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。

JRR-2及びJRR-3保管廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討

林 宏一; 出雲 沙理; 仲田 久和; 天澤 弘也; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2018-001, 66 Pages, 2018/06

JAEA-Technology-2018-001.pdf:4.12MB
JAEA-Technology-2018-001(errata).pdf:0.54MB

日本原子力研究開発機構では、研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物を対象とした浅地中埋設処分における廃棄体確認に向けて、廃棄体に含まれる放射性物質の種類ごとの放射能濃度評価方法を構築しておく必要がある。このため、試験研究炉であるJRR-2及びJRR-3の保管廃棄物をモデルに、放射性核種(H-3, C-14, Cl-36, Co-60, Ni-63, Sr-90, Nb-94, Tc-99, Ag-108m, I-129, Cs-137, Eu-152, Eu-154, U-234, U-238, Pu-239+240, Pu-238+Am-241及びCm-243+244)を対象とした放射化学分析データに基づき放射能濃度評価方法の検討を行った。検討の結果、相関係数やt検定により対象核種とKey核種の相関関係を確認することでスケーリングファクタ法を適用できる見通しを得た。また、分散分析検定(F検定)によるグループ分類の要否を確認することでJRR-2及びJRR-3施設共通のスケーリングファクタを適用できる見通しを得た。スケーリングファクタ法の適用の見通しが得られなかった核種については、平均放射能濃度の裕度を確認することで平均放射能濃度法を適用できる見通しを得た。これらの結果は、放射能濃度評価方法を構築する雛形として今後の検討に適用可能である。

JRR-2の解体,2

鈴木 武; 中野 正弘; 大川 浩; 照沼 章弘; 岸本 克己; 矢野 政昭

JAERI-Tech 2005-018, 84 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-018.pdf:27.52MB

JRR-2は我が国最初の汎用研究炉として、昭和35年10月に初臨界を達成以来、原子力の研究・開発に利用されてきたが、原研の「長期事業計画」(平成8年1月)に基づき平成8年12月に原子炉を永久停止した。その後、平成9年5月に原子炉の解体届を科学技術庁に提出し、解体工事を開始した。JRR-2の解体工事は、4段階に分けて実施することになっており、平成9年度から平成15年度までに、第1段階から第3段階までの工事をトラブルもなく終了した。第4段階においては、原子炉本体を一括撤去した後、残存する原子炉建屋等を有効利用する計画である。当初の計画では、第4段階は、平成16年度から開始し、平成19年度に終了する予定であったが、第4段階で発生する放射性廃棄物を低減するため、解体計画の見直しを行い、第4段階の工事に着手するまでの間、原子炉本体を安全に貯蔵することとした。本報告書は、第3段階後半について、解体工事の実施内容,放射性廃棄物発生量及び放射線業務従事者の被ばく等について報告するものであり、既刊の「JRR-2の解体,1」の続編である。

中性子束分布計算に3次元体系を導入したJRR-2原子炉本体放射化放射能量評価

岸本 克己; 有金 賢次*

JAERI-Tech 2005-016, 83 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-016.pdf:10.52MB

現在解体を進めているJRR-2では、1997年に提出した解体届に記載されている原子炉本体の放射化放射能量に対する再評価を行った。再評価では、当初2次元体系で行っていた中性子束分布計算に3次元体系を導入し、3次元輸送計算コードTORTを用いて計算することにより、多様な水平実験孔における中性子ストリーミング効果の影響を精度よく評価することができた。その結果、水平実験孔及び生体遮蔽体における過剰な過大評価傾向が改善され、両構造物の合計放射化放射能量が解体届における評価の1/18(原子炉永久停止から1年後の場合)まで低下した。それに伴い、両構造物が6割程度を占めていた原子炉全体の放射化放射能量に対する割合も大きく低下し、放射化放射能量の上位構造物が変化することとなった。このことは、多様な実験孔を多く持ち、炉体形状が複雑な研究用原子炉の放射化放射能量評価における3次元体系導入の有効性を示している。再評価による原子炉本体の放射化放射能量は、制御棒,熱遮蔽板及び水平実験孔に依存し、原子炉永久停止から1年後では1.910Bqとなった。

JRR-2の解体,1

中野 正弘; 有金 賢次; 大川 浩; 鈴木 武; 岸本 克己; 照沼 章弘; 矢野 政昭; 桜庭 直敏; 大場 永光

JAERI-Tech 2003-072, 92 Pages, 2003/08

JAERI-Tech-2003-072.pdf:6.99MB

JRR-2の解体計画及び第3段階前半までの解体工事の実施内容,放射性廃棄物発生量及び放射線業務従事者の被ばく等についてまとめた。JRR-2は我が国最初の汎用研究炉として、昭和35年10月に初臨界を達成以来、原子力の研究・開発に利用されてきたが、原研の「長期事業計画」(平成8年1月)に基づき平成8年12月に原子炉を永久停止し、平成9年5月原子炉の解体届を提出した。解体工事は、平成9年度から平成19年度までの11年間を4段階に分けて実施し、第4段階で原子体を一括撤去した後残存する原子炉建屋等を有効利用する計画で、平成9年8月工事を開始した。第1段階の原子炉の機能停止措置等は平成10年3月に、第2段階の原子炉冷却系統施設の系統隔離及び原子炉本体の密閉等は平成12年2月に、第3段階前半のトリチウム等の除染試験等は平成14年3月にそれぞれ計画どおり終了した。現在、平成15年度末終了の計画で、第3段階後半の原子炉冷却系統施設等の撤去工事を実施している。

