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鎌田 正輝*; 吉田 拓真*; 杉田 宰*; 奥村 啓介
日本原子力学会誌ATOMO
, 66(2), p.83 - 86, 2024/02
福島第一原子力発電所から取り出された物体の核燃料物質量を計測し、核燃料物質量に基づいて燃料デブリと放射性廃棄物に仕分けることができれば、取り出しから保管までの作業および保管施設の合理化につながる。これまで、廃炉・汚染水対策事業において、2019年度に燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに適用できる可能性がある非破壊計測技術を調査し、2020
2021年度に候補技術における計測誤差因子の影響を評価した。2022年度以降も引き続き、燃料デブリの取り出し規模の更なる拡大に向けて、燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けのための非破壊計測技術の開発を進めているところである。
澤口 拓磨; 高井 静霞; 笹川 剛; 打越 絵美子*; 嶋 洋佑*; 武田 聖司
MRS Advances (Internet), 8(6), p.243 - 249, 2023/06
放射性廃棄物の中深度処分では、モニタリング用のボーリング孔内が適切に閉塞されているかを確認するための手法を事前に整備しておく必要がある。そこで本研究では、堆積岩地域を想定し、どのような埋戻し設計条件であればボーリング孔内が有意な移行経路とならないかを把握し、ボーリング孔閉塞に係る確認ポイントを明らかにするため、埋戻されたボーリング孔を有する水理地質構造に対する地下水流動解析を実施した。その結果、ボーリング孔や掘削損傷領域(BDZ)が移行経路とならないための条件として、ベントナイト系材料の透水係数を母岩と同等以下にすること、BDZにグラウトを充填することなどが示された。
廃炉環境国際共同研究センター; 北海道大学*
JAEA-Review 2021-070, 98 Pages, 2022/03
JAEA-Review-2021-070.pdf:4.75MB
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、令和2年度に採択された「溶脱による変質を考慮した汚染コンクリート廃棄物の合理的処理・処分の検討」の令和2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、福島第一原子力発電所の地下構造物のコンクリートに焦点をあて、汚染水との接触により変質したコンクリート材料を対象として、放射性核種の移行挙動の解明、特性評価、放射性核種の移行挙動モデルの構築、およびそれらの情報をもととした放射性廃棄物物量の推計、コンクリート廃棄物の管理シナリオの分析を目的として実施する。
北村 暁
JAEA-Data/Code 2020-020, 164 Pages, 2021/03
JAEA-Data-Code-2020-020.pdf:3.11MB
JAEA-Data-Code-2020-020-appendix(DVD-ROM).zip:0.56MB
高レベル放射性廃棄物およびTRU廃棄物地層処分の性能評価に用いるJAEA熱力学データベース(JAEA-TDB)のうち、放射性核種溶解挙動評価部分(JAEA-TDB-RN)について、地球化学計算部分(JAEA-TDB-GC)を包含する形で更新を実施した。今回の更新では、従来の選定値が標準状態における反応の平衡定数(対数値log
)だけであったのに対して、ギブズ標準自由エネルギー変化(
),標準モルエンタルピー変化(
),標準モルエントロピー(
),比熱容量(
),反応の自由エネルギー変化(
),反応のエンタルピー変化()および反応のエントロピー変化()を追加することで、大幅な選定値の拡充を行うとともに、298.15K以外の温度における溶解挙動評価が実施できるよう整備が行われた。また、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)がレビュー、選定および集約した鉄についての最新の熱力学データを取り込んだ。さらに、JAEA-TDB-GCと選定値の内部整合性を図るために、多くの反応のlogについて再計算を実施した。更新したJAEA-TDBを有効活用するために、PHREEQCおよびGeochemist's Workbenchといった地球化学計算コード用フォーマットを提供した。
北村 暁; 吉田 泰*; 後藤 考裕*; 澁谷 早苗*
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 27(2), p.58 - 71, 2020/12
