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論文

低減容処理灰化樹脂の均質・均一固化体製作技術調査

大谷 洋史; 水井 宏之; 東浦 則和; 坂東 文夫*; 遠藤 伸之*; 山岸 隆一郎*; 久米 恭*

平成25年度公益財団法人若狭湾エネルギー研究センター研究年報,16, P. 66, 2014/10

若狭湾エネルギー研究センターは、「ふげん」の受託研究として、イオン交換樹脂を減容安定化処理した後の残渣を用いたセメント混練固化に関する手法の調査及び試験を行い、以下の結果を得た。(1)粉砕による脱気処理を低減容処理灰化樹脂に施した上でセメント混練を行い、膨張の発生が無いことを確認するとともに、セメント混練固化体について各種試験を行い、均質・均一なセメント固化体が得られること及び強度条件も満足することを確認した。(2)脱気処理した低減容処理灰化樹脂を用いたセメント混練物に、化学混和剤(減水剤)を添加することで、流動性が25%以上増すことを確認した。(3)化学混和剤を添加したセメント混練固化体について各種試験を行い、均質・均一なセメント固化体が得られ、強度条件も満足することを確認した。(4)低減容処理灰化樹脂及びセメント混練固化体からの溶出試験を行い、各々、脱気処理及び化学混和剤添加による影響はないこと、セメント混練固化することによって溶出が抑制されることを確認した。以上の結果から、低減容処理灰化樹脂に対して粉砕による脱気処理及び化学混和剤の適用したセメント混練固化体は、廃棄体の技術要件を満たす見通しが得られた。

論文

Radwaste reduction technology for spent resins

Ferris, K.*; 片桐 源一*; 佐野 一哉; 東浦 則和

富士電機ホームページ及び富士電機アメリカ社ホームページ(インターネット), 11 Pages, 2012/04

原子力発電所の運転に伴い、施設の水処理系統からは放射性廃棄物である使用済イオン交換樹脂が発生する。これら廃樹脂は、浄化する系統によって放射能濃度が異なり、放射能濃度が比較的高い廃樹脂は原子力発電所の敷地内に貯蔵され、放射能レベルが減衰した後に処分される計画であるが、その貯蔵量は年々増加を続けている。日本では今後、原子力関連施設から排出される低レベル放射性廃棄物はセメントなどで固化し、廃棄体として埋設処分される計画である。比較的放射能濃度の高い廃樹脂の埋設処分を行うにあたっては、埋設コスト低減の観点からは処分量を低減させること、廃棄体の長期健全性を確保する観点からは埋設処分に適する廃棄体とするために、樹脂の安定化処理が必要になるといわれている。つまり、これらの要求を実現するためには、減容と安定化の両方を満足できる処理技術の確立が急務となっている。このようなニーズに応える技術として、使用済イオン交換樹脂などの放射性廃樹脂の減容処理と最終処分に適した安定化処理が同時に可能な減圧酸素プラズマ(Low Pressure Oxygen Plasma)処理と装置の開発を続けている。本技術の開発は、原理試作機,機能試験機による実樹脂を使ったホット試験を含めた開発を経て、実規模装置による性能評価や廃棄体に関する調査試験に至っており、富士電機及び富士電機アメリカ社ホームページにおいて、LPOP技術の要約と埋設処分へ向けたLPOP処理の効果を評価する目的として実施したイオン交換樹脂の無機化と固化試験結果について掲載する。

論文

クリアランスのためのウェットブラスト除染性能確認試験

浜田 宣幸; 渡邊 純二; 東浦 則和; 志免 優紀

デコミッショニング技報, (45), p.2 - 9, 2012/03

クリアランスのための前処理として導入した、物理的方法(ウェットブラスト法)により汚染を除去(低減)する手動式の除染装置について、最適な除染条件の設定に資することを目的として、クリアランス申請を予定している施設、設備の配管から採取した試験片を使用した除染試験を実施した。この結果、装置の基本仕様条件により、配管内の表面の汚染を比較的短時間でクリアランスレベル以下まで除染できる性能を有していることを確認した。

