検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 40 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

Investigation of hydrogen gas generation by radiolysis for cement-solidified products of used adsorbents for water decontamination

佐藤 淳也; 菊地 博*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 松島 怜達; 佐藤 史紀; 小島 順二; 中澤 修

QST-M-8; QST Takasaki Annual Report 2016, P. 62, 2018/03

福島第一原子力発電所における多核種除去設備から発生している廃吸着材は、多量の放射性核種を含有しており、処分のために発生した固化体への放射線影響が懸念されている。本件は、廃吸着材の模擬物をセメント固化した試料において放射線分解によって発生する水素ガス量の調査を目的として実施した。チタン酸塩, 酸化チタン, フェロシアン化物, キレート樹脂及び樹脂系吸着材を対象として、セメント固化材(普通ポルトランドセメント及び高炉スラグセメント)を用いて固化試料を作製した。量子科学技術研究開発機構高崎量子応用研究所のコバルト照射施設を利用して$$gamma$$線の照射試験を行い、セメント固化試料からの水素ガス発生を調査した。試験の結果、セメント固化試料から発生した水素ガス量を求め、水素ガス発生のG値を算出することができた。

報告書

福島第一原子力発電所の廃炉によって発生する放射性廃棄物の処理に向けた固化技術及び減容技術カタログ

加藤 潤; 中川 明憲; 谷口 拓海; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘

JAEA-Review 2017-015, 173 Pages, 2017/07

JAEA-Review-2017-015.pdf:6.67MB

福島第一原子力発電所では様々な性状の放射性廃棄物が発生している。これらの放射性廃棄物を処分するためには、廃棄物に対して減容処理や固化処理を行い、処分に適した廃棄体を作ることが必要である。また、今後の廃炉に向けた検討では、既存の処理技術が適用可能かを見極めることが必要である。そこで、今後の処理技術の選定に向けて、実規模での開発実績が確認されている国内外の放射性廃棄物の減容技術及び固化技術の文献調査を実施した。本報告書はその調査結果をまとめたものである。対象廃棄物を均一な粉粒体・液体廃棄物と不均一な雑固体廃棄物の2種類に区分し、それぞれに対する減容技術、廃棄体化技術の調査を行った結果を、技術の名称や原理、処理能力、固化体性状などの適用性評価に必要な項目にまとめた。

論文

Heat treatment of phosphate-modified cementitious matrices for safe storage of secondary radioactive aqueous wastes in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

入澤 啓太; 谷口 拓海; 並木 仁宏; Garc$'i$a-Lodeiro, I.*; 大杉 武史; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘; 木下 肇*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

東京電力福島第一原子力発電所から発生する汚染水二次廃棄物の安全な貯蔵のために、リン酸セメントを用いて低含水固化技術を開発している。従来のセメントシステムは水和反応を経由して固化し、一定量の水の要求と含有を必要とする。しかしながら、リン酸セメントは酸塩基反応を経由して固化する。それゆえ、水は作業性の観点から必要とされているだけである。水分量が低減されたリン酸セメントシステムは放射性廃棄物による水の放射線分解で発生する水素ガスを低減できるため、安全な貯蔵に貢献できる。本研究は、異なる温度(60, 90, 120$$^{circ}$$C)の開放系及びリファレンスとして20$$^{circ}$$Cの閉鎖系で養生したカルシウムアルミネートセメント(CAC)とリン酸添加CAC(CAP)の含水率と特性を調査した。CACとCAP中の水分量は時間経過に伴い減少した。$$geq$$ 90$$^{circ}$$Cにおいて、CAPはCACよりも低い含水率を得た。CAC中の自由水は、加熱処理により構造水に転換したが、CAPでは生じなかった。ハイドロキシアパタイトの前駆相である正リン酸塩が20, 60$$^{circ}$$CのCAP中で発見され、90$$^{circ}$$Cでは正リン酸塩とハイドロキシアパタイトの混合物が発見された。120$$^{circ}$$CのCAP中のリン酸生成物は、20, 60, 90$$^{circ}$$CのCAPと比較して異なるリン酸塩からなるようにみえる。

