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吉田 充宏; 鈴木 敏*; 助川 泰弘*; 三代 広昭
JNC TN8440 2000-021, 180 Pages, 2000/10
JNC-TN8440-2000-021.pdf:42.37MB
廃棄物屋外貯蔵ピットについては、平成9年8月26日に保管されている廃棄物の容器が腐食、浸水していることが確認された。このため、直ちにピット周辺の汚染の有無を確認するための調査、ピット内への増水を防止するためのシート布設、ピット内滞留水の汲み上げ、ピット内廃棄物の取り出しを行うための作業建家及び廃棄物処理設備等の設計並びに許認可を開始した。作業建家の建設後、廃棄物取り出し作業を行い、平成10年4月10日に取り出しを終了し、その後、滞留水の流入調査及びピットからの漏水調査を行い、国、県、村等への報告(平成10年12月21日)を以て改善措置を終了した。その後、ピットの閉鎖措置として、ピット内壁を一般のコンクリート中に含まれる放射能のバックグランド程度まではつり除染を行った後、管理区域を解除し、コンクリートを打設して閉鎖する工事を行った。ピットの閉鎖措置は、平成11年8月中旬より作業準備を行い、その後、廃棄物保管エリア確保のためのグリーンハウス縮小及び資器材の解体撤去を開始するとともに、9月上旬よりピット内壁のはつり除染作業を開始し、ピット内はつり除染及び内装設備の解体撤去を平成12年6月30日までに終了した。ピット内へのコンクリート打設を平成12年8,9月に実施し、ピットを閉鎖した。本報告書は、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIとして、平成9年8月のピット内滞留水問題の確認時から平成12年9月のピット閉鎖終了までのピットの改善措置等に係る工事、作業等の状況を写真にまとめたものである。なお、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIIとして、廃棄物屋外貯蔵ピット内の汚染測定、除染後の確認測定等関連データ集がある。
鈴木 英明*; 藤田 朝雄
JNC TN8400 99-016, 34 Pages, 1999/03
高レベル放射性廃棄物の地層処分システムにおける人工バリアは、ガラス固化体、オーバーパック、緩衝材を基本として構成され、このうち、緩衝材には膨潤性粘土のベントナイトを高密度に締固めた圧縮ベントナイトを用いることが考えられている。圧縮ベントナイトは、地下水の浸潤にともない膨潤し、圧縮ベントナイト中の隙間や隣接する岩盤の割れ目への充填や、非常に低い透水性により地下水の移動を抑制する機能を有している。しかし、ガラス固化体が核種の崩壊により熱を発生するため、圧縮ベントナイトが乾燥し収縮やひび割れを生じた場合には、地下水の部分的な侵入など物質移動抑制の観点から人工バリアの密閉性の低下や機械的強度の低下などが懸念される。本報告書では、圧縮ベントナイトの乾燥収縮特性について報告する。土の収縮現象は、土が水分などの放出によってその体積を現象させることであり、干拓地の地表のひび割れなどは典型的な例である。収縮の程度には土の構造が大きく関与しており、粘性土の特徴的な物理化学的性質の中でも、収縮現象は膨潤現象と並んで基本的な特性のひとつである。実験では、圧縮ベントナイトの供試体を製作する際の初期含水比をパラメータに、乾燥によるひび割れの発生はほとんどないことが分かった。また、供試体の初期含水比が大きいほど、乾燥により体積変化が大きく、収縮限界、線収縮などの収縮定数は初期含水比に依存することが分かった。さらに、乾燥によって生じたひび割れや亀裂の機械的強度への影響を確認するため、乾燥前後の供試体の一軸圧縮強さを比較した。その結果、乾燥後のひび割れを持つ供試体の一軸圧縮強さ、およびE50は湿潤状態の供試体よりも大きく、乾燥によってひび割れが生じた場合でも機械的強度は低下しないことが分かった。
片岡 一; 高津戸 裕司; 野口 好一; 宮川 俊一
PNC TN9410 98-076, 89 Pages, 1998/07
