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山本 昌彦; 西田 直樹; 小林 大輔; 根本 良*; 林 宏幸*; 北尾 貴彦; 久野 剛彦
JAEA-Technology 2023-004, 30 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2023-004.pdf:1.94MB
日本原子力研究開発機構の東海再処理施設において核燃料物質の取り扱いに使用するグローブボックス用グローブ(以下、「グローブ」という。)は、内部規則にて使用期限が定められており、グローブボックスに取り付け後、異常の有無に係わらず最長4年で交換している。一方、グローブの材質は合成ゴムであることから、使用環境(使用頻度、薬品、放射線量等)によってその劣化度合は異なる。そこで、本件では使用環境毎にグローブを分類し、その物性値を測定すること等により、グローブの劣化状況に応じた使用可能年数の技術的評価手法を確立するとともに、グローブの使用可能な年数を推測した。外観上の異常もなく定期交換したグローブについて、測定した物性値は、新品のグローブの納品時に確認している受入基準値を満足し、新品のグローブと同等の物理的特性を有していることが分かった。このため、使用期限を迎えたこれらグローブは、新品のグローブの最長使用年数である4年を追加した合計8年間の使用が可能であると考えられた。また、グローブの物性値と使用年数をプロットして外挿線を作成した結果、使用年数8年における物性値は、過去にグローブの破損等が報告されている物性値よりも安全側の値を示し、非管理区域の倉庫にて8年及び23年間保管した長期保管グローブの物性値と有意な差は見られなかった。これらより、東海再処理施設におけるグローブの最長使用年数は8年と設定した。なお、グローブの点検頻度、項目は従来の実施内容から変更せず、異常が確認されれば使用年数に関係なく速やかに交換される管理であることから、使用年数を8年に延長した場合でもグローブ使用に伴う安全性の低下(リスクの上昇)は生じない。また、使用年数の延長に伴い、グローブの購入費、グローブ交換等の作業労力、廃棄物発生量を従来よりもそれぞれ約4割低減させることができ、定期のグローブ交換に伴う汚染発生のリスク、作業者の被ばくのリスクも低減され、グローブ管理の効率化・合理化が図られた。
小林 大輔; 山本 昌彦; 西田 直樹; 三好 竜太; 根本 良*; 林 宏幸*; 加藤 圭将; 西野 紗樹; 久野 剛彦; 北尾 貴彦; et al.
日本保全学会第18回学術講演会要旨集, p.237 - 240, 2022/07
東海再処理施設のグローブボックスに取付けられているグローブは、一律に使用期限を定めて定期的に交換している。ゴム製品であるグローブは、使用環境(使用頻度,化学薬品,放射線等)により、劣化度合いが異なることが外観上からも推察される。本件では、様々な使用環境下で定期交換したグローブの物性値(引張強さ,伸び率,硬さ)を測定し、新品グローブの物性値との比較により、劣化の程度並びに使用可能年数を推定した。その結果、外観に異常の無いグローブは、新品グローブの受入基準値以上の物性値であることが分かった。また、外挿した物性値からはこれまで報告されたグローブ損傷時の物性値よりも十分に大きいことから、外観に異常が無く定期的に交換するグローブの物性に劣化は見られず、グローブの使用可能年数は8年と推測された。
根本 美穂*; 海老根 典也; 岡本 明子; 保坂 泰久*; 都築 克紀; 寺田 宏明; 早川 剛; 外川 織彦
JAEA-Technology 2021-013, 41 Pages, 2021/08
JAEA-Technology-2021-013.pdf:2.52MB
北朝鮮が地下核実験を実施した際には、原子力緊急時支援・研修センター(支援・研修センター)は、原子力規制庁からの要請に基づき、国による対応への支援活動として、原子力基礎工学研究センター(基礎工センター)の協力を得て、WSPEEDI-IIを用いて放射性物質の大気拡散予測計算を実施し、予測結果を原子力規制庁に提出する。本報告書は、北朝鮮地下核実験対応に特化するために基礎工センターで開発され、平成25年(2013年)2月から平成29年(2017年)9月までに実施された3回の地下核実験対応に使用されたWSPEEDI-II自動計算システムの支援・研修センターへの移管と整備について記述する。また、移管・整備した自動計算システムに関するその後の保守と運用について説明するとともに、北朝鮮地下核実験対応における今後の課題について記述する。
関根 由莉奈; 南川 卓也; 山田 鉄兵*; 松村 大樹; 根本 善弘*; 竹口 雅樹*; 杉田 剛; 下山 巖; 香西 直文; 諸岡 聡
Journal of Environmental Chemical Engineering, 9(2), p.105114_1 - 105114_12, 2021/04
被引用回数：10 パーセンタイル：49.28(Engineering, Environmental)有害金属除去は安心安全社会構築のために必要な技術である。本研究では、骨の有するイオン交換能を最大限に活用して廃材を用いた有害金属除去材料の開発を行った。炭酸塩水溶液に骨を浸漬することで高炭酸含有ナノアパタイトが形成することを見出した。この材料は、通常の骨、また合成アパタイトに比べて約250、4500倍高いストロンチウム吸着性能を示した。本材料は廃材を利用していることから、低コストかつ高性能な吸着剤として活用が期待できる。
