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桐原 陽一; 中島 宏; 佐波 俊哉*; 波戸 芳仁*; 糸賀 俊朗*; 宮本 修治*; 武元 亮頼*; 山口 将志*; 浅野 芳裕*
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.444 - 456, 2020/04
被引用回数：7 パーセンタイル：61.94(Nuclear Science & Technology)兵庫県立大学ニュースバル放射光施設ビームラインBL01において、
MeVの単色直線偏光光子ビームを
Auへ照射したときの中性子放出スペクトルを、飛行時間法により測定した。これより光核反応によって生成される2成分の中性子スペクトルを測定した。このうちの1つ成分(A)は、4MeVまでのエネルギーであり蒸発に類似したスペクトル形状を示した。もう一方の成分(B)は、4MeV以上のエネルギーでありバンプに類似したスペクトル形状を示した。中性子の放出強度において、成分(A)は角度依存は見られなかったが、成分(B)は偏光と検出器方向を成す角度
の関数として、
の関係を示すことがわかった。
出口 朗*; 梅木 博之*; 植田 浩義*; 宮本 陽一; 柴田 雅博; 内藤 守正; 田中 俊彦*
LBNL-1006984 (Internet), p.12_1 - 12_22, 2016/12
我が国における高レベル放射性廃棄物の地層処分については、1999年に「第2次取りまとめ」として技術的信頼性が取りまとめられたが、その後10年以上が経過するとともに、東北地方太平洋沖地震などの自然事象が発生していることから、政府は、地層処分の技術的信頼性について、改めて最新の科学的知見を反映した再評価を行った。この再評価結果を受け、政府は、「特定放射性廃棄物の最終処分に関する基本方針」を変更し、国が「科学的有望地」を提示するとともに、国が調査への協力を自治体に申し入れることを定めた。原子力発電環境整備機構(NUMO)および関係研究開発組織(原子力機構および原子力環境整備センター)は、地層処分の技術的信頼性の向上のため研究開発を進めている。また、NUMOは、一般的なセーフティケースの構築を進めている。
小出 馨; 大澤 英昭; 伊藤 洋昭; 棚井 憲治; 仙波 毅; 内藤 守正; 杉原 弘造; 宮本 陽一
Annual Waste Management Symposium (WM 2015), Vol.5, p.3631 - 3645, 2015/00
原子力機構は高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発を進めており、その一環として日本の多種多様な地質環境に対応するため、深地層の研究施設計画として超深地層研究所計画(瑞浪)と幌延深地層研究計画を立ち上げた。瑞浪では結晶質岩を対象に深地層の科学的研究を実施している。一方、幌延では堆積岩を対象に深地層の科学的研究と地層処分研究開発を実施している。両プロジェクトとも、計画を「地上からの調査研究段階(第1段階)」「坑道堀削時の調査研究段階(第2段階)」「地下施設での調査研究段階(第3段階)」の3つの段階に分けて進めている。現在、研究坑道の堀削工事は、瑞浪では深度500mまで、また、幌延では深度350mまで終了している。今後、両プロジェクトでは、地質環境の長期変遷に関する研究を含む第3段階の研究を進めるとともに、深地層の研究施設を地層処分分野の研究者・技術者の育成、国民との相互理解促進、国際協力の場として活用していく。
宮本 陽一
デコミッショニング技報, (47), p.10 - 28, 2013/03
