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河内山 真美; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2022-009, 56 Pages, 2022/06
JAEA-Technology-2022-009.pdf:4.15MB
試験研究炉の解体によって発生する低レベル廃棄物を埋設処分するためには、廃棄物に含まれる放射能インベントリを評価することが必要であり、各研究炉の所有者が共通の放射能評価手法を使用することが、埋設処分の事業許可申請に対応する上で効率的である。本報では、解体で発生する放射化廃棄物の埋設処分に共通的に利用できる放射能評価手法を検討することを目的として、立教大学研究用原子炉について中性子輸送計算及び放射化計算を実施した。中性子輸送計算はJENDL-4.0を基に作成した断面積ライブラリを使用し、Sn法のDORTコード及びモンテカルロ法のMCNPコードを用いて実施した。放射化計算は、JENDL/AD-2017と中性子輸送計算で求めたスペクトルを基に作成した3群断面積ライブラリを使用し、SCALE6.0に含まれるORIGEN-Sにより実施した。DORTコード及びMCNPコード並びにORIGEN-Sコードを用いた放射化計算の結果と放射化学分析による放射能濃度を比較したところ、概ね0.4倍
3倍程度であることを確認した。測定値と計算値の差を適切に考慮することにより、DORT及びMCNP並びにORIGEN-Sによる放射化放射能の評価方法が埋設処分のための放射能評価に適用できることがわかった。また、解体で発生する廃棄物をその放射能レベルに応じてクリアランス又は埋設処分方法で区分するため、コンクリート領域及び黒鉛サーマルカラム領域の2次元放射能濃度分布の作成も行った。
中野 寛子; 冬島 拓実; 津口 明*; 中村 和*; 武内 伴照; 竹本 紀之; 井手 広史
JAEA-Technology 2022-007, 34 Pages, 2022/06
JAEA-Technology-2022-007.pdf:3.35MB
軽水炉高温高圧水を模擬した環境における構造材料の応力腐食割れ(SCC)等の現象を把握するため、水質を管理することが重要である。一般的に、材料試験を行うための高温高圧水試験装置の循環水中溶存水素濃度は、純水素ガスや高水素濃度の標準ガスのバブリングにより制御している。しかしながら、この方法では試験装置の設置場所に大掛かりな防爆設備等が必要である。一般的に、水素災害防止のためには、爆発に至る前に漏えい量の制限、水素の排除、電源の遮断、燃焼の抑制等の対策を講じることが求められている。このため、水の電気分解を利用し、循環水中溶存水素濃度を制御できる固体高分子電解質膜を有する溶存水素濃度制御装置の開発に着手した。本開発にあたっては、小型基本実験装置を組立て、固体高分子電解質膜の単体性能及び循環状態における溶存水素濃度変化に関する基本データを取得した。この基本データに基づき、実機の高温高圧水ループ試験装置に設置する溶存水素濃度制御装置を設計した。本報告書は、小型基本実験装置による性能試験結果と溶存水素濃度制御装置の基本設計についてまとめたものである。
施設管理最適化タスクフォース
JAEA-Technology 2022-006, 80 Pages, 2022/06
JAEA-Technology-2022-006.pdf:4.24MB
2020年4月1日の原子炉等規制法改正とその経過措置を経て2020年度から始められた新しい原子力規制検査制度(新検査制度)に的確に対応するとともに、その運用状況を施設管理の継続的改善に反映していくため、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所に「施設管理最適化タスクフォース」を設置し、2020年11月から課題の整理及び改善策の検討を行った。2021年のタスクフォース活動では、新検査制度の基本方策の一つ「グレーデッドアプローチ」を考慮しつつ、「保全重要度分類とそれに基づく保全方式及び検査区分」並びに「施設管理目標(保安活動指標PI)の設定及び評価」について課題を整理した上で具体的な改善提案を取りまとめた。これら検討結果については、原子力科学研究所の所管施設(試験研究炉、核燃料使用施設、放射性廃棄物取扱施設)の施設管理に適宜反映し、その運用状況を踏まえ更なる改善事項があれば、翌年度以降の活動に反映していくこととする。
浅野 典一; 西村 嵐; 高部 湧吾; 荒木 大輔; 箭内 智博; 海老沢 博幸; 小笠原 靖史; 大戸 勤; 大塚 薫; 大塚 紀彰; et al.
