原子力科学研究所放射性廃棄物処理場の新規制基準対応; 第3廃棄物処理棟、解体分別保管棟及び減容処理棟の耐震補強

池谷 正太郎; 鈴木 武; 横堀 智彦; 菅原 聡; 横田 顕; 菊地 絃太; 村口 佳典; 北原 理; 瀬谷 真南人; 黒澤 剛史; et al.

JAEA-Technology 2025-001, 169 Pages, 2025/08

JAEA-Technology-2025-001.pdf:14.22MB

原子力科学研究所の放射性廃棄物処理場は、多様な施設により構成されており、その中に、第3廃棄物処理棟、解体分別保管棟及び減容処理棟がある。これらの3建家は、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よる規制を受けており、耐震重要度分類でCクラスに分類されている。東京電力福島第一原子力発電所の事故を契機として原子力規制委員会が策定した新規制基準に対応するため、最新の建築基準法に基づき3建家の耐震評価を実施したところ、許容応力度評価で一部基準を満足しない箇所が認められた。これに対応すべく、令和3年3月5日に設計及び工事の計画の認可(設工認)を取得し、令和3年(2021)から令和4年(2022)までの期間にて耐震補強を行った。本報告書は、第3廃棄物処理棟、解体分別保管棟及び減容処理棟の各建家の耐震設計の概況をはじめ、耐震改修工事の工事概要、作業体制、安全管理、使用前事業者検査について取りまとめたものである。

Thermal aging effects on high temperature tensile strength of Mod.9Cr-1Mo steel with stress release treatment

豊田 晃大; 今川 裕也; 鬼澤 高志; 鈴木 章裕*

Proceedings of the ASME 2025 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP2025) (Internet), 8 Pages, 2025/07

https://doi.org/10.1115/PVP2025-153101

Sodium-cooled fast reactors (SFRs) have been focused on to realize a decarbonized society and are being developed in Japan. Since there is concern that Mod.9Cr-1Mo steel, a candidate material for SFR steam generators, will be affected by thermal aging and lose strength when used at high temperatures for long periods of time, it is important to evaluate the effect of thermal aging over long periods of time. Mod.9Cr-1Mo steel requires post weld heat treatment (PWHT) after welding. In the Japan Society of Mechanical Engineers (JSME)code, Rules on the Design and Construction of Nuclear Power Plants, the allowable values for base metal are set using materials that have undergone stress relief heat treatment (SR) after normalizing and tempering (NT) to simulate the thermal history of the PWHT. This paper describes the post aging tensile strength of materials subjected to prolonged thermal aging in order to provide a more detailed evaluation of the effects of thermal aging on Mod. 9Cr-1Mo steels subjected to NT+SR than has been done in the past. The evaluation in this paper used tensile test results of material that had been actually thermal aged at 550C for approximately 200,000 hours. The results of post aging tensile tests showed that there was a difference in strength loss after aging between the NT materials and NT+SR materials. This paper discusses the differences between NT materials and NT+SR materials from the tensile test results obtained and identifies issues that need to be resolved for further analysis.

Growth processes of zircon crystals in a granitic magma chamber, variation in U-Pb age, titanium concentration, and Th/U in relation to internal texture

