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報告書

STACY(定常臨界実験装置)施設の更新に係るモックアップ試験(給排水システムの性能確認)

関 真和; 前川 知之; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

JAEA-Technology 2017-038, 52 Pages, 2018/03

JAEA-Technology-2017-038.pdf:4.6MB

日本原子力研究開発機構では、溶液燃料を用いるSTACY(定常臨界実験装置)施設を「棒状燃料と軽水減速材を用いる熱中性子炉用臨界実験装置(STACY更新炉)」に更新する計画を進めている。これまでのSTACYは、炉心タンクへ供給する溶液燃料の体積を調整する液位制御方式を採用していたが、STACY更新炉は、炉心タンクへ減速材の給水量を調整する水位制御方式を採用する。この水位制御について、これまでに行った基本設計の妥当性を検証するため、実機とほぼ同一構造の設備・機器を用いた給排水系モックアップ試験装置を製作した。モックアップ試験では、最大給水流量の制限、給水流量の調整、給水停止等の性能確認を行った。本書では、STACY更新炉給排水系のモックアップ試験の結果について報告する。

報告書

分析・研究施設第1期施設設計報告書

市村 隆人; 高橋 育; 岩佐 薫; 野澤 芳彦

JAEA-Technology 2017-037, 322 Pages, 2018/03

JAEA-Technology-2017-037.pdf:71.36MB

大熊分析・研究センターの施設整備は、福島第一原子力発電所の廃止措置を推進するため、国の定めるロードマップに従い、第1期施設と第2期施設に区分して整備を進めているところである。第1期施設として、放射線量が低・中線量の廃棄物(ガレキ, 伐採木(焼却灰)、解体廃棄物等)の分析を行う「第1棟」、分析・研究施設の管理施設となる「施設管理棟」、敷地造成・外構及び屋外ユーティリティ等の実施設計を行った。工事に際しての被ばく防護、汚染防止の他に、施設供用開始後の滞在者の屋外汚染線源からの被ばく低減、分析結果の信頼を目指した遮へい及び外気流入抑制・防止等を意図して設計している。また、林地開発変更申請をはじめとする官庁協議、内装設備との設計条件調整、福島第一原子力発電所インフラ設備との取合い調整、特定原子力施設としての実施計画書変更許可申請等に関する関係者との調整を行い、設計を推進した。本報告書は、実施設計成果図書を補足するものとして、仕様の決定経緯、根拠等をまとめたものである。本報告書以降に実施する第1期施設の工事及び第2期施設については、別途取りまとめて報告する予定である。

報告書

福島の環境回復に係る包括的評価システムの整備に向けた取り組み

齊藤 宏; 野澤 隆; 武宮 博; 関 暁之; 松原 武史; 斎藤 公明; 北村 哲浩

JAEA-Review 2017-040, 34 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-040.pdf:9.52MB

平成23年3月11日に福島第一原子力発電所の事故が発生し環境中へ大量の放射性物質が放出された。これらは自然の駆動力によって移動、生活圏に到達し健康等に影響を及ぼす可能性が懸念されており、事故状況の把握や影響評価や対策のため調査研究が多く行われている。原子力機構は、取得データと関係省庁等が取得した公開データを収集・整理し「環境モニタリングデータベース」として公開している。また、これらデータ及び既存または開発した計算コードを用いて「統合解析支援環境」の中で事故後の状況再現や将来予測のため解析を行っている。また、これら知見は他研究機関の成果とあわせ「環境回復知識ベース」として一般の方々が理解できるよう公開ウェブサイトにQ&A方式で公開している。これら三要素を包含し「福島の環境回復に係る包括的評価システム」と呼ぶ。これらは本来は相互に関連し一システムとして機能すべきところ、現状では独立して機能している。また、十分にオープンで理解しやすい形で外部に発信されているとは言えない。そこで、データや成果に対しより理解を深めることができ求める情報に容易にたどり着けるよう、当システム全体及び各要素の整備を行っていく。