イメージングプレートによるJRR-2一次冷却系重水用アルミニウム配管中のトリチウム量の測定

本石 章司; 小林 勝利; 佐伯 秀也*

JAERI-Tech 2000-070, 34 Pages, 2000/12

JAERI-Tech-2000-070.pdf:5.19MB

JRR-2の廃止措置にあたり、一次冷却系重水の循環系統であった配管及び機器類に付着及び浸透しているトリチウム量の評価が重要となっている。アイソトープ開発室では、イメージングプレートを使用してAl配管中のトリチウム量と浸透深さを求める実験を行った。Al配管のトリチウム汚染面を除く部分にアクリル塗料を塗布し、1.5%(1.21M)フッ化水素酸溶液で汚染面の酸化被膜を一定時間(3分)溶解しイメージングプレートで測定した。その結果、トリチウムは深度方向に25mまで浸透していることを確認した。また、その90%は7m以内に分布していることを確認した。

Shielding analysis and evaluation of JRR-2 decommissioning

岩下 充成*; 有金 賢次; 岸本 克己; 青木 義弘*; 福村 信男*; 三尾 圭吾*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.372 - 378, 2000/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2000.10874909

JRR-2は平成8年12月に原子炉を永久停止し解体届を提出した後、平成9年8月に原子炉の解体工事に着手した。原子炉の廃止措置を行うにあたっては内部の誘導放射能による作業中の被曝を低減するため遮蔽措置とその評価が必要になる。本発表においては、原子炉直下の重水配管の遮蔽措置を行うにあたって実施した遮蔽計算の方法とその評価を発表する。遮蔽計算は、DOT3.5を使用し、群定数はAMPX48群ライブラリを用いたANISNにより作成し、放射化計算は固定線源問題とした。計算結果を炉体各部の実測値と比較した結果、原子炉直下配管貫通部においてファクター2程度で一致した。

Decommissioning program of JRR-2

岸本 克己; 番場 正男; 有金 賢次

Proc. of 1999 Workshop on the Utilization of Research Reactors, p.96 - 101, 1999/00

JRR-2は、36年間にわたって運転され、平成8年12月に永久停止した。その後、平成9年5月に解体届を提出し、同年8月より解体工事に着手した。解体は、4段階に分けて11年間にわたり実施する計画であり、現在第2段階を進めているところである。解体終了後、原子炉建家は研究施設として有効利用する計画である。そのため、原子炉本体は第4段階に一括撤去し、新たに設置する保管施設に保管する計画である。解体中の安全確保を図るため、さまざまな活動が実施されている。まず各工事ごとに詳細な工事方法、被ばく及び廃棄物量の評価が事前に実施されており、第1段階では、実際の被ばくを推定より大幅に低く抑えることができた。トリチウムにより汚染された重水、一次冷却系及び原子炉建家の取り扱いについては、重水のカナダへの輸送をはじめとする具体的な調査・検討が現在進められている。

原子炉による医療照射技術の展開

桜井 文雄

エネルギーフォーラム, 43(516), P. 137, 1997/12

医療照射BNCT(Boron Neutron Capture Therapy)には、線及び速中性子の混入が少ない熱中性子照射場が不可欠である。このため、JRR-2に治療に必要な熱中性子を原子炉から取り出すための医療照射設備を開発整備し、対応してきた。しかし最近、より深部の脳腫瘍にも治療硬化をあげるとともに患者の内体的負担を軽減できる熱外中性子を用いる無開頭BNCTの研究が世界的に開始された。これに対応するため、JRR-4に熱中性子及び熱外中性子を利用できる医療照射設備を現在開発整備している。本報告では、この新しい医療照射設備について紹介する。

光中性子源を考慮した逆動特性法による反応度測定

小菅 征夫; 羽沢 知也

UTNL-R-0333, 0, P. NO.10, 1996/03

JRR-2は減速材、冷却材として重水を使用しており、炉心には核分裂生成物からの線と重水との光核反応による光中性子が存在する。光中性子は原子炉の起動の際の中性子源として用いられるが、一方において光中性子の存在に起因する未臨界度の問題を生じる。従ってJRR-2のような重水炉における反応度の正確な評価にとって、光中性子源を適切に評価することが極めて重要となる。ここではパソコンを使用して逆動特性法による光中性子源を考慮した反応度測定について述べる。