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仲田 久和; 出雲 沙理; 岡田 翔太; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2024-010, 65 Pages, 2024/10
JAEA-Technology-2024-010.pdf:5.26MB
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施設の設置を計画している。「核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則」における同施設の技術上の基準では、「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当該廃棄物埋設地の安全機能を損なうおそれのある空隙が残らないように措置すること」が定められている。トレンチ埋設施設に埋設する廃棄物を鋼製角型容器に収納する場合、容器内に空隙が残るため、その空隙を十分に低減する措置を施す必要がある。鋼製角型容器内の空隙を低減させるため、砂質土を充填する方法を検討した。模擬廃棄物を鋼製角型容器に収納し、鋼製角型容器を加速・振動(加振)させながら収納廃棄物の間隙に砂質土を充填し、充填が終了したときの角型容器内の空隙量を評価し、加振条件毎(19ケース)に空隙率を算出した。その結果、埋設事業センターが暫定の廃棄物の受入基準としている、容器内の空隙率を体積割合で20%以下とできる見通しが得られた。実際に砂質土の充填によって放射性廃棄物を収納した鋼製角型容器内の空隙の低減を行う際には、実機や使用する角型容器を用いて加振充填試験を行い、容器内への充填性の確認や、加振機の運転条件を定める必要がある。本報告書は、その際の試験内容、手順を説明するものとしてまとめたものである。
林 正明*; 中原 宏尊*; 阿部 崇*; 松永 修平*; 宮田 肇*; 白倉 翔太*; 山野 秀将
第28回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/06
本論文では、2023年度までに実施したナトリウム-溶融塩熱交換器の性能評価技術と伝熱向上方策の効果を確認したことを報告する。
仲田 久和; 岡田 翔太; 天澤 弘也; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2023-021, 31 Pages, 2024/01
JAEA-Technology-2023-021.pdf:2.53MB
日本原子力研究開発機構(原子力機構)が設置を計画している浅地中埋設処分施設(ピット処分及びトレンチ処分)に埋設する廃棄体は、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律の核燃料物質又は核燃料物質によつて汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則に規定された技術基準に適合していることが求められる。同技術基準では、令和元年の核燃料物質又は核燃料物質によって汚染された物の第二種廃棄物埋設の事業に関する規則の改正において、「廃棄物埋設地に定置するまでの間に想定される最大の高さからの落下による衝撃により飛散又は漏えいする放射性物質の量が極めて少ないこと。」が新たに規定された。このため、事業者は、廃棄体が落下した際に、廃棄体から飛散及び漏えいする放射性物質の量を評価することにより、同技術基準への適合性を示すことが必要となる。本報告書では、原子力機構が設置を計画している埋設施設のうち、ピット埋設施設に埋設する廃棄体を対象とした。廃棄体の種類は、鋼製角型容器に金属廃棄物を収納しモルタルで固型化した形態の廃棄体で、これをモデル化して、埋設するまでの間に想定される最大の高さ(8m)から落下させるシミュレーション解析を行い、落下時の飛散率を評価した。この評価結果に基づき、角型容器を使用した廃棄体の製作方法やその受入基準に係る留意事項を検討した。
佐久間 康太; 阿部 大智*; 岡田 翔太; 菅谷 敏克; 仲田 久和; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2022-013, 200 Pages, 2022/08
JAEA-Technology-2022-013.pdf:8.41MB
我々は、研究施設等廃棄物の埋設処分に向けて、トレンチ処分及びピット処分の区分や重要核種を選定する際の参考値とするために、廃棄物に含まれる可能性のある放射性核種について、トレンチ処分及びピット処分における基準線量相当濃度の試算を行っている。前報である「研究施設等廃棄物の浅地中処分のための基準線量相当濃度の検討(その1)」では、原子力安全委員会がトレンチ処分及びピット処分の濃度上限値を算出した手法を基に、廃棄物埋設施設の立地環境を幅広く想定して中深度処分の被ばく経路等を対象に基準線量相当濃度の試算を行った。本報告書は、ピット処分の廃棄物埋設施設からの浸出水量の感度解析評価の結果を用いるとともに、埋設地の条件を幅広く想定した新たな評価経路及び被ばく形態を取り入れて、ピット処分の基準線量相当濃度の試算を行い、前報との比較を行ったものである。なお、本報告書で試算した基準線量相当濃度の結果は、立地場所が決定していない段階でのピット処分の区分や重要核種を選定する際の参考値として用いることを考えているため、今後、立地場所の決定後に立地条件を踏まえて線量評価を行う必要がある。
Cs concentrations in coastal sediments off Fukushima鈴木 翔太郎*; 天野 洋典*; 榎本 昌宏*; 松本 陽*; 守岡 良晃*; 佐久間 一幸; 鶴田 忠彦; 帰山 秀樹*; 三浦 輝*; 津旨 大輔*; et al.