報告書

SWAT4.0を用いたBWR燃料の照射後試験解析

菊地 丈夫; 多田 健一; 崎野 孝夫; 須山 賢也

JAEA-Research 2017-021, 56 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-021.pdf:2.15MB

東京電力福島第一原子力発電所事故の対策において、燃料デブリの臨界管理は最も重要な研究課題の一つである。現在の我が国の使用済燃料の臨界管理では、新燃料の組成を仮定している。この仮定を燃料デブリに適用した場合、燃料デブリ中の含水を考慮し、Gdなどの中性子吸収材を含まない体系においては、多くの条件において実効増倍率が1.0を超える可能性がある。そのため、燃焼度クレジットの適用が現在検討されている。燃焼度クレジットを燃料デブリの臨界管理に適用するためには、使用済燃料の同位体組成の計算精度と同位体組成の測定値と解析値の差異が実効増倍率に与える影響について検証する必要がある。原子力機構では使用済燃料の同位体組成の参照解を得ることを目的として燃焼計算コードSWAT4.0を開発した。SWAT4.0の計算精度を検証するため、東京電力福島第二原子力発電所2号機の8$$times$$8BWR燃料集合体(2F2DN23)のPIE解析を実施した。

報告書

平成28年度原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

眞田 幸尚; 森 愛理; 岩井 毅行; 瀬口 栄作; 松永 祐樹*; 河端 智樹; 豊田 政幸*; 飛田 晋一朗*; 平賀 翔吾; 佐藤 義治; et al.

JAEA-Technology 2017-034, 117 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-034.pdf:25.18MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。ここでは、平成28年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果についてまとめた。福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果は、過去の測定結果からの線量率の変化量を評価し、変化量に寄与する要因について考察した。また、これまで課題となっていた空気中のラドン子孫核種の弁別手法の開発を行い、実際の測定結果に手法を適用して、空気中のラドン子孫核種の測定に与える影響について評価した。さらに、複数の性能の異なったGPSを同時にデータ取得することによって、位置測定誤差による解析結果への影響評価を行った。

報告書

トレンチ処分施設における設計条件に応じたCs-137等の基準線量相当濃度の試算

坂井 章浩; 仲田 久和; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2017-030, 176 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-030.pdf:4.09MB

現在、東京電力福島第一原子力発電所事故由来の放射性物質の除染等で生じた除去土壌等については、中間貯蔵施設で30年間貯蔵した後、最終処分が計画されている。一方、減容・再生利用技術開発の検討が環境省で進められており、今後、最終処分の技術的検討がなされる予定である。このため、最終処分の検討に必要な浅地中処分可能な放射能濃度について先行して検討した。発生する除去土壌のうち約2,000万m$$^{3}$$の放射能濃度は100kBq/kg未満であり、この濃度は原子力機構が進めている研究施設等廃棄物の処分計画において、トレンチ処分施設及び付加機能型トレンチ処分施設で取り扱う廃棄物の放射能濃度に相当する。このことから、除去土壌を研究施設等廃棄物のトレンチ処分施設及び付加機能型トレンチ処分施設と同様に処分した場合において、周辺公衆における様々な被ばく経路を想定して、Cs-134及びCs-137等による被ばく線量を評価した。線量評価結果から、基準線量を10$$mu$$Sv/yまたは300$$mu$$Sv/yに想定した場合の基準線量相当濃度を試算した。また、除去土壌の物量を考慮して、処分場規模を大きくした場合の基準線量相当濃度を評価した。

報告書

福島事故廃棄物を対象とした$$^{93}$$Zr, $$^{93}$$Mo, $$^{107}$$Pd及び$$^{126}$$Sn分析法の開発

青野 竜士; 佐藤 義行; 島田 亜佐子; 田中 究; 上野 隆; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Technology 2017-025, 32 Pages, 2017/11

