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佐藤 匠; 音部 治幹; 森下 一喜; 丸藤 崇人; 石川 高史; 藤島 雅継; 中野 朋之
JAEA-Technology 2023-016, 41 Pages, 2023/09
JAEA-Technology-2023-016.pdf:2.74MB
本報告書は、2018年8月から2021年3月までに実施した、燃料研究棟における実験済核燃料物質の安定化処理の結果をまとめたものである。2017年6月6日に燃料研究棟において発生した汚染事故後に制定された核燃料物質の取扱いに関する管理基準に基づいて、燃料研究棟内のプルトニウム(Pu)を含む実験済核燃料物質のうち、放射線分解による内圧上昇の原因となる有機物を含有した試料(汚染事故の原因となったエポキシ樹脂とPu粉末を混合したX線回折試料を含む)、空気中で活性な炭化物及び窒化物試料、貯蔵容器の腐食の原因となる塩化物試料を対象として安定化処理を実施した。有機物を含有した試料、炭化物及び窒化物試料については空気気流中で650
C及び950Cでそれぞれ2時間加熱することで有機物を除去してPu及びウラン(U)を酸化物に転換し、塩化物試料は500C以上の溶融状態でリチウム(Li)-カドミウム(Cd)合金との反応によりPu及びUをCd金属中に還元抽出してU-Pu-Cd合金に転換した。対象とした全ての試料の安定化処理を実施し、燃料研究棟の貯蔵設備に貯蔵することで作業を完了した。他の核燃料物質取扱施設における同種の実験済試料の安定化処理についても、本報告書の内容が活用されることを期待する。
高温工学試験研究炉部
JAEA-Review 2023-016, 82 Pages, 2023/09
JAEA-Review-2023-016.pdf:2.31MB
HTTR(高温工学試験研究炉)は、茨城県東茨城郡大洗町にある日本原子力研究開発機構が建設した熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度950Cの我が国初の高温ガス炉である。HTTRの目的は高温ガス炉技術の基盤の確立及び高温ガス炉の安全性の実証等であり、1998年の臨界から現在まで、安全性実証試験、長期連続運転及び高温ガス炉の研究開発に関する各種実証試験を実施しており、高温ガス炉の実証試験並びに運転・保守に係る実績を有している。2021年度は、原子力規制委員会が定めた新規制基準対応に係る活動を完了し、2011年東北地方太平洋沖地震以来停止していたHTTRの運転を約10年ぶりに再開した。また、炉心冷却喪失試験(出力30%における循環機3台停止かつ炉容器冷却設備を停止した炉容器冷却設備停止試験)の安全性実証試験を実施した。本報告書は、2021年度に実施された新規制基準への対応状況、HTTRの運転・保守管理状況、実用高温ガス炉に向けた研究開発、高温ガス炉関係の国際協力の状況等についてまとめたものである。
秋山 陽一; 柴沼 蒼; 柳澤 憲一*; 山田 大地; 鈴木 健太; 吉田 萌夏; 大野 貴裕; 川端 邦明; 渡辺 夏帆; 森本 恭一; et al.
