検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 43 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Uranium waste engineering research at the Ningyo-Toge Environmental Engineering Center of JAEA

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。

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。

報告書

第2期中期計画における原子力施設の廃止措置と技術開発

照沼 章弘; 三村 竜二; 長島 久雄; 青柳 義孝; 廣川 勝規*; 打它 正人; 石森 有; 桑原 潤; 岡本 久人; 木村 泰久; et al.

JAEA-Review 2016-008, 98 Pages, 2016/07

JAEA-Review-2016-008.pdf:11.73MB

原子力機構は、平成22年4月から平成27年3月までの期間における中期目標を達成するための計画(以下「第2期中期計画」という。)を作成した。また、上記期間中の各年度の業務運営に関する計画(以下「年度計画」という。)を定めている。バックエンド研究開発部門は、この第2期中期計画及び年度計画に基づいて、廃止措置技術開発と原子力施設の廃止措置を進めてきた。本報告は、バックエンド研究開発部門が第2期中期に実施した廃止措置技術開発と原子力施設の廃止措置の結果についてまとめたものである。

報告書

濃縮工学施設における廃止措置の進捗状況; 平成26年度上半期

松本 孝志; 森本 靖之; 高橋 信雄; 高田 正晴; 吉田 英明; 中島 伸一; 石森 有

JAEA-Technology 2015-036, 60 Pages, 2016/01

JAEA-Technology-2015-036.pdf:9.15MB

人形峠環境技術センターの濃縮工学施設は、ウラン濃縮のプラント技術的基盤を確立することを目的として建設された施設である。施設内に2つのプラントがあり、天然ウラン及び、回収ウランを用いたウラン濃縮試験を昭和54年度から平成元年度まで行った。平成26年度からは廃棄物調査や澱物調査等を実施する区画を整備するため、平成31年度までの計画でウラン濃縮プラントを構成するプロセス設備やユーティリティ設備などの管理区域内設備を解体・撤去する。本報告書は、この濃縮工学施設の廃止措置の基本計画を記載するとともに、廃止措置進捗状況として平成26年度上半期の実績工程、廃止措置方法、写真による廃止措置経過及び、部屋・作業員種別毎の作業人工実績、についてまとめた。平成26年度上半期の解体作業に伴い発生した解体物は、メッシュコンテナ37基、200リットルドラム缶199本であり、二次廃棄物は271.4kg(可燃物91.9kg、難燃物179.5kg)であった。

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

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

 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

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。

論文

Uranium refining and conversion plant decommissioning project

在間 直樹; 森本 靖之; 杉杖 典岳; 門 一実

Proceedings of 13th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2010) (CD-ROM), p.311 - 320, 2010/10

The uranium refining and conversion plant at Ningyo-toge (URCP) was constructed in 1981 for the purpose of demonstration on refining and conversion processes from yellow cakes to UF$$_{6}$$ via UF$$_{4}$$. Through 20 years, 385 tons of natural uranium of UF$$_{6}$$ and 336 tons of reprocessed uranium of UF$$_{6}$$ had been conducted. The basic policies are the optimization of the labor costs and the minimization of the radioactive wastes. The procedures are followings; (1) monitoring by high sensitivity surveymeters and identificating nuclide by $$gamma$$ ray spectrometry, (2) estimating uranium mass inventory, (3) planning workers distributions including of radiation control staffs, (4) deciding dismantling methods and decontaminating schematically if required, (5) measuring and classifying doserate and contamination level, (6) managing for radioactive waste container, (7) control for personal exposures. Through two years and half, almost all equipment had been dismantled except building decontamination. Several hundreds tons of dismantled wastes had accumulated in 200 litter drums. In addition, the secondary wastes had also been generated. Several thousands day of working time had spent totally. Simultaneously we are now developing for waste measuring systems with better accuracy. The further tasks imposed us summarized the followings; (1) dismantling method for higher doserate area, (2) reduction of radioactive wastes volume, (3) decontamination for the buildings, (4) waste disposal.