JAEA-Technology 2021-045, 137 Pages, 2022/06
JAEA-Technology-2021-045.pdf:2.97MB
令和元年9月9日の台風15号の強風により、JMTR(材料試験炉)にある二次冷却系統冷却塔の倒壊事象が発生した。これを受け、材料試験炉部内にUCL系統冷却塔更新検討ワーキンググループを設置し、JMTR内にある二次冷却系統冷却塔と同種の木造の冷却塔であるUCL(Utility Cooling Loop)系統冷却塔の健全性調査を行うとともに、UCL系統冷却塔の構造材料である木材の交換・補修計画及び工事の実施、使用計画、既設UCL系統冷却塔に代わる冷却設備の更新の検討を進めた。その検討の結果、既設UCL系統冷却塔については、木材の腐朽による倒壊のリスクを低減するため、廃止措置後も性能維持施設として管理する空気系統を構成する冷却設備として、新規設置することとした。新規設置に伴い、新たな冷却設備を設計する上での方針と廃止措置計画の認可に必要な設計及びその評価を行い、廃止措置計画認可申請書に反映した。本報告書は、これらの新規空気系統用冷却設備の方針及び設計の評価結果をまとめたものである。
坂下 慧至; 奥井 正弘; 吉田 忠義; 植頭 康裕; 奥田 英一
JAEA-Review 2022-012, 42 Pages, 2022/06
JAEA-Review-2022-012.pdf:2.96MB
日本原子力研究開発機構(以下、「機構」という。)は全国に11の研究開発拠点を有しており、それらの研究開発拠点は複数の施設(建屋)から構成されている。近年、各施設において非火災にも係わらず警報が吹鳴する、誤警報の発報件数が増加している。施設には消防法に基づいた自動火災報知感知器が設置されているが、炎や煙が認められない状況の中で119番通報を行うといった例が多くみられた。今回、誤警報の発生状況の実態を把握する目的で、感知器の設置状況等の調査を行った。本調査結果に基づき劣悪な環境下で運用している感知器の誤警報の低減や、老朽化した感知器の計画的な更新に向けた対策を検討した。本調査では誤警報の実態を把握するため、機構内各拠点に設置されている感知器の設置台数、設置時期及び直近3年間(平成30年令和2年)の誤警報の有無及び誤警報発生時の主な原因等について調査した。調査の結果、機構全体の感知器の総数は34,400台であり、総数の7割以上(約25,000台)が設置年数20年以上(メーカ推奨更新期間)であることが分かった。調査期間(3年間)における機構全体での誤警報の発生総数は65件であり、その主な原因調査では、感知器の設置環境の影響による誤作動が約6割を占めた。残りは通常環境下の使用における経年劣化が約2割、その他が約2割であった。また、設置経過年数が比較的に短い14年以下の感知器から誤警報が発生する頻度が高いことが分かった。通常環境下の使用における経年劣化は設置後15年以上経過したものによく見られたが、その頻度は設置環境の影響による誤作動に比べて低いことが分かった。結果として、誤警報は設置年数が短いもの(概ね14年以下)で、設置環境の影響による誤作動が多く発生していることが分かった。以上のような調査結果をうけ、以下の3つの対策を立案した。感知器の設置台数や機器構成、定期点検における保守状況、誤警報の発生状況や講じた対策をデータベース化し感知器の保守管理に活用すること、既設の感知器の設置環境を確認し設置環境の悪い箇所や周辺設備の影響を受けやすい位置に設置された感知器について積極的に対策を講じること及びメーカ推奨更新期間をおおよその目安として計画的に感知器を更新すること、以上の対策を講じることで自動火災報知感知器の誤警報の低減が達成されると考えられる。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2022-010, 155 Pages, 2022/06
JAEA-Review-2022-010.pdf:9.78MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」の平成30年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである(令和3年度まで契約延長)。本課題は令和3年度が最終年度となるため4年度分の成果を取りまとめた。本研究は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出し時に発生する放射性微粒子を着実に閉じ込めるために、気相及び液相における微粒子の挙動を明らかにするとともに、微粒子飛散防止技術を開発することを目的としている。具体的には、微粒子飛散防止技術として、(1)スプレー水等を利用して最小限の水で微粒子飛散を抑制する方法、及び(2)燃料デブリを固化して取り出すことで微粒子飛散を抑制する方法について、実験及びシミュレーションにより評価し、実機適用可能性を評価した。
廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*
