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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

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。

論文

Hazard curve evaluation method development for a forest fire as an external hazard on nuclear power plants

岡野 靖; 山野 秀将

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(8), p.1224 - 1234, 2016/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:42.29(Nuclear Science & Technology)

森林火災に対するハザード曲線の評価手法を構築した。手法は、ロジックツリーの構築、火災強度の応答曲面の導出、モンテカルロシミュレーション、年超過確率の導出のステップからなる。ロジックツリーは、森林火災発生・延焼条件、天気条件、植生・地形条件から構成される。高速炉立地近傍での植生条件・天候条件を与え、燃焼強度と火線強度のハザード曲線を導出した。

論文

Effects of $$alpha$$-radiation on a direct disposal system for spent nuclear fuel, 1 Review of research into the effects of $$alpha$$-radiation on the spent nuclear fuel, canisters and outside canisters

北村 暁; 高瀬 博康*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.1 - 18, 2016/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.58(Nuclear Science & Technology)

使用済燃料の再処理を経て生成するガラス固化体の地層処分だけでなく、使用済燃料そのものを深地層中に処分(直接処分)する可能性について、日本の地層処分計画において検討される可能性が出てきている。使用済燃料の直接処分においては、廃棄体中の放射濃度が高く、放射線による影響も高くなる。放射線による影響の可能性の具体例としては、キャニスターの腐食量が増える、放射線によって地下水が変質することで酸化性化学種が生成し還元型地下水が酸化される、使用済燃料の溶解速度が上昇するといったことが挙げられる。安全評価における$$alpha$$線による影響に特に注目し、本研究では使用済燃料、キャニスターおよびキャニスター外部における$$alpha$$線の影響に関する研究をレビューした。

論文

Effects of $$alpha$$-radiation on a direct disposal system for spent nuclear fuel, 2; Review of research into safety assessments of direct disposal of spent nuclear fuel in Europe and North America

北村 暁; 高瀬 博康*; Metcalfe, R.*; Penfold, J.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.19 - 33, 2016/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.58(Nuclear Science & Technology)

使用済燃料の再処理を経て生成するガラス固化体の地層処分だけでなく、使用済燃料そのものを深地層中に処分(直接処分)する可能性について、日本の地層処分計画において検討される可能性が出てきている。使用済燃料の直接処分においては、廃棄体中の放射濃度が高く、放射線による影響も高くなる。放射線による影響の可能性の具体例としては、キャニスターの腐食量が増える、放射線によって地下水が変質することで酸化性化学種が生成し還元型地下水が酸化される、使用済燃料の溶解速度が上昇するといったことが挙げられる。このことから、ガラス固化体の地層処分では問題とならないと思われる放射線による影響について、使用済燃料の直接処分の安全評価では考慮することが必要となる。安全評価における$$alpha$$線照射影響に特に注目して、本研究では直接処分を計画している日本以外の国々の安全評価をレビューした。本レビューは、日本における直接処分の安全評価に適切な論点を明確にした。

報告書

環境被ばく線量評価コード(EDAS)の開発

滝 光成; 菊地 正光; 小林 秀雄*; 山口 武憲

JAERI-Data/Code 2003-006, 99 Pages, 2003/05

JAERI-Data-Code-2003-006.pdf:6.97MB

本コードは、国の安全審査時における原子炉施設の設置許可及び設置変更許可申請に伴う平常運転時の線量評価と想定事故時の一般公衆の線量評価に用いられている。評価方法は、ICRP 1990年勧告を取り入れて平成13年3月に改訂された原子力安全委員会から出されている「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」,「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」及び「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の線量評価について」に基づいていた評価式及びパラメータを用いて行っている。本報告は、計算処理の簡便性と他事業所等での汎用性を考慮し、従来別々に使用してきた計算コード群をパーソナルコンピュータで一括して使用できる環境被ばく線量評価コードとして開発したものである。なお、本コードは英語版も作成しており、その取扱マニュアルも別途用意している。英語版は国際協力に役立つことが期待できる。

