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廃炉環境国際共同研究センター; 北海道大学*
JAEA-Review 2022-050, 116 Pages, 2023/01
JAEA-Review-2022-050.pdf:11.41MB
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(1F)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、令和元年度に採択された「高い流動性および陰イオン核種保持性を有するアルカリ刺激材料の探索と様々な放射性廃棄物の安全で効果的な固化」の令和元年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和3年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。本研究の目的は、1Fから発生する放射性廃棄物の中でも鉄沈殿物を検討対象とし、安全な保管と処分を可能とする高い陰イオン核種保持性や流動性のアルカリ刺激材料とそのレシピを探索し、実プラントとして成立する固化体製作装置の概念を提案することである。この目的を達成するために、本研究では、以下の5つの項目について実施した。(1)陰イオン核種の保持性能を高めたアルカリ刺激材料の設計、(2)試験体の物性試験と評価、(3)パイロットサイズ試験体の作製と評価、(4)安全評価による処分システムの提案、(5)研究推進である。その結果、安全評価上重要な陰イオン核種であるヨウ素やセレンの高い保持性を有し、高い流動性、作業性十分な強度を有する安全な保管・処分を可能とするアルカリ刺激材料を用いた固化体のレシピが明らかとなり、実スケール固化体製作設備に必要な要素やプロセスをまとめ、これらを基に構想した混練装置および付帯設備の概略を示すことができた。
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。
廃炉国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2019-037, 90 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-037.pdf:7.0MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30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「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」について取りまとめたものである。本研究は、福島第一原子力発電所の燃料デブリ取り出し時の放射性微粒子閉じ込めを着実に行うため、気相及び液相における微粒子の挙動を把握するとともに、飛散防止対策として(1)水スプレー等を活用し、極力少量の水で飛散を抑制する方法、(2)燃料デブリを固めて取り出すことで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る評価、開発を行う。
瀬口 忠男
プラスチックス, 40(4), p.58 - 60, 1989/00
原子力の分野で使用されるプラスチックの実例を紹介し、それら材料に要求される特性、耐放射線性について、解説した。また、今後の応用分野と耐熱・耐放射線性高分子材料を紹介した。
瀬口 忠男; 柳生 秀樹*; 山本 康彰*
Hitachi Cable Rev., (4), p.37 - 42, 1985/00
ゴム、プラスチック、芳香族高分子材料の耐放射線性を酸素加圧下
線照射法による促進試験で評価した。この促進試験は低線量率で長期間放射線照射したときの高分子材料の劣化を模擬するものである。種々の高分子材料について、通常の方法で評価した耐放射線性とは大きく異なることが見い出された。促進劣化試験で得られた各種高分子材料の耐放射線性のデータは原子炉関係の放射線の場で使用される材料の寿命を推定するのに有効であると考えられる。
瀬口 忠男
工業材料, 32(6), p.71 - 80, 1984/00
原子力の開発に伴い、原子力施設等での放射線の環境で使用される高分子材料の需要が増大している。これらの材料は施設の安全性や保守などの点から耐放射線性を含めた高い信頼性が要求されている。本稿では、耐放射線性高分子材料の用途、照射効果、劣化試験、評価法、材料の開発について、最近の動向を解説する。
町 末男
Radiation Physics and Chemistry, 18(1-2), p.125 - 133, 1981/00
原子炉に使用されている電線ケーブルの健全性に関する研究の現状を紹介したもので、主要項目は下記の通りである。(1)LOCA環境下での試験法の研究 (2)通常運転時における健全性の評価法の研究 (3)放射線と熱の作用による高分子材料の劣化
瀬口 忠男; 荒川 和夫; 早川 直宏; 町 末男; 柳生 秀樹*; 反町 正美*
EIM-80-94, p.21 - 28, 1980/00
原子炉で使用されるケーブル絶縁材料の寿命を試験する方法を開発するために、放射線と熱の複合劣化を検討した。熱劣化後放射線照射(逐次法)、放射線照射後熱劣化(逆逐次法)、放射線と熱の同時劣化(同時法)による劣化を架橋ポリエチレンとエチレンプロピレンゴムについて行ない、比較検討した。材料の配合により、三つの劣化方法で大きな相違のあることが明らかにされた。
町 末男
原子力工業, 25(3-4), p.53 - 56,46, 1979/00
放射線プロセスの開発および工業利用の現状と将来について、第2回放射線プロセス国際会議での報告と討論を中心に紹介する。主な内容は下記の項目の通りである。1.第2回放射線プロセス国際会議の概要、2.放射線プロセスの発展、3.高分子材料の分野における利用、4.環境保全と資源再利用における利用、5.電子線加速器の進歩、6.ソ連における電子線照射プロセスの工学利用、7.日本における放射線プロセスの進展
