Influence of clay-doped water on permeability in granite rock mass

奈良 禎太*; 柏谷 公希*; 桶谷 和生*; 藤井 宏和*; Zhao, Y.*; 加藤 昌治*; 青柳 和平; 尾崎 裕介; 松井 裕哉; 河野 勝宣*

Materials Transactions, 67(7), p.1211 - 1215, 2026/07

https://doi.org/10.2320/matertrans.MT-Z2026006

It is important to understand the long-term migration of radionuclides when considering long-lasting rock engineering projects such as the geological disposal of radioactive waste. The network of fractures and pores in a rock mass plays a major role in fluid migration as it provides pathways for fluid flow. The geometry of such a network can change due to fracture sealing by fine-grained material over extended periods of time. Groundwater commonly contains fine-grained material such as clay minerals, and it is probable that such minerals accumulate within rock fractures during groundwater flow, thereby decreasing fracture apertures and bulk permeability. It is therefore essential to conduct permeability measurements using water that includes fine-grained minerals in order to understand the evolving permeability characteristics of rock. However, this has not been studied to date in rock mass. Therefore, in the present study, we perform permeability measurements in a granite rock mass to investigate the change of permeability that occurs under the flow of water that includes clays. Our findings show that clay particles accumulate in fractures and that the permeability (hydraulic conductivity) of the granite rock mass decreases over time. The decrease was more significant in the earlier time. We conclude that the accumulation of clay minerals in the fracture decreases the permeability of a rock mass. Furthermore, we consider that the filling and closure of fractures in rock is possible under the flow of groundwater that contains clay minerals.

Cold sintering of whitlockite-based phosphate ceramics for ALPS carbonate slurry waste immobilization

Gubarevich, A.*; 久保 遼太郎*; 有阪 真; 大杉 武史; 吉田 克己*; 竹下 健二*

Journal of Nuclear Science and Technology, 63(6), p.667 - 676, 2026/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2592963

多核種除去設備(ALPS)で発生する炭酸塩スラリー廃棄物を固定化・固化するため、これらの廃棄物をリン酸カルシウムおよびリン酸マグネシウム相に変換する化学変換プロセスと続いてそれらを緻密化する新しい低温焼結プレス(CSP)技術の導入について検討した。炭酸カルシウム-マグネシウムスラリーの模擬物をリン酸処理してリン酸カルシウムおよびリン酸マグネシウムを合成し、CSPを用いて300-500Cで焼結した。カルシウムとマグネシウムの比率、ストロンチウムの取り込み、および塩化ナトリウムの添加が相組成およびCSPの緻密化に及ぼす影響を調査した。バルクサンプルを作製し、X線回折、走査型電子顕微鏡、エネルギー分散型X線分光法、およびアルキメデス法を用いて特性評価を行った。これらの結果から、(1)化学変換プロセスによってウィットロカイトとニューベライトが形成され、カルシウムとマグネシウムの比率によってこれらの相の相対的な割合が決定されること、(2)ストロンチウムはウィットロカイトの結晶構造に効果的に組み込まれ、ニューベライトは脱水促進プロセスによって緻密化を促進すること、(3)塩化ナトリウムは化学変換に影響を与えず、最終的な固体生成物には含まれないことがわかった。これらの結果は、炭酸カルシウム-マグネシウムスラリーをウィットロカイト系リン酸塩セラミックスに直接変換し、その後CSPを行うことで安定した固化が可能になることを示しており、この方法がALPS炭酸塩スラリー廃棄物の管理に有望であることを示している。

Long-term variations in I seawater concentrations off Fukushima and potential of 129I as an oceanographic tracer for ALPS-treated water

鈴木 崇史; 乙坂 重嘉*; 高田 兵衛*; 桑原 潤; 中西 貴宏; 池之上 翼

Environmental Science & Technology, 60(17), p.13123 - 13131, 2026/05

https://doi.org/10.1021/acs.est.5c18263

2011年の福島第一原子力発電所事故及び2023年からのALPS処理水海洋放出を通じて、長寿命の放射性核種であるIが海洋環境中に放出された。海水中のI濃度の長期的な変動や海洋トレーサーとしての可能性を調べるため、2012年から2024年にかけて福島沖の海水中のI濃度を測定した。その結果、2013年に福島第一原子力発電所に最も近い観測点で最高濃度44510 Bq/Lを観測し、その後は時間とともに減少していた。またALPS処理水の放出後の2024年の観測ではI/Cs比の高い海水を観測した。これらの結果から、I/Cs比は複雑な海洋循環域における有効な海洋トレーサーとなる可能性が高いことが示唆された。

