大洗研究所における放射性廃棄物の放射能濃度評価手法確立に係る取り組み; 令和2年度活動報告書

朝倉 和基; 下村 祐介; 堂野前 寧; 阿部 和幸; 北村 了一; 宮越 博幸; 高松 操; 坂本 直樹; 磯崎 涼佑; 大西 貴士; et al.

JAEA-Review 2021-020, 42 Pages, 2021/10

JAEA-Review-2021-020.pdf:2.95MB

原子力の研究開発施設から発生する放射性廃棄物の処理処分は、取り扱う核燃料物質や材料が多種多様なこと等を踏まえ、放射能濃度を求める必要がある。大洗研究所は、廃棄物を処理する施設のみならず、廃棄物を発生させる施設も含め、埋設処分を見据えた検討に着手している。本報告書は、大洗研究所内で発生する放射性廃棄物の埋設処分に向けて、主要課題のひとつである放射能濃度評価手法について、令和2年度の検討結果を取りまとめたものである。

Development of performance assessment models for glass dissolution

後藤 考裕*; 三ツ井 誠一郎; 高瀬 博康*; 黒澤 進*; 稲垣 学*; 柴田 雅博; 石黒 勝彦*

MRS Advances (Internet), 1(63-64), p.4239 - 4245, 2016/00

https://doi.org/10.1557/adv.2017.215

原子力発電環境整備機構と原子力機構は、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマを対象に2011年度から共同研究を進めている。我々は、この共同研究の一環として、鉄オーバーパックの腐食に伴うFeケイ酸塩の生成やオーバーパックの亀裂内の腐食生成物を通じたSiの移行など、様々なプロセスを考慮したガラス溶解モデルを開発している。モデル開発の目的は、ガラス溶解に関連するプロセスの相対的重要度の評価及び説得力のあるセーフティケースの作成に向けた更なる研究開発課題の特定である。感度解析では、1千年から1千万年を超える範囲のガラス固化体寿命が見積もられた。これはFeケイ酸塩の生成やガラス変質層内の物質移行特性など、主要なプロセスに関する現時点での理解に不確かさによるものである。

概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化,3; NUMO-JAEA共同研究報告書(2013年度)(共同研究)

柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 牧野 仁史; 若杉 圭一郎; 三ツ井 誠一郎; 北村 暁; 吉川 英樹; 小田 治恵; 石寺 孝充; et al.

JAEA-Research 2014-030, 457 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2014-030.pdf:199.23MB

原子力機構(JAEA)がこれまで蓄積してきた技術やノウハウを、原子力発電環境整備機構(NUMO)が今後行う精密調査地区の選定等の処分事業に適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくための具体的な考え方と進め方を策定すること等を目的として、2011年度よりJAEAとNUMOは以下の3つのテーマについて共同研究を進めている。(1)水理の観点からみた母岩の適性を評価する方法に関する検討: 水理地質構造モデル構築手法の事例調査に基づいて、得られた知見を評価ツリーとして整理し、モデルの不確実性やそれらの評価項目への影響等についての検討を行った。(2)シナリオの構築方法に関する検討: 状態設定手順を実務的な観点から、さらに見直すとともに、セメント影響とガラス溶解挙動について、知見の体系的な整理と不確実性の影響について解析的検討を行った。(3)核種移行パラメータの設定方法に関する検討: 母岩の分配係数を対象に、国内外の事例調査をもとに複数の設定手法を整理し、堆積岩及び花崗岩への適用を通じ妥当性や課題を確認した。溶解度について、溶解度制限固相の決定を含む設定手法を検討し、主要核種への適用を通じ妥当性や課題を確認した。

ホットラボ施設におけるコントロール室監視盤の更新

黒澤 誠; 加藤 佳明; 米川 実; 田口 剛俊

UTNL-R-0486, p.9_1 - 9_11, 2014/03

JMTRホットラボ施設では、コンクリートセル、顕微鏡鉛セル、材料試験用鉛セル及び鉄セル内にて照射済燃料及び原子炉構造材等の照射後試験を行っている。これら各セルにおける負圧、セル内空気吸収線量率、遮へい扉開閉表示等の集中監視及び制御を行うために、コントロール室にコンクリートセル、顕微鏡鉛セル、材料試験用鉛セル及び鉄セル用の監視盤を設置している。これらの監視盤は供用開始後、約30年から40年以上が経過しており、高経年化による故障や不具合の発生が懸念されたため、JMTR再稼働後約20年間の運転を考慮して更新することにした。

