保管廃棄施設・Lにおける廃棄物容器の健全性確認; 計画立案から試運用まで

川原 孝宏; 須田 翔哉; 藤倉 敏貴; 政井 誓太; 大森 加奈子; 森 優和; 黒澤 剛史; 石原 圭輔; 星 亜紀子; 横堀 智彦

JAEA-Technology 2023-020, 36 Pages, 2023/12

JAEA-Technology-2023-020.pdf:2.79MB

原子力科学研究所放射性廃棄物処理場では、放射性廃棄物を200Lドラム缶等の容器に収納して保管廃棄施設に保管している。保管している廃棄物(以下「保管体」という。)については、これまで保安規定等に基づく外観点検等を行うことで安全に管理している。しかし、屋外の半地下ピット式保管廃棄施設である保管廃棄施設・Lには、保管期間が40年以上に亘る保管体もあり、一部の容器(主としてドラム缶)では、表面のさびが進行しているものも確認された。このため、さらに長期に亘る安全管理を徹底するため、ピットから保管体を取り出し、1本ずつ容器の外観点検、汚染検査を行い、必要に応じて容器の補修や新しい容器への詰替え等を行う作業(以下「健全性確認」という。)を計画し、2019年4月に作業を開始した。本報告書は、健全性確認について、計画立案、課題の検討、試運用等の実績についてまとめたものである。

建屋応答モニタリングと損傷イメージング技術を活用したハイブリッド型の原子炉建屋長期健全性評価法の開発研究(委託研究); 令和3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 2022-071, 123 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-071.pdf:6.07MB

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3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始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3年度に採択された「建屋応答モニタリングと損傷イメージング技術を活用したハイブリッド型の原子炉建屋長期健全性評価法の開発研究」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、高放射線量率と高汚染のため、現場への接近性が極端に限られるような事故を経験した原子炉建屋の長期構造健全性の見通しを得るために必要な評価手法を開発しようとするものである。3ヵ年計画の初年度である令和3年度は、(1)地震等の外乱応答モニタリングによる建屋の振動性状・応答評価法の開発、(2)電磁波を用いたコンクリート構造物の損傷検知技術の開発、(3)損傷検知情報に基づくコンクリート材料・構造物の性能評価法の開発、(4)総合的な建屋安全性評価手法の開発と長期保全計画の提案、(5)研究推進の研究項目について具体的な研究方法を明確にして研究の方向付けを行うとともに、必要な諸準備を行い、一部の試験や活動を行った。

安全研究・防災支援部門が実施する今後の安全研究の方向性(令和3年度版)

安全研究・防災支援部門 企画調整室

JAEA-Review 2021-019, 58 Pages, 2021/11

JAEA-Review-2021-019.pdf:2.26MB

第4期中長期目標の指示を受けて日本原子力研究開発機構は第4期中長期計画を新たに策定し、これに従って令和4年度から業務を進めることになる。これを受けて、安全研究・防災支援部門では、「原子力安全の継続的改善及び原子力防災の実効性向上」に貢献する安全研究の戦略の見直しを検討するとともに、これに基づく中長期的な安全研究の進め方を議論した。この際、部門における今後の人材育成及び研究能力維持の観点で、シニア・中堅研究者の有する知識及び技術を若手研究者に継承する方策についても議論した。検討した戦略の見直し案では、(1)原子力安全に関わる情勢を踏まえた重要度やニーズを意識した課題対応型研究と、今後の規制動向や新技術の導入を見据えた先進・先導的研究の双方を効率的かつ効果的に展開すること、(2)リスク情報等を活用した合理性の高い安全確保及び規制のための方策を積極的に提案するなど、社会への実装を目指して質の高い研究成果を創出すること、(3)新たな研究課題への取組を通して安全研究・防災支援分野における人材育成及び技術基盤維持を図ることを柱として掲げている。本報告書は、中長期的な安全研究の戦略及びこれを受けた研究計画に関する検討の結果についてとりまとめたものである。

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(委託研究); 令和元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; 芝浦工業大学*

JAEA-Review 2020-049, 78 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-049.pdf:5.85MB

