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代永 佑輔; 吉川 清盛*; 島田 耕史
JAEA-Testing 2020-002, 19 Pages, 2020/05
JAEA-Testing-2020-002.pdf:2.85MB
岩石薄片の作製は地質学的研究の最も基礎的で重要な技術の一つである。岩石薄片は岩石の微細構造の観察、電子プローブマイクロアナライザおよびレーザーアブレーション付き誘導結合プラズマ質量分析装置といった機器分析用試料として使用されている。本稿は日本原子力研究開発機構東濃地科学センターで実施する岩石薄片の作製方法の手順を報告するものである。本作製法には初めて作業する者や経験の乏しい者でも作業をイメージして薄片作製ができるように、一般的な岩石薄片の作業手順に加え、当センターで実施している工夫や注意点のほかに使用器具のメンテナンスについても記した。
瀧谷 啓晃; 門脇 春彦; 松嶌 聡; 松尾 秀彦; 石山 正弘; 荒谷 健太; 手塚 将志
JAEA-Technology 2020-001, 76 Pages, 2020/05
JAEA-Technology-2020-001.pdf:6.06MB
日本原子力研究開発機構新型転換炉原型炉施設「ふげん」(以下、「ふげん」という。)は、約25年間の運転を経て、2008年2月12日に廃止措置計画の認可を取得し、廃止措置に移行して解体作業を進めている。「ふげん」は、減速材として重水を使用しており、原子炉の運転に伴って重水素による中性子の吸収によってトリチウムが生成・蓄積されているため、炉心本体, 重水系及びヘリウム系はトリチウムによって汚染されている。これらの設備の解体撤去に先立ち、環境へのトリチウムの放出量及びトリチウムによる内部被ばくリスクを低減するとともに、作業性を確保するため、廃止措置の第一段階である「重水系・ヘリウム系等の汚染の除去期間」の作業の一環として、これらの設備のトリチウム汚染を除去する作業を2008年度から開始し、2017年度に完了した。本報告書では、炉心本体, 重水系及びヘリウム系のトリチウム汚染の除去作業に当たって作業方法や作業の進捗管理等を検討し、実証した結果を報告する。
中村 保之; 香田 有哉; 山本 耕輔; 副島 吾郎; 井口 幸弘
JAEA-Review 2020-002, 40 Pages, 2020/05
JAEA-Review-2020-002.pdf:8.78MB
新型転換炉原型炉ふげん(以下「ふげん」という。)は、廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場及び福井県が目指すエネルギー研究開発拠点化計画における研究開発拠点として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、原子力機構内外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を設置している。本稿は、令和元年12月2日に開催した第37回ふげん廃止措置技術専門委員会において報告・審議を行った"廃止措置の状況"、"解体データ活用による解体工数等予測システムの整備"、"クリアランスの運用状況を踏まえた今後の対応"及び"原子炉本体からの試料採取実績及び今後の計画"について、資料集としてまとめたものである。
寺島 元基; 遠藤 貴志*; 宮川 和也
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.380 - 387, 2020/04
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)Concentrations of humic substance (HS) in deep sedimentary groundwater were determined by the carbon concentration-based DAX-8 resin isolation technique. The groundwater samples were collected from test galleries at different depths in the Horonobe Underground Research Laboratory (URL) of Hokkaido, and two subsidence observation wells of Niigata in Japan. The analytical condition was optimized for the groundwater samples with a high salinity and a high concentration of DOM. The analytical results showed that the HS concentrations vary with the depth and the area. The HS proportions to DOM slightly varied with the depth. The regression analysis showed that the HS concentrations are positively correlated with the DOM concentrations. The low deviation of the HS proportions from the slope in the regression equation indicated that the slight variation of HS proportion can be trivial in the prediction of the concentration of HS. These results can provide a useful information on the HS concentration and its prediction from the DOM concentration in sedimentary groundwater.
