研究施設等廃棄物のトレンチ埋設施設設計に対する要求事項と今後の課題

小川 理那; 天澤 弘也; 仲田 久和; 菅谷 敏克; 坂井 章浩

JAEA-Review 2023-011, 116 Pages, 2023/08

JAEA-Review-2023-011.pdf:2.6MB

研究施設等廃棄物の埋設事業の実施主体である日本原子力研究開発機構は、埋設事業の実施に向けて、平成22年に、当時の「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)に適合する埋設施設の概念設計を実施した。一方で、平成25年以降、原子炉等規制法の第二種廃棄物埋設事業に係る規則等が改正されており、埋設施設の基本設計に向けて、新たに制定された規則類に対応する検討が必要な状況となった。研究施設等廃棄物の埋設事業の許可申請の際には、廃棄物埋設施設の立地環境及び施設設計等についての基準が示されている「第二種廃棄物埋設施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」等に計画している埋設施設が適合していることを示す必要がある。そのため、日本原子力研究開発機構は、新規制基準に適合した埋設施設の設計における技術的検討を進めている。本報告書では、現行の「第二種廃棄物埋設施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」等のトレンチ処分を行う廃棄物埋設施設への要求事項を整理し、課題の抽出を行った。

研究施設等廃棄物のトレンチ処分施設における覆土の設計検討

小川 理那; 仲田 久和; 菅谷 敏克; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2022-010, 54 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-010.pdf:11.07MB

日本原子力研究開発機構では、研究施設等廃棄物の処分方法の一つとして、トレンチ埋設処分を検討している。トレンチ埋設処分は、「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」が適用され、特に、埋設施設の設計については、「第二種廃棄物埋設施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」が適用される。この規則は、令和元年に改正され、トレンチ埋設施設には、施設中への雨水及び地下水の浸入を十分に抑制させる設計を取り入れることが新たな要求事項として追加された。そこで、本報告では、現在計画しているトレンチ埋設施設に追加された規則の要求事項を適応させた設計の検討を行うこととした。検討中のトレンチ埋設施設は、地下水位より浅い位置に設置することを想定している。そのため、施設中に浸入する水は、主に雨水由来のものであると考えられることから、トレンチ埋設施設の表面にある覆土の設計について検討を行うこととした。本報告では、日本原子力研究開発機構が検討しているトレンチ埋設施設のうち、安定型トレンチ埋設施設の覆土設計について検討した。検討方法としては、覆土に用いる材料や施工方法により設計条件の変更が可能である透水係数及び厚さについてパラメータスタディを実施し、各条件における廃棄体層へ浸入する水の流速を評価した。各条件における流速の結果を比較し、より効率的に雨水の浸入を抑制する覆土の設計条件を評価することとした。解析の結果、粘土層及び排水層の厚さや透水係数の値の組み合わせ毎に覆土の遮水性能を把握することができた。将来、実施するトレンチ施設の基本設計においては、安全評価上有効な遮水性能に加え、その他の課題や施工費の検討も実施した上で合理的な覆土の仕様を決定する予定である。

廃棄物の合理的処理処分方策の基本的考え方; 廃棄物処理の加速に向けた検討結果

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。

試験研究用原子炉の解体により発生する廃棄物の放射能濃度評価方法の検討

村上 昌史; 星野 譲; 中谷 隆良; 菅谷 敏克; 福村 信男*; 三田 敏男*; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2019-003, 50 Pages, 2019/06

JAEA-Technology-2019-003.pdf:4.42MB

試験研究用原子炉施設の解体廃棄物に対する共通的な放射能濃度評価方法の構築に向けて、立教大学のTRIGA-II型炉を対象として、アルミニウム合金, 炭素鋼, 遮蔽コンクリート及び黒鉛構造材中の放射化生成核種の放射能を、放射化学分析及び放射化計算により評価した。採取した構造材サンプルは放射化学分析及び構造材組成分析の両方に使用した。放射能を測定した核種はアルミニウム合金についてH, Co, Ni、炭素鋼についてH, Co, Ni, Eu、遮蔽コンクリートについてH, Co, Eu、黒鉛についてH, C, Co, Ni, Euであった。中性子束分布の計算にはDORTコード、誘導放射能の計算にはORIGEN-ARPコードを使用した。アルミニウム合金, 炭素鋼及び遮蔽コンクリートでは、概ね保守的かつよい精度で放射能濃度を評価できる見通しが得られた。一方で黒鉛では、材料組成分析では全ての元素が定量下限値未満であったにも拘らず、全測定核種の放射能分析値が得られた。

ウラン及び長半減期核種を含んだ研究施設等廃棄物を対象とした処分方策に関する技術的検討

菅谷 敏克; 中谷 隆良; 佐々木 利久*; 中村 康雄*; 坂井 章浩; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2016-036, 126 Pages, 2017/02