報告書

第24回ふげん廃止措置技術専門委員会資料集

大谷 洋史; 松嶌 聡; 毛利 直人; 忽那 秀樹; 東浦 則和

JAEA-Review 2011-041, 55 Pages, 2012/01

JAEA-Review-2011-041.pdf:6.08MB

原子力機構は、新型転換炉ふげん発電所の新型転換炉原型炉施設の廃止措置計画を平成18年11月7日に認可申請(平成19年12月28日一部補正)し、平成20年2月12日に認可を受けた。これに伴い、新型転換炉ふげん発電所を原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)に改組し、施設の解体撤去作業に着手するとともに、自らの廃止措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という。)を実施している。この廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場及び福井県が目指すエネルギー研究開発拠点化計画における研究開発拠点として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、原子力機構内外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を設置している。本稿は、平成23年9月1日に開催した第24回ふげん廃止措置技術専門委員会において報告した資料「廃止措置の状況」,「重水系機器を用いた放射性腐食生成物(CP)除染試験」,「レーザ気中切断における粉じん挙動試験」,「クリアランス制度運用に向けた準備状況」について、まとめたものである。

報告書

第22回ふげん廃止措置技術専門委員会資料集

忽那 秀樹; 松森 亮*; 泉 正憲; 林 宏一; 東浦 則和

JAEA-Review 2011-025, 43 Pages, 2011/07

JAEA-Review-2011-025.pdf:2.84MB

原子力機構は、新型転換炉ふげん発電所の新型転換炉原型炉施設の廃止措置計画を平成18年11月7日に認可申請し、平成20年2月12日に認可を受けた。これに伴い、新型転換炉ふげん発電所を原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)に改組し、施設の解体撤去作業に着手するとともに、自らの廃止措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という。)を実施している。この廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場及び福井県が目指すエネルギー研究開発拠点化計画における研究開発拠点として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、原子力機構内外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を設置している。本稿は、平成22年9月14日に開催した第22回ふげん廃止措置技術専門委員会において発表された資料「廃止措置の状況」,「重水系機器を用いた放射性腐食性生物(CP)除染試験」,「管理データ評価システムの「ふげん」への適用」,「クリアランス制度運用に向けた準備状況」についてまとめたものである。

論文

Study of LPOP residue on resin mineralization and solidification

片桐 源一*; 藤沢 盛夫*; 佐野 一哉; 東浦 則和

Proceedings of 13th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2010) (CD-ROM), p.125 - 130, 2010/10

原子力発電所の運転に伴い、施設の水処理系統からは放射性廃棄物である使用済イオン交換樹脂が発生する。これら廃樹脂は、浄化する系統によって放射能濃度が異なり、放射能濃度が比較的高い廃樹脂は、原子力発電所の敷地内に貯蔵され、放射能レベルが減衰した後に処分される計画であるが、その貯蔵量は年々増加を続けている。日本では今後、原子力関連施設から排出される低レベル放射性廃棄物は、セメントなどで固化し、廃棄体として埋設処分される計画である。比較的放射能濃度の高い廃樹脂の埋設処分を行うにあたっては、埋設コスト低減の観点からは処分量を低減させること、廃棄体の長期健全性を確保する観点からは埋設処分に適する廃棄体とするために、樹脂の安定化処理が必要になるといわれている。つまり、これらの要求を実現するためには、減容と安定化の両方を満足できる処理技術の確立が急務となっている。このようなニーズに応える技術として、使用済イオン交換樹脂などの放射性廃樹脂の減容処理と最終処分に適した安定化処理が同時に可能な、減圧酸素プラズマ(Low Pressure Oxygen Plasma)処理と装置の開発を続けている。本技術の開発は、原理試作機,機能試験機による実樹脂を使ったホット試験を含めた開発を経て、実規模装置による性能評価や廃棄体に関する調査試験に至っている。本報では、LPOP技術の要約と埋設処分へ向けたLPOP処理の効果を評価する目的として実施したイオン交換樹脂の無機化と固化試験結果について報告する。