湯口 貴史*; 遠藤 京香*; 鈴木 哲士*; 小北 康弘; 坂田 周平*; 横山 立憲; 井村 匠*; 大野 剛*; 笹尾 英嗣

Lithos, 494-495, p.107909_1 - 107909_14, 2025/02

https://doi.org/10.1016/j.lithos.2024.107909

花崗岩質マグマ溜りプロセスの解明のために、東北日本、北上山地の久喜花崗岩体に産出するジルコンの成長の特徴を明らかにした。分離ジルコンの複数断面と薄片中のジルコンに基づいて、ジルコンU-Pb年代、Ti濃度、Th/U比とジルコンの内部組織とを3次元的に関連付けるとともに、他の鉱物との晶出順序について検討した。ジルコンの内部組織には、低ルミネッセンスの均質なコア(LLC)と反復累帯構造(OZ)が見られた。LLCとOZはそれぞれ900-800C、850-700Cの結晶化温度を有し、LLCのTh/U比はOZよりも高い。これは、マグマ溜りの冷却に伴う漸進的な分別結晶作用によりLLCからOZへの遷移を生じたことを示唆する。分別結晶作用が進行し、マグマ温度の低下により拡散速度が減少することが、界面反応律速によるLLCの形成から拡散律速によるOZの形成への遷移を引き起こしたと考えられる。薄片での分析では、異なる鉱物に含まれるジルコンでは異なるTh/U比を有することがわかった。周辺鉱物によるTh/U比や結晶化温度の違いは、広い温度範囲にわたるマグマ分化や鉱物の結晶化を明らかにすることに有用である。

1F廃炉に向けた放射線源逆推定及び線源対策に係るデジタル技術の研究開発; 3D-ADRES-Indoor FrontEnd: 廃炉現場で用いるファストデジタルツイン技術

町田 昌彦; 山田 進; Kim, M.; 田中 伶詞*; 飛田 康弘*; 岩田 亜矢子*; 青木 勇斗; 青木 和久; 柳澤 憲一*; 山口 隆司; et al.

RIST News, (70), p.3 - 22, 2024/09

福島第一原子力発電所(1F)建屋内には、原子炉内から漏洩した放射性物質の汚染により高い放射線量を示す地点が多数存在し、廃炉作業を円滑に進める上での大きな障害となっている。日本原子力研究開発機構(JAEA)は、この課題解決に貢献するため、経済産業省の廃炉・汚染水対策事業費補助金「原子炉建屋内の環境改善のための技術開発(被ばく低減のための環境・線源分布のデジタル化技術の高機能化開発)」を受託し、令和(R)5年度4月より、廃炉屋内の放射線環境改善に係るデジタル技術の研究開発事業を進めている。本事業では、前期事業(R34年度実施)にて開発した3 D-ADRES-Indoor(プロトタイプ)を発展させ、現場で活用可能な高速デジタルツイン技術より成るFrontEnd、1F新事務本館等の居室で詳細解析を行うPro、そして、収集したデータ及び解析したデータを集中管理するデータベースの役割を果たすBackEndの3つの連携システムの開発を目標としている。本報告では、この3つの連携システムの中でも現場で活用するシステムとして、点群測定後、迅速に3Dメッシュモデルを作成し、線量率の計測結果から線源を逆推定し、その推定線源の位置や強度を更に高精度化する計算技術(再観測指示と再逆推定)を有するFrontEndを中心に、その開発状況について報告し、その検証結果として5号機での試験結果を示す。また、簡単に当該事業の今後の研究開発の計画も報告する。

Records of the riverine discharge of I in riverbank sediment after the Fukushima accident

中西 貴宏; 佐久間 一幸; 大山 卓也; 萩原 大樹; 鈴木 崇史

Environmental Pollution, 355, p.124213_1 - 124213_7, 2024/08

https://doi.org/10.1016/j.envpol.2024.124213

本研究は、福島事故時に沈着したI/Csの放射能比が山間部で低く平野部で高かった流域において、2013年から2015年にかけて実施した河川敷調査によりIの挙動を検討した。2015年まで堤防冠部のI/Cs比は2011年の周辺土壌と同程度であった。一方、河川敷表層堆積物のI/Cs比は低く、山間部から輸送された放射性核種が平野部に堆積したことを示した。河川敷堆積物の鉛直分布から、事故直後に河川敷に沈着したIとCsの一部は下層に残ったが、殆どは事故直後に浸食されたことが示された。事故後2015年まで一定であった河川敷堆積物のI/Cs比に基づき、Cs流出量からIの海洋流出量を求めた。その結果、調査対象流域および汚染された流域(調査河川を含む福島沿岸河川)からはそれぞれ1.810 Bqおよび1.210 BqのIが流出していた。本研究の結果から、河川からの継続的なI流出は福島沿岸の海底堆積物中のI量に殆ど寄与していないことが示された。

