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論文

核燃料サイクル工学研究所における環境活動への取組みについて

近藤 利幸; 木下 節雄; 伊藤 勝

公害防止協会だより, (218), p.17 - 21, 2008/05

核燃料サイクル工学研究所の環境活動について、おもに、一般廃棄物,産業廃棄物を中心に説明している。資料は次の3つの章から構成されている。(1)研究所の環境設備,(2)ISO14001に基づく環境負荷低減活動,(3)環境配慮促進法への対応。

報告書

アスファルト固化体の製品データ集

古川 登; 近藤 利幸; 星 真之*

JNC TN8450 2001-005, 255 Pages, 2001/08

JNC-TN8450-2001-005.pdf:97.96MB

アスファルト固化処理施設は、1997年3月11日(平成9年)の火災爆発事故により、昭和57年から開始した低レベル放射性濃縮廃液をアスファルト固化体へ変換処理する技術開発を終了した。この約15年間に廃液7,438m3を処理し、29,967本の固化体を製作した。固化体に関する製作、放射能データ等は、ドラム缶毎に製品管理情報を大洗工学センターの大型コンピュータ及び処理第二課パソコン内に収納し保存を行っている。これら情報は、アスファルト固化処理施設が開発運転を行ってきた貴重な情報であり、また将来の固化体処分に向けた技術基準整備作業には必要不可欠な情報である。本製品データ集は、アスファルト固化体ドラムNo.毎の塩成分量、アスファルト量および比率、固化体重量、全$$alpha$$、TRU核種、$$gamma$$核種濃度、貯蔵位置等をデータベース化して一覧にまとめ報告書とした。なお、施設の運転履歴と合わせて固化体製作履歴を把握する場合は、「廃棄体の確認に向けたアスファルト固化体の製作履歴調査結果」を参照されたい。

報告書

廃棄体の確認に向けたアスファルト固化体の製作履歴調査結果

古川 登; 近藤 利幸; 木村 之彦*

JNC TN8440 2001-024, 210 Pages, 2001/08

JNC-TN8440-2001-024.pdf:24.99MB

本書は、将来、アスファルト固化体を地中処分することを前提にした、廃棄体技術基準の整備に向けた調査に反映させるため、固化体中の核種インベントリー、代表的な固化体選定に必要な過去のキャンペーンのグループ化、処分検討時の情報提供等、貴重な情報源として活用することを目的に作成した。作成にあたっては、施設の工程、固化体の組成、貯蔵実績などの固化体製作概要、過去のキャンペーンの試験内容、トピックスを基に製作された固化体の特性や放射性ヨウ素の放出低減化、放射性炭素の施設内移行挙動などを含め、過去の試験・運転内容等の履歴を包括的に把握できるように開発運転履歴をまとめ、今後の処分の動向を見据えた構成とした。アスファルト固化処理施設は、1982年4月(昭和57年)からコールド試験を開始し、5月4日よりホット試験、10月6日より固化処理技術開発運転を開始し、1997年3月11日(平成9年)の火災爆発事故に至るまでの期間(16年間)で、低レベル放射性濃縮廃液を7,438m3処理し、29,967本のアスファルト固化体を製作した。事故により、アスファルト固化処理施設は使命を閉じるに至ったが、15年間で製作したアスファルト固化体は、将来の処分を検討する上で貴重な情報、データを保持しているとともに、処理技術とともに後世に継承する必要がある。なお、試験・運転により製作した固化体ドラム毎のS/B比、放射性核種濃度等に係るデータ類に関しては、「アスファルト固化体の製品データ集」として別冊にまとめたので、本書と対で活用されたい。

論文

INVESTIGATION OF THE DEGRADATION OF BITUMINIZED PRODUCTS BY THE STORED

伊藤 義之; 近藤 利幸; 村山 保美; 古川 登

放射性廃棄物の管理及び環境保護に関する第8回国際会議, 0 Pages, 2001/00

アスファルト固化体は、東海・再処理工場から発生する低放射性廃液をアスファルトと混練・脱水させることにより製作されるが、貯蔵年数の経過により劣化する可能性がある。さらに処分環境では、固化体は地下水等と接すると考えられる。このため、貯蔵固化体の物性や$$gamma$$核種を調査し、貯蔵10年程度では固化体の物性に変化が無いことを確認した。また浸出試験を実施し、貯蔵年数の経過により固化体から塩が浸出しやすくなっていないことを確認した。以上により、固化体は貯蔵年数の経過によって劣化していないと考えられる。