報告書

事故放出トリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードACUTRI

横山 須美; 野口 宏; 龍福 進*; 佐々木 利久*; 黒澤 直弘*

JAERI-Data/Code 2002-022, 87 Pages, 2002/11

JAERI-Data-Code-2002-022.pdf:4.26MB

D-T燃焼核融合炉の燃料として使用されるトリチウムは、国際熱核融合実験炉(ITER)のような核融合実験炉の安全評価上最も重要な核種である。そこで、我が国における核融合実験炉の許認可申請や安全評価法の検討に資するため、施設の事故時に大気中に放出されるトリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードACUTRIを開発した。ACUTRIは、トリチウム特有の環境中移行モデルと国際放射線防護委員会(ICRP)の線量評価モデルに基づき個人のトリチウム線量を評価するコードである。本コードは、従来の原子力施設に対する安全評価法との整合性を図るため、原子力安全委員会の指針に準じた気象に関する統計計算も可能となっている。トリチウムガス(HT)とトリチウム水(HTO)の大気拡散モデルにはガウスプルームモデルを使用した。本コードで考慮した内部被ばく経路は、施設から大気中に放出されたトリチウムの1次プルームからの吸入被ばく及び地表面に沈着した後、大気へ再放出したトリチウムの2次プルームによる吸入被ばくである。本報告書は、ACUTRIコードの概要,使用マニュアル,試算結果等についてまとめたものである。

報告書

確率論的安全評価手法GSRW-PSAによる地層処分システムの不確かさ解析; パラメータ不確かさ及び天然バリアの概念モデル不確かさの検討

武田 聖司; 木村 英雄

JAERI-Research 2002-014, 20 Pages, 2002/07

JAERI-Research-2002-014.pdf:1.37MB

地層処分の安全評価に伴う不確かさのうち、パラメータ不確かさとモデル不確かさに起因した影響評価を目的として、確率論的評価手法(GSRW-PSA)の開発を行った。不確かさの影響評価に先立ち、人工バリア及び天然バリア中の核種移行評価モデルに関して決定論的なベンチマーク計算を行い、評価コードの特性・適用性を明らかにした。次に、GSRW-PSAを用いて、HLW処分の重要核種であるCs-135及びSe-79を対象とした人工バリア及び天然バリアに関するパラメータ不確かさ解析を行った。さらに、天然バリアにおける地質媒体の概念化の違いとして、多孔質媒体と亀裂性媒体による近似モデルを想定し、概念化の違いによる影響の評価を実施した。

報告書

クリアランスレベル設定のための確率論的解析コードシステム; PASCLRユーザーズマニュアル

高橋 知之*; 武田 聖司; 木村 英雄

JAERI-Data/Code 2000-041, 108 Pages, 2001/01

JAERI-Data-Code-2000-041.pdf:4.86MB

原子炉施設等から発生する放射性廃棄物のうち、放射性核種濃度が極めて低いために、それに起因する線量が自然界の放射線レベルに比較して十分に小さく、人の健康へのリスクが無視できるものであれば、当該物質を放射性物質としての規制管理からはずすことが考えられている。この行為をクリアランスといい、その核種濃度をクリアランスレベルという。原子力安全委員会のクリアランスレベル導出にあたっては、パラメータ値に平均的な値あるいは保守的な値に対する決定論的手法が用いられた。また、決定論的手法により導出されたクリアランスレベルの妥当性を確認するため、あわせて確率論的解析を実施した。この解析を行うため、モンテカルロ法による確率論的解析コードシステムPASCLRを開発した。本報告書は、PASCLRコードの構成及び使用法について記述したものである。

論文

A Study of actinide decay chains on the environmental effect of a geologic disposal of rock-like oxide fuels and uranium-plutonium oxide fuels

木村 英雄; 高野 秀機; 室村 忠純

Journal of Nuclear Materials, 274(1-2), p.197 - 205, 1999/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:55.31

