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報告書

廃棄物の合理的処理処分方策の基本的考え方; 廃棄物処理の加速に向けた検討結果

中川 明憲; 及川 敦; 村上 昌史; 吉田 幸彦; 佐々木 紀樹; 岡田 翔太; 仲田 久和; 菅谷 敏克; 坂井 章浩; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2021-006, 186 Pages, 2021/06

JAEA-Technology-2021-006.pdf:54.45MB

日本原子力研究開発機構が保管する放射性廃棄物のうち、一部の放射性廃棄物については過去に未分別のまま圧縮等の処理が行われていた。このため、埋設処分に向けて圧縮されたものを分解して確認する等の作業に多くの時間が必要であると想定され、放射性廃棄物の早期のリスク低減を行う方策について、廃棄物処理及び埋設処分の2つの観点から検討を実施した。前処理,処理及び固型化といった廃棄物処理作業の中で時間を要している工程を分析し、放射能濃度評価、有害物等の分別、及び可燃物の分別といった課題を抽出した。放射能濃度評価に関しては、保守的な核種組成比と非破壊$$gamma$$線測定による廃棄体中の放射能濃度評価方法の検討、及びトレンチ埋設施設構造の高度化を図るとともに、評価対象核種の選定に一定の基準を設定することにより、評価対象核種を絞り込める可能性があることを明らかにした。有害物等の分別に関しては、非破壊検査と記録・有害物使用状況等による分別の要否の確認により、分別作業を大幅に削減できる見込みが得られた。また、廃棄物から地下水中に移行した重金属による地下水中濃度を評価し、水質に関する環境基準を遵守可能な廃棄体中に含有される濃度として受入基準を提示した。可燃物の分別に関しては、埋設施設内空隙増加による陥没の影響を評価し、覆土での事前対応が可能な可燃物含有量を評価するとともに、非破壊検査による可燃物量の確認と、解体で発生するコンクリートのような可燃物含有量が少ない廃棄物との混合埋設により、埋設処分場内の廃棄物層の平均的な可燃物の含有割合を20vol%とする定置管理を行い、分別作業を不要にできる見込みが得られた。原子力科学研究所の圧縮体を例に、これらの方策を施すことによる廃棄物処理加速の効果についての評価を実施し、廃棄物の分別処理作業を約5倍加速できる見込みが得られた。今後、検討した対策の実現に向けた対応を進める。

論文

研究施設等廃棄物の現況

坂本 義昭

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 26(2), p.127 - 132, 2019/12

研究施設等廃棄物は、原子力機構をはじめとして我が国の原子力の研究開発機関や核燃料物質の産業利用,放射性同位元素の利用に伴い発生する低レベル放射性廃棄物である。このような廃棄物は昭和20年代から発生しこれまで処分されることなく各機関で保管されており、早急な処理処分が望まれているところである。原子力機構は、平成20年に研究施設等廃棄物の埋設事業の実施主体として位置づけられ、種々の技術的検討や事業化の検討を進めてきたところである。本講演では、これまでの埋設事業への取り組み状況要を概説するとともに、より合理的な処理処分を進めるための検討課題とその対応状況について発表を行う。

論文

解体廃棄物の処理処分に向けた取り組み(研究炉)

坂本 義昭

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 24(2), p.141 - 146, 2017/12

我が国においていくつかの試験研究炉では既に廃止措置に着手、または廃止措置計画書の申請が行われており、試験研究炉の廃止措置への対応が必要となってきている。この際、解体廃棄物の合理的な処理処分は廃止措置の適切な遂行に必要不可欠な事項であるため、解体廃棄物の性状についての具体的な事例の紹介および処理処分に向けた原子力機構での取り組みについて概説した。

論文

1F事故による環境回復に伴う廃棄物の管理と除去土壌の減容・再生利用の取り組み,5; 低レベル放射性廃棄物の処分費用の積算

仲田 久和; 坂井 章浩; 天澤 弘也; 坂本 義昭

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 59(8), p.447 - 449, 2017/08