JAEA-Review 2023-015, 60 Pages, 2023/09
JAEA-Review-2023-015.pdf:4.78MB
楢葉遠隔技術開発センターは、東京電力ホールディングス株式会社が実施する福島第一原子力発電所の廃炉作業に資するため、遠隔操作機器・装置による廃炉作業の実証試験・要素試験が実施できる施設・設備を有している。2021年度は84件の施設利用を支援し、福島第一原子力発電所廃炉作業等に貢献した。また、福島第一原子力発電所の廃炉・除染に携わる事業者、災害対応分野においてロボット技術等を必要としている事業者との技術マッチングの機会として開催された廃炉・災害対応ロボット関連技術展示実演会に出展し、地域活性化・福島県の産業復興に協力した。さらに、第6回廃炉創造ロボコンや国際原子力人材育成イニシアチブ事業等の支援を通じて、長期にわたる福島第一原子力発電所の廃炉関連業務を担う次世代の人材育成に貢献した。新たな取組みとして、楢葉町教育委員会が実施している「ならはっ子こども教室」への協力として、楢葉町小学生を対象とした遠隔ロボット操作及びVRの体験会を実施し、地域教育活動に貢献した。本報告書は、2021年度における楢葉遠隔技術開発センターの施設・設備の整備・利用状況およびそれに係る取組み、遠隔基盤技術の開発状況、緊急時対応遠隔操作資機材の整備・訓練等の活動状況について取りまとめたものである。
青森研究開発センター
JAEA-Review 2023-014, 31 Pages, 2023/09
JAEA-Review-2023-014.pdf:0.79MB
現在、設計・開発の検討が進められている「浮体式原子力発電」について、海上で運用する観点から、原子力船「むつ」での知見が注目されている。原子力船「むつ」は、我が国において設計・建造・運航された唯一の原子力船であり、その知見を活用することは、今後の「浮体式原子力発電」の実現に向け非常に有用である。そのため、原子力船「むつ」に関する資料を調査し、当時の関係者による、出力上昇試験及び実験航海などから、機器等の改善すべき点を提言した資料を確認した。当該資料は、次世代原子力船の設計・建造に向けたものであり、「浮体式原子力発電」の設計・開発を検討するうえで参考になるものと考える。なお、当該資料は、未公開資料であることから、公開にあたり1994年当時の内容を再編集し、その知見を広く活用できるようにする。
永井 崇之; 岡本 芳浩; 山岸 弘奈*; 柴田 大輔*; 小島 一男*; 長谷川 毅彦*; 佐藤 誠一*; 深谷 茜音*; 畠山 清司*
JAEA-Research 2023-004, 45 Pages, 2023/09
JAEA-Research-2023-004.pdf:6.07MB
ホウケイ酸ガラス中のガラス成分や廃棄物成分の局所構造は、その化学組成によって変化する。本研究は、ガラス固化体を模擬したガラス(以下、模擬廃棄物ガラス)を対象に軟X線領域のXAFS測定を実施し、原料ガラス成分のホウ素(B)やケイ素(Si)、廃棄物成分の鉄(Fe)やセシウム(Cs)の化学的状態等を評価した。模擬廃棄物ガラスの化学的安定性を把握するため、浸出試験に供したガラス表面を対象に、BのK吸収端、FeのL
,L
吸収端及びCsのM
, M
吸収端のXANESスペクトル測定を行った。その結果、浸出液に曝露されたガラス表面は変化し、明瞭なXANESスペクトルが得にくくなることが分かった。BのK吸収端XANESスペクトルから、浸出試験後の試料表面は未浸漬の試料表面と比較してB-Oの3配位構造(BO)が増加し、4配位構造(BO)が減少する傾向を確認した。FeのL,L吸収端及びCsのM, M吸収端のXANESスペクトルから、浸漬時間が長くなるに従って、ガラス表面に存在するCsが浸出液中へ溶出することを確認した。未浸漬の模擬廃棄物ガラスを対象に、SiのK吸収端XANESスペクトルを測定した結果、NaO濃度によるXANESスペクトルの変化が廃棄物成分濃度による変化より大きいことを確認した。
佐藤 久*; 高山 裕介; 鈴木 英明*; 佐藤 大介*
JAEA-Data/Code 2023-010, 47 Pages, 2023/09
JAEA-Data-Code-2023-010.pdf:1.45MB
