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梅澤 克洋; 森本 靖之; 中山 卓也; 中桐 俊男
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 6 Pages, 2019/05
原子力機構人形峠環境技術センターは2016年12月に「ウランと環境研究プラットフォーム構想」を発表した。その一環として、われわれは、ウラン廃棄物工学研究を実施している。本研究の目的は、ウラン廃棄物の安全かつ合理的な処分に必要な処理技術を確立することである。具体的には、廃棄物中のウランや有害物質のインベントリを把握し、廃棄物中のそれらの濃度を、浅地中処分が可能な濃度に低減し、廃棄体の形態で処分する技術を開発することが必要である。廃棄物中のウランと有害物質の濃度を低減して処分するために、われわれは下記の課題に取り組んでいる。(1)ウランのインベントリ調査:ドラム缶中のウラン量や化学形態を調査している。(2)金属・コンクリート廃棄物の除染技術の開発:ウランで汚染された金属やコンクリートの除染方法を調査している。(3)有害物質の除去・無害化・固定化技術の開発:廃棄物中の有害物質の種類、量を調査している。また、有害物質の除去・無害化・固定化対策を調査している。(4)スラッジ類からのウラン除去技術の開発:多種類のスラッジに適用できる、スラッジからウランを除去する処理方法を検討している。(5)ウラン放射能測定技術:ウラン放射能測定の定量精度を向上させるとともに、測定時間を短縮化させる方法を調査、検討している。ウラン廃棄物工学研究の最終段階では、小規模フィールド試験及び埋設実証試験が計画されている。これらの試験の目的は、ウラン廃棄物の処分技術を実証することである。
高畠 容子; 駒 義和
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05
Radioactive nuclides contaminated F1NPS on the severe accident. It is necessary to discuss about radioactive waste processing and disposal. To investigate contamination process for the waste is important to establish methodologies for their management. Operation floor of unit 2 reactor building was highly contaminated, and boring cores of floor and ceiling were radiochemicaly analyzed. Comparing with distribution of 
Cs and dose rate indicated the difference of degree of contamination between the floor and ceiling. Contamination with 
Pu, 
Am and 
Cm was higher at the floor above the reactor shield plug, where is considered that the contaminated gas leaked. Degree of contamination of 
H, 
Co, 
Tc, Am and Cm were highest at the point of the opposite side of the blow out panel among several sampling point of the ceiling. From the activity ratio of 
U to U with samples, the origin of uranium was the damaged fuel.
細馬 隆
JAEA-Research 2015-009, 162 Pages, 2015/08
JAEA-Research-2015-009.pdf:22.3MB
プルトニウム転換技術開発施設では、米国エネルギー省の支援を受けて中性子同時計数法による計量装置の開発・設置・改良を行い、20年にわたり計量管理と保障措置対応に用いてきた。中性子計数による測定の対象は今後、従来とは異なる自発核分裂性核種を含む高質量のウラン・プルトニウム混合二酸化物に拡がると思われる。そこで、中性子多重相関計数法の数理的基礎について現場での経験を含めて再考するとともに、次の点について基礎を拡充した; (a)確率母関数を用いた七重相関までの多重相関分布式の代数的導出; (b)モンテカルロ法に代えて試料内部の任意の点から表面の任意の点までの平均距離とこの間での誘導核分裂反応の確率を用いた漏れ増倍率の評価; (c)Poisson過程が持つ2つの異なる時間軸と同時計数の仕組みの関連付け、結果として確率過程に由来するほぼ同時中性子の導出と評価。分布式については「組合せ」に基づく新しい表現を併記し、実際に取り扱ったウラン・プルトニウム混合二酸化物をスペクトルや平均自由行程の例とした。
沢 和弘; 吉牟田 秀治*; 佐藤 政四; 齋藤 賢司; 飛田 勉*
JAERI-Research 98-016, 34 Pages, 1998/03
JAERI-Research-98-016.pdf:1.21MB
HTTRの燃料設計方針では多少の燃料破損は許容しており、「運転中の追加破損は充分許容しうる小さな値に制限する」と定めている。そのため、HTTRの運転に当たっては、破損率を定量的に推定し異常の有無を判断する必要がある。燃料粒子の被覆層は短半減期の希ガスをほぼ完全に閉じこめることができるため、短半減希ガスは、主に貫通破損粒子及び燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランから放出される。HTTR初装荷燃料の製造時の露出ウラン率及びSiC層破損率の測定結果及びHTTRの運転条件に基づいて貫通破損率及び
Krの放出率を解析的に評価する方法を開発した。その結果、(1)運転中に製造時SiC層破損粒子の一部が内圧により貫通破損に至ること、(2)放出は汚染ウランからの寄与でほとんど決まり、運転に伴う貫通破損率の増加を考慮しても、末期の放出率が10
を下回ることを予測した。
小林 紀昭; 福田 幸朔
JAERI-M 87-023, 10 Pages, 1987/02
高温ガス炉用燃料コンパクトの露出ウラン率の検査に電機解砕-硝酸浸出法を適用した場合の検査条件の確認及び同法の改良を行なった。燃料コンパクトを解砕するため新しい装置を開発し、その装置での検査条件を定めた。また、燃料コンパクトの露出ウラン量の定量にウラン蛍光光度法が適用できる事がわかり、その標準偏差は14%であった。さらに、溶出ウランの同位体比の測定から燃料コンパクト製造工程に混入したウランは天然ウランであることがわかった。
近藤 忠美; 吉島 哲夫; 重本 雅光; 田中 純利; 飯田 省三; 山本 章
JAERI-M 85-039, 26 Pages, 1985/03
前報では、JRR-3一次冷却重水系の汚染状況の把握と実験室規模でのCAN-DECON法の有効性について検討した。本報告書では、ループテストによるCAN-DECON法の実験結果について検討した。実験の目的は次の通りとした。(1)アルミニウム材の溶解に関する評価、(2)ステンレス配管の除染評価、(3)イオン交換樹脂による除染剤の除去に関する有効性の評価。実験の結果、アルミニウムとステンレス鋼は溶解に関して問題のないことがわかった。また、スレンレス鋼の平均除染係数は、ウランが約10、プルトニウムが約5であった。除染剤と溶出イオンは陰イオン交換樹脂と温床イオン交換樹脂でほぼ完全に除去できた。CAN-DECON法は汚染されたステンレス配管から、ウラン、プルトニウムおよび核分裂生成物の除去に効果的であることがわかった。