論文

The Hydrogen gas generation by electron-beam irradiation from ALPS adsorbents solidified by several inorganic materials

佐藤 淳也; 鈴木 眞司*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 目黒 義弘; 中澤 修

QST-M-2; QST Takasaki Annual Report 2015, P. 87, 2017/03

福島第一原子力発電所における汚染水処理に伴い、多核種除去設備(以下、ALPS)から発生する廃吸着材は$$beta$$線放出核種を含む多量の放射性核種を含有しており、処分のため作製する固化体への放射線影響が懸念されている。したがって、処分時の安全性の観点から、固化体中の水の放射線分解による水素ガスの発生を評価しておくことが重要である。本件では、ケイチタン酸塩とSb吸着材の模擬物を対象に、無機固型化材(普通ポルトランドセメント(OPC),高炉スラグセメント(BB)及びジオポリマー(GP))を用いて固化試料を作製し、$$beta$$線を模擬した電子線照射を行い、水素ガスの発生量を調査した。結果、模擬廃棄物の種類が電子線照射時の水素ガス発生量に影響を与えていることが示唆された。

論文

The Hydrogen gas generation by gamma-ray irradiation from ALPS adsorbents solidified by several inorganic materials

佐藤 淳也; 鈴木 眞司*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 目黒 義弘; 中澤 修

QST-M-2; QST Takasaki Annual Report 2015, P. 88, 2017/03

福島第一原子力発電所における多核種除去設備(以下、ALPS)から発生している廃吸着材は、多量の放射性核種を含有しており、処分のために発生した固化体への放射線影響が懸念されている。本件では、ケイチタン酸塩及びSb吸着材の模擬物を対象に、無機固型化材(普通ポルトランドセメント(OPC),高炉スラグセメント(BB)及びジオポリマー(GP))を用いて固化試料を作製し、$$gamma$$線の照射試験を行い、水素ガス発生のG値及び固化試料の含水率を調査した。結果、固化した模擬廃棄物の違いによるG値への影響が観察された。このことから、廃棄物に含まれる構成成分が固化試料の水素ガスの発生に寄与していることが示された。

報告書

水浸漬法によるMA系アスファルト固化体の脱硝技術の検討

入澤 啓太; 小松崎 利夫; 川戸 喜実; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘

JAEA-Technology 2015-008, 28 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-008.pdf:13.63MB

東海再処理施設で製作された約3万本のアスファルト固化体のうち、16,671本のMA系アスファルト固化体がアスファルト固化体貯蔵施設内に保管されている。MA系アスファルト固化体の処分に向けた評価の不確実性を低減する手段の1つとして、アスファルト固化体から硝酸塩を分離できる脱硝技術である水浸漬法を検討した。水浸漬法による脱硝技術開発における要素技術として、(1)アスファルト固化体の粉砕技術、(2)水浸漬法による粉砕したアスファルト固化体の脱硝技術に関して調査した。粉砕技術は硝酸塩等の浸出を速めるために必要であり、粗砕及び微粉砕試験ごとに試料粒径の分布を求めた。脱硝技術の調査は硝酸イオン及び亜硝酸イオンの浸出挙動に加え、放射性核種として取り込まれている元素の浸出挙動を求めた。

報告書

焼却灰のセメント固化試験手引書

中山 卓也; 川戸 喜実; 大杉 武史; 嶋崎 竹二郎; 花田 圭司; 鈴木 眞司; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘

JAEA-Technology 2014-046, 56 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-046.pdf:7.61MB