我が国においては、原子力発電所以外にもさまざまな原子力施設や放射性同位元素使用施設等があり、これらの施設から低レベル放射性廃棄物(研究施設等廃棄物)が発生している。このような研究施設等廃棄物は、現在に至るまで処分されることなく各機関等に累積保管されており、原子力の研究開発等の実施に支障をきたす懸念が高まっている。そこで、研究施設等廃棄物の処分を早急かつ確実に実施するため、2008年(平成20年)に日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)が法的に実施主体として位置づけられた。これを受けて、原子力機構では、国が定めた埋設処分業務の実施に関する基本方針に即して、埋設処分業務の実施に関する計画を策定し、国の認可を受け、処分事業への取り組みを開始した。現在までに、この実施計画に従い、埋設事業の実施に際して必要な埋設施設の概念設計及び立地選定のための基準・手順の検討等を進めてきている。本報告では、これらの概要について紹介する。
伊東 秀明; 前田 茂貴; 内藤 裕之; 秋山 陽一; 宮本 一幸; 芦田 貴志; 野口 好一; 伊藤 主税; 青山 卓史
JAEA-Technology 2010-049, 129 Pages, 2011/03
JAEA-Technology-2010-049.pdf:6.99MB
「常陽」では、計測線付実験装置の試料部が変形して原子炉容器内の炉内燃料貯蔵ラックから突き出て炉心上部の機器等と干渉しており、「常陽」を再起動するためには、炉心上部機構(UCS)を交換することが不可欠である。そのためには、30余年の使用期間中に放射化し、線量率が数百Gy/hに達するUCSを炉容器内から取り出すための大型キャスクの製作が必要である。炉心から約1.5m上方のUCSの中性子照射量の計算精度を考慮して約1桁の設計裕度を見込むと、キャスクの総重量が取扱いクレーンの最大荷重100トンを超過する約160トンとなり、設備改造や復旧経費の増加が予想された。このため、海外でも実施例の少ない炉容器内の
線量率を実測して計算誤差にかかわる設計余裕を低減することによりキャスク遮へい厚さを削減することとした。実機で想定される広域の線量率をカバーし、約200
Cの高温環境に耐える線量率測定装置を製作し、
Co校正照射施設で線検出器の校正曲線及び温度特性を確認した。炉容器内の他の構造物や集合体の放射線の混成場を考慮して評価するため、UCSと検出器の相対位置やナトリウムの液位を変えた条件で詳細な線量率分布を測定し、解析値で内挿することによりC/E:1.1
2.4に評価精度を高めた。上記の結果を反映することによりUCS交換キャスクの遮へい厚さを削減でき、総重量を100トン未満とできる見通しが得られたことから、設備改造を要することなくUCS交換が可能となった。
油井 三和; 石川 博久; 渡邊 厚夫*; 吉野 恭司*; 梅木 博之; 日置 一雅; 内藤 守正; 瀬尾 俊弘; 牧野 仁史; 小田 治恵; et al.
JAEA-Research 2010-015, 106 Pages, 2010/05
JAEA-Research-2010-015.pdf:13.58MB
本報告書は日米原子力エネルギー共同行動計画廃棄物管理ワーキンググループのフェーズIの活動をまとめたものである。このワーキンググループでは、日米両国間の既存の技術基盤を集約するとともに、今後の協力内容を共同で策定することに主眼を置いている。第一に、両国における核燃料サイクルに関する政策的及び規制の枠組みを概観するとともに、さまざまな先進燃料サイクルシナリオの調査を行い、これらを取りまとめた。第二に、廃棄物管理及び処分システムの最適化について議論を行った。さまざまな区分の廃棄物を対象とした処分システム概念のレビューを行うとともに、最適化において検討すべき要因について議論を行った。これらの作業を通じ、最適化に関する潜在的な協力可能分野と活動の抽出を行った。
century梅木 博之; 内藤 守正; 牧野 仁史; 大澤 英昭; 中野 勝志; 宮本 陽一; McKinley, I. G.*
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04
