燃料デブリ研究とSEEM学構築を基軸とした研究人材育成(委託研究); 令和6年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*

JAEA-Review 2026-003, 173 Pages, 2026/06

JAEA-Review-2026-003.pdf:12.5MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度から英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、さまざまな分野の知見や経験を従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究および人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和6年度に採択された研究課題のうち、「燃料デブリ研究とSEEM学構築を基軸とした研究人材育成」の令和6年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、不確実な苛酷環境下でのより合理的な意思決定を可能とする『シビアエンジニアリングマネジメント学(SEEM学)』の構築に資することを主眼とし、あわせて1F廃炉における中心課題である燃料デブリの取り出し・長期保管および処理・処分の学術基盤を支える研究人材の育成を図るため、令和6年度から令和10年度までの予定で異分野の専門家が有機的連携のもとで複数の研究ならびに人材育成タスクを推進するものである。初年度である令和6年度は、最終的な研究成果を得るために設定した【SEEM学分野】【専門分野12】および【共通工学分野13】において、具体的な研究方法を明確にして研究の方向付けを行うとともに、必要な試験・解析等を実施するための諸準備を行い、本格的な研究を行うための諸条件を整える必要があった。また、人材育成面においては、原子炉廃止措置に関する教育プログラムの運営およびSEEM学関連科目の企画検討を進める必要があった。このため、具体的な研究方法の検討や必要な試験などを実施するための諸準備を行い、本格的な研究を行えるよう諸条件を整えるとともに、一部の計測システム構築および解析、人材育成面の検討等を実施し、所定の成果を挙げることを目的とした。この目的のもとに、令和6年度の成果目標および実施方法を業務計画として定め、計画通り実施し、各技術分野および教育・人材育成活動においてそれぞれ目標とした成果を挙げることができた。

Solidification/stabilization of low-level radioactive wastes including hazardous substances from uranium fuel processing plants

佐藤 淳也; 高橋 裕太; 砂原 淳*; 齋藤 利充*; 吉田 幸彦; 曽根 智之; 大杉 武史

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.307 - 312, 2025/09

https://doi.org/10.15669/pnst.8.307

For low-level radioactive waste containing hazardous substances (mixed wastes) generated from uranium fuel processing plants, establishing appropriate solidification/stabilization methods is one of the key challenges for their safe and effective storage and disposal in Japan. This study investigated the solidification/stabilization methods of the mixed waste sludge containing hazardous substances of lead, cadmium and mercury by using various solidification materials. Additionally, the compressive strength of solidified products was investigated along with the leaching behavior of hazardous substances.

福島原子力発電所事故由来の難固定核種の新規ハイブリッド固化への挑戦と合理的な処分概念の構築・安全評価(委託研究); 令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京工業大学*

JAEA-Review 2022-072, 116 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-072.pdf:6.32MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和3年度に採択された「福島原子力発電所事故由来の難固定核種の新規ハイブリッド固化への挑戦と合理的な処分概念の構築・安全評価」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、1F事故で発生した多様な廃棄物を対象とし、固定化が難しく長期被ばく線量を支配するヨウ素(I)、核種のマイナーアクチノイド(MA)に注目し、これらのセラミクス1次固化体を、更に特性評価モデルに実績を有するSUSやジルカロイといったマトリクス材料中に熱間等方圧加圧法(HIP)等で固定化した"ハイブリッド固化体"とすることを提案する。核種閉じ込めの多重化、長期評価モデルの信頼性の向上により実効性・実用性のある廃棄体とし、処分概念を具体化する。潜在的有害度及び核種移行の観点から処分後の被ばく線量評価を行い、安全かつ合理的な廃棄体化法、処分方法の構築を目的としている。初年度の令和3年度は、1次固化体の合成と物性評価、核種浸出性の評価、放射線影響の解明、1次固化体の構造解析、放射光を用いた固化元素の電子状態、結合性、局所構造解析、計算科学を用いた1次固化体ならびにハイブリッド固化体物性の解明、溶出モデルの検討、ハイブリッド固化体の検討、処分概念・安全評価の検討について準備が完了し、リファレンスの1次固化体とHIP試料の作製、その物性評価、放射線照射実験、放射光実験、第一原理計算の成果が得られている。

