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論文

The Verification tests of the melting conditions for homogenization of metallic LLW at the JAEA

中塩 信行; 大杉 武史; 伊勢田 浩克; 藤平 俊夫; 須藤 智之; 石川 譲二; 満田 幹之; 横堀 智彦; 小澤 一茂; 門馬 利行; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.139 - 145, 2016/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構における低レベル放射性固体状廃棄物の減容処理の一環として、放射性金属廃棄物の均一化条件を明らかにするために金属溶融設備の試運転を行なった。金属溶融設備の誘導炉を用いて、模擬放射性金属廃棄物と非放射性トレーサーを溶融した。模擬廃棄物が1,550$$^{circ}$$C以上で完全に溶融されれば、化学成分、溶融重量に関わらず、溶融固化体中のトレーサー分布はほぼ均一となることがわかった。

報告書

高圧圧縮装置における安定運転のための設備改善

須藤 智之; 三村 竜二; 石原 圭輔; 里見 慎一; 明道 栄人; 門馬 利行; 小澤 一茂

JAEA-Technology 2011-015, 24 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-015.pdf:2.28MB

高減容処理施設の高圧圧縮装置は、原子力科学研究所に保管されている低レベル固体廃棄物のうち、原子炉施設等から発生した金属廃棄物について最大約2,000tの圧縮力で高圧圧縮処理を行うことにより放射性廃棄物を1/3から1/4に減容するものである。本装置における模擬廃棄物を使用した試験運転により、圧縮前後の廃棄物を移送するための動作機構並びに圧縮工程で生じた不良圧縮体の搬出作業において、安定運転を達成するうえで改善が必要な技術的課題が確認された。本稿では、本装置の安定運転に向けてこれらの課題に対して行った設備改善内容及びその結果について報告する。

報告書

高圧圧縮充填固化体の空げき率評価

須藤 智之; 中塩 信行; 大杉 武史; 三村 竜二; 石原 圭輔; 里見 慎一; 明道 栄人; 門馬 利行; 小澤 一茂

JAEA-Technology 2010-041, 38 Pages, 2011/01

JAEA-Technology-2010-041.pdf:4.73MB

高減容処理施設の高圧圧縮装置は、原子力科学研究所に保管されている低レベル固体廃棄物のうち、原子炉施設等から発生した金属廃棄物について最大約2,000tの圧縮力で圧縮処理を行うことにより放射性廃棄物の減容を行うものである。高圧圧縮処理後の圧縮体を容器に収納し、固型化材料等により容器と一体化した高圧圧縮充填固化体は、将来のコンクリートピット型廃棄物埋設処分の対象となる。高圧圧縮充填固化体は、埋設処分にかかわる法令上の技術基準を満足する必要があり、その一つに固化体内部の空げき率がある。本稿では、高減容処理施設で実際の廃棄物に適用している処理手順及び方法を模擬して作製した圧縮体をモルタルにより容器と一体化した高圧圧縮充填固化体について、コンクリートピット型廃棄物埋設処分を念頭に空げき率の評価を行い、その健全性を確認した。

論文

放射性廃棄物の工学

中山 真一; 大越 実; 島田 太郎; 立花 光夫; 門馬 利行; 新堀 雄一*; 長崎 晋也*; Ahn, J.*

原子力教科書; 放射性廃棄物の工学, 235 Pages, 2011/01

放射性廃棄物の課題にこれから取り組もうとする学生,技術職,行政職にある人々を対象に、原子力施設の廃止措置を含む放射性廃棄物の発生,処理,処分,クリアランス、それらの安全評価など廃棄物管理活動の全体を、それらに関する科学的基礎にさかのぼって解説した。東京大学原子力専攻専門職大学院での講義を基に執筆した教科書シリーズの英語版の1冊である。

報告書

金属溶融設備における成型工程の合理化の検証

藤平 俊夫; 中塩 信行; 大杉 武史; 石川 譲二; 溝口 崇史; 塙 律; 染谷 計多*; 高橋 賢次*; 伊勢田 浩克; 小澤 一茂; et al.

