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論文

最先端の研究開発,日本原子力研究開発機構,6; 廃止措置と廃棄物の処理処分を目指して,1; 低レベル放射性廃棄物の処理処分とウラン鉱山閉山措置に関する技術開発

辻 智之; 杉杖 典岳; 佐藤 史紀; 松島 怜達; 片岡 頌治; 岡田 翔太; 佐々木 紀樹; 井上 準也

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 62(11), p.658 - 663, 2020/11

日本原子力研究開発機構ではバックエンド関連の研究・技術開発として、原子力施設の廃止措置や安全で環境負荷低減につながる低レベル放射性廃棄物の処理処分技術開発と、地層処分の基盤的研究開発を進めてきた。これらバックエンドに関する原子力機構の研究・技術開発のうち、原子力施設の廃止措置や低レベル放射性廃棄物の処理処分技術開発の最前線を紹介する。

論文

ITER工学設計活動報告

森 雅博; 荘司 昭朗; 荒木 政則; 斎藤 啓自*; 仙田 郁夫; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 井上 多加志; 大野 勇*; 片岡 敬博*; et al.

日本原子力学会誌, 44(1), p.16 - 89, 2002/01

ITER(国際熱核融合実験炉)計画は、日本・米国・欧州・ロシアの政府間協定の下に核融合エネルギーの科学的・工学的実証を目指す実験炉を国際共同で実現しようというプロジェクトである。1992年7月以来9年間に亘り建設のために必要なすべての技術的データの作成を目的とする工学設計活動(EDA)を進めてきたが、2001年7月に当初の目標を達成して完了した。次の段階に進むこの時期に、EDAの概要と主要な成果をまとめておくことは、我が国の研究者が広くEDAの成果を評価し活用するうえでも、また、今後期待されるITERの建設・運転に向けた活動に多くの研究者が参画するための共通の基盤を築くうえでも必要と考えられる。本報告ではこのような趣旨に基づき、ITER工学設計活動の概要,工学設計及び工学RandDの成果,安全性に関する検討について、外部の研究者が全体像を掴むことを意図して記述されている。

論文

ITER工学設計

下村 安夫; 常松 俊秀; 山本 新; 丸山 創; 溝口 忠憲*; 高橋 良和; 吉田 清; 喜多村 和憲*; 伊尾木 公裕*; 井上 多加志; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 78(Suppl.), 224 Pages, 2002/01

日本,米国,欧州,ロシアの4極の協定に基づき、1992年7月に開始されたITER工学設計活動(ITER-EDA)は、ITER建設の判断に必要な技術的準備を整え、2001年7月に9年間の活動を完了した。本件は、ITER工学設計活動において完成された最終設計報告書の物理及び工学設計の成果を簡潔にまとめたものである。

口頭

東海再処理施設における低放射性廃棄物の処理技術開発,22; ガンマ線照射によるセメント固化体の水素生成評価

片岡 頌治; 高野 雅人; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央

no journal, , 

低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、東海再処理施設で発生した低放射性廃液やリン酸廃液をセメント固化する計画である。このうち低放射性廃液については、核種分離(共沈・限外ろ過, Cs・Sr吸着)を実施し、スラリ廃液と硝酸塩廃液に分離した上で、硝酸塩廃液については、硝酸根分解処理によって炭酸塩廃液とし、セメント固化を計画している。セメント固化設備の安全性評価の目的で、セメント固化体から発生する水素ガス量を評価する必要があるが、セメント固化体の水素生成G値〔G(H$$_{2}$$)〕は、使用するセメント材の組成や固型化される廃液成分等によって異なる。本研究では、実機で想定される組成(硝酸根の分解率)を持つ炭酸塩廃液を用いた固化体を作製した上で、$$gamma$$線照射してG(H$$_{2}$$)を測定した。セメント固化体のG(H$$_{2}$$)は0.02$$sim$$0.04(n/100eV)であり、OPCを水で混練した固化体のG(H$$_{2}$$)[0.08$$sim$$0.15(n/100eV)]と比較して非常に小さな値であった。また、保管期間28日以降G(H$$_{2}$$)がほぼ一定であることから、保管期間の増加はG(H$$_{2}$$)に影響しないことが判明した。

口頭

低放射性廃液のセメント固化体からの水素生成に係る検討

佐藤 史紀; 片岡 頌治; 松島 怜達; 照沼 知己

no journal, , 

低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、東海再処理施設内の各工程から発生した廃液を蒸発濃縮した低放射性濃縮廃液を処理する計画である。現在、この廃液については、核種分離(共沈・限外ろ過、Cs・Sr吸着)を実施後、硝酸根分解処理によって炭酸塩廃液とした上で、高炉セメントC種を用いて固化することを計画している。この炭酸塩廃液の固化設備の安全性評価では、固化体からの水素ガス発生量を評価する必要があるが、固化体の水素生成G値〔G(H$$_{2}$$)〕は、使用するセメント材の組成や固型化される廃液成分等によって異なる。本報では、平成30年度に引き続き、実機で想定されるセメント材と炭酸塩廃液を用いて固化体を作製した上で、$$gamma$$線照射してG(H$$_{2}$$)を測定した。

