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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

Study on hydrogen generation from cement solidified products loading low-level radioactive liquid wastes at Tokai Reprocessing Plant

佐藤 史紀; 松島 怜達; 伊藤 義之

QST-M-16; QST Takasaki Annual Report 2017, P. 60, 2019/03

東海再処理施設のLWTFで発生する低レベル放射性液体廃棄物のセメント固化体からの放射線による水素ガス発生について検討した。

論文

Study on hydrogen generation from cement solidified products loading low-radioactive liquid wastes at Tokai Reprocessing Plant

伊藤 義之; 松島 怜達; 佐藤 史紀

QST-M-8; QST Takasaki Annual Report 2016, P. 69, 2018/03

東海・再処理施設の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、低レベル放射性廃液をセメント固化し廃棄体を作製することを計画している。本研究では、作製したセメント固化体からの水素発生量を検討するため、量子科学技術研究開発機構高崎量子応用研究所のコバルト60線照射施設にて、セメント試料の$$gamma$$線照射試験を行い、水素生成G値を測定した。その結果、スラリ固化体(充てん率10$$sim$$50wt%)のG値は、約0.03(n/100eV)であり、スラリ廃液を充てんしていない場合に比べて、およそ半分に低下した。硝酸イオンは、水素生成を抑制する効果があり、スラリ中に含まれる硝酸塩の影響でG値は低下したと考えられる。また、炭酸塩固化体(充てん率10wt%)のG値は、約0.14(n/100eV)であったが、20wt%や30wt%の炭酸塩固化体では、それよりも低いG値であった。XRD結果から、塩の充てん率が高くなるほど、Na$$_{2}$$CO$$_{3}$$を含んだセメント生成物(Pirssonite)が多く見られ、Na$$_{2}$$CO$$_{3}$$のG値は、CaCO$$_{3}$$よりも小さいため、20wt%や30wt%の炭酸塩固化体のG値は小さくなったと考えられる。

論文

Evaluation of fracture toughness of fine-grained isotropic graphites for HTGR

山田 輝明*; 松島 友貴*; 黒田 雅利*; 角田 淳弥; 柴田 大受; 藤田 一郎*; 沢 和弘

Nuclear Engineering and Design, 271, p.323 - 326, 2014/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:43.74(Nuclear Science & Technology)

微粒等方性黒鉛IG-110とIG-430の破壊靱性の実験評価手法及びノッチ角度の依存性効果を調べるため、高温ガス炉用黒鉛の破壊靱性評価手法として近年提案されている三点曲げ試験を、ノッチ角度の異なる試験片を用いて行い、以下のことが分かった。(1)IG-110とIG-430の破壊靱性値はそれぞれ、0.890MPa・m$$^{1/2}$$、1.031MPa・mm$$^{1/2}$$であった。IG-110の破壊靱性値は、他の手法により得られた値と同じかやや低かった。(2)微粒黒鉛の破壊靱性値は、ノッチ角度に依存しない。(3)実験データを用いて、Griffith TheoryによるIG-110とIG-430の引張強度の比を見積もったところ、製造メーカから提供された引張強度比とよく一致した。

論文

Evaluation of fracture toughness of fine-grained isotropic graphites for HTGR

山田 輝明*; 松島 友貴*; 黒田 雅利*; 角田 淳弥; 柴田 大受; 藤田 一郎*; 沢 和弘

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10

微粒等方性黒鉛IG-110とIG-430の破壊靱性の実験評価手法及びノッチ角度の依存性効果を調べるため、高温ガス炉用黒鉛の破壊靱性評価手法として近年提案されている三点曲げ試験を、ノッチ角度の異なる試験片を用いて行い、以下のことがわかった。(1)IG-110とIG-430の破壊靱性値はそれぞれ、0.890(MPam$$^{1/2}$$), 1.031(MPam$$^{1/2}$$)であった。IG-110の破壊靱性値は、他の手法により得られた値と同じかやや低かった。(2)微粒黒鉛の破壊靱性値は、ノッチ角度に依存しない。(3)実験データを用いて、Griffith TheoryによるIG-110とIG-430の引張強度の比を見積もったところ、製造メーカから提供された引張強度比とよく一致した。