仙波 毅
日本原子力学会誌, 62(4), p.186 - 190, 2020/04
日本原子力研究開発機構は、地層処分を実施するたに必要な技術や方法の信頼性を実際の地質環境において確認するため、地元自治体と協定などを締結し、北海道・幌延町と岐阜県・瑞浪市に設置した2つの深地層の研究施設計画を進めている。深地層の研究施設において地層処分事業の段階的な進展に先行して段階的に研究開発を進め、研究成果を発信している。本報告ではこれまでに得られた成果の概要を紹介する。今後とも地元自治体と締結した協定などを遵守し、地層処分の技術基盤の整備を目指して、研究開発に取り組んでいく。
沖原 光信*; 矢萩 良二*; 岩月 輝希; 竹内 竜史; 村上 裕晃
JAEA-Technology 2019-021, 77 Pages, 2020/03
JAEA-Technology-2019-021.pdf:5.33MB
原子力機構東濃地科学センターでは、深地層の科学的研究の一環として、超深地層研究所計画を進めている。本計画においては、研究開発課題の1つとして地質環境特性の擾乱や回復、定常化プロセスに関するモニタリング技術の構築を挙げている。本報告書では、現在、各深度の研究坑道に設置して使用している地下水の水圧・水質観測装置を活用し、地上において地下水を採水可能とすることを目的として、立坑に設置する採水用配管の概念設計を行うものである。
後藤 翠; 村上 雅紀*; 酒井 隆太郎*; 照沢 秀司*; 末岡 茂
JAEA-Review 2020-003, 60 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2020-003.pdf:4.43MB
地層処分システムに影響を及ぼす可能性がある天然現象の一つに、地震及び断層活動が挙げられる。地震及び断層活動では、断層変位による直接的な影響に加え、地震動に伴う湧水の発生や泥火山の活動、地震断層の活動により引き起こされる流体の移行経路の変化や副断層の形成のような二次的な影響も考慮する必要がある。本稿では、これらの二次的な現象による地層処分システムへの影響の理解を目的として、水理学的影響(湧水・泥火山)、力学的な影響(副断層)を対象に、既往研究を収集し取りまとめた結果を報告する。関連するキーワードを各国語で検索することで、国内外の142編の文献を収集することができた。その結果、それぞれの二次的影響の研究事例を概観し、地層処分の観点で今後の評価技術の高度化に必要な課題を抽出した。地震等の影響による湧水については、湧出機構、影響範囲、活動履歴に関する事例の蓄積を課題として示した。泥火山については、形成の要因となる異常間隙水圧のメカニズムの検討及び予測手法の高度化を課題として示した。副断層については、詳細な分布の把握と形成機構の検討の蓄積が課題であると示した。
竹内 竜史; 岩月 輝希; 松井 裕哉; 野原 壯; 尾上 博則; 池田 幸喜; 見掛 信一郎; 濱 克宏; 弥富 洋介; 笹尾 英嗣
JAEA-Review 2020-001, 66 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2020-001.pdf:7.6MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本研究所計画では、2014年度に原子力機構改革の一環として抽出された三つの必須の課題(地下坑道における工学的対策技術の開発、物質移動モデル化技術の開発、坑道埋め戻し技術の開発)の調査研究を進めている。本報告書は、2018年度に実施した超深地層研究所計画のそれぞれの研究分野における調査研究、共同研究、施設建設等の主な結果を示したものである。
核燃料・バックエンド研究開発部門
JAEA-Review 2019-021, 149 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-021.pdf:9.51MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)の核燃料・バックエンド研究開発部門, 原子力科学研究部門原子力科学研究所, 高速炉・新型炉研究開発部門大洗研究所及び敦賀廃止措置実証部門が実施した平成30年度(2018年4月1日
