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畠山 祐一; 平井 功希; 池上 雄太*; 佐野 成人; 冨田 健; 宇佐美 浩二; 田上 進
JAEA-Technology 2024-020, 33 Pages, 2025/03
JAEA-Technology-2024-020.pdf:2.21MB
廃棄物安全試験施設(WAste Safety TEsting Facility: WASTEF)は、使用済燃料の再処理によって発生する高レベル放射性廃棄物の長期貯蔵とその後の地層処分に関する安全性試験研究を実施することを目的として、昭和57年12月に運転を開始した施設である。本施設は、コンクリートセル5基、鉛セル1基、グローブボックス6基、フード7基から構成され、ウラン、プルトニウムを含む核燃料物質、ネプツニウム、アメリシウムなどの放射性同位元素を使用できる大型施設である。施設には、消防法及び使用施設等の技術基準に関する規則に基づき建家全体を対象とした自動火災報知設備が設置されている。これは、安全管理上重要な位置付けにあり、健全性、信頼性の十分に高い設備であるが、設置後30年以上の長期使用により自動火災報知設備の構成機器のうち、火災受信盤の老朽化が著しく、更に使用部品の多くが生産中止となり調達が不可能な状態となったため、設備の性能・維持が困難な状況に陥ってきた。そのため、WASTEFの安全・安定な運転を確保する目的で、火災受信盤の更新を実施した。本報告書では、令和4年度に実施した火災受信盤の更新についてまとめたものである。
林崎 康平; 廣岡 瞬; 山田 忠久*; 砂押 剛雄*; 村上 龍敏; 齋藤 浩介
Ceramics (Internet), 8(1), p.24_1 - 24_12, 2025/03
Zirconolite is a wasteform that can immobilize Pu. Herein, zirconolites comprising Ce as a Pu simulant and Al as a charge compensator of Ce/Pu were synthesized by sintering raw CaO, ZrO
, TiO, CeO, and AlO
powder mixtures at 1400
C in static air. The reduction behavior and phase transformation of zirconolites during their heat treatment in an Ar-H gas flow were investigated. All zirconolite compositions first underwent reduction at 
1050C by forming a small domain of perovskite phase. Ce-Al co-doped zirconolite showed a smaller fraction of phase transformation in perovskite than Ce-doped zirconolite, indicating the advantage of using a charge compensator to prevent perovskite formation.
佐野 成人; 山下 直輝; 渡邊 勝哉; 塚田 学*; 星野 一豊*; 平井 功希; 池上 雄太*; 田代 信介; 吉田 涼一朗; 畠山 祐一; et al.
JAEA-Technology 2023-029, 36 Pages, 2024/03
JAEA-Technology-2023-029.pdf:2.47MB
廃棄物安全試験施設(WASTEF)においては、令和元年度に原子力科学研究所内の第4研究棟よりガンマ線照射装置「ガンマセル220」を移設し、ガンマ線照射利用が開始された。当初は本装置の所有者である安全研究センター燃料サイクル安全研究ディビジョン サイクル安全研究グループがメインユーザーとして試験を実施していたが、令和4年度以降、日本原子力研究開発機構外部も含む他のユーザーの利用も開始された。ガンマ線照射装置「ガンマセル220」は、カナダNordion International Inc.製であり、平成元年度に購入してから、内蔵される
Co線源の線源更新を1回実施し、核燃料サイクル等に係る安全研究の目的で、今日まで利用されている。本報告書は、ガンマ線照射装置「ガンマセル220」設備概要、WASTEFにおける許認可、利用状況、保守点検及び今後の展望についてまとめたものである。
Cantarel, V.; 本岡 隆文; 山岸 功
JAEA-Review 2017-014, 36 Pages, 2017/06
JAEA-Review-2017-014.pdf:3.37MB
