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論文

放射性廃棄物処分システムにおいてセメントに期待される役割

田中 知*; 長崎 晋也*; 大江 俊昭*; 廣永 道彦*; 村岡 進; 油井 三和*; 妹尾 宗明*; 藤原 愛*; 芳賀 和子*; 坂本 浩幸*; et al.

日本原子力学会誌, 39(12), p.1008 - 1018, 1997/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:31.48(Nuclear Science & Technology)

セメント系材料は、既に実施されている低レベル廃棄物処分ばかりではなく、高レベル廃棄物やTRU廃棄物の処分システムの成立性を考える上でも重要な人工バリア要素である。しかしながら、それらの放射性核種の閉じ込め性や長期的な処分環境下での安定性、他材料との両立性など更に明らかにすべき課題が残されている。本稿は原子力産業界及びセメント産業界において、放射性廃棄物の処理処分分野に携わっている人々や関心を有している人の共通認識を醸成するためにその現状と今後の課題を整理したものである。

論文

Tritium diffusion and trapping associated with lithium in Al-Li systems

林 巧; 奥野 健二; 工藤 博司; 天野 恕*

J. Less-Common Met., 141, p.169 - 176, 1988/00

Al-1.1wt%Li合金、LiAl金属間化合物、金属アルミニウムを対象とし、トリチウムの存在化学形や拡散係数の測定結果からトリチウムの拡散機構を検討した。

報告書

花崗岩と水におけるセシウムの分配係数に関する研究

山形 茂*; 下岡 謙司; 妹尾 宗明; 荒木 邦夫; 天野 恕

JAERI-M 9432, 18 Pages, 1981/04

JAERI-M-9432.pdf:0.98MB

地層処分の総合的安全評価の一環として、花崗岩に対するセシウム元素の分配係数を測定した。その結果、溶液中のセシウム濃度が一定のときは、花崗岩の試料粒度にかかわらず単位重量当りの花崗岩へのセシウム吸着量は、ほぼ一定の値を取り、この値から計算される分配係数の値もほぼ一定の値を取ることが明らかになった。また、花崗岩へのセシウム吸着量から計算される分配係数について、少くともセシウム濃度約5$$mu$$g/mlから1000$$mu$$g/mlの範囲では、分配係数は20~1ml/gまで変化し、濃度依存性が認められるが、一方これより低いセシウム濃度範囲では分配係数の値は約20ml/gとなり、濃度依存性が認められなくなることが推定された。

報告書

放射性廃棄物容器としてのPIC容器の安全性試験,1; PIC容器の耐高水圧性と耐RI浸出性

石崎 寛治郎*; 岡川 誠吾; 大内 康喜; 伊藤 彰彦; 簗 尚*; 浅見 晃*; 峯岸 敬一*; 和達 嘉樹; 荒木 邦夫; 天野 恕

JAERI-M 9380, 59 Pages, 1981/03

JAERI-M-9380.pdf:1.96MB

日本原子力研究所と秩父セメント株式会社で共同開発したPIC容器の安全性に関して、耐圧型と均圧型の2種類の容器を使用し、RIとしては$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Csと$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csを用いた。ホット供試体はRIを布ウエス中に散布したもの(2)など4体である。外水圧試験は深海底5,000mの条件を模擬した条件で24時間保持した。ウエスを収納した容器に関しては高水圧試験後、常温常圧下で長期(400日程度)の浸出試験を実施中である。その結果、(1)均圧型PIC容器は250kg/cm$$^{2}$$まで耐圧性を有し、以後均圧化するが均圧後も500kg/cm$$^{2}$$の外水圧力で破壊等の異常のないことが明らかとなった。(2)耐圧型PIC容器は500kg/cm$$^{2}$$外水圧力下で、十分な耐圧強度と不透水性を有し、RIの浸出抵抗性に優れていることが確認された。(3)ウエスを収納したPIC容器の長期浸出試験(144日まで)の結果、均圧型PIC容器では$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Csの浸漬日数の平方根に比例して増加するのに対し、耐圧型PIC容器では全く浸出していなかった事が判明した。

