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報告書

照射後試験施設から発生する廃棄物の放射能評価方法の検討,2

辻 智之; 星野 譲; 坂井 章浩; 坂本 義昭; 鈴木 康夫*; 町田 博*

JAEA-Technology 2017-010, 75 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-010.pdf:2.31MB

研究施設等廃棄物の埋設処分に向けた合理的な廃棄物確認手法確立のために、照射後試験施設から発生した放射性廃棄物に対する放射能濃度評価手法を検討する必要がある。このため、ニュークリア・デベロップメントの照射後試験施設をモデルに理論計算を主体とする新たな放射能濃度評価手法の検討を行った。この結果、埋設処分の安全評価上重要と考えられる17核種(H-3, C-14, Co-60, Ni-63, Sr-90, Tc-99, Cs-137, Eu-154, U-234, U-235, U-238, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-241, Am-241, Cm-244)のうち、Sr-90, Tc-99, Eu-154等の14核種に対し、理論計算手法を適用できる可能性を得た。

論文

Development of the reasonable confirmation methods concerning radioactive wastes from research facilities

林 宏一; 岡田 翔太; 出雲 沙理; 星野 譲; 辻 智之; 仲田 久和; 坂井 章浩; 天澤 弘也; 坂本 義昭

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

日本では、原子力発電所から発生した低レベル放射性廃棄物の浅地中埋設処分は実施されているが、それ以外の研究炉やRI使用施設等から発生する放射性廃棄物の浅地中埋設処分は実施されていない。このため、原子力機構は日本における研究施設等廃棄物の実施主体となり、処分に向けた活動を行っている。本報告では、研究施設等から発生した廃棄物の合理的な廃棄確認方法の開発に焦点を当てた活動の成果を報告する。

報告書

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。

報告書

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。

報告書

余裕深度処分における溶出率による影響評価について

辻 智之; 中村 康雄; 中谷 隆良

JAEA-Technology 2015-014, 34 Pages, 2015/06

【本報告書は、掲載論文に用いた腐食速度の算出にかかる水素発生データについて、データ取得の信頼性について問題があることが判明したため、一時的に公開を取りやめています。】日本原子力研究開発機構では、保有している余裕深度処分の対象となる放射性廃棄物の埋設処分に向け、基本シナリオ及び変動シナリオを想定した被ばく線量評価を進めている。余裕深度処分対象の放射性廃棄物のうち、放射化金属廃棄物中に存在する放射性核種は金属の腐食に伴って溶出することから、余裕深度処分環境下での放射性核種の溶出率が被ばく線量評価上の重要なパラメータとなる。そこで、放射性核種の溶出率が被ばく線量評価に与える影響の評価を行った。この結果、地下水シナリオを想定した場合にもっとも支配的だったCl-36について、溶出率の影響を受けやすいことが確認された。一方、トンネル掘削シナリオにおいて被ばく線量評価に与える影響が大きいNb-94について、人工バリアでの収着効果が大きいことから溶出率よりも分配係数の影響を受けやすいことが確認された。

報告書

JPDR保管廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討,2

辻 智之; 坂井 章浩; 出雲 沙理; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2015-009, 46 Pages, 2015/06

JAEA-Technology-2015-009.pdf:1.45MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する低レベル放射性廃棄物を対象に、将来的に実施が予定されている浅地中埋設処分における廃棄体確認に向けて、廃棄体に含まれる放射性物質の種類ごとの放射能濃度を簡便に評価する方法を構築しておく必要がある。そこで、保管数量が比較的多いJPDR施設の解体に伴って発生した固体廃棄物に含まれる放射性核種(H-3, C-14, Cl-36, Ni-59, Co-60, Ni-63, Sr-90, Mo-93, Nb-94, Tc-99, Ag-108m, Cs-137, Eu-152, Eu-154, Ho-166m、全$$alpha$$)を対象とした放射能濃度評価方法の適用性について検討を行った。この結果、Ni-63及びNb-94についてはCo-60をKey核種とするSF法を、H-3, C-14, Cl-36, Sr-90, Mo-93, Tc-99, Eu-152, Eu-154, Ho-166m及び全$$alpha$$については平均放射能濃度法を、Ni-59については理論計算法を適用できる見通しを得た。また、Co-60, Cs-137及びAg-108mは比較的測定が容易なエネルギーの$$gamma$$線を放出する核種であることから、廃棄体外部から非破壊測定が可能と考えられるため、非破壊外部測定法を適用する。

