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報告書

試験研究用原子炉の解体により発生する廃棄物の放射能濃度評価方法の検討

村上 昌史; 星野 譲; 中谷 隆良; 菅谷 敏克; 福村 信男*; 三田 敏男*; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2019-003, 50 Pages, 2019/06

JAEA-Technology-2019-003.pdf:4.42MB

試験研究用原子炉施設の解体廃棄物に対する共通的な放射能濃度評価方法の構築に向けて、立教大学のTRIGA-II型炉を対象として、アルミニウム合金, 炭素鋼, 遮蔽コンクリート及び黒鉛構造材中の放射化生成核種の放射能を、放射化学分析及び放射化計算により評価した。採取した構造材サンプルは放射化学分析及び構造材組成分析の両方に使用した。放射能を測定した核種はアルミニウム合金について$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni、炭素鋼について$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{152}$$Eu、遮蔽コンクリートについて$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{152}$$Eu、黒鉛について$$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{152}$$Euであった。中性子束分布の計算にはDORTコード、誘導放射能の計算にはORIGEN-ARPコードを使用した。アルミニウム合金, 炭素鋼及び遮蔽コンクリートでは、概ね保守的かつよい精度で放射能濃度を評価できる見通しが得られた。一方で黒鉛では、材料組成分析では全ての元素が定量下限値未満であったにも拘らず、全測定核種の放射能分析値が得られた。

報告書

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$$gamma$$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。

報告書

JRR-2及びJRR-3保管廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討

林 宏一; 出雲 沙理; 仲田 久和; 天澤 弘也; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2018-001, 66 Pages, 2018/06

JAEA-Technology-2018-001.pdf:4.12MB
JAEA-Technology-2018-001(errata).pdf:0.54MB

日本原子力研究開発機構では、研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物を対象とした浅地中埋設処分における廃棄体確認に向けて、廃棄体に含まれる放射性物質の種類ごとの放射能濃度評価方法を構築しておく必要がある。このため、試験研究炉であるJRR-2及びJRR-3の保管廃棄物をモデルに、放射性核種(H-3, C-14, Cl-36, Co-60, Ni-63, Sr-90, Nb-94, Tc-99, Ag-108m, I-129, Cs-137, Eu-152, Eu-154, U-234, U-238, Pu-239+240, Pu-238+Am-241及びCm-243+244)を対象とした放射化学分析データに基づき放射能濃度評価方法の検討を行った。検討の結果、相関係数やt検定により対象核種とKey核種の相関関係を確認することでスケーリングファクタ法を適用できる見通しを得た。また、分散分析検定(F検定)によるグループ分類の要否を確認することでJRR-2及びJRR-3施設共通のスケーリングファクタを適用できる見通しを得た。スケーリングファクタ法の適用の見通しが得られなかった核種については、平均放射能濃度の裕度を確認することで平均放射能濃度法を適用できる見通しを得た。これらの結果は、放射能濃度評価方法を構築する雛形として今後の検討に適用可能である。

論文

1F事故による環境回復に伴う廃棄物の管理と除去土壌の減容・再生利用の取り組み,5; 低レベル放射性廃棄物の処分費用の積算

仲田 久和; 坂井 章浩; 天澤 弘也; 坂本 義昭

日本原子力学会誌, 59(8), p.447 - 449, 2017/08

日本原子力学会2017年春の年会バックエンド部会企画セッション「福島第一原発事故による環境汚染の回復に伴う汚染廃棄物の管理と除去土壌の減容・再生利用の取り組み;低レベル放射性廃棄物の処分費用の積算方法」からの特記記事である。再生利用可能な除去土壌を分離した後の除去土壌は最終処分される。除去土壌の最終処分場の設計検討に資することを目的として、研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物の処分方法(研廃処分場)を参考として、合理的な設計に向けた費用評価上の課題を検討した。検討に際しては、研廃処分場において、遮水工を設置したトレンチ型埋設処分施設(付加機能型トレンチ処分施設)の概念設計をしたことから、その評価方法を適用して実施した。

