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青野 竜士; 水飼 秋菜; 土田 大貴; 今田 未来; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2023-002, 81 Pages, 2023/05
JAEA-Data-Code-2023-002.pdf:3.0MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的にトレンチとピットに分けて浅地中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に保管されているJRR-2、JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和2年度に取得した20核種(
H、
C、
Cl、
Co、
Ni、
Sr、
Nb、
Tc、
Ag、
I、
Cs、
Eu、
Eu、
U、
U、Pu、
Pu、
Pu、
Am、
Cm)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。
土田 大貴; 水飼 秋菜; 青野 竜士; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2022-004, 87 Pages, 2022/07
JAEA-Data-Code-2022-004.pdf:6.73MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中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に保管されているJPDR、JRR-3及びJRR-4から発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和元年度に取得した20核種(H、C、Cl、Co、Ni、Sr、Nb、Tc、
Ag、I、Cs、Eu、Eu、U、U、Pu、
Pu、Am、Cm)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。
青野 竜士; 水飼 秋菜; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2020-006, 70 Pages, 2020/08
JAEA-Data-Code-2020-006.pdf:2.59MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する廃棄物は、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のため、原子力科学研究所内に保管されているJPDR及びJRR-4から発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成30年度に取得した19核種(H, C, Cl, Co, Ni, Sr, Nb, Tc, Ag, I, Cs, Eu, Eu, U, U, Pu, Pu, Am, Cm)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。
林 孝夫; 飛田 健次; 西尾 敏; 池田 一貴*; 中森 裕子*; 折茂 慎一*; 発電実証プラント検討チーム
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1285 - 1290, 2006/02
被引用回数：22 パーセンタイル：79.98(Nuclear Science & Technology)核融合炉先進遮蔽材料としての金属水素化物及びホウ化水素の中性子遮蔽性能を評価するために中性子輸送計算を行った。これらの水素化物はポリエチレンや液体水素よりも水素含有密度が高く、一般的な遮蔽材よりも優れた遮蔽性能を示した。水素解離圧の温度依存性からZrH
とTiHは1気圧において640
C以下で水素を放出することなく使用可能である。ZrHとMg(BH
)は、鉄水混合材料よりも遮蔽体の厚さをそれぞれ30%と20%減らすことができる。水素化物とF82Hとの混合により
線の遮蔽性能が高くなる。中性子及び線の遮蔽性能は以下の順で小さくなる:ZrH
Mg(BH) and F82HTiH and F82Hwater and F82H。
原賀 智子; 亀尾 裕; 中島 幹雄
分析化学, 55(1), p.51 - 54, 2006/01