報告書

JPDR保管廃棄物試料に対する放射化学分析,4

大森 弘幸; 根橋 宏治; 島田 亜佐子; 田中 究; 安田 麻里; 星 亜紀子; 辻 智之; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2014-029, 31 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-029.pdf:1.51MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する研究施設等廃棄物については、将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、簡便に廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、原子炉施設から発生する放射性廃棄物を対象とする放射能濃度評価方法の検討に資するために、原子力科学研究所内で保管されているJPDR施設の解体廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を実施してきた。本報告は、平成26年度に実施した放射化学分析($$^{93}$$Mo, $$^{137}$$Cs)の結果について報告するとともに、これまでに取得した放射能濃度データについて整理し、JPDR保管廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。

報告書

GoldSimによる余裕深度処分を対象としたガス移行シナリオ評価ツールの作成

酒谷 圭一; 中村 康雄; 辻 智之; 中谷 隆良

JAEA-Data/Code 2014-020, 38 Pages, 2014/11

JAEA-Data-Code-2014-020.pdf:30.04MB

余裕深度処分の安全評価においては、処分施設閉鎖後、数十万年に渡る超長期的な時間軸での被ばく線量を評価し、現在のみならず、将来の公衆に対する安全性を確認することが必要である。日本原子力研究開発機構では、保有する原子力施設等の運転および解体に伴い発生する放射性廃棄物のうち、余裕深度処分対象廃棄物の安全な処分の実現を目指し、平成20年度より一次元移流分散方程式をベースとした核種移行解析が可能な汎用シミュレーションソフトウェア「GoldSim」を用いて被ばく線量評価ツールを作成するとともに、対象廃棄物を処分した場合の被ばく線量評価を進めてきた。また、評価ツールについては、旧原子力安全委員会の安全審査指針など、最新の評価の考え方を反映しながら、随時改良を加えてきた。本報告書は現在までに作成した評価ツールのうち、「ガス移行シナリオ」評価ツールについて、評価モデルの考え方および評価ツールの構成を解説したものである。

報告書

JPDR保管廃棄物試料に対する放射化学分析,3

安田 麻里; 田中 究; 渡辺 幸一; 星 亜紀子; 辻 智之; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2014-011, 59 Pages, 2014/08

JAEA-Data-Code-2014-011.pdf:16.84MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する放射性廃棄物については、近い将来に浅地中埋設処分の実施が予定されており、簡便かつ迅速に放射能濃度を評価する合理的方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法を検討することを目的として、廃棄物の保管数量が比較的多い動力試験炉(JPDR)の解体に伴って発生した雑固体廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を行っている。本報告では、これまでに取得した15核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{36}$$Cl, $$^{60}$$Co, $$^{59}$$Ni, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{94}$$Nb, $$^{99}$$Tc, $$^{108m}$$Ag, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu, $$^{154}$$Eu, $$^{166m}$$Ho, 全$$alpha$$)について、有意な362点の放射能濃度データを整理し、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめた。

報告書

JPDR保管廃棄物試料に対する放射化学分析,2

田中 究; 安田 麻里; 渡辺 幸一; 星 亜紀子; 辻 智之; 樋口 秀和

JAEA-Data/Code 2013-008, 16 Pages, 2013/11

JAEA-Data-Code-2013-008.pdf:2.41MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する研究施設等廃棄物については、将来的に浅地中埋設処分の実施が予定されており、簡便に廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子炉施設から発生する放射性廃棄物を対象とする放射能濃度評価方法の検討に資するために、原子力科学研究所バックエンド技術部ではJPDR施設の解体に伴って発生し原子力科学研究所内で保管されている放射性廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告は、平成21年度から平成23年度に実施した放射化学分析の結果について整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。

報告書

JPDR保管廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討,1

辻 智之; 亀尾 裕; 坂井 章浩; 星 亜紀子; 高橋 邦明

JAEA-Technology 2012-045, 37 Pages, 2013/02

JAEA-Technology-2012-045.pdf:2.43MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する低レベル放射性廃棄物を対象に、将来的に実施が予定されている浅地中埋設処分における廃棄体確認に向けて、廃棄体に含まれる放射性物質の種類ごとの放射能濃度を簡便に評価する方法を構築しておく必要がある。そこで、保管数量が比較的多いJPDR施設の解体に伴って発生した固体廃棄物を対象とし、スケーリングファクタ法や平均放射能濃度法のような統計的手法に基づく放射能濃度評価方法の適用性について検討した。

