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論文

Investigation of the electronic structure of the Mg$$_{99.2}$$Zn$$_{0.2}$$Y$$_{0.6}$$ alloy using X-ray photoelectron spectroscopy

宮崎 秀俊*; 赤塚 達吉*; 木村 耕治*; 江草 大佑*; 佐藤 庸平*; 板倉 充洋; 高木 康多*; 保井 晃*; 小澤 健一*; 間瀬 一彦*; et al.

Materials Transactions, 64(6), p.1194 - 1198, 2023/06

硬X線およびソフトX線光電子分光法、およびバンド構造計算を用いて、Mg$$_{99.2}$$Zn$$_{0.2}$$Y$$_{0.6}$$合金の電子構造を調査し、この材料の相安定性のメカニズムを調べた。Mg$$_{99.2}$$Zn$$_{0.2}$$Y$$_{0.6}$$合金の電子構造は、フェルミエネルギー近傍に疑ギャップを持つ半金属的な電子構造を示した。Mg$$_{99.2}$$Zn$$_{0.2}$$Y$$_{0.6}$$合金の観察された電子構造は、疑ギャップ構造が相安定性に寄与していることを示唆する。

論文

Chemical-pressure-induced point defects enable low thermal conductivity for Mg$$_{2}$$Sn and Mg$$_{2}$$Si single crystals

齋藤 亘*; 林 慶*; Huang, Z.*; 杉本 和哉*; 大山 研司*; 八方 直久*; 原田 正英; 及川 健一; 稲村 泰弘; 林 好一*; et al.

ACS Applied Energy Materials (Internet), 4(5), p.5123 - 5131, 2021/05

 被引用回数:10 パーセンタイル:66.28(Chemistry, Physical)

The development of thermoelectric (TE) materials, which can directly convert waste heat into electricity, is vital to reduce the use of fossil fuels. Mg$$_{2}$$Sn and Mg$$_{2}$$Si are promising TE materials because of their superior TE performance. In this study, for future improvement of the TE performance, point defect engineering was applied to the Mg$$_{2}$$Sn and Mg$$_{2}$$Si single crystals (SCs) via boron (B) doping. Their crystal structures were analyzed via white neutron holography and SC X-ray diffraction. Moreover, nanostructures and TE properties of the B-doped Mg$$_{2}$$Sn and Mg$$_{2}$$Si SCs were investigated. The B-doping increased the chemical pressure on the Mg$$_{2}$$Sn and Mg$$_{2}$$Si SCs, leading to induce vacancy defects as a point defect. No apparent change was observed in electronic transport, but thermal transport was significantly prevented. This study demonstrates that the vacancy defects can be controlled by the chemical pressure, and can aid in achieving a high TE performance for the Mg$$_{2}$$Sn and Mg$$_{2}$$Si SCs.

論文

Quasifree neutron knockout reaction reveals a small $$s$$-Orbital component in the Borromean nucleus $$^{17}$$B

Yang, Z. H.*; 久保田 悠樹*; Corsi, A.*; 吉田 数貴; Sun, X.-X.*; Li, J. G.*; 木村 真明*; Michel, N.*; 緒方 一介*; Yuan, C. X.*; et al.

Physical Review Letters, 126(8), p.082501_1 - 082501_8, 2021/02

AA2020-0819.pdf:1.29MB

 被引用回数:31 パーセンタイル:96.65(Physics, Multidisciplinary)

ボロミアン核であり中性子ハロー構造が期待される$$^{17}$$Bに対する($$p$$,$$pn$$)反応実験を行った。断面積の運動量分布を分析することで、$$1s_{1/2}$$$$0d_{5/2}$$軌道の分光学的因子を決定した。驚くべきことに、$$1s_{1/2}$$の分光学的因子は9(2)%と小さいことが明らかになった。この結果は、連続状態を含むdeformed relativistic Hartree-Bogoliubov理論によってよく説明された。本研究の結果によると、現在知られているハロー構造を持つとされる原子核の中で$$^{17}$$Bは$$s$$および$$p$$軌道の成分が最も小さく、$$s$$または$$p$$軌道成分が支配的であることが必ずしもハロー構造の前提条件ではない可能性を示唆している。

論文

Preparation, thermoelectric properties, and crystal structure of boron-doped Mg$$_{2}$$Si single crystals