報告書

照射後試験施設から発生する廃棄物の放射能評価方法の検討,2

辻 智之; 星野 譲; 坂井 章浩; 坂本 義昭; 鈴木 康夫*; 町田 博*

JAEA-Technology 2017-010, 75 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-010.pdf:2.31MB

研究施設等廃棄物の埋設処分に向けた合理的な廃棄物確認手法確立のために、照射後試験施設から発生した放射性廃棄物に対する放射能濃度評価手法を検討する必要がある。このため、ニュークリア・デベロップメントの照射後試験施設をモデルに理論計算を主体とする新たな放射能濃度評価手法の検討を行った。この結果、埋設処分の安全評価上重要と考えられる17核種(H-3, C-14, Co-60, Ni-63, Sr-90, Tc-99, Cs-137, Eu-154, U-234, U-235, U-238, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-241, Am-241, Cm-244)のうち、Sr-90, Tc-99, Eu-154等の14核種に対し、理論計算手法を適用できる可能性を得た。

報告書

廃棄体技術基準等検討作業会の活動; 平成27年度活動報告書

廃棄体技術基準等検討作業会

JAEA-Review 2016-020, 61 Pages, 2016/09

JAEA-Review-2016-020.pdf:1.55MB

日本原子力研究開発機構廃棄物対策・埋設事業統括部では、研究施設等廃棄物の浅地中処分(ピット処分、トレンチ処分)に向け、廃棄体製作部署(拠点)との情報交換を目的とした廃棄体技術基準等検討作業会を設置し、埋設計画並びに施設設計に必要となる廃棄体本数及び核種毎の放射能インベントリ、廃棄物確認における廃棄体の仕様・性能に係る技術基準への対応方法、放射能評価手法、品質管理の方法等の技術的な検討を進めている。本報告書は、平成27年度の廃棄体技術基準等検討作業会の活動実績として、平成26年度までに検討した結果をふまえて設定した廃棄体作製に係る品質保証、放射能濃度データ取得に係る原子力機構標準マニュアルの整備、今後の計画等についての検討結果を取りまとめたものである。

論文

The Verification tests of the melting conditions for homogenization of metallic LLW at the JAEA

中塩 信行; 大杉 武史; 伊勢田 浩克; 藤平 俊夫; 須藤 智之; 石川 譲二; 満田 幹之; 横堀 智彦; 小澤 一茂; 門馬 利行; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.139 - 145, 2016/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:82.51(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構における低レベル放射性固体状廃棄物の減容処理の一環として、放射性金属廃棄物の均一化条件を明らかにするために金属溶融設備の試運転を行なった。金属溶融設備の誘導炉を用いて、模擬放射性金属廃棄物と非放射性トレーサーを溶融した。模擬廃棄物が1,550$$^{circ}$$C以上で完全に溶融されれば、化学成分、溶融重量に関わらず、溶融固化体中のトレーサー分布はほぼ均一となることがわかった。

論文

雑固体廃棄物をプラズマ溶融して製作した溶融固化体の化学的安定性

亀尾 裕; 原賀 智子; 中塩 信行; 星 亜紀子; 中島 幹雄

日本原子力学会和文論文誌, 3(4), p.354 - 362, 2004/12

低レベル放射性廃棄物をプラズマ溶融して製作した溶融固化体の化学的安定性を調べるため、MCC-3S試験法に準拠した溶出試験を行い、溶融固化体の主要成分(Na, Al, Si, Ca, Fe)と放射性核種($$^{60}$$Co, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu)の溶出率(NL$$_{i}$$)を測定した。溶融固化体の化学組成がNL$$_{i}$$に与える影響について調べた結果、溶融固化体のNL$$_{i}$$に対するFeO濃度の影響はあまり大きくなく、CaOとSiO$$_{2}$$の重量比で表される塩基度に大きく依存することがわかった。塩基度が0.8以下溶融固化体の場合、logNL$$_{i}$$は塩基度と直線関係にあるため、溶融固化体の化学組成を調べることによりNL$$_{i}$$を推定することが可能であると考えられる。