日本原子力学会2017年春の年会バックエンド部会企画セッション「福島第一原発事故による環境汚染の回復に伴う汚染廃棄物の管理と除去土壌の減容・再生利用の取り組み;低レベル放射性廃棄物の処分費用の積算方法」からの特記記事である。再生利用可能な除去土壌を分離した後の除去土壌は最終処分される。除去土壌の最終処分場の設計検討に資することを目的として、研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物の処分方法(研廃処分場)を参考として、合理的な設計に向けた費用評価上の課題を検討した。検討に際しては、研廃処分場において、遮水工を設置したトレンチ型埋設処分施設(付加機能型トレンチ処分施設)の概念設計をしたことから、その評価方法を適用して実施した。

報告書

照射後試験施設から発生する廃棄物の放射能評価方法の検討,2

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。

論文

Development of the reasonable confirmation methods concerning radioactive wastes from research facilities

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。

報告書

ウラン及び長半減期核種を含んだ研究施設等廃棄物を対象とした処分方策に関する技術的検討

菅谷 敏克; 中谷 隆良; 佐々木 利久*; 中村 康雄*; 坂井 章浩; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2016-036, 126 Pages, 2017/02

JAEA-Technology-2016-036.pdf:7.28MB

ウラン及び長半減期核種を含んだ廃棄物の処分における特徴としては、処分施設の管理期間終了後の安全評価において、数万年以降に被ばく線量の最大線量が出現することにある。これらの特徴を持つ幅広い放射能濃度範囲のウラン及び長半減期核種を含んだ研究施設等廃棄物の処分の方策は未だ決定されていないことから、処分方策の決定に資することを目的とした処分に係る技術的な検討を行った。本報告書は、ウランを含んだ比較的放射能濃度の低い廃棄物に対して、トレンチ処分とクリアランスについての技術的検討を行うとともに、ウラン及び長半減期核種を含んだ中深度処分対象の濃度範囲となる廃棄物に対しては、濃度制限シナリオによる技術的検討を行った。

論文

Disposal project for LLW and VLLW generated from research facilities in Japan; A Feasibility study for the near surface disposal of VLLW that includes uranium

坂井 章浩; 長谷川 信; 坂本 義昭; 中谷 隆良

Proceedings of International Conference on the Safety of Radioactive Waste Management (Internet), p.98_1 - 98_4, 2016/11

精製されたウランによって汚染されたウラン含有廃棄物の放射能は、長期において子孫核種の生成によって増加する。したがって、ウラン含有廃棄物の浅地中処分の長期の安全性の考え方が重要である。原子力機構では、処分施設のそれぞれの区画におけるウランの平均放射能濃度を管理する方法及び非常に保守的な仮定の下、安全評価を行うことにより、処分の安全性を検討した。

論文

研究施設等廃棄物の処分の概要について

坂本 義昭

原環センタートピックス, (115), p.2 - 12, 2015/09

原子力機構をはじめとして我が国の研究開発機関等から発生する研究施設等廃棄物については、原子力機構が実施主体として浅地中処分に係る埋設事業を進める予定である。この埋設事業では、トレンチ及びコンクリートピット処分対象廃棄物の合計約60万本(200Lドラム缶換算)を50年間で処分を行う事業計画として、これに必要な埋設施設の概念設計等を実施してきている。本講演では、研究施設等廃棄物の埋設事業の概要とともに、浅地中トレンチ埋設施設の遮水シートの性能評価や廃棄体確認技術等にかかる検討状況について概説する。

論文

Radiocaesium activity concentrations in parmelioid lichens within a 60 km radius of the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant

土肥 輝美; 大村 嘉人*; 柏谷 博之*; 藤原 健壮; 坂本 義昭; 飯島 和毅

Journal of Environmental Radioactivity, 146, p.125 - 133, 2015/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:48.65(Environmental Sciences)

東京電力福島第一原子力発電所(FDNPP)事故から約2年後に福島県内で採取した地衣類ウメノキゴケ類の放射性セシウム($$^{134}$$Csと$$^{137}$$Cs)濃度を測定した。これらの地衣類は、FDNPPから60km圏内16地点で採取したもので、9種類44試料である。これらの地衣類試料から、$$^{134}$$Cs濃度で4.6から1000kBq kg$$^{-1}$$, $$^{137}$$Cs濃度で7.6から1740kBq kg$$^{-1}$$が検出された。地衣類試料のうち主要な2種である、${it Flavoparmelia caperata}$${it Parmotrema clavuliferum}$では、地衣類中の$$^{137}$$Cs濃度と採取地点の$$^{137}$$Cs土壌沈着量の関係に強い正相関が示された。したがって、${it Flavoparmelia caperata}$${it Parmotrema clavuliferum}$は、福島県内で放射性セシウム降下物のbiomonitoring種として活用できる可能性が高い地衣類種であると考えられる。

