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中澤 修; 瀧谷 啓晃; 村上 昌史; 堂野前 寧; 目黒 義弘
JAEA-Review 2023-012, 6 Pages, 2023/08
JAEA-Review-2023-012.pdf:0.93MB
日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)において優先して取り組むバックエンド技術開発課題の選定とスケジュールを、「バックエンド技術開発戦略ロードマップ」として取りまとめた。選定にあたっては、令和4年度に実施した原子力機構内の開発技術(シーズ)と技術的課題(ニーズ)に関するアンケートの結果を反映した。シーズとニーズが一致したものの中から、現場への早期実装の観点、共通的な課題の観点で課題を抽出し、9件のテーマを選定した。原子力機構内の組織横断的な実施体制を構築し、開発成果の現場への実装を目指すとともに、社会実装を目指していく。
北里 宏平*; Milliken, R. E.*; 岩田 隆浩*; 安部 正真*; 大竹 真紀子*; 松浦 周二*; 高木 靖彦*; 中村 智樹*; 廣井 孝弘*; 松岡 萌*; et al.
Nature Astronomy (Internet), 5(3), p.246 - 250, 2021/03
被引用回数：43 パーセンタイル：96.93(Astronomy & Astrophysics)2019年4月「はやぶさ2」ミッションは、地球に近い炭素質の小惑星(162173)リュウグウの人工衝撃実験を成功させた。これは露出した地下物質を調査し、放射加熱の潜在的な影響をテストする機会を提供した。はやぶさ2の近赤外線分光器(NIRS3)によるリュウグウの地下物質の観測結果を報告する。発掘された材料の反射スペクトルは、表面で観測されたものと比較して、わずかに強くピークがシフトした水酸基(OH)の吸収を示す。これは、宇宙風化や放射加熱が最上部の表面で微妙なスペクトル変化を引き起こしたことを示している。ただし、このOH吸収の強度と形状は、表面と同様に、地下物質が300
Cを超える加熱を経験したことを示している。一方、熱物理モデリングでは、軌道長半径が0.344AUに減少しても、推定される掘削深度1mでは放射加熱によって温度が200Cを超えて上昇しないことが示されている。これは、リュウグウ母天体が放射加熱と衝撃加熱のいずれか、もしくは両方により熱変化が発生したという仮説を裏付けている。
入澤 啓太; 工藤 勇*; 谷口 拓海; 並木 仁宏*; 大杉 武史; 中澤 修
QST-M-16; QST Takasaki Annual Report 2017, P. 63, 2019/03
廃棄物管理の観点から、放射性分解H
ガスをできる限り抑制することは、長期保管及び処分時において火災や爆発のリスクを低減するためには、望ましい。そのため、加熱処理による水分率を最小化した代替セメント固化技術を開発している。本技術は、90C、非照射下において、実現可能であることが報告されている。実際の廃棄物は放射性であり、本技術の適用が放射性分解Hガスの抑制に効果的であるかどうかは、未だ不明である。そこで、本技術によって作製されたリン酸セメントから発生した放射性分解Hガスを直接、分析した。その結果、本技術の適用により、放射性分解Hガスが低減でき、そのリスク低減につながることがわかった。
阿部 智久; 嶋崎 竹二郎; 大杉 武史; 中澤 修; 山田 尚人*; 百合 庸介*; 佐藤 隆博*
QST-M-16; QST Takasaki Annual Report 2017, P. 140, 2019/03
フェライト処理による有害元素の固定化技術の開発のため、固定化性能に影響を及ぼす可能性のある陰イオンを分析する必要がある。本研究では、異なる金属元素を複数の鉄源を用いて合成したフェライトのマイクロPIXE分析を行い、合成したフェライトの違いを組成の観点から明らかにすることを試みた。元素のマッピングデータとピクセルごとの信号強度の相関をとった結果、Agでは、陰イオンの分布がいずれも0に近い部分に分布していた。また、Pbでは横軸に広がった分布となっており、Crでは縦軸に広がった分布となった。今回の結果では、陰イオンの種類ではなく、対象とする金属元素により分布の相関に違いがあることがわかった。
-ray during dehydration入澤 啓太; 工藤 勇*; 谷口 拓海; 並木 仁宏*; 大杉 武史; 中澤 修
QST-M-8; QST Takasaki Annual Report 2016, P. 63, 2018/03
