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鈴木 覚; 佐藤 治夫; 石寺 孝充; 藤井 直樹*; 河村 雄行*
JNC TN8400 2001-031, 44 Pages, 2002/05
JNC-TN8400-2001-031.pdf:1.58MB
圧縮ベントナイト中における重水の実効拡散係数の活性化エネルギーを取得するために、温度298-333Kの条件下で透過拡散試験を行った。クニピアFベントナイトを圧縮成型(乾燥密度0.9および1.35Mg/m3)すると、スメクタイト粒子が圧縮方向に垂直に選択的配向性を示す。そこで、配向方向に平行な方向と垂直な方向のそれぞれの拡散方向について拡散試験を行った。重水の実効拡散係数は異方的であり、その乾燥密度に対する変化はトリチウム水の結果と調和的であった。また、実効拡散係数の活性化エネルギーは、19-25kJ/mol程度であり、バルク水中の重水の拡散の活性化エネルギー(18kJ/mol)よりもやや大きな値であった。スメクタイト-水混合物の分子動力学シミュレーションにより、水分子の活性化エネルギーの間隙水中における空間分布を計算したところ、スメクタイト表面近傍(2nm以内)の水の活性化エネルギー(18-23kJ/mol)は、沖合のそれ(16kJ/mol)に比べ大きかった。拡散経路の乾燥密度に対する変化を考慮すると、シミュレーションの結果は、乾燥密度とともに活性化エネルギーが増加することを示しており、拡散試験の結果をよく再現していた。
鈴木 覚; 佐藤 治夫
JNC TN8410 2001-028, 36 Pages, 2002/03
JNC-TN8410-2001-028.pdf:1.81MB
高レベル放射性廃棄物の地層処分における多重バリアシステムの性能評価を目的として、ベントナイトの透過拡散試験により様々な核種の実効拡散係数が取得されている。最近、従来から機構内で行われている方法(非循環型透過拡散試験システム)で、陽イオン(セシウムとストロンチウム)の透過拡散試験を行ったところ、既存の研究結果と全く異なる結果が得られることがわかった。この原因として、透過拡散試験システムの違いが考えられるため、新たに循環型透過拡散試験システムを製作し、拡散試験結果と試験方法の関係について検討した。従来の非循環型と循環型透過拡散試験システムの両者でベントナイトの拡散試験を行ったところ、ストロンチウムの実効拡散係数と塩濃度の関係および拡散係数の絶対値が、試験システムにより全く異なることが明らかになった。現状では、境界条件をより精密に制御できるという点から、循環型透過拡散試験システムの方が正しい結果を与えていると考えられる。また、循環型透過拡散試験システムにおいては、拡散セルと貯留容器が分離しているという利点を生かして、境界条件の制御方法の改良と、温度制御下での拡散係数の取得方法を提案した。
棚井 憲治; 堀田 政國*; 出羽 克之*; 郷家 光男*
JNC TN8410 2001-026, 116 Pages, 2002/03
JNC-TN8410-2001-026.pdf:9.19MB
地下構造物は、地上構造物に比較して耐震性が高く、耐震性を検討した事例は少なかったが、兵庫県南部地震で開削トンネルが被災したため、地中構造物の耐震設計法に関する研究が精力的に実施され多くの知見が得られてきている。しかし、ほとんどの研究は比較的浅い沖積地盤における地中構造物の地震時挙動を対象としたものであり、深部岩盤構造物の地震時挙動についての検討はあまり実施されていないのが実情であるため、深部岩盤構造物の明確な耐震性評価手法が確立しているとは言い難い。一方、高レベル放射性廃棄物の地層処分場は、地下深部に長大な坑道群が建設されることとなり、また、これらの坑道内にて操業が行われることとなる。さらに、建設開始から操業及び埋め戻しまでを含めた全体的な工程は、おおよそ60年程度とされている(核燃料サイクル開発機構、1999)。これらの期間中においては、施設の安全性の観点から、地下構造物としての耐震性についても考慮しておくことが必要である。そこで、地層処分場の耐震設計に関する国の安全基準・指針の策定のための基盤情報の整備の一つとして、既存の地下構造物に関する耐震設計事例、指針ならびに解析手法等の調査・整理を行うとともに、今後の課題を抽出した。また、これらの調査結果から、地下研究施設を一つのケーススタディーとして、地下構造物としての耐震性に関する検討を実施するための研究項目の抽出を行った。
瓜生 満; 篠原 孝治; 山崎 敏彦; 見掛 信一郎; 中山 一彦; 近藤 俊成*; 橋村 宏彦*
JNC TN8400 2001-030, 99 Pages, 2002/01
JNC-TN8400-2001-030.pdf:13.24MB
