研究施設等廃棄物への取り組み

仲田 久和

原環センタートピックス, (147), p.4 - 11, 2023/10

https://www.rwmc.or.jp/library/file/Topics_No147.pdf

全国の研究機関、大学、民間及び医療機関等から発生する研究施設等廃棄物については、現在、最終処分のための埋設施設はまだなく、発生させた各機関や(公社)日本アイソトープ協会によって保管されている状況である。このため、将来のエネルギー確保のための研究開発や、高度な医療を持続可能とするため、早期に最終的な埋設処分を進めることが喫緊の課題となっている。国立研究開発法人日本原子力研究開発機構は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構法に基づき、研究施設等廃棄物の埋設事業の実施主体とされており、その第一期事業として、2048(令和30)年度までに発生する廃棄物を対象に、放射能濃度に応じ、比較的低いものをピット処分と呼ぶ方式で、また、極めて低いものをトレンチ処分と呼ぶ方式により、それぞれ埋設処分することを計画している。本講演では、研究施設等廃棄物の埋設事業についての現在の取り組みについて紹介する。

試験研究用原子炉から発生する解体廃棄物に対する理論計算法による放射能濃度の共通的な評価手順

岡田 翔太; 村上 昌史; 河内山 真美; 出雲 沙理; 坂井 章浩

JAEA-Testing 2022-002, 66 Pages, 2022/08

JAEA-Testing-2022-002.pdf:2.46MB

日本原子力研究開発機構は、我が国の研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物の埋設事業の実施主体である。これらの廃棄物中の放射能濃度は、廃棄物埋設地の設計や埋設事業の許可申請をする上で必要な廃棄物情報である。埋設事業の処分対象となる廃棄物は、施設の解体に伴って発生する解体廃棄物が多くを占めている。このため、埋設事業センターでは、試験研究用原子炉の解体廃棄物を対象として、理論計算法による放射能濃度の評価手順の検討を行い、試験研究用原子炉に共通的な評価手順についてとりまとめた。本書で示す手順は、放射化計算により放射能インベントリを決定し、その妥当性を評価した後、処分区分の判定並びに処分区分毎の総放射能及び最大放射能濃度を整理するというものである。放射能インベントリの決定においては、まず2次元又は3次元の中性子輸送計算コードを用いて原子炉施設の各領域における中性子束及びエネルギースペクトルを計算する。その後、それらの計算結果に基づき、放射化計算コードを用いて、140核種を対象として放射化放射能を計算する。本書では、中性子輸送計算コードとして、2次元離散座標計算コードのDORT、3次元離散座標計算コードのTORT又はモンテカルロ計算コードのMCNPとPHITS、放射化計算コードとしてORIGEN-Sを使用することを推奨する。その他、利用を推奨する断面積データライブラリや計算条件等についても示す。評価手順のとりまとめに際しては、日本原子力研究開発機構外部の試験研究用原子炉の設置者と定期的に開催している会合において、各事業者が共通的に利用できるようについて意見交換を実施した。本書で示す手順は、今後の埋設事業の進捗や埋設事業に係る規制の状況等を反映して、適宜見直し及び修正をしていく予定である。

原子力事業を取り巻く廃棄物問題について考える

鈴木 将文*; 芳中 一行

技術士, (648), p.12 - 15, 2020/12

AA2020-0333.pdf:0.97MB

原子力施設に係る廃棄物問題等を考えるCPD行事として、原子力発電所から発生する放射性廃棄物、福島第一原子力発電所事故を起因として発生した特定廃棄物に関連する施設を、2019年秋、2020年春の2回に分けて見学した。見学を通じて、事故時の放射性物質による環境影響、安全確保を大前提とした原子力施設の管理の重要性、課題解決に向け共通理解の下での議論の必要性を感じ、改めて考えさせられた。

研究施設等廃棄物の埋設処分に係る共通的な非破壊外部測定装置の基本システムの検討

出雲 沙理; 林 宏一; 仲田 久和; 天澤 弘也; 本山 光志*; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2018-018, 39 Pages, 2019/03