口頭

東海再処理施設における低放射性廃棄物の処理技術開発,26-3; 実規模混練における炭酸塩廃液のセメント固化の検討

片岡 頌治; 松島 怜達; 佐藤 史紀; 照沼 知己

no journal, , 

東海再処理施設の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)は、再処理施設より発生する低放射性の液体廃棄物及び固体廃棄物を処理する施設として建設しており、コールド試験を実施している。本施設では、液体廃棄物の処理に伴って発生する硝酸塩廃液に対し、ホウ酸塩を用いて固化体とすることとしていたが、現在は炭酸塩廃液に置換した後、セメント固化体とする計画であり、設備導入に向けた検討、設計を進めている。本報告では、炭酸塩廃液について実規模(200Lドラム缶)でのセメント混練・固化試験を行い、セメント固化体の経時変化及び廃液組成が変化した際の強度への影響について検討した結果を報告する。

口頭

東海再処理施設における低放射性廃棄物の処理技術開発,27; Cs/Sr吸着剤の実機適用に向けた検討

片岡 頌治; 高野 雅人; 永山 峰生; 鹿野 祥晴*; 鈴木 達也*; 宮部 慎介*; 佐久間 貴志*; 白水 秀知

no journal, , 

東海再処理施設より発生する低放射性廃液は、LWTFにて共沈・限外ろ過及びCs/Sr吸着処理が行われた後、セメント固化する計画である。このうち吸着処理については、低放射性廃液中に含まれる高濃度の硝酸ナトリウム中においてもCs/Srの吸着性能が高い結晶性シリコチタネート(ピュアセラム)の適応を検討している。本報では、ピュアセラムを用いたカラム通液試験及びガンマ線照射試験結果について報告する。

口頭

東海再処理施設における低放射性廃棄物の処理技術開発,29-2; ガンマ線照射によるセメント固化体の水素生成評価

佐藤 史紀; 片岡 頌治; 松島 怜達; 大竹 克巳*; 白水 秀知

no journal, , 

LWTFでは、東海再処理施設で発生した低放射性廃液やリン酸廃液をセメント固化する計画である。リン酸廃液については、リン酸を不溶化後に直接固化、低放射性廃液は核種分離(共沈・限外ろ過, Cs・Sr吸着)を実施してスラリ廃液と硝酸塩廃液に分離した上で、スラリ廃液は直接固化、硝酸塩廃液は硝酸根を分解して炭酸塩廃液とした後に固化する計画である。セメント固化設備の安全評価に向けて、固化体から発生する水素ガス量を評価する必要があるが、固化体の水素生成G値[G(H$$_{2}$$)]は使用するセメント材の組成や対象廃液の成分等によって異なる。現在、LWTFの設計では、TRU廃棄物処分に係る検討で採用されている保守的なG(H$$_{2}$$)値を設定しているが、本報では、実際に模擬廃液の固化体を作製した上でガンマ線を照射し、発生する水素ガス量からG(H$$_{2}$$)を測定して、現在設計で想定しているG(H$$_{2}$$)と相違ないかを確認した。炭酸塩廃液の固化体のG(H$$_{2}$$)は0.02-0.05n/100eV、スラリ廃液の固化体のG(H$$_{2}$$)は0.03-0.04n/100eV、リン酸廃液の固化体のG(H$$_{2}$$)は0.05-0.06n/100eVであった。現在、LWTFの設計で想定しているG(H$$_{2}$$)は各固化体に対して0.05であり、適切な値が設定されていることを確認した。

口頭

低放射性廃液のセメント固化体からの水素生成に係る検討

佐藤 史紀; 片岡 頌治; 松島 怜達; 大竹 克巳*; 白水 秀知

no journal, , 

低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、東海再処理施設で発生した低放射性濃縮廃液やリン酸廃液をセメント固化する計画である。リン酸廃液については、リン酸を不溶化後に直接固化、低放射性濃縮廃液は核種分離(共沈・限外ろ過、Cs・Sr吸着)を行ってスラリ廃液と硝酸塩廃液に分離した上で、スラリ廃液は直接固化、硝酸塩廃液は硝酸根を分解して炭酸塩廃液とした後に固化する計画である。セメント固化設備の設計(安全評価)に向けて、固化体から発生する水素ガス量を評価する必要があるが、固化体のG(H$$_{2}$$)は使用するセメント材や対象廃液の成分等によって異なる。本報では、模擬廃液の固化体を作製した上で$$gamma$$線を照射し、G(H$$_{2}$$)を測定した。

口頭

東海再処理施設における低放射性廃棄物の処理技術開発,30; Cs/Sr吸着剤の実機適用に向けた解析検討

佐藤 史紀; 片岡 頌治; 鈴木 達也*; 宮部 慎介*; 佐久間 貴志*; 白水 秀知

no journal, , 

低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)の液処理系で使用するCs及びSr吸着剤を検討している。本報では、これまでの結晶性シリコチタネート(ピュアセラム)の適応を検討したCs及びSr吸着試験の結果について、実機適用に向けて解析検討を行った。

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