一般免震建物では第四紀層地盤立地例が非常に多く、原子力施設においても立地拡大の観点からその研究要請が強い。免震構造物を第四紀層地盤に立地する場合、上下方向地震動が岩盤上と比べて増幅しやすいため、その評価は重要な課題であり、特に、原子力施設では一般施設に比べて地震荷重が大きいことから、地盤における上下地震動の増幅の影響等、その立地適合性の検討を行う必要がある。よって、本研究では、免震構造の適用について、第三紀層における検討に基づき、地質年代として比較的新しい第四紀層地盤における立地適合性を検討し、その安全評価手法について報告を行う。更に、免震建物の動特性を基に、核燃料施設特有の機器・配管類に対するやや長周期床応答における挙動の評価を行ったので、ここに報告する。
金盛 正至
JNC TN8440 2001-023, 110 Pages, 2001/12
JNC-TN8440-2001-023.pdf:3.91MB
保安管理部は、労働安全衛生関連業務、危機管理業務、警備・入構管理業務、所に係る核物質防護・保障措置・核物質輸送及び品質保証業務等、多岐にわたる業務を所掌している。これらの業務を総括するとともに業務データの活用等を目的に、業務実績に係る報告書を四半期報として保安管理部が発足した平成13年度から作成している。本報告は、平成13年度第2四半期(平成13年7月
平成13年9月)の業務実績をとりまとめたものである。
篠原 邦彦; 武石 稔; 宮河 直人; 植頭 康裕; 水谷 朋子
JNC TN8440 2001-019, 141 Pages, 2001/11
JNC-TN8440-2001-019.pdf:12.69MB
本報告書は,原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定,核燃料物質使用施設保安規定,放射線保安規則,放射線障害予防規定及び原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県公害防止条例に基づき,平成12年4月1日から平成13年3月31日までに実施した排水(放射性物質及び一般公害物質)の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出放射能は,濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書に定められた基準値を十分下回った。
大西 徹; 槇 彰; 柴田 里見; 八戸木 日出夫; 乳井 大介; 橋本 孝和; 福田 一仁
JNC TN8410 2001-023, 188 Pages, 2001/11
JNC-TN8410-2001-023.pdf:30.98MB
本資料は、平成13年10月11日に日本原燃(株)六ヶ所本部再処理事業所にて開催した「第四回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。第四回は、「東海再処理施設の保全・補修実績」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。
金盛 正至
JNC TN8440 2001-015, 100 Pages, 2001/09
JNC-TN8440-2001-015.pdf:3.79MB
平成13年4月1日付けの東海事業所の組織改編により、従来の安全管理部の業務は保安管理部と放射線安全部に振り分けられるとともに、保安管理部には開発調整室、総務課及び労務課の一部業務が移行された。これに伴い、保安管理部は、労働安全衛生関連業務、危機管理業務、警備・入構管理業務、所に係る許認可・核物質防護・保障措置・核物質輸送業務及び品質保証業務等、多岐にわたる業務を所掌することとなった。これらの業務を総括するとともに業務データの活用等を目的として、業務実績に係る報告書を作成することとした。本報告は、保安管理部業務の四半期報として、平成13年度第1四半期分(平成13年4月平成13年6月)をとりまとめたものである。
永里 良彦; 山口 俊哉; 藤田 秀人; 大森 栄一
JNC TN8410 2001-021, 33 Pages, 2001/09
JNC-TN8410-2001-021.pdf:4.37MB
原子力施設から放出されるC-14は、環境への蓄積及び食物連鎖を通じての内部被ばくの観点から安全評価上重要な核種であり、東海再処理施設においては、平成3年10月から再処理施設から放出される放射性気体廃棄物に含まれる主要な核種として定常的な測定を開始している。一方、再処理施設内においては、C-14の工程内での挙動を解明するため、文献調査を行うとともに、実際の使用済燃料の再処理運転を通じて工程内での分配、挙動等について調査を行った。東海再処理施設におけるC-14の挙動調査結果から得られた結果をまとめると、以下のとおりである。1.使用済燃料のせん断処理により放出されるC-14はわずかであり,使用済燃料に含まれるC-14の大部分は、溶解処理に伴い発生する溶解オフガスとともに溶解オフガス処理工程へ移行する。溶解オフガス処理工程へ移行したC-14は、アルカリ洗浄塔などで一部が捕獲されたのち、残りが主排気筒から放出される。