高レベル放射性廃棄物の処分場を沿岸部に建設した場合、沿岸部の地下水は海水の影響を受けて塩濃度が高くなるため、海水系の地下水が緩衝材を含む人工バリアに与える影響を十分に考慮して評価する必要がある。本報告では、緩衝材が飽和に至るまでの過渡的な期間において、海水系の地下水が緩衝材中での水分や溶質の移行現象に与える影響を評価することを目的として、異なる乾燥密度の圧縮ベントナイト試料を対象に、浸潤水のNaCl濃度を変えた一次元の塩水浸潤試験を実施し、浸潤水のNaCl濃度と浸潤速度の関係や浸潤試験後の圧縮ベントナイト試料中の含水比分布データを取得した。また、浸潤試験後の試料中の塩化物イオンの濃度分布を分析することにより、不飽和な圧縮ベントナイト中での溶質の移行挙動の理解に資するデータを取得した。その結果、浸潤水のNaCl濃度が高くなるに従い浸潤は速くなり、乾燥密度1.4Mg/m
から1.8Mg/m、浸潤水のNaCl濃度が0(蒸留水)から4.0mol/dmまでの範囲において、浸潤時間と浸潤量の関係は浸潤水の拡散現象とみなして評価できることが確認された。また、浸潤水が蒸留水の場合、含水比は給水側から浸潤距離に応じてなだらかに低下する分布となるが、浸潤水がNaCl水溶液の場合、含水比は給水側から浸潤の先端近くまで比較的高い状態を保ちながら浸潤の先端で低下する分布となり、NaCl濃度が高くなるに従いその傾向が強くなることが確認された。浸潤試験後試料の塩化物イオン濃度の分析結果から、給水側よりも浸潤方向側の領域で給水側より塩化物イオンの濃度が部分的に高くなる現象(塩化物イオンの濃縮)が起きており、この傾向は供試体の乾燥密度が低くなるに従い強くなることや、浸潤水のNaCl濃度が高くなるに従い強くなることが確認された。また、浸潤に伴い塩化物イオンが濃縮する現象は供試体の初期含水比に依存することが確認されており、浸潤に伴う塩化物イオンの濃縮が生じない条件を設定可能な見通しが得られた。
宮川 和也; 早野 明; 佐藤 菜央美; 中田 弘太郎*; 長谷川 琢磨*
JAEA-Data/Code 2023-009, 103 Pages, 2023/09
JAEA-Data-Code-2023-009.pdf:9.29MB
JAEA-Data-Code-2023-009-appendix1(DVD-ROM).zip:271.51MBJAEA-Data-Code-2023-009-appendix2(DVD-ROM).zip:883.78MBJAEA-Data-Code-2023-009-appendix3(DVD-ROM).zip:10.29MB
本ボーリング調査は、経済産業省資源エネルギー庁委託事業「令和3年度および令和4年度高レベル放射性廃棄物等の地層処分に関する技術開発事業(JPJ007597) (岩盤中地下水流動評価技術高度化開発)」の一環として、令和2年度に実施した物理探査などのデータに基づき推定した地下深部の低流動域分布の妥当性を確認することを目的としたものである。ボーリング孔名はHoronobeFossilseawaterBoring-1であり、HFB-1孔と称す。HFB-1孔は幌延深地層研究センターの隣接地に掘削された垂直孔であり、令和3年度に地表から深度200mまで掘削され、令和4年度に深度200mから深度500mまで掘削されたものである。本稿は、令和2年度以降の幌延深地層研究計画に示された研究課題の1つである地下水の流れが非常に遅い領域を調査・評価する技術の高度化に必要な基礎データとして、HFB-1孔の掘削に関わる情報およびボーリング調査から得られた各種データ(岩芯記載、物理検層、化学分析など)を取りまとめたものである。
分析課 ビニールバッグ作業用局所排気装置開発チーム
JAEA-Technology 2023-015, 19 Pages, 2023/08
JAEA-Technology-2023-015.pdf:1.45MB
東海再処理施設の分析所では、施設の運転及び維持管理のために再処理施設内の各所から依頼される試料の分析作業をグローブボックスで行っており、分析作業で使用する試薬や分析備品の搬入、分析作業に伴い発生した放射性廃棄物等の搬出は、グローブボックスに取り付けられたビニールバッグを用いたバッグイン・バッグアウトと呼ばれる方法で対応している。当該作業で、万一ビニールバッグを損傷させた場合、グローブボックス内部の放射性物質が漏えいし、ビニールバッグの表面や作業場所の汚染、及び発生した汚染物質が浮遊すると作業エリアの空気汚染にまで進展する可能性があり、これらを防止するためのハード的対策を講じることが望まれていた。そこで、本件では、東海再処理施設の分析所におけるビニールバッグを用いたバッグイン・バッグアウトの作業状況、ビニールバッグと類似の取り付け構造を有するグローブに係る既存の局所排気装置であるグローブ交換作業用排気カートの仕様と特徴を精査し、ビニールバッグ作業のための実用的な局所排気装置を開発した。開発した局所排気装置は、従来からビニールバッグ作業で使用してきた作業台であるシーラー台と同じ寸法・形状とし、その内部にグローブ交換作業用排気カートの構成部品であるフード部、HEPAフィルタ、排気ブロワ等を設置した。その結果、開発した局所排気装置を用いることで、従来と同等の作業手順、作業量でビニールバッグ作業における空気汚染の拡大防止措置が図れ、当該装置が汚染拡大防止のための有効な装置であることを確認した。