Validation of underwater radiation monitoring detector

Ji, W.*; Lee, E.*; Ji, Y.-Y.*; 越智 康太郎; 吉村 和也; 舟木 泰智; 眞田 幸尚

Nuclear Engineering and Technology, 58(2), p.103933_1 - 103933_6, 2026/02

https://doi.org/10.1016/j.net.2025.103933

汚染予測地点の河川や貯水池の堆積物中のCs放射能濃度を推定するために、水中放射線in-situ検出器MARK-U1(Monitoring of Ambient Radiation of KAERI - Underwater)の性能を検証することを目的とした。さらに、高純度ゲルマニウム(HPGe)半導体検出器を用いて放射能を測定するため、コアサンプルを採取した。放射能を推定するために、測定されたスペクトルと試料中のCs放射能を比較して換算係数を導き出した。モンテカルロN粒子(MCNP)シミュレーションを実施し、in-situ測定に有効な線源形状を決定した。シミュレーション結果は、31.62%の偏差で、現場のMARK-U1モニタリング結果とよく相関した。これらの結果は、in-situ検出器の性能を検証するものである。したがって、この装置は、試料採取を必要とせず、in-situモニタリングによって水底堆積物中のCs放射能濃度を推定するために使用することができる。

最新の知見に基づいた研究施設等廃棄物浅地中埋設施設からの浸出水量の評価

北谷 光; 小曽根 健嗣; 仲田 久和

JAEA-Technology 2025-011, 57 Pages, 2025/12

JAEA-Technology-2025-011.pdf:5.32MB

日本原子力研究開発機構は、研究施設等廃棄物の埋設処分の実施主体として、現在低レベル放射性廃棄物を対象としたトレンチ処分及びピット処分の2通りの検討を行っている。埋設施設の安全評価における被ばく線量評価には、埋設施設の浸透水量データが必要となる。浸透水量の評価には、廃棄物条件や埋設環境などによる不確実性を考慮する必要がある。そのため、本報告では、研究施設等廃棄物浅地中処分施設の概念設計の設計条件等を基にリファレンスモデルを設定し、先行事業者の申請書を参考に、最新の知見に基づいた安全評価に反映する浅地中埋設施設からの浸出水量を地下水流動解析により算出した。これにより、埋設施設の各層及び周辺土壌の透水係数が浸出水量に及ぼす影響を評価した。具体的には、有限要素法による二次元地下水流動解析コード(MIG2DF)を用いて、トレンチ埋設施設については、覆土層の経年劣化を想定した評価を行うとともにコンクリートピット埋設施設については、廃棄体に含まれる塩類の影響を想定した評価を行った。解析の結果、トレンチ埋設施設では、粘土層の透水性が劣化すると廃棄体層への浸入水量が増加し、特に排水層の透水性が低下した場合にはその傾向が一層顕著となった。これは、排水層による水平流路が機能せず、水の粘土層への浸入が促進されるためである。一方、コンクリートピット埋設施設では、粘土層の破断により周辺の流速が上昇し、廃棄体層を通過する水量が増加する現象が確認された。これらの結果は、施設の各層ごとの透水性の変化が、浸出水量にどのような影響を及ぼすかを定量的に示しており、安全評価におけるシナリオ設定や埋設施設の維持管理の方針策定に資する有効な知見といえる。

Experimental simulation of high-temperature and high-pressure annular two-phase flow using an HFC134a-ethanol system; Characterization of disturbance wave flow

Zhang, H.*; 梅原 裕太郎*; 堀口 直樹; 吉田 啓之; 江藤 淳朗*; 森 昌司*

Energy, 335, p.138090_1 - 138090_18, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.energy.2025.138090

原子力発電は、カーボンニュートラルな未来を実現するための重要な低炭素エネルギー源である。沸騰水型原子炉(BWR)では、燃料棒周囲における蒸気と水の環状流が原子炉の安全性にとって極めて重要であるが、その高温高圧条件(285C、7MPa)により、直接計測が困難である。この問題に対処するため、我々はHFC134a-エタノール系を低温定圧条件(40C、0.7MPa)で用いることで、BWRの液膜流の模擬実験を実施した。高速度カメラと定電流法を用いて、液膜特性、波速度および周波数を分析した。また表面張力と界面せん断応力の影響を調査した。さらに基底液膜厚さについて新たな相関関係を提案した。

ジオポリマー等によるPCV下部の止水・補修及び安定化に関する研究(委託研究); 令和5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; 東京大学*

JAEA-Review 2025-008, 134 Pages, 2025/09

JAEA-Review-2025-008.pdf:10.0MB

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5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、令和3年度に採択された研究課題のうち、「ジオポリマー等によるPCV下部の止水・補修及び安定化に関する研究」の令和3年度から令和5年度分の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和5年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。燃料デブリ取り出しを行うためには、PCV水位制御のためドライウェル下部の止水や補修を行う必要がある。そこで本研究では、改良したジオポリマー等によりジェットデフレクター等を止水し、併せてドライウェル下部を補修する施工法を実験及びシミュレーションにより評価した。また、ジオポリマーにより被覆される燃料デブリ性状を把握した上で、廃棄体としての長期寿命を評価した。この結果、ジオポリマーを活用することにより、施工から廃棄物管理までを考慮したPCV下部の止水及び補修工法が可能であるとの見通しを得た。

Study on volatile Cs compounds interaction with structural steel and metallic debris during the 1F accident

Pshenichnikov, A.; 多木 寛; Zubekhina, B.; Pham, V. H.