福島第一原子力発電所から発生する汚染水処理二次廃棄物の安全な貯蔵のため、リン酸セメントによる最小含水化した固化技術を開発している。実際の二次廃棄物における本固化技術の適用性を把握するため、脱水中のリン酸セメントを
Co 線によって照射した。リン酸セメントのG(H)は脱水中の時間と共に減少し、7日後に検出下限値となった。さらに、脱水中のCo 線照射がリン酸セメントの結晶及び非晶質相を変化させないことが分かった。
佐藤 淳也; 菊地 博*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 松島 怜達; 佐藤 史紀; 小島 順二; 中澤 修
QST-M-8; QST Takasaki Annual Report 2016, P. 62, 2018/03
福島第一原子力発電所における多核種除去設備から発生している廃吸着材は、多量の放射性核種を含有しており、処分のために発生した固化体への放射線影響が懸念されている。本件は、廃吸着材の模擬物をセメント固化した試料において放射線分解によって発生する水素ガス量の調査を目的として実施した。チタン酸塩, 酸化チタン, フェロシアン化物, キレート樹脂及び樹脂系吸着材を対象として、セメント固化材(普通ポルトランドセメント及び高炉スラグセメント)を用いて固化試料を作製した。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照射施設を利用して線の照射試験を行い、セメント固化試料からの水素ガス発生を調査した。試験の結果、セメント固化試料から発生した水素ガス量を求め、水素ガス発生のG値を算出することができた。
加藤 潤; 中川 明憲; 谷口 拓海; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘
JAEA-Review 2017-015, 173 Pages, 2017/07
JAEA-Review-2017-015.pdf:6.67MB
福島第一原子力発電所では様々な性状の放射性廃棄物が発生している。これらの放射性廃棄物を処分するためには、廃棄物に対して減容処理や固化処理を行い、処分に適した廃棄体を作ることが必要である。また、今後の廃炉に向けた検討では、既存の処理技術が適用可能かを見極めることが必要である。そこで、今後の処理技術の選定に向けて、実規模での開発実績が確認されている国内外の放射性廃棄物の減容技術及び固化技術の文献調査を実施した。本報告書はその調査結果をまとめたものである。対象廃棄物を均一な粉粒体・液体廃棄物と不均一な雑固体廃棄物の2種類に区分し、それぞれに対する減容技術、廃棄体化技術の調査を行った結果を、技術の名称や原理、処理能力、固化体性状などの適用性評価に必要な項目にまとめた。
入澤 啓太; 谷口 拓海; 並木 仁宏; Garc
a-Lodeiro, I.*; 大杉 武史; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘; 木下 肇*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04
東京電力福島第一原子力発電所から発生する汚染水二次廃棄物の安全な貯蔵のために、リン酸セメントを用いて低含水固化技術を開発している。従来のセメントシステムは水和反応を経由して固化し、一定量の水の要求と含有を必要とする。しかしながら、リン酸セメントは酸塩基反応を経由して固化する。それゆえ、水は作業性の観点から必要とされているだけである。水分量が低減されたリン酸セメントシステムは放射性廃棄物による水の放射線分解で発生する水素ガスを低減できるため、安全な貯蔵に貢献できる。本研究は、異なる温度(60, 90, 120C)の開放系及びリファレンスとして20Cの閉鎖系で養生したカルシウムアルミネートセメント(CAC)とリン酸添加CAC(CAP)の含水率と特性を調査した。CACとCAP中の水分量は時間経過に伴い減少した。
90Cにおいて、CAPはCACよりも低い含水率を得た。CAC中の自由水は、加熱処理により構造水に転換したが、CAPでは生じなかった。ハイドロキシアパタイトの前駆相である正リン酸塩が20, 60CのCAP中で発見され、90Cでは正リン酸塩とハイドロキシアパタイトの混合物が発見された。120CのCAP中のリン酸生成物は、20, 60, 90CのCAPと比較して異なるリン酸塩からなるようにみえる。
佐藤 淳也; 鈴木 眞司*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 目黒 義弘; 中澤 修
QST-M-2; QST Takasaki Annual Report 2015, P. 87, 2017/03
