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論文

Study on decontamination of steel surface contaminated with uranium hexafluoride by acidic electrolytic water

中山 卓也; 野村 光生; 美田 豊; 米川 仁*; 分枝 美沙子*; 矢板 由美*; 村田 栄一*; 保坂 克美*; 杉杖 典岳

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

金属廃棄物は、放射性廃棄物量最小化の観点から、クリアランスして資源化することが重要である。適用可能な除染技術の中で、金属廃棄物のように、形状・材質が多様であるものに対しては、湿式除染が有効な手法と考えられる。一方、一般的には、湿式除染は、廃液処理から生ずる二次廃棄物量が多くなる傾向がある。本件では、六フッ化ウランで汚染した鋼材をクリアランスするための目標レベル(0.04Bq/cm$$^{2}$$)以下まで除染し、かつ二次廃棄物発生量を最小化することを目標とする。本試験では、除染液の液性に着目し、酸性電解水,塩酸,硫酸,オゾン水を試験した。その結果、酸性電解水は六フッ化ウランで汚染した鋼材の除染液として有効であることがわかった。

報告書

ウランと環境研究プラットフォーム構想; ウランと環境研究懇話会

中山 卓也; 八木 直人; 佐藤 和彦; 日野田 晋吾; 中桐 俊男; 森本 靖之; 梅澤 克洋; 杉杖 典岳

JAEA-Review 2018-005, 163 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2018-005.pdf:72.95MB

人形峠環境技術センターでは、2016年12月21日に、今後の事業計画案として「ウランと環境研究プラットフォーム」構想を公表した。この構想は人形峠環境技術センターの施設の廃止措置を着実に進めるために必要な、ウランと環境をテーマとした研究開発を通じ、地域・国際社会への貢献を目指すものである。この構想を進めるにあたって、研究開発活動の効率化・活性化、研究活動を通じた地域共生、研究活動の安全・安心等の視点から、立地地域住民および外部の専門家等による、事業計画案への意見・提言を頂き、研究開発の信頼性・透明性を確保するため、「ウランと環境研究懇話会」を設置した。「ウランと環境研究懇話会」は、2017年6月から12月にかけて、5回開催し、「ウランと環境研究懇話会としての認識のまとめ」が取りまとめられた。また、この懇話会で頂いた意見・提言を「ウランと環境研究懇話会での意見・提言等の概要」として取りまとめられた。

論文

Application of support vector machine to rapid classification of uranium waste drums using low-resolution $$gamma$$-ray spectra

秦 はるひ; 横山 薫; 石森 有; 小原 義之; 田中 祥雄; 杉杖 典岳

Applied Radiation and Isotopes, 104, p.143 - 146, 2015/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:53.79(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

ウラン廃棄物ドラム缶の内容物に含まれるウランが、天然ウランか回収ウランかを分類する際に、機械学習法の一つであるサポートベクターマシン(SVM)が適用できるか調査を行った。本研究では、NaI(Tl)シンチレーション検出器で取得した12個の訓練用データで機械学習を用い、955個のデータで試験を行った。その結果、元のラベルに対し、4個のデータのみが不正解であった。そのうち1つは、ラベルが間違いのものであり、その他3つはSVMの誤分類であった。SVMは短時間で大量のデータを分類するのに効果的な手法であることが示唆され、スケーリングファクタ法において元のラベルを確認する補助的なツールとして有用だと考えられる。

論文

廃棄物$$gamma$$線分析システムによるウラン238定量結果の検証

横山 薫; 秦 はるひ; 小原 義之; 長沼 政喜; 杉杖 典岳

Radioisotopes, 63(12), p.559 - 566, 2014/12

原子力施設の廃止措置で発生するウラン系廃棄物を収納したドラム缶中のウラン238($$^{238}$$U)量は、$$gamma$$線測定等を用いて評価される。CANBERRA製のQualitative and Quantitative (Q$$^{2}$$) Low Level Waste Assay Systemsを用い廃棄物ドラム缶を測定した。本装置はウラン線源の均一分布を仮定するが、実廃棄物ドラム缶では均一性は確認されていない。そのため、著者らが開発した線源の偏在を補正する新しい解析手法を用いて評価した結果、ドラム缶中の線源偏在が、本装置の$$^{238}$$U定量値へ与える誤差を評価できた。