論文

Characterization of solidified products yielded by plasma melting treatment of simulated non-metallic radioactive wastes

中島 幹雄; 福井 寿樹*; 中塩 信行; 磯部 元康*; 大竹 敦志*; 涌井 拓治*; 平林 孝圀*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(6), p.687 - 694, 2002/06

 被引用回数:12 パーセンタイル:35.97(Nuclear Science & Technology)

原研における低レベル放射性廃棄物の高減容処理プログラムの一環として、処分に適した安定な固化体を製作するための溶融条件の最適化を図るために、非金属雑固体廃棄物の溶融試験を行った。模擬廃棄物を$$^{60}$$Co,$$^{137}$$Cs,$$^{152}$$Euとともに非移行型プラズマトーチで溶融し、固化体の化学組成と物理的特性,及び放射性核種分布と残存率を調べた。固化体はほぼ均質で、十分な機械的強度を有している。放射性核種は固化体内に均一に分布し、固化体に残存する$$^{137}$$Cs量はスラグ塩基度に依存したが、$$^{60}$$Csのそれは依存しなかった。スラグ相中に$$^{60}$$Coを含む微小な金属粒が観察された。これは還元性の雰囲気下での金属酸化物の還元によるものであった。

論文

現行の政令濃度上限値を上回る低レベル廃棄物の濃度上限値評価

武田 聖司; 木村 英雄

KURRI-KR-56, p.80 - 93, 2001/03

原子炉施設(実用発電用及び試験研究用原子炉施設)の運転と解体に伴い、使用済制御棒、炉内構造物などの放射性廃棄物が発生し、これら廃棄物の一部には、現行の政令濃度上限値を上回る低レベル放射性廃棄物が発生する。そこで、原子力安全委員会基準専門部会では、この対象廃棄物の処分について調査審議を行い、その安全規制の基準値に関する報告を行った。原研は、安全規制の基準値を算出するための技術的サポートを行った。ここでは、原研で開発したGSA-GCLコードによる対象廃棄物の処分に関する濃度上限値評価について報告する。

報告書

雑固体溶融固化体製作装置の性能確認試験と溶融炉耐火れんがの耐食性試験(受託研究)

磯部 元康; 亀尾 裕; 中塩 信行; 涌井 拓治*; 岩田 圭司*; 木林 辰行*; 金沢 勝雄; 中島 幹雄; 平林 孝圀*

JAERI-Tech 2000-049, 29 Pages, 2000/09

JAERI-Tech-2000-049.pdf:2.87MB

低レベル放射性雑固体廃棄物を溶融し、溶融固化体を製作するための雑固体溶融固化体製作装置を製作した。導電性るつぼを用いる高周波誘導加熱方式及び高周波誘導加熱とプラズマ加熱を併用するハイブリッド加熱方式により、模擬雑固体廃棄物を溶融し、装置の性能確認を行った。本装置を用いて試作した溶融固化体は、強度を損なうような空隙もなく、溶融炉は雑固体溶融に十分な性能を有していることを確認した。また、溶融に伴って発生する放射性のダストや有害ガスの放出を抑制するための排ガス処理装置を十分に機能を果たしていることを確認した。さらに、二次廃棄物の低減のために、耐久性能の高い耐火材の選定試験を行った。各種耐火物の中から選定されたAl$$_{2}$$O$$_{3}$$-Cr$$_{2}$$O$$_{3}$$-ZrO$$_{2}$$系耐れんがは、塩基度の低いスラグに対して耐食性がきわめて高いことを明らかにした。