福島第一原子力発電所における汚染水処理に伴い、多核種除去設備(以下、ALPS)から発生する廃吸着材は
線放出核種を含む多量の放射性核種を含有しており、処分のため作製する固化体への放射線影響が懸念されている。したがって、処分時の安全性の観点から、固化体中の水の放射線分解による水素ガスの発生を評価しておくことが重要である。本件では、ケイチタン酸塩とSb吸着材の模擬物を対象に、無機固型化材(普通ポルトランドセメント(OPC),高炉スラグセメント(BB)及びジオポリマー(GP))を用いて固化試料を作製し、線を模擬した電子線照射を行い、水素ガスの発生量を調査した。結果、模擬廃棄物の種類が電子線照射時の水素ガス発生量に影響を与えていることが示唆された。
佐藤 淳也; 鈴木 眞司*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 目黒 義弘; 中澤 修
QST-M-2; QST Takasaki Annual Report 2015, P. 88, 2017/03
福島第一原子力発電所における多核種除去設備(以下、ALPS)から発生している廃吸着材は、多量の放射性核種を含有しており、処分のために発生した固化体への放射線影響が懸念されている。本件では、ケイチタン酸塩及びSb吸着材の模擬物を対象に、無機固型化材(普通ポルトランドセメント(OPC),高炉スラグセメント(BB)及びジオポリマー(GP))を用いて固化試料を作製し、線の照射試験を行い、水素ガス発生のG値及び固化試料の含水率を調査した。結果、固化した模擬廃棄物の違いによるG値への影響が観察された。このことから、廃棄物に含まれる構成成分が固化試料の水素ガスの発生に寄与していることが示された。
阿部 智久; 嶋崎 竹二郎; 中山 卓也; 大曽根 理; 大杉 武史; 中澤 修; 百合 庸介*; 山田 尚人*; 佐藤 隆博*
QST-M-2; QST Takasaki Annual Report 2015, P. 83, 2017/03
本研究では、有害物質の溶出を抑制した焼却灰のセメント固化技術を開発するために、焼却灰をセメント固化した際の固化時における焼却灰からセメントへの有害物質の移動及び固化されたセメント固化体から溶出する有害物質の移動を明らかにすることを目指す。研究の第一段階として、マイクロPIXEにより焼却灰粒子を測定し、その違いを検出することを試みた。試料には模擬灰を使用し、粒子を樹脂材に包埋することで、測定試料として作製した。マイクロPIXE測定の結果、焼却灰粒子の数十マイクロメーターの範囲で2つの粒子の組成の違いを検出することができた。セメント固化に影響を与える硫黄等の軽元素についても検出できたため、焼却灰と固化の影響について今後検討したいと考えている。
目黒 義弘; 中川 明憲; 加藤 潤; 佐藤 淳也; 中澤 修; 芦田 敬
Proceedings of International Conference on the Safety of Radioactive Waste Management (Internet), p.139_1 - 139_4, 2016/11
福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた取り組みにおいては、これまでの日本の商用原子力発電所から発生してきた放射性廃棄物とは、種類, 量, インベントリが異なる様々な放射性廃棄物(事故廃棄物)が発生している。これらの処分に向け、すでに国内外で適用実績を有する廃棄体化技術の、事故廃棄物への適用性を評価する必要がある。われわれは、既存の技術の調査結果、事故廃棄物の分類、模擬廃棄物の既存固化技術による基礎固化試験の結果から、実際に適用可能な廃棄体化技術を選択する手法を検討した。まず技術の適用性を評価するフローの提案、フローにおける各ステップでの評価項目及びその基準を設定した。並行して、13種類の性状の異なる廃棄物の固化試験を実施し、硬化性や得られた固化体の強度、浸出性などの特性を調べた。次いで、基礎試験で得られた基礎試験結果を参考に、廃棄物ごとに評価フローによる固化技術の評価を進めている。本発表では、いくつかの廃棄物に対して試みた評価の結果を示す。
入澤 啓太; 小松崎 利夫; 川戸 喜実; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘
JAEA-Technology 2015-008, 28 Pages, 2015/03
JAEA-Technology-2015-008.pdf:13.63MB