JAEA-Review 2022-009, 73 Pages, 2022/06
JAEA-Review-2022-009.pdf:2.08MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(以下、「福島第一原発」という)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究」の平成30年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである(令和3年度まで契約延長)。本課題は令和3年度が最終年度となるため4年度分の成果を取りまとめた。本研究は、福島第一原発炉内にて、SUS配管や圧力容器等の構造材と溶融した燃料や被覆管成分が高温で反応して形成された合金相を含む燃料デブリに着目し、UO
-SUS系やUO-Zr(ZrO)-SUS系の模擬デブリを高温熱処理により合成し、化学的特性や水中への溶出挙動を測定するとともに、模擬デブリの酸化物相および合金相の経年変化を分光学的に分析する研究・開発を行う。
廃炉環境国際共同研究センター; 芝浦工業大学*
JAEA-Review 2022-008, 116 Pages, 2022/06
JAEA-Review-2022-008.pdf:5.36MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「放射性核種の長期安定化を指向した使用済みゼオライト焼結固化技術の開発」の平成30年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである(令和3年度まで契約延長)。本課題は令和3年度が最終年度となるため4年度分の成果を取りまとめた。本研究は、継続して発生するCs等の放射性核種を吸着したゼオライト(使用済みIE-96)にガラスをバインダーとして添加し、それらを焼結することで核種を固定化する新たな焼結固化法の開発を目的とする。本研究では、コールド試験により焼結固化の最適条件および焼結固化体の基礎性能を評価し、ホット試験でそれらを実証する。令和2年度において、最適化された条件で作製した焼結固化体は、優れた化学的安定性を有することをコールド試験で明らかにした。また、ホット試験において焼結固化体は、優れた化学的安定性を有することを実証した。さらに、ホット試験において焼結固化作製におけるCsの揮発率はわずかであることを確認した。焼結固化法のプロセスフロー、機器装置、仕様等を示した。また、焼結固化法の各種データを他の固化法と比較して評価し、焼結固化法に優位性があることを確認した。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2022-007, 59 Pages, 2022/06
JAEA-Review-2022-007.pdf:2.09MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「レーザー蛍光法を用いた燃料デブリ変質相の同定」の平成30年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである(令和3年度まで契約延長)。本課題は令和3年度が最終年度となるため4年度分の成果を取りまとめた。本研究は、デブリの主要構成元素であるウランに着目し、酸化的環境で安定な6価ウラン(U(VI))に選択的な時間分解型レーザー蛍光分光(TRLFS)法を用い、様々な条件下でデブリ表面に生成する変質相の同定を行うことを目的とする。特に、極低温での測定を行うことで、さらなる高感度・高分解能測定を実現すると共に、量子化学計算や多変量解析、機械学習を援用することで、多成分、不均質なデブリ変質相の同定に繋げる。令和2年度は、極低温TRLFS測定システムの構築として、令和元年度から継続して、極低温TRLFS測定システムの改良を実施した。また、模擬デブリ試料の変質試験により得られた試料を用いて、極低温TRLFS測定を実施した。模擬燃料デブリ変質試験と変質相の同定においては、令和元年度から継続して、模擬デブリ試料の変質試験を行い、得られた試料を極低温TRLFS測定に供した。測定結果と参照試料ライブラリを比較して、異なる条件で模擬デブリ表面に生成する変質相を多変量解析や機械学習を用いて同定した。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京工業大学*
JAEA-Review 2022-005, 93 Pages, 2022/06