報告書

製錬転換施設の機器解体に係る人工数評価式

出雲 沙理; 臼井 秀雄; 窪田 晋太郎; 立花 光夫; 川越 浩; 高橋 信雄; 森本 靖之; 徳安 隆志; 田中 祥雄; 杉杖 典岳

JAEA-Technology 2014-021, 79 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-021.pdf:22.8MB

原子力機構では原子力施設の合理的な廃止措置計画を策定するために、管理データ評価システム(PRODIA)の開発を進めている。PRODIAは、過去の原子力施設の解体実績データを基に、解体作業に要する人工数等を評価する計算コードである。今回、人形峠製錬転換施設における回収ウラン転換技術開発等に使用した機器類の解体作業に対して、解体作業に要する人工数を評価するための評価式を作成した。解体作業は準備工程、解体工程、後処理工程に分けられる。準備工程に対しては作業項目、解体工程に対しては機器分類、後処理工程に対しては作業項目毎の人工数評価式で示した。今回得られた人工数評価式は、他の原子力施設、特にウラン取扱施設において廃止措置計画を策定する際に活用できる。さらに、これらの評価式のうち、適用条件が類似しているものを整理し、鋼製のプロセス機器類の解体工程に対しては単一の評価式にまとめられること、準備工程及び後処理工程に対しては作業環境に応じた包括的な評価式にまとめられることを確認した。単一の評価式を適用することにより、ウラン取扱施設における鋼製の機器類は一括して評価することができる。

論文

Technique for recovering uranium from sludge-like uranium-bearing wastes using hydrochloric acid

大橋 裕介; 野村 光生; 綱嶋 康倫; 安藤 詞音; 杉杖 典岳; 池田 泰久*; 田中 祥雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(2), p.251 - 265, 2014/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:59.06(Nuclear Science & Technology)

人形峠環境技術センターにおけるウランの転換技術開発によって、ウランを含んだスラッジ状廃棄物が発生している。これらのうち、珪藻土及びCaF$${_2}$$中和沈澱物からウランを回収するプロセスとして、塩酸を用いた湿式プロセスを提案した。中和沈澱物を溶解した塩酸溶液中の異なるpH領域における溶存種の存在比を化学平衡計算によって検討し、回収したウラン中のフッ素量について実験値と比較した。回収したウランへのフッ素の混入量は溶液中のアルミニウム濃度の増加によって減少することを確認した。珪藻土については、ウランが選択的に回収可能であることがわかった。回収したウランは、pHの増加とともに粒径が小さくなり、ウラン回収後の廃液から発生する中和沈澱物のウラン濃度は1Bq/gを下回った。

論文

CANBERRA製; Qualitative and Quantative(Q$$^{2}$$)装置による廃棄物ドラム缶中のウラン放射能定量試験

横山 薫; 秦 はるひ; 小原 義之; 杉杖 典岳

Radioisotopes, 62(11), p.833 - 840, 2013/11

原子力関連施設の廃止措置等に伴って発生するウラン廃棄物の放射能濃度を評価するパッシブ$$gamma$$線測定手法を研究してきた。その結果、$$^{rm 234m}$$Paから放出される2つのエネルギーの$$gamma$$線を用い、廃棄物及びウランが偏在しても放射能濃度を定量可能な測定手法を構築した。本手法は、最終的には既存の$$gamma$$線測定装置に導入することを目標に置いている。このため、CANBERRA製の測定装置; Qualitative and Quantitative (Q$$^{2}$$) Low Level Waste Assay Systemsを用い、本評価手法の適用妥当性を示した。

論文

製錬転換施設廃止措置プロジェクトの進捗状況

杉杖 典岳; 森本 靖之; 徳安 隆志; 田中 祥雄

日本原子力学会和文論文誌, 12(3), p.242 - 256, 2013/09

本技術報告では、製錬転換施設廃止措置プロジェクトの一環として実施してきた、乾式転換プロセスを中心とした管理区域内の主要設備及び機器の解体・撤去の状況について示した。2011年9月に、管理区域内の主要設備の解体・撤去及び保管容器への収納がすべて終了し、この段階で、汚染機材はすべてドラム缶に密封状態で安定保管できる状態となった。これにより、施設内の放射能インベントリーは変わらないものの、施設の経年劣化等による汚染等が発生するリスクは格段に低下し、廃止措置の最初のステップをクリアーした。

論文

Development of evaluation models of manpower needs for dismantling the dry conversion process-related equipment in Uranium Refining and Conversion Plant (URCP)

