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大和田 光宏; 中西 良樹; 室川 聡大; 冨樫 昂太; 斉藤 克則; 野中 一晴; 佐々木 悠; 大森 浩司; 茅根 誠; 安 未翔; et al.
JAEA-Technology 2024-013, 221 Pages, 2025/02
JAEA-Technology-2024-013.pdf:14.98MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)核燃料サイクル工学研究所旧ウラン濃縮施設は、遠心分離法によるウラン濃縮技術を確立させるための技術開発を本格的に行う目的で建設された施設であり、単機遠心分離機の開発、遠心機材料の開発及び遠心機によるウラン濃縮処理を主に実施したG棟及びG棟に付属するH棟、遠心分離機の小規模カスケード試験を行っていたJ棟、遠心分離機の寿命試験を行っていたL棟、その他ウラン貯蔵施設、廃棄物保管施設、廃水処理施設など複数の施設で構成されていた。これらの施設におけるウラン濃縮技術開発は、開発技術の日本原燃(株)のウラン濃縮工場及びウラン濃縮技術開発センターへの技術移転が完了し、JAEAにおける技術開発の当初の目的が達成されたため、平成13年に終了した。廃水処理室は、昭和51年に建設され、旧ウラン濃縮施設で発生した放射性廃水の処理を行ってきたが、平成20年度に廃水処理室以外の施設に廃水処理設備が整備された以降は、施設のバックアップ的な位置づけとして維持管理されてきた。さらに、昨今においては、他の施設における廃水処理の実績等からバックアップとしての必要性がなくなり、施設も建設後約48年が経過し、老朽化も進んでいたことから、施設中長期計画に基づき同施設を廃止措置することになった。本報告は、令和3年11月から令和5年8月に行った管理区域解除のための内装設備解体・撤去に係る作業を通して得られた廃止措置に係る実績と関連する知見をまとめたものである。
村上 昌史; 星野 譲; 中谷 隆良; 菅谷 敏克; 福村 信男*; 三田 敏男*; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2019-003, 50 Pages, 2019/06
JAEA-Technology-2019-003.pdf:4.42MB
試験研究用原子炉施設の解体廃棄物に対する共通的な放射能濃度評価方法の構築に向けて、立教大学のTRIGA-II型炉を対象として、アルミニウム合金, 炭素鋼, 遮蔽コンクリート及び黒鉛構造材中の放射化生成核種の放射能を、放射化学分析及び放射化計算により評価した。採取した構造材サンプルは放射化学分析及び構造材組成分析の両方に使用した。放射能を測定した核種はアルミニウム合金について
H, 
Co, 
Ni、炭素鋼についてH, Co, Ni, 
Eu、遮蔽コンクリートについてH, Co, Eu、黒鉛についてH, 
C, Co, Ni, Euであった。中性子束分布の計算にはDORTコード、誘導放射能の計算にはORIGEN-ARPコードを使用した。アルミニウム合金, 炭素鋼及び遮蔽コンクリートでは、概ね保守的かつよい精度で放射能濃度を評価できる見通しが得られた。一方で黒鉛では、材料組成分析では全ての元素が定量下限値未満であったにも拘らず、全測定核種の放射能分析値が得られた。
辻 智之; 星野 譲; 坂井 章浩; 坂本 義昭; 鈴木 康夫*; 町田 博*
JAEA-Technology 2017-010, 75 Pages, 2017/06
JAEA-Technology-2017-010.pdf:2.31MB
研究施設等廃棄物の埋設処分に向けた合理的な廃棄物確認手法確立のために、照射後試験施設から発生した放射性廃棄物に対する放射能濃度評価手法を検討する必要がある。このため、ニュークリア・デベロップメントの照射後試験施設をモデルに理論計算を主体とする新たな放射能濃度評価手法の検討を行った。この結果、埋設処分の安全評価上重要と考えられる17核種(H-3, C-14, Co-60, Ni-63, Sr-90, Tc-99, Cs-137, Eu-154, U-234, U-235, U-238, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-241, Am-241, Cm-244)のうち、Sr-90, Tc-99, Eu-154等の14核種に対し、理論計算手法を適用できる可能性を得た。
林 宏一; 岡田 翔太; 出雲 沙理; 星野 譲; 辻 智之; 仲田 久和; 坂井 章浩; 天澤 弘也; 坂本 義昭
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04
日本では、原子力発電所から発生した低レベル放射性廃棄物の浅地中埋設処分は実施されているが、それ以外の研究炉やRI使用施設等から発生する放射性廃棄物の浅地中埋設処分は実施されていない。このため、原子力機構は日本における研究施設等廃棄物の実施主体となり、処分に向けた活動を行っている。本報告では、研究施設等から発生した廃棄物の合理的な廃棄確認方法の開発に焦点を当てた活動の成果を報告する。
星野 譲; 坂本 義昭; 室井 正行*; 向井 悟*
JAEA-Technology 2015-015, 96 Pages, 2015/07
JAEA-Technology-2015-015.pdf:20.34MB
照射後試験施設から発生する廃棄物の処分に向けて、廃棄物中の放射能分析結果及びその解析結果に基づき、照射後試験施設に共通的な放射能評価方法を検討する必要がある。そこで、ニュークリアディベロップメントにて保管されている可燃性廃棄物を対象として、分析試料3点から17核種(H-3, C-14, Co-60, Ni-63, Sr-90, Tc-99, Cs-137, Eu-154, U-234, U-235, U-238, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-241, Am-241, Cm-244)の放射化学分析及び実搬入燃料のデータを用いたORIGEN-2計算による廃棄物の放射能評価を実施した。本報告書では、実施した計算による廃棄物の放射能評価及び放射化学分析結果をまとめるとともに、計算結果と分析結果を比較し、適用する放射能評価方法を構築する上で課題となる点について整理した。
辻 智之; 坂本 義昭; 星野 譲; 鈴木 康夫*; 町田 博*
no journal, ,
日本原子力研究開発機構は、研究施設等から発生した低レベル放射性を対象とする埋設処分事業を計画している。研究施設等廃棄物は様々な施設から発生しており、埋設処分事業を円滑に推進するためには、放射性廃棄物の特徴を踏まえた合理的な廃棄確認の方法を確立する必要がある。この一環として、ニュークリア・ディベロップメントの照射後試験施設をモデルに、照射後試験施設から発生する放射性廃棄物に対する共通的な放射能濃度評価手法の検討を行った。本検討では、17核種(Sr-90、Tc-99、U-235,238、Pu-238,239+240,241、Am-241、Cm-244等)に対し、実搬入燃料のデータを用いORIGEN-2計算コードによる放射化・燃焼計算によって得られた放射能濃度比と実際の廃棄物試料の放射化学分析結果と比較し、理論計算を主体とした放射能濃度評価手法の適用性を確認した。