主排気筒からのC-14の放出量は、使用済燃料処理1トンあたり約4.16.5GBqであった。2.溶解オフガス処理工程及び槽類オフガス処理工程のアルカリ洗浄塔で捕獲されたC-14は、低放射性廃液貯槽に移行する。同貯槽への移行量は、使用済燃料処理1トンあたり約5.49.6GBqであった。3.使用済燃料の処理に伴い主排気筒から放出されたC-14と、低放射性廃液貯槽へ移行したC-14の合計を再処理施設へのC-14の入量とすると、使用済燃料1トンあたりのC-14は約11.915.5GBqとなった。また、この結果をもとにC-14の生成に寄与する照射前燃料中の窒素含有率を推定すると15 22ppmとなった。4.低放射性廃液貯槽の廃液は,蒸発缶により蒸発濃縮され、この際、C-14のほとんどは低放射性の濃縮液へ移行する。5.平成6年度以降、ガラス固化技術開発施設の運転に伴い第二付属排気筒からのC-14の放出が確認されており、その放出量はガラス固化体1 本を製造するにあたり約0.6GBqであった。
三浦 昭彦; 根本 慎一*
JNC TN8200 2001-005, 54 Pages, 2001/08
JNC-TN8200-2001-005.pdf:5.85MB
東海事業所で実施したアスファルト固化処理施設火災爆発事故の原因究明活動で得られた知見及び高レベル放射性物質研究施設(CPF)用小型遠心抽出機開発について、フランス・ニースで開催された「第9回原子力技術に関する国際会議(ICONE-9)」で報告を行い、海外の原子力関係機関等へ周知するとともに、再処理技術及びリサイクルに関する最新の技術情報等の調査を行った。
菖蒲 康夫; 田辺 務; 高橋 邦明; 武田 誠一郎
JNC TN8420 2001-008, 134 Pages, 2001/07
サイクル機構から発生する全ての放射性廃棄物について、発生から処理・処分に至る廃棄物管理の全体計画(「低レベル放射性廃棄物管理プログラム」)の検討、並びに国における低レベル放射性廃棄物処分に関する安全基準等の策定に資するためのデータ整備を目的とし、東海事業所及び人形峠環境技術センターの管理区域を有する施設(以下、「核燃料施設」という)の解体・撤去に伴い発生する廃棄物量の調査・評価を行った。東海事業所及び人形峠環境技術センターの核燃料施設の解体廃棄物量は、以下の通りである。(1)東海事業所 東海事業所の核燃料施設の解体に伴う廃棄物量は、総量約1,079,100トンである。その内訳は放射性廃棄物相当が約15,400トン、放射性廃棄物として扱う必要のない廃棄物相当(クリアランスレベル以下相当及び非放射性廃棄物相当)が約1,063,700トンである。(2)人形峠環境技術センター 人形峠環境技術センターの核燃料施設の解体に伴う廃棄物量は、総量約112,500トンである。その内訳は放射性廃棄物相当が約7,800トン、放射性廃棄物として扱う必要のない廃棄物相当(クリアランスレベル以下相当及び非放射性廃棄物相当)が 約104,700トンである。
吉川 英樹; 石川 博久; 五十嵐 寛
JNC TN8200 2001-004, 160 Pages, 2001/06
JNC-TN8200-2001-004.pdf:129.13MB
高レベル放射性廃棄物地層処分研究開発の分野では、「我が国における高レベル放射性廃棄物地層処分研究開発の技術的信頼性」(第2次取りまとめ、平成11年11月)の評価報告書「我が国における高レベル放射性廃棄物地層処分研究開発の技術的信頼性の評価」(平成12年10月11日)が国によりまとめられた。また、TRU廃棄物については、国によって検討書「超ウラン核種を含む放射性廃棄物処理処分の基本的考え方について」(平成12年3月23日)がとりまとめられた。平成13年2月14日に東海事業所、展示館アトムワールド講堂において開催された東海事業所地層処分研究報告会は、高レベル放射性廃棄物とTRU廃棄物の処分研究について、これら報告書に反映された、東海事業所における研究成果を中心に、研究開発の現状について報告することを目的として開催されたものである。本報告書は、東海事業所地層処分研究報告会での発表および討論内容を、発表者及び関係機関のご理解、ご協力のもと報告資料として取りまとめたものである。
内田 雅大; 吉野 尚人
JNC TN8410 2001-016, 36 Pages, 2001/05
JNC-TN8410-2001-016.pdf:1.53MB
本技術報告は、東海事業所地層処分基盤研究施設に設置してある亀裂状媒体水理試験設備(LABROCK)において、原位置と同じ垂直荷重状態とするために原位置での透水試験を行った天然岩体の採取状態についてまとめたものである。なお、本資料は、平成5年10月に動力炉・核燃料開発事業団によって取りまとめられたものである。
内田 雅大; 吉野 尚人
JNC TN8410 2001-015, 35 Pages, 2001/05