出雲 沙理; 臼井 秀雄; 立花 光夫; 森本 靖之; 高橋 信雄; 徳安 隆志; 田中 祥雄; 杉杖 典岳

Proceedings of 15th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2013) (CD-ROM), 9 Pages, 2013/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:100

In Uranium Refining and Conversion Plant (URCP), the dry conversion process of reprocessed uranium and others had been operated until 1999, and the equipment related to the main process was dismantled from 2008 to 2011. Actual data such as manpower for dismantling were collected during the dismantling activities. In this paper, evaluation models were developed using the collected actual data on the basis of equipment classification considering the characteristics of uranium handling facility. Additionally, a simplified model was developed for easily and accurately calculating the manpower needs for dismantling dry conversion process-related equipment. It is important to evaluate beforehand project management data such as manpower needs to prepare an optimized decommissioning plan and implement effective dismantling activity. The models described in this paper are widely applicable to other uranium handling facilities.

論文

Analysis of dismantling activities of rotary kiln for benchmark tests

立花 光夫; 出雲 沙理; 杉杖 典岳; Park, S.-K.*

DYNATOM (Internet), 2013(4), p.31 - 35, 2013/04

原子力機構(JAEA)は製錬転換施設を、KAERIはウラン転換施設を有している。これらの施設は、その役割を終え廃止措置を進めている。また、各組織は最適な廃止措置計画の作成及び効率的な解体作業を実施するために廃止措置エンジニアリングシステムの開発を進めている。そこで、双方の廃止措置エンジニアリンクシステムを検証するためにベンチマーク試験を開始した。本論文は、JAEA及びKAERIが有するロータリーキルンの解体作業について手順や実績データを比較した結果とJAEAによる管理データの計算結果について述べる。

論文

Separation technology of uranium using inorganic acid for sludge

大橋 裕介; 綱嶋 康倫; 田中 祥雄; 杉杖 典岳

Proceedings of 5th International Conference and Exhibition on Decommissioning Challenges; Industrial Reality and Prospects (CD-ROM), 10 Pages, 2013/04

人形峠環境技術センターでは、転換技術開発で発生した1500トンのスラッジ類、吸着剤を保管している。これらについて、塩酸で溶解し、溶液中のウランを過酸化ウランとして回収し、そのウランの不純物量,ウラン含有量について、転換原料としてのイエローケーキの基準(ASTM)と比較した。その結果、低いpH条件に設定することにより、条件を満たす高純度のウランを回収できることを確認した。また、溶液中に残存している微量のウランはキレート樹脂で除去し、後の工程で発生した中和沈澱物のウラン濃度を低下させた。中和沈澱物中のアルミニウムについては、水酸化ナトリウムによって選択的に溶解し、回収可能であることを確認した。

論文

$$gamma$$線計測による放射性廃棄物収納容器中のウラン238の定量の検証

横山 薫; 杉杖 典岳; 室井 正行*; 鈴木 康夫*

Radioisotopes, 62(1), p.1 - 17, 2013/01

原子力施設から発生する放射性廃棄物の処分では、放射能濃度が受け入れ基準を満たすことを確認する必要がある。本論文では、ウランを対象として、廃棄物収納容器の外部から測定した、ウランの子孫核種($$^{rm 234m}$$Pa)から放出される2つのエネルギーの$$gamma$$線を用い、容器中の廃棄物及びウランが偏在しても放射能濃度を定量可能な測定手法を構築し、実用性を模擬廃棄物で検証した。この結果、本手法の相対誤差は20%以内、検出限界重量濃度は1.2Bq/gであった。

論文

Chemical decontamination using IF$$_7$$ gas

秦 はるひ; 横山 薫; 杉杖 典岳

Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 7 Pages, 2012/07

原子力機構人形峠環境技術センターのウラン濃縮原型プラントにおける七フッ化ヨウ素ガスを用いた化学除染について実績データとその評価について報告を行う。七フッ化ヨウ素ガスを用いた除染では、98%を超える除去率が得られた。また、実績データを用いて除染のシミュレーションを行った。

論文

Analysis of dismantling activities of rotary kiln for benchmark tests

立花 光夫; 出雲 沙理; 杉杖 典岳; Park, S.-K.*

Proceedings of American Nuclear Society Embedded Topical on Decommissioning, Decontamination and Reutilization and Technology Expo (DD&R 2012) (DVD-ROM), p.107 - 110, 2012/06