事業段階へ移行した21世紀に入ってから、日本の地層処分計画を取り巻く状況は急速に変化し、とりわけパブリックアクセプタンスへの関心が高まり、また原子力ルネサンスとも関連して処分技術に求められる要件への柔軟性を確保することの必要性が大きくなっている。このため、そのような複雑なプロジェクトを支援するための研究開発を進めるうえで、要件や成果の品質,知識ベースなどを体系的に管理することが極めて重要となってきている。本稿では、現行の4万本のガラス固化体を処分する処分場概念を出発点に、廃棄物の多様化,次世代の処分場概念とその構築に必要な設計/安全評価のツールとデータベース,意思決定の支援に必要な管理ツールなど、幾つかの重要な課題について包括的に論じる。
宮本 陽一; 梅木 博之; 大澤 英昭; 内藤 守正; 中野 勝志; 牧野 仁史; 清水 和彦; 瀬尾 俊弘
Nuclear Engineering and Technology, 38(6), p.505 - 534, 2006/08
クリーンで経済的で社会が受容できるエネルギーの十分な供給を確立することは、21世紀において重要で世界的なチャレンジである。原子力の役割をさらに拡大することが選択の一つと思われるが、このオプションの実施は、すべての放射性廃棄物を安全に処分することにかかっている。安全な処分は専門家の間ではその基本的な実現可能性についてコンセンサスは得られているが、特に主要なステークホルダーにより受け入れられるよう、その概念をもっと実際的なものとしなければならない。ここでは、世界的なトレンドを考慮し、また日本の例を引き合いにして、将来の研究開発の鍵となる分野を明らかにし、有益と思われる国際協力のシナジー効果が生まれる可能性のある分野に焦点を当てていくこととする。
平成17年度,高レベル放射性廃棄物梅木 博之; 大澤 英昭; 園部 一志; 宮本 陽一
第5回安全研究成果報告会講演録集; 放射性廃棄物の地層処分について, p.5 - 29, 2006/03
サイクル機構(現、日本原子力研究開発機構)は、国の方針に基づいて高レベル放射性廃棄物地層処分研究の全体計画を作成している。その中で、全体計画にしたがって進める研究開発の成果は、事業の推進,安全規制の策定に資する共通の技術的基盤となることを目指している。特に安全規制の策定に資するという観点からは、上述した安全研究年次計画に応えるものでなければならない。このことを念頭に、年次計画に対応して安全研究計画を作成し、全体計画に沿って進められる研究開発の成果を安全研究という視点で捉えることが可能となるようにした。本稿では、サイクル機構が進めた高レベル放射性廃棄物の地層処分の研究開発について、安全研究としてどのように体系づけられているかを説明したうえで、設定された各個別課題の内容,成果の概要を示す。
大湖 岳雄; 宮本 陽一; 川越 浩
サイクル機構技報, (20), p.23 - 30, 2003/00
RI・研究所等廃棄物の余裕深度処分場の場所を特定しない一般的な条件における、概念設計を実施しその結果を取りまとめた。
河村 和廣; 宮本 陽一; 大内 仁
Glass Technology, 39(4), p.142 - 148, 2002/00
動燃が開発した高レベル放射性廃棄物固化処理用のガラスフリット(動燃ガラスコード名:PF798)を用いて、Fe3+/Fe2+比から酸化還元状態を調べ、このガラスの酸化還元平衡が次式で表され、Fe2++(1/4)O2+(3/2)O2-=FeO2- 測定結果を次のようにまとめることができることを明らかにした。log(Fe3+)/(Fe2+)Po2^1/4=-(1.90
0.30)+(4500430)/(T/K)
河村 和廣; 宮本 陽一
High Temperature Materials and Processes, 16(3), p.169 - 172, 2002/00
動燃が開発した高レベル放射性廃棄物固化処理用のガラスフリット(動燃ガラスコード名:PF798)中のLi2Oに置き換えてMgO、BaOを添加した場合の酸化還元状態の変化を明らかにするため、Fe3+/Fe2+比を測定した。MgOの増加(Li2Oの現象)により、酸素活量が減少し、Fe3+/Fe2+比が減少した。またBaOとLi2Oはほぼ等価の役割を果たし、Fe3+/Fe2+の変化はほとんど無かった。
/Fe
in a candidate glass for immobilisation of high level nuclear waste岩瀬 正則*; 河村 和廣; 宮本 陽一; 大内 仁