2019年3月31日)のバックエンド対策研究開発課題に係る活動をまとめたものである。原子力施設の廃止措置や廃棄物処理について、各施設の年度計画に従い実施している。核燃料サイクル工学研究所では、平成30年6月に東海再処理施設の廃止措置計画の認可を取得した。原子力科学研究所のホットラボ, 再処理特別研究棟, 液体処理場, 軽水臨界実験装置(TCA), JRR-4, 過渡臨界実験装置(TRACY), 核燃料サイクル工学研究所のプルトニウム燃料第二開発室, 大洗研究所の重水臨界実験装置(DCA), 材料試験炉(JMTR), 新型転換炉原型炉ふげん, 人形峠環境技術センターの濃縮工学施設及び製錬転換施設等では、廃止措置及び準備等を継続した。人形峠環境技術センターのウラン濃縮原型プラントは、平成30年9月に廃止措置計画の認可を申請した。また、廃止措置の推進として解体費用簡易評価コード(DECOST)を用いて機構内施設の解体費用を算出し、廃止措置実施方針等へ反映した。放射性廃棄物の処理については、各拠点において、廃棄物の保管管理、減容及び安定化に係る処理を実施した。また、大洗研究所においては、固体廃棄物減容処理施設(OWTF)の建設工事を平成31年3月に完了した。廃止措置及び放射性廃棄物の処理処分に係る技術開発については、新型転換炉原型炉ふげんにおいて、試料採取技術及びレーザ切断技術の開発を進めた。また、人形峠環境技術センターにおいては、ウラン廃棄物のクリアランス測定技術の開発を進め、クリアランス測定装置の性能評価を実施した。
核燃料・バックエンド研究開発部門
JAEA-Review 2019-020, 153 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-020.pdf:10.84MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)のバックエンド研究開発部門、原子力科学研究部門原子力科学研究所、大洗研究開発センターが実施した平成29年度(2017年4月1日2018年3月31日)のバックエンド対策研究開発課題に係る活動をまとめたものである。原子力施設の廃止措置や廃棄物処理について、各施設の年度計画に従い実施している。核燃料サイクル工学研究所の東海再処理施設では、ガラス固化技術開発施設において高レベル放射性廃液の貯蔵に係るリスク低減として34本のガラス固化処理を実施した。原子力科学研究所のホットラボ, 再処理特別研究棟, 液体処理場, 軽水臨界実験装置(TCA), 核燃料サイクル工学研究所のプルトニウム燃料第二開発室, 大洗研究開発センターの重水臨界実験装置(DCA), 材料試験炉(JMTR), 新型転換炉原型炉ふげん, 人形峠環境技術センターの濃縮工学施設, 製錬転換施設, ウラン濃縮原型プラントでは、廃止措置及び準備等を継続した。原子力科学研究所のJRR-4及び過渡臨界実験装置(TRACY)は、平成29年6月に廃止措置計画の認可を取得した。放射性廃棄物の処理については、各拠点において、廃棄物の保管管理、減容及び安定化に係る処理を実施した。また、大洗研究開発センターにおいては、固体廃棄物減容処理施設(OWTF)の建設工事を継続した。廃止措置及び放射性廃棄物の処理処分に係る技術開発については、新型転換炉原型炉ふげんにおいて、試料採取技術及びレーザ切断技術の開発を進めた。また、人形峠環境技術センターにおいて、ウラン廃棄物のクリアランス測定技術の開発を進めた。
核燃料・バックエンド研究開発部門
JAEA-Review 2019-019, 118 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-019.pdf:8.57MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)のバックエンド研究開発部門、原子力科学研究部門原子力科学研究所、大洗研究開発センターが実施した平成27年度及び平成28年度(2015年4月1日2017年3月31日)のバックエンド対策研究開発課題に係る活動をまとめたものである。原子力施設の廃止措置や廃棄物処理について、各施設の年度計画に従い実施している。核燃料サイクル工学研究所の東海再処理施設では、ガラス固化技術開発施設において高レベル放射性廃液の貯蔵に係るリスク低減として25本のガラス固化処理を実施した。