論文

The Introduction of New Waste Treatment System at the Fugen Nuclear Power Station

手塚 将志; 岩井 正樹; 佐野 一哉; 東浦 則和

Proceedings of International Waste Management Symposium 2005 (WM '05) (CD-ROM), 0 Pages, 2005/00

新型転換炉ふげん発電所における放射性廃棄物処理設備では、廃樹脂減容安定化処理装置及び洗濯廃液濾過装置の導入を計画している。廃樹脂減容安定化処理装置については、実廃樹脂を使い、減容・減重性能、無機化性能、無害化性能、核種の保持・移行性能等に係る確認試験を実施し、実用化へ向け十分な性能が得られることを実証した。また、洗濯廃液濾過装置に関しては、現在2つの方式を比較検討しているが、ホット試験において、放射能やCODの除去性能に関して実機への適用が可能であることを確認した。

論文

Radiation activity evaluation for decommissioning of Fugen Nuclear Power Station

白鳥 芳武; 川越 慎司; 東浦 則和

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00

ふげん発電所の廃止措置の事前準備として、原子炉の運転中でなければ実施できない中性子束密度の測定、評価を優先的に行っている。放射化量の評価では、解析による評価を基本とし、解析の妥当性を少数試料のサンプリングによる測定によって確認するという手法を適用した。評価にあたっては、炉心構造材領域及びその周囲にある遮蔽体領域、遮蔽体外側領域の3領域に分類した。前者の二つの領域は解析によって中性子束密度を評価したが、遮蔽体外側領域はそれができないので、放射化箔による中性子束密度測定を多数点について行い、その結果をもとに放射化計算を行った。これらの評価手法は「ふげん」の経済的で合理的な廃止措置に資するものである。

論文

使用済イオン交換樹脂処理方法の開発

東浦 則和; 北端 琢也; 吉村 修一; 塚本 裕一

動燃技報, (91), p.96 - 99, 1994/09

新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」と略す。)では、プラント運転に伴い発生する比較的放射能レベルの高い使用済イオン交換樹脂(以下「廃樹脂」と略す。)の減容処理対策として、廃樹脂から放射能を分離し、樹脂は既設の焼却炉により焼却減容、分離した放射能を多く含む廃液は濃縮減容を行い、両者共に最終的には安定な固化体にする方法について検討を進めている。このような処理方法を採用する場合に開発が必要なものは、廃樹脂から放射能を分離する「核種分離方法」、並びに分離に伴い発生する「廃液の減容処理方法」である。今回は、「核種分離方法」に関する開発状況について報告する。「ふげん」は、沸騰軽水による原子炉冷却を行っているため、原子炉冷却水の浄化に伴い発生する原子炉冷却材浄化系廃樹脂や、原子炉冷却系統の化学除染に伴い発生する系統除染廃樹脂中にはクラッド分が多く含まれている。したがって、クラッド分も効率的に分離する

論文

SPENT BEAD RESIN PYROLYSIS FOR VOLUME REDUCTION AND DISPOSAL

東浦 則和; 北端 琢也

ICEM '97, 481 Pages, 

新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」と略す。)では、使用済イオン交換樹脂を減容、安定化処理するため、窒素ガス雰囲気で摂氏400$$sim$$500度にて過熱、減容した後セメント固化体とする方法を検討している。ここでは、最適熱分解条件を検討するために行ったコールド試験、熱分解処理に伴う放射性核種のガス側への移行性を調査するために行ったホット試験結果を報告する。ふげん発電所においては、強酸性陽イオン交換樹脂、強塩基性陰イオン交換樹脂、弱塩基性陰イオン交換樹脂の3種類のイオン交換樹脂を使用しており、これらすべての樹脂に適応できる熱分解条件を5mlのサンプルを用いて行った。試験の結果、「摂氏400度にて2時間熱分解し、さらに摂氏500度にて1時間熱分解する方法」にて、樹脂容積は熱分解前の容積に対して1/3$$sim$$1/10、樹脂中炭素濃度は熱分解前の30$$sim$$40%に対して熱分解後は約90%で、減容、安定化の面で最

