Discrimination of disposal-restricted materials in waste containers by nondestructive testing and image analysis with high-energy X-ray computed tomography

村上 昌史; 吉田 幸彦; 南郷 脩史*; 久保田 省吾*; 黒澤 卓也*; 佐々木 紀樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(7), p.650 - 661, 2025/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2460526

Nondestructive methods were investigated to effectively discriminate disposal-restricted materials, including aluminum, batteries, combustibles, lead, and mercury, inside waste containers without opening them. An industrial computed tomography (CT) system with maximum X-ray energy of 9 MeV was used to visualize inside 27-cm diameter pails and 59-cm diameter drums filled with typical waste materials such as combustibles, glass, concrete, and metals. The CT images with 0.5 mm spacing were acquired, and three-dimensional (3D) models were constructed. A good linear relationship was observed between the gray values in the obtained CT images and the densities of materials. Combustibles, lead, and mercury were extracted via simple segmentation based on their apparent densities. 3D feature-based discriminations were further applied to batteries and certain aluminum objects based on their structural characteristics. Almost all batteries contained in the drums were successfully discriminated regardless of deformation, except for a few cases under extreme conditions. Aluminum was extracted along with glass and concrete; however, pipes with distinctive shapes could be identified in a relatively selective manner. The discrimination methods developed in this study will be effective in revealing the contents of waste containers, particularly for harmful materials that need to be separated for proper disposal.

堆積軟岩を対象とした高レベル放射性廃棄物模擬処分孔掘削時の岩盤損傷の発達状況

青柳 和平; 尾崎 裕介; 大野 宏和; 石井 英一

第16回岩の力学国内シンポジウム講演論文集(インターネット), p.269 - 274, 2025/01

幌延深地層研究センターでは、実際の処分事業を想定し、実規模大の緩衝材や炭素鋼製の模擬オーバーパックで構成される人工バリアを底盤に掘削した模擬処分孔に定置したうえで坑道の一部を埋め戻し、人工バリア及び周辺岩盤の長期的な挙動をモニタリングしている。本研究では、模擬処分孔を掘削した際の掘削損傷領域の発達を、ボアホールテレビ観察、弾性波・比抵抗トモグラフィ調査により検討するとともに、三次元逐次掘削解析により評価した。結果として、模擬処分孔の浅い深度では、坑道底盤部の掘削の影響を受けて壁面から0.8mから1.6m程度の範囲で割れ目が発達し、深度が深くなるにつれて、割れ目の発達領域が徐々に小さくなり、最深部では最大でも0.3m程度の発達であることを示した。

ベントナイトの変形挙動に及ぼす温度の影響

高山 裕介; 佐藤 大介*; 杉田 裕

Kansai Geo-Symposium 2024; 地下水地盤環境・防災・計測技術に関するシンポジウム論文集, p.115 - 119, 2024/11

高レベル放射性廃棄物の地層処分施設閉鎖後初期には、緩衝材中の温度が高くなることが想定されるため、緩衝材に用いられるベントナイトの基本特性の温度依存性に関する試験が実施されてきた。しかし、温度が膨潤圧や透水係数に及ぼす影響と比較すると、変形挙動に及ぼす影響に関する知見は少ない。そこで本論文では、温度制御可能な圧密試験機を用い、室温から80Cまでの温度一定条件で載荷・除荷・再載荷を行う試験、載荷圧一定条件で室温から80Cまでの範囲で温度変化を与える試験の2種類の試験を実施した。高温状態でより大きな圧縮変形が生じることや、温度変化に伴う変形は過去の応力履歴の影響を受け、正規圧密状態の場合には非可逆的な変形が生じることが明らかとなった。

廃止措置・廃炉化学入門

佐藤 修彰*; 亀尾 裕; 佐藤 宗一; 熊谷 友多; 佐藤 智徳; 山本 正弘*; 渡邉 豊*; 永井 崇之; 新堀 雄一*; 渡邉 雅之; et al.

廃止措置・廃炉化学入門, 251 Pages, 2024/09

原子力施設の廃止措置と過酷事故炉の廃炉を対象とし、第1部では燃料化学、分析化学、放射線化学、腐食、除染化学から、廃棄物処理・処分にわたる基礎的な分野について紹介する。第2部では、種々の原子力関連施設の廃止措置に関わる化学を学びながら、東京電力福島第一原子力発電所の廃炉にはどのような化学的アプローチが必要かつ可能か、廃炉の在り方やそれに必要な研究開発・人材育成などについて触れる。

地層処分環境での炭酸塩濃度上限を想定した炭酸水素ナトリウム水溶液中における炭素鋼の応力腐食割れ感受性に及ぼす温度の影響

高橋 里栄子*; 谷口 直樹

材料と環境, 73(6), p.153 - 163, 2024/06

https://doi.org/10.3323/jcorr.73.153

地層処分環境での地下水中の炭酸塩濃度上限と想定される0.1-0.5mol/dmの条件を対象に温度をパラメータとしてNaHCO水溶液中で炭素鋼のSSRT試験を行った。伸び比など機械的特性への温度の影響は見られなかったが、破面率では303、323Kの低温でSCC感受性が高くなると判断された。その要因として低温での再不動態化の抑制が示唆された。また、低温で粒界型、高温で粒内型のSCCが支配的になる傾向がみられた。