被引用回数：4 パーセンタイル：14.43(Chemistry, Analytical)非金属放射性廃棄物をプラズマ溶融処理して製作される溶融固化体の放射化学分析を行うためには、比較的多量の試料を溶液化する必要がある。本報告では、溶融固化体試料を効率的に溶液化するために、マイクロ波加熱装置を用いる迅速溶解法を検討した。従来のホットプレートのみによる外部加熱法では、一容器あたり溶液化可能な溶融固化体試料は0.1g程度であったが、マイクロ波加熱法を適用することにより、試料1gをより短時間に溶液化できるようになった。これにより、溶解操作の所要時間は1/10以下に短縮され、溶融固化体試料に対する迅速溶解法を確立することができた。また、リファレンスとして高炉スラグを用いて、マイクロ波加熱を適用した溶解法の妥当性を確認した。
赤岡 克昭; 丸山 庸一郎
日本原子力学会和文論文誌, 4(2), p.127 - 134, 2005/06
動力試験炉(JPDR)の放射化金属廃棄物のうち、ASTM A302Bを母材とする圧力容器とSUS304を母材とする炉内構造物について分留特性について、ラングミュアの方程式とヘンリーの法則を組合せることにより、廃棄物の蒸発速度の数値解析を行った。その結果、いずれの場合もEu, Eu, CとNbについては、分留によってクリアランスレベル以下に減量できると計算された。また、ASTM A302Bについては、77年の冷却期間の後、 
Mn, 
Fe, Co, 
NiとNiについてもクリアランスレベルを満足することがわかった。一方、SUS304の場合は、クリアランスレベルを満足させるためにはNiとNiを同位体分離を用いて除去する必要があることがわかった。
赤岡 克昭; 丸山 庸一郎
RIST News, (39), p.23 - 31, 2005/03
原子力施設の解体等により発生する放射化金属廃棄物中に含まれる極微量の放射性核種を除去し、放射性廃棄物の量を削減するために、原子ビーム状に蒸発させた金属の分留とレーザー照射による核種除去を組合せた分離方法の研究を行っている。現在、金属の分留特性を把握するためにHenryの法則をLangmuirの式に適用した簡単なモデルを用いた解析コードを作成し数値解析を行っている。この解析コードにより、超々ジュラルミン(アルミニウム合金7075:Al-5.6Zn-2.5Mg-1.6Cu-0.25Cr)の蒸発について解析したところ実験とよく一致する結果が得られた。さらに、本解析コードを用いて、動力試験炉(JPDR)から排出されたSUS304を母材とする炉内構造物について分留特性の解析を行った結果、1/100以下に減量できる可能性を示すことができた。
亀尾 裕; 中島 幹雄; 平林 孝圀*
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(9), p.919 - 924, 2004/09
被引用回数：13 パーセンタイル：61.44(Nuclear Science & Technology)放射性金属廃棄物に対する新規除染技術として、ケイ酸ナトリウムと酸から調製したゲル除染剤を用いたレーザー除染法について検討した。Coトレーサーを塗布した模擬汚染試料及び動力試験炉(JPDR)の一次冷却系統から切り出した実汚染試料に本除染法を適用したところ、2
3回の除染で99%以上の放射能(Co)を除去することができた。除染反応におけるレーザー照射の効果を明らかにするため、腐食生成物層中の酸素及び鉄の化学結合状態をX線光電子分光分析装置で調べた。その結果、ゲル除染剤による腐食生成物層の溶解が、レーザー照射を行うことにより大幅に促進されることがわかった。
赤岡 克昭; 丸山 庸一郎
JAERI-Research 2004-012, 12 Pages, 2004/08
JAERI-Research-2004-012.pdf:3.52MB
おもにステンレスから構成されるJPDR金属廃棄物を対象に02500Cまで200C/hで昇温する場合の分留特性の数値解析を行った。解析モデルはHenryの法則をLangmuirの式に適用しRunge-Kutta法を用いて解析した。その結果、
Eu及びC, Nbは分留によって除去できることが示された。Mn及びFeについては、30年程度の冷却によって放射能をクリアランスレベル以下に低減できる。したがって、
NiとCoをレーザーによって除去することにより、放射化金属の廃棄物量を1/100以下にできる可能性があることが明らかになった。
春山 満夫; 高瀬 操*; 飛田 浩; 森 貴正
日本原子力学会和文論文誌, 3(2), p.185 - 192, 2004/06