Glass Technology, 39(4), p.142 - 146, 1998/08
動燃が開発した高レベル放射性廃棄物固化処理用のガラスフリット(動燃ガラスコード名: PF798)を用いて、Fe/Fe比から酸化還元状態を調べ、このガラスの酸化還元平衡が次式で表され、Fe2++(1/4)O2+(3/2)O2-=FeO2- 測定結果を次のようにまとめることができることを明らかにした。log(Fe3+)/(Fe2+)Po2^1/4=-(1.900.30)+(4500430)/(T/K)
宮本 陽一; 河村 和廣; 米谷 雅之; 小林 あおい
PNC TN8410 98-119, 79 Pages, 1998/07
ガラス固化体は多量の放射性核種を含んでおり、貯蔵中に放射線と熱を放出する。一方フロンは冷房の熱媒体、半導体の洗浄剤などに広く利用されているが、オゾン層破壊の原因物質であることが指摘され、環境影響のない物質に分解後、廃棄することが望まれている。放射線照射による有害廃棄物の無害化処理の観点から、放射線照射によるフロン分解技術の調査を行った。フロンのような有機ハロゲン化合物の分解法の一つに、線照射による分解方法がある。東京都立アイソトープ総合研究所(現東京都立産業技術研究所)では、Co線源によるフロン分解に関わる研究を進めており、分解過程の反応機構を解明している。動力炉・核燃料開発事業団では、ガラス固化体放射線の有害廃棄物処理への適用に関する研究の一環として、高レベル放射性物質研究施設(CPF)内でフロンを対象にガラス固化体による放射線照射試験を行い、ガラス固化体放射線照射によるフロンの分解を確認した。
河村 和廣; 宮本 陽一; 米谷 雅之; 小林 洋昭; 五十嵐 寛
PNC TN8440 98-005, 188 Pages, 1998/02
本報告書は、環境技術開発部環境技術第一開発室において平成8年度に実施された主な技術開発や試験結果についてまとめたものである。 (1)溶融技術高度化試験 (2)雑固体廃棄物処理高度化技術開発 (3)高レベル廃棄物高減容処理技術開発 (4)廃棄物品質評価・保証技術開発
福本 雅弘; 飯島 和毅; 牧野 鉄也; 林 晋一郎; 宮本 陽一; 中西 芳雄
PNC TN8410 96-055, 147 Pages, 1998/02
再処理施設から発生する低レベル放射性廃棄物を対象に、模擬廃棄物を用いた水熱固化試験を平成3年度から7年度にかけて実施した。本研究は、低レベル放射性廃棄物を減容性に優れ、所定の強度を有した安定な固化体とするために、固化母材を加えないか出来る限り少なくした水熱固化法の適用可能性を評価することを目的とする。試験は、 1)「廃シリカゲル」への適用を考えた、100mm
の固化体作製用水熱固化装置を用いた水熱ホットプレス法によるシリカゲルの固化試験、 2)「低レベル濃縮廃液核種去スラッジ」への適用を考えた、100mm及び30mmの固化体作製用水熱固化装置を用いた水熱ホットプレス法による模擬低レベル濃縮廃液核種除去スラッジの固化試験及び低レベル濃縮廃液核種除去スラッジの主要成分である酸化鉄(Fe2O3)及びヨウ化銀(AgI)を対象にHIP装置を用いた水熱HIP法にようる固化試験、 3)「廃ヨウ素フィルター」への適用を考えた、30mmの固化体作製用装置を用いた水熱ホットプレス法にようるAgX、AgZ、AgSの固化試験等を行った。 1)シリカゲルの水熱ホットプレス法による固化試験の結果、添加剤としてBa(OH)2が有効であり、減容係数は1.32、一軸圧縮強度は105kg/cm2であった。 2)模擬低レベル濃縮廃液核種除去スラッジの水熱ホットプレス法による固化試験の結果、可溶性成分(NaNO3、NaNO2)のほとんどを絞り出し水側に分離でき、ヨウ化銀の絞り出し水への移行割合は0.2wt%未満であった。模擬低レベル濃縮廃液核種除去スラッジの減容係数は3.3、一軸圧縮強度は1014kg/cm2であった。また、酸化鉄及びヨウ化銀の水熱HIP法による固化試験の結果、酸化鉄の場合減容係数は5.2(固化体のかさ密度は3.7
10