Evaluation of temporal changes in fracture transmissivity in an excavation damaged zone after backfilling a gallery excavated in mudstone

青柳 和平; 石井 英一

Environmental Earth Sciences, 83(3), p.98_1 - 98_15, 2024/02

https://doi.org/10.1007/s12665-023-11416-x

高レベル放射性廃棄物の地層処分において、坑道掘削損傷領域の透水性の経時変化の予測が、掘削損傷領域内部の割れ目を介した放射性核種の移行特性の評価の信頼性向上において重要となる。特に人工バリア定置後の緩衝材の膨潤圧発生に伴う割れ目の透水性の変化を検討することを目的として、幌延深地層研究センターにおいて実施している実規模の人工バリア性能確認試験領域付近で4年間透水試験を実施した。試験の結果、透水性は時間とともに低下し、膨潤から4年経過した時点で、試験開始時よりも透水性が41%に低下することが確認された。さらに、Barton-Bandisのモデルを適用することにより、膨潤圧の変化に伴う透水性の低下挙動を定量的に再現することができた。割れ目の閉塞の妥当性については、人工バリア性能確認試験実施領域で実施した弾性波トモグラフィ調査において、特に底盤部分の弾性波速度の増大が見られたことから確認することができた。これらの結果から、人工バリアの膨潤に伴う掘削損傷割れ目の閉塞について、実証することができた。また、地層処分事業において、廃棄体定置後の緩衝材の膨潤による掘削損傷割れ目の透水性の事前予測に際してBarton-Bandisモデルの適用可能性が示された。

高レベル放射性廃棄物の地層処分と化学

舘 幸男

化学と教育, 71(10), p.420 - 423, 2023/10

https://doi.org/10.20665/kakyoshi.71.10_420

高レベル放射性廃棄物の地層処分概念と処分事業の現状を概観したうえで、地層処分の安全評価の方法と、その評価における化学の役割を紹介する。

核燃料サイクルとバックエンドの基礎

坂本 義昭

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 30(1), p.15 - 18, 2023/06

https://nuce.aesj.or.jp/jnuce/vol30/jnuce-vol30-1-p15-18.pdf

原子力発電を行うための一連のプロセス全体を核燃料サイクルと呼ぶが、その各プロセスからは様々な種類の放射性廃棄物が発生する。これらの放射性廃棄物はこれらの一連の施設の操業及び廃止措置から発生し、放射能濃度やその性状に応じて適切な処理と処分が行われる。ここでは、基本的な核燃料サイクルの概要及びバックエンドと呼ばれる放射性廃棄物(核燃料サイクル以外の施設での放射性物質の利用による放射性廃棄物も含む)の処理・処分の基礎について概説する。

埋設処分に向けた研究炉の放射能評価計算とその適用方法について

河内山 真美

核データニュース(インターネット), (133), p.76 - 81, 2022/10

http://www.aesj.or.jp/~ndd/ndnews/No133.html

日本原子力学会2022年秋の大会での「シグマ」調査専門委員会と核データ部会の合同セッションにおける発表の概要を「核データニュース」誌に寄稿した。原子力機構では、研究施設等廃棄物の埋設処分に必要な研究炉の解体廃棄物の計算による放射能インベントリの評価手法を検討している。近年、JENDL-4.0及びJENDL/AD-2017などを基に作成したライブラリを導入して放射能評価計算を実施しており、その検討状況について紹介する。また、計算で得られた結果から、埋設事業に必要な埋設処分区分の判定や重要核種の選定の評価を行う方法について紹介した。

研究施設等廃棄物のトレンチ処分施設における覆土の設計検討

小川 理那; 仲田 久和; 菅谷 敏克; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2022-010, 54 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-010.pdf:11.07MB

日本原子力研究開発機構では、研究施設等廃棄物の処分方法の一つとして、トレンチ埋設処分を検討している。トレンチ埋設処分は、「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」が適用され、特に、埋設施設の設計については、「第二種廃棄物埋設施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」が適用される。この規則は、令和元年に改正され、トレンチ埋設施設には、施設中への雨水及び地下水の浸入を十分に抑制させる設計を取り入れることが新たな要求事項として追加された。そこで、本報告では、現在計画しているトレンチ埋設施設に追加された規則の要求事項を適応させた設計の検討を行うこととした。検討中のトレンチ埋設施設は、地下水位より浅い位置に設置することを想定している。そのため、施設中に浸入する水は、主に雨水由来のものであると考えられることから、トレンチ埋設施設の表面にある覆土の設計について検討を行うこととした。本報告では、日本原子力研究開発機構が検討しているトレンチ埋設施設のうち、安定型トレンチ埋設施設の覆土設計について検討した。検討方法としては、覆土に用いる材料や施工方法により設計条件の変更が可能である透水係数及び厚さについてパラメータスタディを実施し、各条件における廃棄体層へ浸入する水の流速を評価した。各条件における流速の結果を比較し、より効率的に雨水の浸入を抑制する覆土の設計条件を評価することとした。解析の結果、粘土層及び排水層の厚さや透水係数の値の組み合わせ毎に覆土の遮水性能を把握することができた。将来、実施するトレンチ施設の基本設計においては、安全評価上有効な遮水性能に加え、その他の課題や施工費の検討も実施した上で合理的な覆土の仕様を決定する予定である。