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三村 竜二; 村口 佳典; 中塩 信行; 根本 浩一; 白石 邦生
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05
日本原子力研究所の再処理特別研究棟(JRTF)は、日本で最初の工学規模の再処理試験施設である。JRTFは、JRR-3からの使用済燃料を再処理するために1968年から1969年にかけて運転を行った。PUREX法による合計3回の試験結果として、プルトニウム(PU)200gを抽出した。この運転では、プルトニウムを含む比較的放射能濃度の高い廃液が約70立方メートル発生し、この廃棄物の一部は、6つの廃液貯槽に貯蔵された。施設の閉鎖後、廃止措置技術を開発し、燃料サイクル施設の解体の経験とデータを得るため、1990年よりJRTFの廃止措置計画が開始された。貯槽内の廃液は1982年から1998年にかけて処理され、2002年から貯槽の解体が開始された。廃液貯槽は狭いコンクリートセル内に設置されており、セルの内部は高線量エリアであった。貯槽の解体方法は、解体のための人手と時間を決定する重要な因子である。本発表では、廃液貯槽の原位置解体及びその準備作業について発表する。
藤淵 俊王*; 川村 拓*; 山梨 宏一*; 廣木 章博; 山下 真一*; 田口 光正; 佐藤 裕一*; 三村 功一*; 牛場 洋明*; 沖原 徹*
Journal of Physics; Conference Series, 444(1), p.012089_1 - 012089_4, 2013/06
被引用回数：3 パーセンタイル：71.54(Physics, Multidisciplinary)Measurement methods that accurately measure radiation dose distribution in a three dimensional manner in order to allow comparisons of treatment plans are needed for quality assurance. One such measurement method involves the use of a polymer gel dosimeter to measure the dose distribution in three dimensions. During irradiation, a polymerization reaction makes new chemical bonds and induces changes of the chemical structure of the gel of the gel dosimeter. In the present study, dose-response measurement of an environment-friendly material used in the gel dosimeter was performed by imaging with computed tomography (CT) and R1, R2, and fluid-attenuated inversion-recovery (FLAIR) magnetic resonance imaging (MRI) under various imaging conditions. Dose-response characteristics in the gel dosimeter used in the experiment were observed at doses of 5-20 Gy administered by X-ray CT and MRI. Although the FLAIR signal was a relative value, the dose-response values with FLAIR were excellent compared to those with R1, R2, and CT. Determination of more appropriate imaging conditions could help expand the dose-response parameters of each measurement method.
中村 勤也*; 尾形 孝成*; 菊地 啓修; 岩井 孝; 中島 邦久; 加藤 徹也*; 荒井 康夫; 魚住 浩一*; 土方 孝敏*; 小山 正史*; et al.
日本原子力学会和文論文誌, 10(4), p.245 - 256, 2011/12
「常陽」での照射試験を目的として、金属ウラン,ウラン-プルトニウム合金及び金属ジルコニウムを原料に、U-20Pu-10Zr燃料スラグを射出鋳造法により製造した。いずれの燃料スラグも表面は滑らかであり、合金組成,密度,長さ,直径,不純物濃度も製造仕様を満足した。製造した燃料スラグを、熱ボンド材,熱遮へい体及び要素反射体とともに下部端栓付被覆管に充填してTIG溶接を行い、ナトリウムボンド型金属燃料要素6本を組み立てた。これらの燃料要素は、今後B型照射燃料集合体に組み立てられた後、「常陽」に装荷されて国内で初めてとなる金属燃料の照射試験が実施される予定である。
studied by photoemission and soft X-ray absorption spectroscopies内海 有希*; 佐藤 仁*; 栗原 秀直*; 間曽 寛之*; 平岡 耕一*; 小島 健一*; 飛松 浩明*; 大河内 拓雄*; 藤森 伸一; 竹田 幸治; et al.
Physical Review B, 84(11), p.115143_1 - 115143_7, 2011/09
被引用回数：11 パーセンタイル：44.66(Materials Science, Multidisciplinary)典型的な価数揺動系であるYbInCuの価電子状態を、硬X線内殻光電子分光,軟X線吸収実験、及び軟X線光電子分光の温度依存性の実験から研究した。YbInCuの価数転移について、価電子帯からYb 4
状態への電荷移動で記述した。
by X-ray fluorescence holography三村 功次郎*; 細川 伸也*; 八方 直久*; Hu, W.; 林 好一*; 脇田 和樹*; 石井 啓文*; 吉村 政人*; Jeyakanthan, J.*; Mamedov, N.*
e-Journal of Surface Science and Nanotechnology (Internet), 9, p.273 - 276, 2011/07
Three dimensional (3D) atomic images around the Tl atoms in single crystal TlInSe thermoelectric material in the incommensurate phase were reconstructed by using Tl LIII X-ray fluorescence holography measured at room temperature. Comparison of the experimentally obtained 3D images with the theoretically calculated ones suggests that only the Tl atoms have large spatial fluctuations, which are related to the incommensurate phase of this material.
