的としている。環境影響評価には、施設周辺の環境モニタリング等による観測・測定と計算モデルによるモデル推定が用いられ、状況や必要性などに応じてそれらのどちらか、あるいは両方を併用して実施される。本報告書では、原子力施設の環境影響評価において利用される観測・測定とモデル推定について、青森県六ヶ所村再処理施設を主たる例として、まず各々の方法、役割と長短、相互の関係性を調査する。次に、観測・測定データとモデル推定結果の代表的な用途例を示し、使用に際しての留意点などを検討する。最後に、観測・測定とモデル推定の高度化や両者の融合という今後の方向性を記述する。
山口 晃範*; 横塚 宗之*; 古田 昌代*; 久保田 和雄*; 藤根 幸雄*; 森 憲治*; 吉田 尚生; 天野 祐希; 阿部 仁
日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 21(4), p.173 - 182, 2022/09
確率論的リスク評価(PRA)から得られるリスク情報は、原子力施設におけるシビアアクシデント対策の有効性を評価するために有用である。再処理施設に対するPRA手法は原子力発電所のそれと比べて未成熟と考えられ、本手法を成熟させるためには事故シナリオの不確実性を低減することが重要となる。本論文では、再処理施設におけるシビアアクシデントである高レベル廃液の沸騰による蒸発乾固への事象進展と、それに伴う放射性物質の移動挙動に関する文献調査の結果をまとめた。Ruの重要な特徴の一つは、事象進展の過程で揮発性化合物を形成することであり、本稿ではその移動挙動を温度に基づいて4段階に分類した。高温まで至った乾固物からはRuは放出されない一方、Csのような他の揮発性元素が放出される可能性がある。実験データは未だに不十分な状態であり、放射性物質の移行挙動の温度依存性を明らかにすることが求められる。
後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦; 森 英人*
日本保全学会第16回学術講演会要旨集, p.221 - 224, 2019/07
東海再処理施設の小型試験設備試験セルにおける使用済燃料片等を用いた試験及び分析セルラインにおける高放射性試料の分析で発生した器具・容器類は、高放射性固体廃棄物として処理される。これらは、輸送容器と呼ばれる遮蔽付きの専用容器に収納されたのち、保管施設へと運搬される。高放射性固体廃棄物の処理については、これまで約40年間実施しており、その間、廃棄物取出し機構と運搬機器等の改良を加えてきた。その結果、従来設備を活かしながら自動化が図れ、作業効率,安全性の向上を達成することができた。
渡邊 浩二; 田代 信介; 阿部 仁; 高田 準一; 森田 泰治
JAERI-Tech 2004-029, 48 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-029.pdf:3.19MB
再処理施設等の核燃料施設の一部の建屋換気系には、換気系フィルタの一種として前置フィルタが用いられている。火災事故時には、この前置フィルタが大量の煤煙によって目詰まりし、差圧が上昇して破損することが考えられる。したがって、放射性物質の閉じ込め機能を維持する観点から、前置フィルタの差圧の時間変化を精度よく予測することは重要である。本研究では、粒径2
m以上の煤煙粒子に対する前置フィルタのDFにも粒径範囲0.7-2mの煤煙粒子に対する実測DFから作成した粒径-前置フィルタのDFに関する実験式が適用できると仮定した。この仮定を用いたCELVA-1Dによる解析結果は、試験結果とよく一致した。
外池 幸太郎; 井沢 直樹; 岡崎 修二; 杉川 進; 竹下 功; 鎌田 滋*
ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. II, 0, p.10.25 - 10.32, 1995/00
定常臨界実験装置(STACY)と過渡臨界実験装置(TRACY)が日本原子力研究所(JAERI)東海研究所の核燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)内に完成し、STACYが1995年2月より運転を開始した。STACYは、低濃縮ウランやプルトニウムを含む硝酸溶液の臨界量を、様々な幾何形状、化学組成等の条件の下で測定する装置である。TRACYは、低濃縮ウランの硝酸水溶液を用いて臨界を超える現象を実現することができる。STACYを用いた実験では、核燃料再処理工場の臨界安全設計に必要な臨界データを取得する。STACYの各種機器の寸法誤差及び溶液燃料の分析精度を考慮して、取得データの精度を予備的に評価したところ、データが計算機コードのベンチマークテストに適用可能である見通しが得られた。