JAEA-Technology-2018-018.pdf:2.8MB

日本原子力研究開発機構が計画している研究施設等廃棄物の浅地中埋設処分施設では、個々の埋設対象廃棄物の放射能濃度が許可を受けた最大放射能濃度を超えないこと及び埋設対象廃棄物における総放射能量が許可を受けた総放射能量を超えないことが必要となる。このため、個々の埋設対象廃棄物の放射能量が、埋設する総物量の観点から過度に保守的な評価とならないことが重要となり、特に数量が多いく放射能濃度が極めて低いトレンチ埋設処分対象廃棄体については、その放射能濃度の下限値をクリアランスレベル程度まで評価することが望まれる。本報では、これまでの試験研究炉における放射能濃度の評価方法の検討結果から、非破壊外部測定法の適用が想定されているCo-60, Cs-137, Nb-94, Ag-108m, Ho-166m, Eu-152, Eu-154等の線放出核種については、モデル計算等によりその 成立性を検討し、最も測定が難しい鋼製角型容器に収納した場合においてもこれらの核種をクリアランスレベル以下まで測定可能な見通しを得るとともに、その結果に基づき当該装置に必要な性能と基本システムを整理した。

研究施設等廃棄物の埋設事業における廃棄体の受入基準の整備状況と課題

仲田 久和; 天澤 弘也; 出雲 沙理; 岡田 翔太; 坂井 章浩

デコミッショニング技報, (58), p.10 - 23, 2018/09

我が国においては、実用発電用原子炉以外にも様々な原子力施設や放射性同位元素の使用施設等があり、これらの施設から低レベル放射性廃棄物(研究施設等廃棄物)が発生している。実用発電用原子炉から発生する低レベル放射性廃棄物は既に浅地中埋設処分されているが、研究施設等廃棄物の埋設処分はまだ行われていない。研究施設等廃棄物の埋設処分を早急かつ確実に実施するため、2008年に日本原子力研究開発機構が法的に実施主体となり、これまでに埋設事業の実施に際して必要な浅地中埋設処分施設の概念設計を実施するとともに、技術的な検討として廃棄体の受入基準の整備を進めている。ここでは、研究施設等廃棄物の埋設施設における廃棄体の受入基準の整備状況と課題について紹介する。

廃棄体技術基準等検討作業会の活動; 平成28年度活動報告書

廃棄体技術基準等検討作業会

JAEA-Review 2017-017, 112 Pages, 2017/11

JAEA-Review-2017-017.pdf:2.87MB

日本原子力研究開発機構では、放射性廃棄物の浅地中処分に向けて、平成27年度から各拠点の廃棄物管理部署と廃棄物対策・埋設事業統括部の人員により構成される廃棄体技術基準等作業会を設置している。本作業会では、廃棄体作製に関する品質保証体系の整備、廃棄体の放射能濃度評価方法の構築、原子力施設の廃止措置に伴い発生するコンクリート等廃棄物への対応等について検討を進めている。本報告書は平成28年度の検討結果を取りまとめたものである。

Demonstrative experiments on the migration of radiocesium from buried soil contaminated by the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

山口 徹治; 島田 太郎; 石橋 純*; 赤木 洋介*; 黒沢 満*; 松原 諒宜*; 松田 祐紀*; 佐藤 滋芳*

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 22(2), p.21 - 27, 2015/12

https://doi.org/10.3327/jnuce.22.2_21

福島第一原子力発電所事故で汚染された土壌を穴に埋設し、清浄な土壌で覆土すれば、放射性セシウムは汚染土壌から周りの土壌や地下水にほとんど移行しないことは過去の研究から推定できる。本研究では、茨城県美浦村の1つの公園と埼玉県三郷市の2つの公園において一年にわたって核種移行試験を行って、その推定を実証した。実際に汚染土壌を埋設し、散水によって放射性セシウムの移行を加速した。ボーリングコアの切断分析結果や、土壌水の分析結果からは、放射性セシウムの動きは見られなかった。また、実験室におけるカラム移行試験および収着試験によって、放射性セシウムが汚染土壌からほとんど溶け出さないことや、たとえ溶け出しても周囲の土壌に収着されてほとんど移行しないことを示すデータを得た。試験は1年間で終了したが、移流拡散モデルによるシミュレーション解析を100年間について行ったところ、セシウム-137はほとんど移行せずにその場で減衰することが示された。