JAEA-Review-2022-005.pdf:6.95MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「放射線・化学・生物的作用の複合効果による燃料デブリ劣化機構の解明」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、放射化学、核化学、核物理、燃料材料科学の専門家に環境微生物の専門家を加えた研究者により、模擬デブリの作製から、照射、化学的作用及び生物作用による溶出試験を行い、富岡町の国際共同研究棟等にJAEAが有する先端分析機器を駆使してデブリの性状の変化、元素の溶出挙動を分析し、放射線損傷と酸化環境下における化学的及び生物学的損傷の複合作用による燃料デブリの劣化機構を解明することを目的とした。令和2年度には、放射線・化学・生物的作用の複合効果による燃料デブリ劣化機構の解明のためHeイオンを照射した模擬燃料デブリのイオン交換水による溶解、4価イオンの錯形成能、マイクロ流路におけるU(VI)の検出法、モデル微生物や1F付近で採取した菌種による模擬燃料デブリの劣化に関する知見を実験により得た。
村上 昌史; 佐々木 紀樹
JAEA-Review 2022-004, 106 Pages, 2022/06
JAEA-Review-2022-004.pdf:3.95MB
日本原子力研究開発機構に保管されている多数の放射性廃棄物を処理処分していくためには、廃棄物の性状把握のために多くの分析データが必要となる。海外の原子力施設においては、費用対効果が大きい性状把握計画を作成する手段として、「データ品質目標(DQO)プロセス」を用いることが一般的になっている。DQOプロセスは、米国環境保護庁(EPA)において開発されてきた多段階の計画作成プロセスであり、環境データ収集を伴う様々なプロジェクトにおいて、科学的に厳密かつ費用対効果が大きいデータ収集計画作成のために利用可能であるとされているものである。バックエンド推進部では、今後の保管廃棄物の性状把握において、統計的手法を取り入れることにより必要な費用を削減することを検討しており、これに向けてDQOプロセスに関する文献調査を実施してきた。本調査は、EPAがこれまでに刊行したDQOプロセスに関する手引書を中心として行い、これに加えてEPAの品質体系や計画作成後の作業といった関連事項及び原子力施設における適用例についても実施した。本報告書では、これらの文献調査結果に基づき、DQOプロセスによる計画作成の具体的手順を説明し、DQOプロセスがなぜ開発されたか、どのような変遷を辿ってきたか、及びEPAにおいて現在どのように利用されているかといった背景情報について整理する。また、特に複雑な対象物についての適用例として、過去に生じた多種多様なレガシー廃棄物を有しており、大きな環境汚染問題を抱えている、米国のハンフォードサイトにおける事例についても説明する。本報告書は、統計的サンプリング法を利用する計画を作成する際に重要となる事項や考え方をまとめるだけでなく、複雑な対象物に対する適用事例についても紹介しており、従って様々な廃棄物に対する今後の性状把握計画の作成において参考になると考えられる。
廃炉環境国際共同研究センター; 日立GEニュークリア・エナジー*
JAEA-Review 2022-003, 126 Pages, 2022/06
JAEA-Review-2022-003.pdf:8.01MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物のフッ化技術を用いた分別方法の研究開発」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。1Fの燃料デブリを取出す際に発生する廃棄物の合理的な分別に資するため、本研究では、廃棄物とフッ素を反応させて核燃料物質を選択的に分離する方法を開発する。模擬廃棄物とチェルノブイリ実デブリのフッ化挙動を実験により把握し、核燃料物質の分離可否を評価する。また、シミュレーションコードを作成し、フッ化プロセスを検討・構築する。上記を通じて、廃棄物を核燃料物質と核燃料物質が分離された廃棄物とに合理的に分別する方法を検討し、デブリ取出しで発生する廃棄物の管理容易化に資することを目的とする。令和2年度は、(1)フッ化試験(1.模擬廃棄物のフッ化試験、2.実デブリフッ化試験)、(2)フッ化反応解析、(3)模擬廃棄物調製試験、の業務項目を実施し所期の目標を達成した。
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線ラジオリシス影響下における格納容器系統内広域防食の実現; ナノバブルを用いた新規防食技術の開発(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*
JAEA-Review 2022-002, 85 Pages, 2022/06
JAEA-Review-2022-002.pdf:3.39MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「//線ラジオリシス影響下における格納容器系統内広域防食の実現:ナノバブルを用いた新規防食技術の開発」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、デブリ取り出し工程において、既設のPCVならびに新設の負圧維持系設備・配管など重要な閉じ込め機能を担保する鋼構造物の長期信頼性を確保するため、線放出核種/線放出核種と鋼材が接触共存する濡れ環境における腐食現象を初めて明らかにして腐食速度を予測する技術を構築するとともに、PCV等への基本的な適用性に優れ、かつ、副次影響の無い新規防食技術を開発する。具体的には、(1)線/線/線の影響を網羅したラジオリシス解析モデルの構築、(2)線放出核種/線放出核種を用いた電気化学試験(ホット試験)と系統的な腐食予測・検証試験(コールド模擬試験)によるデータベースの構築、(3)それらに基づいてPCVに附設/挿入する新設設備の材料選定指針の提示、(4)不活性ガスナノバブルを用いた系統内広域防食技術の開発を目的とするものである。