報告書

アスファルト固化体の浸漬試験

近藤 利幸; 伊藤 義之; 石井 照明*; 秋本 文也*

JNC TN8430 99-007, 22 Pages, 1999/08

JNC-TN8430-99-007.pdf:0.84MB

東海事業所再処理施設で発生した低レベル濃縮廃液は、アスファルト固化技術開発施設において固化処理され、貯蔵施設に貯蔵保管されている。貯蔵保管中のアスファルト固化体の長期貯蔵時の健全性及び将来の処分に備えたデータの取得を目的として、平成5年1月$$sim$$平成9年2月にかけて、ビーカスケールでの浸漬試験を実施した。その結果、MA固化体から最も多く浸出した$$gamma$$核種はCo60であり、400日後における試験温度25$$^{circ}C$$の累積浸出比が8%、試験温度40$$^{circ}C$$の浸出比が60%となり、試験温度が浸出に寄与することを確認した。固化体中に最も多く含有されているCsは固化処理時の不溶化処理により浸出が抑制されることを確認した。浸漬試験液のpHは試験毎に異なった傾向を示していた。貯蔵直後のMA固化体の試験温度25$$^{circ}C$$ではpH7$$sim$$11に、10年貯蔵したMA固化体の試験温度25$$^{circ}C$$ではpHは3$$sim$$8に、試験温度40$$^{circ}C$$の試験ではpH10$$sim$$11で推移する結果を得た。また、LA固化体を使用した試験においては3$$sim$$6付近の酸性で推移しており、浸漬試験液のpHが酸性側となる固化体のドラム内に水分が混入した場合、ドラムの腐食が懸念される。供試体の表面は、浸漬による隆起を確認するとともに、試験後に実施した針入度の結果、試験前に比べ大きくなり、供試体の膨潤を確認した。

報告書

低レベル放射性濃縮廃液中の$$^{14}$$C及び$$^{129}$$I同時分離回収法の開発

近藤 利幸; 木村 之彦*; 大蓑 英明*; 和地 勇

PNC TN8410 96-015, 87 Pages, 1995/12

PNC-TN8410-96-015.pdf:2.1MB

低レベル放射性濃縮廃液中の$$^{14}$$Cと$$^{129}$$Iは、酸性化および加熱することで分解し気化する特性を利用し、ガスとして同時に分離、回収する方法を開発した。$$^{14}$$Cは濃縮廃液形態(MAW、LAW)に関係なくHNO$$_{3}$$で酸性にするだけで気化できる。$$^{129}$$Iに関しては、MAWは廃液中にNaNO$$_{2}$$を含んでいるためIO$$^{-}_{3}$$が存在していてもI$$^{-}$$に還元できることから、HNO$$^{3}$$による酸化でI$$_{2}$$に変換して気化させることができる。しかし、LAWはNaNO$$_{2}$$を含まないのでIO$$^{-}_{3}$$がI$$^{-}$$への反応が進まないことからNaNO$$_{2}$$を添加することでI$$_{2}$$として気化させることができる。更に気化効率を向上させるためには、加熱することが必要となる。両核種の回収は、測定上の問題から、$$^{129}$$Iを1段目の吸収管(Na$$_{2}$$SO$$^{3}$$)に回収し、$$^{14}$$Cを2段目の吸収管(NaOH)に回収する方法、条件を同時分離回収試験により見出した。また、濃縮廃液中のヨウ素の形態を把握するため、pH領域とNaNO$$_{2}$$存在下の酸化還元電位を測定しI$$^{-}$$、IO$$^{-}_{3}$$の関係を明らかにした。