東海再処理施設で製作された約3万本のアスファルト固化体のうち、16,671本のMA系アスファルト固化体がアスファルト固化体貯蔵施設内に保管されている。MA系アスファルト固化体の処分に向けた評価の不確実性を低減する手段の1つとして、アスファルト固化体から硝酸塩を分離できる脱硝技術である水浸漬法を検討した。水浸漬法による脱硝技術開発における要素技術として、(1)アスファルト固化体の粉砕技術、(2)水浸漬法による粉砕したアスファルト固化体の脱硝技術に関して調査した。粉砕技術は硝酸塩等の浸出を速めるために必要であり、粗砕及び微粉砕試験ごとに試料粒径の分布を求めた。脱硝技術の調査は硝酸イオン及び亜硝酸イオンの浸出挙動に加え、放射性核種として取り込まれている元素の浸出挙動を求めた。
中山 卓也; 川戸 喜実; 大杉 武史; 嶋崎 竹二郎; 花田 圭司; 鈴木 眞司; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘
JAEA-Technology 2014-046, 56 Pages, 2015/03
JAEA-Technology-2014-046.pdf:7.61MB
日本原子力研究開発機構では、保有する原子力施設等の研究開発活動で発生した放射性の可燃性及び難燃性廃棄物を、減容のため焼却処理をしている。焼却処理により発生した焼却灰はセメント固化して処分する計画としている。焼却灰は各拠点で発生するが、焼却炉型や廃棄物により特徴が異なるため、セメントの固化条件を設定するための基礎試験を拠点毎に行い、データを取得する必要がある。また、セメント固化試験においては、共通に評価すべき項目があるため、統一した手順で試験を進めていくことが重要である。本手引書は、セメント固化処理設備の設計に向けた基礎的なデータ取得を計画する際に、試験方法や条件設定の参考として利用するために作成した。焼却灰のセメント固化試験において評価すべき項目として、法規制において廃棄体に求められる要件について整理し、一軸圧縮強度や流動性などの技術的な7つの評価項目を抽出した。試験を計画する際に必要となる焼却灰, セメント, 水, 混和材料の選定方法の項目、試験固化体の作製手順の項目及び膨張、一軸圧縮強度、溶出量等の評価の方法の項目については、これまでの知見から注意すべき点を記載した。同時に、固化条件の最適化に向けた試験フロー及び調整の指針についてまとめた。最後に、各拠点でセメント固化試験に着手する際の助けとなるよう、目標とする固化条件を満足する固化可能な範囲の目安及び固化技術開発の課題について取りまとめたものである。
入澤 啓太; 小松崎 利夫; 川戸 喜実; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘
JAEA-Technology 2014-039, 28 Pages, 2014/12
JAEA-Technology-2014-039.pdf:6.13MB
東海再処理施設で作製されたLA系アスファルト固化体は200Lドラム缶内に封入されており、アスファルト固化体貯蔵施設に13,296本収納されている。LA系アスファルト固化体の処分に向け、処分場設置スペースの効率化を図るための減容化策の一つとして、200Lドラム缶からアスファルト固化体を角型容器に詰め替えるための要素技術を検討した。詰め替え工程として、(1)ドラム缶からのアスファルト固化体の取り出し、(2)ポストフィーリング部の分離、(3)角型容器への充填といった一連の工程を考案し、個々の工程に対して2通りの操作方法を検討し、それぞれの技術の作業効率等を調べた。
中西 良樹; 青山 佳男; 野中 一晴; 曽根 智之; 中澤 修; 田代 清
JAEA-Testing 2011-008, 31 Pages, 2012/03
JAEA-Testing-2011-008.pdf:2.8MB
焼却処理が困難なウランで汚染されたリン酸トリブチルとノルマルドデカンの混合廃溶媒の減容処理を行うため、水蒸気改質処理法の開発を行っている。この混合廃溶媒を処理したところ、処理試験装置のガス化装置に孔食状の腐食が発生した。このため、原因調査及び試験を行った。この結果、ガス化装置に発生した腐食の原因は処理の過程で発生する残渣による隙間腐食であるとわかった。よって、この隙間腐食に対する防食法の検討を行い、本装置の防食法として、犠牲陽極方式のカソード防食法を採用した。この腐食対策を施した装置を用いて、混合廃溶媒の連続処理試験を行ったところ、638時間の処理でガス化装置に隙間腐食が発生しなかったことから、実施した対策が有効であることがわかった。
中川 明憲; 曽根 智之; 佐々木 紀樹; 中澤 修; 田代 清
Proceedings of International Waste Management Symposia 2011 (WM2011) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/03