バックエンド技術部
JAEA-Review 2022-001, 112 Pages, 2022/06
JAEA-Review-2022-001.pdf:6.51MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2020年度(2020年4月1日から2021年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理・管理、施設の廃止措置に関する業務、これらに関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。2020年度の放射性廃棄物の処理実績は、可燃性固体廃棄物が約267m
、不燃性固体廃棄物が約233m、液体廃棄物が約78m(希釈処理約57mを含む)であった。新たな保管体の発生数は、200Lドラム缶換算で1,448本であった。公益社団法人日本アイソトープ協会への保管体の返還作業及び保管廃棄していた廃棄物の減容処理を行うことにより、保管体数の削減に取り組んだ結果、最終的に2020年度末の累積保管体数は2019年度から381本増の130,604本となった。保管廃棄施設・Lの保管体健全性確認作業は、本格運用を継続して実施した。また、放射性廃棄物処理場が新規制基準に適合していることの確認を受けるため、設計及び工事方法の認可申請を原子力規制庁に対し、順次、実施した。廃止措置に関しては、再処理特別研究棟、液体処理場、圧縮処理建家及び核融合炉物理実験棟(FNS)において、機器の撤去を実施した。バックエンドに関連する研究・技術開発においては、廃棄物放射能評価法の構築に向けて、採取した廃棄物試料の放射能分析を実施した。また福島第一原子力発電所事故に伴い発生した除去土壌の埋立処分に関する実証事業について、埋立完了後のモニタリングを継続した。
核燃料・バックエンド研究開発部門 青森研究開発センター
JAEA-Review 2021-065, 54 Pages, 2022/06
JAEA-Review-2021-065.pdf:4.0MB
青森研究開発センターは、保安管理課、総務課、施設工務課、AMS管理課及びサイクル協力室で構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設の運転管理、原子炉施設の廃止措置などを行っている。本報告書は、今後の施設の運転管理、原子炉施設の廃止措置や事業推進に資するため、2018年度の活動の実績を記録したものである。
丹羽 正和; 下茂 道人*; 島田 耕史; 後藤 翠
JAEA-Research 2022-004, 38 Pages, 2022/06
JAEA-Research-2022-004.pdf:2.86MB
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地下貯留層の天然ガスは、断層や割れ目に沿った移流によって地表に到達するので、天然ガス資源探査の初期段階においては、地表でのメタンの漏出を検出するための調査がしばしば行われる。一方、沈み込み帯に沿ったスラブの脱水に由来する流体も溶存ガスとしてメタンを豊富に含むことが多いが、これらはしばしば高温、かつ塩分に富むなど特徴的な化学的特徴を有することから、放射性廃棄物の地層処分における重要な評価対象として指摘されている。本研究では、高精度(ppbレベル)かつ短い測定間隔(約1秒)でメタンガス濃度が測定できる波長スキャンキャビティーリングダウン分光法(CRDS法)による携帯型分析装置を採用し、スラブ脱水起源の深部流体の湧出を検出するための車載測定の適用性について検討した。事例対象とした紀伊半島南東部の本宮地域での車載測定では、メタン含有温泉である川湯温泉および湯の峰温泉において、バックグラウンド濃度を超える明らかなメタンアノマリ(
2ppm)が検出された。ガウスプルームモデルに基づく大気中のメタン拡散の推定結果は、車載測定の結果と調和的である。本研究で適用したCRDS法による車載測定は、資源探査などにおいて、地表でのメタン漏出を迅速かつ容易に特定するのに有効な手法となる可能性がある。本報告書では、車載測定の実施事例に加え、測定装置の使用方法についても併せて取りまとめた。
平塚 晋也; 浅森 浩一; 雑賀 敦
JAEA-Research 2022-002, 38 Pages, 2022/06
JAEA-Research-2022-002.pdf:4.49MB