報告書

模擬高レベル廃棄物を含有するガラス固化体の高温浸出挙動

上薗 裕史; 馬場 恒孝; 妹尾 宗明; 田代 晋吾; 荒木 邦夫; 天野 恕

JAERI-M 9387, 13 Pages, 1981/02

JAERI-M-9387.pdf:1.37MB

14wt%の模擬廃棄物を含有するホウケイ酸ガラス固化体について、ソックスレー型の抽出器を備えたオートクレーブを使用して、100$$^{circ}$$~280$$^{circ}$$C(64気圧)の温度範囲で浸出試験を行った。ガラス同化体の浸出挙動は浸出温度によって著しく変化し、220$$^{circ}$$C付近を境にして浸出機構に差が認められた。220$$^{circ}$$C以下では、主として拡散と溶解によって浸出が進み、Na、B、Moについては試料の約60%が溶解する時点で、浸出が終了する。NA、B、Moの選択的浸出が進むと、シリカの細目構造も切断され、ガラス表面のSiゲル層も徐々に溶解する。220$$^{circ}$$C以上の温度では、浸出液からの結晶化、ゲル化の進行、ガラス表面の亀裂の進行が見られ、浸出機構が変化する。

報告書

各国の高レベル放射性廃棄物固化処理用ホウケイ酸ガラスにおける廃棄物濃度の固化体諸物性に及ぼす影響

降矢 喬; 妹尾 宗明; 馬場 恒孝; 加藤 修; 三田村 久吉; 上薗 裕史; 熊田 政弘; 村上 隆; 田代 晋吾; 荒木 邦夫; et al.

JAERI-M 9378, 13 Pages, 1981/02

JAERI-M-9378.pdf:0.79MB

使用済み核燃料の再処理により発生する高レベル放射性廃棄物の固化処理法として、世界的にホウケイ酸ガラス固化技術を中心として研究開発か進められている。我国でもこの方向で開発が進められており、現在、海外に委託している使用済み燃料の再処理に伴ない返還される廃棄物固化体への対応が緊急の問題となっている。本報では、この固化体の受け入れに対する安全性の検討の一助とするため、前報に引続き各国で実用化を前提として開発されている組成の20~30%廃棄物含有ガラス固化体の諸物性(外観、密度、熱伝導率、軟化温度、失透温度および浸出率)を求めガラス固化体の廃棄物含有率が諸物性に与える影響を明らかにした。さらに、得られた物性値を用いて、或る想定した冷却システムにおけるガラス固化体の中心温度と軟化温度との関係および浸出率と最大水中許容濃度との関係よりガラス固化体の廃棄物含有率の上限値を推算した。

報告書

放射性廃棄物容器としてのPIC容器の安全性試験,2; PIC容器の樹脂固化体収納容器としての適応性および遮蔽性試験

石崎 寛治郎*; 土尻 滋; 田村 保彦*; 本田 忠博*; 森山 昇; 浅見 晃*; 峯岸 敬一*; 和達 嘉樹; 荒木 邦夫; 天野 恕

JAERI-M 9263, 22 Pages, 1981/01

JAERI-M-9263.pdf:1.18MB

原研と秩父セメント(株)で共同開発したPIC容器の放射性廃棄物プラスチック固化体への適応性を、主として、耐熱性、遮蔽性の面から検討した。その結果、(1)PIC容器は十分な耐熱性を有している、(2)PIC容器のビルドアップ係数はMXで近似できる、(3)輸送基準を満足する200lPIC容器の最大放射能収納量は140mCiであり、原子力発電所から発生する主な廃棄物である濃縮廃液、粒状樹脂および凝縮水浄化系脱塩器の器の粉状樹脂については、その均一固化体の輸送容器として使用できることが判明した。