林 慶*; 齋藤 亘*; 杉本 和哉*; 大山 研司*; 林 好一*; 八方 直久*; 原田 正英; 及川 健一; 稲村 泰弘; 宮崎 譲*

AIP Advances (Internet), 10(3), p.035115_1 - 035115_7, 2020/03

 被引用回数:16 パーセンタイル:73.8(Nanoscience & Nanotechnology)

Mg$$_{2}$$Si is a potential thermoelectric (TE) material that can directly convert waste energy into electricity. In expectation of improving its TE performance by increasing electron carrier concentration, the element boron (B) is doped in Mg$$_{2}$$Si single crystals (SCs). Their detailed crystal structures are definitely determined by using white neutron holography and single-crystal X-ray diffraction (SC-XRD) measurements. The white neutron holography measurement proves that the doped B atom successfully substitutes for the Mg site. The SC-XRD measurement confirms the B-doping site and also reveals the presence of the defect of Si vacancy (VSi) in the B-doped Mg$$_{2}$$Si SCs. Regarding TE properties, the electrical conductivity, $$sigma$$, and the Seebeck coefficient, S, decreases and increases, respectively, due to the decrease in the electron carrier concentration, contrary to the expectation. The power factor of the B-doped Mg$$_{2}$$Si SCs evaluated from $$sigma$$ and S does not increase but rather decreases by the B-doping.

論文

Nuclear structure of $$^{76}$$Ni from the ($$p$$,$$2p$$) reaction

Elekes, Z.*; Kripk$'o$, $'A$*; Sohler, D.*; Sieja, K.*; 緒方 一介*; 吉田 数貴; Doornenbal, P.*; Obertelli, A.*; Authelet, G.*; 馬場 秀忠*; et al.

Physical Review C, 99(1), p.014312_1 - 014312_7, 2019/01

 被引用回数:8 パーセンタイル:64.83(Physics, Nuclear)

($$p$$,$$2p$$)反応による$$^{76}$$Niの核構造の探索実験を行った。Lenzi, Nowacki, Poves, Sieja相互作用を用いた殻模型計算では実験結果を説明しうる陽子空孔状態が得られており、理論的な断面積計算は実験値とよい一致を与えた。実験で得られたすべての状態を理論的に一意に決定することはできなかったが、過去の実験結果と同様にNi同位体でのZ = 28の大きなshell gapを示す結果が得られた。

論文

ラチス構造物の波動伝播特性に関する実験的研究

宮崎 明美; 川口 健一*

日本建築学会構造系論文集, 597, p.69 - 76, 2005/11

線材から構成される立体ラチス構造物は近年大規模化・複雑化の傾向にあり、従来の振動解析技術を超えた視点が必要とされている。本研究では定常状態である振動状態へ至る前の過渡状態に着目し、構造物内の波動伝播特性を調査することを目的としている。多くの部材が任意に連結されたラチス構造物を対象とした波動伝播実験が少ないことを踏まえ、本論文では数種類の平板型ラチス構造試験体を用いて行った波動伝播実験の結果について述べている。最初に片持ち梁による予備実験を行い、実験結果及び理論解をもとに平板型ラチス構造試験体を固定するための境界部治具の設計を行った。次に平板型ラチス構造試験体による波動伝播実験を行い、得られた結果よりラチス部材の部材配置及び配置密度と波動伝播特性の関係について考察した。また、連続体平板の実験結果と比較することにより、ラチス構造物特有の減衰特性評価への足がかりを示した。また、連続体平板の結果を理論解と比較し、実験及び測定精度の妥当性を示した。

報告書

固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の合理化設計: セル消火実証試験

瀧田 孝治; 堂野前 寧; 松本 誠弘; 菊地 豊; 加藤 徳義; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2002-010, 62 Pages, 2002/11

