Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
バックエンド技術部
JAEA-Review 2023-001, 136 Pages, 2023/06
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2021年度(2021年4月1日から2022年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理・管理、施設の廃止措置に関する業務、これらに関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。2021年度の放射性廃棄物の処理実績は、可燃性固体廃棄物が約206m、不燃性固体廃棄物が約155m、液体廃棄物が約113m(希釈処理約81mを含む)であった。新たな保管体の発生数は、200Lドラム缶換算で760本であった。公益社団法人日本アイソトープ協会への保管体の返還作業及び保管廃棄していた廃棄物の減容処理を行うことにより、保管体数の削減に取り組んだ結果、最終的に2021年度末の累積保管体数は2020年度から3,777本減の126,827本となった。保管廃棄施設・Lの保管体健全性確認作業は、本格運用を継続して実施した。また、放射性廃棄物処理場が新規制基準に適合していることの確認を受けるため、設計及び工事方法の認可申請を原子力規制庁に対し、順次、実施した。廃止措置に関しては、再処理特別研究棟、液体処理場、圧縮処理建家及び核融合炉物理実験棟(FNS)において、機器の撤去等を実施した。バックエンドに関連する研究・技術開発においては、廃棄物放射能評価法の構築に向けて、採取した廃棄物試料の放射能分析を実施した。また福島第一原子力発電所事故に伴い発生した除去土壌の埋立処分に関する実証事業について、埋立完了後のモニタリングを継続した。
中塩 信行*; 大杉 武史; 黒澤 重信; 石川 譲二; 邉見 光; 池谷 正太郎; 横堀 智彦
JAEA-Technology 2022-016, 47 Pages, 2022/08
日本原子力研究開発機構の原子力科学研究所は、低レベル放射性固体状廃棄物の処分を視野に入れた廃棄物処理のために高減容処理施設の運用を開始した。処理対象廃棄物のうち、放射性非金属廃棄物の均一化条件を明らかにするために、焼却・溶融設備の固定炉床型プラズマ加熱式溶融炉を用いて予察試験を実施した。これまでの文献調査や小規模溶融実験装置での試験を通じて、均一化条件を左右する溶融廃棄物の流動性は、廃棄物の化学成分と溶融温度によって一義的に決まる粘性に大きく左右されることが分かっている。予察試験では、200Lドラム缶に装荷した模擬廃棄物にコールドトレーサーを添加して溶融した。廃棄物化学成分(塩基度、酸化鉄濃度)をパラメータとして、溶融固化体の化学成分の均一性を調査し、均一化条件について考察すると共に、溶湯のトレーサーの残存率を確認した。溶融廃棄物の粘度を測定し、均一性との相関を調べた。また、今後の実操業に向けて、予め押さえておくべき技術要件を検討した。
バックエンド技術部
JAEA-Review 2022-001, 112 Pages, 2022/06
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2020年度(2020年4月1日から2021年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理・管理、施設の廃止措置に関する業務、これらに関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。2020年度の放射性廃棄物の処理実績は、可燃性固体廃棄物が約267m、不燃性固体廃棄物が約233m、液体廃棄物が約78m(希釈処理約57mを含む)であった。新たな保管体の発生数は、200Lドラム缶換算で1,448本であった。公益社団法人日本アイソトープ協会への保管体の返還作業及び保管廃棄していた廃棄物の減容処理を行うことにより、保管体数の削減に取り組んだ結果、最終的に2020年度末の累積保管体数は2019年度から381本増の130,604本となった。保管廃棄施設・Lの保管体健全性確認作業は、本格運用を継続して実施した。また、放射性廃棄物処理場が新規制基準に適合していることの確認を受けるため、設計及び工事方法の認可申請を原子力規制庁に対し、順次、実施した。廃止措置に関しては、再処理特別研究棟、液体処理場、圧縮処理建家及び核融合炉物理実験棟(FNS)において、機器の撤去を実施した。バックエンドに関連する研究・技術開発においては、廃棄物放射能評価法の構築に向けて、採取した廃棄物試料の放射能分析を実施した。また福島第一原子力発電所事故に伴い発生した除去土壌の埋立処分に関する実証事業について、埋立完了後のモニタリングを継続した。
土持 明里; 須田 翔哉; 藤倉 敏貴; 川原 孝宏; 星 亜紀子