Science of the Total Environment, 831, p.154670_1 - 154670_15, 2022/07
被引用回数：2 パーセンタイル：11.93(Environmental Sciences)The monthly monitoring data (total 3647 samples) between May. 2011 and Mar. 2020 were analyzed to describe temporal variability of Cs concentration in coastal sediments off Fukushima. Cs concentration of sediment had decreasing trend, but non-linear model fitting suggested that this decreasing trend showed slower. Additionally, Cs concentration were up to 4.08 times greater in shallow sampling sites (7, 10, 20 m depth) following heavy rainfall events (before five months vs. after five months), such as typhoons. These were consistent with increasing particulate Cs (P-Cs) fluxes from river and increasing dissolved Cs (D-Cs) concentration in seawater. Finally, the numerical experiment was conducted and revealed that riverine Cs input could preserve Cs concentration in coastal sediment. These results indicate that riverine Cs input via heavy rainfall events is one of the main factors for preserving Cs concentration in coastal sediment off Fukushima.
立石 良*; 島田 耕史; 岩森 暁如*; 和田 伸也*; 瀬能 正太郎*; 長田 健*
地質学雑誌(インターネット), 128(1), p.63 - 64, 2022/04
敦賀断層は、福井県敦賀市東部から美浜町南部にかけて北東-南西方向に分布する、長さ約20kmの右横ずれ主体の活断層である。美浜町新庄地区折戸谷周辺では、敦賀断層がジュラ紀の付加体(混在岩)と白亜紀後期の花崗岩を境し、この断層沿いに明瞭な横ずれ屈曲谷が連続する。この地域ではIwamori et al. (2021)が断層露頭を報告済だが、今回新たに複数の断層露頭を発見したので、写真とともに簡単に報告する。これらの断層は全て北東-南西走向で高角傾斜を示し、混在岩と花崗岩の境界をなす。このうち2つの露頭は、屈曲谷の屈曲部上流端に位置しており、典型的な横ずれ変位地形と地質断層が完全に一致する。
Li, Y.; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*
Journal of Pressure Vessel Technology, 143(4), p.041501_1 - 041501_8, 2021/08
被引用回数：3 パーセンタイル：18.71(Engineering, Mechanical)It has been recognized that probabilistic fracture mechanics (PFM) is a promising methodology in structural integrity assessments of pressure boundary components of nuclear power plants, because it can rationally represent the influencing parameters in their inherent probabilistic distributions without over conservativeness. A PFM analysis code PASCAL has been developed by the Japan Atomic Energy Agency to evaluate the through-wall cracking frequencies of domestic reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) transients. In this study, as a part of the verification activities, a working group was established with seven organizations from industry, universities and institutes. Through one year activities, the applicability of PASCAL for structural integrity assessments of domestic RPVs was confirmed with great confidence. This paper presents the details of the verification activities of the working group.