報告書

低レベル放射性濃縮廃液中の放射性炭素(14C)分析法の確立-アスファルト固化処理施設・工程試料の分析法

近藤 利幸; 宮内 賢二; 木村 之彦*; 大箕 英明*; 和地 勇

PNC TN8410 93-050, 45 Pages, 1993/04

PNC-TN8410-93-050.pdf:0.97MB

放射性炭素(以下「14C」という。)は、$$beta$$-壊変により$$beta$$線を放出し5.7$$times$$103Yの半減期を有している放射性核種である。このため大気中に放出された場合、環境蓄積と食物連鎖を通して人への内部被曝という観点から放出に対して厳しく管理されている。そこでアスファルト固化処理施設(以下「Asp施設」という)では大気への放出量を管理するため、Asp施設工程内の14C挙動を明らかにするためにAsp施設工程内評価のための分析手法として低レベル放射性濃縮廃液(以下「濃縮廃液」という)に含まれる14C分析法の開発を行った。Asp固化処理液である濃縮廃液は、炭酸ナトリウムを始めとする多種・高濃度の塩及び核分裂生成物(FP)を含んでおり、高エネルギー$$gamma$$線・$$beta$$線の影響で14Cを直接測定することができない。したがって計測するに当たっては、これら妨害核種と分離する必要がある。そこで妨害核種との分離法として、炭酸塩(BaCO3)の形態で14Cを回収した後、硝酸(HNO3)によりガス化(CO2)し、水酸化ナトリウムに吸着させ再び純粋な炭酸塩(Na2CO2)として回収し、液体シンチレーションカウンター(LSC)で計測する法法を確立した。この分析法は、模擬廃液での回収率97%、14C濃度1.4$$times$$102Bq/mlにおける分析変動率(CV)は3.3%であった。Asp施設での92-M33-1キャンペーンにおける供給糟(V33)での分析変動率(CV)結果は6.1%であった。各貯糟での炭酸イオン濃度と14C濃度の相関量も一致していることから、今後14Cの施設内評価を行っていくうえで十分信頼性のある分析法であることが立証できた。合わせてAsp各貯糟の分析値からAsp固化施設での14C挙動の評価を行った。

報告書

低レベル放射性濃縮廃液中の129I測定法の確立ーアスファルト固化処理施設・工程試料の測定法ー

近藤 利幸; 宮内 賢二; 木村 之彦*; 大箕 英明*

PNC TN8410 92-018, 30 Pages, 1991/11

PNC-TN8410-92-018.pdf:0.75MB

原子力発電に伴い生成する放射性ヨウ素溶液を正確に定量する方法としては、存在するヨウ素を還元剤で一度ヨウ素イオンに原子価調整する方法が一部で知られていた。しかし、再処理施設等で検討したデータ、レポート等の文献がない状況であったが、アスファルト固化処理施設での低レベル放射性濃縮液処理の過程で揮発するヨウ素を正確に定量する方法の検討を実施した。アスファルト固化処理施設の廃液中に存在する放射性ヨウ素は129Iのみであり、その存在形態は、ほとんどがヨウ素イオンであると考えられていた。しかし、最近ヨウ素イオンの他に相当量のヨウ素酸イオンが含まれていることが判った。そのため、従来行われていたヨウ素イオンに着目した分析法では、全放射性ヨウ素(129I)を評価するには十分ではなく、ヨウ素酸イオンも含めた分析法を確立する必要性が生じた。本報は、特に廃液中のヨウ素酸イオンをヨウ素イオンに還元した後、酸化してヨウ素(I2)として四塩化炭素に抽出し回収することを目的として分析法を検討したものである。その結果は、次の通りである。アスファルト固化処理施設の廃液中の全ヨウ素量の約90%を回収することができ、分析変動率(1$$sigma$$)が$$pm$$10%以内で分析可能であり低レベル放射性濃縮廃液中の129I量の把握において有効な分析方法である。

報告書

再処理分析技術検討報告書(2) プルトニウム分析法

近藤 利幸; 池田 久

PNC TN8410 90-044, 291 Pages, 1990/03

PNC-TN8410-90-044.pdf:5.18MB

分析課では、再処理工場の試験・運転に対応するために、支援部門として各工程の運転情報を提供する立場から、信頼ある分析データを供給する目的で各工程に対応した分析方法、又計量管理を適格に行う等のための各種分析法の検討・開発・試験及び設備・機器の改良・評価等(以下「分析技術開発」と言う)を実施してきた。本報告書は、分析課における過去の分析技術検討の経緯を検討項目別にとりまとめ、今後の分析技術検討への参考資料及び分析技術検討の歴史として残しておくための本書では過去に行った技術検討報告のうち報告書として未完成であるため印刷物として残されていたかったものを改めて加筆、編集、したものであり既に最終検討報告書として個々に印刷した項目は対象外とした。そのためここに示す項目にはある分析法確立における1ステップのみについて取扱っているものもあり必ずしも実施した検討の全体の設備には至っていないものも含まれていることを特記しておく。再処理分析技術検討報告書である。 尚、本報告書(プルトニウム分析法)は1977年$$sim$$1985年の期間について実績をまとめたもので、この内の一部は現在使用されている分析マニュアルの基礎となっているものである。又、本報告書の他に以下に示す「再処理分析技術検討報告書」のシリーズがある。再処理分析技術検討報告書」(1)(ウラン分析法)(3)(放射能分析法)(4)(酸・アルカリ分析法)(5)(硝酸根・ヒドラジンTBP,DBP等分析法)(6)(金属不純物分析法)(7)(試験)(8)(比較・評価)(9)(装置・器具)(10)(設備)(11)その他

報告書

再処理分析技術検討報告書 (1)(ウラン分析法)