JAEA-Technology 2021-018, 37 Pages, 2021/10
原子力科学研究所では、研究開発に伴い多くの放射性廃棄物が発生しており、2021年3月31日現在で130,604本(200Lドラム缶換算)の放射性廃棄物を保管している。放射性廃棄物の埋設処分に向けて、発生から廃棄体へ処理するまでの間、品質情報や取扱履歴情報等のデータを管理するために、一元的にデータを管理する「放射性廃棄物情報管理システム」の開発を行った。本システムは2007年度から設計を開始し、2012年度から運用を開始した。なお、運用開始後も実用性に応じて適宜改修を行っている。本報告書は、本システムの開発及び改修についてとりまとめたものである。
バックエンド技術部
JAEA-Review 2021-002, 105 Pages, 2021/05
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2019年度(2019年4月1日から2020年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理・管理、施設の廃止措置に関する業務、これらに関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。2019年度の放射性廃棄物の処理実績は、不燃性固体廃棄物が約323m、液体廃棄物が約111m(希釈処理約14mを含む)であった。新たな保管体の発生数は、200Lドラム缶換算で2,588本であったが、日本アイソトープ協会への保管体の返却と保管廃棄をしていた廃棄物の減容処理に伴い保管体本数が減少したこともあり、2019年度末の累積保管体数は130,223本となった。保管体廃棄施設・Lの保管体健全性確認作業は、半年間の試運用を経て本格運用を開始した。また、放射性廃棄物処理場が新規制基準に適合していることの確認を受けるため、設計及び工事方法の認可申請を原子力規制庁に対し、順次、実施した。廃止措置に関しては、再処理特別研究棟,液体処理場,汚染除去場及び核融合炉物理実験棟(FNS)において、機器の撤去を実施した。バックエンドに関連する研究・技術開発においては、廃棄物放射能評価法の構築に向けて、採取した廃棄物試料の放射能分析を実施した。また福島第一原子力発電所事故に伴い発生した除去土壌の埋立処分に関する実証事業について、埋立完了後のモニタリングを継続した。
バックエンド技術部
JAEA-Review 2020-012, 103 Pages, 2020/08
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2018年度(2018年4月1日から2019年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。
バックエンド技術部
JAEA-Review 2019-011, 91 Pages, 2019/10
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2017年度(2017年4月1日から2018年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。
池谷 正太郎; 横堀 智彦; 石川 譲二; 安原 利幸*; 小澤 俊之*; 高泉 宏英*; 門馬 武*; 黒澤 伸悟*; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.
JAEA-Review 2018-016, 46 Pages, 2018/12
日本原子力研究開発機構では、原子力科学研究所の雑固体廃棄物を廃棄体化する手段として、放射能評価及び減容・安定化の観点から有効な溶融処理を採用している。金属溶融設備及び焼却・溶融設備(以下「溶融設備」という。)については、過去の火災トラブルでの再発防止対策を含め多くの安全対策を施しており、この妥当性等について機構外の有識者を交えた意見交換を行うため、「溶融設備に係る意見交換会」を開催した。本稿は、意見交換会において発表した"高減容処理施設の概要"、"溶融設備の安全対策"、"溶融設備の運転管理"、"過去の国内・国外事例と当該施設との比較"及び"各委員からの他施設における事故事例及び安全対策の紹介"について、資料集としてまとめたものである。
バックエンド技術部
JAEA-Review 2018-008, 87 Pages, 2018/07
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2016年度(2016年4月1日から2017年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。
石原 圭輔; 横田 顕; 金澤 真吾; 池谷 正太郎; 須藤 智之; 明道 栄人; 入江 博文; 加藤 貢; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.
