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小林 冬実; 住谷 正人; 木田 孝; 石仙 順也; 内田 昇二; 神永 城太; 大木 恵一; 深谷 洋行; 曽野 浩樹
JAEA-Technology 2016-025, 42 Pages, 2016/11
JAEA-Technology-2016-025.pdf:17.88MB
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のSTACY施設では、平成12年から15年にかけて、プルトニウム溶液臨界実験に向けたMOX粉末燃料の溶解に関する基礎試験を実施した。溶解試験で生じた硝酸ウラニル溶液と硝酸プルトニウム溶液からなるMOX溶解試験残液を貯蔵設備にて貯蔵するにあたり、溶液の状態から酸化物へ転換する安定化処理が必要である。さらに、臨界安全の観点から、安定化処理後の酸化物に含まれる水分量を管理する必要がある。MOX溶解試験残液を安定化する方法として、溶液中のウランをアンモニアにより、プルトニウムをシュウ酸により沈殿させ、焙焼して酸化物とする方法を選定した。本報告書は、MOX溶解試験残液に含まれるウラン及びプルトニウムの安定化処理に係る検討及び作業の結果をまとめたものである。本報告書で示した手順に基づく実規模での安定化処理の結果、ウランの回収率は95.6%、プルトニウムの回収率は95.0%であった。また、安定化処理後の酸化物を窒素雰囲気下で再焙焼し、速やかにビニールバッグで溶封することで、酸化物の含水率を低く保つとともに水分の再付着を防止した。
小澤 麻由美; 深谷 洋行; 佐藤 真人; 蒲原 佳子*; 須山 賢也; 外池 幸太郎; 大木 恵一; 梅田 幹
Proceedings of 53rd Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling Working Group (HOTLAB 2016) (Internet), 9 Pages, 2016/11
For criticality safety of used nuclear fuel, it is necessary to determine amounts of such rare earth elements as gadolinium(Gd), samarium(Sm), europium(Eu) since those rare earth elements involve the isotopes having particularly large neutron absorption cross sections. However, it is difficult to measure those isotopes simultaneously by mass spectrometry because some of them have same mass numbers. Thus fine chemical separation of those rare earth elements is indispensable for accurate determination prior to measurement. The conventional separation method with anion exchange resin has been utilized in JAEA mainly for the separation of uranium and plutonium. Therefore rare earth elements such as Gd, Sm and Eu except Nd are wasted without being separated in the conventional method. The authors have examined to improve the conventional method in order to separate those rare earth elements mutually.
井坂 浩二; 照沼 憲明; 大内 諭; 大木 恵一; 諏訪 昌幸
日本保全学会第6回学術講演会要旨集, p.279 - 282, 2009/08
計測制御装置はJRR-3改造時の設置より18年以上が経過し、原子炉の安全安定運転を確保するために機器の更新を含めた保全活動が必要不可欠である。今回、JRR-3において行われている計測制御装置の保全内容及び今後の保全活動について述べる。
線放出核種を含有する溶融固化体標準試料(共同研究)石森 健一郎; 大木 恵一; 高泉 宏英; 亀尾 裕; 大木 善之*; 中島 幹雄
JAEA-Technology 2007-065, 20 Pages, 2008/01
JAEA-Technology-2007-065.pdf:1.4MB
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所内で発生する非金属の低レベル放射性雑固体廃棄物から作られる溶融固化体を放射化学分析する際に必要となる標準試料を作製するため、溶融固化体を模擬した標準試料の調製法を検討した。模擬雑固体廃棄物を想定して非放射性のコンクリートとFeOの混合粉末を使用してるつぼへの充填条件及び昇温条件を変えて溶融試験を行い、溶湯がるつぼから溢れない最適な条件を決定した。また混合粉末に安定同位体トレーサーとしてCsを添加して1600