JNC-TN9410-2002-010.pdf:2.37MB

固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)のセル消化設備の気化器は、コストが高く施設の合理化設計の一環として削減する計画としている。気化器を削減した場合、液化炭酸ガスをセル内に直接放出することとなり、放出した液化炭酸ガスの急激な気化膨張によるセル内の圧力挙動及び消化性能を把握する必要がある。そこで、火災実験室を用いて平成11年度にセル消化実証試験(I)として、液化炭酸ガス放出時の火災実験室内の圧力挙動と可燃物燃焼時の消化性能を確認した。しかし、この試験は機密性のない火災実験室で実施したため、さらに実際のセルを想定した機密性の高い条件下での液化炭酸ガス放出時の圧力挙動を把握する必要がある。このため、大洗工学センター内の大型密封装置(SOLFA-2)を用いてセル消化実証試験(II)を実施した。 得られた成果は、以下の通りである。1)槽内の圧力挙動を把握するため、SOLFA-2の内部圧力は-50mmH2Oに設定し液化炭酸ガスを放出した。その結果、槽内圧力は液化炭酸ガス放出直後に急激に下降し、その後徐々に上昇して短時間で急上昇過程を経てなだらかに下降するという傾向が見られた。2)上記の短時間で急上昇する過程は、槽内に放出した液化炭酸ガスの一部がドライアイスに変化して堆積したものが周囲の熱を奪い昇華して、再び気化することが主な要因と考えられる。3)槽内最低平均温度は全域放出方式において約-48$$^{circ}C$$となり、局所放出方式では約-60$$^{circ}C$$となった。4)セル内圧力を負圧保持する条件として、液化炭酸ガス放出量を槽内空気の排気流量に対し、約85%に設定することで、負圧を維持できることを見出した。5)槽内圧力の急激な上昇を抑制するには、液化炭酸ガスをゆっくり放出することが効果的であることがわかった。

報告書

固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)合理化設計-セル消火実証試験(III)-

堂野前 寧; 松本 誠弘; 瀧田 孝治; 菊地 豊; 加藤 徳義; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2002-008, 68 Pages, 2002/07

JNC-TN9410-2002-008.pdf:2.89MB

固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)のセル消火設備における気化器は、コストが高く施設の合理化設計の一環として削減する計画としている。気化器を削減した場合、直接セル内に液化炭酸ガスを放出するためその消火性能を把握する必要があり、平成11年度にセル消火実証試験(I)において、液化炭酸ガスによる消火性能確認試験を実施した。その結果、セル内で取扱う可燃性物質であるポリエチレンに対しては良好な消火性能が得られたが、木片等については延焼抑制効果はあるものの完全には消火されず、内部に火種が残った深部火災が発生していることがわかった。そこで、木片等の消火をセル内で確実に行うための炭酸ガス濃度や濃度保持時間等を確認するセル消火実証試験(III)を行った。得られた成果は、以下の通りである。(1)木片や綿を詰めた試験体に着火し試験体内部の温度推移、質量減少推移、燃焼状況観察を行い、試験体内部のピーク温度は最大680$$^{circ}$$C、着火後30$$sim$$60分で著しく燃焼が進行し着火後70分位からくん焼となることがわかった。また、深部火災の発生条件を決定するために、試験体を50$$sim$$90分の時間差で着火後炭酸ガスで消火し、その消火状況を確認した結果、着火50分前後の試験体が最も消火困難であり、最も木試験の深部火災試験体に適した条件であることがわかった。(2)LEDFで発生した場合の深部火災消火に必要なセル内の炭酸ガス濃度、濃度保持時間を決定するため、セル内の炭酸ガス濃度40%, 50%, 55%, 60%, 65%で深部火災消火試験を行った。その結果、深部火災消火に必要な炭酸ガス濃度は50%以上で確実な消火を考慮すると60%以上が必要なことがわかった。また、セル内の炭酸ガス濃度の保持時間は炭酸ガス濃度50%以上であれば180分以上、60%以上であれば120分以上必要であることがわかった。

報告書

有害物選別システム設計 蛍光X線分析装置の適用確認

磯山 進; 堂野前 寧; 菊地 豊; 加藤 徳義; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2002-006, 49 Pages, 2002/07

JNC-TN9410-2002-006.pdf:1.84MB

環境保全課では、大洗工学センター内で発生する放射性固体廃棄物、および日本原子力研究所大洗研究所内の廃棄物管理施設に保管中の$$alpha$$固体廃棄物Bを、高密度に減容処理し、将来の埋設処分に対応した廃棄体として作成することを目的とした、固体廃棄物処理技術開発施設(以下「LEDF」という)の建設計画を進めている。LEDFでは、埋設時に問題となる物質等を除去するため、人手による受入廃棄物仕分けプロセスを有しているが、仕分け精度、信頼性、作業負担低減を目的に、有害物選別装置の導入を検討している。本試験では、選別装置の一つとして、蛍光X線分析装置に着目し、廃棄物模擬試験片による選別試験を行い、LEDFへの有害物選別装置としての適用性を検討した。以下に検討結果を示す。1)選別性能:単体金属であれば前処理もほとんど必要なく、ほぼ確実に選別できるが、廃棄物の表面付近のみの測定であるため、表面に塗装メッキ、不純物などがある場合は選別が困難となる。2)測定位置:廃棄物は測定部に可能な限り密着させる必要があり、隙間が 4mmを超えると材質選別が不可能となる。3)放射線影響:放射線の影響によりバックグラウンドが高い場合は、各材質の蛍光X線ピークの判別が困難になり、材質判別が出来なくなる傾向があることが判った。特にアルミニウムは蛍光X線のピークが低いため影響を受け易い。 結論として、蛍光X線分析装置は有害物選別装置としての適用性は有しているが、放射線環境下での利用は問題が多く、セル内設置は困難である。LEDFに適用するには、目視選別の補助として、セル外設置にて使用するのが合理的と思われる。