中川 明憲; 及川 敦; 村上 昌史; 吉田 幸彦; 佐々木 紀樹; 岡田 翔太; 仲田 久和; 菅谷 敏克; 坂井 章浩; 坂本 義昭
JAEA-Technology 2021-006, 186 Pages, 2021/06
JAEA-Technology-2021-006.pdf:54.45MB
日本原子力研究開発機構が保管する放射性廃棄物のうち、一部の放射性廃棄物については過去に未分別のまま圧縮等の処理が行われていた。このため、埋設処分に向けて圧縮されたものを分解して確認する等の作業に多くの時間が必要であると想定され、放射性廃棄物の早期のリスク低減を行う方策について、廃棄物処理及び埋設処分の2つの観点から検討を実施した。前処理,処理及び固型化といった廃棄物処理作業の中で時間を要している工程を分析し、放射能濃度評価、有害物等の分別、及び可燃物の分別といった課題を抽出した。放射能濃度評価に関しては、保守的な核種組成比と非破壊
線測定による廃棄体中の放射能濃度評価方法の検討、及びトレンチ埋設施設構造の高度化を図るとともに、評価対象核種の選定に一定の基準を設定することにより、評価対象核種を絞り込める可能性があることを明らかにした。有害物等の分別に関しては、非破壊検査と記録・有害物使用状況等による分別の要否の確認により、分別作業を大幅に削減できる見込みが得られた。また、廃棄物から地下水中に移行した重金属による地下水中濃度を評価し、水質に関する環境基準を遵守可能な廃棄体中に含有される濃度として受入基準を提示した。可燃物の分別に関しては、埋設施設内空隙増加による陥没の影響を評価し、覆土での事前対応が可能な可燃物含有量を評価するとともに、非破壊検査による可燃物量の確認と、解体で発生するコンクリートのような可燃物含有量が少ない廃棄物との混合埋設により、埋設処分場内の廃棄物層の平均的な可燃物の含有割合を20vol%とする定置管理を行い、分別作業を不要にできる見込みが得られた。原子力科学研究所の圧縮体を例に、これらの方策を施すことによる廃棄物処理加速の効果についての評価を実施し、廃棄物の分別処理作業を約5倍加速できる見込みが得られた。今後、検討した対策の実現に向けた対応を進める。
菅谷 敏克; 阿部 大智*; 岡田 翔太; 仲田 久和; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2021-004, 79 Pages, 2021/05
JAEA-Technology-2021-004.pdf:2.86MBJAEA-Technology-2021-004(errata).pdf:0.38MB
研究施設等廃棄物の埋設処分に向けて、廃棄体等のトレンチ処分及びピット処分への区分や、重要核種を選定する際の参照値とするため、研究施設等廃棄物に含まれる可能性のある220核種について、トレンチ処分及びピット処分における基準線量相当濃度を試算した。基準線量相当濃度の試算に当たっては、廃棄物埋設施設の立地場所は様々な環境が考えられるため、原子力安全委員会がトレンチ処分及びピット処分の濃度上限値を算出するために用いられた被ばく経路に追加して、中深度処分で想定されている被ばく経路も追加した。また、埋設処分場の規模を、現在想定しているトレンチ処分約53万本、ピット処分約22万本を対象として設定した。本報告書で試算した基準線量相当濃度の結果は、立地場所が決定していない段階での廃棄体等のトレンチ処分及びピット処分への区分や、重要核種を選定する際の参照値として用いることを考えている。また、今後の処分施設のバリア機能の設置などの検討を考慮して、基準線量相当濃度の値を見直すこととする。なお、今後、立地場所の決定後、立地条件を踏まえて線量評価を行い、事業許可申請書に記載する廃棄体等の放射能及び放射能濃度を決定することとなる。
北里 宏平*; Milliken, R. E.*; 岩田 隆浩*; 安部 正真*; 大竹 真紀子*; 松浦 周二*; 高木 靖彦*; 中村 智樹*; 廣井 孝弘*; 松岡 萌*; et al.