報告書

照射後試験施設から発生する廃棄物の放射能評価方法の検討

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。

論文

福島第一原子力発電所事故と地衣類を用いた放射性セシウム調査の概要

土肥 輝美; 大村 嘉人*; 柏谷 博之*; 藤原 健壮; 坂本 義昭; 飯島 和毅

ライケン, 18(1), p.11 - 13, 2014/12

2011年3月に東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、「事故」)が発生し、大量の放射性物質が環境中に放出された。放射性降下物のモニタリングにおける地衣類の有用性は世界的に知られているにも関わらず、日本ではその有用性についての認知度が低く、地衣類の専門家も少ないために、本格的な調査はなかなか着手されなかった。筆者らは、福島第一原子力発電所周辺(半径約60km圏内)に生育する地衣類を対象として、事故後の放射性Cs汚染状況を把握するための調査研究を日本原子力研究開発機構と国立科学博物館との共同研究として2012年12月より開始した。本解説では、地衣類の種類や地点など、調査の概要について紹介する。

報告書

研究施設等廃棄物のトレンチ処分施設の上部覆土内への浸透水量の評価

黒澤 亮平; 坂井 章浩; 仲田 久和; 天澤 弘也; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2014-013, 89 Pages, 2014/06

JAEA-Technology-2014-013.pdf:23.93MB

トレンチ処分施設の安全評価では、廃棄物層を地下水位より上部に設置するため、放射性物質の環境中への流出は、降雨による浸透水が廃棄体層へ浸透することにより生じることが想定される。そのため、トレンチ処分施設の被ばく線量評価では、上部覆土内の層構成を設計して、廃棄体層への浸透水量を評価し、抑制することが重要となる。そこで、国内の気象条件を用いて、蒸発散量及び表面流出量を除いたトレンチ処分施設の上部覆土内への浸透水量を評価した。更に付加機能型トレンチ処分施設の低透水層土壌層又は遮水シートを備えた上部覆土内を移行して廃棄体層に至る浸透水量の評価を実施した。評価結果として、上部覆土表層の植生状態等の影響により、上部覆土へは降水量の約1/5倍から約3/5倍の水量が浸透していくことが分かった。上部覆土から廃棄体層への浸透水量は、低透水土壌層の透水係数を粘土にあたる値を設定することで、上部覆土に遮水シート設置した場合では降雨から上部覆土への浸透水量の1/100以下に、遮水シートが劣化した場合又は遮水シート設置しない場合では1/10以下に低減できることが分かった。

報告書

研究施設等廃棄物の浅地中埋設施設の立地環境条件に関する感度解析

坂井 章浩; 黒澤 亮平; 原 弘典*; 仲田 久和; 天澤 弘也; 有川 眞伸*; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2013-039, 228 Pages, 2014/02

JAEA-Technology-2013-039.pdf:24.05MB

日本原子力研究開発機構は、研究施設等廃棄物のコンクリートピット及びトレンチ埋設処分施設の立地基準及び手順の策定を進めている。この立地基準の技術的根拠とするため、旧原子力安全委員会が示した基本的立地条件を踏まえ、地質や水理などの管理期間終了後の安全評価に影響を与える様々な環境条件について、統計的な手法により安全評価の感度解析を実施した。その結果、想定した全ての評価経路で、概念設計における埋設施設の仕様、または追加の人工バリアを施工する対応により、97.5%以上の計算ケースについてめやす線量(10$$mu$$Sv/y)以下とできる結果が得られた。これより、基本的立地条件の地質や水理等の埋設施設の安全評価に影響を及ぼす項目については、埋設施設の設計により合理的に対応が可能であると考えられる。また、埋設事業所の規模に係る立地条件を検討するため、埋設施設の操業中の安全評価において、埋設施設等の配置及び形状毎に、各施設からの直接$$gamma$$線及びスカイシャイン$$gamma$$線による敷地境界での線量を評価した結果、概念設計の施設仕様で各施設から敷地境界まで120m以上離れていれば、敷地境界でめやす線量(50$$mu$$Sv/y)以下となる結果が得られた。