報告書

固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)合理化設計-セル消化実証試験(I)-

堂野前 寧; 松本 誠弘; 菊地 豊; 加藤 徳義; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2001-021, 73 Pages, 2002/01

JNC-TN9410-2001-021.pdf:3.91MB

固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の合理化の一環して、セル消化設備に付属する気化器を削減する検討を行っている。本試験では、液化炭酸ガスを直接放出した場合のセル内の圧力変動や消化性能を把握するため、液化炭酸ガスによる圧力挙動確認及び消化試験を実施した。また、本方式の補完として水噴霧による水噴霧消化試験を実施した。得られた成果は、以下の通りである。1)圧力挙動確認試験では、 実験室を-40mmAqとして液化炭酸ガスを放出し、放出し、放出当初0.8mmAq/秒程度の圧力上昇が見られたが、20秒前後から0.1mmAq/秒程度の緩やかな上昇となり、120秒後には1.5mmAq/秒程度の急激な上昇が見られた。 2)液化ガス消化試験では、実験室を-40mmAqに保ち、ポリエチレン、木片+綿を燃焼させた状態で消化試験を行った。 ポリエチレンは、完全に消火できたが、木片+綿では再着火及び発煙が見られた。 一方、実験室内の圧力挙動として、放出当初1.3mmAq/秒程度の急激な上昇が10秒程度見られたが、その後状態を維持し放出後30秒後に再び1mmAq/秒程度の上昇が見られた。また、放出ノズル径を14mm2から10mm2に変更することにより放出後100$$sim$$120秒の急激な上昇が緩和された。3)水噴霧消化試験では、液化ガス消化試験と同じ条件で水噴霧での消化試験を行った結果、 木片+綿は消化できたが、ポリエチレンは消化できなかった。4)本試験より、LEDFに液化ガス方式を採用する場合は、放出ノズル径を14mm2から10mm2の小径になものに変更する等の室容積に適合する噴口面積を設定することにより、負圧を維持しつつ消化が行える見通しが得られた。 5)消化性能については、木片+綿のような内部に火種の残りやすい燃焼物はガス濃度を50%以上の高い濃度に設定する必要がある。 6)水噴霧消化は、ポリエチレンに対し消化性能が発揮されないことや消化用水が大量に発生するなど採用には多くの検討を要することが分った。

報告書

インキャン式焼却溶融炉のキャニスタ耐久性試験

菅谷 敏克; 加藤 徳義; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2001-018, 114 Pages, 2001/09

