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原子力の研究開発施設から発生する放射性廃棄物の処理処分は、取り扱う核燃料物質や材料が多種多様なこと等を踏まえ、放射能濃度を求める必要がある。大洗研究所は、廃棄物を処理する施設のみならず、廃棄物を発生させる施設も含め、埋設処分を見据えた検討に着手した。本報告書は、大洗研究所内で発生する放射性廃棄物の埋設処分に向けて、主要課題のひとつである放射能濃度評価手法について、令和元年度の検討結果を取りまとめたものである。, The disposal of radioactive waste from the research facility need to calculated from the radioactivity concentration that based on variously nuclear fuels and materials. In Japan Atomic Energy Oarai Research and Development Institute, the study on considering disposal is being advanced among the facilities which generate radioactive waste as well as the facilities which process radioactive waste. This report summarizes a study result in FY2019 about the evaluation method to determine the radioactivity concentration in radioactive waste on Oarai Research and Development Institute., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Review 2020-015

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する研究施設等廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJRR-2、JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物から分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成28年度から平成30年度に取得した25核種(3H, 14C, 36Cl, 60Co, 63Ni, 90Sr, 94Nb, 93Mo, 99Tc, 108mAg, 126Sn, 129I, 137Cs, 152Eu, 154Eu, 233U, 234U, 238U, 238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 241Am, 243Am, 244Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。, In the future, radioactive wastes which generated from research and testing reactors in Japan Atomic Energy Agency are planning to be buried for the near surface disposal. Therefore, it is required to establish the method to evaluate the radioactivity concentrations of radioactive wastes by the time it starts disposal. In order to contribute to this work, we collected and analyzed the samples generated from JRR-2, JRR-3 and Hot laboratory facilities. In this report, we summarized the radioactivity concentrations of 25 radionuclides (3H, 14C, 36Cl, 60Co, 63Ni, 90Sr, 94Nb, 93Mo, 99Tc, 108mAg, 126Sn, 129I, 137Cs, 152Eu, 154Eu, 233U, 234U, 238U, 238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 241Am, 243Am, 244Cm) which were obtained from radiochemical analysis of those samples., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Data/Code 2019-016

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する研究施設等廃棄物は、将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJRR-2及びJRR-3から発生した放射性廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成28年度から29年度に取得した19核種(3H, 14C, 36Cl, 60Co, 63Ni, 90Sr, 94Nb, 99Tc, 108mAg, 129I, 137Cs, 152Eu, 154Eu, 234U, 238U, 238Pu, 239+240Pu, 241Am, 244Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。, In the future, radioactive wastes which generated from research and testing reactors in Japan Atomic Energy Agency are planning to be buried for the near surface disposal. Therefore, it is required to establish the method to evaluate the radioactivity concentrations of radioactive wastes by the time it starts disposal. In order to contribute to this work, we collected and analyzed the samples generated from JRR-2 and JRR-3. In this report, we summarized the radioactivity concentrations of 19 radionuclides (3H, 14C, 36Cl, 60Co, 63Ni, 90Sr, 94Nb, 99Tc, 108mAg, 129I, 137Cs, 152Eu, 154Eu, 234U, 238U, 238Pu, 239+240Pu, 241Am, 244Cm) which were obtained from radiochemical analysis of those samples., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Data/Code 2019-004

平成27年9月11日、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター廃棄物管理施設の固体集積保管場IIにおいて、アスファルト固化体封入ドラム缶(アスファルトドラム缶)4缶からアスファルトの漏えい跡が確認された。また、その後の点検において、平成27年11月10日にアスファルトドラム缶1缶からアスファルトの漏えい跡が発見された。さらに、平成27年12月2日には、アスファルトドラム缶1缶に、アスファルトの漏えい跡は無いが上蓋の腐食が激しいものが確認された。アスファルトドラム缶からのアスファルトの漏えい跡について、原因の調査と対策を検討するため、「ドラム缶からの漏えい跡原因調査及び対策に係る検討作業部会」を設置し、対応が進められた。具体的な検討事項は、(1)アスファルトドラム缶からのアスファルトの漏えい原因の特定、(2)アスファルトドラム缶の腐食(錆)発生原因の特定、(3)アスファルトドラム缶のアスファルト漏えい及び腐食(錆)の再発防止対策である。本報告書は、当該作業部会でまとめられた報告書「ドラム缶からの漏えい跡原因調査及び対策に係る報告書」を基に、その後の書類調査によって明らかになった内容を含めて再構成したものである。, On September 11, 2015, leaky traces of bituminized wastes were confirmed from four drums filled with bituminization in waste packages storage yard (II) of waste management facility in Oarai Research and Development Center. Moreover, even after the subsequent investigation, a leakage trace was found from one bituminous drum on November 10, 2015. Furthermore, on December 2, 2015, there was no a leakage trace in one bituminous drum, however the upper lid was found to be intensely corroded. To investigate the causes and the countermeasures for leakages of bituminized wastes from the drums, we have set up a Work Group to investigate the causes and the countermeasures to leakage traces from the drums. This report is based on "Report on Cause Investigation and Countermeasure of Leakage Trace from the Drum" summarized by this working group, the report was reconstructed including the contents clarified in the subsequent document investigation., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Review 2018-023

