研究施設等廃棄物のトレンチ処分施設における廃棄体の受入基準の設定; 有害な空げきが残らないこと

仲田 久和; 高尾 肇*; 千々松 正和*; 野間 康隆*; 天澤 弘也; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2018-014, 43 Pages, 2019/03

JAEA-Technology-2018-014.pdf:5.91MB

日本原子力研究開発機構は、研究施設等廃棄物のトレンチ埋設処分施設の設置を計画している。規制で定められる同施設の技術上の基準には、廃棄物埋設地は、土砂等を充填することにより、当該廃棄物埋設地の埋設が終了した後において空隙が残らないように措置することとある。また、トレンチ埋設処分施設に埋設する金属廃棄物を鋼製容器に収納する場合、容器内に有害な空隙が残らないようにする必要がある。鋼製容器を使用した場合、将来、腐食し容器形状を維持できず空隙内に周辺土壌が入り込み、その結果として埋設処分施設が沈下・陥没する可能性がある。これによって、埋設処分施設の覆土が、雨水等が溜まりやすい覆土形状に陥没するなどして埋設処分の安全性に不利な影響を及ぼすことが考えられる。このため、埋設する鋼製容器内の空隙率を定量的に考慮した廃棄体の受入基準が必要となる。本報告では、廃棄体内の空隙率に応じて、トレンチ埋設処分施設の上部覆土の沈下量をDEM解析により評価し、廃棄体1体あたりの空隙率を20%以下と予備的に設定した。

廃棄体技術基準等検討作業会の活動; 平成28年度活動報告書

廃棄体技術基準等検討作業会

JAEA-Review 2017-017, 112 Pages, 2017/11

JAEA-Review-2017-017.pdf:2.87MB

日本原子力研究開発機構では、放射性廃棄物の浅地中処分に向けて、平成27年度から各拠点の廃棄物管理部署と廃棄物対策・埋設事業統括部の人員により構成される廃棄体技術基準等作業会を設置している。本作業会では、廃棄体作製に関する品質保証体系の整備、廃棄体の放射能濃度評価方法の構築、原子力施設の廃止措置に伴い発生するコンクリート等廃棄物への対応等について検討を進めている。本報告書は平成28年度の検討結果を取りまとめたものである。

研究施設等廃棄物浅地中処分施設における廃棄体の受入基準の設定; 充填固化体の耐埋設荷重

岡田 翔太; 出雲 沙理; 仲田 久和; 辻 智之; 坂井 章浩; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2016-023, 129 Pages, 2016/11

JAEA-Technology-2016-023.pdf:8.95MB

第二種廃棄物埋設規則に規定された廃棄体の技術基準の一つには、「埋設された場合において受けるおそれのある荷重に耐える強度を有すること。」とされ、国によって確認を受けなければならない。そのため、日本原子力研究開発機構では、これまでに各拠点における技術基準に適合する廃棄体の作製に備えて、廃棄体作製に係る基本手順を検討してきており、一部の拠点においてはその検討結果を採り入れて不燃性の固体状の放射性廃棄物を分別し、これに係る作業記録を作成して保管・管理している。本報告では、その際の分別作業記録に基づき廃棄物の組成を設定し、基本手順に従い容器へ収納、モルタル充填材の充填、固型化、養生を行って模擬廃棄体を作製して、コンクリートピット埋設設備に俵積み方式で埋設処分した場合を想定した実載荷試験と、トレンチ埋設設備に埋設処分した場合を想定した実載荷試験を行い、それぞれの模擬廃棄体の変位量及びひずみ量等を測定し模擬廃棄体の耐埋設荷重を設定した。

研究施設等廃棄物浅地中処分施設における廃棄体の受入基準の設定; 有害な空げきが残らないこと及び一体となるような充填

仲田 久和; 坂井 章浩; 岡田 翔太; 出雲 沙理; 辻 智之; 黒澤 亮平; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2016-001, 112 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2016-001.pdf:16.71MB