JNC-TN8410-2001-015.pdf:1.73MB
本技術報告は、東海事業所地層処分基盤研究施設に設置してある亀裂状媒体水理試験設備(LABROCK)において使用する釜石原位置試験場天然岩体の切り出し、整形についてまとめたものである。なお、本資料は、平成5年3月に動力炉・核燃料開発事業団によって取りまとめられたものである。
伊東 康久; 野田 喜美雄; 菊地 正行; 石川 久
JNC TN8410 2001-018, 67 Pages, 2001/04
JNC-TN8410-2001-018.pdf:2.96MB
プルトニウム燃料工場屋外器材ピット(Bピット)(以下「Bピット」という。)の廃棄物取出し作業は、平成9年9月、安全総点検において確認事項として摘出し、一般作業計画により平成10年6月8日から開始された。平成10年6月25日、廃棄物整理作業中、廃棄物中に放射能汚染物を発見し、さらに、作業者3名の作業衣及び靴底等にも汚染が検出された。作業者の身体サーベイ、鼻スミヤの結果、また、肺モニタ及び精密型全身カウンタでの測定の結果、皮膚汚染はなく内部被ばくもなかった。発見された汚染物等について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムによる汚染と判明した。その後、Bピット内の放射線モニタリングを実施し、廃棄物表面から有意な値(
放射能:8.2
10-3Bq/cm2、
放射能:1.210-2Bq/cm2)を検出したことから当該廃棄物について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムを確認した。なお、廃棄物周辺の線量当量率、空気中放射性物質濃度については検出下限値未満であった。上述のとおりピット内に保管されていた廃棄物の一部の表面に汚染が検出されたため、6月25日にテントハウス内を一時管理区域に設定し、ピットからの汚染拡大防止策として、ピット上部をビニルシート及び防炎シートにて密封した。その後の廃棄物取出し作業は、ピット上部に作業囲いを設置し、作業囲い内にグリーンハウス(以下「GH」という)を3段(GH-1.2.3、ピットはGH-1内)設置して、特殊放射線作業で実施した。作業区域の空気中放射性物質濃度の管理は、GH-1内を連続監視ができるようにダストモニタを設置し、その他についてはエアスニッファを設置して実施した。線量当量率、表面密度の管理は、定点を定め測定した。また、ピット内は第2種酸素欠乏危険場所として指定し、有毒ガス及び酸素濃度の管理が行われた。作業は防護装備を全面マスク及びタイベックスーツ並びに保護手袋着用とし、3名/班で実施された。作業中、毎日GH-1.2.3内の放射線状況を確認し作業者へ周知してきた。放射線状況は全て検出下限値未満であった。廃棄物取出し作業は平成10年11月中旬に終了し、ピット内の清掃後、平成10年12月初旬からピット内の汚染検査及び一時管理区域解除の為の処置を実施して、平成11年1月13日に屋外器材ピット(Bピット)の一時管理区域を解除した。取
11月2日)篠原 邦彦; 片桐 裕実; 宮河 直人; 渡辺 均; 清水 武彦; 叶野 豊; 今泉 謙二
JNC TN8440 2001-004, 62 Pages, 2001/02
JNC-TN8440-2001-004.pdf:4.17MB
平成11年9月30日10:35頃に発生した、株式会社ジェー・シー・オー(JCO)東海事業所の臨界事故対応については、サイクル機構では同日12:35頃に本社と東海事業所の合同で「サイクル機構対策本部」を設置し、同年10月12日に本部業務「JCO臨界事故対策・調査支援会議」及び通常のライン業務に移行するまでの間、各事業所の協力のもと国・関係自治体・JCOに対し人的・物的・技術的な支援を行った。本報告は、JCO臨界事故対応として国及び自治体等からの要請に基づき、平成11年9月30日11月2日にサイクル機構が実施した、環境モニタリング結果について取りまとめたものである。
井崎 賢二; 野田 喜美雄; 岩田 克弘; 樫村 義雄*
JNC TN8410 2001-005, 30 Pages, 2001/01
JNC-TN8410-2001-005.pdf:0.62MB
本報告書では、放射線管理業務の中でも重要な排気中放射性物質濃度の管理について、その技術を向上させるため、施設内における自然放射能の挙動解析を行うとともに、解析結果から「排気モニタバックグラウンド(自然放射能による計数)の低減化手法」及び「排気ダクトなどのリーク判定手法」について検討し、報告する。排気モニタのバックグラウンドの低減化については、排気サンプリング位置を変更すること等によって可能であり、施設の新設時及び排気モニタの更新時にその手法を適用することができる。また、排気ダクトなどのリーク判定については、排気ろ紙に捕集された自然放射能の核種分析等を行うことによって容易に行えるものであり、施設運転の安全確保及び放射線管理技術の向上にも役立つものである。