報告書

研究施設等から発生する均質・均一固化体に対する放射能濃度評価方法の検討

辻 智之; 亀尾 裕; 坂井 章浩; 天澤 弘也; 高橋 邦明

JAEA-Technology 2011-028, 66 Pages, 2011/11

JAEA-Technology-2011-028.pdf:3.16MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する研究施設等廃棄物について、近い将来に浅地中埋設処分の実施が予定されており、放射性廃棄物の合理的な埋設処分を実施していくとの観点から、簡便かつ迅速に放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで平成10年度から平成19年度にかけて原子力科学研究所において作製されたアスファルト固化体に対して、スケーリングファクタ法や平均放射能濃度法のような統計的手法に基づく放射能濃度評価方法の適用性について検討した。また、原子力科学研究所のアスファルト固化体に対し、放射能濃度評価方法を構築するうえで課題となる点について整理した。

報告書

JPDR保管廃棄物試料に対する放射化学分析

星 亜紀子; 辻 智之; 田中 究; 安田 麻里; 渡辺 幸一; 坂井 章浩; 亀尾 裕; 木暮 広人; 樋口 秀和; 高橋 邦明

JAEA-Data/Code 2011-011, 31 Pages, 2011/10

JAEA-Data-Code-2011-011.pdf:1.7MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する放射性廃棄物については、近い将来に浅地中埋設処分の実施が予定されており、簡便かつ迅速に放射能濃度を評価する合理的方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法を検討することを目的として、廃棄物の保管数量が比較的多い動力試験炉の解体に伴って発生した雑固体廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を行っている。本報告では、これまでに取得した7核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{60}$$Co, $$^{59}$$Ni, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{137}$$Cs)について、有意な262点の放射能濃度データを整理し、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめた。

報告書

研究施設等から発生する均質・均一固化体に対する放射化学分析

星 亜紀子; 亀尾 裕; 片山 淳; 坂井 章浩; 辻 智之; 中島 幹雄; 木原 伸二; 高橋 邦明

JAEA-Data/Code 2009-023, 84 Pages, 2010/03

JAEA-Data-Code-2009-023.pdf:12.81MB

日本原子力研究開発機構から発生する放射性廃棄物の合理的な埋設処分に向けて、廃棄体に含まれる安全評価上重要となる核種の濃度を、スケーリングファクタ法等の統計的手法により決定する方法を構築する必要がある。このため、平成10年度から平成19年度にかけて日本原子力研究開発機構原子力科学研究所から発生し、アスファルト又はセメントにより均質・均一に固化される低レベル放射性廃液(56試料)について放射化学分析を実施し、17核種に対する放射能濃度データ(563データ)を取得した。さらに取得したこれらの核種について、原子力発電所から発生する低レベル放射性廃棄物の処分において採用されているスケーリングファクタ法でKey核種としている$$^{60}$$Co又は$$^{137}$$Csとの相関関係を調査し、均質・均一固化体に対する合理的な放射能濃度決定方法構築のための基礎資料としてまとめた。

報告書

JMTRのコンクリート構造物,冷却設備及びユーティリティ設備等の健全性調査概要

海老沢 博幸; 花川 裕規; 浅野 典一; 楠 秀彦; 箭内 智博; 佐藤 信一; 宮内 優; 大戸 勤; 木村 正; 川俣 貴則; et al.

JAEA-Technology 2009-030, 165 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-030.pdf:69.18MB

2007年度から開始するJMTR原子炉施設の改修工事に先立ち、「継続使用する設備・機器」の健全性調査を実施した。調査範囲は、原子炉建家を筆頭に、排気筒,一次冷却系の塔槽類,カナルエキスパンドジョイント,UCL高架水槽,二次系冷却塔及び配管,非常用発電機等、多岐にわたった。その結果、一部補修を要する部分が確認され補修を行ったが、今後の長期保全計画に沿った保守管理を行うことで、十分な安全確保と長期使用に耐えうることが確認された。原子炉更新課は、以上の健全性調査の結果を踏まえて改修工事を進めている。

報告書

炉プール・ダイヤフラムシールの健全性調査

井手 広史; 作田 善幸; 塙 善雄; 辻 智之; 坪井 一明; 長尾 美春; 宮澤 正孝

JAEA-Technology 2009-019, 28 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-019.pdf:41.1MB

JMTR原子炉本体は、原子炉圧力容器,炉心及び炉プールから構成され、JMTR原子炉プール最下部には原子炉プール水の漏えいを防止するとともに、原子炉圧力容器内の圧力及び温度変化による圧力容器自体の伸縮を吸収するためのステンレス鋼製ダイヤフラムシール(外径2.6m,内径2m,厚さ1.5mm)が設置されている。JMTRの改修に先立ち、ダイヤフラムシールの健全性を確認するため、水中カメラ付き堆積物回収装置を開発し、外観検査を行った。外観検査の結果、有害な傷,錆びは確認されず、ダイヤフラムシールの健全性が確認できた。今後も本装置によって定期的に点検を行うことで、その健全性の維持に努める。