近藤 利幸

PNC TN8410 90-043, 247 Pages, 1990/03

PNC-TN8410-90-043.pdf:5.69MB

分析課では、再処理工場の試験・運転に対応するために、支援部門として各工程の運転情報を提供する立場から、信頼ある分析データを供給する目的で各工程に対応した分析方法、又計量管理を的確に行う等のための各種分析法の検討・開発・試験及び設備・機器の改良・評価等(以下「分析技術開発」と言う)を実施してきた。本報告書は、分析課における過去の分析技術開発の経緯を開発項目別にとりまとめ、分析法確立の保障、今後の分析技術開発への参考資料及び分析技術開発の歴史として集大成することによって、貴重な資料の活用を図る目的で再処理分析技術検討報告としたものである。尚、本報告書(ウラン分析法)は1977年$$sim$$1983年の期間について実績をまとめたもので、現在使用されている分析マニュアルの基礎となっているものである。又、本報告書の他に以下に示す「再処理分析技術検討報告書」のシリーズがある。再処理分析技術検討報告書(2)(プルトニウム分析法)(3)放射能分析法(4)(酸・アルカリ分析法)(5)(硝酸根・ヒドラジン等分析法)(6)(金属不純物分析法)(7)(試験)(8)(比較・評価)(9)(装置・器具)(10)(設備)(11)(その他)

報告書

The Computer Programs for Analysing Two-Dimensional Permeation Flow within Horizontal Thermal Insulation

近藤 康雄; 田所 啓弘; 菱田 誠; 岡本 政治; 田中 利幸; 佐野川 好母

JAERI-M 84-179, 54 Pages, 1984/10

JAERI-M-84-179.pdf:1.03MB

多目的高温ガス炉に用いられる高温配管において、内部断熱層内の仕切板が破損したときに生じる透過流れを解析する計算機プログラムを開発した。本プログラムは、仕切板で区切られた一層の断熱層を一相系二次元モデルで取扱った。断熱層内の流体運動はDarcy則を適用し、断熱層内の流体の温度は局所的に断熱層の温度に等しいと仮定した。運動方程式及びエネルギー方程式の数値解に当たっては加速リープマン法を適用し、解の発散を避けるために中央差分を用いた。断熱層内の対流が定常状態、又は強制対流の大きさが自然対流に比べてかなり大きい擬定常状態においては解は速やかに収束した。入力データ、出力データ及びそのフォーマット及びプログラムの各要素とそれぞれの機能を付録に説明した。

論文

大型構造機器試験装置(HENDEL)による高温配管の断熱性能試験

菱田 誠; 國富 一彦; 井岡 郁夫; 梅西 浩二*; 近藤 康雄; 田中 利幸; 下村 重昭*

日本原子力学会誌, 26(6), p.506 - 518, 1984/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:19.16(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所で開発が進められている多目的高温ガス実験炉では内部断熱高温ガス配管が使用されることになっている。従来の工業設備でこのような形式の配管が使用されたこともなく、また実規模の高温配管について断熱性能が調べられた例は極めて少ない。そこで、原研のHENDELを用いて、その設置の一部として設置されている高温配管について断熱性能の試験を行った。本試験では、耐圧管及び断熱層内の温度分布、耐圧管表面の熱流束分布の測定を行い、耐圧管の温度及び熱流束はほぼ一様な分布であることを確認し、これらの測定結果から有効熱伝導率の実験式を求めた。また、耐圧管の温度の実験値と伝導計算コードTRUMPで計算した値とを比較したところ良い一致が得られた。更に、実験炉の内管の温度分布を求め、高温点は生じないことを確認した。これらの結果は、実験炉を開発する上で有用な試料になると考えられる。

報告書

大型構造機器試験装置(HENDEL)による高温配管の断熱性能試験

菱田 誠; 國富 一彦; 井岡 郁夫; 梅西 浩二*; 近藤 康雄; 田中 利幸; 下村 寛昭

JAERI-M 83-180, 61 Pages, 1983/10

JAERI-M-83-180.pdf:1.76MB

多目的高温ガス実験炉の一次系及び二次系の高温配管には内部断熱高温配管が使用されることになっている。従来の工業設備ではこのような形式の高温配管が使用された例はない。また、これまで実規模の内部断熱高温配管について断熱性能を調べた例は極めて少ない。そこで、HENDELを用いて、その装置の一部として設置されている高温配管について断熱性能の試験を行った。本試験では、耐圧管及び断熱層内の温度分布、耐圧管表面の熱流束分布の測定を行い、耐圧管の温度及び熱流束はほぼ均一な分布であることを確認し、これらの測定結果から有効熱伝導率の実験式を求めた。また、耐圧管の温度の実測値と伝熱計算コードTRUMで計算した値を比較したところ良い一致が得られた。更に、実験炉の内管の温度を計算で求め、高温点は生じないことを確認した。

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