十分な崩壊時間の後、水の除染に使用されたゼオライトは、最終的に長期保管のために処理される。ジオポリマーは、放射性セシウムおよびストロンチウム含有廃棄物の管理にあたり有望な固定基材と考えられている。このような用途のためには、バインダー構造、その巨視的性質、廃棄物との相互作用、および廃棄物形態で生じる物理化学的現象の正確な理解が、材料の健全性および安定性を判断する上で必要である。ジオポリマーは歴史の浅いバインダーであるが、この50年間に多くの研究が行われており、その特性とその用途の理解は急速に進んでいる。本レビューでは、ジオポリマーに関する研究から、ジオポリマー複合材料、核廃棄物固化材料、照射下のジオポリマーについて、実用的な情報を収集している。取集した情報は、今後の研究と実験のためのガイダンスとして活用する。
ホット試験室
JAERI-Review 2001-044, 95 Pages, 2001/12
JAERI-Review-2001-044.pdf:6.55MB
本報告書は、平成12年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、東京電力・福島第二発電所1号機で照射されたBWR燃料集合体の照射後試験を開始した。また、所内利用として、NSRRにおけるパルス照射実験のための燃料棒短尺加工及び照射後試験,岩石型燃料の照射後試験,JNC・常陽炉で照射された混合炭窒化物燃料の照射後試験を実施した。WASTEFでは陸域における放射性核種の移行挙動等に関する研究,バリア性能研究及び再処理施設新材料耐食安全性実証試験等を実施した。ホットラボでは、NSRRパルス照射燃料,軽水炉用圧力容器鋼材及び核融合炉用材料等について、各種の照射後試験を行った。
本岡 隆文; 寺門 正吾; 高野 利夫; 浜田 省三; 木内 清
JAERI-Tech 2001-023, 29 Pages, 2001/03
JAERI-Tech-2001-023.pdf:2.21MB
ピュレックス法を採用する六ヶ所再処理施設において耐硝酸性が重要となる主要機器の耐食安全性の評価試験として、実機規模の構造体を用いた小型モックアップ試験と小型試験片を用いて捕捉データを取得する実験室規模の比較試験を実施している。溶解槽材料の寿命評価では、高濃度のTRU,RFを含む強放射性の硝酸溶液を試験液として扱うため、燃料溶解液に対するモックアップ試験液の模擬性が重要である。本研究では、伝熱面腐食等の評価に必要なホット試験技術開発を実施した。六ヶ所再処理施設の受入基準最大の高燃焼度の使用済燃料を想定して、使用済燃料の溶解及び腐食試験液の調製等の各プロセスを選定した。選定したプロセスをもとにして、WASTEFのNo.3セルにおいて、使用済燃料の硝酸溶液溶解試験を行い、その溶解液を耐食性評価試験に必要な腐食試験に調製した。
ホット試験室
JAERI-Review 2000-015, 113 Pages, 2000/09
JAERI-Review-2000-015.pdf:6.09MB
本試験は、平成11年度のホット試験室の活動について燃料試験施設、WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、関西電力・高浜発電所3号機で照射されたPWR燃料集合体の後処理を開始するとともに燃料構成部材にかかわる照射後試験を実施した。また、所内利用として、NSRRにおけるパルス照射実験のための燃料棒短尺加工及び照射後試験、岩石型燃料の照射後試験等を実施した。WASTEFでは、廃棄物固化体の高度化に関する試験放射性核種の移行挙動に関する研究等を実施した。ホットラボではNSRRパルス照射燃料、軽水炉圧力容器鋼材、核融合炉用材料等の照射後試験を行った。
ホット試験室
JAERI-Review 99-026, p.118 - 0, 1999/11
JAERI-Review-99-026.pdf:9.93MB
本報告書は、平成10年度のホット試験室の活動について燃料試験施設、WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、関電・高浜3号機で使用されたPWR燃料集合体の照射後試験を実施するとともに、核燃料サイクル開発機構「ふげん」炉で照射された被覆管試料及びPWR燃料集合体構成部材にかかわる照射後試験を実施した。また、所内利用に応えてNSRRパルス照射用燃料の短尺加工、安定化プルトニウム燃料の照射後試験等を実施した。ホットラボでは、NSRR照射燃料、HTTR用燃料・材料及び原電東海1号機燃料モニタリングにかかわる総合評価を行った。WASTEFでは、高レベル廃棄物処理処分の研究にかかわる試験を継続して行った。
ホット試験室
JAERI-Review 98-023, 97 Pages, 1998/12
JAERI-Review-98-023.pdf:5.35MB
本報告書は、平成9年度のホット試験室の活動について燃料試験施設、WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、関電・高浜3号機で使用されたPWR燃料集合体の照射後試験を実施するとともにBWR及びATR燃料集合体の照射後試験が終了したのに伴い燃料集合体再組立を実施した。また、所内利用に応えて、NSRR照射用燃料の短尺加工、安定化プルトニウム燃料の照射後試験、高燃焼度燃料の特殊照射後試験等を実施した。ホットラボでは、NSRR照射燃料、HTTR用燃料・材料、核融合炉用材料及び原電東海1号炉の燃料及び鋼材モニタリングを行った。WASTEFでは、高レベル廃棄物処理処分の研究に係る試験を継続して行った。