佐藤 猛; 武藤 重男; 秋山 聖光; 青木 一史; 岡本 明子; 川上 剛; 久米 伸英; 中西 千佳; 小家 雅博; 川又 宏之; et al.
JAEA-Review 2014-048, 69 Pages, 2015/02
JAEA-Review-2014-048.pdf:13.91MB
日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」として、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処において、原子力機構の防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国、地方公共団体、警察、消防、自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施する。平成25年度においては、原子力機構の年度計画に基づき、以下の業務を推進した。(1)国, 地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動、(2)国, 地方公共団体等の原子力防災関係者の人材育成及び研修・訓練、(3)原子力防災に係る調査・研究の実施及び情報発信、(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災に係る国際貢献。また、指定公共機関としてこれまでに培った経験及び福島事故への初動時からの対応等を活かし、国レベルでの防災対応基盤の強化に向け、専門家として技術的な支援を行うとともに、支援・研修センターの機能の維持・運営及び国との連携を図った自らの対応能力強化などに重点的に取り組んだ。
佐藤 猛; 武藤 重男; 奥野 浩; 片桐 裕実; 秋山 聖光; 岡本 明子; 小家 雅博; 池田 武司; 根本内 利正; 斉藤 徹; et al.
JAEA-Review 2013-046, 65 Pages, 2014/02
JAEA-Review-2013-046.pdf:11.18MB
原子力機構は、指定公共機関として、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処において、防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修の他、国、地方公共団体、警察、消防、自衛隊等の原子力防災関係者のための訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施する。平成24年度においては、上記業務を継続して実施するとともに、国の原子力防災体制の抜本的見直しに対し、これまでに培った経験及び東京電力福島第一原子力発電所事故への対応を通じた教訓等を活かし、国レベルでの防災対応基盤の強化に向け、専門家として技術的な支援を行うとともに、当センターの機能の維持・運営及び国との連携を図った自らの対応能力強化などに取り組んだ。なお、福島事故への対応については、人的・技術的な支援活動の主たる拠点が福島技術本部に移行することとなったため、平成24年9月をもって終了した。
岡野 正紀; 久野 剛彦; 根本 弘和*; 山田 敬二; 綿引 優; 檜山 敏明
Proceedings of INMM 50th Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2009/07
東海再処理施設において、使用済燃料の溶解工程で生成する不溶解物質は、溶解液への同伴を防ぐため、パルスフィルターで除去される。不溶解物質を保持した使用済みのパルスフィルターは、高放射性固体廃棄物として処分されるが、パルスフィルターに捕集された不溶解物質中のPuを定量することは、より正確な計量管理を実行するうえで重要である。現在、燃料の被覆管(ハル)及びガラス固化体中のPuの定量には、Cmから生ずる中性子線を計測し、サンプルの測定データ及び燃焼計算コードから求めたPuとCmの比(Pu/Cm比)から、間接的にPu量を評価する非破壊分析法が適用されており、パルスフィルター中のPu量測定にも同様の手法が検討されている。本研究では、中性子線測定による使用済みパルスフィルター中のPu定量手法の確立に必要な分析データを取得するため、使用済燃料溶解液中に含まれる不溶解物質を対象とし、硫酸水素アンモニウム融解法により不溶解物質を溶解した後、Puを固相抽出法により分離、Cmを溶媒抽出法により精製し、
スペクトロメトリによる定量を試みた。この結果、不溶解物質中のPu量とCm量は、それぞれ、数
数十mg/g, 数十数百ng/gオーダーであった。
久野 剛彦; 岡野 正紀; 佐藤 宗一; 根本 和弘*; 実方 秀*
44th Annual Meeting of the INMM, 60 Pages, 2003/00
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池田 佳隆; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 井手 俊介; 今井 剛; 諫山 明彦; 岩瀬 誠; 春日井 敦; 近藤 貴; 草間 義紀; et al.