高レベル放射性廃棄物および地層処分相当のTRU廃棄物の地層処分における地層処分システムの性能を評価するためには、地下水や緩衝材間隙水中における放射性核種の溶解度評価が必要である。その溶解度評価のためには、溶解度を制限する固相(溶解度制限固相)を選定する必要がある。本報告では、透明性の高い選定過程が示せるように、熱力学データベースを用いて溶解度制限固相の候補となる固相の飽和指数を算出することで溶解度制限固相を判断する選定手法を構築した。本手法では、飽和指数が大きい固相ほど溶解度制限固相の候補になることを基本とするものの、当該固相の生成や溶解度制限が現実的であるかどうかについて、文献調査により判断することとした。併せて、わが国における最新の安全評価報告書で定義された緩衝材およびセメント間隙水組成に対し、種々の組成を類型化した上で性能評価対象元素の溶解度制限固相を選定した。
杉田 裕; 谷口 直樹; 牧野 仁史; 金丸 伸一郎*; 奥村 大成*
日本原子力学会和文論文誌, 19(3), p.121 - 135, 2020/09
使用済燃料を直接処分するための処分容器の一連の構造解析を実施して、処分容器の必要な耐圧厚さの予察的な検討結果を示した。直線,三角形,正方形に配置された2, 3, 4体の使用済燃料集合体を収容するように処分容器を設計した。処分容器の胴体部分および蓋部分の必要な耐圧厚さを評価するため、使用済燃料集合体の収容スペースの離間距離をパラメータとした。この検討では、応力評価ラインの設定の妥当性や解析におけるモデル長の影響など、解析に関する技術的知識も得られた。そして、これらは、さまざまな条件下で同様の評価を実行したり、より詳細な評価を進めたりするための基盤として参考となるものである。
北村 暁
日本原子力学会誌ATOMO, 62(1), p.23 - 28, 2020/01
高レベル放射性廃棄物や地層処分相当TRU廃棄物などの地層処分システムの性能を評価することを目的として、廃棄体が地下水に接触したあとの放射性核種の溶解および錯生成挙動を評価するために使用する熱力学データベース(TDB)が国内外で整備されている。本報告では、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)が実施している国際プロジェクトを中心に、わが国および欧米各国で整備されているTDBを概説する。
-UO
-CO
system and integration with JAEA's thermodynamic database for geochemical calculations北村 暁
JAEA-Data/Code 2018-018, 103 Pages, 2019/03
JAEA-Data-Code-2018-018.pdf:5.66MBJAEA-Data-Code-2018-018-appendix1(DVD-ROM).zip:0.14MBJAEA-Data-Code-2018-018-appendix2(DVD-ROM).zip:0.15MBJAEA-Data-Code-2018-018-appendix3(DVD-ROM).zip:0.19MB
最新の熱力学データのレビューを行い、選定された値を高レベル放射性廃棄物およびTRU廃棄物の地層処分の性能評価に用いるための熱力学データベース(JAEA-TDB)に収録した。今回のレビューでは、(1)ジルコニウムの水酸化物および加水分解種の熱力学データについて、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)が公開した熱力学データベースと比較しつつ熱力学データを選定した。また、(2)金属イオンのイソサッカリン酸錯体の熱力学データについては、最新のレビュー論文を基に、選定値のレビューと内部整合性の確認を行ったうえで採用した。さらに、(3)アルカリ土類元素、ウラン(VI)イオンおよび炭酸イオンから構成される三元錯体の熱力学データについて、文献情報を暫定的に追加した。そして、(4)地球化学計算用に整備された熱力学データベースとの統合を実現させた。選定値の内部整合性は著者が確認した。更新したJAEA-TDBを有効活用するために、PHREEQCおよびGeochemist's Workbenchといった地球化学計算コード用フォーマットを整備した。
大島 総一郎; 白石 邦生; 島田 太郎; 助川 武則; 柳原 敏
JAERI-Tech 2005-046, 46 Pages, 2005/09
JAERI-Tech-2005-046.pdf:3.43MB