報告書

転換施設の放射線環境評価; 解体設備のインベントリーと空間線量の評価, 2

高橋 信雄; 横山 薫; 森本 靖之; 島池 政満; 池上 宗平; 杉杖 典岳

JAEA-Technology 2010-003, 92 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-003.pdf:10.76MB

製錬転換施設は「製錬転換施設廃止措置短期計画」に従って、平成20年度に引き続き、平成21年度に水和転換室1Fから3F及び脱水転換室1F,2F,乾式工程フィルタ室を解体する。解体前の評価として解体対象機器の$$gamma$$線計測を行い、放射能インベントリーを評価した。この結果から、解体作業を安全かつ合理的に実施するために、解体前のウラン回収の必要性を検討した。また、製錬転換施設では、回収ウランを使用していることから、解体作業時の外部被ばく量に、回収ウランに含まれるウラン同位体が影響する。このため、回収ウランに含まれる特徴的な核種を評価した。さらに、本報告書にまとめた解体実施前の$$gamma$$線計測データの解析結果をもとに、核種挙動を整理することで、廃棄体確認の方法を検討することに利用できるよう考慮した。

報告書

湿式法によるウラン系廃棄物の処理技術調査

梅津 浩; 森本 靖之; 後藤 浩仁; 長安 孝明; 池上 宗平; 矢坂 由美*; 金子 昌章*

JNC-TJ6400 2002-004, 68 Pages, 2003/02

JNC-TJ6400-2002-004.pdf:5.98MB

JNC人形峠では、種々の研究開発に伴い発生する各種固体及び液体放射性廃棄物を施設内で保管している。これら廃棄物の中でフッ素を含有する固体廃棄物については、発生量が多いため、技術開発を行い、処理を進めていく予定である。本検討では、C-F2、ケミカルトラップ材(N-F)、流動媒体(A-2O3)、不良品UF4に対し、塩酸を用いた処理プロセス物質収支、放射能収支を検討するためのデータをビーカー試験で取得し、プロセスの可能性を評価した。

報告書

スクラップウランフッ化処理技術の開発

森本 靖之; 大林 弘; 後藤 浩仁; 栃木 善克*; 福井 寿樹*; 荒井 和浩*

JNC-TJ6410 2002-013, 38 Pages, 2002/02

JNC-TJ6410-2002-013.pdf:1.18MB

スクラップウランの処理技術として、ウランを六フッ化ウラン(UF6)にフッ化して揮発・除去する処理の適用性確認試験を実施した。試験は、回収ウランを含み、特に粉砕等の前処理を実施していないNaFペレットを用い、フッ化ガスとして三フッ化塩素(ClF3)ガスを使用して実施した。試験の結果、NaFペレットに平均で2.7$$times$$10 5ppm含まれるウランを最大で99.93Wt%除去して311ppmまで低減できることが分かった。また、フッ素(F2)ガスを使用した比較試験の結果ClF3が全条件でF2より高い除染性能を示すことが分かった。特に、ClF3では、200$$^{circ}C$$程度の低温フッ化処理を組み合わせることで、使用ガス量を低減しつつ処理性能を向上させることが分かったが、同条件のF2を使用した試験では除染性能が低減した。

報告書

フッ化処理のための熱力学データ取得

梅津 浩; 森本 靖之; 後藤 浩仁; 長安 孝明; 池上 宗平; 千代 亮*; 東 達弘*

JNC-TJ6400 2001-014, 39 Pages, 2002/02

JNC-TJ6400-2001-014.pdf:1.46MB

転換施設に固有であるウラン等を含有するアルミナに対する処理技術として溶融塩電解法をあげることができる。その適用性を検討する上で不足している熱力学データを取得する必要があり、昨年度セリウムウをウラン模擬物質として用い超電力測定試験を行ったところ、弗化物系においてアルミニウムよりも卑な電位をもつセリウムは正確な検証ができないことがわかった。そこで本年度はアルミニウムよりもニッケルを用いて試験を行い、試験体系の妥当性、試験条件棟の最適化を図ることとした。研究の結果、アルミナは弗化物溶融塩に溶解する際同じく溶融塩中に溶解させたフッ化ニッケルを酸化させることが分かった。この現象はウランにおいても生じることが予想でき、電解還元によるアルミナからのウラン回収が難しいことを示唆するものであった。