AIP Conference Proceedings 485, p.279 - 287, 1999/09
最近のJT-60Uにおける高周波実験の成果を報告する。低域混成波(LHCD)では、閉じ込めの良い負磁気シア配位を、4.7秒定常的に保持することに成功した。またLHCD単独による中心電子温度11keVを越える高温プラズマ加熱を確認した。イオンサイクロトロン波(ICRF)では、負磁気シア配位での、ICRFによる高速イオンの閉じ込め減少の原因を明らかにするとともに、粒子補給の少ない状態での負磁気シア特性を調べた。電子サイクロトロン波(ECH)では、大型トカマクとして初めて、入射に成功するとともに、局所加熱制御及び中心加熱において、5.5keVの高温プラズマ加熱に成功した。
根本 剛; 沼田 浩二; 岡田 尚; 都所 昭雄; 高橋 芳晴; 木原 義之; 川瀬 啓一
PNC TN8440 96-031, 20 Pages, 1996/07
本報告書は燃料製造プロセス開発室の研究開発テーマの中で、電解溶解技術開発、MH法混合転換技術開発、噴霧熱分解法による顆粒粉末製造技術開発、プルトニウム系廃液処理プロセス開発、Np,Am回収技術開発等について、その概要を和文と英文により、記述したものである。
冨田 豊; 根本 剛; 出沼 昭生; 都所 昭雄
動燃技報, (97), p.122 - 125, 1996/03
先進的核燃料リサイクル技術開発の一環として、MOX燃料スクラップ中に存在するAmの溶媒抽出法による分離回収試験を実施する予定であるが、グローブ操作時の
Amの
線による手部及び全身の被ばくの低減化が大きな課題である。根本的な防護対策としてグローブボックス用の遠隔操作可能な取扱治具を検討し、人の手に相当するような多関節型遠隔取扱治具の開発を目的として、試作を行った。次いでボックス内で作業を行う上で必要な機能を確認するために基本機能試験を実施し、グローブボックスシステムでAmのような高線量物質の取扱が可能な遠隔取扱治具の技術的見通しを得ることができた。
沼田 浩二; 根本 剛; 都所 昭雄
動燃技報, (94), p.72 - 77, 1995/06
MOX燃料製造施設等から発生するプルトニウム系廃液の処理(Fe共沈法、活性炭及びキレート樹脂吸着法)に伴ない発生する二次副生物(スラッジ、廃樹脂、活性炭)の低減化を目指し「ノンスラッジ廃液処理プロセスの開発」に着手した。本方法は、不溶性タンニン(吸着剤)を使用するものであり、使用済吸着剤が熱分解でガス化する利点に着目した。Pu廃液による各種基礎試験、実廃液によるカラム処理試験及び吸着剤の熱分解試験等を実施し、Pu吸着特性、DFに及ぼす線速度ならびにカラム長さの影響等のデータを収集した。本報告は、これらの試験内容及び得られた結果をまとめたものである。従来のFe共沈法と比べ処理液中の線放射能濃度は確実に低下傾向を示し、吸着剤カラムのみで設備を構成できコンパクト化が図れること、また発生廃棄物は熱分解により、吸着物(Pu,U)の酸化物のみとなり、プルトニウム系廃液処理法として有効であることを確認できた。
1995年3月)-都所 昭雄; 根本 剛; 沼田 浩二; 廣田 隆; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*
PNC TN8440 95-019, 22 Pages, 1995/04
本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1) 本年度の工程中和廃液受入量は796l、スラリ 焼設備からは洗浄液として154l、分析廃液は534.7lであり、合計1484.7lである。なお、前年度繰越量である工程廃液85l、分析廃液55.5lを含めると今年度処理対象液量の合計1625.2lである。(2)その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ932l、584.5lであり合計1516.5lとなった。(3)処理液中の・