JAEA-Technology 2016-024, 108 Pages, 2016/12
研究機関, 大学, 医療機関, 民間企業等において放射性同位元素や放射線発生装置, 核燃料物質等が使用され、多様な低レベル放射性廃棄物(以下「研究施設等廃棄物」という。)が発生しているが、これらの研究施設等廃棄物については、処分方策が確定されておらず、各事業者において長期間に亘り保管されている状況である。高減容処理施設は、研究施設等廃棄物のうち、主に、原子力科学研究所で発生する低レベルの・固体廃棄物を対象に、将来の浅地中埋設処分(以下「埋設処分」という。)に対応可能な廃棄体を作製することを目的として建設された施設である。埋設処分に対応可能な廃棄体を、安全、かつ、効率的に作製するためには、「予め廃棄物を材質ごとに仕分け、形状等を整えるとともに、埋設処分等に係る不適物等を除去すること」が極めて重要である。本稿では、この研究施設等廃棄物の処理・処分のための解体分別及び前処理について報告を行うものである。
中塩 信行; 大杉 武史; 伊勢田 浩克; 藤平 俊夫; 須藤 智之; 石川 譲二; 満田 幹之; 横堀 智彦; 小澤 一茂; 門馬 利行; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.139 - 145, 2016/01
被引用回数:1 パーセンタイル:10.71(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究開発機構における低レベル放射性固体状廃棄物の減容処理の一環として、放射性金属廃棄物の均一化条件を明らかにするために金属溶融設備の試運転を行なった。金属溶融設備の誘導炉を用いて、模擬放射性金属廃棄物と非放射性トレーサーを溶融した。模擬廃棄物が1,550C以上で完全に溶融されれば、化学成分、溶融重量に関わらず、溶融固化体中のトレーサー分布はほぼ均一となることがわかった。
岡田 翔太; 黒澤 亮平; 坂井 章浩; 仲田 久和; 天澤 弘也
JAEA-Technology 2015-016, 44 Pages, 2015/07
本報告書では、研究施設等廃棄物に含まれる可能性のある核種について浅地中処分の基準線量相当濃度を試算した。その結果から、研究施設等廃棄物の放射能評価を行う核種を検討した。多様な施設から発生する研究施設等廃棄物の廃棄体に含まれると想定され、半減期が30日以上である220核種を選定し、そのうち、過去に計算されていない40核種について、原子力安全委員会のモデルを用いて、浅地中処分の管理期間終了後の基準線量(10Sv/y)に相当する廃棄物中の放射能濃度を計算した。また、計算した濃度が比放射能を超えるため基準線量相当濃度が設定されない核種について操業期間中のスカイシャイン線量を計算した。それらの結果を踏まえ、220核種についてトレンチ処分、ピット処分の基準線量相当濃度を整備し、研究施設等廃棄物の浅地中処分の安全評価において放射能インベントリ評価の対象とする核種を検討した。各核種の基準線量相当濃度は、今後、廃棄物の放射能インベントリを評価して、トレンチ処分、ピット処分に区分する際の区分値として、また、処分サイトを特定しない一般的な条件における重要核種の予備選定に利用できるものである。
坂井 章浩; 黒澤 亮平; 原 弘典*; 仲田 久和; 天澤 弘也; 有川 眞伸*; 坂本 義昭
JAEA-Technology 2013-039, 228 Pages, 2014/02