アパタイトセラミックスによるALPS沈殿系廃棄物の安定固化技術の開発(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京工業大学*

JAEA-Review 2021-077, 217 Pages, 2022/03

JAEA-Review-2021-077.pdf:12.34MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「アパタイトセラミックスによるALPS沈殿系廃棄物の安定固化技術の開発」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、福島第一原子力発電所において大量に発生している水処理2次廃棄物のうち、長期的な安定化措置が求められている多核種除去設備(ALPS)沈殿系廃棄物中の放射性物質をアパタイトセラミックスに安定固定化する技術の確立を目的としている。令和2年度においては、大規模なアパタイト固化体製造が可能な方法として沈殿法を選び、模擬ALPS沈殿系廃棄物からのアパタイト・リン酸塩固化体の合成・成型条件を探査し、合成物や成型体の組成、構造、諸物性との相関を明らかにした。また、アパタイト固化体製造プロセスの確立のため、小規模及び工学規模のアパタイト固化体の製造試験を行い、合成・洗浄・加熱・固化の各工程での最適条件及び物質収支を明らかするとともに、実規模製造プロセスの基本設計における課題抽出及び装置設計条件をまとめた。さらに、固化体からの水素発生試験を行い、セメント固化体よりも水素発生が大幅に抑制されることを確認した。

放射性核種の長期安定化を指向した使用済みゼオライト焼結固化技術の開発(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 芝浦工業大学*

JAEA-Review 2020-049, 78 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-049.pdf:5.85MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「放射性核種の長期安定化を指向した使用済みゼオライト焼結固化技術の開発」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、継続して発生するCs等の放射性核種を吸着したゼオライト(使用済みゼオライト)の焼結固化法の開発を目的とする。焼結固化法は、使用済みゼオライトにガラスをバインダーとして添加し、それらを焼結することで核種を固定化する新たな固化法である。本法は、ガラス固化と比較して固化体の大幅な減容や焼成固化と同程度の安定な固化体の形成が期待できる。本事業では、コールド試験により焼結固化に適したガラスの選定、焼結温度等の最適化を図りホット試験で実証する。令和元年度において使用済みゼオライトの焼結固化用バインダーとしてBO系ガラスを選定し、焼結固化条件の最適化を図った。また、模擬汚染水として照射済み燃料に由来する核種を含む水を調製し、IE-96に吸着させることにより模擬使用済みIE-96を作製した。さらに、ゼオライトの固化,焼成固化等に関する既存の研究成果及び最新の研究動向を調査し、焼結固化プロセスの概念を設計した。

放射性核種の長期安定化を指向した使用済みゼオライト焼結固化技術の開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 芝浦工業大学*

JAEA-Review 2019-028, 71 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-028.pdf:6.46MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「放射性核種の長期安定化を指向した使用済みゼオライト焼結固化技術の開発」について取りまとめたものである。本研究は、継続して発生するCs等の放射性核種を吸着したゼオライト(使用済みゼオライト)の焼結固化法の開発を目的とする。焼結固化法は、使用済みゼオライトにガラスをバインダーとして添加し、それらを焼結することで核種を固定化する新たな固化法である。本法は、ガラス固化と比較して固化体の大幅な減容や焼成固化と同程度の安定な固化体の形成が期待できる。本事業では、コールド試験により焼結固化に適したガラスの選定、焼結温度等の最適化を図りホット試験で実証する。平成30年度においてバインダーの候補ガラスの熱特性、及び加熱雰囲気が焼結固化に及ぼす影響について調査した。また、放射性核種を含む模擬汚染水を作成するための照射済燃料を選定し、試料の状態を確認した。さらに、ゼオライトの固化、焼成固化等に関する既存の研究成果及び最新の研究動向を調査した。