Mo recycling property from generator materials with irradiated molybdenum

掛井 貞紀*; 木村 明博; 新関 智丈*; 石田 卓也; 西方 香緒里; 黒澤 誠; 吉永 英雄*; 長谷川 良雄*; 土谷 邦彦

Proceedings of 6th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-6) (Internet), 7 Pages, 2013/10

http://www.invap.com.ar/ismtr/images/stories/trabajos/Kakei-Paper.pdf

http://www.invap.com.ar/ismtr/images/stories/trabajos/Kakei-Presentation.pdf

JMTR再稼働後の産業利用の拡大の一環として、診断用医薬品として使用されているTcの親核種であるMo国産化のための技術開発を進めている。国産のMo製造方法として、JMTRでは放射性廃棄物の低減と製造工程が容易である(n,)法を提案している。しかしながら、比放射能の高いMoを製造するためには、高価な濃縮MoO粉末が必要であること、さらに、Moの生成の際に使用されたMo吸着剤が廃棄物として大量に発生するといった課題がある。そこで、資源の有効利用と放射性廃棄物の低減を目指し、モリブデンリサイクル技術開発に着手した。本研究では、照射済MoOを用い、使用済Mo吸着剤の再利用、新品Mo吸着剤及び使用済Mo吸着剤からのMo回収試験を行った。この結果、Mo回収率95%以上であり、Mo吸着剤のリサイクル及び使用済PZCからのMo回収が可能であることが証明された。

概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化; NUMO-JAEA共同研究報告書(2011年度)(共同研究)

柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 牧野 仁史; 早野 明; 三ツ井 誠一郎; 谷口 直樹; 小田 治恵; 北村 暁; 大澤 英昭; et al.

JAEA-Research 2012-032, 298 Pages, 2012/09

JAEA-Research-2012-032.pdf:33.68MB

原子力機構(JAEA)と原子力発電環境整備機構(NUMO)は、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマについて、原子力機構が蓄積してきた技術やノウハウを、NUMOが今後の処分事業に適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくための具体的な考え方と進め方を策定するとともに、必要な開発課題と今後の計画を明らかにすることを目的として、2011年度に共同研究を実施した。実施テーマと概要は以下の通り。(1)対象母岩の選定に関する検討:母岩特性のうち水理に着目し、母岩特性を評価するための項目、及び地下水移行時間の評価手法について、地質環境の調査・評価と関連付けたうえで整理した。(2)シナリオの構築に関する検討:シナリオ構築手順を具体化するとともに、ガラス固化体の溶解と核種の浸出、オーバーパックの腐食、緩衝材の長期変遷について、現象理解に関する最新の知見を構造的に整理した。(3)核種移行パラメータの設定に関する検討:緩衝材の分配係数と拡散係数、母岩の分配係数を対象として、パラメータ設定の方法論を検討し、その方法論に従った試行を行った。(4)知識情報の品質確保に関する検討:知識情報の品質を確保するための考え方や手法を、(2)シナリオの構築で検討した状態設定に対する論拠に関する情報を例として検討した。

Azimuthal correlations of electrons from heavy-flavor decay with hadrons in and Au+Au collisions at = 200 GeV

Adare, A.*; Afanasiev, S.*; Aidala, C.*; Ajitanand, N. N.*; 秋葉 康之*; Al-Bataineh, H.*; Alexander, J.*; 青木 和也*; Aphecetche, L.*; Aramaki, Y.*; et al.

Physical Review C, 83(4), p.044912_1 - 044912_16, 2011/04

https://doi.org/10.1103/PhysRevC.83.044912

重いフレーバーのメソンの崩壊からの電子の測定は、このメソンの収量が金金衝突では陽子陽子に比べて抑制されていることを示している。われわれはこの研究をさらに進めて二つの粒子の相関、つまり重いフレーバーメソンの崩壊からの電子と、もう一つの重いフレーバーメソンあるいはジェットの破片からの荷電ハドロン、の相関を調べた。この測定は重いクォークとクォークグルオン物質の相互作用についてのより詳しい情報を与えるものである。われわれは特に金金衝突では陽子陽子に比べて反対側のジェットの形と収量が変化していることを見いだした。

地質環境の長期安定性に関する研究 年度計画書(平成22年度)

安江 健一; 浅森 浩一; 山田 国見; 國分 陽子; 山崎 誠子; 黒澤 英樹; 谷川 晋一; 根木 健之; 草野 友宏; 花室 孝広; et al.