日本原子力研究開発機構は、研究施設等廃棄物のコンクリートピット及びトレンチ埋設処分施設の立地基準及び手順の策定を進めている。この立地基準の技術的根拠とするため、旧原子力安全委員会が示した基本的立地条件を踏まえ、地質や水理などの管理期間終了後の安全評価に影響を与える様々な環境条件について、統計的な手法により安全評価の感度解析を実施した。その結果、想定した全ての評価経路で、概念設計における埋設施設の仕様、または追加の人工バリアを施工する対応により、97.5%以上の計算ケースについてめやす線量(10Sv/y)以下とできる結果が得られた。これより、基本的立地条件の地質や水理等の埋設施設の安全評価に影響を及ぼす項目については、埋設施設の設計により合理的に対応が可能であると考えられる。また、埋設事業所の規模に係る立地条件を検討するため、埋設施設の操業中の安全評価において、埋設施設等の配置及び形状毎に、各施設からの直接線及びスカイシャイン線による敷地境界での線量を評価した結果、概念設計の施設仕様で各施設から敷地境界まで120m以上離れていれば、敷地境界でめやす線量(50Sv/y)以下となる結果が得られた。
仲田 久和; 天澤 弘也; 坂井 章浩; 黒澤 亮平; 菅野 直弘*; 加島 孝浩*; 坂本 義昭
JAEA-Technology 2013-036, 47 Pages, 2014/02
埋設事業推進センターが設置を計画している研究施設廃棄物の浅地中処分施設においては、埋設設備として比較的濃度のレベルの低い廃棄物を埋設するコンクリートピット型埋設設備と極めて放射能濃度のレベルの低い廃棄物を埋設するトレンチ型埋設設備を設けることとしている。このうち、トレンチ型埋設設備においては、埋設する廃棄物中に含有する生活環境影響物質の観点から、素掘りのトレンチ埋設設備と、これに遮水工部材を具備した設備の2種類の埋設設備を設置する予定である。遮水工部材は、長期にわたり自然環境条件に曝されることから、埋設設備の設計にあたっては、その長期耐久性に係る基本特性を事前に把握しておくことが必要である。本報告書は、研究施設等廃棄物の浅地中処分施設の概念設計で用いた遮水工部材(遮水シート)を対象として、耐候性試験により透水性,引張強さを測定し、遮水シートの劣化特性値と時間との関係を確認して、将来の浅地中埋設処分施設の基本及び詳細設計に活用するものである。
吉岡 龍司; 神崎 典子; 大澤 英昭; 早川 剛; 仲田 久和
JAEA-Review 2013-045, 158 Pages, 2014/01
放射性廃棄物処分施設の立地選定に際し、自治体や地域の利害関係者(ステークホルダー)の意見を十分取り入れ議論する場として、地域参加(ローカルパートナーシップ)を取り入れステークホルダーの理解を得たうえで進める方式が欧州において採用されている。その事例としてスロベニア、ベルギーの状況を調査した。本調査は、処分実施主体や立地選定が決定した地域の方々等を訪問して立地選定当時の状況等について聞き取りを行い、我が国への適用に際しての課題について検討を行った。本調査結果は、今後、我が国で放射性廃棄物処分場の立地選定に係る方策検討の参考となるものである。
須藤 智之; 三村 竜二; 石原 圭輔; 里見 慎一; 明道 栄人; 門馬 利行; 小澤 一茂
JAEA-Technology 2011-015, 24 Pages, 2011/06
高減容処理施設の高圧圧縮装置は、原子力科学研究所に保管されている低レベル固体廃棄物のうち、原子炉施設等から発生した金属廃棄物について最大約2,000tの圧縮力で高圧圧縮処理を行うことにより放射性廃棄物を1/3から1/4に減容するものである。本装置における模擬廃棄物を使用した試験運転により、圧縮前後の廃棄物を移送するための動作機構並びに圧縮工程で生じた不良圧縮体の搬出作業において、安定運転を達成するうえで改善が必要な技術的課題が確認された。本稿では、本装置の安定運転に向けてこれらの課題に対して行った設備改善内容及びその結果について報告する。
天澤 弘也; 坂井 章浩; 坂本 義昭; 仲田 久和; 山本 正幸*; 河田 陽介*; 木原 伸二
JAEA-Technology 2010-043, 153 Pages, 2011/01