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、令和元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」の令和元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、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(使用済みゼオライト)の焼結固化法の開発を目的とする。焼結固化法は、使用済みゼオライト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固化法である。本法は、ガラス固化と比較して固化体の大幅な減容や焼成固化と同程度の安定な固化体の形成が期待できる。本事業では、コールド試験により焼結固化に適したガラスの選定、焼結温度等の最適化を図りホット試験で実証する。令和元年度において使用済みゼオライトの焼結固化用バインダーとしてBO系ガラスを選定し、焼結固化条件の最適化を図った。また、模擬汚染水として照射済み燃料に由来する核種を含む水を調製し、IE-96に吸着させることにより模擬使用済みIE-96を作製した。さらに、ゼオライトの固化,焼成固化等に関する既存の研究成果及び最新の研究動向を調査し、焼結固化プロセスの概念を設計した。

Four-point-bend tests on high-burnup advanced fuel cladding tubes after exposure to simulated LOCA conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(7), p.782 - 791, 2020/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1724207

To evaluate the fracture resistance of high-burnup advanced fuel cladding tubes during the long-term core cooling period following loss-of-coolant accidents (LOCAs), laboratory-scale four-point-bend tests were performed using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of 73 - 84 GWd/t: low-tin ZIRLO, M5, and Zircaloy-2 (LK3). Three four-point-bend tests were performed on the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens subjected to the integral thermal shock tests which simulated LOCA conditions (ballooning and rupture, oxidation in high-temperature steam, and quench). During the four-point-bend tests, all the specimens that were oxidized at 1474 K to 9.9% - 21.5% equivalent cladding reacted exhibited brittle fractures. The maximum bending moments were comparable to those of the conventional Zircaloy cladding tube specimens. Furthermore, the effects of oxidation and hydriding on the maximum bending moment were comparable between the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens and the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube specimens. Therefore, it can be concluded that the post-LOCA fracture resistance of fuel cladding tubes is not significantly reduced by extending the burnup to 84 GWd/t and using the advanced fuel cladding tubes, though it may slightly decrease with increasing initial hydrogen concentration in a relatively lower ECR range ( 15%), as observed for the unirradiated Zircaloy-4 cladding tubes.

珪質泥岩(稚内層)を対象とした多孔質弾性パラメータ取得試験

青木 智幸*; 谷 卓也*; 坂井 一雄*; 古賀 快尚*; 青柳 和平; 石井 英一

JAEA-Research 2020-002, 83 Pages, 2020/06

JAEA-Research-2020-002.pdf:8.25MB
JAEA-Research-2020-002-appendix(CD-ROM).zip:6.63MB

日本原子力研究開発機構は、新第三紀堆積軟岩を対象とした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を目的として、北海道天塩郡幌延町において幌延深地層研究計画を進めている。幌延深地層研究所周辺の地質は、珪藻質泥岩の声問層や珪質泥岩の稚内層で構成され、どちらも珪藻化石を多量に含んでいる。これらの岩石は高い空隙率と低い透水性を示すことから、多孔質弾性論に基づく岩盤挙動の検討が重要であると考えられる。しかしながら、幌延深地層研究所周辺に特徴的な珪藻質泥岩や硬質頁岩については、低透水性であるという岩石の特徴や試験時の制御が容易ではないこと等を要因に、多孔質弾性パラメータの測定実績は多いと言えない状況である。そこで、珪質泥岩(稚内層)を対象として、多孔質弾性パラメータの測定実績を蓄積し、既往の研究で示唆されている拘束圧に対する依存性を確認することを目的として、多孔質弾性パラメータを取得するための岩石三軸試験を実施した。その結果、多孔質弾性パラメータのうち、排水体積弾性係数は拘束圧の増加に伴い大きくなる関係性が確認された。一方、Biot-Wills係数およびSkemptonの間隙水圧係数は、拘束圧の増加に伴い小さくなる傾向が確認された。また、岩石供試体の葉理方向によって拘束圧依存の程度が若干異なることが示唆された。

Waste management in a Hot Laboratory of Japan Atomic Energy Agency, 1; Overview and activities in chemical processing facility

野村 和則; 小木 浩通*; 中原 将海; 渡部 創; 柴田 淳広

International Journal of Nuclear and Quantum Engineering (Internet), 13(5), p.209 - 212, 2019/00