原子力機構が計画している研究施設等廃棄物の浅地中処分施設で受け入れる廃棄体等は、第2種廃棄物埋設規則に規定された廃棄体等の技術基準に適合していることが求められる。廃棄体等のうち、コンクリートピットに埋設する充填固化体の技術基準には、廃棄体内部に有害な空げきがなく、固型化材料等と放射性廃棄物が一体となるように充填することが必要となる。本試験では、放射性廃棄物の分別作業記録に基づき、廃棄物組成を調査し、廃棄体の充填性の観点から保守側にその組成を設定し、設定した組成による模擬廃棄物を作製した。模擬廃棄物は、所定の手順に従い容器へ収納し、今回新たに設定したモルタルの示方配合による充填材の充填、固型化、養生を行って模擬廃棄体を作製した。その後、内部の空げき量の測定をするとともに模擬廃棄体の切断試験を行った。本試験の結果により、今回対象とした不燃性固体廃棄物の充填固化体については、同手順に従うことにより、有害な空げきのないこと及び一体となるような充填等の廃棄体の物理的な性能に係る技術基準について適合できる廃棄体が作製できる見通しが得られた。

Evaluation of Coupled Thermo-Hydro-Mechanical Phenomena in the Near Field for Geological Disposal of High-Level Radioactive waste

千々松 正和*; 藤田 朝雄; 杉田 裕; 谷口 航

JNC TN8400 2000-008, 339 Pages, 2000/01

JNC-TN8400-2000-008.pdf:30.96MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分における廃棄体定置後のニアフィールドでは、廃棄体からの放熱、周辺岩盤から人工バリアへの地下水の浸入、地下水の浸入による緩衝材の膨潤圧の発生、周辺岩盤の応力変化などの現象が相互に影響することが予想される。このような、熱-水-応力連成現象を評価することは、ニアフィールド環境の明確化の観点から重要な課題の一つである。熱-水-応力連成現象を明らかにするためには、まず個々の現象に関わるメカニズムを明らかにする必要がある。そのため、不飽和ベントナイトの伝熱特性、浸潤特性、膨潤特性等に関する各種要素試験が実施されている。また、熱-水-応力連成現象を実際に観測し、どのような現象が発生しているのか把握する必要もある。そのため、熱-水-応力連成現象に関する工学規模室内試験および原位置試験等が実施されている。さらに、熱-水-応力連成現象を評価するためのモデルも同時に開発されており、工学規模室内試験および原位置試験等を用いて、モデルの妥当性および適用性の検討が実施されている。本報告では、これら熱-水-応力連成モデルの開発に関する一連の検討結果を示す。本報告の構成は以下の通りである。第1章では、高レベル放射性廃棄物の地層処分における熱-水-応力連成評価の必要性について示す。第2章では、熱-水-応力連成解析評価に必要な岩石および緩衝材粘土の物性値取得に関する室内試験結果を示す。試験対象は釜石鉱山とし、岩石に関する試験は釜石鉱山で採取された供試体を用い、粘土に関してはベントナイト単体(クニゲルV1,OT-9607)およびベントナイトとケイ砂の混合体を対象とした。第3章では、原位置における岩盤物性試験の結果を示す。原位置試験は釜石鉱山における試験坑道内で実施した。実施した試験は、亀裂特性調査、透水試験、試験坑道床盤に掘削した試験孔内への湧水量の測定である。第4章では、室内および原位置試験で得られた岩盤物性値を用い、第3章で示した試験孔内への湧水量の解析評価を行なった。解析は連続体モデルおよび不連続体モデルの両者を用い実施した。第5章では、釜石鉱山で実施した熱-水-応力連成試験結果を示す。直径1.7m,深さ5.0mの試験孔を坑道床盤に掘削し、試験孔内に緩衝材および発熱体を設置し、連成試験を開始した。連成試験としては、発熱体の加熱を行なう加熱試験を約260日間、発熱体停

Application of plasma-induction-hybrid melter to the research on volume reduction and stabilization of low level radioactive solid waste