原子力科学研究所のホットラボ, 再処理特別研究棟, 液体処理場, JRR-4, 過渡臨界実験装置(TRACY), 軽水臨界実験装置(TCA), 核燃料サイクル工学研究所のプルトニウム燃料第二開発室, 大洗研究開発センターの重水臨界実験装置(DCA), 新型転換炉原型炉ふげん, 人形峠環境技術センターの濃縮工学施設及び製錬転換施設等では、廃止措置及び準備等を継続した。放射性廃棄物の処理については、各拠点において、廃棄物の保管管理, 減容及び安定化に係る処理を実施した。また、大洗研究開発センターにおいては、固体廃棄物減容処理施設(OWTF)の建設工事を継続した。廃止措置及び放射性廃棄物の処理処分に係る技術開発については、新型転換炉原型炉ふげんにおいて、レーザ切断技術の開発を進めた。また、人形峠環境技術センターにおいて、ウラン廃棄物のクリアランス測定技術の開発を進めた。
中山 雅; 雑賀 敦; 木村 駿; 望月 陽人; 青柳 和平; 大野 宏和; 宮川 和也; 武田 匡樹; 早野 明; 松岡 稔幸; et al.
JAEA-Research 2019-013, 276 Pages, 2020/03
JAEA-Research-2019-013.pdf:18.72MB
幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構(原子力機構)が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施している地層処分技術に関する研究開発の計画である。幌延深地層研究計画は、「地上からの調査研究段階(第1段階)」、「坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階)」、「地下施設での調査研究段階(第3段階)」の3つの調査研究段階に分けて進めている。原子力機構の第3期中長期計画では、本計画について、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、処分概念オプションの実証、地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証に重点的に取り組む。また、平成31年度末までに研究終了までの工程やその後の埋戻しについて決定する。」としている。本稿では、第3期中長期計画期間のうち、平成27年度から令和1年度までの地下施設での調査研究段階(第3段階)における調査研究のうち、原子力機構改革の中で必須の課題として抽出した(1)実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、(2)処分概念オプションの実証、(3)地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証、の3つの研究開発課題について実施した調査研究の成果を取りまとめた。
松岡 稔幸; 濱 克宏
JAEA-Research 2019-012, 157 Pages, 2020/03
JAEA-Research-2019-012.pdf:11.91MB
日本原子力研究開発機構核燃料・バックエンド研究開発部門東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を主な対象とした超深地層研究所計画を進めている。超深地層研究所計画は、「第1段階; 地表からの調査予測研究段階」、「第2段階; 研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階; 研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなる計画である。超深地層研究所計画では、「深部地質環境の調査・解析・評価技術の基盤の整備」および「深地層における工学技術の基盤の整備」について第1段階から第3段階までを通した全体目標として定め、調査研究を進めている。本報告書では、第3期中長期計画期間のうち、平成27年度から平成31年度までの深度500mまでの研究坑道を利用して実施した調査研究の成果を取りまとめた。具体的には、原子力機構改革の中で必須の課題として抽出した(1)地下坑道における工学的対策技術の開発、(2)物質移動モデル化技術の開発、(3)坑道埋め戻し技術の開発、の3つの研究開発課題の設定の考え方、必須の課題の内容、課題解決のために実施した調査研究の成果を取りまとめた。