JAEA-Technology 2010-008, 28 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-008.pdf:5.0MB

減容処理棟に設置されている金属溶融設備は、原子力科学研究所に保管廃棄された低レベル放射性廃棄物のうち、金属廃棄物について溶融し、溶融固化体とすることにより、放射性廃棄物の減容,安定化を図るものである。これまでの試験運転結果を踏まえて、本設備のうち、溶融した金属から金属塊(インゴット)を作製する成型工程の改善工事を実施した。また、平成20年10月から試験運転を実施し、合理化した成型工程の検証を行った。本稿では、試験運転によって得られた合理化した成型工程での処理時間の短縮効果,ユーティリティ消費量の低減効果,保守作業の負担軽減効果等について報告する。

報告書

金属溶融設備における成型工程の合理化のための設備改善

藤平 俊夫; 染谷 計多; 高橋 賢次; 伊勢田 浩克; 小澤 一茂; 門馬 利行

JAEA-Technology 2009-031, 29 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-031.pdf:21.66MB

減容処理棟に設置されている金属溶融設備は、原子力科学研究所に保管廃棄された低レベル放射性廃棄物のうち、金属廃棄物について溶融し溶融固化体とすることにより、放射性廃棄物の減容,安定化を図る。本設備は、平成15年度から試験運転を実施しており、その試験運転の経験から、溶融した金属の成型工程において、処理コストの低減,保守作業の負担軽減,保守作業に伴う作業員の被ばくの低減等に向けた知見が得られた。その知見を具体化するための設計検討,改善工事を平成18年度から19年度に実施し、成型工程の合理化のための設備改善が実現した。本稿では、金属溶融設備での成型工程の合理化のための検討,設備改善内容,評価等について報告する。

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:41.7(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

低レベル放射性廃棄物の減容化技術

平林 孝圀; 門馬 利行

機械の研究, 48(5), p.18 - 24, 1996/00

原子力の利用に伴い発生する放射性廃棄物のうち、低レベル放射性廃棄物は、その放射能レベルが比較的低い反面、発生量が著しく多く、累積保管量は年々増加の一途をたどっている。ここでは、低レベル廃棄物の発生状況、管理の状況などについて概観し、合理的な処理処分の在り方と減容・安定化の必要性について概説した後、多種多様な材質及び核種構成を持ち、比較的処理の困難な研究所等廃棄物の処理を念頭に、減容処理を安全かつ効率よく行う上で必要となる放射能測定や現状・材質測定等の内容物確認技術、減容処理に先立つ分別・切断技術、各種の汚染技術、溶融・安定化技術及び高圧縮技術等について論じる。さらに、原研東海研において、減容効果の高い処理技術を中心とした新たな放射性廃棄物管理システムを構築するために建設整備を計画している高減容処理施設の概要を紹介する。

論文

Development of flowing abrasive decontamination

平林 孝圀; 五来 健夫; 門馬 利行

Proc., Seminar on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems 95, 0, p.139 - 144, 1995/00

原子力施設の解体撤去に先立ち、汚染されている機器配管等の除染を行い作業エリアの空間線量当量率を低減することは、作業員の被曝量低減につながり、解体を合理的に進める上で重要である。このような見地から、JPDRの解体実地試験において、一次系配管の様々な除染試験を行った結果、研磨材を水と共に配管内に流して内壁のクラッドを機械的に除染する流動研磨除染法は、除染効果の高いことが確認された。しかし、この方法を大口径配管に適用するには、大容量のポンプを必要とするなどの問題点がある。そこで、空気の旋回流により研磨材を配管内壁に沿って流動させる技術の開発基礎試験を進めている。本セミナーでは、原研における流動研磨除染技術の開発状況について述べる。

論文

Flowing abrasive method for system decontamination in the Japan Power Demonstration Reactor