JAEA-Technology-2017-025.pdf:1.45MB

福島第一原子力発電所で生じた事故廃棄物を対象として抽出された処分安全評価上重要となる放射性核種のうち、分析手法が定まっていない$$^{93}$$Zr, $$^{93}$$Mo, $$^{107}$$Pd及び$$^{126}$$Snの4核種の分析法を開発した。主要な分析対象試料として、福島第一原子力発電所構内で採取された滞留水・処理水を想定した。この滞留水・処理水中に含まれる$$^{93}$$Zr, $$^{93}$$Mo, $$^{107}$$Pd及び$$^{126}$$Snに対して、目的核種の分離・精製法の開発、回収率向上に取り組み、この成果を本報告にまとめた。

報告書

Proceedings of the Research Conference on Cementitious Composites in Decommissioning and Waste Management (RCWM2017); June 20th and 21st, 2017, Tomioka Town Art&Media Center, Tomioka, Futaba, Fukushima, Japan

佐野 雄一; 芦田 敬

JAEA-Review 2017-021, 180 Pages, 2017/11

JAEA-Review-2017-021.pdf:86.98MB

廃炉国際共同研究センター(CLADS)は、福島第一原子力発電所の廃止措置の加速化や人材育成に資するため、国内外の研究協力を進めている。CLADSは、「廃止措置及び廃棄物管理におけるセメント系複合材料に関する研究カンファレンス(RCWM2017)」を2017年6月20日$$sim$$21日に開催した。本報告書は上記研究カンファレンスの講演要旨と発表資料を収録したものである。

報告書

AWJによる模擬燃料集合体加熱試験体の切断作業

阿部 雄太; 中桐 俊男; 綿谷 聡*; 丸山 信一郎*

JAEA-Technology 2017-023, 46 Pages, 2017/10

JAEA-Technology-2017-023.pdf:8.01MB

本件は、廃炉国際共同研究センター(Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science: CLADS)燃料溶融挙動解析グループにて平成27年度に実施した「プラズマトーチによる模擬燃料集合体加熱試験(Phase II)」で用いた試験体について実施したAbrasive Water Jet (AWJ)切断作業に関する報告である。模擬燃料集合体は、外周のるつぼ及び模擬燃料にジルコニア、制御ブレード及びステンレス、そして被覆管及びャンネルボックスにジルカロイ(Zr)を利用している。したがって、プラズマトーチを用いて高温に加熱し物質移行した模擬燃料集合体に対して、材料分析を実施するためには、硬度及び靭性の異なる材料を一度に切断する必要がある。加えて、本試験体は、大型かつ、溶融物を保持するためエポキシ樹脂が充填されている。これらの影響を鑑みて、AWJ切断を選定した。以下の点を工夫することで、本試験体をAWJで切断することができた。ホウ化物の溶融部分のように1回(ワンパス)で切断できない場合は、アップカットとダウンカットを繰り返す往復運動により切断を行った。切断が困難な箇所には、Abrasive Injection Jet(従来工法AIJ)方式より切断能力が高いAbrasive Suspension Jet(ASJ)方式を用いた。本作業を通じて、プラズマトーチを用いた模擬燃料集合体加熱試験における切断方法が確立できた。なお、切断作業では、AWJの先端で切断能力を失うと送り方向と反対に噴流が逃げる際に生じる湾曲した切断面が試験体中央部で確認できた。その結果を元に、切断面の荒さや切断時間の短縮のための課題の抽出を行った。

報告書

福島における放射性セシウムの環境動態研究の現状; 根拠となる科学的知見の明示をより意識した情報発信の一環として

鶴田 忠彦; 新里 忠史; 中西 貴宏; 土肥 輝美; 中間 茂雄; 舟木 泰智; 御園生 敏治; 大山 卓也; 操上 広志; 林 誠二*; et al.