線放射能濃度は、何れも放出基準値である5.6x10/SUP-2/Bq/ml以下となり、次工程の廃水処理室(プルトニウム燃料第一開発室:R-4)に送液した。
1994年3月)-都所 昭雄; 根本 剛; 沼田 浩二; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*; 吉沢 知幸*
PNC TN8440 94-011, 19 Pages, 1994/04
本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1)本年度の工程中和廃液受入量は9541、分析廃液は690.51であり、合計1644.51である。なお、前年度繰越量を含めると今年度処理対象液量はそれぞれ10781、707.51の合計1785.51である。(2)その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ9931、6481であった。(3)処理後の・放射能濃度は、何れも放出基準値である5.6
10ー2Bq/m1以下であった。
沼田 浩二; 根本 剛; 都所 昭雄
PNC TN8410 94-216, 18 Pages, 1994/04
今回は、最終的に使用済吸着剤を容易に減容あるいは分解する場合、本吸着剤の分解温度、分解時間、分解ガスの成分と量、吸着剤中に含まれるメタルの最終残査の酸化状態などの熱分解挙動を知るための試験を実施し、以下に示す結果を得た。(1)分解炉中に空気を供給した酸化状態で約600
Cまで加熱することにより、吸着剤単体はほぼ完全に分解された。その時の主なガス成分はCO
であり、その他としてCO、CH
が検出された。(2)窒素ガス供給下(還元状態)で1000Cまで加熱しても、初期乾燥重量の約45%が残査として残留する。残査の主成分は、吸着剤の成分である炭素であり、試験に使用した白金皿に付着していた。(3)酸化雰囲気下で加熱すると、吸着剤が分解し、大幅に重量減少する。最終的にはウラン、プルトニウムは安定な酸化物(例えば、それぞれU
O
、PuOの形態)として残留する。その他の元素も安定な酸化物として残留する。
沼田 浩二; 根本 剛; 都所 昭雄
PNC TN8410 94-215, 19 Pages, 1994/01
プルトニウム第二、第三開発室などのプルトニウム燃料施設から発生する硝酸プルトニウム及びウラニルを含む放射性廃液は、現在プルトニウム廃液処理設備において凝集沈澱処理(鉄共沈法)、キレート樹脂吸着法等の併用で処理を行っている。しかし、本処理に伴って発生するスラッジ、廃樹脂等の副生物は、乾固物の形としたのち放射性固体廃棄物として貯蔵しているため、その最終処理には未だ手をつけていない。長期的展望に立てば、このような副生物の発生しないあるいは発生しても最小限度に留めるような処理プロセスの開発が望まれており、不溶性タンニン(以下吸着剤という)によるノンスラッジ廃液処理プロセスの開発を行っている。今回は、前年度のビーカスケールバッチ試験に引続き、不溶性タンニンを用いた微量プルトニウムのカラム方式による吸着基礎試験を実施した。本試験では、不溶性タンニンのプルトニウム吸着性能を把握するため、DFに及ぼす線速度及びカラム長さの影響ならびに試験液中のプルトニウム濃度の影響を調べた。また、連続通水試験を実施し、不溶性タンニンの破過点確認試験を実施した。その結果、次のことが明らかになった。(1)パラメータ試験結果から、1)線速度が遅いほどDFが向上する。2)カラム長さが長いほどDFが向上する。3)線放射能濃度が低いほどDFは低下する。(2)連続通水試験結果から、105Bq/mlオーダの試験液を処理した場合、タンニン充填量の約40倍まで処理が可能である。(3)中和処理後の105Bq/mlオーダの廃液を10-3Bq/ml(放出基準値の1/10)までPuを除去するためには、適切な線速度及びカラム長さを選定することにより可能である。
池田 佳隆; 内藤 磨; 牛草 健吉; 佐藤 正泰; 近藤 貴; 井手 俊介; 関 正美; 永島 圭介; S.W.Wolfe*; 朝倉 伸幸; et al.