JNC-TN9410-2001-018.pdf:12.35MB

インキャン式焼却溶融炉を主要処理プロセスとする焼却溶融設備を設置した (仮称)固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の建設計画を進めている。インキャン式焼却溶融炉は、セラミック製キャニスタ内で放射性廃棄物の焼却・溶融固化を行い、キャニスタごと廃棄することを特徴とする。一方、焼却量がキャニスタ容積で制限されることから、焼却量を増やす運転方法として、焼却後に残る焼却灰を溶融減容後、更に焼却を繰り返す運転が考えられる。しかし、本運転法は焼却-溶融を繰り返し行うことにより、溶融とキャニスタの接触時間が延長することでキャニスタ母材の減耗量が減少したり、キャニスタにかかる熱負荷(熱サイクル)が増え、キャニスタ母材の材料強度の低下といったキャニスタの健全性を損なうことが考えられた。そこで、本試験は、廃棄物収納容器として使用しているセラミック製キャニスタに、模擬廃棄物を投入し、焼却温度1000$$^{circ}C$$、溶融温度1500$$^{circ}C$$を繰り返し(1,3,10バッチ)負荷し、キャニスタの減耗速度、高温曲げ強度の変化を確認した。以下に結果を示す。(1)溶湯のキャニスタ母材との接触時間の延長による減耗量の増加は、今回の試験の最大減耗速度が0.09mm/hであり、従来の減耗速度1mm/hと比較しても十分少ない値であった。また、キャニスタ母材の高温曲げ強度は、平均で3Mpaであり、熱負荷をかける試験の前後で変化は見られなかった。(2)今回の試験から、焼却温度1000$$^{circ}C$$、溶融温度1500$$^{circ}C$$の繰り返しによってキャニスタの健全性を損なう要因は、キャニスタ母材の酸化を防止するために塗布されているグレーズ(ガラス製コ ーティング材)の母材からの剥がれによって、母材が酸化劣化を起こし、ぜい化により脆くなった部分が溶湯と接触することで、局部的に減耗することが要因であることが分った。(3)グレーズは、耐熱温度が1300$$^{circ}C$$程度で、溶融運転温度1500$$^{circ}C$$では耐熱温度を超えることになるため、温度変化の繰り返しによってガラスであるグレーズが溶融と固化を繰り返したことから、キャニスタ母材との熱膨張率の違いも影響し、キャニスタ内面のグレーズに剥がれが発生したと考える。 (4)グレーズが剥がれた部分のキャニスタ母材の酸化劣化量 (キャニスタ壁面から母材内部への酸化劣化の進行深さ)は、キャニスタ強度計算から算出した許容減耗量である4.

報告書

解体廃棄物におけるクリアランスレベル物量評価 -燃料材料試験施設-

近藤 等士; 櫛田 尚也; 滑川 卓志; 青木 法和; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2001-006, 43 Pages, 2000/12

JNC-TN9410-2001-006.pdf:1.49MB

国で検討されているRI・研究所等廃棄物のクリアランスレベル策定作業に資するために、現存施設解体時の廃棄物量(材質による区分、放射能レベルによる区分)の試算とそのクリアランスレベル物量の評価を行った。評価は、燃料材料試験施設(3施設)及び固体廃棄物前処理施設の4施設を対象として実施した。解体廃棄物量の試算及び評価結果は以下のとおりである。(1)燃料集合体試験施設(FMF)で発生する廃棄物量は約71,500t(コンクリートは約67, 500t、金属は約3,600t、その他は約300t)である。(2)照射燃料試験施設(AGF)で発生する廃棄物量は約14,200t(コンクリートは約13,300t、金属は約600t、その他は約200t)である。(3)照射材料試験施設(MMF)で発生する廃棄物量は約18,000t(コンクリートは約17,100t、金属は約700t、その他は約100t)である。(4)固体廃棄物前処理施設(WDF)で発生する廃棄物量は約28,600t(コンクリートは約27,900t、金属は約700t、その他は約20t)である。(5)評価の結果、各施設とも上記廃棄物のうちコンクリート廃棄物の全てと金属廃棄物の70%以上がクリアランスレベル以下の廃棄物となる。(6)クリアランスレベルが適用された揚合には、クリアランスレベル以下の廃棄物を放射性廃棄物から除外することにより、施設解体時における放射性廃棄物の発生量を大幅に低減できる。

報告書

インキャン式高周波加熱を用いた焼却溶融設備の確証試験

菅谷 敏克; 堂野前 寧; 加藤 徳義; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2000-002, 149 Pages, 1999/12

