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報告書

JPDR保管廃棄物試料に対する放射化学分析,2

田中 究; 安田 麻里; 渡辺 幸一; 星 亜紀子; 辻 智之; 樋口 秀和

JAEA-Data/Code 2013-008, 16 Pages, 2013/11

JAEA-Data-Code-2013-008.pdf:2.41MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する研究施設等廃棄物については、将来的に浅地中埋設処分の実施が予定されており、簡便に廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子炉施設から発生する放射性廃棄物を対象とする放射能濃度評価方法の検討に資するために、原子力科学研究所バックエンド技術部ではJPDR施設の解体に伴って発生し原子力科学研究所内で保管されている放射性廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告は、平成21年度から平成23年度に実施した放射化学分析の結果について整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。

報告書

JPDR保管廃棄物試料に対する放射化学分析

星 亜紀子; 辻 智之; 田中 究; 安田 麻里; 渡辺 幸一; 坂井 章浩; 亀尾 裕; 木暮 広人; 樋口 秀和; 高橋 邦明

JAEA-Data/Code 2011-011, 31 Pages, 2011/10

JAEA-Data-Code-2011-011.pdf:1.7MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する放射性廃棄物については、近い将来に浅地中埋設処分の実施が予定されており、簡便かつ迅速に放射能濃度を評価する合理的方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法を検討することを目的として、廃棄物の保管数量が比較的多い動力試験炉の解体に伴って発生した雑固体廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を行っている。本報告では、これまでに取得した7核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{60}$$Co, $$^{59}$$Ni, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{137}$$Cs)について、有意な262点の放射能濃度データを整理し、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめた。

報告書

高減容処理施設の建設整備及び運転管理について

樋口 秀和; 大杉 武史; 中塩 信行; 門馬 利行; 藤平 俊夫; 石川 譲二; 伊勢田 浩克; 満田 幹之; 石原 圭輔; 須藤 智之; et al.

JAEA-Technology 2007-038, 189 Pages, 2007/07

JAEA-Technology-2007-038-01.pdf:15.13MB
JAEA-Technology-2007-038-02.pdf:38.95MB
JAEA-Technology-2007-038-03.pdf:48.42MB
JAEA-Technology-2007-038-04.pdf:20.53MB
JAEA-Technology-2007-038-05.pdf:10.44MB

高減容処理施設は、放射性廃棄物の廃棄体を作製する目的で日本原子力研究開発機構原子力科学研究所(旧日本原子力研究所東海研究所)に建設された施設である。施設は、大型金属廃棄物の解体・分別及び廃棄体等の保管廃棄を行う解体分別保管棟と溶融処理等の減容・安定化処理を行って廃棄体を作製する減容処理棟からなる。減容処理棟には、金属溶融炉,プラズマ溶融炉,焼却炉,高圧圧縮装置といった減容・安定化処理を行うための設備が設置されている。本報告では、施設建設の基本方針,施設の構成,各設備の機器仕様と2006年3月までに行った試運転の状況などについてまとめた。

論文

Trial operation of the advanced volume reduction facilities for LLW at JAEA

中塩 信行; 樋口 秀和; 門馬 利行; 小澤 一茂; 藤平 俊夫; 須藤 智之; 満田 幹之; 黒澤 重信; 邉見 光; 石川 譲二; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.441 - 447, 2007/03

 被引用回数:8 パーセンタイル:42.63(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構は、低レベル放射性固体廃棄物を溶融,高圧圧縮処理等によって減容,均一,安定化できる高減容処理施設を建設整備した。本施設の運転によって、処分に適した廃棄体を作製できるだけでなく、現在貯蔵している廃棄物も減らすことができる。本施設は、大型廃棄物の解体設備を有する解体分別保管棟と、溶融設備,高圧圧縮設備を有する減容処理棟からなる。解体分別保管棟の解体設備は1999年7月に供用を開始した。これまでの処理廃棄物は750m$$^{3}$$に達し、減容比は1.7-3.7であった。減容処理棟では、2003年2月より作業者の訓練や溶融処理における廃棄物均一化条件把握を目的とするコールド運転を実施している。2005年度より減容処理棟の前処理設備において実廃棄物を用いた運転を一部開始した。

論文

System of the advanced volume reduction facilities for LLW at JAERI

樋口 秀和; 門馬 利行; 中塩 信行; 小澤 一茂; 藤平 俊夫; 須藤 智之; 満田 幹之; 黒澤 重信; 邉見 光; 石川 譲二; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