Chemical Processing Facility of Japan Atomic Energy Agency is a basic research field for advanced back-end technology developments with using actual high-level radioactive materials. Most of them were treated properly and stored in the liquid waste vessel, but some were not treated and remained at the experimental space as a kind of legacy nuclear waste, which we must treat in safety and dispose if we continue research activities in the facility. Under this circumstance, we launched a collaborative research project called the STRAD project, which stands for Systematic Treatment of Radioactive liquid waste for Decommissioning, in order to develop the treatment processes for wastes of the nuclear research facility. In this project, decomposition methods of certain chemicals, which have been directly solidified without safety pretreatment but may cause a troublesome phenomenon, is developing and a prospect that it will be able to decompose in the facility by simple method. And solidification of aqueous or organic liquid wastes after the decomposition has been studied by adding cement or coagulants. Furthermore, we treated experimental tools of various materials with making an effort to stabilize and to compact them before the package into the waste container. It is expected to decrease the number of transportation of the solid waste and widen the operation space. The project is expected to contribute beneficial waste management outcome that can be shared world widely.

結晶質岩を対象とした連成現象が長期挙動におよぼす影響に関する研究(共同研究)

木本 和志*; 市川 康明*; 松井 裕哉

JAEA-Research 2017-009, 18 Pages, 2017/11

JAEA-Research-2017-009.pdf:6.5MB

原子力機構は、微視的亀裂の進展に着目した室内実験および化学反応も考慮できるような数値解析による研究を通じ、一般性の高い岩盤の長期挙動メカニズムに関する知見を得ることを目的とした研究を、岡山大学との共同研究として2016年度より開始した。2016年度は、既往の研究成果を踏まえ、円柱状の花崗岩コアサンプルを用い、速度異方性の有無を調べるための超音波計測を行った。超音波計測は、円筒の直径方向を透過する縦波、横波および表面波について行った。その結果、縦波に関しては、著しい速度異方性が認められること、横波および表面波には、方向による群速度の有意な変化は認められるものの、異方性のタイプが特定できるほどの明確な傾向は認められなかった。また、表面波計測の結果を、透過波と反射波成分に分離して検討を行った結果、結晶粒に起因した散乱は至る所で発生しているが、特に強い散乱波が局所的かつ限られた場所で発生することが分かった。

Mineralogical changes and associated decrease in tritiated water diffusivity after alteration of cement-bentonite interfaces

山口 徹治; 澤口 拓磨; 塚田 学; 星野 清一*; 田中 忠夫

Clay Minerals, 51(2), p.279 - 287, 2016/02

https://doi.org/10.1180/claymin.2016.051.2.13

セメント硬化体を炭酸ナトリウム溶液に接触させて変質させる試験と、セメント硬化体とベントナイトを接触させて変質させる試験とを行った。変質に伴う物質移行特性の変化は、トリチウム水を透過拡散させて拡散係数の変化を検出することによって調べた。炭酸系の試験では、界面近傍における鉱物の変化に伴い、180日間に拡散係数が変質前の70%に低下した。セメントとベントナイトを接触させたケイ酸系の試験では、界面近傍における鉱物の変化に伴い、600日間に拡散係数が変質前の71%に低下した。粉砕したセメント硬化体とベントナイトを混合して変質させた既往の研究では、拡散係数が180日間に変質前の20%にまで低下したのに比較すると、本研究では反応面積が小さいので拡散係数の変化も小さくなった。炭酸系の実験では硬化体表面から0.55mmの範囲で拡散係数の変化が起こり、ケイ酸系の実験では界面から0.5mmの範囲で拡散係数の変化が起こったと評価された。この結果を、単純なモデルを用いて15年間に外挿したところ、フランスTournemire地下実験施設で観察された15年間にわたるセメント-粘土岩相互作用の特徴をよく再現した。このような知見は、実験データに信頼性を与えるとともに、実験に基づくデータやモデルを長期評価に用いる際の根拠の1つとなりうる。

自然が教える放射性廃棄物の行方; 地下環境と未来の予測のために

永野 哲志; 中山 真一

原子力バックエンド研究, 8(1), p.81 - 88, 2001/09

http://ci.nii.ac.jp/naid/40007277679

日本原子力研究所では、放射性核種の地中での動きを数万年のタイムスケールで予測するための研究として、ナチュラルアナログ研究及びTRU元素の熱力学データの取得を目的とした研究などを行ってきた。本稿は、これらの研究について、日本鉱物学会の依頼を受け、中高生向けに行った講演会の一部をまとめたものである。一般の人が容易に理解できるように、身近な現象を取り上げ、専門用語をなるべく使わないで紹介した。