高速実験炉「常陽」の炉心におけるオンライン計装照射のためには、計測線付き集合体(INTA)で代表されるように、配線上の制約から照射集合体とその上部機構を一体構造にした長尺な装置が用いられている。もし、照射集合体の頂部にナトリウム中コネクタを設けて照射装置を分離構造にできれば、上部機構を再利用することにより照射試験の経済性が向上し、原子炉燃料交換時の装置待避が容易になって作業期間の短縮が期待できる。このため、ナトリウム環境中に適用できるコネクタ機構を動燃独自で考案し、昭和63年度から平成7年度にかけて、実用化のための開発研究を進めてきた。先行例のないコネクタ機構であるため、要素試験、水中部分モデル試験と手順を踏みつつ設計仕様を固め、ナトリウム中部分モデル試験では、ナトリウムのブロー除去等の基本的な成立性が実証できるほどに開発が進んだ。しかし、ナトリウムと高温環境の影響により、電気絶縁体であるセラミックスと電極金属の間で剥離が生じ、構造上のバウンダリーが確保できないという問題も明らかになった。この問題解決のため、セラミックスにはナトリウムとの共存性が期待できるサファイヤ、高純度アルミナ、窒化珪素等を選択し、電極材料にはステンレス鋼、コバール(Fe-Ni-Co合金)他、数種の材料を選択してそれらを組み合わせ、ロー付け材料やメタライズ材料、さらにはロー付け部の形状を変えて性能評価を行ったが、満足できる結果は得られなかった。以上の開発は、大手セラミックスメーカーの最新技術による協力を得て進めてきたものであるが、ナトリウム中コネクタにおけるセラミックスの接合技術を確立する見通しが立たず、ここに考案したナトリウム中コネクタの開発は、1997年での本報告書のまとめをもって中断することとなった。
炭山 守男*
PNC TJ1451 98-001, 247 Pages, 1998/02
PNC-TJ1451-98-001.pdf:114.43MB
本研究は、オーバーパックの候補材である炭素鋼の土壌中での長期腐食挙動を評価し、腐食モデルの開発に資することを目的に実施したものである。現在までの研究から、地層処分の環境であるベントナイト中と類似の自然環境は、淡水成粘土である。そこで、淡水成粘土中に長期間埋設された水道管を4件堀り上げ、その埋設土壌の環境と管体の腐食量を調査した。粘土中における鋼材の最大孔食深さを実測により求めると共に、極値統計手法により最大孔食深さを推定した。つぎに、過去の研究結果を加えて、そのデータの腐食速度と埋設環境因子との関係を多変量解析し、腐食因子と腐食量の関係を求めた。更に過去の研究結果を加えた最大孔食深さのデータを腐食モデルの式H=aYnに適用して、極値統計手法による値でn≒0.4の妥当な値を得た。更に、この求めた腐食モデルの式より、長期腐食の予測を試みた。しかしながら現状では、より精度の高い推定をする上でまだデータ数が不足しており、今後、データを増加していく必要がある。
相内 更子; 安 隆己; 菅沼 隆; 田中 康正
PNC TN8410 97-107, 53 Pages, 1997/05
再処理の溶解工程にて発生する不溶解性残渣物及び高レベル放射性廃液を安定化するガラス固化体等、固体試料中に含まれる元素を分析するには試料の溶液化が不可欠である。今回、密閉容器を用いるマイクロ波加熱酸溶解法(以下、マイクロ波加熱法と記す)の再処理関連分析への応用検討を目的として、模擬ガラス固化体の前処理及び分析を行い、従来の酸溶解分析との比較・検討を実施した。得られた結果は以下の通りである。(1)マイクロ波加熱法において模擬ガラス固化体試料の完全溶解に要する最短時間は7分であり、従来法の2時間と比較して約1/20の時間短縮が可能となった。(2)マイクロ波加熱法で溶解に要する最少の混酸量は、従来法の約1/2に低減できた。(3)塩酸で処理すると揮発性物質となるCr2O3は表示値通りの分析値が得られ、密閉容器による揮発抑制効果が確認できた。(4)従来法とマイクロ波加熱法での分析値の再現性を比較したところ、後者の変動係数の方が1.2
1.7倍優れていた。(5)白金族を含む模擬ガラス固化体試料は、RuO2及びZrO2を除き、決定した混酸量・溶解時間で高い溶解率が得られた。(6)白金族を含む模擬ガラス固化体試料のZrO2は、溶解時間と添加する混酸量を増やすことにより、完全に溶解できた。一方、RuO2の最大溶解率は12%程度と低値を示した。
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PNC TJ1150 96-001, 192 Pages, 1996/02