独立行政法人日本原子力研究開発機構埋設事業推進センターでは、「埋設処分業務実施に関する計画」に基づき、研究施設等廃棄物の浅地中埋設施設(以下、「埋設施設」という。)の透明かつ公正な立地選定を行う観点から、立地基準及び立地手順を策定する予定である。このため、「核原料物質,核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(原子炉等規制法)」及び「放射性同位元素等による放射線障害の防止に関する法律(放射線障害防止法)」等に定められた施設の技術基準,我が国における自然環境,社会環境等の立地条件,埋設対象廃棄物の廃棄体性状,含有核種,放射能濃度及び廃棄体の発生予測等に基づいて合理的な埋設施設の設備仕様,レイアウト等の概念検討を行うこととしている。本報告書は、埋設施設の概念設計に必要なこれらの前提条件のうち、立地条件について調査・検討を行い、必要な条件について取りまとめを行ったものである。
須藤 智之; 中塩 信行; 大杉 武史; 三村 竜二; 石原 圭輔; 里見 慎一; 明道 栄人; 門馬 利行; 小澤 一茂
JAEA-Technology 2010-041, 38 Pages, 2011/01
高減容処理施設の高圧圧縮装置は、原子力科学研究所に保管されている低レベル固体廃棄物のうち、原子炉施設等から発生した金属廃棄物について最大約2,000tの圧縮力で圧縮処理を行うことにより放射性廃棄物の減容を行うものである。高圧圧縮処理後の圧縮体を容器に収納し、固型化材料等により容器と一体化した高圧圧縮充填固化体は、将来のコンクリートピット型廃棄物埋設処分の対象となる。高圧圧縮充填固化体は、埋設処分にかかわる法令上の技術基準を満足する必要があり、その一つに固化体内部の空げき率がある。本稿では、高減容処理施設で実際の廃棄物に適用している処理手順及び方法を模擬して作製した圧縮体をモルタルにより容器と一体化した高圧圧縮充填固化体について、コンクリートピット型廃棄物埋設処分を念頭に空げき率の評価を行い、その健全性を確認した。
藤平 俊夫; 中塩 信行; 大杉 武史; 石川 譲二; 溝口 崇史; 塙 律; 染谷 計多*; 高橋 賢次*; 伊勢田 浩克; 小澤 一茂; et al.
JAEA-Technology 2010-008, 28 Pages, 2010/06
減容処理棟に設置されている金属溶融設備は、原子力科学研究所に保管廃棄された低レベル放射性廃棄物のうち、金属廃棄物について溶融し、溶融固化体とすることにより、放射性廃棄物の減容,安定化を図るものである。これまでの試験運転結果を踏まえて、本設備のうち、溶融した金属から金属塊(インゴット)を作製する成型工程の改善工事を実施した。また、平成20年10月から試験運転を実施し、合理化した成型工程の検証を行った。本稿では、試験運転によって得られた合理化した成型工程での処理時間の短縮効果,ユーティリティ消費量の低減効果,保守作業の負担軽減効果等について報告する。
藤平 俊夫; 染谷 計多; 高橋 賢次; 伊勢田 浩克; 小澤 一茂; 門馬 利行
JAEA-Technology 2009-031, 29 Pages, 2009/06
減容処理棟に設置されている金属溶融設備は、原子力科学研究所に保管廃棄された低レベル放射性廃棄物のうち、金属廃棄物について溶融し溶融固化体とすることにより、放射性廃棄物の減容,安定化を図る。本設備は、平成15年度から試験運転を実施しており、その試験運転の経験から、溶融した金属の成型工程において、処理コストの低減,保守作業の負担軽減,保守作業に伴う作業員の被ばくの低減等に向けた知見が得られた。その知見を具体化するための設計検討,改善工事を平成18年度から19年度に実施し、成型工程の合理化のための設備改善が実現した。本稿では、金属溶融設備での成型工程の合理化のための検討,設備改善内容,評価等について報告する。