A long term pilot scale experiment with steam reforming treatment technology was conducted for volume and weight reduction of uranium contaminated waste tri-n-butyl phosphate/n-dodecane solvent (TBP/dodecane) which was difficult to incinerate. The technology consists of a steam reforming process and a submerged combustion process. In the first process, TBP/dodecane is vaporized and pyrolyzed with superheated steam in a reducing atmosphere. In the second process, the decomposition gases are completely burned in a submerged combustion reactor. A short term treatment test was carried out before the long term test. The test achieved high mass reduction rate of the waste TBP/dodecane at least 99.3% though severe corrosion of the gasification chamber were observed. This problem was solved by sacrificial anode. After the improvement, the system could be operated safely for 960 hours, the averaged mass reduction rate was 99.6% that was slight higher than the short test one.
中川 明憲; 曽根 智之; 佐々木 紀樹; 中澤 修; 田代 清
JAEA-Technology 2010-014, 46 Pages, 2010/06
JAEA-Technology-2010-014.pdf:1.76MB
焼却では装置を腐食させる、配管の閉塞を引き起こす、大量の二次廃棄物が発生するなどの理由により処理することが困難なウランで汚染されたリン酸トリブチルの減容処理技術として、水蒸気改質処理法の開発を行った。水蒸気改質処理法は、加熱された水蒸気との接触により難燃物の分解・ガス化を行う水蒸気改質プロセスと、水中で燃焼を行う液中燃焼プロセスを組合せた廃棄物処理法である。水蒸気改質処理法は、廃棄物の減容率が高く、二次廃棄物がほとんど発生しないなどの特徴がある。技術開発の結果として、99.6%の廃棄物の減容率が得られること、排ガス処理系へのウランの移行抑制により排ガス処理系から発生する廃水のウラン濃度が放出基準(0.037mg/L)未満であること、排ガス中のCO濃度及びNOx濃度はそれぞれ茨城県条例等で定められた規制値(100ppm及び250ppm)以下であること、配管の閉塞抑制及び腐食対策技術の開発により装置が長時間処理に耐えうることを確認した。
須藤 誠; 高井 正和; 佐々木 紀樹; 中澤 修; 福本 雅弘
Proceedings of International Waste Management Symposium 2005 (WM 2005), 0 Pages, 2005/03
サイクル機構では、TBP/n-ドデカン混合溶媒やフッ素を含有する油等の焼却処理が困難な放射性有機液体廃棄物について水蒸気改質処理法を用いた技術開発を行っている。処理速度3kg/hの工学規模試験装置を用いた模擬廃棄物による試験を実施した。その結果、有機廃棄物は一酸化炭素、窒素酸化物等の濃度が環境基準値以下となる条件で処理できる事を確認した。今後は放射性核種を添加した試験や放射性廃棄物を用いた試験を実施していく。
12月) 高速増殖炉燃料の研究開発、高速増殖炉燃料再処理技術の研究開発、環境保全技術開発無藤 克己; 小圷 正之; 中澤 修; 加藤 浩; 江橋 健
サイクル機構技報, (26), 119,133 Pages, 2005/00
サイクル機構技報第26号に、平成16年度第3四半期の「業務概況」として以下の事項を報告する。・高速増殖炉燃料製造技術開発の現状 ・高速増殖炉燃料再処理技術開発の現状 ・環境保全技術開発の