JAEA-Review 2017-018, 86 Pages, 2017/10

JAEA-Review-2017-018.pdf:17.58MB

2011年3月11日の東日本大震災に伴う福島第一原子力発電所の事故以降、福島環境安全センターでは、福島の環境回復に向けた取組みとして、事故により環境中に放出された放射性物質のうち特に放射性セシウムの分布状況を評価し将来予測を行うとともに、森林から河川水系を経て海洋に至る環境や我々の生活圏での放射性セシウムの移動状況に係る調査研究「環境動態研究」に取り組んでいる。この度、最新の成果をとりまとめるとともに他機関の関連する最新の成果も参照しまとめたことから、研究成果報告書類として報告する。なお、本成果は、外部への情報発信の一つである福島部門ウェブサイトにおけるQAページを、根拠情報となる科学的知見を含め「根拠に基づく情報発信」として更新するにあたり、コンテンツとして活用されるものである。

報告書

共鳴吸収法を用いたアブレーションプルーム中の粒子の膨張挙動; チタンとハフニウムの中性原子の挙動比較

Jung, K.; 宮部 昌文; 赤岡 克昭; 大場 正規; 若井田 育夫

JAEA-Research 2017-008, 26 Pages, 2017/08

JAEA-Research-2017-008.pdf:5.99MB

ジルコニウムやウランなどが混在する放射性廃棄物の分析のために、レーザーアブレーション共鳴吸収分光法を利用する分析手法の開発を行っている。本手法を適用するためには、分析対象の粒子が作るプルームの特性評価が必須である。そこで本研究ではZrと化学的性質が似ているチタンとハフニウムを測定対象とし、粒子の重さによるプルームの膨張挙動の違いを調べた。実験の結果、背景ガスの影響は重いHfより軽いTiに対して大きくなることが分かった。本研究により、核燃料物質と原子炉材料が混在する廃棄物試料の共鳴吸収信号の意味を理解し、実験条件を最適化するための基礎的知見が得られた。

報告書

福島第一原子力発電所の廃炉によって発生する放射性廃棄物の処理に向けた固化技術及び減容技術カタログ

加藤 潤; 中川 明憲; 谷口 拓海; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘

JAEA-Review 2017-015, 173 Pages, 2017/07

JAEA-Review-2017-015.pdf:6.67MB

福島第一原子力発電所では様々な性状の放射性廃棄物が発生している。これらの放射性廃棄物を処分するためには、廃棄物に対して減容処理や固化処理を行い、処分に適した廃棄体を作ることが必要である。また、今後の廃炉に向けた検討では、既存の処理技術が適用可能かを見極めることが必要である。そこで、今後の処理技術の選定に向けて、実規模での開発実績が確認されている国内外の放射性廃棄物の減容技術及び固化技術の文献調査を実施した。本報告書はその調査結果をまとめたものである。対象廃棄物を均一な粉粒体・液体廃棄物と不均一な雑固体廃棄物の2種類に区分し、それぞれに対する減容技術、廃棄体化技術の調査を行った結果を、技術の名称や原理、処理能力、固化体性状などの適用性評価に必要な項目にまとめた。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動; 平成27年度

原子力緊急時支援・研修センター

JAEA-Review 2017-011, 54 Pages, 2017/07

JAEA-Review-2017-011.pdf:3.46MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」として、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処において、JAEAの防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センター(NEAT)は、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国、地方公共団体の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施する。平成27年度、NEATでは、日本原子力研究開発機構の新たな第3期中期計画に基づき、以下の業務を推進した。(1)NEATの基盤整備及び運営体制の維持、(2)機構内専門家の研修及び支援活動訓練の企画実施並びに国、地方公共団体の原子力防災関係者の人材育成及び研修・訓練、(3)原子力防災に係る調査・研究の実施及び情報発信、(4)国が実施する緊急時の航空機モニタリングへの支援についての必要な準備の実施、(5)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災に係る技術的貢献

報告書

Geopolymers and their potential applications in the nuclear waste management field; A Bibliographical study