日本原子力研究開発機構では、保有する原子力施設等の研究開発活動で発生した放射性の可燃性及び難燃性廃棄物を、減容のため焼却処理をしている。焼却処理により発生した焼却灰はセメント固化して処分する計画としている。焼却灰は各拠点で発生するが、焼却炉型や廃棄物により特徴が異なるため、セメントの固化条件を設定するための基礎試験を拠点毎に行い、データを取得する必要がある。また、セメント固化試験においては、共通に評価すべき項目があるため、統一した手順で試験を進めていくことが重要である。本手引書は、セメント固化処理設備の設計に向けた基礎的なデータ取得を計画する際に、試験方法や条件設定の参考として利用するために作成した。焼却灰のセメント固化試験において評価すべき項目として、法規制において廃棄体に求められる要件について整理し、一軸圧縮強度や流動性などの技術的な7つの評価項目を抽出した。試験を計画する際に必要となる焼却灰, セメント, 水, 混和材料の選定方法の項目、試験固化体の作製手順の項目及び膨張、一軸圧縮強度、溶出量等の評価の方法の項目については、これまでの知見から注意すべき点を記載した。同時に、固化条件の最適化に向けた試験フロー及び調整の指針についてまとめた。最後に、各拠点でセメント固化試験に着手する際の助けとなるよう、目標とする固化条件を満足する固化可能な範囲の目安及び固化技術開発の課題について取りまとめたものである。

報告書

LA系アスファルト固化体の詰め替え技術の検討

入澤 啓太; 小松崎 利夫; 川戸 喜実; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘

JAEA-Technology 2014-039, 28 Pages, 2014/12

JAEA-Technology-2014-039.pdf:6.13MB

東海再処理施設で作製されたLA系アスファルト固化体は200Lドラム缶内に封入されており、アスファルト固化体貯蔵施設に13,296本収納されている。LA系アスファルト固化体の処分に向け、処分場設置スペースの効率化を図るための減容化策の一つとして、200Lドラム缶からアスファルト固化体を角型容器に詰め替えるための要素技術を検討した。詰め替え工程として、(1)ドラム缶からのアスファルト固化体の取り出し、(2)ポストフィーリング部の分離、(3)角型容器への充填といった一連の工程を考案し、個々の工程に対して2通りの操作方法を検討し、それぞれの技術の作業効率等を調べた。

論文

Development of the volume reduction treatment of solid waste system by ultra-high frequency induction furnace

榊原 哲朗; 青山 佳男; 山口 大美; 佐々木 尚*; 西川 雄*; 村田 実*; Park, J.*; 谷口 尚司*; 藤田 満*; 福田 友幸*; et al.

Proceedings of International Waste Management Symposium 2009 (WM '09) (CD-ROM), 15 Pages, 2009/03

放射性廃棄物の溶融減容処理において、廃棄物の詳細な分別が不要となる超高周波溶融炉による減容システムを開発した。るつぼ容量10リットルの小型試験装置と、容量30リットルの実証試験装置を用いて数10$$sim$$100kHzの電磁誘導により金属とセラミックスを同時に誘導加熱し溶融固化体を作製した。作製した固化体の健全性を確認するとともに、計算シミュレーションにより算出した炉内の電磁場と流動状況と試験結果とを比較評価した。また、試験データ及び計算評価結果からるつぼ容量100リットルの実用規模設備の設計を実施した。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,24

井戸村 泰宏; 吉田 麻衣子; 矢木 雅敏*; 田中 謙治*; 林 伸彦; 坂本 宜照; 田村 直樹*; 大山 直幸; 浦野 創; 相羽 信行; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 84(12), p.952 - 955, 2008/12

2008年の秋季に、ITPAに関する6つの会合(「輸送と閉込め物理」,「周辺及びペデスタル物理」,「MHD安定性」,「統合運転シナリオ」,「高エネルギー粒子物理」,「スクレイプオフ層及びダイバータ物理」)が開催された。前回までのグループが再編成されグループ名も改称されるとともに、新議長,新副議長が就任し、各国の委員も更新された。各会合の詳細と次回会合の予定(開催日程,場所)等を報告する。

報告書

TRU廃棄物の処理・処分技術に関する研究開発; 平成19年度報告

亀井 玄人; 本田 明; 三原 守弘; 小田 治恵; 村上 裕; 増田 賢太; 山口 耕平; 松田 節郎; 市毛 悟; 高橋 邦明; et al.