論文

アルミニウムからのガス発生によるモルタル中の空隙の検討

橋爪 修司*; 松本 潤子; 馬場 恒孝

原子力バックエンド研究, 6(1), p.101 - 106, 1999/12

Alを微量に含む固体状廃棄物をモルタルに固型化する際、ガスが生じ、充てん固化体の放射性核種保持機能に影響を与える可能性があるので、Al含有固化体を試作し、固化体中の空隙率を測定した。また、モルタルの物性値やAlからのガス発生量等から固化体の空隙率を推定する手法を検討した。その結果、ばらつきはあるが、Alと炭層鋼の接触部分では接触のない部分に比べ固化体の空隙率が減少した。モルタル中のガス発生を起因とする空隙率とモルタル模擬環境中でのガス発生量に与える鉄/Al面積比の影響は一致した。モルタル中の空隙率のばらつきの原因として、モルタル中では溶液抵抗の大きくなる部分が生じ、異種金属接触の効果が小さくなりガス発生し空隙率が増加したり、腐食生成物が生じた部分で腐食反応が低下し空隙率が減少するためと推定した。さらに、空隙が形成される限界の時間と考えられるモルタルの始発時間、上昇時間、腐食度、ガス発生速度から固化体の空隙率を推定する手法を確立した。固体状廃棄物の固型化に用いると考えられるモルタル中でのAlからのガス発生を起因とする空隙率はAlが炭素鋼と接触していない場合でも1%以下と推定された。

報告書

関東北部・東北地方の太平洋側に分布する新第三紀堆積岩の特性調査

奥田 勝三*; 武部 愼一; 坂本 義昭; 萩原 茂*; 小川 弘道

JAERI-Review 99-023, p.100 - 0, 1999/10

JAERI-Review-99-023.pdf:4.63MB

低レベル放射性廃棄物の埋設処分にかかわる概念構築の一環として、関東北部から東北地方にわたるおもに太平洋側(青森県下北半島東部~茨城県東海・那珂湊地域)に分布する新第三紀堆積岩を対象に、地質特性の調査・整理を既存文献によって行った。A.下北半島東部、B.三戸-八戸、C.仙台、D.常磐炭田、E.東海・那珂湊の各堆積区に分布する地層は、奥羽脊梁山脈から東方ほど非グリーンタフ相として、地層の褶曲や変形が少なく安定した構造を示し、火成活動に伴う影響が少ない特徴を有している。各堆積区の地質構造タイプと堆積相の関係は、次のようにまとめられる。A.下北半島:緩傾斜ドーム型、二層構成層、B.三戸-八戸:急傾斜ドーム型、多層構成層、C.仙台:逆断層隆起型、多層構成層、一部は一層構成層、D.常磐炭田北部:逆断層隆起型、下位は多層構成層・上位は二層ないし一層構成層、常磐炭田中部:基盤断裂型、二層構成層、常磐炭田南部:盆状型、二層構成相、E.東海・那珂湊:基盤沈降型、一層構成層。このうち、基盤沈降型と緩傾斜ドーム型の堆積区には、安定した泥質岩の厚層が形成されている。これら地層は、埋設処分層としての適性を検討する意義を有するものと考えられる。地下水は、埋設処分上重要な役割を有しており、各区での流動の特徴を想定した。今後、地盤の物性値(透水係数・一軸圧縮強さ等)を求めるとともに、同様な調査を、日本列島全域及び先新第三紀層も対象として行う必要があると考えられる。

論文

Application of laser to decontamination and decommissioning of nuclear facilities at JAERI

平林 孝圀; 亀尾 裕; 明道 栄人

High-power Lasers in Civil Engineering and Architecture (Proceedings of SPIE Vol.3887), p.94 - 103, 1999/00

原子力施設の「除染及び廃止措置(D&D)」に必要とされる技術の高度化の一環として、廃止措置において大量に発生する低レベル放射性廃棄物をレーザー技術を適用して処理するための技術開発を進め、金属及びコンクリートの汚染表面を対象とするレーザー除染技術を開発するとともに、大型金属廃棄物のレーザー切断技術による解体を行った。(1)金属を対象とするレーザー除染技術; 表面汚染金属を塩素ガス雰囲気中でレーザー照射し、金属表面の汚染物質を酸化物から昇華性あるいは水溶性の塩化物に変換して除去する技術、並びに、汚染金属表面にゲル除染剤を塗布してレーザーを照射し、レーザー誘起化学反応により汚染物質を除去する技術、(2)コンクリート表面のレーザー除染技術; 汚染コンクリート表面にレーザーを照射し、コンクリート表面層内に含有されている水分を急激に蒸発させて、コンクリート表面を爆裂して除去する技術、並びに、レーザーを照射して、汚染コンクリート表面をガラス化したのち、そのガラス層に含まれる汚染物を安定なガラス状態で剥離除去する技術についての開発成果を述べる。また、(3)レーザー切断技術; 原子力施設の運転、改修、解体等に伴って発生する大型の低レベル放射性金属廃棄物を対象として、汚染部分(原子力施設内で再利用)と非汚染部分(再使用・一般再利用)に切断・分離するために用いたレーザー切断技術について紹介する。