Cの電気炉で溶融試験を行ったところ、溶融固化体の塩基度を低くすることで揮発しやすいCsも固化体中に残存することがわかった。以上の検討で得られた最適な溶融条件で溶融することで、線放出核種
Np, 
Am, 
Cmを含有する溶融固化体標準試料を作製できた。放射能分析により決定した各核種の放射能濃度はNpは0.188
0.001Bq/g、Amは0.3680.004Bq/g、Cmは0.4020.01Bq/gであった。
C分離法の検討石森 健一郎; 大木 恵一; 亀尾 裕; 高泉 宏英; 中島 幹雄; 大木 善之*; 磯貝 啓介*
no journal, ,
雑固体廃棄物をプラズマ溶融して制作した溶融固化体の放射能評価技術開発の一環として、
線放出核種C分離法を検討した。本報で検討したアルカリ溶融法を適用することで、溶融固化体からCを効率よく回収することが可能となり、従来法よりも優れたC分離分析法を構築できた。
立花 光夫; 里山 朝紀; 大木 恵一; 内藤 明; 高泉 宏英; 吉森 道郎; 大越 実; 星 亜紀子
no journal, ,
JRR-3改造工事に伴って発生したコンクリートのクリアランスの検討を進めている。事前調査として実施した試料採取による汚染状況の調査,施設性状から推定した汚染源,放射化計算による評価対象核種の検討結果を述べる。
里山 朝紀; 大木 恵一; 内藤 明; 吉森 道郎; 大越 実; 木暮 広人; 堤 正博; 稲野辺 浩
no journal, ,
原子力科学研究所では、昭和60年度から平成元年度にかけて行われたJRR-3の改造工事に伴って発生し、現在、保管廃棄施設に保管している放射能レベルの極めて低いコンクリートのクリアランスを進めている。ここでは、事前調査の結果を踏まえ策定した放射能濃度の測定及び評価の方法の概要について報告する。
吉森 道郎; 里山 朝紀; 大木 恵一; 内藤 明; 大越 実; 星 亜紀子
no journal, ,
原子力科学研究所では、昭和60年度から平成元年度にかけて行われたJRR-3の改造工事に伴って発生し、現在、保管廃棄施設に保管している放射能レベルの極めて低いコンクリートのクリアランスを進めている。ここでは、クリアランスの全体概要を報告する。
大木 恵一; 村山 洋二; 笹島 文雄; 出雲 寛互; 井上 猛; 宇根崎 博信*
no journal, ,
RERTR(Reduced Enrichment for Research and Test Reactors: 試験研究炉燃料のウラン濃縮度低減化)計画の下、日本原子力研究開発機構(JAEA)のJRR-3, JRR-4及びJMTRの燃料のウラン濃縮度低減化が1999年に完了した。また、京都大学原子炉(KUR)は、2010年3月に炉心を低濃縮ウランシリサイド(U
Si
-Al)燃料に変更し、4月の臨界を経て5月から研究利用のための運転を開始した。これらの研究炉燃料のウラン濃縮度低減化計画の状況について報告する。RERTR計画に参画した研究炉の使用済燃料は、米国エネルギー省(DOE)が決定した「外国試験研究炉使用済燃料受入政策」に従って、米国への返還が進められている。JAEAはDOEと使用済燃料の返還契約を締結し、上記研究炉から取り出した使用済燃料を米国に輸送した。一方、平成20年度に「試験炉・研究炉用核燃料対策委員会」が原子力機構内に設置され、輸送における課題,燃料の確保,新型燃料(U-Mo燃料)の適用の合理性や将来の使用済燃料の処置方策等の検討が行われている。
本岡 隆文; 遠藤 慎也; 薗田 暁; 大木 恵一; 上原 寛之; 小畑 裕希; 塚田 隆
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所4号機(1F4)の使用済燃料プールから取り出された未照射燃料集合体より採取されたロックナット等の部材について、原子力機構において、付着物及び表面状態等の詳細な検査を実施した。本報告はシリーズ発表とし、最初に検査対象とした燃料部材の概要と検査方法及び付着物の核種分析結果等を紹介し、次に表面状態の分析検査結果を詳しく報告する。
今橋 正樹; 大場 敏充; 大木 恵一; 鈴木 真琴; 林 和彦
no journal, ,
JRR-3の二次冷却塔は、炉心等で発生し熱交換器を介して受け取った熱を放散冷却する設備である。今回、更新を実施した二次冷却塔ディフューザは、この熱を効率よく大気に放散するための機器である。設置以来25年以上が経過し、経年劣化による腐食等が著しいことから更新を行い、JRR-3の長期的な安全で安定した運転に資することを目的とした。更新にあたり、今後のメンテナンス性の改善を図るとともに、ケーシング部の材質を一般構造用圧延鋼材からステンレス鋼材に変更することにより腐食対策とした。今回、これまでの保守の状況及び更新作業について発表するものである。
二田 郁子; 大木 恵一; 駒 義和