日本原子力研究所は、表面線量率が2mSv/h以下の低レベル固体廃棄物を対象として、高い減容比と安定性が得られる溶融処理及び高圧縮処理を行う高減容処理施設を建設整備した。本施設により将来の処分に適した廃棄物パッケージを作製するとともに廃棄物の蓄積を減少することができる。本施設は解体分別保管棟及び減容処理棟から構成される。解体分別保管棟の解体設備では、タンクや塔槽類等200$$ell$$ドラム缶以上の大型廃棄物を、材質や形状に応じて、レーザー切断機,プラズマ切断機等適切な切断機器を選択して切断する。本設備は1999年7月より供用を開始し、前年度まで大型廃棄物を約600m$$^{3}$$処理し、約1/3に減容した。減容処理棟における処理対象廃棄物は、難燃物やガラス,コンクリート,金属等の不燃物である。放射能評価の容易な原子炉施設から発生した金属廃棄物は、高圧圧縮装置で減容する。その他の放射性物質の種類と量が多種多様な廃棄物は均一化することにより放射能評価が容易に行える金属または非金属溶融設備により減容を行う。減容処理棟は、2003年に整備を終了し、現在、作業者の訓練や均一化のための溶融条件把握のためのコールド運転を実施中であり、2005年度より実廃棄物を用いた運転を開始する予定である。

論文

Advanced volume reduction program for LLW at JAERI

樋口 秀和; 佐藤 元昭; 平林 孝圀*; 田中 貢

Proceedings of 2nd International Conference on Safewaste 2000, Vol.1, p.314 - 322, 2000/00

高減容処理施設は、将来の処分に備えて低レベル放射性廃棄物の減容・安定化を行うためのものであり、大型廃棄物の解体処理を行う「解体分別保管棟」並びに金属廃棄物及びガラス、コンクリート等の雑固体廃棄物を溶融または高圧縮により減容する「減容処理棟」から構成する。解体分別保管棟では、減容安定化処理の前処理として、大型廃棄物の解体、分別をレーザー切断機等を用いて行う。減容処理棟では、廃棄物を材質ごとに分別した後、高圧圧縮装置または溶融処理装置により減容安定化処理を行う。溶融処理装置は、高周波誘導加熱による金属溶融設備及びプラズマ加熱による雑固体溶融設備から構成する。本施設の年間処理能力は200$$ell$$ドラム缶換算で約10,000本であり、処理により減容比は約1/3~約1/6である。金属廃棄物の溶融物は容器に成型し、雑固体溶融設備より排出するスラグの受け容器として再利用することができる。

口頭

福島第一原子力発電所の滞留水に対する放射化学分析,2; Se-79, Sr-90, Tc-99分析

安田 麻里; 渡辺 幸一; 星 亜紀子; 田中 究; 亀尾 裕; 片山 淳; 樋口 秀和

no journal, , 

原子力機構では、福島第一原子力発電所事故で発生した放射性核種を含むたまり水(滞留水)の処理によって発生するスラッジ等の二次廃棄物の処理・処分方策の検討に資することを目的として、滞留水及びその処理水(滞留水等)の放射能データの取得を進めている。滞留水等は研究施設等廃棄物と異なり、比較的半減期の短い核種の放射能比が高いことから、これまで原子力機構が研究施設等廃棄物を対象として確立した分析フロー(従来法))をそのまま適用することができない。そこで、本検討では、試料に含まれる妨害核種となりうる$$gamma$$線及び$$beta$$線放出核種を沈殿分離により除去するなど、対象元素をより精密に分離するための操作を加えた新たな分析フローを構築し、滞留水等への適用性を確認した。

口頭

福島第一原子力発電所の滞留水試料に対する分析フローの検討と適用

田中 究; 安田 麻里; 渡辺 幸一; 星 亜紀子; 片山 淳; 樋口 秀和; 亀尾 裕

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故では、放射性核種を含むたまり水(滞留水)が大量に発生し、その処理が進められている中で、それらの放射能分析が求められている。本検討では、これまでに研究施設等廃棄物を対象に確立した簡易・迅速分析法をもとに、Ni-59, Ni-63, Se-79, Sr-90, Tc-99及び$$alpha$$線核種の分析フローを構築し、滞留水等への適用性を確認した。Ni-59, Ni-63の分析操作においては、測定試料にY-90やSb-125が混入することがわかり、これら核種を除去するため、新たに水酸化鉄共沈分離操作を追加した。その他の核種においては、構築した分析フローで精製した測定試料には、妨害核種が十分に除去されていることが確認できた。得られた滞留水等の分析値は、Ni-63が4.4$$times$$10$$^{-1}$$$$sim$$1.5$$times$$10$$^{0}$$Bq/ml, Se-79が7.8$$times$$10$$^{-1}$$$$sim$$1.6$$times$$10$$^{1}$$Bq/ml、Sr-90が3.5$$times$$10$$^{-1}$$$$sim$$2.9$$times$$10$$^{5}$$Bq/mlとなり、Ni-59, Tc-99及び$$alpha$$線核種は検出限界以下であった。

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