OECD/NEAが標準化した廃止措置費用項目に対して、費用特性に基づいたグループ分けを行い、労務費,装置資材費,経費からなる、廃止措置費用の評価モデルを作成し、原子炉施設の廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)に実装した。そして、JPDRの廃止措置を対象に廃止措置費用評価のための入力データファイル及びデータベースを作成し、COSMARDを用いて廃止措置費用を計算した。その結果、全費用に寄与の大きい費用項目は、解体作業費用及び廃棄物の処理・処分費用であることがわかった。また、BWR大型原子力発電所の廃止措置を対象にCOSMARDを用いて廃止措置費用を計算し、COSMARDの適用可能性を検討した。これらの検討により、COSMARDを用いて原子力施設の廃止措置費用評価の検討が効率よく実施できることがわかった。
線測定要素技術の開発堤 正博; 大石 哲也*; 山外 功太郎; 吉田 真
JAERI-Research 2004-021, 43 Pages, 2004/12
JAERI-Research-2004-021.pdf:8.55MB
微弱放射線モニタリング技術の開発の一環として、RI・研究所等廃棄物に対するクリアランス確認測定システムの設計及び開発を行った。本研究では、非破壊線測定技術を高度化することにより、200リットルドラム缶やコンテナ中に含まれる放射性核種を定量することをねらった。しかしながら、RI使用施設や研究所から発生する廃棄物では、原子炉施設からの廃棄物とは異なり、多種多様な核種が対象となる,また核種の存在比も一定ではない,偏在した放射能分布を想定しなければならないなど、解決すべき課題が多い。これらに対処するために、それぞれの課題ごとに機能向上を図った、3つの線測定装置(ユニット)を開発した。開発した測定ユニットは、(1)核種同定型検出ユニット,(2)位置情報型検出ユニット,(3)高効率型検出ユニットである。本報告書では、クリアランスレベル確認測定に向けた全体の設計方針及び開発した個々の線測定ユニットの設計とその性能について考察する。
春山 満夫; 高瀬 操*; 飛田 浩; 森 貴正
日本原子力学会和文論文誌, 3(2), p.185 - 192, 2004/06
核燃料濃縮施設や核燃料加工施設から発生する廃棄物のほか、このような施設のデコミッショニング計画によって、今後、膨大な量のコンクリート瓦礫や金属系のウラン廃棄物が発生すると予想される。そして、これらの廃棄物のほとんどの部分はクリアランスレベル濃度以下と推測され、このようなウラン廃棄物のクリアランス弁別と高精度な濃度決定に有用な測定技術の開発が待たれている。そこで著者らは、前に提案した14MeV中性子直接問かけ法をウラン廃棄物の測定に用いることを考え、その場合の検出性能について検討した。著者らの考案した14MeV中性子直接問かけ法は悪影響を及ぼす中性子減速・吸収効果を巧みに利用して逆に有効な効果に変えた方法であり、廃棄体マトリックスがコンクリートである場合、従来法に比べて位置感度差がほとんど無く、高感度検出を実現でき、他に比類の無い優れた手法であることを報告した。今回、各種廃棄物のうちドラム缶に金属のみが入れられているようなウラン廃棄物に対し、本検出法が効果的に適用できるか否かの検討をMVP計算コードを用いた計算機実験によって行った。その結果、本検出法は金属系ウラン廃棄物のクリアランス濃度を十分に検認できるものであった。
NUCEF2001ワーキンググループ
JAERI-Conf 2002-004, 714 Pages, 2002/03
JAERI-Conf-2002-004.pdf:69.13MB
本報文集は、2001年10月31日-11月2日に開催された第3回NUCEF国際シンポジウム「NUCEF 2001」における基調講演論文,研究発表論文(口頭及びポスター)を収録したものである。今回のシンポジウムは1995年の第1回(報文集JAERI-Conf 96-003)及び1998年の第2回(報文集JAERI-Conf 99-004)に引き続いて開催されたもので、今回のテーマは「臨界安全性、分離プロセス及び放射性廃棄物処分に関する科学的基盤」である。基調講演及び研究発表は(1)臨界安全性,(2)分離プロセス,(3)放射性廃棄物処分,(4)TRU化学の各分野から計94件であった。
大島 総一郎; 助川 武則; 白石 邦生; 柳原 敏
JAERI-Tech 2001-086, 83 Pages, 2001/12
JAERI-Tech-2001-086.pdf:5.23MB