青柳 和平; Chen, Y.*; 石井 英一; 櫻井 彰孝; 宮良 信勝; 石田 毅*
JAEA-Research 2019-011, 50 Pages, 2020/03
JAEA-Research-2019-011.pdf:3.48MB
本研究では、坑道掘削により周辺岩盤に形成された掘削損傷領域の割れ目の可視化を行うことを目的とした。幌延深地層研究センターの地下350mに掘削した直径4mの試験坑道を対象として、紫外線照射により発光する蛍光剤を添加した樹脂を坑道周辺の岩盤に注入し、掘削損傷領域の割れ目を固定した。これにより、割れ目を可視化して観察することに成功した。注入孔周辺で試料を採取し、紫外線照射下で観察を行い、割れ目の連結性や開口幅を分析した。結果として、割れ目の最大発達範囲は、孔口から約0.9m、すなわち坑道壁面岩盤から約0.75mの範囲であった。また、孔口から0.4mまでの範囲では割れ目密度が高く、0.4m以深では割れ目の間隔が広くなることがわかった。さらに、割れ目の開口幅を測定した結果、孔口から近いほど割れ目の開口幅も大きいことがわかった。特に、孔口から0.3mまでの範囲では、樹脂が浸透した割れ目が多く観察され、開口幅が最大で1.02mmであった。一方、孔口から0.3m以深は、樹脂が浸透した割れ目が少なく、開口幅は最大で0.19mmであった。
2019年度)宮川 和也; 女澤 徹也*; 望月 陽人; 笹本 広
JAEA-Data/Code 2020-001, 41 Pages, 2020/03
JAEA-Data-Code-2020-001.pdf:3.75MB
JAEA-Data-Code-2020-001-appendix(CD-ROM).zip:0.34MB
幌延深地層研究計画における深地層の科学的研究では、実際の地下の地質環境特性を調査するための技術開発や、得られた地質環境特性に基づく地質環境モデルの構築が進められている。地質環境モデルの1つである地下水の地球化学モデルの構築・見直しにあたっては、地下施設周辺における地下水の水質データが必要である。本報告は、2017年度2019年度までの3年間に、幌延深地層研究計画で得られた地下水の水質データとして、物理化学パラメータおよび水質の測定・分析結果を取りまとめたものである。
杉浦 佑樹; 陶山 忠宏*; 舘 幸男
JAEA-Data/Code 2019-022, 40 Pages, 2020/03
JAEA-Data-Code-2019-022.pdf:2.22MB
放射性廃棄物地層処分の性能評価において、放射性核種の緩衝材, 岩石及びセメント系材料中での収着現象は、その移行遅延を支配する重要な現象の一つである。今回、性能評価における収着分配係数(K
)設定のための統合的手法の構築の基礎として、収着データベース(JAEA-SDB)のデータ拡充を行った。本報告ではK設定や収着モデル開発の最近の取り組みにおいて課題として抽出された以下に示す3つの系(粘土, 堆積岩及びセメント系材料)に着目して実施した、Kデータと信頼度情報の拡充について報告する。今回の更新において、60の文献から6,702件のKデータとその信頼度情報が追加され、JAEA-SDBに含まれるKデータは69,679件となり、全データのうちの約72%のデータに対して信頼度情報が付与されたこととなる。今回更新されたJAEA-SDBによって、今後の性能評価における収着パラメータ設定に向けて、有効な基盤情報を提供するものと期待される。
舘 幸男; 陶山 忠宏*; 三原 守弘
JAEA-Data/Code 2019-021, 101 Pages, 2020/03
JAEA-Data-Code-2019-021.pdf:4.05MB