論文

Sorption behavior of organic carbon-14 onto cementitious materials

松本 潤子; 馬場 恒孝

Proc. of 7th Int. Conf. on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (ICEM'99)(CD-ROM), 5 Pages, 1999/00

核燃料サイクル廃棄物、研究所廃棄物及びRI廃棄物などの低レベル放射性廃棄物には$$^{14}$$Cが含まれている。$$^{14}$$Cはその量と長半減期を有することから低レベル放射性廃棄物処分の安全評価上重要な核種の1つとなつている。本報告では、モルタルに対する有機化学形$$^{14}$$Cの吸着データの取得及び吸着機構の解明のため、吸着実験を実施した。実験は15$$^{circ}$$Cでバッチ法により行い、酢酸形、アルデヒド形及びアルギニン形の3種の$$^{14}$$Cを使用した。その結果、酢酸形及びアルデヒド形$$^{14}$$Cの収着実験では、pH9~13の溶液中でモルタル表面に$$^{14}$$Cはほとんど収着しなかった。また、アルギニン形$$^{14}$$Cでは、等電点の両側で収着挙動が変化するのが確認できた。すなわち、pH12.5以上でアルギニンが陰イオンとなる領域では収着率が低く、pH12.5以下の陽イオンとなる領域では収着率が上昇した。なぜなら、モルタル表面がpHの高い溶液中で負に帯電することから、これらの結果より、有機化学形$$^{14}$$Cのモルタルに対する吸着は静電的な収着に支配されることが明らかになった。

論文

アルミニウムからのガス発生挙動に与える鉄との接触の影響

橋爪 修司; 松本 潤子; 馬場 恒孝

原子力バックエンド研究, 5(1), p.45 - 49, 1998/08

原子力発電所から発生する不燃の固体状の低レベル廃棄物からアルミニウムを除くよう計画されているが、実際には微量のアルミニウムが混入するであろう。著者らはすでにアルミニウムの腐食度とガス発生量に与えるpH、温度の影響が大きいことを明らかにした。また、1molのアルミニウムの溶解に対して1.5molのH$$_{2}$$ガスが発生する反応は、60$$^{circ}$$C以下で成立することを明らかにした。実際の廃棄物のドラム缶への収納を考慮すると、アルミニウムは鉄が主成分の炭素鋼と接触する。モルタル中でアルミニウムが鉄と接触すると腐食挙動に影響を与える可能性があるので、アルミニウムからガス発生挙動に与える鉄との接触の影響について検討した。その結果、モルタル模擬環境中でアルミニウムが鉄と接触すると腐食は増加するがガス発生はきわめて抑制されることが明らかとなった。この原因は、アルミニウムが腐食する際のカソード反応が鉄との接触により水素発生反応から酸素還元反応に変化したためと推定され、環境中の溶存酸素の存在が腐食及びガス発生挙動に大きく影響を与える。