環境安全性の観点から、岩石型プルトニウム燃焼法の有用性を示すために、同様にプルトニウムリサイクルを前提とするMOX燃料の直接処分と比較評価を行った。評価解析は、ウラン燃料1トンに相当する使用済核燃料を花崗岩岩体に直接処分した場合について、地下水移行シナリオに基づいて実施し、飲料水摂取による個人被ばく線量を算出した。その結果、岩石型燃料の処分に起因する被ばく線量は、MOX燃料に比べ2桁以上低く、本燃焼法の優位性を確認することができた。

論文

欧州におけるトカマク核融合炉設計:SEAFP/SEAL

関 泰

プラズマ・核融合学会誌, 74(9), p.939 - 943, 1998/09

欧州においてなされた二つの核融合炉の環境安全性検討プロジェクトSEAFP(Safety and Environmental Assessment of Fusion Power)とSEAL(Safety and Environmental Assessment of Fusion Power - Long Term)の概要を文献に基づいて紹介する。

報告書

分配係数の相互比較実験; 実験者による測定値の差異に関する検討

高橋 知之; 武部 愼一; 木村 英雄; 松鶴 秀夫; 保田 浩志*; 内田 滋夫*; 佐伯 明義*; 馬原 保典*; 佐々木 規行*; 芦川 信雄*; et al.

JAERI-Research 97-089, 25 Pages, 1997/12

JAERI-Research-97-089.pdf:1.11MB

分配係数は、環境中における核種の移行を評価するための様々なモデルに用いられており、原子力施設の安全評価上極めて重要なパラメータである。このため「環境放射能研究委員会、環境放射能挙動専門部会」の安全評価用パラメータ検討WGでは、分配係数の測定及び利用に関する標準的方法を提言することを目的に検討を進めている。分配係数の標準的測定法を提言するための一環として、$$^{60}$$Co及び$$^{137}$$Csの分配係数の相互比較実験を複数の機関の20人で実施し、実験者による測定値の差異について検討を行った。この結果、液性がほぼ同一の実験条件においては、振とう器による場合はファクター2~3程度、ハンドシェイクの場合はファクター2以下の変動幅を示した。

報告書

岩石型及びMOX使用済核燃料地層処分の環境影響評価

木村 英雄; 松鶴 秀夫; 高野 秀機; 室村 忠純

JAERI-Research 97-049, 25 Pages, 1997/07

JAERI-Research-97-049.pdf:1.42MB

使用済岩石型プルトニウム燃料は、一般軽水炉の使用済燃料や再処理を伴う高レベル放射性廃棄物と同様に、地層処分されるものと考えられる。ここでは、環境安全性の観点から、岩石型プルトニウム燃焼法の有用性を示すために、同様にプルトニウムリサイクルを前提とするMOX燃料の直接処分と比較評価を行った。評価解析は、ウラン燃料1トンに相当する使用済核燃料を花崗岩岩体に直接処分した場合について、地下水移行シナリオに基づいて実施し、飲料水摂取による個人被ばく線量を算出した。その結果、岩石型燃料の処分に起因する被ばく線量は、MOX燃料に比べ2桁以上低く、本燃焼法の優位性を確認することができた。

論文

PWR small break Loss-of-Coolant-Accident Experiment at ROSA-V/LSTF with a combination of secondary-side depressurization and gravity-driven safety injection

与能本 泰介; 近藤 昌也; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(6), p.571 - 581, 1997/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:60.08(Nuclear Science & Technology)

小破断事故の影響緩和を目的とした二次系自動減圧と重力注入系(GDIS)の組み合わせ使用の有効性を、ROSA-V/LSTF装置を用いて2インチ配管破断実験を行うことにより検討した。この組み合わせは、いくつかの次世代加圧水型炉の設計において、使用されている。この実験では、現行炉の蓄圧安全注入系のかわりとして本研究で提案する減圧沸騰型安全注入系(FDIS)の試験も行った。その結果、1)二次系減圧により一次系はGDIS作動圧力にまで滑らかに減少する、2)FDIS作動による減圧阻害は見られない、さらに、3)自然循環流量は、一次系質量インベントリ、二次系温度の変化、さらに溶存ガスの析出による伝熱管での不凝縮ガスの蓄積に影響を受ける、ことを明らかにした。さらに、RELAP5/MOD3コードを用いた実験解析から、本コードは圧力挙動を良く予測するが、蒸気発生器伝熱管での非一様な流動挙動や、溶存ガス挙動に関するモデルを有しないために、自然循環流動を適切に予測できないことを明らかにした。