報告書

「常陽」MK-IIC型特殊燃料集合体(PFC020)の照射後試験(1)

永峯 剛*; 宇留鷲 真一*; 金丸 好行*; 森本 靖之*; 田地 弘勝*

PNC-TN9410 88-189, 1 Pages, 1988/02

PNC-TN9410-88-189.pdf:2.94MB

「常陽」MK-2C型特殊燃料集合体「PFC020」の照射後試験を実施した。本集合体は、高速増殖原型炉「もんじゅ」の低燃焼度炉心でもっとも厳しい照射条件(燃料要素最大線出力350W/㎝、被覆管最高温度640$$^{circ}C$$)を満足するように照射された供試体である。照射後試験目的は、燃料要素の健全性及びウエアマーク発生の有無の確認、燃料ピンバンドルの健全性の確認並びに、被覆材(K、S材)の照射挙動の調査である。本試験の結果は下記の通りである。(1)燃料要素は損傷、変形、変色等が認められず健全であり、炉内照射挙動も正常と推定され、燃料製造の妥当性が確認された。(2)被覆管表面に接触跡が観察された。この接触跡はウエア・マークと類似したものであるが、非破壊試験では接触跡の深さが不明であり、ウエアマークと断定することはできない。(3)燃料ピンバンドル状態は、ピン配列の乱れ、脱落等は認められず、「もんじゅ」型ピン支持構造を含め、ピンバンドルとしての健全性が確認された。(4)被覆材の照射挙動は、K材S材共に外径寸法変化は認められず、スエリングは生じていないと推定される。

口頭

ウラン廃棄物処分方策の提案

川妻 伸二; 武部 愼一; 大内 優; 小澤 一茂; 八木 直人; 佐藤 和彦; 森本 靖之; 福島 正; 石橋 純*

no journal, , 

ウラン廃棄物の合理的な処分方策として浅地中処分可能な他の低ベル放射性廃棄物との同一の処分場での埋設を想定した場合のウランで汚染された廃棄物を含む場合の浅地中処分の濃度上限値導出のアプローチについて提案を行う。本発表内容は、「ウラン$$cdot$$TRU廃棄物等のクリアランス及び処分に関する検討委員会」(略称UTW勉強会)にて報告している。UTW勉強会はRANDECを事務局とし有識者,事業者から構成され、平成19年3月より開催されている会議体である。

口頭

ウランのクリアランスレベルの検討

川妻 伸二; 石橋 純*; 森本 靖之

no journal, , 

日本国内において、ウラン使用の核燃料物質使用施設,ウラン加工施設等において発生する廃棄物は、ウランで汚染された廃棄物となる。今後、各施設の廃止等に伴い大量のウランで汚染した廃棄物が発生する。発生した廃棄物の中には放射性物質として取り扱う必要のないもの(クリアランス物)も多数発生する可能性があり、現在、クリアランスを行うためのクリアランスレベルを原子力安全委員会等において検討しているところである。しかし、原子炉等のクリアランス評価核種である人工の放射性核種と違い、ウランは天然に存在する核種でもあることから検討にあたっては、国内における土壌中のウラン濃度等も考慮し、考え方を整理していく必要がある。今回、国内における土壌等のウラン濃度及び土壌からの被ばく量等を踏まえた、ウランクリアランスレベルについての考え方について考察を行う。

口頭

製錬転換施設の廃止措置プロジェク,2; 流動媒体中の核種組成と被ばく評価

高橋 信雄; 島池 政満; 森本 靖之; 池上 宗平; 杉杖 典岳

no journal, , 

製錬転換施設廃止措置にかかわる事前評価の一環として、使用済流動媒体貯槽からの抜出し作業時の被ばく線量評価を行った。使用済流動媒体には回収ウランを原料としたUF$$_{4}$$が多量に同伴している。このため、現時点での核種評価を行い、この結果を踏まえた流動媒体抜出し作業時の被ばく線量評価を実施した。