高レベル放射性廃棄物地層処分の人工バリアの仕様の合理化、信頼性の向上をめざした設計検討及び各種試験設備の検討を行った。複合オーバーパックに関しては、複合方式の要件、耐食層接合手法、ハンドリング概念、遮蔽性、について検討を行った。人工バリアの信頼性向上のための試験設備の検討に於いては、TIG溶接、及び電子ビーム溶接の技術開発課題の整理、非破壊検査を主体とした溶接検査手法、及び溶接試験設備の基本仕様の検討を、炭素鋼オーバーパックの溶接を念頭において行った。また、人工バリアの機械的安全性の研究として、処分場におけるせん断事象とその解析手法を調査して、この事象の予備的解析を計算コードを用いて実施すると共に、せん断試験設備の基本仕様の検討を行った。そして、これら溶接、及びせん断試験設備の他に、オーバーパックの耐圧、緩衝材の施工、及び坑道のシーリング性能、を加えた5つの試験設備の概念検討を行って、試験施設全体の概念をまとめた。
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PNC TJ1600 95-001, 43 Pages, 1995/03
本研究の目的は、幾つかあるシーリング技術の内で、高い遮蔽性能を持つ耐圧プラグを取り上げ、プラグに期待される次の2つの機能について、それらの具体的な評価方法の指針を得ることにある。1)プラグの奥の坑道で発生する圧力に対し、破損することなく耐える。2)プラグの奥の坑道に閉じこめられている水やガスが手前の坑道に湧出する量を低減する。プラグはそれ自体だけで上記の機能を発揮するのではない。プラグの打節されている坑道を取り巻く岩盤、ならびに、岩盤とプラグ間の接合面の3つの要素から構成された構造物(これをプラグ構造体と名付ける)がプラグの機能を規定する。とりわけ、接合面は上記2つの性能に決定的に影響する。そこで、接合面の特性の把握に研究の力点を置くことにした。まず、プラグ構造体模型の接合面微視的構造をレプリカ法によって観察し、この面の透水係数が大きく、強度・剛性が小さいことを示唆する結果を得た(2章)。接合面の力学特性については、昨年に実施した強度特性の調査に続いて、本年度は、剛性の測定方法について研究を進めた。CCDカメラを応用した測定方法を開発し、これを用いて、接合面の応力-相対変位線図を得ることに成功した(3章)。円柱形プラグを対象に接合面の強度特性を考慮した応力解析を行い、次のような結果を得た。プラグの一端に作用する圧力の増加に伴い、これに接する接合面から引張破壊が生じる。一端、破壊が発生すると、引張破壊が接合面を他端まで不安定に進行する(4章)。プラグ構造体の浸透性を明らかにするために、トランジェントパルス法をプラグ構造体の模型に応用した。理論的には、この方法で、接合面の透水係数を測定することができる。しかし、供試体の寸法が大きいと、完全に含水飽和させることが極めて難しく、トランジェントパルス法を適用できないことがわかった。そして、この問題を克服する方法を提案した(5章)。
渡部 和男; 高島 教一郎; 福島 弘之
分析化学, 44(1), p.19 - 23, 1995/00
黒鉛素材中の不純物元素の簡便な定量法を確立するため、テフロン密閉容器を用いる酸浸出法について検討した。黒鉛中の主要不純物元素は、塩酸と硝酸の混酸を用い、テフロン密閉容器中で200
C、約17時間加熱することによりSr(回収率78%)を除き、ほぼ完全に浸出された。本法により、黒鉛中のAl、Ca、Fe、Mg、Mo、Ni、Ti及びVの定量が可能であった。繰り返し精度は、40
g/gレベルの元素定量に対して相対標準偏差約1%であり、3g/gレベルに対して約3%であった。
菅谷 敏克; 中野 朋之; 宮崎 仁; 飛田 祐夫
PNC TN9420 94-015, 80 Pages, 1994/07
動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センター内における新型動力炉開発に係わる照射後試験等の試験、研究業務で発生する放射性固体廃棄物の低線量化、高減容化処理を行うことを目的として、固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の建設を計画している。LEDFの処理対象廃棄物としては、センターの各施設から発生する大型固体廃棄物の他、現在「高レベル
固体貯蔵施設」に金属密封缶の状態で保管されている「高線量固体廃棄物」がある。本報は、LEDFの廃棄物処理工程検討に資するため、廃棄物の移動・運搬技術と開缶に関する技術の現状について調査を行ったものである。移動・運搬技術の調査では、一般産業界における移動・運搬技術や使用機器についての実情や動向、また原子力業界の利用状況についての調査を行った。また、開缶技術の調査では、現在使用されている金属密封缶をモデルに原子力業界及び産業界において缶を開けるために使用されている装置、及び利用可能な切断技術や方法について調査を行った。