報告書

高レベル廃棄物の処分岩体および処分地層としての岩石の熱特性

下岡 謙司; 石崎 寛治郎*; 岡本 雅道*; 熊田 政弘; 荒木 邦夫; 天野 恕

JAERI-M 9247, 28 Pages, 1980/12

JAERI-M-9247.pdf:0.76MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分において、廃棄物から発生する崩壊熱の岩石に及ぼす影響を考慮し、岩石の耐熱性の観点から廃棄物固化体の処分条件を設定することを目標に岩石の熱特性について検討した。我が国の地層を構成する代表的な岩石である珪藻土、流紋岩、変朽安山岩、砂岩、石灰岩、玄武岩、花崗岩、ゼオライト質岩、安山岩および凝灰岩に関して、比熱、熱伝導率、熱膨張率、一軸圧縮強度および示差熱分析等の熱物性を測定し、これらの結果に基づき処分地層としての岩石の耐熱性について高察を試みた。速報である。凝灰岩($$>$$1450$$^{circ}$$C)、安山岩(1300$$^{circ}$$C)、ゼオライト質岩(1250$$^{circ}$$C)、花崗岩(1200$$^{circ}$$C)、玄武岩(1150$$^{circ}$$C)がかっこ内に示した融点まで比較的安定した耐熱性を有することがわかった。石灰岩は650$$^{circ}$$Cで脱炭酸を生じ、珪藻土(200$$^{circ}$$C)、流紋岩(450$$^{circ}$$C)、砂岩(600$$^{circ}$$C)、変朽安山岩(500$$^{circ}$$C)はそれぞれの温度で分解が起こるので、これ以下の温度で工学的貯蔵をする必要がある。

報告書

海洋処分に備えた多重構造廃棄物パッケージの高水圧試験,2

関 晋; 比佐 勇; 大内 康喜; 伊藤 彰彦; 和達 嘉樹; 天野 恕; 丸山 亨; 佐藤 元昭; 高橋 孝三; 進士 義正; et al.

JAERI-M 9100, 6 Pages, 1980/09

JAERI-M-9100.pdf:0.33MB

低レベル放射性廃棄物の海洋処分に備えて、200l大多重構造パッケージを高圧水槽中で加圧し、海洋処分された場合の健全性について調べた。その結果、パッケージには安全上問題となるような変化は生じなかった。

報告書

各国における高レベル廃棄物固化処理用ホウケイ酸ガラスの物性比較評価

桐山 雄二; 降矢 喬; 加藤 修; 妹尾 宗明; 馬場 恒孝; 三田村 久吉; 石崎 寛治郎*; 岡本 雅道*; 田代 晋吾; 荒木 邦夫; et al.

JAERI-M 8915, 57 Pages, 1980/06

JAERI-M-8915.pdf:1.85MB

使用済み核燃料の再処理に伴ない発生する高レベル放射性廃棄物の固化処理法は、世界各国で研究が進められており、先進諸国では実用段階の直前まで到達している。この際の固化形態としては、ホウケイ酸ガラスが最も実現の可能性の高いものと考えられており、少なくとも、ここ10~20年間に再処理された核燃料中の廃棄物がこの形態で固化処理されることは必須であると思われる。我国が、当面取り扱うことになる高レベル廃棄物固化体は、現在、海外に再処理を委託した使用済核燃料に由来した返還廃棄物固化体であり、この固化体の受け入れに対する技術的な検討を行なうため、各国で実用化の目標にしている固化組成のガラス固化体についての物性評価を行なった。

論文

Integrity test of full size packages of cement-solidified radioactive wastes under deep-sea conditions