野村 靖; R.Leicht*; P.Ashton*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(8), p.850 - 860, 1994/08
被引用回数：4 パーセンタイル：53.92(Nuclear Science & Technology)典型的な再処理施設モデルのプルトニウム蒸発缶におけるレッドオイル爆発を誘引するおそれのあるシステム異常に対して、そのシナリオ同定、信頼性データの整備、フォールトツリー構築及び解析を行ったので、その結果を報告する。ドイツのモデル再処理施設の場合のシステム異常の発生頻度は、有機溶媒が蒸発缶に流入するシステムエラーの発生頻度2.6
10
/yrに対して、蒸発缶内部の溶液が150
C以上に加熱・継続される異常状態の発生確率1.010
をかけて、2.610
/yrと評価された。
柳澤 宏司; 竹下 功; 野村 正之; 板橋 隆之; 辻野 毅
Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities, p.461 - 470, 1991/00
現在原研で建設・整備を進めている燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、i)臨界安全性に関する研究、ii)核燃料再処理に関する研究、iii)TRU廃棄物の処理処分に関する研究が計画されている。i)については、硝酸ウラン・硝酸プルトニウムの臨界及び過渡臨界データの取得、ii)については、高レベル廃液の群分離を含めた高度化再処理プロセス技術の開発、iii)については、TRU廃棄物の安全処分及び非破壊計測技術の開発が行われる。これらの研究開発の成果は、核燃料サイクル技術の高度化に資するとともに、核燃料サイクル施設の安全評価手法の確立に対する貢献が期待される。本書では、上記の3つの研究内容と実験設備について示し、安全評価手法確立への貢献について述べる。
佐藤 史紀; 堀口 賢一; 山下 昌昭; 小島 順二
no journal, ,
低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、再処理施設より発生する低放射性の廃棄物(廃液、固体の両者)を処理する計画である。このうち、低放射性の廃液としては、再処理施設より発生する低放射性の廃液を蒸発濃縮した「低放射性濃縮廃液」と、廃溶媒等の固化処理に伴い発生する「リン酸塩廃液」の2種類を対象としている。本報告では、このうち「低放射性濃縮廃液」の処理に用いるセメント固化技術の開発について報告する。低放射性濃縮廃液には環境基準の定められた硝酸性窒素に該当する硝酸塩が大量に含まれる。LWTFでは、その硝酸塩を炭酸塩に転換した廃液をセメント固化することを計画している。本報告では、炭酸塩を含む廃液(炭酸塩廃液)のセメント固化技術開発について、ビーカー試験を行った上で実規模大の実証試験を行う開発計画及び全体概要を報告する。
山下 昌昭; 佐藤 史紀; 堀口 賢一; 小島 順二; 坂井 悦郎*; 新 大軌*; 門田 浩史*
no journal, ,
低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、再処理施設より発生する低放射性の廃棄物(廃液、固体の両者)を処理する計画である。このうち、低放射性の廃液としては、再処理施設より発生する低放射性の廃液を蒸発濃縮した「低放射性濃縮廃液」と、廃溶媒等の固化処理に伴い発生する「リン酸塩廃液」の2種類を対象としている。本報告では、このうち「低放射性濃縮廃液」の処理に用いるセメント固化技術の開発について報告する。低放射性濃縮廃液には環境基準の定められた硝酸性窒素に該当する硝酸塩が大量に含まれる。LWTFでは、その硝酸塩を炭酸塩に転換した廃液をセメント固化することを計画している。本報告では、ビーカー試験で設定した固化条件を実規模(200Lドラム缶大)で実施した実証試験の結果を報告する。