口頭

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,1; 基本計画

森本 靖之; 池上 宗平; 杉杖 典岳

no journal, , 

人形峠環境技術センターの製錬転換施設は、平成20年度から、乾式転換プロセスの実用化試験設備で使用した管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年度までに、管理区域内のすべての機器の撤去を終える予定としている。製錬転換廃止措置プロジェクトでは、解体・撤去の確実な実施とあわせて、大型核燃料施設廃止措置技術の体系的な取りまとめを行う計画としている。また、製錬転換廃止措置プロジェクトのポリシーは以下の通りである。(1)廃止措置及び将来コストの最適化(二次廃棄物を含めた放射性廃棄物量の最少化,期間の最短化),(2)金属のクリアランスと再利用,(3)技術情報の体系的取りまとめと汎用化,(4)立地地域との共生。ポリシーの具体的展開として、基本計画では、解体前の事前調査から解体物管理までの作業方法を策定している。例えば、(1)解体開始前の放射線量の空間分布測,核種同定,インベントリーの推定,(2)解体実施時の、作業員数・装備品・作業内容・作業内容ごとの作業配分時間・作業内容ごとの作業性データの収集,(3)解体実施時の解体物の汚染レベル別,材質別に分類,(4)解体物の管理として、重量,内容物データ収集等を行った。

口頭

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,3; コールドトラップ滞留物の核種組成と被ばく評価

島池 政満; 高橋 信雄; 森本 靖之; 池上 宗平; 杉杖 典岳

no journal, , 

製錬転換施設では、製錬転換施設の管理区域に設置されている一部の設備の解体・撤去を実施している。ウラン転換試験設備では天然四フッ化ウラン(UF$$_{4}$$)をUF$$_{6}$$に転換する試験が実施され、さらに回収ウランのUF$$_{6}$$転換に関する試験も実施されたため、ウラン転換試験設備の解体・撤去では回収ウランからの放射線による被ばく評価も行う必要がある。そのため、評価手順を検討し、合わせて今年度解体を行う設備のウランのインベントリーや設備周辺の空間線量などの放射線環境の調査を行う。空間線量評価結果から、回収ウランを使用したことにより、$$^{232}$$Uから生成した$$^{208}$$Tl及び$$^{237}$$Npから生成した$$^{233}$$Paが空間線量に影響することがわかった。しかし、解体作業を実施して問題がない線量であることを確認した。

口頭

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,4; 解体作業データの管理

徳安 隆志; 森本 靖之; 池上 宗平; 杉杖 典岳; 立花 光夫; 谷本 政隆; 石神 努

no journal, , 

製錬転換施設の廃止措置は、大型核燃料施設を対象とした国内では初めてのケースである。したがって、一連の廃止措置にかかわる技術的・経済的情報の確実な収集・評価が期待されている。このためには、解体現場において必要な情報を確実に収集することが必要となるが、一方で、これらの作業が解体作業の合理性を阻害することがあってはならない。原子力機構では、過去の廃止措置において、バーコードを用いた解体物管理等を試みているが、多大な労力を要することが課題として挙げられた。これらを踏まえ、本報告では、情報収集労力と情報収集の確実性を両立させる手法として、マークシート(SQS: Shared Questionnaire System)を用いた作業日報による情報収集管理手法を適用した。マークシート方式での作業日報を取り入れ運用した結果、作業者へ簡単な説明のみで運用を開始でき、認識エラーもわずかであり、DBへのデータ登録も即時性が高く、作業実績の収集方法として妥当であることを確認した。過去に行った作業実績データの入力方法と比較した結果、容易性・入力者の負荷・即時性・一括処理による作業性など、いずれにおいても優れた結果が得られた。

43 件中 1件目~20件目を表示