佐藤 治夫
JNC TN8410 2001-003, 40 Pages, 2001/01
JNC-TN8410-2001-003.pdf:1.13MB
岩石などの単一層拡散媒体に対する透過拡散実験のシミュレーション及び解析のためのプログラム(TDROCK1.FOR)を開発した。プログラムは、科学技術計算に適しているPro-Fortranにより作成し、解析法として比較的簡単な陽解差分法を用いた。解析では、これまでに取扱うことができなかったトレーサセル中の溶質濃度の時間変化を入力条件とすることができ、トレーサセルから測定セル側への溶質の拡散に伴うトレーサセル中での時間に対する濃度の減少、媒体空隙水中の濃度分布及び測定セル中の溶質濃度の経時変化などを計算することができる。また、入力条件として、両セル中の溶液体積や試料の直径及び厚さをパラメータとすることもできる。本プログラムは、既に拡散係数(見掛けの拡散係数、実効拡散係数)が求められているケースについて測定セル中の溶質濃度の経時変化について検証した結果、実測結果をよく説明することができた。このことから、本解析プログラムが実際の解析やシミュレーションに適用できることが確認された。本報では、透過拡散実験における理論的取扱い、解析のためのモデル、ソースプログラム例及びマニュアルについて説明する。
圓尾 好宏; 宮河 直人; 植頭 康裕; 小圷 直樹
JNC TN8440 2001-001, 135 Pages, 2000/12
JNC-TN8440-2001-001.pdf:4.61MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定、核燃料物質使用施設保安規定、放射線保安規則、放射線障害予防規定及び原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県公害防止条例に基づき、平成11年4月1日から平成12年3月31日までに実施した排水(放射性物質及び一般公害物質)の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設は、計画停止のため使用済燃料の処理は行わなかった。この期間内の放出放射能は、濃度及び放出量ともに保安規定に定められた基準値を十分下回った。プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出放射能は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書に定められた基準値を十分下回った。
実方 秀*; 新津 好伸*; 久野 剛彦; 佐藤 宗一; 黒沢 明
JNC TN8410 2001-002, 66 Pages, 2000/12
JNC-TN8410-2001-002.pdf:2.03MB
再処理施設から発生する高放射性廃液(High Active Liquid Waste:以下HALWと略記)中の微量プルトニウム分析法として、従来の吸光光度法よりも低濃度域における測定に優れ、査察側検認分析法としての応用が期待される高感度吸光光度法(High Performance Spectrophotometry:以下HPSPと略記)を検討した。コールド試験では、プルトニウム代替物質としてプルトニウム(VI)の吸収波長近傍に吸収ピークを示すネオジムを用いてピーク強度算出方法の検討を行ったところ、3波長法が本法において有効であった。硝酸プルトニウム溶液の測定では、011mgPu/Lにおいて信号強度との間に良好な直線関係を有することがわかった。さらに実際のHALWの組成を模擬してマトリクスを複雑にした溶液(模擬HALW)にプルトニウムを添加した試料の測定を行ったところ、同様に011mgPu/Lについて良好な直線関係が得られた。また、HALWにプルトニウムを標準添加した場合も同様に良好な直線関係が得られた。本法は、サンプル中の硝酸濃度、スラッジ及び共存元素による影響を受けることから、それぞれの依存性について調査したところ、硝酸濃度24mol/Lで測定値が約14%変動することがわかった。またスラッジについては、ろ過による除去が必要であり、共存元素については光学調節によるベーススペクトルのバランス調整によって影響を排除することができた。低濃度プルトニウム試料を測定する場合については、ピーク強度とノイズ成分の比(S/N比)が相対的に小さくなることから、積算平均化法、単純移動平均法、フーリエ解析法によるスペクトルのS/N比向上を検討した。検討結果から、積算平均化法と単純移動平均法を組み合わせて用いることが本法の特性上最適であり、硝酸プルトニウム溶液測定時における検出限界値は0.07mgPu/Lとなった。また、プルトニウム含有模擬HALW溶液を測定した時の検出限界値は0.2mgPu/Lであった。さらに、実際のHALWを用いた場合についても、検出限界値は0.2mgPu/Lであることが予想される。