報告書

世界の照射試験炉の現状と今後の利用

伊藤 治彦; 井手 広史; 山浦 高幸; 辻 智之

JAERI-Review 2004-001, 39 Pages, 2004/02

JAERI-Review-2004-001.pdf:2.02MB

世界の研究用原子炉は、1975年以降、開発途上国に関しては増えているものの、全体としては減少しており、多くの研究炉は、初臨界から35年を経過し、高経年化対策が課題となっている現状である。この傾向は、高中性子照射量を要求される照射試験炉においても同様である。照射試験炉の最近の主要な利用目的は、(1)軽水炉の寿命延長のための圧力容器材の照射脆化に関する研究、及び炉内構造材の照射誘起応力腐食割れの研究,(2)軽水炉用燃料の高燃焼度化研究、及び軽水炉用混合酸化物(MOX)燃料の照射試験,(3)核融合炉用のブランケット及び構造材料の研究開発,(4)その他、放射性同位元素製造,シリコンドーピング,基礎研究などである。以上の利用目的を達成するため、照射試験炉は、高中性子束,高稼働率、さらに多目的利用炉として冷却材温度が低いことが要求される。今後の照射試験においては、中性子照射の影響に加えて、温度因子,軽水炉の水質のような化学的因子,種々の応力などの機械的因子から成る複合環境での影響評価が重要になる。このことから、環境制御技術、及び「その場」測定技術の開発が重要となる。このような高度な照射試験を実現するためには、原子炉としてフレキシビリティーを持つことが今後の照射試験炉にとって欠かせない要素である。

口頭

Outline of the disposal of very low level concrete waste in JAEA

辻 智之

no journal, , 

JAEAでは原子力科学研究所にあったJPDRの解体実地試験に際し、極めて放射能レベルの低いコンクリート廃棄物の埋設実地試験を行った。約1,700トンの極低レベルコンクリート廃棄物が45m$$times$$16m、深さ3.5mの素掘りの埋設用トレンチに定置され、2.5m厚さの土砂で覆われた。極低レベルコンクリート廃棄物の埋設実地試験は埋設段階(1995$$sim$$1996年)及び保全段階(1996$$sim$$2024年)に分けられる。埋設段階では、埋設処分施設の周辺の放射線量の測定、地下水,覆土の放射能分析が行われた。保全段階へと移行した後も、さらに3年間放射能モニタリングを継続した。また、覆土の流出,亀裂,陥没がないこと等を毎週1回の巡視点検により確認し埋設処分施設の維持・管理を行っている。放射能モニタリングデータの記録については保全段階が終了するまで廃棄物管理部署で適切に保存する計画であり、巡視点検の記録については核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律に基づいて保存している。

口頭

照射後試験施設から発生する廃棄物の放射能評価方法の検討

辻 智之; 坂本 義昭; 星野 譲; 鈴木 康夫*; 町田 博*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構は、研究施設等から発生した低レベル放射性を対象とする埋設処分事業を計画している。研究施設等廃棄物は様々な施設から発生しており、埋設処分事業を円滑に推進するためには、放射性廃棄物の特徴を踏まえた合理的な廃棄確認の方法を確立する必要がある。この一環として、ニュークリア・ディベロップメントの照射後試験施設をモデルに、照射後試験施設から発生する放射性廃棄物に対する共通的な放射能濃度評価手法の検討を行った。本検討では、17核種(Sr-90、Tc-99、U-235,238、Pu-238,239+240,241、Am-241、Cm-244等)に対し、実搬入燃料のデータを用いORIGEN-2計算コードによる放射化・燃焼計算によって得られた放射能濃度比と実際の廃棄物試料の放射化学分析結果と比較し、理論計算を主体とした放射能濃度評価手法の適用性を確認した。

口頭

研究施設等廃棄物の廃棄体確認方法の開発,3; 共通的な放射能濃度評価方法の検討

林 宏一; 出雲 沙理; 仲田 久和; 辻 智之; 天澤 弘也; 坂井 章浩

no journal, , 

研究施設等廃棄物の特徴を踏まえた合理的な廃棄体確認方法を確立する一環として、試験研究用原子炉(JRR-2, JRR-3, JPDR)の廃棄物から試料を採取して放射化学分析を行い、取得したデータを用いて放射能濃度評価方法を検討し、試験研究用原子炉から発生する廃棄物へ共通的な放射能濃度評価方法を適用できる見込みを得た。

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