JRR-2、JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

青野 竜士; 水飼 秋菜; 土田 大貴; 今田 未来; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2023-002, 81 Pages, 2023/05

JAEA-Data-Code-2023-002.pdf:3.0MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的にトレンチとピットに分けて浅地中処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内に保管されているJRR-2、JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和2年度に取得した20核種(H、C、Cl、Co、Ni、Sr、Nb、Tc、Ag、I、Cs、Eu、Eu、U、U、Pu、Pu、Pu、Am、Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。

ホットラボの廃止措置と将来計画

海野 明; 斎藤 光男; 金澤 浩之; 高野 利夫; 岡本 久人; 関野 甫*; 西野 泰治

デコミッショニング技報, (32), p.2 - 12, 2005/09

http://www.randec.or.jp/publish/documents/gihou/Decommissioning%20gihou_32.pdf

日本原子力研究所(以下、原研という。)のホットラボは、研究炉で照射された燃料及び材料の照射後試験を実施するために、日本初のホットラボ施設として、昭和36年に建設された。施設は、重コンクリートケーブ10基,鉛セル38基(現在:20基)を備える、地上2階,地下1階の鉄筋コンクリート構造であり、原研における研究計画に貢献してきたが、所内の老朽化施設の合理化の目的により、「東海研究所の中期廃止措置計画」に沿って、平成15(2003)年3月をもって全ての照射後試験を終了し、施設の一部解体・撤去を開始した。これまでに鉛セル18基の解体・撤去を完了している。ホットラボで実施されてきた燃料・材料に関する試験は、燃料試験施設及びWASTEFで引続き実施される予定である。さらに建屋の一部は、所内の未照射核燃料や大強度陽子加速器施設の運転によって発生する放射化機器の一時保管施設としての利用が計画されている。

Proceedings of the 3rd JAERI-KAERI Joint Seminar on Post Irradiation Examination Technology; March 25-26, 1999, JAERI Oarai, Japan

材料試験炉部

JAERI-Conf 99-009, p.393 - 0, 1999/09

JAERI-Conf-99-009.pdf:36.22MB

原研材料試験炉部は、韓国原研核燃料サイクル研究試験チームと、原子力の平和利用分野における研究協力実施取り決め(計画3照射後試験技術の開発)に基づき、照射後試験に関連する情報交換を実施してきた。これらの成果のとりまとめとして第3回日韓セミナーを1999年3月25日から2日間、大洗研で開催した。会議には、原研、韓国原研のほか、漢陽大、JNC、東北大金研施設、NFD、NDC等、総勢84名の参加者を得て、照射後試験の現状と将来計画、照射後試験技術、照射後試験データの評価等に関する計33件の講演があり、高速実験炉用燃料棒の再組立法開発、韓国商用炉破損燃料の原因推定等、最新の報告がなされた。また、次世代の照射後試験に対するナノレベルPIE技術、試験空間や利用に関する柔軟性の確保、さらに施設間の相互協力と国際協力の重要性も指摘された。

Proceedings of the JAERI-KAERI Joint Seminar on Post Irradiation Examination; November 9-10, 1992, JAERI Oarai Japan

材料試験炉部

JAERI-M 93-016, 282 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-016.pdf:10.7MB

日本原子力研究所(原研)材料試験炉部は、JAERI-KAERI協力研究協定に基づき、1985年以来、韓国原子力研究所(韓国原研)と照射後試験技術に関する研究、開発協力を進めてきたが、本協定のフェーズIIが多くの成果を得て平成4年11月に完了したので、これまでの研究開発協力のとりまとめを行うために、日韓セミナーを11月9日から2日間日本原子力研究所大洗研究所で開催した。本報告書は、会議に参加した原研、韓国原研の他、中国核工程研究設計院、東北大学金属材料研究所付属材料試験炉利用施設、日本核燃料開発(株)、ニュークリア・デベロップメント(株)の発表論文28件を3つのセッションに分けて収録したものである。

研究炉・ホットラボの運転と技術管理(平成元年度)

研究炉管理部

JAERI-M 90-166, 168 Pages, 1990/09

JAERI-M-90-166.pdf:5.08MB

本報告書は、平成元年度における研究炉管理部の業務を記したものである。この中で、種々の技術的事項についても詳細に説明している。研究炉管理部では、JRR-2及びJRR-4の研究炉並びにホットラボの運転管理を行っている。また、JRR-3については、性能を向上させるための改造を進め、平成2年3月22日に初臨界を達成し、運転を再開した。具体的な業務としては、研究炉における運転、保守・整備、照射・実験に加えて、燃料及び水・ガスの管理を含む技術管理、関連する研究・技術開発並びに放射線管理を行っている。ホットラボでは、各種の燃料・材料の照射後試験を実施するとともに、関連する技術開発を進めている。

照射燃料切断時におけるFPの飛散率とサンプリング用捕集材の捕集効率

泉 幸男; 松井 智明; 池沢 芳夫; 田辺 勇美*

保健物理, 13(4), p.295 - 299, 1978/00

https://doi.org/10.5453/jhps.13.295

原子炉燃料の照射後試験、特に燃料切断におけるFPの飛散度と各捕集機の捕集効率は、作業環境の安全解析に必要である。天然金属ウラン燃料体4本、のべ8回の切断試験において調査を行なった。飛散度は、揮発性の挙動を示したSbは410、粒子状のCsは410、Ce-Prは310でそれぞれ約1桁の差があった。一方、Cs,Ce-Prに対するHE-40の捕集効率は100%であったが、Sbに対してはHE-40はわずか数%、CP-20に85~88%を示した。以上のように燃料試験施設においては、活性炭捕集材の必要性と揮発性Sbの飛散に対しより注目すべきことがわかった。

Safety consideration for the introduction of new fuels and materials

鬼沢 邦雄

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)事故以降、OECD/NEA加盟国等で新たな燃料・材料の開発が進められている。この燃料・材料開発の目的は、原子炉の事故、特に過酷事故への耐性を強化し、それにより原子炉の安全性を向上することである。そのような燃料の開発にあたっては、従来の燃料と同様に、燃料に関わる安全機能を維持するために多くの情報が必要である。燃料の安全性は、過酷事故時だけでなく、通常運転時、設計基準事故時、さらには輸送時等も含めて確認する必要がある。また、新燃料の安全性を確認するためには、信頼性の高い実験データベースと解析ツールを準備する必要がある。そのため、安全性に関する判断のための技術基盤として重要な情報である炉内照射データを収集する点で、試験炉とホットラボが重要な役割を担っている。本発表では、新燃料の開発や設計に関して、考慮すべき様々な条件下での安全上の要求事項を説明する。また、原子力機構の施設を例として試験炉やホットラボを利用する実験の重要性を述べる。