河野 貴大*; 水田 直紀; 植田 祥平; 橘 幸男; 吉田 克己*
JAEA-Technology 2023-014, 37 Pages, 2023/08
JAEA-Technology-2023-014.pdf:2.35MB
現在用いられている高温ガス炉用燃料コンパクトは、被覆燃料粒子を黒鉛母材で焼き固めた黒鉛母材燃料コンパクトである。これに対して、SiC母材燃料コンパクトは、母材を従来の黒鉛から新たに炭化ケイ素に換えたものである。高温ガス炉用燃料コンパクトを従来の黒鉛母材燃料コンパクトからSiC母材燃料コンパクトに換えることで、高温ガス炉の出力密度等の性能向上が期待される。本研究では、高温ガス炉用燃料コンパクトに適用するための焼成条件を選定し、試作したSiCの密度や熱伝導率を測定した。
外川 織彦; 外間 智規; 平岡 大和
JAEA-Review 2023-013, 48 Pages, 2023/08
JAEA-Review-2023-013.pdf:2.11MB
原子力災害時に大気へ放射性物質が放出された場合には、住民等の被ばくを低減するための防護措置として、自家用車やバス等の車両を利用して避難や一時移転が実施される。避難等を実施した住民等の汚染状況を確認するため避難退域時検査が行われるが、その迅速性を損なわないことが重要である。現状の検査では、車両の指定箇所検査をワイパー部とタイヤ側面で実施し、要員によるGMサーベイメータ等の表面汚染検査用測定器で検査することを基本としている。また、車両の迅速かつ効率的な検査実施のため、可搬型車両用ゲート型モニタの活用も計画されているところである。本報告書では、迅速かつ効率的な避難退域時検査に資するため、原子力災害時における車両の汚染状況と除染措置に関する調査を実施した。利用可能な関連文献や情報はごく少数であったが、当該文献等に記載された調査結果を目的に応じて抽出して整理するとともに、避難退域時検査の迅速かつ効率的な運用という観点からその調査結果について検討を行った。
中澤 修; 瀧谷 啓晃; 村上 昌史; 堂野前 寧; 目黒 義弘
JAEA-Review 2023-012, 6 Pages, 2023/08
JAEA-Review-2023-012.pdf:0.93MB
日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)において優先して取り組むバックエンド技術開発課題の選定とスケジュールを、「バックエンド技術開発戦略ロードマップ」として取りまとめた。選定にあたっては、令和4年度に実施した原子力機構内の開発技術(シーズ)と技術的課題(ニーズ)に関するアンケートの結果を反映した。シーズとニーズが一致したものの中から、現場への早期実装の観点、共通的な課題の観点で課題を抽出し、9件のテーマを選定した。原子力機構内の組織横断的な実施体制を構築し、開発成果の現場への実装を目指すとともに、社会実装を目指していく。
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。
)法を利用した
Mo/
Tcジェネレータへの応用研究(学位論文)藤田 善貴
JAEA-Review 2023-010, 108 Pages, 2023/08
JAEA-Review-2023-010.pdf:6.62MB
Tc(テクネチウム-99m)は核医学検査薬として最も多く使用されているラジオアイソトープであり、親核種であるMo(モリブデン-99)から生成される。Moの大部分はウランの核分裂生成物の一つとして生成されるが、近年、核セキュリティや核不拡散の観点からウランを用いないMo製造方法が望まれている。その方法の一つが、