報告書

超深地層研究所計画における地下水の地球化学に関する調査研究; 瑞浪層群・土岐花崗岩の地下水の地球化学特性データ集(2004年4月$$sim$$2008年3月)

齋 正貴; 萩原 大樹; 松島 博之*; 野田 正利*; 納多 勝*; 安藤 賢一*; 田中 達也*; 上田 正*; 本田 ゆう子*; 水野 崇

JAEA-Data/Code 2010-010, 75 Pages, 2010/09

JAEA-Data-Code-2010-010.pdf:2.5MB

このデータ集は、2004年4月から2008年3月までに瑞浪超深地層研究所における研究坑道内、地上から掘削したボーリング孔(MSB-2号孔,MSB-4号孔及びMIZ-1号孔)から採取した地下水の地球化学特性データをとりまとめたものである。また、本データ集では、データを用いたさまざまな目的の解析を行う過程でデータの確認ができるように、試料採取地点,試料採取時間,採取方法及び分析方法などを示した。

論文

Decommissioning program of FUGEN and current activities

手塚 将志; 水井 宏之; 松嶌 聡; 中村 保之; 林 宏一; 佐野 一哉; 南光 隆; 森下 喜嗣

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.2815 - 2821, 2009/09

「ふげん」は電気出力165MWの重水減速・沸騰軽水冷却・圧力管型原型炉であり、25年間の運転の後、2003年3月に運転を終了し、廃止措置計画が昨年2月に認可されたことを受けて廃止措置段階に移行した。本発表では、廃止措置の期間を使用済燃料搬出期間,原子炉周辺設備解体撤去期間,原子炉本体解体撤去期間,建屋解体期間の4つの期間に区分して進め、2028年度までにすべての作業を完了する計画としている「ふげん」の廃止措置計画について紹介する。また、現在、使用済燃料搬出期間の作業の一部として進めている、タービン建屋での主蒸気系や給水系等の解体撤去作業、及び重水系設備の解体を容易にするために重水系に残留しているトリチウムを通気や真空引きにより行っている乾燥除去作業、並びに放射線遮蔽や粉じん抑制のために水中で行う原子炉本体の解体方法の検討状況を紹介する。

論文

Study of carbon deposition effect on hydrogen permeation through palladium membrane

富永 真哉*; Busnyuk, A.*; 松島 輝昌*; 山口 憲司; 小野 双葉*; 寺井 隆幸*; 山脇 道夫*

Fusion Science and Technology, 41(3), p.919 - 923, 2002/05

水素粒子と金属膜の相互作用において、膜表面での水素解離に対するポテンシャル障壁は大きな影響を及ぼす。中でも、表面不純物層の存在は水素の金属膜を介しての透過に決定的な影響を与える。本研究はNbならびにPdの水素透過性を調べることを目的としているが、特に、「プラズマ膜試験装置(PMTD)」を用いて、膜表面の炭素付着層がプラズマ駆動透過(PDP)に及ぼす影響を明らかにすることに重点を置いている。PMTDはBonch-Bruyevich大学(ロシア・サンクトペテルブルグ市)・A. I. Livshits教授の研究グループとの共同研究により製作された。本装置により、PDPに加えて、原子駆動透過(ADP)や分子駆動透過(GDP)を調べることも可能である。実験結果によれば、Nbにおいては、炭素付着物層の存在により、ADPとPDPは大幅に減少するが、GDPはほとんど影響を受けなかった。一方、Pdにおいては、すべての駆動様式に対して炭素付着層の影響は認められなかった。これは、炭素がPd上で安定に存在しないためと考えられた。Nb,Pdのいずれにおいても、透過の律速段階は、表面過程もしくはバルク拡散過程であると考えられるが、詳細については論文で詳論する。

