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小原 浩史*; 五十嵐 登*
PNC TJ8164 96-009, 261 Pages, 1996/09
沸騰水型原子炉(Boiling Water Reactor,BWR)商用炉で照射した使用済み燃料被覆管せん断片(ハル)を不活性ガス気流中で圧縮・減容し、発生するジルカロイ微粒子(ファイン)及び気中に移行する放射性核種に係わるデータの取得試験を実施し、以下のような結果を得た。(1)酸洗浄後のハルの内面には、ウラン、セシウム等の核分裂生成物が付着している領域が認められた。(2)ハル外表面最大酸化膜厚さは30
60
mで、文献データと同等の範囲であった。(3)ハルの圧縮時に発生したファイン重量は約0.20.3gで、圧縮したハルの重量(約3233g)の0.51.0wt%であり、燃焼度の増加に伴なって多くなる傾向が認められた。(4)3233gのハルを圧縮した時に気中に移行したファインの重量は、1mg以下であった。(5)ハルの圧縮時に発生したファインの粒径は1m以下のものから100m以下のものまで観察された。発生したファインの粒径は1m以下のものから100m以上のものまで観察された。発生したファインの粒径別個数頻度では10m以下のものが大半であった。(6)電子線微小分析装置(Electori Probe Micro Analyzer,EPMA)による観察結果では、ファインは全て酸化物と推定された。(7)ハル中のトリチウムの吸蔵量を、ORIGEN-2コードを用いた計算による燃料中の生成量の60%と仮定した時、ハルの圧縮時に気中に移行するトリチウム量は、圧縮したハルのトリチウムの吸蔵量の10^-3%以下であったが、燃焼度の燃焼度の増加に伴なってわずかに大きくなる傾向が認められた。
豊原 尚実*; 平山 文夫*; 田村 俊幸*; 深澤 拓司*; 五十嵐 登*
PNC TJ8164 96-010, 213 Pages, 1996/03
TRU廃棄物を処分するためには、TRU廃棄体の特性を評価するデータを廃棄物が固化される前に出来る限り取得しておくことが合理的である。このようなことから本調査では、動力炉・核燃料開発事業団殿での検討資料や、既存の低、中レベル(TRU)廃棄物処分場等における廃棄体受入基準、また原子力発電所の廃棄体埋設動向等を参考として廃棄体特性評価データを選定した。この中から動力炉・核燃料開発事業団殿から提示された廃棄物処理プロセスで発生する廃棄体について、処分場の安全審査に必要なデータ、貯蔵、輸送の安全維持に必要なデータを絞り込み、重要度を考慮してデータ取得の必要性を評価した。具体的なデータ取得方法の検討では、合理的な品質保証の考え方を整理するとともに、必要なデータ項目のうち特に放射性核種濃および有害物について、モデル処理施設のプロセスにおける測定ポイントと手法を抽出した。また、プロセスの放射能バランスを考慮して、廃棄体の核種放射能の推定を行い、NDAおよび分析手法の適用性を定量的に評価した。今後の課題の検討では、より現実的な放射性核種濃度データによるデータ取得方法の適用性評価や有害物の含有量データおよび運転管理マニュアルの整備などの検討項目を明らかにした。
五十嵐 登*; 田村 俊幸*; 平山 文夫*; 豊原 尚実*; 角田 章男*
PNC TJ8164 95-003, 72 Pages, 1995/03
TRU廃棄体の処分に際して重要核種、品質保証項目、基準値の調査、及びモデル廃棄物処理施設に対しての品質保証方法の検討を行い、品質保証技術に関する今後の課題の摘出を目的として本調査を実施した。核種、項目、基準値については、設定の考え方が明確で、技術基準が法律により確定し、既に運用が開始されている国内の商用原子力発電所からの均質固化廃棄物に関する規定を中心として、海外情報も含めて網羅的な調査を行った。具体的な品質保証方法の検討では、前記の均質固化廃棄物に関する規定の設定で採用された合理的な考え方を参考として、廃棄体の性質及び製造工程の特徴に応じた最適なデータ採取方法の採用を前提として、モデル廃棄物処理施設の運用段階前の採取データ項目、及びモデル廃棄物処理プロセス内での確認項目の割付を行い、さらに具体的な非破壊計測装置の調査、及び破壊分析技術の調査を行った。今後の課題として、技術基準策定の検討は廃棄体の処分方法の検討と一体で行う必要があり、個々の保証項目の採否、基準値は今後の検討課題であることを示すとともに、放射能の測定装置開発、評価法などの確立の必要性、設備上の課題等があることを整理した。