thermoelectric material obtained by X-ray fluorescence holography細川 伸也*; 八方 直久*; 林 好一*; 三村 功次郎*; 脇田 和樹*; Hu, W.; 石井 啓文*; 吉村 政人*; Jeyakanthan, J.*; Mamedov, N.*
Japanese Journal of Applied Physics, 50(5), p.05FC06_1 - 05FC06_2, 2011/05
被引用回数：7 パーセンタイル：31.23(Physics, Applied)Three dimensional (3D) atomic images around the Tl atoms in single crystal TlInSe thermoelectric material in the incommensurate phase were reconstructed by using Tl 
X-ray fluorescence holography measured at room temperature. In the obtained 3D image, the In atoms are clearly visible at the proper positions in the normal phase. However, the Tl atomic images are also observed but very weak. By comparing the experimental image with a theoretically calculated one, it is concluded that only the Tl atoms have large spatial fluctuations, which are related to the incommensurate phase of this material.
山梨 宏一*; 藤淵 俊王*; 川村 拓*; 廣木 章博; 山下 真一; 長澤 尚胤; 田口 光正; 三村 功一*; 牛場 洋明*
no journal, ,
環境に優しい素材を用い、保存時の安定性を考慮した新規ゲル線量計の開発を進めている。試作したゲル線量計は、照射に伴う白濁度の増加を示した。本研究では、MRI, X線CT等画像診断モダリティにより線量応答性を比較検証した。ゲル線量計は、ジェランガムをゲル母材として、2-ヒドロキシエチルメタクリレートなどの放射線検出剤を添加して作製した。放射線治療装置(10MV)からのX線を0.5-60Gy照射し、MRI, X線CT等のモダリティを用いて線量応答性を評価した。X線CTによる測定の結果、線量に対する信号強度(HU値)の増加が確認できた。これは、分光光度計による白濁度の増加挙動と類似していた。また、自由水からの信号を抑制して測定するFluid Attenuated Inversion Recovery(FLAIR)法によるMRI測定では、5
20Gyの範囲で信号強度の直線的な増加が確認できた。FLAIR法は、汎用のR1やR2によるMRI測定とは異なり撮像時間が短いことから、診断時間の短縮が期待される。したがって、モダリティにより信号強度は異なるが、さまざまなモダリティを用いて3次元線量分布の情報を取得できることが明らかとなった。
村口 佳典; 三村 竜二; 中塩 信行; 根本 浩一; 白石 邦生; 立花 光夫
no journal, ,
再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資することを目的として、廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)する計画である。本報告は、LV-1の原位置解体のうち、解体前準備作業の概要とその作業で得られたデータについて述べる。
中塩 信行; 三村 竜二; 村口 佳典; 根本 浩一; 白石 邦生; 立花 光夫; 窪田 晋太郎; 川越 浩
no journal, ,
再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資するために、廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)する計画である。本報告は、LV-1の原位置での解体計画の概要について述べる。
窪田 晋太郎; 川越 浩; 立花 光夫; 村口 佳典; 三村 竜二; 中塩 信行; 根本 浩一; 白石 邦生
no journal, ,
再処理特別研究棟(JRTF)では廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)する計画である。今回は残渣の回収・除染における除染方法の選定、除染時の作業者の被ばく線量評価に活用するため、LV-1の汚染状況の調査結果とモンテカルロ輸送計算コード(MCNP5)による解析計算からLV-1の放射能インベントリを評価し、狭隘な場所に設置されたFP含有汚染機器の解体の事前評価手順を確立した。
中塩 信行; 村口 佳典; 三村 竜二; 根本 浩一; 白石 邦生
no journal, ,
再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資するために、廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)している。本報告は、LV-1内底部に残存する高い放射能濃度の残渣の除去作業及び底部の除染作業について述べる。
三村 竜二; 村口 佳典; 中塩 信行; 根本 浩一; 白石 邦生
no journal, ,
再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資するために、廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)している。本報告は、LV-1内底部に残存する高い放射能濃度の残渣の除去作業計画の概要について述べる。
窪田 晋太郎; 立花 光夫; 三村 竜二; 根本 浩一; 白石 邦生
no journal, ,