報告書

JRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のためのTHYDE-Wコードによる冷却異常事象解析

神永 雅紀; 山本 和喜

JAERI-Tech 97-016, 120 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-016.pdf:3.76MB

JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl$$_{x}$$-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3のシリサイド燃料化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のための冷却異常事象の解析について述べたものである。評価すべき冷却異常事象として、運転時の異常な過渡変化及び事故の計6事象を選定し、THYDE-Wコードにより解析した。その結果、選定した冷却異常事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。

報告書

JRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のためのEUREKA-2コードによる反応度投入事象解析

神永 雅紀

JAERI-Tech 97-014, 125 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-014.pdf:4.04MB

JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl$$_{x}$$-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3シリサイド燃料化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象の解析について述べたものである。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化5事象を選定し、EUREKA-2コードにより解析した。その結果、選定した反応度投入事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。

論文

Near surface disposal of very low level waste generated from reactor decommissioning and related safety requirements

大越 実; 吉森 道郎; 阿部 昌義

Planning and Operation of Low Level Waste Disposal Facilities IAEA-SM-341/70, 0(0), p.416 - 425, 1997/00

将来の商業用発電炉の解体を円滑に進めるためには、解体に伴って大量に発生する放射能レベルの極めて低い放射性廃棄物を安全かつ合理的に処分することが重要である。このため、放射能レベルが極めて低いコンクリート廃棄物を埋設処分する際の安全確保の考え方等が、原子力安全委員会等において定められている。原研においては、上記の安全確保の考え方等に基づいて、放射能レベルが極めて低いコンリート廃棄物を安全に浅地中処分することができることを実証するために、JPDRの解体に伴って発生した廃棄物を東海研の敷地内において埋設し、試験を行っている。本講演においては、原子力安全委員会等が定めた安全確保の考え方等を紹介すると共に、本廃棄物埋設施設の概要、操業経験、モニタリング計画、周辺環境への影響評価解析結果等について報告する。

論文

極低レベルコンクリート廃棄物の埋設実地試験

阿部 昌義; 大越 実; 吉森 道郎

デコミッショニング技報, 0(15), p.50 - 58, 1996/12

将来の商業用原子炉施設の解体等により大量に発生することが予測される放射能レベルの極めて低いコンクリート片等については、そのまま埋没処分するといった合理的処分方策を具体化する必要がある。このための安全性実証試験として、動力試験炉(JPDR)の解体実地試験で発生した放射能レベルの極めて低いコンクリート等廃棄物約1,670トンを用いた廃棄物埋設実地試験を実施しており、この試験内容について紹介する。本投稿においては、実地試験に使用する施設、埋設対象とした廃棄物、埋設方法、施設の安全管理等の概要を述べるとともに、施設周辺の環境モニタリング及び環境影響評価内容を紹介する。また、廃棄物定置開始後のモニタリング結果の一例を紹介する。

報告書

JRR-4シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象解析

神永 雅紀; 山本 和喜; 渡辺 終吉; 中野 佳洋

JAERI-Tech 95-040, 79 Pages, 1995/07

JAERI-Tech-95-040.pdf:2.25MB

JRR-4は、高濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、黒鉛反射体付プール型炉であり、熱出力は3.5MWである。JRR-4では、現在、低濃縮化計画が進められており、燃料としてはウランシリコンアルミニウム(U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-4の低濃縮化計画の一環として実施したJRR-4シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象の解析について述べたものである。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化4事象を選定して解析した。解析では、1点近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。その結果、選定した反応度投入事象は、運転時の異常な過渡変化時の安全性を判断する基準を満足し、いずれも安全が確保されることを確認した。

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