大坪 章
PNC TN9000 94-006, 60 Pages, 1994/07
深海底無人基地での利用を主な目的とした深海炉を開発する際の、目標とすべき深海炉主要目につき検討し、次のように設定した。熱出力 190kWt、燃料 混合窒化物燃料、被覆管 ハステロイN、構造材 SUS316相当、冷却材 NaK、炉心高さ及び直径 各約25cm、炉容器出口/入口温度 605/505度C、運転期間 10年。 深海炉を研究する際に検討すべき項目に関して以下のような考察を行った。 深海底無人基地への陸上あるいは船上からの送電については次のようである。1・陸上からの送電方式については水深1,000m、距離100km が限度である。2・船上からの送電は、海が平穏な期間のみ可能である。したがって、水深数千mの深海底無人基地の電源としては、これらの方式は採用され得ない。深海炉システムの信頼性については、密閉プレイトンサイクルの部分のみに関して信頼性解析をしたが、20kWeの電気出力で4年間の連続運転の場合の成功確率は0.999942となった。安全性については深海炉システムに内蔵される放射能量で評価した。すなわち、その結果、10年間連続運転した時に深海炉に含まれる放射能量は、かつて1962年から1982年に北大西洋に投棄された放射能量の約1/50,000という少ない値であることが明らかになった。NaK冷却炉の開発実績では、約30年前に米国の米国宇宙炉研究でSNAP-10A用の地上試験炉FS-3は炉容器出口温度が約527度C以上で約400日運転されたが、原子炉にも燃料にも何も異常が無かったと報告されている。
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PNC TJ1575 94-001, 76 Pages, 1994/03
かつて米国のアポロ計画が盛んであった時代、「波及効果」という言葉がたびたび使われた。宇宙という極限状態で使われる技術が、通常の科学技術に大きな刺激を与え、個別の分野でも、全体としても、科学技術の進歩に貢献するというのが波及効果である。人間を月に運ぶというプロジェクトが、実社会での効用に結びつかなかったことに対するある種の言い訳であった。しかし、現実にも材料開発、システム工学の提案などの面で他の分野に大きな刺激になったことは否定できない。しかし、宇宙開発と並ぶビックプロジェクトである原子力では、波及効果という言葉が使われることは稀である。宇宙と違い、エネルギーという現実的な目的が厳然と存在するため、特に波及効果を強調する必要がなかったという側面があるのは確かである。とはいえ、莫大な経費をつぎ込んだ研究開発の成果のうちには、他分野で役にたつ技術は多いはずである。放射線環境という特殊な世界で通用する技術が他の分野の参考にならないはずはない。安全性という面できびしい条件を課された原子力の技術や思想は、他分野を刺激するはずである。勿論、小型で大きなエネルギーを取り出せる原子炉を宇宙開発などで積極的に利用することもある。宇宙開発と同等、もしくはそれ以上に波及効果があっても不思議のないのが原子力開発であろう。1987年に策定された現行の原子力開発利用長期計画は、原子力政策をエネルギー政策としてばかりでなく、科学技術政策という側面からも考えることを提唱した。その長計は現在、改訂作業が進められているが、科学技術政策という側面を一層重視する方向で検討が進められている。この考え方に対する長計での力点は、基礎研究重視という科学技術政策の方向に沿って、原子力という立場からより基礎的な研究に取り組むことにある。これも重要な施策ではあるが、それにもまして大切なことは、原子力の技術と他の分野との交流を活発化することである。その他
松田 文夫*; 和田 隆太郎*; 藤原 和雄*
PNC TJ1058 92-001, 270 Pages, 1992/03
炭素鋼オーバーパックの長期腐食寿命予測に関する研究の一環として、本研究では極低溶存酸素濃度(10ppb以下)の人工海水単独系中での熱水循環式浸漬腐食試験と人工淡水および人工海水系での主としてアルカリ溶液中での電気化学試験を行った。(1)ループ式浸漬腐食試験1)試験条件をモニターしながら実施した腐食試験の条件は試験時間の大部分が試験温度80
、溶存酸素濃度10ppb以下、PH8.2