JNC-TN9410-2000-002.pdf:23.51MB

建設計画を進めている固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)では、高線量$$alpha$$廃棄物である可燃物、PVC、ゴム、使用済イオン交換樹脂及び不燃物の処理方法として、「インキャン式高周波加熱」を用いた焼却溶融設備(セラミック製の廃棄物収納容器を高周波による誘導加熱で昇温し、容器内の廃棄物を対象物によって焼却・溶融する設備)を計画している。試験は、焼却溶融設備の設備設計の最適化を目的として、処理対象廃棄物に対する処理性能(処理能力、処理条件など)や運転条件及び処理中に発生するオフガス中の放射性核種の除去性能条件、また、焼却溶融後の生成物である溶融固化体の性状(核種、主要構成成分の均一性、固化体の強度など)の確認を行った。試験装置は、LEDFで実際に使用される規模の焼却溶融装置(パイロット装置)を用いた。また、放射性核種を使用したホット試験を要するものについては、実験室規模の機器を用いて行った。以下に、主な試験結果を要約する。(1)パイロット装置を用いて処理能力を確認した結果、可燃物・難燃物に対して6.7kg/h、樹脂に対して13.0kg/h、石膏以外の不燃物に対し30.0kg/hであった。また、このときの処理条件は幾つかのパラメータの中から選定し、運転温度については、可燃物・難燃物が1000$$^{circ}C$$、樹脂が1300$$^{circ}C$$、不燃物は1500$$^{circ}C$$、燃焼空気については、空気量は90Nmの3乗/h、空気温度は300$$^{circ}C$$、吹き込み速度は約20m/sが最適であった。(2)焼却溶融設備に必要な処理量が得られる一日の運転時間を確認した結果、可燃物、PVCやゴムなどの焼却対象廃棄物の焼却時間は5時間、焼却前後のキャニスタ昇温、残燃時間は各30分必要であった。不燃物などの溶融時間は、焼却灰の保持時間と石膏の溶融時間を考慮して5時間、キャニスタ昇温時間30分が必要であった。(3)パイロット装置により焼却溶融炉からセラミックフィルターまでの系統除染係数を確認したところ、実廃棄物の主要非揮発性核種(Co、Cs、Ce)に対し、10の5乗以上であった。(4)実験室規模の機器を用いて、高温オフガス中の揮発性ルテニウムを除去する高温Ru吸着塔の設計条件を確認した結果、粒径0.8から1.7mmの鉄担持シリカゲルに対して、滞留時間3秒以上を確保することで、除染係数10の3乗が得られるとともに、吸着材寿命は約1年であることがわかっ

報告書

$$alpha$$金属減容技術に関する調査

佐久間 敦宏; 菅谷 敏克; 宮崎 仁; 飛田 祐夫; 谷本 健一; 照沼 誠一

PNC TN9420 95-011, 13 Pages, 1994/10

PNC-TN9420-95-011.pdf:8.44MB

本調査は、大洗工学センターにて実施する固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の基本設計の遂行にあたり、その初期階段において$$alpha$$系金属廃棄物を処理する「$$alpha$$金属減容設備」のプロセスの確定に資することを目的に実施したものである。調査対象には、概念設計での確定に至らなかったインダクトスラグ溶融方式、及びインキャンメルト方式の2方式と、同じ高周波溶融加熱原理である浮揚溶解方式を加えた3方式を設定し、各技術の現状を整理するとともに、LEDFの「$$alpha$$金属減容設備」プロセスとしての適用性、並びに他の溶解方式との比較による優位性について評価・整理した。その結果、3方式の中でインキャンメルト方式が、現状において「前処理設備の軽減化」及び「技術実証度」の評価において、他方式と比較として最も技術的に優位にあることが確認された。また、施設運用に影響する「経済性」の評価においても同方式が他方式と比較しても最も負担が少ないことも確認された。したがって、本調査の結果に基づき、LEDFの「$$alpha$$金属減容設備」プロセスにはインキャンメルト方式を選定するものとした。

報告書

固体廃棄物前処理施設(WDF)の処理機能向上に関する検討

菅谷 敏克; 宮崎 仁; 飛田 祐夫; 谷本 健一; 照沼 誠一

PNC TN9420 94-010, 103 Pages, 1994/04

PNC-TN9420-94-010.pdf:2.89MB

動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センター内で発生する$$alpha$$汚染大型廃棄物は、WDFにて解体した後、規定のサイズの缶に収められ、「中央廃棄物処理場」に払いだされる。近年廃棄物発生量がWDFの処理能力を超え、このままでは施設の運転に支障をきたすことが予想されており、センター内廃棄物管理を効率的に行うため、固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の建設を計画している。本計画の推進にあたっては、WDFの大型$$alpha$$固体廃棄物処理機能をLEDF計画の中で有効利用することの是非は重要な課題であり内部検討の他、外部委託を含む検討を実施した。この結果、LEDFをWDFに併設してWDFの処理機能を活用するためには、WDFの改造を施したとしても処理能力不足、処理停止期間、廃棄物発生量等課題も多く対応も困難であることこから、LEDF計画の中でWDFを活用していくことは得策ではないとの結論に達した。また、本結論については、平成6年3月の第8回廃棄物問題調整委員会で報告された。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅ敷地内破砕帯等の追加地質調査の現況について