核燃料濃縮施設や核燃料加工施設から発生する廃棄物のほか、このような施設のデコミッショニング計画によって、今後、膨大な量のコンクリート瓦礫や金属系のウラン廃棄物が発生すると予想される。そして、これらの廃棄物のほとんどの部分はクリアランスレベル濃度以下と推測され、このようなウラン廃棄物のクリアランス弁別と高精度な濃度決定に有用な測定技術の開発が待たれている。そこで著者らは、前に提案した14MeV中性子直接問かけ法をウラン廃棄物の測定に用いることを考え、その場合の検出性能について検討した。著者らの考案した14MeV中性子直接問かけ法は悪影響を及ぼす中性子減速・吸収効果を巧みに利用して逆に有効な効果に変えた方法であり、廃棄体マトリックスがコンクリートである場合、従来法に比べて位置感度差がほとんど無く、高感度検出を実現でき、他に比類の無い優れた手法であることを報告した。今回、各種廃棄物のうちドラム缶に金属のみが入れられているようなウラン廃棄物に対し、本検出法が効果的に適用できるか否かの検討をMVP計算コードを用いた計算機実験によって行った。その結果、本検出法は金属系ウラン廃棄物のクリアランス濃度を十分に検認できるものであった。
赤岡 克昭; 丸山 庸一郎
JAERI-Research 2003-022, 16 Pages, 2003/10
JAERI-Research-2003-022.pdf:1.56MB
超々ジュラルミン(アルミニウム合金7075:Al-5.6Zn-2.5Mg-1.6Cu-0.25Cr)の蒸留特性の測定と数値解析を行った。実験では378.7mgのジュラルミンを抵抗加熱蒸発装置により200C/hourの昇温速度で1500Cまで加熱し、蒸発させ、四重極質量分析計でイオン電流を記録することにより蒸発特性を測定した。シミュレーションはRaoultの法則をLangmuirの式に適用し、Runge-Kutta法を用いて解析した。その結果、蒸留の特性は実験とシミュレーションがよく一致し、蒸留によりジュラルミンをAl, Cu, CrとZn, Mgの2つの群に分離できることを明らかにした。これらの結果、蒸留による元素分別を用いた放射性廃棄物の減量が可能であることを示された。
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*
Materials Science Forum, 329-330, p.441 - 448, 2000/00
放射性金属の再利用に適した新しい鋳造技術の開発試験として、鉄板の型枠に金属の溶湯を流し込み、繰り返し使用ができる鉄球で除熱を行う廃棄物収納容器の鋳造試験を、容器の一部を模擬した部分試験体や小型試験体等を用いて実施した。この試験に関して、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や型枠の熱変形特性をシミュレーションするため、熱流動解析プログラムJS-CASTにより凝固解析を、非線形汎用構造解析プログラムMARKにより変形解析を行った。その結果、(1)湯流れを考慮することで最終凝固位置が試験結果に近づくこと、(2)解析から得られた変形量及び変形パターンはほぼ試験結果と一致することなどが確認できた。本論文は、この鋳造試験に対する凝固解析及びそれに基づく変形解析の結果を中心に、試験結果との対比も含めて述べたものである。
中村 寿; 平林 孝圀
日本機械学会第6回動力・エネルギー技術シンポジウム'98講演論文集, p.371 - 376, 1998/00
原子力発電施設の解体等において発生する廃棄物のうち、大部分を占める放射能レベルの極めて低いものについては、廃棄物管理の負担軽減を図る観点から十分安全に配慮したうえで資源として再利用することが重要である。このため、金属廃棄物の原子力施設内での再利用用途として角型廃棄物収納容器を選定し、鉄球を除熱材として、鉄板の型枠に金属溶湯を流し込むことにより廃棄物収納容器を鋳造する試験を行った。また、その際の溶湯の凝固特性や容器の変形特性を把握するため、熱流動解析プログラムJS-CASTにより凝固解析を、非線形汎用構造解析プログラムMARKにより変形解析を実施し、試験結果との比較・検討を行った。本論文は、この鋳造試験の概要、試験結果及び解析等から得られた知見について述べたものである。
亀尾 裕; 青木 和宏; 五来 健夫; 平林 孝圀
Proc. of 1998 JAIF Int. Conf. on Water Chemistry in Nucl. Power Plants (Water Chemistry'98), p.571 - 574, 1998/00
原子炉施設の廃止措置において発生する機器配管等に対して除染を実施することは、廃棄物発生量を低減する上で非常に重要である。将来の商用発電炉の廃止措置に向け、二次廃棄物発生量の極めて少ない除染技術の開発を進めており、この中からレーザーを利用した除染技術について報告する。本技術は、レーザーを照射しながらゲル除染剤の中に汚染物を取り込み除去するものであり、通常のレーザー除染法で問題となっていた汚染物の飛散がほとんど起こらず、また汚染物の回収が極めて容易である。ゲル除染剤の調製方法、レーザー照射条件等を最適化し、模擬汚染試料を用いた除染試験を行ったところ、本技術は汚染物を効率良く除去できることを確認した。また試験前後の試料に対して表面分析を行い、反応形態について考察した。
中村 寿; 藤木 和男
Nuclear Technology, 117(2), p.195 - 205, 1997/02