0.2の範囲であり、溶存の酸化還元電位の測定結果などより充分還元性の条件を達成することができた。2)上記の条件下で6ヶ月間までの腐食試験による炭素鋼の腐食速度は平板試験片で約0.0490.018g/m2・hであり、試験時間と共に顕著に低減した。また隙間付試験片で約0.0430.012/g/m2・hであり試験時間と共に顕著に低減したが平板試験片に比べてさらに低い値を示した。3)6ヶ月間までの腐食試験後には平板試験片および隙間付試験片のいずれにも孔食状の局部腐食は全く認められなかった。4)各試験期間毎に腐食試験片の表面皮膜を各種の手法により解析した結果、CaCO3とFe304の2層構造から成ることが判った。(2)電気化学試験1)人工淡水(C--88ppm、HCO3-153ppm、PH810)および人工海水(Cl-19.840ppm、HCO3-136ppm、PH711)中での陽分極曲線は人工淡水中では不働態化現象が認められたが、人工海水中では不働態化現象が認められなかった。2)上記の陽分極曲線を参照して、人工海水および人工淡水のそれぞれについて定電位下の腐食試験を行い、試験後の腐食形態に及ぼす溶液のpHおよび印加電位の影響を検討し、炭素鋼に局部腐食の発生する限界条件を求めた。これらの結果より、極低溶存酸素の還元性の人工海水および人工淡水中では炭素鋼は極めて孔食を発生し難いことが確認された。また、人工淡水中において隙間付試験片を用いた定電位下腐食試験ではpH10の溶液中である特定の電位領域で典型的な隙間腐食を生じることが判った。(3)今後の課題以上の如く、本年度の研究において溶存酸素を実質的に含まない強還元性の条件下では炭素鋼は局部腐食(孔食、隙間腐食)を起こさないことが確認された。今後はやや酸化性の条件下における局部腐食の発生条件と局部腐食進展速度についてさらに定量的な評価が必要と
not registered
PNC TN1410 92-006, 17 Pages, 1991/12
no abstracts
小林 順; 上出 英樹
PNC TN9410 91-227, 16 Pages, 1991/07
ドイツカールスルーエ原子力研究所(KFK)で行われたタンク型高速炉の水流動モデル実験装置RAMONAを用いたスクラム過渡自然循環試験をAQUAコードで解析した際、解の発散が生じ計算不能となった。この時、圧力方程式の解法をICCG法からPSOR法に切り替えることによって計算を継続することができた。本報告は、ICCG法において計算不能となる原因を解明すると共に、PSORR法によって得られた結果の妥当性を明らかにするものである。この種の解析おいて、計算不能となる原因は密閉空間における体積の減少(シュリンケージ)によるものと考えられる。そこで、密閉空間の単純なモデルを用い、温度変化を伴う過渡計算を行った。又、シュリンケージによる問題を避けるため、出口の形で開放空間を設けたケースについても解析し、両者の比較を行った。これによりICCG法の計算不能の原因を究明し、PSOR法の結果の妥当性を評価した。解析の結果、ICCG法では、密閉空間の設定そのものによって計算不能となること、シュリンケージする問題であっても温度境界条件を工夫した出口を設ける事によりこれと等価な計算が可能となることが明らかになった。一方、PSOR法では、体系が密閉であるか開放であるかによらず計算が可能であること、その結果はICCG法による結果とほぼ同一であることが明らかとなった。
廃棄物等減容処理施設の設計調査山崎 純*; 関 貞雄*; 福田 五郎*
PNC TJ9409 91-001, 164 Pages, 1991/02
動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センターで発生する高線量固体廃棄物は,現在23重のステンレス製の缶に密封収納後,日本原子力研究所大洗工学研究所廃棄物処理場の高レベル固体廃棄物貯蔵施設に保管されている。しかしこの施設は,現在の貯蔵量と今後の発生量から推定すると平成8年ごろ満杯となるため,既貯蔵廃棄物の減容等により貯蔵能力の拡大化を図る必要がある。本報告書はこれを受けて,現在保管中の高線量固体廃棄物,あるいは今後発生する廃棄物の量,性状等を調査予測を行い,処理量に見合った合理的処理プロセス等に係わる設計調査を行い,その結果をまとめたものである。特に本設計調査では発生源から送られてくる固体廃棄物の減容処理の効率化等に重点をおいた検討を行い運転性,保守性,安全性,開発度,経済性等の面も加味した検討を行った。