原子炉施設の廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)を用いて、JPDR解体作業に関するプロジェクト管理データ(人工数,被ばく線量等)の計算を行い、計算値と実績値とを比較することにより、COSMARDの妥当性について検討した。また、準備作業と後処理作業の難易度を変更した計算に容易に対応できるよう、作業構成の設定方法やデータベースの構成を改良するとともに、切断・収納作業の各種作業条件に対する感度解析を試みた。この結果、実際の解体作業に対応した条件が容易に設定できること,計算結果と実績値が比較的良く一致することなどによりCOSMARDの妥当性が確認できた。また、解体作業における切断速度、準備作業と後処理作業における難易度は、各々
30%の範囲で人工数の変動に影響することなどが明らかになった。
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
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。
関 泰; 青木 功; 植田 脩三; 西尾 敏; 栗原 良一; 田原 隆志*
Fusion Technology, 34(3), p.353 - 357, 1998/11
核融合炉に使用される低放射化材料であるフェライト鋼、バナジウム合金、SiC複合材料の不純物を含めた構成元素の濃度が、どの程度以下であれば、照射後に浅地埋設できるかを明らかにする。その結果に基づいて、浅地埋設できる割合を増やすための元素組織を明らかにする。
内山 軍蔵; 前田 充; 藤根 幸雄; 天川 正幸*; 内田 勝秀*; 千田 充久*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(3), p.228 - 239, 1994/03
被引用回数：8 パーセンタイル：60.14(Nuclear Science & Technology)再処理工場から発生する蒸留残渣などの廃溶媒はTRUを含有する有機廃液である。その処理技術として液中燃焼法を中心に試験研究を実施した。本報告では、廃溶媒の燃焼挙動及び燃焼生成物(リン酸、ルテニウム、ヨウ素、ジルコニウム及びランタノイド化合物)の装置内移動挙動などについて述べる。試験の結果以下のことが知られた。(1)廃溶媒は液中燃焼法により処理することができる。(2)液中燃焼法を共沈法、固液分離法及びガラス固化法と組合せることにより、廃溶媒をそのまま有機ポリマーを用いて固化体化した場合に比べてTRU固体廃棄物の発生量を大巾に減少できる。
高橋 知之; 加藤 和男; 木村 英雄; 松鶴 秀夫
JAERI-M 91-216, 31 Pages, 1992/01
本報告書は、「放射性廃棄物浅地層処分施設の安全評価」に関するIAEA協力研究プログラムで提案された最初の標準問題、テストケース1に関する解析結果を取りまとめたものである。なお、ここで使用した解析手法、並びに侵入シナリオの概念についても記述した。テストケース1では、2種類の異なる処分方式、即ちトレンチ処分及びコンクリートピット処分が定義され、2種類のシナリオ、即ち地下水シナリオ及び侵入シナリオが定義されている。本研究では、トレンチ処分方式を対象に、施設からの放射性核種の放出、不飽和層における放射性核種の垂直方向移行、飽和層における放射性核種の水平方向移行、飲料水経路による人間への被曝線量、建設及び居住・農耕サブシナリオによる侵入者への被曝線量について解析を行った。解析結果は、テストケース1においてIAEAにより指定された標準形式に基づいて示した。
加藤 清; 戸沢 誠一*; 前田 頌
日本原子力学会誌, 23(5), p.338 - 341, 1981/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)本試料は、わが国の原子力発電所および大型研究施設等において使用されている放射性廃棄物の封入用ドラム缶の構造や塗装などの仕様および使用状況を調査したものである。調査方法は、ドラム缶製造メーカ、販売元および一部使用事業所に質問方式で調べた。このドラム缶はJISZ-1600(1977)に規定された鋼製オープンドラム(200l)であり、原子力発電所ではH級(厚さ 1.6mm)、バンド・ボルト式のもの、大型研究施設では主としてM級(厚さ 1.2mm)、バンド・レバー式のものが使われている。また塗装は外面にメラミン樹脂系および内面にエポキシ樹脂系塗料のものが大部分である。
野原 壯; 酒井 利啓; 村上 裕晃; 石橋 正祐紀
no journal, ,
瑞浪超深地層研究所の主立坑断層およびその周辺の水理と地質の特徴について、既存データの解析を行った。その結果、ボーリング調査で推定された主立坑断層の低透水性構造の連続性に対応して、主立坑壁面に連続的に観察される断層ガウジと変質部が確認された。主な高透水性構造のひとつは、シート状の方解石を伴う低角割れ目によって構成されると推定された。せん断性の低角割れ目は、比較的低い透水性を示した。花崗岩のボーリング調査では、これらの特徴から透水性構造を把握できる可能性がある。