被引用回数：8 パーセンタイル：56.29(Nuclear Science & Technology)原子炉等の廃止措置に伴い、放射能レベルの低い金属廃棄物が大量に発生するために、これらの有効利用及び処分費用の低減の観点から、廃棄物の再利用が先進諸国において重要となっている。本報は、金属廃棄物の再利用に必要な溶融プロセスに関して、放射性核種の溶融生成物への分配割合、分配割合に及ぼす種々の因子の影響など、原研で実施してきた放射性金属溶融造塊試験の結果を総合的にまとめたものである。特に本報では、核種の分配割合に及ぼすスラグ成分の影響、試験装置の汚染状況等を検討し、既報の結果と合わせて核種毎の分配メカニズムを考察した。主要な結論は、1)放射性核種の分配割合は元素の揮発性、酸素との親和性に支配される、2)スラグの塩基度が減少するにつれ、Cs-137等一部の核種はスラグへの分配割合が増加する、3)鋳塊中の放射性核種の濃度は均一である、等である。
中村 寿; 金沢 勝雄; 佐藤 孝幸; 山手 一記; 藤木 和男
デコミッショニング技報, (9), p.41 - 50, 1993/12
原子炉施設の解体撤去においては、大量の廃棄物の発生が予想されている。これらの廃棄物を合理的に処分することは原子炉施設の廃止措置を円滑に進める上で重要である。この廃棄物の処分方法の一つとして、廃棄物の減容及び再利用が考えられている。特に金属廃棄物を再利用する際には溶融処理が必要で、重要なプロセスである。そこでバックエンド技術部では、動力試験炉(JPDR)の解体により発生した金属廃棄物等を用いて、放射性金属の溶融処理に関する基礎試験研究を昭和62年度から行っている。本試験の目的は、金属廃棄物の再利用で重要な溶融・造塊時の放射性核種の移行挙動を把握することにある。本報は、放射性金属溶融・造塊試験に関して、現在実施中の試験の概要、試験方法、溶融・造塊時の放射性核種の挙動、装置の運転経験などについて現状を紹介したものである。
中村 寿; 藤木 和男
Technology and Programs for Radioactive Waste Management and Environmental Restoration,Vol. 2, p.1683 - 1686, 1993/00
放射性金属を溶融・造塊した場合における放射性核種の移行挙動を調べることを目的に、JPDRの解体金属廃棄物の一部および軽水炉の解体で予想される代表的な汚染核種を模擬したRIトレーサ(Mn-54,Co-60,Zn-65,Sr-85,Cs-137)を用いて、溶融試験を行った。試験では、鋼材の溶解温度とスラグの塩基度を試験パラメータとし、溶融により生成した鋼塊、スラグ、排ガス等の放射能測定から、核種毎の生成物中への移行挙動を調べた。この結果、使用した核種の移行挙動はその大部分が鋼塊中に留まる核種(Mn-54,Co-60,Zn-65)と、鋼塊には留まることなくスラグあるいは排ガス中へ移行する核種(Sr-85,Cs-137)とに大別できること等が分かった。本報は、現在進行中のこの試験に関して、これまでの結果を述べたものである。
中嶋 悟
鉱物学雑誌, 19(5), p.289 - 293, 1990/07
地球を取り巻く環境問題が議論される今日、鉱物学は地球社会にどのような貢献ができるのかを真剣に考える時期に来ている。筆者の関わっている放射性廃棄物の地層処分問題を例にとって、鉱物学に期待される発展とデータの蓄積について論ずる。岩石・鉱物中の物質の移動速度と移動経路の研究、岩石-水相互作用の際の物質移動・濃集に関わる反応経路・速度の研究、そして非破壊顕微状態分析法の開発等が必要であると考えられる。拡散係数、溶解・沈澱・結晶化反応速度定数などの信頼性の高い予言力のあるデータを、より多くの鉱物科学者が研究し蓄積していくことが切に望まれる。そうすることが地球社会におけるそして地球科学における鉱物学の意義付けをしていくとともに、鉱物学自身の新たな発展をもたらすことになると信じている。
諏訪 武; 栗林 伸英; 安宗 武俊*
デコミッショニング技報, (2), p.29 - 40, 1990/00
機器除染法は、原子炉解体時に大量に発生する汚染金属廃棄物の減容、更には再利用を図るために国内外で盛んに研究開発が進められている。汚染金属を無拘束レベルまで除染するためには、表面に付着したクラッドのみならず母材内部にまで拡散した放射性核種をも除去する必要がある。本報では、硫酸-セリウム(SC)溶液を用いた解体後機器除染について、開発試験の概要、除染効果、各種金属材料の腐食(溶解)、速度、廃液処理等の基礎試験結果を報告する。更に基礎試験に基づいた標準除染条件、基本的な除染プロセス等について紹介する。JPDR汚染金属はSC溶液によって、母材を30
m程度溶解すれば1Bq/cm
以下になり、十分一般廃棄物にすることが可能である。