報告書

CPFにおける高速炉燃料リサイクル試験; 高速炉使用済燃料の溶解性に関する研究

根本 慎一; 坂井 敏幸*; 算用子 裕孝; 菊池 憲治; 岩崎 伊佐央*; 栗林 正和*; 松島 和美*

PNC TN8410 93-283, 86 Pages, 1993/11

PNC-TN8410-93-283.pdf:2.38MB

CPFにおけるホット試験は1982年9月30日に実施した高速炉使用済燃料ピンのせん断作業を皮切りに、これまでの約10年間、ピューレックス法を基本として高速炉燃料再処理に関した各プロセス試験を進めてきた。今回、これらのホット試験のうち、燃料の溶解試験に着目して総合的に評価・解析を加え、シミュレーションコードに反映できる溶解反応速度式を導出することができた。以下にその基本データについての概要を示す。高速炉使用済燃料の溶解速度は、反応表面積および系の硝酸濃度に比例する。また、温度に関してはアレニウスの式で補正できる。溶解速度=速度定数・反応表面積・(硝酸濃度)SUP1.7・e/SUP-E/RT (1)溶解速度は硝酸濃度の1.7乗に比例し、未照射UO$$_{2}$$ペレットの傾向とほぼ同じである。(2)アレニウスプロットにより求めた見かけの活性化エネルギーは11kcal/molであり、UO$$_{2}$$の溶解で報告されている同エネルギーにほぼ近い。(3)燃焼度の影響については、溶解反応速度式に反映できるような形での整理はできなかったが、溶解速度は硝酸濃度の低い系では燃焼度の増加に伴って低下する傾向にあること、また、8M程度の高濃度硝酸系では見かけ上ほぼ一定になることが観察された。(4)溶解速度の変化より溶解反応にかかわる有効表面積を推定し、せん断片および粉末の表面積変化を数式化した。(5)せん断片の"つぶれ"の影響については、約30%以上確保することによりほぼ一定の溶解速度を得ることができる。

報告書

ビゼ-実験予備解析; 制御棒に関する実験の計画検討

松島 秀介*; 堤 潔*; 加藤 恭義*; 漆原 広*; 上田 靖之*

PNC TJ202 76-01, 151 Pages, 1976/05

PNC-TJ202-76-01.pdf:6.82MB
PNC-TJ202-76-01VOL1.pdf:2.76MB

高速炉燃料ピンのペレットと被覆管の機械的相互作用(PCMI)を記述する計算モデルの開発を行なった。このモデルは高速炉の定常運転時におけるPCMIの記述を目的としている。既存の燃料照射挙動計算コードのPCMIモデルを調査し,比較した。燃料ペレット・被覆系の応力・歪み場の記述に,軸対称・平面歪み近似を採用している点は,高速炉燃料ピンの種々のPCMIモデルに共通している。しかし,最近の照射実験データには被覆管の塑性変形と炉の出力サイクルに強い相関性を示唆するものもみられる。出力変動時に強いPCMIが起る場合を想定すると,ペレット・クラックによる被覆管への応力集中の可能性もある。このような背景から,ここで開発したPCMIモデルにつぎの特徴をもたせた。(i)定常照射中のPCMIの記述には軸対称・平面歪み近似を採用した円柱モデルを用いる。(ii)出力変動時に強いPCMIが予期される場合には,非軸対称・平面歪み,または平面応力近似によるPCMIモデル((R一$$theta$$)モデル)により,(i)の記述を補足する機能をもたせる。 これらのモデルを計算機コード化するための準備も行なった。さらに,モデルの実験データとのフィッテングに必要と考えられる,炉内・炉外実験について提案した。