Moに中性子を照射する(n,)法である。しかし、この方法で生成されるMo比放射能は極めて低いため、MoからTcを分離濃縮する装置であるMo/Tcジェネレータへ適用するには、Mo吸着材として使用されるアルミナ(AlO)のMo吸着およびTc溶離性能の向上が必要である。そこで本論文では、(n,)法を利用したMo/Tcジェネレータの実用化のため、アルミナの性能向上に有効なパラメータを解明し、低比放射能のMoに適用可能性のあるアルミナカラムの開発に貢献することを目的とする。本研究では、始発原料の異なるアルミナを作製し、Mo/Tcジェネレータ用のMo吸着材としての適用性を評価した。アルミナの結晶構造および比表面積がMo吸着特性へ及ぼす影響を明らかにするとともに、アルミナの表面分析結果に基づきMo吸着機構を解明した。また、京都大学研究用原子炉(KUR)で照射したMoOを使用してTc溶離特性およびTc溶液の品質を評価し、現行のジェネレータを想定したアルミナカラムの試験結果からジェネレータへの適用可能性のある新たなカラム形状を提案した。これらの結果は、(n,)法を利用したジェネレータの実用化のためのアルミナカラムの開発に貢献する。
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 2023-005, 87 Pages, 2023/08
JAEA-Review-2023-005.pdf:2.77MB
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、2019年度及び2020年度の活動の実績を記録したものである。
佐藤 有司; 宮本 勇太; 粟谷 悠人; 山本 耕輔; 畠山 巧
JAEA-Review 2023-002, 59 Pages, 2023/08
JAEA-Review-2023-002.pdf:8.75MB
新型転換炉原型炉ふげん(以下「ふげん」という。)は、廃止措置に係わる技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場及び福井県における研究開発の拠点として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、日本原子力研究開発機構内外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を設置している。本稿は、令和3年度に開催した第39回ふげん廃止措置技術専門委員会において「ふげん」から報告した「廃止措置の状況」、「原子炉構造材の試料採取及び分析に係わる実績と考察」、「液体シンチレータ廃液の処理について」及び「クリアランスに係る除染合理化の成果と課題及び搬出サーベイに係わる考察」について資料集としてまとめたものである。
小川 理那; 戸塚 真義*; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2023-012, 57 Pages, 2023/07
JAEA-Technology-2023-012.pdf:3.57MB
コンクリートピット埋設施設は、支持能力を有する地盤に設置する必要があると考えられることから、地下水面より下位に設置することが想定される。そのため、施設の設置環境(施設の周辺岩盤)及び施設の構造物(コンクリートピット埋設施設及びこれを取りまくベントナイト混合土)のそれぞれの透水係数をパラメータとしてモデル計算を行い、施設への浸入水量及び施設からの浸出水量を評価した。地下水流動解析は、有限要素法による2次元地下水流動解析コードMIG2DFを用いて行った。設置環境を考慮した評価では、これまでの技術検討で施設底面における地下水浸入水量及び浸出水量が相対的に多量となったことから、その底面と接する新鮮な岩盤の透水係数をパラメータとして、地下水浸入水量及び浸出水量の評価を実施した。また、施設の構造物を考慮した評価では、コンクリートピット埋設施設の経年的な劣化及びベントナイト混合土の化学的な変質による劣化を想定したコンクリート及びベントナイト混合土の透水係数を設定し、地下水の浸入水量及び浸出水量の変化を評価した。その結果、岩盤新鮮部の透水係数は施設における地下水浸入水量及び浸出水量に大きく寄与することが分かった。また、ベントナイト混合土の化学的劣化に伴う透水係数の増加に伴い、その周囲の覆土へ移行する浸出水量が増加する結果となった。以上からこれらの透水係数は、コンクリートピット埋設施設の設置及び安全評価における重要な影響因子であることが分かった。
原子力人材育成センター
JAEA-Review 2023-008, 58 Pages, 2023/07
JAEA-Review-2023-008.pdf:2.41MB