Nuclear Fusion, 34(6), p.871 - 880, 1994/00
被引用回数：13 パーセンタイル：46.34(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60において低域混成波電流駆動(LHCD)におけるLH波の近接条件の影響を調べ、以下の結果を得た。1)硬H,X線の最大検出エネルギーは、近接条件で制限される波の位相速度と対応している。2)電流駆動効率、電流分布制御性は、近接条件の劣化に伴い悪化する。3)近接しない波(非近接波)を入射すると、不純物、リサイクルを増加させ、MARFEを引き起こす場合もある。4)ダイバータ部の静電プローブを利用した周辺部の波の強度は、非近接の割合に比例して増加する。5)非近接波は、波の軌跡解析から周辺部に局在する。これらのことから、LHCDにおいて近接条件の重要性が実験的に明らかとなった。
根本 剛; 都所 昭雄
動燃技報, (88), p.29 - 39, 1993/12
圧力晶析法は、冷却晶析法のように温度を冷却する代わりに、結晶生成の駆動力に圧力を制御しながら、結晶化あるいは融解する新しい晶析プロセスである。今回、本法の抽出溶媒からのnドデカン分離への適用性について、模擬溶媒を使用して試験を実施した。その結果、次のような結論を得た。(1)冷却温度約-10
、圧力100MPaの条件で分離すると、純度98.5%以上のnドデカンを分離することができる。(2)分離したnドデカンは再処理プロセスの抽出工程や希釈剤洗浄工程に再使用できる。(3)物質の相変化を利用した分離法であるため、新たな二次廃棄物を発生しない分離・回収プロセスである。これらの結果から、抽出溶媒中のnドデカンを分離できる新しいタイプの分離プロセスを開発した。
沼田 浩二; 高橋 芳晴; 根本 剛; 都所 昭雄
PNC TN8430 93-001, 37 Pages, 1993/04
プルトニウム第二、第三開発室等のプルトニウム燃料施設から発生する硝酸プルトニウム及びウラニルを含む放射性廃液は、現在プルトニム廃液処理設備において凝集沈殿処理(Fe共沈法)、キレート樹脂吸着法等の併用で処理を行っている。しかし、本処理に伴って発生するスラッジ、廃樹脂等の副生物は、乾固物の形としたのち放射性固体廃棄物として貯蔵しているため、その最終処理には未だ手をつけていない。長期的展望に立てば、このような副性物の発生しない或いは発生しても最小限度に留めるような処理プロセスの開発が望まれており、今回その一環として不溶性タンニンを用いたノンスラッジ廃液処理プロセスの基礎試験に着手した。本試験では、一般に金属イオンに対する吸着性が良く、かつ焼却処理の容易な不溶性タンニンを用いてプルトニウムの吸着率に及ぼす廃液のpH依存性、最大プルトニウム吸着率、不溶性タンニンに対するプルトニウム飽和吸着量等の基礎試験を行った。その結果次のようなことが明らかになった。1)吸着率に及ぼす廃液のpH依存性が少ない。2)廃液中の放射能濃度が640Bq/ml以下の場合、不溶性タンニン100mgに対する吸着率は99%以上である。3)不溶性タンニン100mgあたりの最大吸着線放射能量は、1.85x10/SUP8/Bqであり、プルトニウムに換算すると17.5mgである。このように、本設備のノンスラッジ廃液処理プロセス化を進める上での不溶性タンニンに対する基礎データが得られた。今後、カラム試験を通して具体的なフローシートスタディを行う計画である。
沼田 浩二; 高橋 芳晴; 根本 剛; 都所 昭雄; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*
PNC TN8410 93-101, 40 Pages, 1993/04
本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1)本年度の工程中和廃液受入量は688l、分析廃液は407lであり、合計1095lである。なお、前年度繰越量を含めるとそれぞれ859l、481lの合計1340lである。(2)その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ779l、477lであった。(3)処理後の・放射能濃度は何れも放出基準値である5.610-2Bq/ml以下であった。(4)設備診断を行った結果、早急に交換や点検を必要とする装置はなく、今後計画的に保守点検を行い、整備する計画である。