JAEA-Technology-2016-036.pdf:7.28MB

ウラン及び長半減期核種を含んだ廃棄物の処分における特徴としては、処分施設の管理期間終了後の安全評価において、数万年以降に被ばく線量の最大線量が出現することにある。これらの特徴を持つ幅広い放射能濃度範囲のウラン及び長半減期核種を含んだ研究施設等廃棄物の処分の方策は未だ決定されていないことから、処分方策の決定に資することを目的とした処分に係る技術的な検討を行った。本報告書は、ウランを含んだ比較的放射能濃度の低い廃棄物に対して、トレンチ処分とクリアランスについての技術的検討を行うとともに、ウラン及び長半減期核種を含んだ中深度処分対象の濃度範囲となる廃棄物に対しては、濃度制限シナリオによる技術的検討を行った。

GoldSimによる余裕深度処分を対象とした土地利用シナリオ評価ツールの作成

酒谷 圭一; 菅谷 敏克; 中谷 隆良; 船橋 英之

JAEA-Data/Code 2014-008, 53 Pages, 2014/06

JAEA-Data-Code-2014-008.pdf:39.9MB

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及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、"土地利用シナリオ"を対象に作成した評価ツールについて、評価モデルの考え方及び評価ツールの構成を解説したものである。

余裕深度処分の安全評価にかかわるパラメータの検討; トンネル掘進速度及び盛土造成における客土厚

石戸谷 公英; 菅谷 敏克; 船橋 英之

JAEA-Research 2011-046, 32 Pages, 2012/02

JAEA-Research-2011-046.pdf:3.52MB

本検討は、「余裕深度処分の管理期間終了以後における安全評価に関する考え方」(原子力安全委員会、平成22年4月)に示された人為事象シナリオのうち埋設施設貫通トンネル掘削シナリオ及び大開発土地利用シナリオの被ばく評価に必要となるパラメータについて、その事象の実態に即して検討することを目的として行ったものである。前者のシナリオについては、国内のトンネル工事における掘進速度の実績調査を行い、その結果に基づいてトンネル建設作業者の作業時間を検討した。後者のシナリオについては、盛土施工にかかわる技術基準類の調査を行い、その結果に基づいて盛土による宅地造成における客土厚を検討した。

余裕深度処分における基本・変動シナリオにかかわる検討・評価

菅谷 敏克; 曽根 智之; 中谷 隆良; 石戸谷 公英; 船橋 英之; 佐々木 良一*; 下田 紗音子*; 黒沢 満*

JAEA-Research 2009-063, 80 Pages, 2010/03

JAEA-Research-2009-063.pdf:8.35MB

本検討は、余裕深度処分対象廃棄物を処分するために必要となる情報を整備する一環として、「低レベル放射性廃棄物埋設に関する安全規制の基本的考え方(中間報告)」(平成19年7月、原子力安全委員会)に基づき日本原子力学会にて策定された「日本原子力学会標準余裕深度処分の安全評価手法:2008」等を参考に、3区分のシナリオのうち「基本シナリオ」及び「変動シナリオ」について、評価シナリオを設定した。さらに、設定したシナリオについて被ばく線量評価が可能な解析ツールを整備するとともに、設定したシナリオについて予備的な線量評価を実施した。評価の結果、最大被ばく線量は基本シナリオ及び変動シナリオのそれぞれのめやすを下回ることを確認した。(基本シナリオ10Sv/y:変動シナリオ300Sv/y)

余裕深度処分における被ばく線量評価,2; 人為・稀頻度事象シナリオの検討・評価

菅谷 敏克; 中谷 隆良; 曽根 智之; 石戸谷 公英; 船橋 英之; 中居 邦浩*; 嶋田 秀充*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、保有する余裕深度処分の対象となる放射性廃棄物について、処分の実現に向けた準備作業を進めている状況にある。この処分を実現させるためには、対象廃棄物が安全に処分できることを確認する必要がある。本研究では、「日本原子力学会標準 余裕深度処分の安全評価手法:2008」等を参考に、原子力安全委員会報告書(平成19年7月)に示された3区分のシナリオ分類のうち「人為・稀頻度事象シナリオ」について、想定される処分システムの状態変化及び被ばく経路の可能性を考慮し、評価シナリオを設定するとともに、設定した評価シナリオについて、一般公衆に対する予備的な被ばく線量評価を実施した。

研究施設等廃棄物のピット処分における基準線量相当濃度の試算

佐久間 康太; 菅谷 敏克; 阿部 大智*; 坂井 章浩

no journal, , 

研究施設等廃棄物のピット処分に向けて、廃棄体の放射能濃度の受入基準を設定するため、廃棄体化処理前の廃棄物に含まれる可能性のある220核種について自然事象シナリオの基準線量相当濃度を試算した。