Interaction of solute manganese and nickel atoms with dislocation loops in iron-based alloys irradiated with 2.8 MeV Fe ions at 400 C

Nguyen, B. V. C.*; 村上 健太*; Chena, L.*; Phongsakorn, P. T.*; Chen, X.*; 橋本 貴司; Hwang, T.*; 古澤 彰憲; 鈴木 達也*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 39, p.101639_1 - 101639_9, 2024/06

https://doi.org/10.1016/j.nme.2024.101639

In reactor pressure vessel materials, the formation of Mn- and Ni-rich nanoclusters is a major cause of neutron irradiation embrittlement. The segregation of these solute atoms into dislocation loops has attracted attention as a mechanism to accelerate solute clustering. In this study, the behaviors of solute Mn and Ni atoms in Fe-0.6wt.%Ni, Fe-1.4wt.%Mn, and Fe-1.4wt.%Mn-0.6wt.%Ni alloys irradiated at 400 C up to 3 dpa were analyzed using three-dimensional atom probe tomography. Solute atom clusters were observed in all materials, and their shapes were spherical, flat, and torus in FeNi, FeMn, and FeMnNi, respectively. In ternary alloy FeMnNi, Mn and Ni atoms were concentrated in the sample in the form of arcs, and the orientation of the plane containing the arcs was estimated by comparing field desorption images. The size, number density, and orientation of this structure were found to be in good agreement with those of both types of dislocation loops, namely, b = 1/2 111 and b = 100, identified in a previous study using the same material. The positions of Ni and Mn enrichment did not fully overlap. Ni atoms tended to be concentrated more in the inner part of the loop than the Mn atoms. Mn atoms were enriched only in the vicinity of the dislocation loops, whereas Ni atoms showed a higher concentration inside the dislocation loops than in the bulk.

Petrography and geochronology of the Kuki granite, Kitakami mountains, northeastern Japan; Shallow crustal intrusion and emplacement processes of granitic magma

鈴木 哲士*; 湯口 貴史*; 石黒 啓斗*; 遠藤 京香*; 加藤 あすか*; 横山 公祐*; 小北 康弘; 横山 立憲; 坂田 周平*; 大野 剛*; et al.

Journal of Mineralogical and Petrological Sciences (Internet), 119(1), p.230807_1 - 230807_18, 2024/02

https://doi.org/10.2465/jmps.230807

沈み込み帯における火成活動は、地下深部での熱や物質の供給の観点から重要な地質現象である。火成活動がとりわけ大規模であった時期(フレアアップ)には、大量のマグマが生成されることで大陸地殻の発達・進化が促進されたと考えられるが、詳細なマグマ溜りプロセスについての理解は乏しい。そこで本研究では、フレアアップ期の沈み込み帯におけるマグマ溜りプロセスの時空間変化を明らかにすることを目的とし、北上山地の白亜紀深成岩体のひとつである久喜花崗岩体の岩石学的、年代学的研究を行った。久喜岩体の標高ごとの岩石サンプルのモード組成や全岩化学組成は、久喜岩体での鉛直方向の分別結晶作用が生じたことを示唆する。ホルンブレンドに対して地質温度圧力計を適用したところ、定置深度は約10km、温度条件は800Cから730Cとなった。ジルコンに対するU-Pb年代・Ti濃度定量分析の結果から、久喜岩体は約125Maに900Cから700Cまでの冷却を受けたことが明らかとなった。また、ジルコンのTh/U比と結晶化温度の関係から、900Cから800Cまでに分別結晶作用が大きく寄与したこと、岩体の深度方向でその傾向が一様であることが示唆される。

1F廃炉に向けた放射線源逆推定及び線源対策に係るデジタル技術の研究開発; 3D-ADRES-Indoor:デジタル技術を集約するプラットフォームの現状紹介

町田 昌彦; 山田 進; Kim, M.; 奥村 雅彦; 宮村 浩子; 志風 義明; 佐藤 朋樹*; 沼田 良明*; 飛田 康弘*; 山口 隆司; et al.