日本原子力研究開発機構原子炉廃止措置研究開発センターでは、新型転換炉原型炉「ふげん」の廃止措置が進められており、解体撤去物等のクリアランス申請や廃棄確認のためのスケーリングファクタ法の確立に向けて、解体撤去物等から採取した試料の放射能データの収集を進めている。一方、原子力科学研究部門 バックエンド技術部 放射性廃棄物管理技術課では、バックエンド推進部門 廃棄物確認技術開発グループ(現 放射性廃棄物管理技術課)が開発した廃棄物放射能データの収集を効率よく行うための簡易・迅速分析法の実証試験を進めている。本報告では、実放射性廃棄物試料として、「ふげん」の重水系統及び炭酸ガス系統の金属配管から採取した試料を用い、これまでに報告した試料と核種組成の異なる金属配管試料に対して、開発した簡易・迅速分析法を適用できることを示すとともに、「ふげん」の金属配管試料に対する放射能データを整備した。, Fugen Nuclear Power Station was shut down and now is under decommissioning. Many radioactivity concentration data of dismantled materials have to be accumulated to calculate the scaling factors of radioactive wastes and to verify that the cleared dismantled materials conform to the clearance levels. A simple and rapid radioactivity determination method for radioactive waste samples was developed by Department of Decommissioning and Waste Management. For its demonstration, the simple and rapid radioactivity determination method was applied to metal samples, which were taken from dismantled pipes in contact with heavy water or carbon dioxide gas of Fugen. This report summarizes the radioactivity data obtained from the analysis of those samples., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Data/Code 2016-017

廃棄物管理施設を規制するための新しい基準(新規制基準; 平成25年12月18日施行)を受けて、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターの廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価を行った。はじめに森林火災の延焼シナリオを想定し、現地調査、森林火災評価モデル等から、森林火災の強度を評価した。森林火災の強度の評価に用いたモデルは、Rothermelの拡大方程式及びCanadian Forest Fire Behavior Prediction (FBP) Systemである。輻射熱による施設への影響評価を行い、想定した森林火災に対する施設外壁の温度変化を試算した。施設外壁温度は最大160circC程度と評価され、一般にコンクリートの強度に影響がないとされている許容温度(200circC)には達しない事を明らかにした。さらに、防火帯突破確率を試算し、約20%程度であった。本報告書は、廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価を通して、新規制基準における森林火災に対する評価の一例を示すものである。, In response to new standards for regulating waste management facilities, it was carried out impact assessment of forest fires on the waste management facilities existed in Oarai Research and Development Center of Japan Atomic Energy Agency. At first, a fire spread scenario of forest fires was assumed. The intensity of forest fires was evaluated from field surveys, forest fire evaluation models and so on. As models of forest fire intensity evaluation, Rothermel Model and Canadian Forest Fire Behavior Prediction (FBP) System were used. Impact assessment of radiant heat to the facilities was carried out, and temperature change of outer walls for the assumed forest fires was estimated. The outer wall temperature of facilities was estimated around 160circC at the maximum, it was revealed that it doesn't reach allowable temperature limit. Consequently, it doesn't influence the strength of concrete. In addition, a probability of fire breach was estimated to be about 20%. This report illustrates an example of evaluation of forest fires for the new regulatory standards through impact assessment of the forest fires on the waste management facilities., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Technology 2015-062