原子力機構は製錬転換施設を、KAERIはウラン転換施設を有している。これらの施設は、その役割を終え廃止措置を進めている。また、各組織は最適な廃止措置計画の作成及び効率的な解体作業を実施するために廃止措置エンジニアリングシステムの開発を進めている。そこで、双方の廃止措置エンジニアリンクシステムを検証するためにベンチマーク試験を開始した。本論文は、原子力機構及びKAERIが有するロータリーキルンの解体作業について手順や実績データを比較した結果と原子力機構による管理データの計算結果について述べる。

論文

Study on evaluation of project management data for decommissioning of uranium refining and conversion plant

臼井 秀雄; 出雲 沙理; 芝原 雄司; 森本 靖之; 徳安 隆志; 高橋 信雄; 田中 祥雄; 杉杖 典岳; 立花 光夫

Proceedings of International Waste Management Symposia 2012 (WM 2012) (CD-ROM), 13 Pages, 2012/02

人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設では乾式転換設備の廃止措置が2008年に始まり、これまでの解体において種々の管理データを取得してきた。本研究では管理データとして、解体人工数,GH(グリーンハウス)の設置と撤去にかかわる人工数、GHにかかわる二次廃棄物発生量について検討を行った。施設全体の解体人工数の評価は、その施設に存在する機器の種類ごとに解体人工数の評価式を作ることで可能となる。しかしながら全種類の機器について評価式を作ることは容易ではない。そこで、施設の特徴に基づいて人工数を評価する、より簡易な評価方法の検討を行った。その結果、化学工程ごとに解体人工数を評価する見通しが得られた。一方、効率的な解体計画を立案するためには、GHの使用に関してあらかじめ入念な検討を行う必要がある。そこで、GHにかかわる管理データ(人工数,二次廃棄物発生量)の評価方法を検討した。その結果、作成した評価式によりGHの管理データを評価する見通しが得られた。

報告書

数値解析手法による乾式除染性能評価に関する研究,3(共同研究)

百武 徹*; 武藤 明徳*; 笹倉 万里子*; 箕輪 弘嗣*; 鈴木 和彦*; 横山 薫; 高橋 信雄; 秦 はるひ; 杉杖 典岳

JAEA-Research 2011-035, 53 Pages, 2012/01

JAEA-Research-2011-035.pdf:3.13MB

核燃料施設の廃止措置では、放射性廃棄物の発生量を極力少なくすることや、解体作業時の被ばく線量を低減することを目的として、一般的に、解体前系統除染や解体後の除染が行われている。人形峠環境技術センターでは、おもに、ウラン化合物により金属表面が汚染した機器を対象とした系統除染として「七フッ化ヨウ素(以下、IF$$_{7}$$という。)を用いた乾式除染」を適用している。「IF$$_{7}$$を用いた乾式除染」は、金属表面に付着したウラン化合物とIF$$_{7}$$の化学反応により除染を行う技術であるが、このような、除染ガスを用いた乾式除染技術に関しては、除染の進展メカニズムや除染レベル等の除染性能に関する基礎研究は、必ずしも十分に行われておらず、これらの研究を実施し、乾式除染技術として一般化することが求められている。このため、本研究では、人形峠環境技術センターで実施している、IF$$_{7}$$ガスを用いた乾式除染データを活用し、最終的には乾式除染の基礎的メカニズムのモデル化を行うことを目的とし、これらの研究の基礎的知見として、数値解析手法によりUF$$_{6}$$の付着現象に関する解析を実施した。