論文

低レベル放射性雑固体廃棄物の高減容処理について

平林 孝圀

Energy Hum., 45, p.14 - 18, 1998/06

低レベル放射性廃棄物は、放射能レベルが比較的低い反面、発生量が著しく多く、累積保管量は年々増加の一途をたどっている。ここでは、低レベル廃棄物の発生状況、管理の現状などについて概観し、合理的な処理処分の在り方と減容・安定化の必要性について概説した後、多種多様な材質及び核種構成を持ち、比較的処理の困難な研究所等廃棄物の処理を念頭に、減容処理を安全かつ効率よく行う上で必要となる放射能測定や形状・材質測定等の内容物確認技術、減容処理に先立つ分別・切断技術、各種の除染技術、溶融・安定化技術及び高圧縮技術等について論じる。さらに、原研東海研において、減容効果の高い処理技術を中心とした新たな放射性廃棄物管理システムを構築するために建設整備を進めている高減容処理施設の概要を紹介する。

論文

Application of plasma-induction-hybrid melter to the research on volume reduction and stabilization of low level radioactive solid waste

平林 孝圀; 金沢 勝雄; 藤木 和男; 山手 一記*; 池ノ谷 秀行*

Proc. of Int. Conf. on Incineration & Thermal Treatment Technologies (IT3 Conference), p.261 - 264, 1998/00

低レベル放射性固体廃棄物の減容・安定化の観点から、焼却・溶融処理プロセスについて考察し、プラズマ-誘導複合溶融装置を製作した。種々の発生源から生じる低レベル放射性廃棄物は多くの異なった物質から成っているので、溶融廃棄体を作製するためには、非金属の加熱に有利なプラズマ加熱方式と金属の加熱に有利な誘導加熱方式のパワーバランスをとり、廃棄物の組成に最適な溶融条件下で溶融処理を行う必要がある。プラズマ-誘導複合溶融システム全体の概要、プラズマトーチ及び誘導炉から成る溶融装置、溶融物を固化するための造塊装置、廃ガス浄化装置、廃棄物の投入や測温を行うロボットシステム、溶融時の各種データを収集するためのシステム等について詳細を発表し、試運転の状況について述べる。

論文

モルタル模擬環境中でのAlからのガス発生挙動に与える環境因子の影響

橋爪 修司; 松本 潤子; 馬場 恒孝

材料と環境, 47(10), p.638 - 644, 1998/00

原子力発電所から発生する不燃の固体状の低レベル放射性廃棄物である雑固体廃棄物は、ドラム缶内にてモルタルにより固形化される計画である。固形化後、六ヶ所低レベル放射性廃棄物埋設センターにおいて浅地中処分が実施される。雑固体廃棄物はAlのような両性金属を含む。モルタルのような高pH環境中で、Alは腐食してガス発生することが良く知られており、ガス発生は雑固体廃棄体の浸出性に影響を与える可能性が高い。Alは、雑固体廃棄物から除くよう計画されているが、実際には微量のAlが混入するであろう。したがって、Alの腐食を起因としたガス発生挙動に与える環境因子の影響を検討した。Alの腐食度とガス発生量に与えるpH、温度の影響は大きいことが明らかとなった。Alをモルタル模擬環境中に浸漬すると、主にアルミン酸カルシウム化合物が形成されるとともにH$$_{2}$$ガスが発生する。pHが12~13である20~60$$^{circ}$$Cの環境では、1molのAlの溶解に対して1.5molのH$$_{2}$$ガスが発生することが明らかとなった。

報告書

低レベル放射性廃棄物処分用コンクリート構造物の劣化速度の評価方法に関する調査及び試算

大越 実

JAERI-Review 97-009, 32 Pages, 1997/08

JAERI-Review-97-009.pdf:1.24MB

低レベル放射性廃棄物の埋設処分施設の人工バリア材として使用される鉄筋コンクリートの劣化要因及び劣化速度の評価手法について、文献調査を実施するとともに、その調査結果を基に劣化速度の試算を行った。その結果、主要な劣化要因としては、鉄筋の腐食、水酸化カルシウムの溶出、硫酸塩による侵食、凍結溶解及びアルカリ骨材反応を考慮すれば十分であることがわかった。また、調査結果及び試算結果によれば、製作時における品質保証及び品質管理が適切に実施されれば、鉄筋コンクリート構造物は、相当長期間にわたってその健全性を維持することができるものと考えられ、米国等において要求されている処分施設としての寿命期間である500年を十分満足するものと判断された。

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