論文

ふげん発電所の廃止措置のための放射化量評価

川越 慎司; 白鳥 芳武; 松井 祐二; 東浦 則和

サイクル機構技報, , 

廃止措置においては、炉心構造材を含めすべての機器、コンクリート等に含まれる放射化及び汚染による放射性核種の濃度及び量を評価する必要がある。ふげん発電所の廃止措置の事前準備として、原子炉の運転中でなければ実施できない中性子束密度の解析、測定、評価を優先的に行い、その結果より放射化量の評価を行ってきた。放射化量を評価するためには、解析と測定を効果的に組合せる必要があり、この手法を用いて炉心構造材、生体遮蔽体コンクリート及びその周囲に位置する機器、コンクリートについて、放射化量の評価を行った。

口頭

「ふげん」におけるクリアランスモニタの性能確認

川越 慎司; 東浦 則和; 後藤 哲夫*

no journal, , 

「ふげん」に設置したクリアランスモニタについて、換算係数の相対誤差r2及びバックグランド変動に起因する相対誤差r1のデータを取得したうえで、「検出限界値」を算出し、換算係数の妥当性を確認した。

口頭

「ふげん」のクリアランスにかかわる測定方法及び評価,4; 手動式除染装置の除染性能試験

浜田 宣幸; 渡邊 純二; 東浦 則和; 志免 優紀

no journal, , 

原子炉廃止措置研究開発センターにクリアランスのための前処理として導入した、物理的方法(ウェットブラスト法)により汚染を除去(低減)する手動式の除染装置について、実機解体撤去物等を用いて除染性能試験を行い、採取したデータにより除染性能を評価した。この結果、比較的短時間でクリアランスレベル以下となる除染能力を確認した。

口頭

「ふげん」のクリアランスにかかわる測定方法及び評価,3; クリアランスモニタの性能評価

川越 慎司; 東浦 則和; 後藤 哲夫*

no journal, , 

原子炉廃止措置研究開発センターに設置したクリアランスモニタの性能を確認するため、Co-60標準線源と解体撤去物を模擬した試験体を用いて、検出性能にかかわるデータ取得を行った。取得したデータの評価を行った結果、モニタによる測定値は過小評価されないこと及びモニタの検出限界値はクリアランスレベルを十分下回ることを確認した。

口頭

使用済樹脂を対象とした廃棄体化基礎試験

大谷 洋史; 東浦 則和; 水井 宏之; 遠藤 伸之*; 片桐 源一*; 大塩 正*; 小川 秀夫*

no journal, , 

ふげんの使用済みイオン交換樹脂は、減圧酸素プラズマ法による減容安定化処理装置にて減容・安定化(無機化)処理を行い、残渣(以下「灰化樹脂」と言う。)をセメントにより混練固化し、廃棄体として処分場へ搬出する計画である。この廃棄体を製作するうえでは「均一・均質固化体の廃棄確認方法」(JNES-SSレポート)や「余裕深度処分廃棄体の製作にかかわる基本要件」(日本原子力学会標準)等の諸条件を満足する必要がある。今回、廃棄体製作技術開発のための調査として、水和阻害物質によるセメント混練固化体への影響に着目し、ふげんの使用済みイオン交換樹脂の水和阻害物質含有量を踏まえた模擬灰化樹脂を用いてセメント混練固化試験体を製作し、その特性を確認した。調査の結果、過去の知見を反映した灰化樹脂の配合割合(35wt%)の条件下においても、廃棄体の廃棄確認において重要な「一軸圧縮強度」は、その基準値を上回る等の結果が得られ、水和阻害物質によるセメント混練固化への影響は認められなかった。