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所(1F)の事故に由来して大量の放射性廃棄物が発生しており、これらを処分することが求められている。しかしながら、放射性廃棄物は多様な物理・化学的性質、汚染形態を示し、適切な処理・処分方法の検討や、処分後の安全性の評価等多くの課題がある。この解決のためには、放射性廃棄物の性状を把握し、研究機関や大学が連携して研究開発を行う必要がある。現在、各機関によって放射性廃棄物の分析データの取得が進められている。これらは、遅滞なく関係する研究者等の間で共有されることが必要である。1Fの廃炉に係る国内外の取組みを推進するため、分析値を有効に活用することを目的として、必要とされる分析データの選定、取得された分析データの集積、およびそれらの利用方法について考察した。また、それに基づき、Webサイトを利用して共有可能な公開分析データベースを検討した。
二田 郁子; 比内 浩; 佐藤 義行; 青野 竜士; 大木 恵一; 駒 義和; 柴田 淳広
no journal, ,
福島第一原子力発電所で生じた汚染に係る核種やその量を把握することは、建屋解体廃棄物等の放射性廃棄物の処理処分方法の検討において重要である。4号機には事故当時、原子炉内に燃料はなかった。しかし3号機の燃料の損傷で発生した水素のダクトを介した流入、またこれによる水素爆発等の影響を受け、建屋内は汚染されている。建屋内の瓦礫や周辺に飛散した瓦礫は、これらの性状把握のために採取されている。原子力機構では、これらを分析施設に輸送し、放射能濃度をはじめとする詳細な分析データの取得を行っている。4号機原子炉建屋1階から4階の各階で採取されたコンクリート試料からは、全ての試料からCs-137が、一部の試料からH-3, Co-60等が検出された。また、Pu-238は各階で検出された。本会では、これらの結果と併せ、他の号機との比較についても報告する。
村上 絵理奈; 大木 恵一; 高畠 容子; 二田 郁子; 柴田 淳広; 駒 義和
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)で生じた事故により多量の汚染水が発生し、現在もなお増加し続けている。発生した汚染水はセシウム吸着装置や多核種除去設備によって放射性核種の除去等の処理がなされている。処理に伴いスラリーや使用済み吸着材等の水処理二次廃棄物が発生しており、これら二次廃棄物は適切に処理・処分される必要がある。そのためには汚染水からの放射性核種の移行挙動を推定し把握することが求められる。上記の目的のため、1Fで採取された汚染水や二次廃棄物は原子力機構等の分析施設に輸送され詳細な分析が行われている。分析した試料からアクチノイド元素が検出された。本件では、処分上重要であるアクチニド元素に注目し、汚染水及び水処理二次廃棄物から取得されたPu同位体、Am-241, Cm-244の分析値を基にそれらの移行挙動を推測した。
大木 恵一; 高畠 容子; 比内 浩; 柴田 淳広; 駒 義和
no journal, ,
福島第一原子力発電所の事故では、1号機から3号機の炉心の損傷により多量の放射性核種が原子炉建屋外に放出された。これらの放射性核種は発電所構内及び構外に降下し、土壌を汚染している。発電所構内の土壌を分析することで、放射性核種による汚染分布の把握、移行挙動の推定、汚染した土壌の処理、処分に向けた検討に有用な情報を得ることが期待されている。原子力機構では、発電所構内から土壌の分析試料を採取し、放射能測定をはじめとする性状把握を継続している。分析試料は、原子炉建屋から放出された放射性物質が比較的多く飛散した原子炉建屋の北西側、汚染水が漏えいしたH4タンクの付近を含む、発電所構内の広範囲な場所から採取した。本会では、土壌の分析結果による発電所構内の汚染分布とその放射性核種組成、放射性核種の起源の考察等について報告する。
二田 郁子; 比内 浩; 柴田 淳広; 野村 和則; 大木 恵一; 駒 義和
no journal, ,
By the accident of Fukushima Daiichi NPS (1F), large amount of radioactive wastes have been generated such as rubbles, soil, and vegetation. To characterize the wastes, samples of them have been collected and analyzed by TEPCO and JAEA. In the present study, radioactive contamination in the reactor building (R/B) unit #4 was compared with those in the R/B units #1, #2 and #3 by means of the analytical data of concrete samples collected inside the R/Bs. Radioactivity concentration ratio of various nuclides against Cs-137 in the R/B unit #4 appeared greater than those in other R/Bs because of low radioactivity concentration of Cs-137 in the R/B unit #4. It is considered that contamination process is different between the R/B unit #4 and other units.