門馬 利行; 五来 健夫; 平林 孝圀

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1817 - 1822, 1995/00

JPDRの解体実地試験では、解体作業員の被ばく低減に有効な解体前除染技術に関する様々な試験を行った。ここではその1つである流動研磨除染技術について、開発基礎試験及び実地試験を行った結果をまとめた。開発基礎試験では、研磨材の材質を始め、流速、研磨材濃度等の各種除染条件を決定した。実地試験は、これらの条件に従い、JPDR原子炉水浄化系配管の一部に流動研磨除染装置を設置して行った。その結果、33時間の除染により、除染係数1000以上を達成できることを確認した。また、この除染作業で発生した放射性物質を含んだ水は、ろ過処理により0.37Bq/g以下とすることができたため、二次廃棄物としては、回収した研磨材及びフィルタ等の固体廃棄物約50lのみであった。作業全体にわたっての人工数及び被ばく量等についての評価も行った。

口頭

赤外波長カメラを用いた金属溶融炉内監視状況の改善

石川 譲二; 中塩 信行; 大杉 武史; 伊勢田 浩克; 溝口 崇史; 小澤 一茂; 門馬 利行

no journal, , 

金属溶融炉の運転において、溶融対象廃棄物の成分に由来する発煙現象によって、炉内の視認性が一時的に低下することがある。そこで、赤外線波長領域を視認できるカメラを設置することで、炉内部の視認性を向上させることができた。

口頭

金属溶融処理における気相への物質移動,1; 排気系から回収したダストの性状分析

大杉 武史; 中塩 信行; 伊勢田 浩克; 塙 律; 小澤 一茂; 門馬 利行

no journal, , 

原子力科学研究所高減容処理施設の金属溶融設備では、鉄系金属製の廃棄物の溶融処理へ向けて、試運転を行っている。試運転において排気系に堆積したダストの組成,化学形及び形状を測定し、性状分析を行った。

口頭

金属溶融処理の溶湯中の酸素濃度測定,1; 溶融炉内上部体積の影響

中塩 信行; 大杉 武史; 伊勢田 浩克; 須藤 智之; 小澤 一茂; 門馬 利行

no journal, , 

放射性廃棄物の金属溶融処理において、放射性核種の金属相-スラグ相への分配挙動やスラグ相の形成は金属溶湯中の酸素濃度に影響を受ける。溶湯中の酸素濃度は実機の運転条件に応じて変化する可能性があるので、本研究では溶融炉内上部体積の変化が溶湯中の酸素濃度に与える影響を調べた。

口頭

JAEA福島環境安全センターにおける除染活動にかかわる経験・教訓,1; 全体概要

時澤 孝之; 野口 真一; 米谷 雅之; 門馬 利行; 中山 真一; 石田 順一郎

no journal, , 

原子力機構では、東日本大震災とそれに伴う東京電力福島第一原子力発電所の事故を受けて、福島における環境修復に向けた除染活動にかかわる取組みを実施してきている。本報告では、原子力機構が取組んできた福島でのさまざまな活動のうち、環境修復に向けた除染モデル実証事業等について、その全体概要を報告する。

口頭

TR-DXAFSおよびSTXMによるCsの粘土鉱物への吸着挙動解析

矢板 毅; 鈴木 伸一; 松村 大樹; 小林 徹; 塩飽 秀啓; 門馬 利行; 中山 真一

no journal, , 

放射性セシウムの粘土鉱物に対する吸着メカニズムの解明を、時間分解分散型EXAFS、および透過型X線顕微鏡により明らかにした。塩化セシウムと粘土を物理的に混ぜた粉体に対し、水を作用させたときの挙動を解明するためにTR-DXAFSを用いた実験では、Csはまず天水、地下水などの水との相互作用を経て、比較的層間の開いた粘土部位から進入し、その後脱水、層間が閉じることで安定化されることが明らかとなった。さらに、シュウ酸など酸処理により剥離の難しい環境に存在するセシウムの状態をSTXMおよび分子軌道法により明らかにしたところ、特に、イオン半径のより小さいアルカリ金属イオンの中にセシウムが孤立した状態で存在している場合であり、強い共有結合性を示すような相互作用を通じて粘土と相互作用していることを初めて明らかにした。