再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備・機器等の解体・除染技術の開発に資するために、廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体する原位置解体を行っており、LV-1内底部に残存する高い放射能濃度の残渣の除去作業を実施した。今回は残渣の除去作業の実績データを用いて、人による直接回収手順と集塵機を用いた回収手順を比較し、作業手順の有効性を評価した。
三村 竜二; 横塚 佑太; 根本 浩一; 白石 邦生
no journal, ,
再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資することを目的として、
核種で汚染された廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)する計画である。解体作業を通して、作業管理、作業者被ばく及び廃棄物等のデータを取得し、原子力施設の状況に応じた安全で合理的な廃止措置の確立に役立てることとしている。前回までに報告したLV-1内残渣の回収作業後に、内部配管及び貯槽の切断作業に着手しており、本報告では、LV-1の切断作業について述べる。
横塚 佑太; 三村 竜二; 藤倉 敏貴; 根本 浩一; 信田 重夫
no journal, ,
再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資することを目的として、核分裂生成物で汚染された廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)する計画である。解体作業を通して、作業管理、作業者被ばく及び廃棄物等のデータを取得し、原子力施設の状況に応じた安全で合理的な廃止措置の確立に役立てることとしている。LV-1内部配管、上鏡部及び胴部の切断作業後、LV-1下鏡部の切断を平成27年度に実施しており、本報告はLV-1の切断作業について述べる。
高野 雅人; 伊藤 義之; 鈴木 達也*; 滝本 真佑美*; 松倉 実*; 三村 均*; 森 浩一*; 岩崎 守*
no journal, ,
東海・再処理施設から発生する低放射性廃液は、低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)で処理される計画であり、LWTFのCs及びSr吸着塔で使用する吸着材の検討を行っている。Cs及びSr吸着材は、処理対象廃液のpHの影響を受け吸着性能が低下する等の特徴を有するため、実機(LWTF)への適用にあたっては、吸着性能を十分発揮させる吸着プロセスを検討する必要がある。このため、実機を模擬した連結カラム試験を行い、Cs及びSr吸着材の通液順序による各吸着材の破過特性を調査し、最適な吸着プロセスを検討した。その結果、各吸着材の使用順序として、1Sr吸着材
2Cs吸着材の順に通液することで、Cs及びSr吸着材の破過特性は向上することが分かった。
佐藤 淳也; 鈴木 眞司*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘; 上田 浩嗣*; 黒崎 文雄*; 米山 宜志*; 松倉 実*; et al.
no journal, ,
東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の汚染水処理により発生する二次廃棄物の廃棄体化技術検討の一環として、スラッジや廃吸着材の模擬廃棄物を対象とした圧縮成型及び焼結固化試験を開始した。本件では、多核種除去設備から発生する鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリー、第二セシウム吸着装置から発生するゼオライト及びケイチタン酸等の吸着材の模擬廃棄物を作製した。スラリーは一般試薬を混合することで調製し、ゼオライト及びケイチタン酸は、実際の汚染水処理に用いられているものと同じものの未使用品を試験に用いた。模擬廃棄物を対象として、一軸圧縮プレスによる成型試料と成型試料を高温で焼結した試料を作製し、(1)強度(一軸圧縮及び摩耗性)、吸湿性等の固化体特性及び(2)焼結固化体からの模擬核種の浸出性を評価した。主要な評価結果は、それぞれシリーズ発表(2)圧縮成型と焼結固化試験、及び(3)焼結固化体の浸出性評価、で報告する。
黒崎 文雄*; 上田 浩嗣*; 米山 宜志*; 松倉 実*; 三村 均*; 佐藤 淳也; 中澤 修; 目黒 義弘; 森 浩一*; 小森 英之*
no journal, ,
本件では、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の汚染水処理二次廃棄物の模擬廃棄物を圧縮成型及び加熱焼成し、固化体を作製した。固化体の強度特性、減容率、表面構造、吸湿性等を測定し、得られた結果をもとに、圧縮及び焼結による固化技術が二次廃棄物の安定的な減容化に有用であるか評価した。試験の結果、鉄共沈スラリー, ゼオライト, 珪チタン酸は、機械的安定性, 揮発率, 減容率, 吸湿性に関して望ましい結果が得られた。一方、炭酸塩スラリーは潮解性を持ち、平衡含水率(吸湿性)が高いことが確認された。
森 浩一*; 小森 英之*; 北見 勝信*; 佐藤 淳也; 中澤 修; 目黒 義弘; 上田 浩嗣*; 黒崎 文雄*; 松倉 実*; 三村 均*
no journal, ,
本件では東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所における汚染水処理二次廃棄物の模擬廃棄物の焼結固化体に関する浸出性評価を行った。焼結固化体に関して、一定時間毎に浸出液(脱イオン水)を交換するANS標準浸出試験を行い、浸出性を評価した。試験の結果、炭酸塩スラリーのSrは高い浸出性を示したが、鉄共沈スラリーのCo, Euは極めて低い浸出性を示した。また、ゼオライト, ケイチタン酸のCs、鉄共沈スラリーのNiはガラス固化体からのCs浸出と同等レベルの浸出性を示した。
横塚 佑太; 三村 竜二; 藤倉 敏貴; 村口 佳典; 根本 浩一; 信田 重夫
no journal, ,
再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資することを目的として、核分裂生成物(FP)で汚染された廃液貯槽LV-1のコンクリートセル内での解体(原位置解体)を行っている。本報告はLV-1の冷却水ジャケット及び脚部の切断作業について述べる。