RIST News, (69), p.2 - 18, 2023/09

https://www.rist.or.jp/rnews/69/69s2.pdf

福島第一原子力発電所(1F)建屋内には、原子炉内から漏洩した放射性物質の汚染により高い放射線量を示す地点が多数存在し、廃炉作業を円滑に進める上での大きな障害の一つとなっている。この課題解決に資するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)は、経済産業省の廃炉・汚染水対策事業費補助金「原子炉建屋内の環境改善のための技術の開発(被ばく低減のための環境・線源分布のデジタル化技術の開発)」を受託し、令和3年度より2年間に渡り、放射線源の逆推定と推定線源に対する対策を仮想空間で実施可能とするためのデジタル技術の研究開発を実施してきた。本記事では、上記プロジェクトの成果(以下、前期プロジェクトと呼び、その2年間の研究開発の成果)を紹介する他、令和5年度4月より、新たに開始した継続プロジェクト(以下、後期プロジェクトと呼ぶ)の計画についても報告する。前期プロジェクトにて当初予定していた機械学習技術(LASSO)については、建屋内の複雑な構造情報と汚染源の性質を反映した一つの派生版手法へと結実させた成果を報告する他、実際の原子炉施設での検証結果を示す。更に、開発技術を集約したプラットフォームとしての機能を持つソフトウエア:3D-ADRES-Indoorを紹介し、継続して実施する予定の後期プロジェクトの研究開発計画も紹介する。

Factors regulating the concentration of particulate iodine in coastal seawater

佐藤 雄飛*; 乙坂 重嘉*; 鈴木 崇史; 中西 貴宏

Limnology and Oceanography, 68(7), p.1580 - 1594, 2023/07

https://doi.org/10.1002/lno.12369

海水中の懸濁態ヨウ素(PI)濃度の規定要因を明らかにするため、太平洋沿岸の2つの海域で、PI、懸濁態有機炭素(POC)・窒素、溶存態ヨウ素、植物プランクトン色素を測定した。PI/POC比から、データセットは3グループ(A: 低い、B: 中間、C: 高い)に分類された。各グループは、植物プランクトンの生理状態として、それぞれ対数増殖期、静止期、衰退期に特徴付けられた。PI生産と植物プランクトンの生理状態との関係に基づき、季節的・地域的差異が一貫して説明できた。これらの結果から、植物プランクトンの生理状態が海水中のPI濃度を調節する重要な因子であることが示唆された。

Isotopic signals in fracture-filling calcite showing anaerobic oxidation of methane in a granitic basement

水野 崇; 鈴木 庸平*; Milodowski, A. E.*; 岩月 輝希

Applied Geochemistry, 150, p.105571_1 - 105571_11, 2023/03

https://doi.org/10.1016/j.apgeochem.2023.105571

地下水中における嫌気的メタン酸化(AOM)は、地下水の酸化還元条件と炭素循環の両方に影響を及ぼすものの、地層処分の母岩となりうる結晶質岩を対象とした研究例は少ない。そのため、本研究では、日本の中央部に分布する土岐花崗岩の割れ目に産出する二次鉱物である方解石を対象に、炭素と酸素の安定同位体組成に着目した古水理地質学的研究を実施した。その結果、酸素同位体組成(O: -32.7‰ -0.59‰)から、方解石を析出させた地下水は熱水由来の地下水、地表から浸透した淡水、海進時に侵入した海水であることが明らかとなった。一方、炭素同位体組成C: -56.6‰ +6.0‰)は、熱水,淡水,海水由来のDICの炭素同位体組成の範囲(-25‰ +2‰)より広い範囲に分布していた。-25‰より軽いCを持つ方解石はAOMから供給されたDICを起源として沈殿したと考えられ、+2‰より重いCを持つ方解石はメタン生成時にCが濃縮したDICを起源として沈殿したと考えられる。北欧における先行研究とは異なり、瑞浪のAOM方解石は淡水環境で沈殿したものであり、結晶質岩の深部では様々なプロセスによりAOMが生じる可能性があることが示された。このような幅広い環境下での炭素循環を理解することは、地層処分システムの長期的な安全性を評価する上で重要な知見を提供できると考えられる。