第1廃棄物処理棟地下灰取出室グローブ破損調査報告書

グローブ破損調査グループ; バックエンド技術部

JAERI-Review 2002-017, 121 Pages, 2002/09

JAERI-Review-2002-017.pdf:13.36MB

2001年11月21日、東海研究所第1廃棄物処理棟の焼却処理設備で発生したグローブ破損について、グローブ破損調査グループはバックエンド技術部と協力して、焼却炉,灰取出装置等の状況,焼却した廃棄物の種類・性状,グローブの性能等にかかわる調査並びに背景的要因の調査を行い、破損原因の推定及び再発防止策の検討を行った。その結果、破損の原因は、液体シンチレーター廃液の固形化が不十分であったこと,グローブの保護カバーが耐圧性を有していなかったこと及び性能劣化していたグローブが使用されていたことであった。トラブルの再発を防ぐために、固形化状態の直接的な確認を実施すること,グローブの保護カバーを設置すること,グローブの管理を強化すること,手引等の見直し及び教育訓練を実施することとした。

Steel plate-cast iron hybrid casting with steel shot mold

中村 寿; 平林 孝圀; 秋本 純*; 高橋 賢次*; 進藤 秀明*; 櫻井 大八郎*; Almansour, A.*; 岡根 利光*; 梅田 高照*

Proceedings Modeling of Casting & Solidification Processes 4, 1999, p.437 - 445, 1999/09

原子炉の解体により発生するレベルの低い放射性廃棄物の再利用を目的に、鋼板製の型枠に放射性金属の溶湯を流し込み、鉄球により除熱を行うことで廃棄物収納容器の鋳造を行うことを想定した鉄球-金型複合鋳造法にかかわる試験、及び鋳造した容器内に放射能レベルの高い廃棄物を置き、溶湯で固定化して廃棄体とすることを想定した多重鋳造廃棄体の鋳造試験を行っている。これらの試験に関して、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や容器の熱変形量を求めるため、湯流れ・凝固解析プログラムJSCASTにより凝固解析を、非線形構造解析プログラムMARCにより変形解析を行った。本論文は、これまでに実施した鋳造試験の概要及びその結果と凝固・変形解析結果との対比について述べたものである。

原研における原子炉解体廃棄物処理技術開発の現状

加藤 清

放射性廃棄物管理専門研究会報告書, p.24 - 28, 1987/00

原子炉解体技術開発の一環として、解体廃棄物の処理技術等の開発を57年度から下記のテーマについて進めてきた。(1)高放射化解体物理用コンテナ及び低中レベル廃棄物用パッケージ、(2)金属解体物の圧縮切断と高圧縮処理技術、(3)コンクリート解体物のセメント固化処理技術、(4)大型機器類の表面汚染固定処理技術、(5)解体廃棄物の管理システムの評価検討。これらの技術開発の現状を紹介する。 (内容については、主に原子力工業第32巻第9号(1986)に掲載されたものである。)

Solidification of powdered ion exchange resins with polyethylene

森山 昇; 土尻 滋; 本田 忠博*

Nucl.Chem.Waste Manage., 3, p.131 - 137, 1982/00

粉状イオン交換樹脂(Powdex)に対するポリエチレン固化法の適応性を検討した。廃棄物は40~50wt%混入できるので減容効果が大きく、廃棄物発生量はセメント固化に比べて1/3~1/4になる。廃棄物を50wt%含む固化体は、密度が1.05g/cm、圧縮強度が230kg/cmであり、強度は1.410radまでの線量を吸収しても低下しない。放射線分解ガス量の70~90%を占める水素の発生量は、(2.0~2.4)10cm/g・Mradである。固化体からのCoの浸出性は、拡散係数で10~10cm/dayであり小さい。また固化体の耐水性は、廃棄物混入率ばかりでなく、混入されているカチオン樹脂とアニオン樹脂の比率にも依存する。