平林 孝圀; 金沢 勝雄; 藤木 和男; 山手 一記*; 池ノ谷 秀行*

Proc. of Int. Conf. on Incineration & Thermal Treatment Technologies (IT3 Conference), p.261 - 264, 1998/00

低レベル放射性固体廃棄物の減容・安定化の観点から、焼却・溶融処理プロセスについて考察し、プラズマ-誘導複合溶融装置を製作した。種々の発生源から生じる低レベル放射性廃棄物は多くの異なった物質から成っているので、溶融廃棄体を作製するためには、非金属の加熱に有利なプラズマ加熱方式と金属の加熱に有利な誘導加熱方式のパワーバランスをとり、廃棄物の組成に最適な溶融条件下で溶融処理を行う必要がある。プラズマ-誘導複合溶融システム全体の概要、プラズマトーチ及び誘導炉から成る溶融装置、溶融物を固化するための造塊装置、廃ガス浄化装置、廃棄物の投入や測温を行うロボットシステム、溶融時の各種データを収集するためのシステム等について詳細を発表し、試運転の状況について述べる。

低レベル放射性廃棄物浅地層処分の総合安全評価に関する部分モデルの開発,II; 人工バリア核種漏洩モデル(ENBAR)

松鶴 秀夫; 黒澤 直弘; 鈴木 篤之*

JAERI-M 87-124, 43 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-124.pdf:1.11MB

天然バリアにおける放射性核種の移行に関するソースタームを評価するため、人工バリアからの放射性核種の漏洩をシミュレートするモデル(ENBAR)を開発した。ここで測定した系は、廃棄体(固化体と容器)が処分施設としてのコンクリートピット内の充填材中に埋設されるというものである。本モデルは次のモジュールから構成されている。(1)地表面及びピット内部での水収支、(2)廃棄体からの核種の浸出、(3)ピットの破損、(4)充填材中核種移行、及び(5)施設からの核種漏洩。本モデルは計算手順が簡易であり、且つ人工バリアの総合的要素を取扱うことが可能であるとの利点がある。また、施設の性能及びソースタームを比較的少数の主要パラメータを用いて容易に評価できることを明らかにしている。

研究施設等廃棄物の廃棄体確認方法の開発,1; 浅地中処分に向けた廃棄体確認方法の開発方針

出雲 沙理; 林 宏一; 仲田 久和; 亀尾 裕; 天澤 弘也; 坂井 章浩

no journal, , 

原子力機構が計画している研究施設等廃棄物の浅地中処分〔ピット処分(L2)及びトレンチ処分(L3)〕にあたり、規制当局の廃棄体確認に合理的かつ簡便な方法により対応することとし、その技術基準に係る開発方針とこれまでの開発状況を紹介する。

研究施設等廃棄物の埋設事業における廃棄体の受入基準について

仲田 久和

no journal, , 

研究施設等廃棄物は、原子力の研究開発や、放射線利用に伴い発生する廃棄物の総称であり、研究炉, 核燃料物質の使用施設, 加速器, 病院が主な発生施設である。これらの事業者が保有する研究施設等廃棄物は、大半が地中へ最終処分するために必要な処理がされないまま、現在までの保管量は59万本程度となっている。これらの研究施設等廃棄物の埋設処分を進めるため、平成20年度に原子力機構法が改正され、原子力機構はその実施主体として、自らの業務に伴って発生する廃棄物と、原子力機構以外の者から処分委託を受けた廃棄物の両者を合わせて処分を行うこととなった。埋設事業は、ピット処分とトレンチ処分を優先して進める計画とし、原子力機構は、対象物量を調査し、それに基づき、施設規模で約75万本の埋設施設の概念設計及び埋設事業の総事業費の見積もりを行っている。また、埋設施設の立地に向けて立地基準及び手順の策定を行い、埋設施設の施工調査・試験等を実施してきている。本発表では、原子力機構が研究施設等廃棄物の計画的な廃棄体化処理の推進に資するために実施してきた廃棄体の受入基準に係るこれまでの検討状況を説明する。