Nature Astronomy (Internet), 5(3), p.246 - 250, 2021/03
被引用回数：60 パーセンタイル：96.18(Astronomy & Astrophysics)2019年4月「はやぶさ2」ミッションは、地球に近い炭素質の小惑星(162173)リュウグウの人工衝撃実験を成功させた。これは露出した地下物質を調査し、放射加熱の潜在的な影響をテストする機会を提供した。はやぶさ2の近赤外線分光器(NIRS3)によるリュウグウの地下物質の観測結果を報告する。発掘された材料の反射スペクトルは、表面で観測されたものと比較して、わずかに強くピークがシフトした水酸基(OH)の吸収を示す。これは、宇宙風化や放射加熱が最上部の表面で微妙なスペクトル変化を引き起こしたことを示している。ただし、このOH吸収の強度と形状は、表面と同様に、地下物質が300
Cを超える加熱を経験したことを示している。一方、熱物理モデリングでは、軌道長半径が0.344AUに減少しても、推定される掘削深度1mでは放射加熱によって温度が200Cを超えて上昇しないことが示されている。これは、リュウグウ母天体が放射加熱と衝撃加熱のいずれか、もしくは両方により熱変化が発生したという仮説を裏付けている。
山敷 庸亮*; 前原 裕之*; Airapetian, V.*; 野津 湧太*; 佐藤 達彦; 野津 翔太*; 黒木 龍介*; 村嶋 慶哉*; 佐藤 啓明*; 行方 宏介*; et al.
Astrophysical Journal, 881(2), p.114_1 - 114_24, 2019/08
被引用回数：38 パーセンタイル：82.13(Astronomy & Astrophysics)系外惑星における生命存在の可能性を検討する際、恒星が引き起こすスーパーフレアによる影響を評価することは重要となる。そこで本研究では、いくつか実在する恒星と仮想的な惑星を想定し、その大気・海洋内における被ばく線量を様々なタイプの太陽フレアに対して推定する方法を提案する。具体的には、粒子・重イオン輸送計算コードPHITSと系外惑星データベースシステムExoKyotoを組み合わせ、実際に観測された太陽フレアと恒星フレアの比較から影響を推定する。その結果、ある程度の大気圧があれば、惑星地表面における被ばく線量は複雑系生物の致死量には至らない可能性が高いことが分かった。
仲田 久和; 天澤 弘也; 出雲 沙理; 岡田 翔太; 坂井 章浩
デコミッショニング技報, (58), p.10 - 23, 2018/09
我が国においては、実用発電用原子炉以外にも様々な原子力施設や放射性同位元素の使用施設等があり、これらの施設から低レベル放射性廃棄物(研究施設等廃棄物)が発生している。実用発電用原子炉から発生する低レベル放射性廃棄物は既に浅地中埋設処分されているが、研究施設等廃棄物の埋設処分はまだ行われていない。研究施設等廃棄物の埋設処分を早急かつ確実に実施するため、2008年に日本原子力研究開発機構が法的に実施主体となり、これまでに埋設事業の実施に際して必要な浅地中埋設処分施設の概念設計を実施するとともに、技術的な検討として廃棄体の受入基準の整備を進めている。ここでは、研究施設等廃棄物の埋設施設における廃棄体の受入基準の整備状況と課題について紹介する。
Li, Y.; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一*; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07
原子力機構では確率論的破壊力学解析コードPASCALを開発している。本研究では、産業界、大学及び研究所で構成するワーキンググループを設置し、解析コードの確率変数、解析機能及び解析フローに関する検証を実施した。一年の活動を通じて、PASCALの信頼性が確認された。
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。
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。
坂井 章浩; 黒澤 亮平*; 仲田 久和; 岡田 翔太; 出雲 沙理; 佐藤 亮*; 北村 洋一*; 本田 泰丈*; 高岡 克樹*; 天澤 弘也