本報告書は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「機構」という。)原子力人材育成センターにおける令和3年度の活動をまとめたものである。令和3年度は、年間計画に基づく国内研修の他、外部ニーズに対応した随時の研修、大学との連携協力、国際研修、原子力人材育成ネットワーク等に関して積極的な取り組みを行った。令和3年度は、新型コロナウイルス感染症の影響により、一部の研修等において従来型の対面形式での実施ができなかったことから、Web会議システムを用いて講義をオンラインでライブ配信する形式(以下、この形式を「オンライン形式」という。)などを採用して研修を実施した。国内研修については、年間計画に基づくRI・放射線技術者、原子力エネルギー技術者、国家試験受験向けの研修に加え、外部ニーズへの対応として、日本原子力発電株式会社等を対象とした出張講習等を実施した。大学との連携協力については、東京大学大学院工学系研究科原子力専攻の学生受入れを含む連携大学院方式に基づく協力や特別研究生等の受入れを行うとともに、大学連携ネットワークでは、7大学との遠隔教育システムによる通年の共通講座に対応した他、夏期集中講座を行った。国際研修では、文部科学省からの受託事業「放射線利用技術等国際交流(講師育成)」として、原子炉工学等の講師育成研修及び、放射線基礎教育等の原子力技術セミナーをオンライン形式で実施した。原子力人材育成ネットワークについては、事務局として、その運営を着実に推進するとともに、新型コロナウイルス感染症の流行下においてもオンラインでのウェビナーや研修を積極的に開催した。
竹内 竜史; 見掛 信一郎; 池田 幸喜; 西尾 和久*; 國分 陽子; 花室 孝広
JAEA-Review 2023-007, 114 Pages, 2023/07
JAEA-Review-2023-007.pdf:12.02MB
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を平成8年度から進めてきた。令和2年度以降においては、瑞浪超深地層研究所の坑道の埋め戻しや環境モニタリング調査等を含めたその後の進め方について定めた「令和2年度以降の超深地層研究所計画」に基づき瑞浪超深地層研究所の坑道埋め戻し等事業を行っている。本工事記録は、瑞浪超深地層研究所の坑道埋め戻し等事業における坑道埋め戻し及び原状回復業務に関する工事概要、工程、工事実績、安全及び主な出来事に関する記録等を取りまとめたものである。工事実績については、令和2年5月16日着工から令和4年1月16日竣工までの工事完了部分について主に記載した。
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2023-001, 38 Pages, 2023/07
JAEA-Evaluation-2023-001.pdf:1.04MB
システム計算科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。その計算科学技術研究の実績については、計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により評価された。本報告は、システム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の、令和4年度における業務の実績及びそれらに対する委員会による評価結果をとりまとめたものである。
2021年度)出井 俊太郎
JAEA-Data/Code 2023-008, 49 Pages, 2023/07
JAEA-Data-Code-2023-008.pdf:5.41MBJAEA-Data-Code-2023-008-appendix(CD-ROM).zip:7.08MB
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構は、北海道幌延町の幌延深地層研究センターにおいて、深地層の研究施設を活用した地層科学研究および地層処分研究開発を実施してきた。令和2年度以降の幌延深地層研究計画では、必須の課題への対応に必要なデータを取得するために、地下施設内の調査坑道に設置された地球化学モニタリング装置を用い、岩盤中の地下水の水圧・水質変化の観測を継続している。本報は、140m調査坑道および350m調査坑道に設置された地下水の地球化学モニタリング装置を利用して、2019年度2021年度の3年間に取得した地下水圧の観測結果を取りまとめたものである。