わが国における浅地中埋設処分深度に分布する岩石の力学特性に関するデータ

萩原 茂*; 坂本 義昭*; 武部 愼一; 中山 真一

JAERI-Data/Code 2004-004, 167 Pages, 2004/03

JAERI-Data-Code-2004-004.pdf:10.14MB

RI・研究所等廃棄物の処分場は、放射能濃度に応じて地表付近から地下利用に対して十分余裕を持った深度及び地下深部に設置される。処分場を建設する際には、対象となる地盤の物性やその場の応力状態に応じて、レイアウトや施工方法の最適化が図られる。このため、地盤の安定性の評価に用いる地盤工学的なデータが必要となり、これまでに東濃・釜石鉱山において取得したデータを含む地下1,000m程度までの岩石の物理・力学試験データ約2,000件が示されている。本報では、既存データで整備が不十分であった深度250m程度までの地盤の力学特性のうち、土木分野で指標として一般に用いられる一軸圧縮強さ及び超音波伝播速度を対象に、わが国の地質時代区分,地質構造区分に基づいて、結晶質岩,堆積岩,第四紀層を含む5グループ26種の詳細な岩種に区分し、公開文献等から非火山性堆積岩を主体に約5,700件余のデータを収集,整理した。

Derivation of clearance levels for solid materials in Japan

坂井 章浩; 大越 実

Radiation Risk Assessment Workshop Proceedings, p.175 - 186, 2003/00

日本原子力研究所は、原子力安全委員会のクリアランスレベルにかかわる調査・審議への技術的支援として、原子炉施設及び核燃料使用施設の運転及び解体時に発生するコンクリート及び金属を対象とし、決定論的手法によるクリアランスレベルの導出を行った。原子炉施設で21、核燃料使用施設で49の主要核種について、クリアランスされた後に想定される73の被ばく経路ごとに、個人被ばく線量が10Sv/yに相当する放射能濃度を求め、核種ごとにその最小値をクリアランスレベルとした。導出したクリアランスレベルとIAEA-TEDDOC-855のクリアランスレベルを比較すると、ほとんどの核種についてはほぼ同様であるが、Tc-99, I-129等については1桁以上低い結果となった。これは、両方の被ばく経路、パラメータ値などにかかわる差異が原因であると考察される。

TRU廃棄物処分システムに関する大空洞長期挙動の検討; 非線形粘弾性モデルによる二次元解析

青柳 孝義*; 佐原 史浩*; 三原 守弘; 奥津 一夫*; 前田 宗宏*

JNC TN8400 2001-024, 103 Pages, 2001/06

JNC-TN8400-2001-024.pdf:8.84MB

TRU廃棄物は高レベル放射性廃棄物と比較して発生量が多いものの、そのほとんどが非発熱性の廃棄体であるため、高埋設密度での処分が可能である。そのため、地下深部の大空洞処分施設による集合埋設が経済的観点から合理的と考えられている。このようなTRU廃棄物の特徴を考慮して、TRU廃棄物を埋設する処分坑道の断面形状や人工バリア材の構成を設計した場合、岩盤の長期にわたるクリープ変形が人工バリア材に過度の負荷を与え、処分システムに影響を及ぼす可能性が考えられる。本研究では、非線形粘弾性モデルを用いて岩盤の長期クリープ変形量の解析を行い、クリープ量を算出するとともに、人工バリア材への影響検討を行った。ここで、岩盤物性値については、地層処分研究開発第2次取りまとめの物性値を用い、結晶質岩系岩盤と堆積岩系岩盤を検討対象とした。検討結果として、結晶質岩系岩盤では、経過時間100万年においても岩盤のクリープ変形は発生しない結果となった。一方、堆積岩系岩盤では、経過時間100万年において8090mmのクリープ変形が生じる結果となった。また、その時の緩衝材に生じる厚さの減少量は、最大で45mm程度となることが示された。今回の検討結果からは、この程度の岩盤クリープ変形や緩衝材厚さの減少量であれば、緩衝材に考慮される余裕しろの範囲でカバーできるものであると考えられることから、岩盤の長期にわたるクリープ変形は処分システムに大きく影響を及ぼすものではないと判断できた。本報告書は、平成10年度に実施した鹿島建設株式会社への委託研究の成果に対して、使用した非線形粘弾性モデルについての解説等を加えるとともに、研究内容を再度とりまとめたものである。