口頭

大深度立坑掘削工事における環境保全の取組みについて

松島 博之*

no journal, , 

瑞浪超深地層研究所研究坑道掘削工事の概要を紹介する。

口頭

Technology development for decommissioning in FUGEN and current status

北村 高一; 佐野 一哉; 中村 保之; 松嶌 聡; 松尾 秀彦; 石山 正弘; 羽田 孝博; 手塚 将志

no journal, , 

実用規模水炉の日本国内初の廃止措置として、ふげんの廃止措置が2008年にスタートした。ふげんの廃止措置は4つの期間に分けて段階的に進め、2028年に終了する予定である。現在は比較的汚染レベルの低いタービン系機器の解体に着手している。ふげんは一般の軽水炉と異なり、炉心構造が狭隘複雑となっていること、減速材に重水を使用していることから、廃止措置を安全に進めていくために、原子炉本体解体の技術開発、重水系機器のトリチウム除去技術開発等を行っている。本報告では、原子炉解体の技術開発の検討においてアブレイシブウォータージェットを切断技術の一つとして進めている検討状況や、重水系からのトリチウム除去のための試験,炭素-14の汚染状況調査等についておもに紹介する。

口頭

微粒等方性黒鉛の破壊靱性に及ぼす切欠き先端形状の影響

松島 友貴*; 山田 輝明*; 黒田 雅利*; 角田 淳弥; 柴田 大受; 沢 和弘

no journal, , 

微粒等方性黒鉛(ETU-10)の破壊靱性に及ぼす切欠き先端形状の影響を明らかにするため、切欠き先端角度が約15$$^{circ}$$及び約30$$^{circ}$$の2種類の試験片を用いて、三点曲げ破壊靱性試験を実施した。線形破壊力学に基づき、荷重-変位曲線上の最大荷重を用いて計算した破壊靱性値は、切欠き先端角度が約15$$^{circ}$$と約30$$^{circ}$$の試験片について、それぞれ0.933(MPa m$$^{1/2}$$), 0.926(MPa m$$^{1/2}$$)となった。両者の破壊靱性値がほぼ等しい値を示したことから、破壊靱性値は切欠き先端角度の影響を受けないことがわかった。また、破壊靱性値に及ぼす切欠き先端角度や曲率半径の影響を有限要素法解析により評価したシミュレーション結果と実験結果の比較結果についても議論する。

口頭

イミノニ酢酸樹脂による再処理低レベル放射性廃液中の微量元素分析法の開発

松島 怜達; 伊藤 義之; 小島 順二; 舛澤 俊*; 新井 剛*

no journal, , 

東海・再処理施設より発生する低レベル放射性廃液(LLW)は、低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)にて共沈限外ろ過・吸着処理後、セメント固化される予定である。その際、セメント硬化反応に影響を与える金属元素の組成把握が重要であるが、LLWは高濃度のナトリウム(Na)を含むため、微量に含まれる金属元素の定量が困難であった。本研究では、Naと金属元素を群分離できる多孔性シリカ担体にイミノ二酢酸基を担持させた自製吸着材(SIDAR)について、吸着特性を調査し、LLWへの適応性の検討を行った。本研究では、SIDARを用いて振とう試験を行い、pH毎の吸着分配係数を算出することで吸着特性を評価した。SIDARは何れのpH領域においてもNaを非吸着であり、2価の金属元素に対しては、pH2以上で吸着分配係数が上昇していくことが明らかとなった。SIDARは、2価の金属元素に対し選択性を有することから、Naと2価の金属元素を分離することが可能であると示唆された。