報告書

浅地中埋設処分施設に供する遮水工部材の長期耐久性試験

仲田 久和; 天澤 弘也; 坂井 章浩; 黒澤 亮平; 菅野 直弘*; 加島 孝浩*; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2013-036, 47 Pages, 2014/02

JAEA-Technology-2013-036.pdf:5.27MB

埋設事業推進センターが設置を計画している研究施設廃棄物の浅地中処分施設においては、埋設設備として比較的濃度のレベルの低い廃棄物を埋設するコンクリートピット型埋設設備と極めて放射能濃度のレベルの低い廃棄物を埋設するトレンチ型埋設設備を設けることとしている。このうち、トレンチ型埋設設備においては、埋設する廃棄物中に含有する生活環境影響物質の観点から、素掘りのトレンチ埋設設備と、これに遮水工部材を具備した設備の2種類の埋設設備を設置する予定である。遮水工部材は、長期にわたり自然環境条件に曝されることから、埋設設備の設計にあたっては、その長期耐久性に係る基本特性を事前に把握しておくことが必要である。本報告書は、研究施設等廃棄物の浅地中処分施設の概念設計で用いた遮水工部材(遮水シート)を対象として、耐候性試験により透水性,引張強さを測定し、遮水シートの劣化特性値と時間との関係を確認して、将来の浅地中埋設処分施設の基本及び詳細設計に活用するものである。

論文

除染作業により除去された土壌等の除去物の仮置場の設計・建設及び維持・管理

三枝 博光; 舟木 泰智; 操上 広志; 坂本 義昭; 時澤 孝之

日本原子力学会和文論文誌, 12(1), p.1 - 12, 2013/03

東北地方太平洋沖地震に伴う東京電力福島第一原子力発電所の事故によって環境中に大量の放射性物質が放出され、除染作業が各地域で進められている。その際、除染作業により除去された土壌,落葉,草木等は、中間貯蔵施設へ搬出されるまでの間、仮置場において安全に保管されることになっている。日本原子力研究開発機構は、内閣府委託事業として警戒区域等に指定された11市町村において、空間線量率の低減を図る除染方法等を確立するための実証事業を実施した。筆者らはその事業開始前から、これまでの放射性廃棄物処分にかかわる研究開発等の経験を活かし、仮置場の安全確保の考え方や設置方法、設置後の監視の考え方等を整理し、国の関係機関や地元自治体への協力等を行ってきた。また、事業開始以降は、14か所の仮置場の設計・建設及び維持・管理を実施した。これら14か所の仮置き場の設置場所は地形や土地利用等の条件が異なり、相違に応じた対応が必要であった。本論において、この実経験に基づいて得られた仮置場整備に関する技術的ノウハウを抽出し整理して示す。この情報は今後行われる本格除染等により設置される仮置場の整備において非常に有益であると考える。

報告書

研究施設等廃棄物浅地中処分施設の概念設計

天澤 弘也; 坂井 章浩; 仲田 久和; 原 弘典; 黒澤 亮平; 山本 正幸*; 河田 陽介*; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2012-031, 338 Pages, 2012/10

JAEA-Technology-2012-031.pdf:19.43MB

埋設処分業務の実施に関する計画に基づいて、原子力機構は事業の実施主体となり、研究施設等廃棄物の埋設処分施設の立地選定にかかわる手続きの透明性の確保及び公平性の観点から立地基準及び立地手順を策定し、これに基づいて立地選定を行う。また、本立地基準及び立地手順の策定にかかわる検討の一環として、関係法令等に定められた技術基準、一般的な自然及び社会環境等の立地条件、埋設対象廃棄物の廃棄体の種類,性状,含有核種,放射能濃度及び発生予測数量等に基づいて埋設施設の概念設計を行い、安全審査指針における基本的立地条件等を踏まえ、我が国において想定されうる種々の自然及び社会環境条件下において線量評価,費用試算を行い、埋設施設の安全性及び経済性に関する評価・検討を行う。本報告書は、このうち研究施設等廃棄物にかかわる浅地中埋設処分事業の操業から閉鎖後措置までの業務に供するすべての施設,設備,機器類等について、埋設施設の被ばく線量評価等に基づいた合理的な設備仕様、レイアウト等の概念設計の検討結果を取りまとめた。