口頭

使用済樹脂を対象とした廃棄体化基礎試験,1; 使用済樹脂の減圧酸素プラズマ法による減容安定化処理

水井 宏之; 大谷 洋史; 東浦 則和; 小野崎 公宏*; 片桐 源一*; 遠藤 伸之*; 小川 秀夫*; 金田 由久*

no journal, , 

水和阻害物質によるセメント混練固化体への影響に着目して、「ふげん」の使用済みイオン交換樹脂の水和阻害物質含有量を踏まえた模擬灰化樹脂を用いてセメント混練固化試験体を製作し、その特性を確認した。減圧酸素プラズマ法による減容安定化処理を行った模擬灰化樹脂は、減重率,六価クロム溶出性,無機化性で良好な結果であり、水和阻害物質を含む実廃樹脂への適応の見通しも確認された。

口頭

「ふげん」におけるクリアランスモニタの特性評価

窪田 晋太郎; 出雲 沙理; 立花 光夫; 川越 慎司; 東浦 則和

no journal, , 

原子炉廃止措置研究開発センター(「ふげん」)では、クリアランスモニタを導入し、クリアランス測定の準備を進めている。そこで、クリアランスモニタの検出特性を把握するため、トレイ上の測定可能領域内のさまざまな位置に点線源を設置し、モンテカルロ輸送計算コード(MCNP5)を用いて解析計算を行った。

特許

放射能評価方法、放射能評価プログラム及び放射能評価装置

山本 耕輔; 川越 慎司; 東浦 則和; 水井 宏之

not registered

特願 2020-055379  公開特許公報

【課題】評価の保守性の観点から放射能濃度を適切に評価することができる放射能評価方法を提供する。 【解決手段】放射能評価方法は、測定対象物の放射能濃度を算定する放射能濃度算定工程(S4)と、放射能濃度の相対誤差σ'Dを算定する誤差算定工程(S5)と、放射能濃度の相対誤差σ'Dに基づく不確定性を考慮して放射能濃度を評価する評価工程(S6)とを含み、誤差算定工程(S5)は、グロス計数率の測定プロセスに起因する複数のグロス誤差を重畳してグロス計数率の誤差σCGを算定するグロス誤差算定工程(S51)と、測定BG計数率の測定プロセス及び推定BG計数率の推定プロセスに起因する複数のBG誤差を重畳して推定BG計数率の誤差σCBGを算定するBG誤差算定工程(S52)と、グロス計数率の誤差σCGと、推定BG計数率の誤差σCBGとに基づいて、正味計数率の相対誤差σ'CNを算定する正味計数率誤差工程(S53)とを含む。

特許

放射能評価方法、放射能評価プログラム及び放射能評価装置

山本 耕輔; 川越 慎司; 東浦 則和; 水井 宏之

not registered

特願 2020-057662  公開特許公報

【課題】評価の保守性の観点から放射能特性を適切に評価することができる放射能評価方法を提供する。 【解決手段】放射能評価方法は、グロス計数率CGが測定される前の第1のBG計数率CBG1と、グロス計数率CGが測定された後の第2のBG計数率CBG2との差分であるBG計数率変動量ΔCBGを算定するBG変動量算定工程(S4)と、第1のBG計数率CBG1及び第2のBG計数率CBG2の測定に含まれる複数の誤差要因に起因する複数のBG誤差を重畳することによりBG計数率変動量ΔCBGの誤差σΔCBGを算定するBG変動誤差算定工程(S5)と、BG計数率変動量ΔCBGの誤差σΔCBGに基づいて、BG計数率変動量ΔCBGとして許容されるBG計数率許容変動量ΔCBGLを算定し、当該BG計数率許容変動量ΔCBGLを用いてBG計数率変動量ΔCBGを評価して、測定作業の有効性を判定する有効性判定工程(S6)とを含む。

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