石丸 恒存; 島田 耕史; 佐々木 亮道; 田中 遊雲; 宮崎 真之; 安江 健一; 丹羽 正和; 末岡 茂; 梅田 浩司; 池田 真輝典

no journal, , 

高速増殖原型炉もんじゅにおいては、平成25年9月末に原子力規制委員会より更なる追加調査計画の策定の指示が出されたことを受けて、もんじゅ敷地内破砕帯等の追加調査を継続的に進めている。平成25年10月以降は、敷地内破砕帯の剥ぎ取り範囲を拡充しての追加調査や山地/段丘境界における詳細な地形・地質調査、沿岸海域での海上音波探査等を追加で実施した。剥ぎ取り調査では、2系統($$alpha$$系, $$beta$$系と呼ぶ)の複数の破砕帯の切断関係や変位量を把握し、$$beta$$系よりも$$alpha$$系が相対的に新しい構造であることを確認した。これまでの調査結果からは、平成25年4月末のとりまとめ報告の結果と同様に、敷地内破砕帯が活動的であることを示す証拠は乏しく、これら破砕帯は、花崗岩が削剥により浅部に到達する以前に深部の熱水環境下で形成された小規模な古い地質構造である可能性が高い。

口頭

破砕帯の新旧評価について; 高速増殖原型炉もんじゅ敷地の花崗岩体の事例

島田 耕史; 立石 良*; 石丸 恒存; 佐々木 亮道; 田中 遊雲; 宮崎 真之; 安江 健一; 丹羽 正和; 末岡 茂; 梅田 浩司; et al.

no journal, , 

本発表では、破砕帯とその他の地質体及び破砕帯同士の新旧評価の考え方を整理し、高速増殖原型炉もんじゅ敷地における花崗岩の破砕帯調査をその適用事例として示す。破砕帯の新旧評価には、(1)破砕帯とその他の地質体の関係による新旧評価と(2)破砕帯同士の関係による新旧評価の方法があり、(1)はさらに、(1.1)上載地層による新旧評価と(1.2)岩脈・鉱物脈・粘土脈による新旧評価の方法があると整理される。(1.1)では、基盤岩中の破砕帯を覆う変位変形を受けていない上載地層の年代特定により、破砕帯の活動がその年代よりも古いことが示される。(1.2)では、破砕帯を横切る岩脈・鉱物脈・粘土脈が破砕帯による変位変形を受けていない時、破砕帯の最新活動はこれらの構造形成よりも古いことが示され、これらの構造の年代が与えられれば破砕帯の最新活動年代を評価することができる。(2)では、破砕帯同士の切断関係により、切られた方は切った方よりも古い。共役の関係が変位センスから示唆された場合には同時期の形成が考慮されるが、最終的に切っている方が最新活動によるものであろう。

口頭

ヒノキ植栽木への放射性セシウムの移行吸収; 植栽当年の結果

平井 敬三*; 小松 雅史*; 赤間 亮夫*; 野口 享太郎*; 長倉 淳子*; 大橋 伸太*; 齋藤 哲*; 川崎 達郎*; 矢崎 健一*; 池田 重人*; et al.

no journal, , 

土壌から樹木への放射性セシウムの移行吸収とカリウム施肥による移行抑制効果の検討のため、福島県川内村のヒノキ新植地で長期モニタリング試験を開始した。福島第一原子力発電所事故当時はアカマツ・落葉広葉樹混交林で、第4次航空機モニタリング(2011年11月)による推定放射性物質沈着量は685k Bq m$$^{-2}$$($$^{134}$$Cs+$$^{137}$$Cs)である。2014年5月に8つの50$$times$$50mプロットを設け、ヒノキ植栽後の8月にKとして100kg ha$$^{-1}$$のKClを施肥し、11月に苗木を採取した。8月の平均空間線量率($$mu$$Sv h$$^{-1}$$)は10cm高で1.18、1m高で0.94であった。土壌の平均$$^{137}$$Cs濃度(kBq kg$$^{-1}$$)はリターで50.0、10-20cm深で0.1と下層へと低下した。またリターから20cm深までの存在量のうち58%がリター中に存在していた。11月に採取したヒノキ針葉の移行係数(土壌0-5cmに対する針葉の$$^{137}$$Cs濃度[Bq Bq$$^{-1}$$])は処理間に有意差はなかったが、土壌の$$^{137}$$Cs濃度が8kBq kg$$^{-1}$$以下では施肥区で小さい傾向にあった。

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