関 晋; 伊藤 彰彦; 天野 恕

Nucl.Chem.Waste Manage., 1(2), p.129 - 138, 1980/00

海洋処分に備えた放射性廃棄物の安全評価に関して、深海中のパッケージの健全性は、検討すべき最も重要な項目の一つである。上記の観点から実大(200l)の放射性廃棄物固化体の高水圧浸出試験装置を用いて、深海5,000mの高水圧、低温条件の下で健全性模擬試験を行った。主な結果は次のとおりである。 1)高水圧が露出面をもつ固化体に急激に加えられた場合、固化体に数多くのクラックが発生する。 2)クラックは固化体への急激な高圧水の浸入によって起るものと結論した。 3)固化体の露出面に耐水性の塗料を塗布すれば、クラックの発生を防止することができる。 4)容器は、クラックを防止するため重要な役割を果たしていることが分った。 海洋で深さ5,000mまで、セメント固化体の健全性実証試験結果から、コンテインメントの効果は、保持できた。

報告書

Concepts and Strategies for Management of Nuclear Wastes

天野 恕

JAERI-M 8592, 81 Pages, 1979/11

JAERI-M-8592.pdf:2.15MB

核燃料サイクルとして軽水炉(Once-Through)、軽水炉(U-Pu)、高速増殖炉(U-Pu)を取上げ、そこから発生する放射性廃棄物の処理処分に対する基本的な考え方を示した。廃棄物をその特性に従って4種に分類した場合、Hazard Indexを尺度にとれば必要隔離期間も定まり、対応して可能性のある処分法も示唆される。処分後の廃棄物が人間に与える影響を調べ、それを線量預託として粒式的に評価し、安全に処分するには多重バリアーの概念が必要であることを強調した。これらの概念に従って今後開発すべき項目を、管理システム、安全評価、法規制の各観点からまとめ、我国のとるべき方向、政策に対して国際協力を含めた提言を行った。

報告書

高レベル廃棄物ガラス固化における金属製溶融炉内の遊離金属の生成

岡本 雅道*; 妹尾 宗明; 田代 晋吾; 馬場 恒孝; 三田村 久吉; 荒木 邦夫; 天野 恕

JAERI-M 8574, 28 Pages, 1979/11

JAERI-M-8574.pdf:2.16MB

原研においては、ガラス固化試験装置にクロムを主成分とする金属製溶融炉を採用し、1200$$^{circ}$$C~1300$$^{circ}$$Cの温度域で約150時間、76回に及ぶ試験を行なった。今回、同一材料の新しい溶融炉と交換し、従来の溶融炉を試料として溶融炉に関する耐久性の検討を行なった。本報告ではフリーズバルブ上端に認められた遊離金属の生成機構について論じた。遊離金属の組織観察及び組成分析により次の結果を得た。遊離金属は溶融炉内壁において、炉材成分であるクロムによって還元された廃棄物元素のモリブデン及び鉄と炉材との反応により生成したものであり、種々の組織の集合体である。各組織の組成はFe-Cr-Mo三元系状態図において、炉材組成から低融点領域(およそ20%Cr55%Fe25%Mo)に向う線上に位置している。こうした機構により生成した遊離金属は溶融炉内壁に沿って沈降し、フリーズバルブ上端に堆積凝固したものと推定される。

報告書

容器入りガラス固化体の安全性試験・1; 容器入り高レベル模擬ガラス固化体の熱伝導度測定

三田村 久吉; 妹尾 宗明; 田代 晋吾; 馬場 恒孝; 天野 恕

JAERI-M 8573, 20 Pages, 1979/11

JAERI-M-8573.pdf:0.75MB

容器入り高レベルガラス固化体の熱伝導度測定法を確立するために、熱源過熱式径方向熱流法で、容器入り高レベル模擬ホウケイ酸ガラス固化体の熱伝導度を測定した。この結果として、350$$^{circ}$$Cから750$$^{circ}$$Cまでの熱伝導度測定から、(1)熱伝導度が700$$^{circ}$$C附近より急激な増加を示す、(2)含有率が6w/o附近に最大値を持つ、以後、(3)軟化点以上の高温域では、10w/o以上で、含有率が増加するにつれて熱伝導度が低下する、(4)軟化点以下の低温域では、10w/o以上で、含有率が増加するにつれて熱伝導度が増加することが分かった。さらに、これらの実測値を使って、最大許容半径を推定し、総合的安全評価における熱伝導度の位置づけを行なった。