報告書

一般的環境条件でのコンクリートピット施設における硝酸塩埋設処分量に関する予備的評価

原 弘典; 天澤 弘也; 坂井 章浩; 仲田 久和; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2012-014, 49 Pages, 2012/06

JAEA-Technology-2012-014.pdf:3.39MB

日本原子力研究開発機構が計画している研究施設等廃棄物の浅地中埋設処分施設では、再処理施設などから発生する低放射性濃縮廃液固化体を埋設処分の対象としている。この廃棄体には、高濃度の硝酸塩が含まれることが想定されているため、これらの硝酸塩含有廃棄体をコンクリートピット施設で埋設処分した場合、廃棄体中にある易溶性の硝酸塩が地下水中に溶け出し、環境中へ流出することが懸念されている。本検討は、我が国の一般的な自然環境条件下にコンクリートピット施設を設置した場合に対し、地下水又は近接する河川・湖沼等の環境中に流出する硝酸性窒素濃度を地下水移流拡散解析により試算したものである。また、環境条件の影響として、表層土壌の透水係数等が流出する硝酸性窒素濃度に及ぼす影響について検討を行った。これらの検討結果から、環境基本法に定められる環境基準値に則った埋設処分を実施するため、硝酸を含む廃棄体を1万本と仮定しコンクリートピットに埋設処分可能な硝酸イオン量を求めた。

報告書

研究施設等廃棄物浅地中埋設処分対象廃棄体等にかかわる荷重変形特性の検討

仲田 久和; 天澤 弘也; 坂井 章浩; 山本 正幸*; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2011-036, 195 Pages, 2012/03

JAEA-Technology-2011-036.pdf:12.94MB

日本原子力研究開発機構が設置を計画している浅地中埋設処分施設に埋設する廃棄体等は、原子炉等規制法の第2種廃棄物埋設規則に規定された廃棄体等の性能にかかわる技術基準に適合していることが求められる。技術基準の一つには、「廃棄体が埋設された場合において、受けるおそれのある荷重に耐える強度(耐埋設強度)を有すること。」が規定されていることから、国による廃棄体確認においては廃棄体等の製作者はこれを定量的に証明することが必須の条件となる。本報告書では、原子力機構が設置を計画している浅地中埋設処分施設のうち、耐埋設強度が要求されるコンクリートピット埋設設備(俵積み方式)に埋設する廃棄体等を対象として200リットルドラム缶,200リットルコンクリート内張ドラム缶,200リットルセメント均質・均一固化体,角型容器等の実載荷試験を行い、想定載荷荷重に対する廃棄体等単体での変位量及びひずみ量を測定し、その結果をもとに廃棄体等の積載条件によるそれぞれの試験用廃棄体等の耐埋設荷重を設定した。試験の結果、耐埋設荷重の一番小さいものが200リットルドラム缶(M級)で18kN、最大となるものが角型容器で400kNであった。

報告書

研究施設等廃棄物の埋設施設設計に供する遮水工部材の選定検討

仲田 久和; 天澤 弘也; 坂井 章浩; 有川 眞伸; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2011-023, 54 Pages, 2011/08

JAEA-Technology-2011-023.pdf:6.4MB

埋設事業推進センターでは、研究施設等廃棄物の浅地中処分施設として人工バリアを設置する処分施設(コンクリートピット型)と人工バリアを設置しない処分施設(トレンチ型)の設置を計画している。現行の放射性廃棄物の埋設にかかわる法令等においては、これらの施設の設置及び運用の基準について、廃棄物の処理及び清掃に関する法律に規定される基準の一部が準用されており、コンクリートピット型埋設処分施設は、廃掃法における遮断型最終処分場の基準の一部が、トレンチ型埋設処分施設は、廃掃法における安定型最終処分場の基準が参考とされ、施設形態も類似しているといえる。一方、トレンチ型処分施設の対象となる極低レベル放射性廃棄物の一部には、安定型最終処分場での処分対象以外に分類される廃棄物も含まれていると推定され、そのような廃棄物の処分に際しては、廃掃法における管理型最終処分場へ処分することが適切と考えられる。現在、放射性廃棄物の埋設処分施設では、管理型最終処分場における遮水工にかかわる基準は規定なされていないため、当該施設基準で求められる遮水工をトレンチ処分施設に設置するための検討を実施した。

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