口頭

再処理低レベル放射性廃液のセメント固化体からの水素ガス生成の検討

伊藤 義之; 松島 怜達; 佐藤 史紀; 小島 順二

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)では、低レベル放射性廃液の処理により発生するスラリ廃液及び炭酸塩廃液をセメント固化し廃棄体を作製することを計画している。本研究では、作製したセメント固化体からの水素発生量を検討するため、量子科学技術研究開発機構高崎量子応用研究所のコバルト60$$gamma$$線照射施設にて、セメント試料の$$gamma$$線照射試験を行い、水素生成G値(G(H$$_{2}$$))を測定した。その結果、スラリ固化体(充てん率10$$sim$$50wt%)のG(H$$_{2}$$)は、約0.04であり、スラリ廃液を充てんしていない場合に比べて、およそ半分に低下した。また、炭酸塩固化体(充てん率10$$sim$$30wt%)のG(H$$_{2}$$)は、約0.05であり、炭酸塩廃液を充てんしていない場合に比べて、およそ1/3に低下した。炭酸塩固化体のG(H$$_{2}$$)がスラリ固化体の値よりも高かった要因として、炭酸塩廃液中の炭酸イオンは、水の放射線分解で生成する水素ガス発生量を増加させる作用がある一方、スラリ廃液中に含まれる硝酸イオンは、水素ガス発生量を減少させる作用があるためと考えられる。

口頭

東海再処理施設における低放射性廃液の処理技術開発,16; セメント固化体からの水素生成に係る検討

伊藤 義之; 松島 怜達; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央

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)では、3種類の廃液(スラリ廃液, リン酸塩廃液, 炭酸塩廃液)をセメント固化し廃棄体とすることを計画しており、セメント固化設備の設計(安全性評価)では、セメント固化体から発生する水素ガス発生量を評価する必要がある。このため、模擬のセメント固化体を用いた$$gamma$$線照射試験を行い、各固化体の水素生成G値を測定した。その結果、スラリ固化体のG値は、約0.03、炭酸塩固化体0.02$$sim$$0.14、リン酸塩固化体0.21$$sim$$0.37(/100eV)であり、水素生成G値は、固化する廃液成分やその充てん率によって異なってくることが分かった。

口頭

平成29年度原子力関連業務従事者研修「廃止措置専門講座」

磯見 和彦; 松嶌 聡; 中山 保; 石山 正弘; 中村 保之

no journal, , 

原子力発電施設等の保守点検や廃止措置業務等への参入及び技術力向上を希望する県内企業を対象に、若狭湾エネルギー研究センターが主催する平成29年度原子力関連業務従事者研修【専門講座II】廃止措置専門講座において、「ふげん」の廃止措置、技術開発状況、解体工事概要等に関する講義を行う。

口頭

東海再処理施設における低放射性廃液の処理技術開発,18; Cs/Sr吸着材の実機適用に向けた検討

伊藤 義之; 松島 怜達; 佐藤 史紀; 橋本 崇紀*; 鈴木 達也*; 宮部 慎介*; 佐久間 貴志*; 菊地 香織*; 出水 丈志*

no journal, , 

本研究では、東海・再処理施設内の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)の吸着塔で使用するCs及びSr吸着材の検討を行っている。吸着対象の廃液は、約5mol/Lの高濃度硝酸塩廃液でありCa等も含むため、Cs及びSr吸着材は、高い選択性等を必要とする。本報では、福島第1原子力発電所の汚染水処理に使用され、CsやSrを同時に吸着できるケイチタン酸塩系の吸着材(ピュアセラム)のLWTF吸着塔への適用を検討するため、2本の吸着カラムを連結させたカラム試験を行った。その結果、Csは破過し難く、前回の報告と同様に破過容量が大きいことが分かった。Srの5%破過容量は、前回の報告と比べて約2倍となり、破過容量の向上が図れる見通しを得た。

口頭

東海再処理施設における低放射性廃液の処理技術開発,20; 実機適用に向けたセメント固化体からの水素生成に係る検討

佐藤 史紀; 松島 怜達; 伊藤 義之; 齋藤 恭央

no journal, , 

東海再処理施設内の低放射性廃棄物処理技術開発施設で作製予定のセメント固化体について、放射線による水素ガス発生量を評価するため、模擬セメント固化体を作製して水素生成G値を測定した。

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; 松島 怜達; 伊藤 義之; 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。セメント固化設備の設計(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、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。

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