日本列島の下に沈み込むスラブから脱水して上昇してくる深部流体は、高温かつ炭酸化学種に富むなどの特徴を有することから、その特徴や分布、地表への移行経路を把握することは高レベル放射性廃棄物の地層処分における調査・評価においても重要である。これらスラブ起源流体の移行経路としては、クラックが高密度に分布する領域が考えられ、こうした領域は周囲に比べてより強い地震波速度の異方性を示すと予想される。異方性媒質に入射したS波は、振動する方向によって異なる速度で伝播するS波偏向異方性を示すため、互いに直交する方向に振動し、異なる速度で伝播する2つの波に分裂するS波スプリッティング現象が生じる。本報告書では、まず、S波スプリッティング解析の原理について詳しく説明する。次に、和歌山県田辺市本宮町周辺を事例対象として、S波スプリッティング解析を行った結果を示す。最後に、先行研究による温泉水及び遊離ガス中に含まれるヘリウム同位体比(He/
He)の分布や、本宮地域を横断する測線に沿って行われた二次元比抵抗構造解析の結果との比較に基づき、スラブ起源流体の移行経路の推定を試みた。検討の結果、温泉水及び遊離ガス中に含まれるヘリウム同位体比(He/He)が高く、スラブ起源流体が上昇してきている可能性が高いとみなされる場合は、2つの波に分裂したS波の到達時間差(dt)も大きな値を示す傾向にあることが明らかとなった。また、二次元比抵抗構造解析の結果との比較によれば、高比抵抗領域においては、dtは小さい値を示す。それに対し、低比抵抗領域においては、dtは大きな値を示しており、本宮地域に対してスラブ起源流体は西側の深部から上昇してくるとする先行研究による解釈と調和的であることが分かった。
垣内 一雄; 宇田川 豊; 山内 紹裕*
JAEA-Research 2022-001, 21 Pages, 2022/06
JAEA-Research-2022-001.pdf:1.84MB
冷却材喪失事故(LOCA)時想定される被覆管脆化の主たる要因は、高温酸化に伴う金属層中酸素濃度の増大とこれに起因する微細組織の変化である。被覆管が破裂した場合には、燃料棒内に侵入した水蒸気によって生じる被覆管内面の酸化及びこれに伴う燃料棒内水素分圧の上昇の結果、破裂開口部からやや離れた軸方向位置で局所的な水素吸収が起こり(二次水素化)、二次水素化部では水素脆化による延性低下も重畳する。これら微細組織の変化がLOCA条件下における燃料棒の機械特性に及ぼす影響をより詳細かつ定量的に把握するため、LOCA模擬試験後試料の破裂開口部及び二次水素化部の延性評価にナノインデンテーション法を適用した。硬さやヤング率に加えて、押込み荷重-変位曲線から算出される塑性仕事割合を評価したところ、二次水素化部の金属層(prior-相)における塑性仕事割合は、被覆管外周のZrO層と-Zr(O)層に近い水準であり、破裂開口部に比べて酸素濃度が低いにもかかわらず、水素の影響により有意に延性が低下していることが示唆された。
篠原 正憲; 角田 淳弥; 柴田 大受; 平田 勝
JAEA-Evaluation 2022-001, 104 Pages, 2022/06
JAEA-Evaluation-2022-001.pdf:28.15MB
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」)は、外部有識者からなる高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会において、令和2年度の年度評価、令和3年度の研究計画及び第3期中長期計画(平成27年度から令和3年度)の見込評価に関する評価を受けた。その結果、年度評価については、技術系委員10名のうち、1名の委員がS評価、8名の委員がA評価及び1名の委員がB評価とし、総合評価としてA評価を受けた。また、人文社会系委員2名の委員がB評価とした。一方、第3期中長期計画の見込評価については、技術系委員10名のうち、1名の委員がS評価、8名の委員がA評価及び1名の委員がB評価とし、総合評価としてA評価を受けた。また、人文社会系委員2名の委員がB評価とした。本報告書は高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会の構成、評価項目、評価結果及び原子力機構の措置について記載したものである。
相原 純
JAEA-Data/Code 2022-003, 77 Pages, 2022/06
JAEA-Data-Code-2022-003.pdf:1.62MB
FORNAX-A1.0は、ピン・イン・ブロック型の高温ガス炉燃料からの核分裂生成物(FP)放出量を計算するための計算コードである。FORNAX-A1.0はフィックの法則に基づいており、通常運転時及び、事故時におけるFP放出量の計算を行うことができる。ただし、FORNAX-A1.0で取り扱うことが可能な事故とは、核分裂速度・温度・被覆燃料粒子の破損割合の変化により記述できる事象に限られる。黒鉛スリーブ及び燃料コンパクトの酸化・破損・燃料核の溶融を伴うような事故は取り扱うことができない。本稿は、このFORNAX-A1.0の概要及び基礎式について説明するものである。