JAEA-Research 2008-082, 84 Pages, 2008/11

JAEA-Research-2008-082.pdf:2.52MB
JAEA-Research-2008-082(errata).pdf:0.15MB

TRU廃棄物の地層処分研究開発については国の全体基本計画に基づき、併置処分の評価にかかわる信頼性向上,ジェネリックな評価基盤の拡充及び幅広い地質環境に柔軟に対応するための代替技術開発が進められている。JAEAにおいても処理,処分の両面で全体基本計画の中の分担課題に取り組んでいる。本年報は平成19年度のそれらの進捗を記すもので、具体的課題としては、(1)TRU廃棄物の処理・廃棄体化技術(廃棄物の開梱・分別へのか焼技術の適用性,廃棄体の品質保証・検認手法),(2)ニアフィールドの構造力学評価(構造力学評価モデルの開発・整備,岩盤クリープモデルの導入,岩盤及び人工バリア変形の連成解析),(3)性能評価(核種移行データ取得・整備,セメント変質,高アルカリ性環境における緩衝材及び岩盤の長期化学挙動,硝酸塩影響)及び(4)代替技術(硝酸塩分解技術)である。

論文

Investigation of Radioactive Inventory in the TRU Solid Wastes Generated from the Tokai Reprocessing Plant

榊原 哲朗; 田辺 務; 高橋 邦明; 圷 茂; 小嶋 裕; 坂下 章*; 黒田 一彦*

Proceedings of International Waste Management Symposium 2005 (WM 2005), 0 Pages, 2005/00

TRU廃棄物の放射能濃度決定方法の検討に資するため、東海再処理施設から発生する雑固体廃棄物中の核種組成・放射能濃度を調査するため、実廃棄物のサンプリング・分析計画を立案した。その計画に基づき一部のサンプルを取得し分析した。

報告書

高速炉燃料再処理溶解液への晶析法の適用に関する安全性の検討-原研・サイクル機構共同研究-

柴田 淳広; 榊原 哲朗*; 小山 智造; 奥野 浩*; 藤根 幸雄*; 朝倉 俊秀*; 村崎 穣*

JNC-TY8400 99-004, 37 Pages, 1999/07

JNC-TY8400-99-004.pdf:2.51MB

高速増殖炉燃焼燃料の再処理に当たり、溶解液からウランのみを回収し、後段の処理量の低減化を図る考え方がある。この目的で、晶析法の適用が検討されている。この報告書では、晶析法導入に伴う安全問題について検討した。まず再処理工程全体における晶析の位置付けを明確にし、処理規模及び対象燃料を規定した。次に、安全上問題となりうる臨界、遮蔽、火災・爆発、閉じ込め機能喪失についての可能性、及び留意しておくべき起因事象を検討した。このうち臨界に関して、晶析工程の臨界安全管理例について検討した。特に晶析装置については、平常時及び事故時に分けて評価モデルを設定し、評価の参考となるデータを臨界安全ハンドブックから抽出した。評価上重要な基本データである硝酸プルトニウムの理論密度は、結晶学データに基づき推算した。これらの情報に基づき、晶析装置の核的制限値を算出した。

報告書

高速炉燃料再処理溶解液への晶析法の適用に関する安全性の検討

奥野 浩; 藤根 幸雄; 朝倉 俊英; 村崎 穣*; 小山 智造*; 榊原 哲朗*; 柴田 淳広*

JAERI-Research 99-027, 37 Pages, 1999/03

JAERI-Research-99-027.pdf:1.82MB

高速増殖炉燃焼燃料の再処理に当たり、溶解液からウランのみを回収し、後段の処理量の低減化を図る考え方がある。この目的で、晶析法の適用が検討されている。この報告書では、晶析法導入に伴う安全問題について検討した。まず再処理工程全体における晶析の位置付けを明確にし、処理規模及び対象燃料を規定した。次に、安全上問題となりうる臨界、遮蔽、火災・爆発、閉じ込め機能喪失についての可能性、及び留意しておくべき起因事象を検討した。このうち臨界に関して、晶析工程の臨界安全管理例について検討した。特に晶析装置については、平常時及び事故時に分けて評価モデルを設定し、評価の参考となるデータを臨界安全ハンドブックから抽出した。評価上重要な基本データである硝酸プルトニウムの理論密度は、最新のデータに基づき独自に推算した。これらの情報に基づき、晶析装置の核的制限値を算出した。