Cantarel, V.; 本岡 隆文; 山岸 功

JAEA-Review 2017-014, 36 Pages, 2017/06

JAEA-Review-2017-014.pdf:3.37MB

十分な崩壊時間の後、水の除染に使用されたゼオライトは、最終的に長期保管のために処理される。ジオポリマーは、放射性セシウムおよびストロンチウム含有廃棄物の管理にあたり有望な固定基材と考えられている。このような用途のためには、バインダー構造、その巨視的性質、廃棄物との相互作用、および廃棄物形態で生じる物理化学的現象の正確な理解が、材料の健全性および安定性を判断する上で必要である。ジオポリマーは歴史の浅いバインダーであるが、この50年間に多くの研究が行われており、その特性とその用途の理解は急速に進んでいる。本レビューでは、ジオポリマーに関する研究から、ジオポリマー複合材料、核廃棄物固化材料、照射下のジオポリマーについて、実用的な情報を収集している。取集した情報は、今後の研究と実験のためのガイダンスとして活用する。

報告書

帰還困難区域の家屋における様々な部材の汚染低減試験

森 愛理; 田辺 務; 和田 孝雄; 加藤 貢

JAEA-Technology 2017-006, 38 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2017-006.pdf:2.98MB

福島第一原子力発電所事故により大量の放射性物質が環境に放出され、近隣の市街地や森林等が汚染された。家屋や学校等の周辺の除染は国および地方自治体により進められているが、住環境にある壁や床、窓等については公的な除染が行われていない。本試験では、容易に実施できる作業により効果的に汚染を低減する手法を整備するため、住環境にある様々な部材に対し拭き取り等の試験を行った。試験を実施した部材は繊維類、木材類、ガラス類、コンクリート類、プラスチック類、塩化ビニル類、金属類、その他である。各部材は旧警戒区域(現在の帰還困難区域)内の実家屋から採取しており、事故により放出された放射性物質で汚染されたものである。これらの部材に対して乾式の手法(吸引、拭き取り、吸着、剥離)、湿式の手法(拭き取り、ブラッシング、表面研磨、洗濯)、および物理的な手法(剥離)を適用することで、簡易で効果的な汚染低減手法を検討した。試験の結果、一般的に水の浸透性が低い部材(ガラス、コンクリート、プラスチック、塩化ビニル、および金属)については湿式の手法(拭き取り、表面研磨、またはブラッシング)を用いることで高い汚染低減率が得られることがわかった(90%程度)。一方で水の浸透性がある木材の場合は剥離用塗料が比較的効果的(汚染低減率60%-70%程度)であった。このほか補足的データとして、洗剤の性質による汚染低減率の違い、および剥離用塗料の擦り込みの効果についても検討を行った。最後に、これらの結果を踏まえ最適であると考えられる手法をまとめた。

報告書

内閣府除染モデル実証事業後の空間線量率の推移に関する調査結果; 第1回$$sim$$第11回調査結果概要(受託調査)

川瀬 啓一; 北野 光昭; 渡邊 雅範; 吉村 修一; 菊池 四郎; 西野 克己*

JAEA-Review 2017-006, 173 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2017-006.pdf:35.6MB
JAEA-Review-2017-006-appendix(CD-ROM).zip:0.52MB

環境省からの依頼により内閣府除染モデル実証事業を行った地区の空間線量率の推移調査として、環境省の了解が得られた地区(9市町村15地区)を対象とした空間線量率の推移に関する調査(モニタリング)を平成24年10月から11回(平成27年10月現在)実施してきた。本調査における空間線量率の測定は、NaIシンチレーション式サーベイメータ等を用いた定点測定とガンマプロッタHを用いた測定の2方法で行った。

報告書

Proceedings of the Research Conference on Post-accident Waste Management Safety (RCWM2016) and the Technical Seminar on Safety Research for Radioactive Waste Storage; November 7th and 8th 2016, LATOV, Iwaki, Fukushima, Japan

本岡 隆文; 山岸 功

JAEA-Review 2017-004, 157 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2017-004.pdf:48.18MB

廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、福島第一原子力発電所の廃止措置の加速化や人材育成に資するため、国内外の研究協力を進めている。CLADSでは、「事故廃棄物の安全管理に関する研究カンファレンス(RCWM2016)」を2016年11月7日に、「放射性廃棄物保管の安全性研究に関する技術セミナー」11月8日に開催した。本報告書は上記研究カンファレンスと技術セミナーの講演要旨と発表資料を収録したものである。

報告書

東京電力福島第一原子力発電所において採取された汚染水および瓦礫等の分析データ集

浅見 誠*; 高畠 容子; 明道 栄人; 飛田 剛志; 小林 究; 早川 美彩; 薄井 由香; 綿引 博美; 柴田 淳広; 野村 和則; et al.

JAEA-Data/Code 2017-001, 78 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-001.pdf:4.92MB
JAEA-Data-Code-2017-001-appendix(DVD-ROM).zip:818.06MB

東京電力ホールディングス(東京電力)福島第一原子力発電所において採取された汚染水(滞留水, 処理水)、汚染水処理二次廃棄物、瓦礫、土壌が分析され、放射性核種濃度等の分析データが報告されている。そこで、東京電力, 日本原子力研究開発機構, 国際廃炉研究開発機構により2016年3月末までに公開されたデータを収集し、データ集としてとりまとめた。また分析試料についての情報、分析により得られた放射性核種濃度等の値を表としてまとめるとともに、主な放射性核種濃度の時間変化を表す図を作成して収録した。電子情報として英訳と収録した分析データを提供する。

報告書

放射性物質の環境動態に伴う被ばく経路を考慮したコンパートメントモデルの構築

操上 広志; 新里 忠史; 鶴田 忠彦; 加藤 智子; 北村 哲浩; 菅野 光大*; 黒澤 直弘*

JAEA-Research 2016-020, 50 Pages, 2017/01

JAEA-Research-2016-020.pdf:6.02MB

本報告では、河川(二級河川)流域規模での放射性物質(特に放射性セシウム)の動態に伴う被ばく経路を考慮したコンパートメントモデルを構築し、試行的な解析を行った。その結果、各コンパートメントのインベントリや濃度、コンパートメント間のフラックスはおおよそ現実的な値となった。一方で、堆積物や外洋への移行、農林水産物への移行について実測値との比較によるモデル検証は十分でなく、今後、実測値との比較を詳細に実施し、コンパートメント設定やパラメータの設定の妥当性を確認していく必要がある。

報告書

土壌流亡予測式USLEを用いた土砂及びCs移動解析プログラムSACT(Soil and Cesium Transport)利用マニュアル

齊藤 宏; 山口 正秋; 北村 哲浩

JAEA-Testing 2016-003, 68 Pages, 2016/12

JAEA-Testing-2016-003.pdf:6.4MB

SACT(Soil and Cesium Transport)は、福島第一原子力発電所事故後に地表に降下した$$^{137}$$Csを長期移行評価することを目的に、原子力機構が開発した土砂及びCs移行解析プログラムである。本プログラムは、既往のソフトウェア"ArcGIS"上で動作し、米国農務省を中心に開発された土壌流亡予測式"USLE"を用いて土砂の流亡土量を計算したのち、既往の計算式を用いて、砂に対して掃流砂の計算を、シルト及び粘土に対して浮流砂の計算を行う。さらに、各粒度の土粒子に吸着した$$^{137}$$Csの濃度比を考慮することで$$^{137}$$Csの移動量を計算する。SACTは、迅速に広範囲かつ長期の計算を行うことができるという特徴を有するとともに、着目する領域の土地利用や土壌、降雨特性等の地域性を考慮してパラメータの値を設定することにより、別途現場で取得されたデータを反映した計算を行うことも可能である。当マニュアルは、SACTが広く利用されるよう促進するとともに、利用方法、手順、注意点や最低限必要となる情報を提供するものである。

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