比内 浩; 大木 恵一; 駒 義和; 柴田 淳広
no journal, ,
福島第一原子力発電所で放射性汚染水の処理により水処理二次廃棄物が発生し、保管されている。これらの二次廃棄物はリスク低減のためにより安定な状態に向けて処置が望まれており、処理方法を検討する上で、性状把握が必要である。原子力機構/国際廃炉研究開発機構では、スラリーやスラッジといった沈殿処理二次廃棄物の試料を受入れ、放射化学分析を行い、性状把握に資する分析結果を提供してきた。
秋元 茉耶; 堀田 拓摩; 永井 杏奈; 大木 恵一; Pyke, C.*; Hiller, P.*; 駒 義和
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故廃棄物(1F廃棄物)の特性に応じて統計的に分析を計画する方法(分析計画法)を検討し、環境復旧などにおいて広く取り入れられている手法であるData Quality Objectives (DQO)プロセスとベイズ推定法を組み合わせた手法が有効的であることが示唆された。1F廃棄物に適用し得る分析計画法であることを評価するため、個体差が大きく性状が多様である瓦礫を複数の母集団に分類することを目的に設定して分析計画法の適用を試行した。本研究では、原子炉建屋内で採取された瓦礫を対象として、核種による汚染の差に着目した分類の判断に必要となる分析点数を算出することができた。本発表では、DQOプロセス及びベイズ推定法を用いた原子炉建屋内瓦礫における分析計画の検討内容について報告する。
永井 杏奈; 堀田 拓摩; 秋元 茉耶; 大木 恵一; Hiller, P.*; Pyke, C.*; 駒 義和
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)廃棄物の特性に応じて統計的に分析を計画する方法(分析計画法)を検討し、環境復旧などにおいて広く取り入れられている手法であるData Quality Objectives (DQO)プロセスとベイズ推定法を組み合わせた手法が有効的であることが示唆された。その有用性を調べるため、実際の1F廃棄物を対象として分析計画の検討に当該法を適用した。本研究では除染装置スラッジを処分する場合を想定し、処分方法の策定に必要な性状を把握することを分析の目的として、分析計画を検討した。除染装置スラッジは、脱水処理後一時保管され、処分のための廃棄体化が行われることを前提とし、脱水処理に伴う母集団の変化を考慮して必要な分析点数を設定することができた。本発表では、DQOプロセス及びベイズ推定法を用いた除染装置スラッジにおける分析計画の検討内容について報告する。
堀田 拓摩; 秋元 茉耶; 永井 杏奈; 大木 恵一; Pyke, C.*; Hiller, P.*; 駒 義和
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)の廃止措置により発生する放射性廃棄物の処理処分に向けた性状把握を効率よく実施するため、環境に関する分析データを収集する際の品質管理方法を定めたData Quality Objectives Process(DQOプロセス)及び統計手法であるベイズ推定法を組み合わせ、効率的な分析計画法の確立を検討した。ベイズ推定法を用いた計算により、目的とする結果を得るために必要な分析点数を確率的に評価することができる。すなわち、従来の頻度論的統計で行われる検定とは異なり、確率とともに分析点数が得られるため、その確率に基づいて柔軟に分析点数を計画できる。本発表では、(1)処分の基準値との比較、(2)廃棄物性状に応じた母集団分類の2種類の目的に応じた分析点数算出方法について報告する。