市橋 芳徳; 石本 清
JAERI-M 93-016, p.58 - 63, 1993/02
本ペーパーにおいて、ホット試験室の概要を紹介する。内容として、組織、各施設(ホットラボ、燃料試験施設、WASTEF施設)の設置の経緯と役割、運転予算、将来業務等を紹介する。
中村 治人; 田代 晋吾
JAERI-M 86-131, 104 Pages, 1986/09
高レベル廃棄物処理処分に関する1985年度の研究内容を纏めた。主な点は次の事項である。1)長期のガラス個化体の浸出機構を解明する為の研究を行なった。また、SYNROC個化法に関する日豪強力を開始した。2)花崗岩岩盤フィ-ド試験について、実物大廃棄物模擬ヒ-タによる加熱試験及び非吸着性トレ-サ-の移行実験を行なった。また、熱と地下水流を組み合わせた二次元計算コ-ドの開発を行なった。3)OECD/NEAの国際共同実験ESOPEに酸化資、堆積物のTcの吸着現象の解明を行なった。4)
-
放射線照射下での
加速実験をWASTEFにおいて開始した。
中村 治人; 田代 晋吾
JAERI-M 85-090, 77 Pages, 1985/07
高レベル廃棄物処理処分に関する1984年度の研究内容をまとめたものである。主な点は次の事項である。(1)廃棄物ガラス固化体の耐久性試験を行った、特に浸出挙動について実施した。また、貯蔵施設の事故時におけるソースタームを評価するため、模擬キャニスタ中のCsの揮発について研究した。(2)緩衝材及び岩石中の放射性核種の拡散について研究した。また、キャニスタ材の耐久性試験として、室内照射試験及び実地下水を使うための原位置試験を実施した。ホット試験はWASTEFで実施し、原位置試験は地表近くの花崗岩岩盤内で実施した。
中村 治人; 田代 晋吾
JAERI-M 84-133, 91 Pages, 1984/06
1983年度の高レベル廃棄物処理処分の安全性研究の進捗状況を1981年、1982年に引き続きまとめたものである。主な点は次の通りである。(1)廃棄物安全試験施設(WASTEF)が完全稼動に入った。ガラス固化体の耐久性試験が開始され、貯蔵施設の安全性評価に必要な固化体の性質の評価が放射性物質を使って行われた。(2)深地層における岩壁の性質に関する情報を地下施設から集めた。(3)長期耐久性を予測するための浸出機構に重点を置いてガラス固化体の性能試験を行った。
中村 治人; 田代 晋吾
JAERI-M 83-076, 74 Pages, 1983/06
57年度に行った高レベル廃棄物処理処分に関する安全性研究の主な成果を集録した。1)処分環境での浸出率を評価するため、ガラス固化体の浸出機構を検討した。2)海外再処理に伴い発生する返還廃棄物の貯蔵及び処分の安全評価のため、COGEMA組成の模擬ガラス固化体の特性試験を行った。3)地層処分の安全評価のため、地下坑道内で岩盤及び埋戻し材の加熱特性試験を行った。また岩盤による浸出成分の移行遅延機構について検討した。4)廃棄物安全試験施設(WASTEF)の建設を完了し、ガラス固化試験及び大線源を使ったニャフィールド試験を開始した。
端 邦樹; 岡田 祐次; 河 侑成; 牛島 寛章; 光井 研人; 冬島 拓実; 石島 暖大; 仁尾 大資; 渡邊 勝哉; 勝山 仁哉
no journal, ,
令和5年の法改正を受けて、発電用原子炉の60年超運転が可能となり、安全な長期間運転に資する技術開発の重要性が増している。日本原子力研究開発機構では、炉心からの中性子照射を長期間受ける構造材料の経年劣化事象を適切に評価するための知見の拡充や技術基盤の整備を目的として、これまでJMTRにて培った材料照射試験技術をJRR-3の垂直照射設備に移植し、JMTRの廃止措置以降途絶えていた照射試験技術の再興を進めてきた。その第一歩として、原子炉圧力容器鋼の中性子照射脆化に係る試験研究を行うための整備を進め、本年5月に第一回目の照射試験の遂行に至った。本シリーズ発表では、本試験研究における準備、照射試験、及び廃棄物安全試験施設(WASTEF)での照射後試験について報告する。
渡邊 勝哉; 河 侑成; 松本 直弥*; 星野 一豊*; 佐野 成人; 田上 進; 宇佐美 浩二; 端 邦樹; 知見 康弘
no journal, ,
原子炉の長期運転に伴い、原子炉圧力容器(RPV)は中性子照射を受けて脆化する。長期運転での安全性確保のためには、照射脆化したRPV鋼の機械的特性の適切な評価が必要である。照射後のRPV鋼は放射化しているため、ホットセル内で遠隔操作により取り扱う必要がある。原子力機構ではRPV鋼の機械的特性試験のための試験装置類を廃棄物安全試験施設(WASTEF)に整備し、研究開発を行っている。具体的には、照射試料の受け入れ、マニプレータを用いた遠隔での試料の切断・切削・放電加工等によるMini-C(T)試験片やSS3試験片の製作、破壊靭性試験や引張試験を行っている。本発表では、WASTEFで実施している研究開発のうち、試験片の加工技術や試験の実施状況を報告する。