kg/m3)、ヨウ化銀の場合減容係数は1.4(固化体のかさ密度は4.910^3kg/m3)であった。 3)AgX、AgZ、AgSは、水のみ添加で水熱ホットプレス法により固化体を得られた。減容係数はそれぞれ3.08、1.78、2.03、一軸圧縮強度はそれぞれ944kg/cm2、208kg/cm2、533kg/cm2が得られた。AgXは水熱ホットプレス固化によって非晶質化した。
米谷 雅之; 宮本 陽一; 秋葉 健一*
Solvent Extraction and Ion Exchange, 16(4), p.1013 - 1031, 1998/00
高レベル廃棄物の減容化の観点から、ガラス固化体の廃棄物含有率を制限している発熱元素のCsを、高レベル模擬廃液から分離する研究を実施した。無機イオン交換体による吸着分離法について、以下に結果を報告した。吸着剤として、K2-xNx/2[NiFe(CN)6]nH2Oを選択し、Cs+以外の他の元素の共存する模擬廃液において、Cs+の吸着速度・分配係数を測定した。Cs+の最大吸着量は、吸着剤に対して1.01.5m mol/gであり、高レベル廃液からのCs+の選択的吸着分離は、可能であることを示した。
米谷 雅之; 宮本 陽一; 秋葉 健一*
Solvent Extraction and Ion Exchange, 16(4), p.1013 - 1031, 1998/00
被引用回数：24 パーセンタイル：69.73(Chemistry, Multidisciplinary)非化学量論化合物K2-xNx/2[NiFe(CN)6nH2Oを、Ni/Feモル比0.1100まで変化させて調製した。生成物はfcc構造を有し、格子定数はK/Fe比の低下に伴い減少した。Cs+の吸着速度はK/Fe比に1.32以下で向上し、K/Fe比が0.86以下の生成物では8時間以内で平衡に達した。Cs+の分配係数は、1M Na+、K+もしくはH+共存下で10^4cm3/g以上であり、Cs+に高い選択性を有することが分かった。Cs+の吸着はラングミューア型吸着等温線を示し、最大吸着量は1.01.5m mol/gであった。137Csは模擬高レベル廃液から効率的に除去できた。
宮本 陽一; 下田 良幸*; 小林 洋昭; 小林 博美*
PNC TN8410 97-325, 43 Pages, 1997/10
ガラス固化プロセスにおける主要機器であるガラス溶接炉は、高温で運転するため、溶融ガラスとの接触により耐火物おより電極部に侵食が生じる。溶融炉は、接ガラス材として十分な侵食代を有する設計がなされているが、二次廃棄物の低減の面から溶融炉の寿命を合理的に判断する必要がある。本報では東海事業所ガラス固化技術開発施設(TVF)に設置されている溶融炉内部の外観観察と侵食量測定をするための、炉内検査装置および簡易、軽量な炉内観察装置の機器仕様についてまとめた。
谷川 克也; 宮本 陽一; 河村 和廣; 小林 洋昭; 河口 一郎*; 篠崎 貢*
PNC TN8100 97-003, 179 Pages, 1997/10
国際科学技術センター(ISTC)の政府支援プロジェクト「高レベル放射性金属廃棄物誘導スラグ溶融プロセスの開発」(Project No.143-94)と「コールドクルーシブル誘導溶解炉による高レベル廃液の固化プロセスMP開発」(Project No.376-96)に関する1996年度分の研究報告会が1997年9月16日から17日までの2日間、東海事業所において開催された。本プロジェクトは国際的なロシア支援活動の一環として実施され、ISTCとロシア無機材料研究所(VNIINM)の間でProject No.143-94は1994年10月から1997年9月まで、Project No.376-96は1996年6月から1999年5月までの3年間の契約が締結されている。VNIINM側からCCIMを用いた高レベル廃液を擬似岩石(シンロック)への固化技術の開発状況、モックアップ装置ISMW-CC-2の報告、およびProject No.143-94の継続である「高レベル放射性金属廃棄物誘導スラグ溶融のプロセスと装置の開発」について説明があった。