論文

高速炉燃料再処理でのNpとPuの共回収

駒 義和; 根本 慎一; 柴田 淳広; 榊原 哲朗; 田中 康正

動燃技報, (99), , 

高速炉燃料を対象としたPUREX法再処理におけるNpの回収を検討した。フローシートの検討に当たっては、PUREX法の簡素化を図りながら、Npを高い回収率でPu及びUとともに回収することを目標とした。溶解液中にPu(VI)を共存させる条件でNpをNp(VI)に酸化して抽出し、硝酸ヒドロキシルアミン(HAN)により、Pu(III)及びNp(V)として回収する手法の適用性を試験的に評価した。20%をPu(VI)に酸化した溶解液を用いた向流多段抽出試験において、NpをPu・U混合製品とともに回収した。

口頭

TRU廃棄物の放射能評価方法の開発,4; 核分裂生成核種とCs-137との相関関係,1

榊原 哲朗; 小華和 治; 圷 茂; 小嶋 裕; 坂下 章*; 黒田 一彦*; 木野 健一郎*; 三枝 守幸*

no journal, , 

東海再処理施設(TRP)で発生した雑固体廃棄物の埋設処分時に必要になると考えられる放射能濃度決定方法を検討している。TRPより採取した実廃棄物サンプルの放射化学分析結果に基づき、key核種候補であるCs-137濃度と難測定核種であるTc-99濃度との相関関係を検討した。

口頭

TRU廃棄物の放射能評価方法の開発,5; 放射化生成核種とCo-60との相関関係,1

木野 健一郎*; 三枝 守幸*; 坂下 章*; 黒田 一彦*; 榊原 哲朗; 小華和 治; 圷 茂; 小嶋 裕

no journal, , 

東海再処理施設(TRP)で発生している放射性廃棄物の処理・処分の検討を具体化するため、廃棄物中の放射性核種濃度データ取得を実施している。TRPで発生した放射性廃棄物(主として雑固体廃棄物)については現在までに数十点に及び分析データを取得している。ここでは、得られた分析データのうち、放射化生成核種(AP)について、$$gamma$$線スペクトロメトリ法で容易に検出することが可能なCo-60をkey核種候補としてその相関関係を検討した。

口頭

超高周波誘導炉による廃棄物減容処理システムの開発,4; 実証炉の概要

山口 大美; 宮本 泰明; 榊原 哲朗; 花本 行生; 青山 佳男; 佐々木 尚*; 西川 雄*; 村田 実*; 室井 正行*; Park, J.*; et al.

no journal, , 

超高周波誘導炉による放射性廃棄物減容処理システムの開発を進めている。小型の超高周波誘導試験装置による試験で得られた基礎データやシミュレーションを活用して実用規模の超高周波誘導試験装置を設計・製作し、試運転を行いその機能を確認した。この試験装置の概要について報告する。

口頭

超高周波誘導炉による廃棄物減容処理システムの開発,5; 実証試験,溶融性能確認試験

山口 大美; 宮本 泰明; 榊原 哲朗; 花本 行生; 青山 佳男; 佐々木 尚*; 西川 雄*; 村田 実*; 室井 正行*; Park, J.*; et al.

no journal, , 

超高周波誘導炉による放射性廃棄物減容処理システムの開発を進めている。実用規模の超高周波誘導試験装置を使用して実証試験を実施し、雑固体廃棄物を模擬した試料をインキャン溶融方式で溶融し作製した溶融固化体を評価して雑固体廃棄物を溶融処理できることを確認した。

口頭

超高周波誘導炉による廃棄物減容処理システムの開発,6; 実証試験,核種移行挙動

青山 佳男; 山口 大美; 宮本 泰明; 榊原 哲朗; 花本 行生; 佐々木 尚*; 西川 雄*; 村田 実*; 室井 正行*; Park, J.*; et al.

no journal, , 

超高周波誘導炉による放射性廃棄物減容処理システムの開発を進めている。実用規模の超高周波誘導試験装置を使用して実証試験を実施し、雑固体廃棄物を模擬した試料に模擬核種を添加して溶融し作製した溶融固化体や排ガスダストなどを分析して核種移行挙動を確認した。

40 件中 1件目~20件目を表示