JAEA-Review 2010-034, 42 Pages, 2010/09

JAEA-Review-2010-034.pdf:1.15MB

本計画書は、高レベル放射性廃棄物の地層処分における地質環境の長期安定性に関する研究についての第2期中期計画期間(平成22年4月平成27年3月)の初年度である平成22年度の研究開発計画である。本計画の策定にあたっては、「地質環境の長期安定性に関する研究」基本計画-第2期中期計画をベースに、第1期中期計画期間(平成17年4月平成22年3月)における研究成果,関係研究機関の動向や大学などで行われている最新の研究,実施主体や規制機関からのニーズなどを考慮したうえで策定した。研究の実施にあたっては、最終処分事業の概要調査や安全審査基本指針などの検討・策定に研究成果をタイムリーに反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化,(2)長期予測・影響評価モデルの開発,(3)年代測定技術の開発の3つの枠組みで研究開発を推進していく。

ネプツニウム混在廃棄物中の非破壊計量技術の開発

黒澤 誠; 大内 正市*; 阿部 治郎; 岡根 章五; 薄井 洸

JAERI-Tech 2002-036, 24 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-036.pdf:1.0MB

大洗研究所燃料研究棟では、廃棄物中におけるプルトニウムの計量のために、パッシブ線測定法を採用してきた。近年、ネプツニウムを使用した研究の進展により、プルトニウムとネプツニウムが混在する廃棄物が発生するようになり、パッシブ線測定法では、Puから放出される線とNpの娘核種であるPaから放出される線のエネルギーが近似するために、プルトニウムの計量に困難を生じ、計量方法についての検討が必要となった。本試験では、廃棄物非破壊計量試験装置を使用した場合の混在核種による複合スペクトルについて、差引法及び分割法の解析方法を用いてプルトニウムの比較計量を行った。その結果、差引法では廃棄物中のプルトニウム量が100mg以上の場合、約1015%の誤差となり、また、10mg以下でかつ、プルトニウムとネプツニウムの混在比が1以下の場合、約50%以上の誤差になることがわかった。一方、分割法では100mg以上の場合、約数%15%の誤差となり、また、10mg以下の場合、混在比の変化にかかわらず、約3050%の誤差になることがわかった。以上のことから、アルファ廃棄物中のプルトニウムの計量には、分割法が優れていることがわかり、実廃棄物について応用している。

ナトリウム冷却炉の炉心・燃料設計検討 -再臨界回避型酸化物燃料炉心の検討-

山館 恵; 佐々木 誠; 黒澤 典史*; 坂下 嘉章*; 永沼 正行

JNC TN9400 2001-113, 219 Pages, 2001/09

JNC-TN9400-2001-113.pdf:10.46MB

中長期事業計画を受けて、平成11年7月から本格的に開始されたFBRサイクル実用化戦略調査研究フェーズIでは、平成12年度までの2年間に亘り多様な FBRサイクルシステムの技術選択肢について検討を実施した。本報告書は、これらの技術選択肢の内、ナトリウム冷却酸化物燃料炉心の炉心・燃料設計についての検討成果を報告するものである。主な成果を以下に示す。(1)Na冷却大型及び中型酸化物燃料炉心における再臨界回避と増殖性確保が両立可能な概念として、軸ブランケット一部削除型径方向非均質炉心が有力候補のひとつであるが、熱設計成立性を見通すためには、詳細検討が必要である。(2)Na冷却大型酸化物燃料炉心において内部ダクト付き集合体を用いた場合、均質炉概念では増殖性の確保が困難であるが、径方向非均質炉心概念との組合せで解決できる可能性がある。(3)遮蔽特性検討の結果、大型炉心、中型炉心のいずれの場合でも、ZrH遮蔽体を用いることにより、径方向遮蔽体の層数は径方向ブランケットあり炉心では2層、径方向ブランケットなし炉心では3層で成立する見通しである。