JAEA-Technology 2016-019, 134 Pages, 2016/10
JAEA-Technology-2016-019.pdf:8.25MB
日本原子力研究開発機構では、コンクリート, 金属などの安定五品目以外の廃棄物をトレンチ処分するため、遮水シートを設置したトレンチ処分施設(以下、「付加機能型トレンチ処分施設」)の設計を進めている。付加機能型トレンチ処分施設では、遮水シートにより浸出水の浸透防止や集排水機能を果たす設計としているが、重機等の接触による損傷等によりその機能が十分に発揮されない場合も想定される。本研究では、遮水シート等の遮水層構造に着目し、遮水シート及び低透水性材料等の特性、多層構造の効果及び損傷要因等の外部条件への対応を考慮し、浸出水の漏出及びそれに伴う放射性物質の漏出に関して、抑制機能の高い遮水機能システムについて検討した。その結果、排水層, 遮水シート及び低透水性層を組合せた層が、浸出水の漏出抑制に最も有効であることを確認した。また、セシウムを含む廃棄物を処分する場合、セシウム吸着シートの設置を評価した。本研究で検討した遮水層は、研究施設等廃棄物の付加機能型トレンチ処分施設の設計に活用するとともに、放射性物質を含む一般・産業廃棄物の管理型処分等の設計にも適用可能と考えられる。
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。
Co -ray irradiation facilities宇野 定則; 花屋 博秋; 山縣 諒平; 清藤 一; 長尾 悠人; 山崎 翔太; 上松 敬; 川島 郁男*; 八木 紀彦*; 高木 雅英*; et al.
JAEA-Review 2015-022, JAEA Takasaki Annual Report 2014, P. 172, 2016/02
平成26年度の高崎量子応用研究所の線照射施設及び電子加速器の運転状況を報告する。線照射施設はおおむね順調に稼働したが、電子加速器は34年間にわたる稼働による経年劣化のために、主に放電による故障が頻発し、約5ヶ月間停止した。線照射施設第1棟,第2棟及び食品照射棟の年間運転時間は、各19,907時間、13,831時間及び7,293時間で、電子加速器では746時間であった。線照射施設では2.22PBqの新線源を5本補充し、20本の古い線源を処分した。電子加速器では、前述の故障に対してその都度適切に対処をしたが、完全な修復には至っていない。
-ray irradiation facilities上松 敬; 宇野 定則; 花屋 博秋; 山縣 諒平; 清藤 一; 長尾 悠人; 山崎 翔太; 川島 郁男*; 八木 紀彦*; 高木 雅英*; et al.
JAEA-Review 2015-022, JAEA Takasaki Annual Report 2014, P. 173, 2016/02
高崎量子応用研究所の電子加速器及び線照射施設を2014年度年間計画に基づいて照射利用に供した。利用件数は、2013年度に比べ、電子加速器では故障のため減少し、線ではわずかに増加し、それぞれ205件及び857件だった。東京電力福島第一原子力発電所の事故に対する復興対応関連の課題については、電子加速器では35件、線照射施設においては172件の利用があった。
中野 翔太*; 紺野 壮見*; 富田 直人*; 松葉 豪*; 富永 大輝*; 高田 慎一
Microsystem Technologies, 22(1), p.57 - 63, 2016/01
被引用回数：3 パーセンタイル：19.46(Engineering, Electrical & Electronic)J-PARC-MLFの小角・広角中性子散乱法および光透過率法を用いて、ポリアクリルニトリルのゲル化構造形成過程における水分子の影響に関する研究を行った。その結果、ジメチルスルホキシド(DMSO)溶媒中の水分子の増加により、相分離およびゲル化が促進されることがわかった。白濁したゲルの場合、ナノメータスケールの結晶化による架橋点相関および液-液相分離によるミクロスケールの平坦境界が観測され、その相関長はアニーリング時間に依存しないこと、架橋点は局所的に存在しミクロゲルが形成されていることがわかった。一方、透明なゲルの場合は、相関長がゲル化過程において上昇し、高分子鎖の絡まり合いが擬似的な架橋点として作用していることがわかった。