論文

放射性廃棄物収納容器中のウラン放射能簡易定量評価のための$$gamma$$線計測方法

横山 薫; 杉杖 典岳

Radioisotopes, 60(10), p.409 - 416, 2011/10

放射性廃棄物収納容器中に含まれるウラン放射能を定量するため、廃棄物密度均一の条件で不均一な線源分布と$$gamma$$線計数率を線形関係で結ぶ評価モデルを示した。この評価モデルにより廃棄物密度均一では、不均一な線源分布状態と$$gamma$$線計数率の対応が評価でき、ウラン放射能が定量可能となることを示した。一方、廃棄物密度不均一,線源分布不均一の放射性廃棄物への適用は課題となっていた。このため、廃棄物密度不均一の放射性廃棄物収納容器の$$gamma$$線計測を、廃棄物収納容器を取り囲む球面上に設定したポイントで実施し、計測値を幾何平均して、廃棄物密度不均一の放射性廃棄物から近似的に廃棄物密度均一の状態を作り出す方法を考察した。この結果、廃棄物密度不均一の状態であっても、線源分布状態と$$gamma$$線計数率の関係を、ウラン系列で放出される二つのエネルギーでの$$gamma$$線計数率幾何平均の比$$bar{R}$$、放出率の比${it k}$から定義される$$frac{1}{(ln(k/bar{R}))^{2}}$$と1001keVの$$gamma$$線計数率幾何平均$$bar{n}$$で与えられることを示した。

報告書

ウラン廃棄物の溶出特性に関する予察試験; 溶出試験方法に関する考え方

秦 はるひ; 横山 薫; 綱嶋 康倫; 大橋 裕介; 古賀 修; 杉杖 典岳

JAEA-Research 2011-022, 35 Pages, 2011/09

JAEA-Research-2011-022.pdf:2.92MB

原子力施設等から発生する低レベル放射性廃棄物の埋設処分の安全評価の重要な要素のひとつに埋設後の溶出特性がある。そのうち、原子力発電所から発生する低レベル放射性廃棄物については、既にコンクリートピットやトレンチ処分が行われており、溶出特性についても、その評価方法が確立している。一方、本報告で対象としているウラン廃棄物では、現状、溶出特性に関する試験方法について定まった考え方は示されていない。このような状況を踏まえて、埋設処分の安全評価上の留意点を評価するために予察試験を行った。これより、廃棄物を構成する材質とそこに含まれるウランの化学形態及び形状が溶出試験において重要なファクターになることがわかった。加えて、処分場への降水量の多寡により、溶出特性が変わってくると考えられる。以上のことから、ウラン廃棄物からの漏えい率を厳密に評価しようとするならば、これらのファクターを考慮した溶出試験を行う必要があることがわかった。

論文

Systematic chemical decontamination using IF$$_7$$ gas

秦 はるひ; 横山 薫; 杉杖 典岳

Proceedings of 14th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2011) (CD-ROM), p.105 - 110, 2011/09

原子力機構人形峠環境技術センターでは、ウラン濃縮試験施設の廃止措置の基本方針として、IF$$_7$$ガスを使った系統除染と希硫酸による浸漬除染を組合せた方法により、廃止措置から発生する金属の約90%をクリアランスし、資源として再利用する計画である。IF$$_7$$を使った系統除染は、適用できる汚染物質がウランの中間フッ化物に限定されるという制約はあるが、1mol対1molのシンプルな反応あり、常温、かつ低圧(20hPa以下)で処理ができ、二次廃棄物がほとんど発生しないという優れた特徴を有する。IF$$_7$$ガスを使った系統除染をウラン濃縮原型プラントに適用し、プラント内部に滞留した約700kgのウランを約60日で回収した。また、プラント主要な構成機器である遠心分離機の内面の除染レベルは、おおむね1.0Bq/g以下まで除染することができており、除染係数DF=100程度の性能を有する。

論文

放射性廃棄物収納容器中のウラン放射能簡易定量評価のためのパッシブ$$gamma$$線計測

横山 薫; 杉杖 典岳

Radioisotopes, 59(12), p.707 - 719, 2010/12

トレンチ処分対象のウラン廃棄物中に含まれる放射能量評価への適用を想定し、ドラム缶等の容器に収納された廃棄物中に含まれる放射能を、パッシブ$$gamma$$線により簡易な方法で定量評価することが可能な手法の理論体系を構築した。廃棄物収納容器を対向位置測定する方法で、廃棄物収納容器の中に3次元的に分布する線源位置を表す物理量と$$gamma$$線計数率の変化の関係を表す評価式を導出した。線源位置を表す評価式は、ウラン系列で放出される1001keVと766keVの2つのエネルギーでの$$gamma$$線計数率のピーク比R(1), R(2)と、2つのエネルギーの放出率比kから、1/(ln(k/R(1))$$times$$ln(k/R(2)))で与えられる。この物理量とエネルギー1001keVの$$gamma$$線計数率n$$_{1}$$とn$$_{2}$$から計算される(n$$_{1}$$$$times$$n$$_{2}$$)$$^{1/2}$$の間に一義的な関係があることがわかった。

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