口頭

粘土鉱物へのセシウム吸着モデル

矢板 毅; 鈴木 伸一; 門馬 利行; 中山 真一; 町田 昌彦; 奥村 雅彦; 池田 隆司

no journal, , 

放射性セシウムの粘土鉱物に対する吸着メカニズム解析を、EXAFS, 時間分解分散型EXAFS, 透過型X線顕微鏡,分子軌道法などにより実施した。Csを十分量吸着させたバーミキュライト、イライトなどの試料に関する、EXAFSおよび分子動力学計算によるセシウム周りの局所構造は、酸素として2つの環境があり、他には第二近接以降にシリコン,アルミおよび他のセシウムなどが存在していることが分かった。さらに、TR-DXAFSを用いるCs吸着時の動的挙動の解析では、Csはまず天水,地下水などの水との相互作用を経て、比較的層間の開いた粘土部位から進入し、その後脱水、層間が閉じることで安定化されることが明らかとなった。シュウ酸など酸処理により剥離の難しい、化学的に不可逆な状態にあるセシウムをEXAFS, STXMおよび分子軌道法により明らかにしたところ、イオン半径の小さいアルカリ金属イオンの中にセシウムが孤立した状態で存在している場合、強い共有結合性を示すような相互作用を通じて粘土に吸着していることを初めて明らかにした。

口頭

粘土鉱物からのCs吸脱着機構の解明と減容化のための脱離法の開発,1; 福島産バーミキュライトによるCs吸脱着挙動

鈴木 伸一; 小林 徹; 矢板 毅; 門馬 利行; 中山 真一; 山田 裕久*; 八田 珠郎*; 横山 信吾*

no journal, , 

平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う東京電力福島第一原子力発電所の事故により、大量の放射性物質(放射性セシウム)が大気中に放出され、福島県を中心に広範囲に拡散した。これらの放射性セシウムは、土壌中の粘土鉱物に吸着されている。本研究では、粘土鉱物の中でもセシウムを強固に吸着するとされているバーミキュライトに着目した。本発表においては、特に福島県小野町で産出されるバーミキュライトから水ひにより2$$mu$$m以下の粘土を回収し、セシウムの吸着試験及びセシウムを吸着させたバーミキュライトから酸や各種塩類、アルキルアンモニウム塩化合物等を用いた化学脱離研究を行ったのでその結果について報告する。発表では、放射性セシウムを用いた結果についても紹介する予定である。

口頭

福島県産バーミキュライトによるCs吸着と化学脱離について

鈴木 伸一; 矢板 毅; 門馬 利行; 中山 真一; 横山 信吾*; 八田 珠郎*; 山田 裕久*

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所の事故により、大量の放射性物質(放射性セシウム: Cs)が大気中に放出され福島県を中心に広範囲に拡散し既に2年以上が経過した。これらの放射性Csの挙動には粘土鉱物が大きく関与しているが、粘土鉱物へのCsの吸着・脱着挙動の詳細は十分には解明されておらず、福島県内にはギガトンの汚染土壌が仮置き状態にあり現在も増え続けている。そこで、日本原子力研究開発機構では、物質・材料研究機構を含む12機関(8大学, 3独法, 1財団)とともに「セシウム吸脱着機構解明と減容化方法の開発」研究を平成24年度より開始した。原子力機構では、量子ビーム等の最先端の分析手法と計算科学を用いるとともに化学除染を駆使し、理論的に吸脱着機構を解明し、新しい脱離法の開発とその利用による放射性廃棄物の減容化を目指して研究を実施している。本発表においては、特に福島県小野町で産出されるバーミキュライトを用い、Csの吸着及び化学試薬を用いた脱離研究(化学除染)を行ったのでその結果について報告する。

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