報告書

天然ゼオライト添加による高レベル廃液処理時のセシウムの揮発防止効果

妹尾 宗明; 田代 晋吾; 馬場 恒孝; 三田村 久吉; 荒木 邦夫; 天野 恕

JAERI-M 8572, 11 Pages, 1979/11

JAERI-M-8572.pdf:0.48MB

高レベル廃液固化処理時のセシウムの揮発を防止するため、天然ゼオライトの添加効果を重量法及び放射能トレーサー法によって検討した。その結果、廃液にゼオライトを添加した場合、従来から報告されている溶液中でのセシウムのイオン交換反応の他に、高温における固相反応によってもセシウムがゼオライトの構造中に取り込まれ、ゼオライト構造が破壊されるまでの間は安定に保持される事を明らかにした。600$$^{circ}$$C付近における仮焼に際しては、高レベル廃液1lに20g以上のゼオライトを添加することによりセシウムの揮発を防止することが可能である。さらに、高温におけるガラス固化あるいはセラミック固化処理に際しては、より大量のゼオライトの添加が必要であるが、添加物はシリカゲル及びアルミナの供給源として有効に活用される。

報告書

High Pressure Soxhlet Type Leachability Testing Device and Leaching Test of Simulated High-Level Waste Glass at High Temperature

妹尾 宗明; 馬場 恒孝; 田代 晋吾; 下岡 謙司; 荒木 邦夫; 天野 恕

JAERI-M 8571, 9 Pages, 1979/11

JAERI-M-8571.pdf:0.38MB

高レベル廃棄物固化体の長期安定性の評価及び、地層処分条件を考慮した浸出率測定を行なうため、新たに耐圧ソックスレー型浸出率測定装置の開発を行なった。この装置を用いて、100$$^{circ}$$Cから300$$^{circ}$$Cまでの間の模擬廃棄物ガラス固化体の浸出率温度依存性の検討を行なった。295$$^{circ}$$Cにおける浸出率は、100$$^{circ}$$Cにおける値に比べ、セシウムでは約20倍、ナトリウムについては約7倍の増加が認められた。処分地層内では、処分初期においては、固化体近傍で、約100$$^{circ}$$Cになることが予想されるので、高温における浸出率の評価は不可欠なものである。また、長時間の浸出率の評価を行うためにも、本装置は、高温における加速浸出試験法として適用可能である。

報告書

廃棄物安全試験施設の概念設計

田代 晋吾; 青山 三郎; 松本 征一郎; 前田 頌; 野村 正之; 谷口 彰正*; 三田村 久吉; 馬場 恒孝; 妹尾 宗明; 荒木 邦夫; et al.

JAERI-M 8485, 74 Pages, 1979/10

JAERI-M-8485.pdf:2.18MB

高レベル廃棄物処理処分に関する安全評価の一環として、高レベル廃棄物固化体の長期貯蔵及び地層処分時の安全性を、実際規模の放射能濃度を用いて試験する施設として、廃棄物安全試験施設の概念設計を行った。この施設は5基のコンクリートセルを有しており、5$$times$$10$$^{4}$$Ciの実廃液を取扱うことができ、昭和56年度に完成予定である。本報告はその概念設計の概要をまとめたものであり、次研究の概要項目を含んでいる。1.試験研究の位置付け2.試験研究の概要3.取扱試料4.施設の概要5.主要試験機器の概要6.施設の安全解析

論文

Chemical behaviors of tritium produced by the $$^{6}$$Li(n, $$alpha$$)T reaction in lithium oxide