Abstracts of the Technical Poster Session; 9th International Forum on the Decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (Internet), 1 Pages, 2025/08

https://ndf-forum.com/wp-content/uploads/2025/07/1fd9_abstract2025.pdf

The current internal situation inside the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station (1F) is largely unclear, because of the high dose rate produced by Cs radioactive isotopes. Large-scale investigations and decommissioning operations on the 1F site is still a challenge. Thus, an investigation of an interaction of CsOH with stainless steel 316L, simulated metallic debris from the CLADS-MADE tests seems helpful in clarifying the Cs behaviour during the 1F accident. The result of the research provides important background information on the mechanisms of clean up. Authors hope that by means of analysis of the Cs compounds, temperature distribution during the accident can be clarified and included into the debrisEye map jointly developed by JAEA. Based on this research the authors suggest potential perspective for volume reduction of the disposed nuclear waste at the 1F.

中赤外レーザー分光によるトリチウム水連続モニタリング手法の開発(委託研究); 令和5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; 自然科学研究機構*

JAEA-Review 2025-009, 48 Pages, 2025/07

JAEA-Review-2025-009.pdf:2.19MB

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5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、令和3年度に採択された研究課題のうち、「中赤外レーザー分光によるトリチウム水連続モニタリング手法の開発」の令和3年度から令和5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、中赤外レーザーを用いたキャビティリングダウン計測システムによる「濃度60Bq/ccレベル」トリチウム水短時間計測の原理実証を行った。令和5年度は、(1)キャビティリングダウン装置に関する研究及び(2)環境条件下における水素同位体組成評価と標準試料作製(再委託先: 弘前大学)を行った。(1)については、核融合科学研究所の計測実験棟2F実験室に光学ベンチを用意し、各水素同位体濃度のレーザー吸収分光を行うことで、測定感度の評価と計測指針の作成を行った。さらに、令和4年度までに実証した、量子カスケードレーザーの光増幅を発展させ、狭線幅の量子カスケードレーザー増幅と波長可変試験を行った。その結果、波長4.3mの量子カスケードレーザーを鉄イオン添加媒質を用いたレーザー増幅器で光増幅を行い、最大出力390mWを挟線幅30MHz以下で得た。試験結果に基づき、更なる高性能化と他分野への展開についてまとめを行った。(2)においては、標準試料の作製として市販の重水試薬をBG水(トリチウムフリー水)で希釈し、約100Bq/Lの標準試料を作製した。屋内外の同位体比計測については、トリチウム測定用高時間分解能大気水蒸気捕集装置を用いて、パッシブ法(月間)でトリチウムの測定を行い、日々の水素同位体比(D)測定を行って、弘前市の大気水蒸気についてDとトリチウム濃度の関係を評価した。以上より、中赤外レーザーを用いたトリチウム水短時間計測の原理実証を行った。

Analysis and quantification of tritium and other low-level radionuclides present in ALPS-treated water

島田 亜佐子; 邉見 光; 大平 早希; 飯田 芳久

Analytical Sciences, 41, p.1383 - 1391, 2025/06

https://doi.org/10.1007/s44211-025-00803-y

Advanced-Liquid-Processing-System (ALPS)-treated water was sampled from the K4-B tank group on March 24, 2022, in the presence of staff from the International Atomic Energy Agency (IAEA) and Tokyo Electric Power Company (TEPCO) Holdings, Inc. The Nuclear Safety Research Center (NSRC) of the Japan Atomic Energy Agency analysed 10 key radionuclides (H, C, Co, Sr, Tc, Ru, Sb, I, Cs, and Cs) and three additional nuclides (Cl, Fe, and Se) in the ALPS-treated water as part of independent monitoring for the regulatory body. According to the obtained results, all radionuclide concentrations, except that for H concentration, were ultralow and less than the standard values permitted for discharge. TEPCO's analytical results were evaluated using the En number, which indicated satisfactory performance. Additionally, reference values and scores obtained via the IAEA's interlaboratory comparisons were recalculated incorporating the NSRC's results. All scores for NSRC, IAEA, and TEPCO fell between -2 and 2, demonstrating that the results are acceptable at a 95.4% confidence level.