TRU廃棄物や高レベル放射性廃棄物の地層処分を対象とした性能評価において、人工バリアであるセメントやベントナイト、天然バリアである岩石中での核種の収着現象は、核種の移行遅延を支配する重要な現象の一つである。収着の程度は一般的に収着分配係数(K)によって表され、バリア材や環境条件に応じて大きく変動するため、それぞれの条件でのKデータを取得し、性能評価解析では関連する不確実性も考慮して収着パラメータ値を設定する必要がある。TRU廃棄物の処分システムでは、高レベル放射性廃棄物で検討されるベントナイトや岩石に加えて、バリア材として利用されるセメント系材料への収着や、一部の廃棄物に含まれる硝酸塩等の化学物質が地下水に溶解して収着に影響を及ぼすことなどを考慮する必要が生じる。本報告書では、このようなTRU廃棄物の処分において考慮すべきバリア材料や、硝酸塩等の影響物質、評価対象核種の組み合わせを対象として、Kデータをバッチ式収着試験により取得した結果を報告する。バリア材としては、普通ポルトランドセメント硬化体、通水で劣化させた普通ポルトランドセメント硬化体、凝灰岩を対象とし、液性については、蒸留水や模擬海水とバリア材料との平衡液に加え、硝酸塩やアンモニウム塩を含む液性条件を対象とした。元素は、C(有機形態),C(無機形態),Cl,I,Cs,Ni,Se,Sr,Sn,Nb,Am,Thを対象とした。ここで報告する収着データの一部は、TRU廃棄物処分技術検討書の性能評価における核種移行解析に用いたパラメータである核種移行データセット(RAMDA: Radionuclide Migration Datasets)の一部として取得・報告されているものであり、ここでは、これらのデータ取得の方法, 条件, 結果の詳細を報告する。
佐俣 洋一; 石井 英一
JAEA-Data/Code 2019-020, 69 Pages, 2020/03
JAEA-Data-Code-2019-020.pdf:4.0MBJAEA-Data-Code-2019-020-appendix1(DVD-ROM).zip:86.89MBJAEA-Data-Code-2019-020-appendix2(DVD-ROM).zip:232.04MBJAEA-Data-Code-2019-020-appendix3(DVD-ROM).zip:369.23MB
幌延深地層研究計画においては、坑道掘削が坑道周辺の水理特性に与える影響を把握することを目的として、掘削影響領域を対象とした透水試験を実施している。本報では、2016年4月から2019年3月までに実施した透水試験結果および透水試験実施期間以外の間隙水圧観測結果についてまとめた。
福田 健二; 渡辺 勇輔; 村上 裕晃; 天野 由記; 青才 大介*; 熊本 義治*; 岩月 輝希
JAEA-Data/Code 2019-019, 74 Pages, 2020/03
JAEA-Data-Code-2019-019.pdf:3.53MB
日本原子力研究開発機構は岐阜県瑞浪市で進めている超深地層研究所計画において、研究坑道の掘削・維持管理が周辺の地下水の地球化学特性に与える影響の把握を目的とした調査研究を行っている。本データ集は、超深地層研究所計画において、2018年度に実施した地下水の採水調査によって得られた地球化学データおよび微生物データを取りまとめたものである。データの追跡性を確保するため、試料採取場所, 試料採取時間, 採取方法および分析方法などを示し、あわせてデータの品質管理方法について示した。
望月 陽人; 石井 英一; 宮川 和也; 笹本 広
Engineering Geology, 267, p.105496_1 - 105496_11, 2020/03
高レベル放射性廃棄物の地層処分場の建設・操業時には、坑道内の大気が掘削損傷領域(EDZ)に侵入し、坑道周辺の岩盤や地下水が酸化状態に変化することが想定される。坑道掘削が岩盤や地下水の酸化還元状態に与える影響を評価するために、幌延深地層研究センターの調査坑道周辺において酸化還元状態に関する調査を実施した。調査坑道周辺に掘削されたボーリング孔において、地下水のEhは-150mVより低く、酸化の指標となるSO
濃度はおおむね1
mol L
未満であった。ボーリング孔に設けられた区間の50%以上をガスが占め、その組成は主にCHとCO
からなり、NとOの割合はわずかであった。坑道から採取されたコア試料を分析した結果、黄鉄鉱の酸化溶解や硫酸カルシウムの沈殿は認められなかった。以上の結果から、今回調査したEDZにおいては酸化の顕著な兆候は認められず、その理由として、地下水圧の低下に伴い脱ガスしたCHやCOが岩盤中の割れ目を占め、大気の侵入が抑制された可能性が示唆された。