工藤 博司; 田中 吉左右; 天野 恕

Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry, 40(3), p.363 - 367, 1978/03

 被引用回数:42

核融合ブランケット物質として注目されている酸化リチウム中に、原子炉の熱中性子照射で生成するトリチウムについて、加熱処理を行い、分離された成分をラジオガスクロマトグラフ法と質量分析法で分析した。市販品およびとくにこの目的に調製した高純度酸化リチウム粉末を、石英等に減圧封入して、JRR-4、Tパイプ照射孔で20分間照射し、照射後100~600$$^{circ}$$Cに減圧下で加熱した。固体粉末から分離したトリチウムはヘリウムガスを通じてコールドトラップを通過する間に、大部分(96%)が捕集されることも確認した。捕集された成分がHTOであることを質量分析法によって確かめたが、HTOの分離過程は、2LiOH$$rightarrow$$LI$$_{2}$$O+H$$_{2}$$Oと同様にLiOT・LiOH$$rightarrow$$Li$$_{2}$$O+HTOによるものと考えられる。ラジオガスクロマトグラフ法により、少量成分としてHT、CH$$_{3}$$T、およびCnH$$_{2}$$$$_{n}$$$$_{+}$$$$_{x}$$(n=2,x=0,1,2)を認めた。

論文

Radiation stability of macro-porous and gel-type cation exchangers

久保田 益充; 神波 康夫*; 中村 治人; 天野 恕

J.Radioanal.Chem., 45(1), p.73 - 89, 1978/01

ポーラス型陽イオン交換樹脂DiaionCPK-08とゲル型樹脂Dowex50WX8の耐放射線性を調べた。はじめに両樹脂をKおよび硝酸系で$$^{6}$$$$^{0}$$Co$$gamma$$線を照射した時の樹脂性能の変化を調べ、ついで照射した樹脂からの$$^{9}$$$$^{0}$$Sr,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの硝酸による溶離特性を調べた。最後にDiaionCPK-08を加圧カラムに充填し$$^{6}$$$$^{0}$$Co$$gamma$$線を2$$times$$10$$^{6}$$R/hrで照射しながら蒸留水を一定速度で流した時の圧力変化および樹脂の性能変化を調べた。これらの結果は両樹脂の間で耐放射線性に差はなく、硝酸の濃度の増加は強酸性陽イオン交換容量の変化を少なくするが樹脂の架強度および弱酸性陽イオン交換容量を増加した。$$^{9}$$$$^{0}$$Sr,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csのカラム分配比、理論段数は照射量の増加とともに減少した。加圧カラムの実験では100時間運転後に圧力が急激に上昇し、照射後の樹脂の性能変化は1$$times$$10$$^{6}$$R/hrで照射したカラム部で最大となった。

論文

Cation-exchange separation of cesium-137, strontium-90, and rare earths in nuclear fuel reprocessing waste

久保田 益充; 中村 治人; 天野 恕

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(1), p.24 - 31, 1978/01

 被引用回数:0

濃度の異なるHNO$$_{3}$$を溶離剤として$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs、$$^{9}$$$$^{0}$$Srおよび希土類元素を系統的に陽イオン交換分離する方法について検討した。Al(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$やNaNO$$_{3}$$を含むHNO$$_{3}$$溶液中での$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs、$$^{9}$$$$^{0}$$Srおよび$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceの陽イオン交換挙動をバッチ法およびカラム法によって調べた結果、溶離剤として最も適したHNO$$_{3}$$の濃度は$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr、Alおよび$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceに対してそれぞれ0.75M、1.0M、2.0Mおよび4.0Mであった。 この分離法はAl(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$およびNaNO$$_{3}$$の濃度がそれぞれ0.01Mおよび0.1Mまでの溶液に使用できる。 この方法を実際に原研に貯蔵されている核燃料再処理廃液に適応し、長寿命核分裂生成物の分離に成功した。

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