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廃炉環境国際共同研究センター; 筑波大学*
JAEA-Review 2021-023, 49 Pages, 2021/12
JAEA-Review-2021-023.pdf:2.39MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「汚染土壌の減容を目的とした重液分離による放射性微粒子回収法の高度化」の平成30年度から令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和2年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。本研究では、福島第一原子力発電所の事故により生じた汚染土壌の減容化を目指すための新規手法を開発した。放射能の原因の一部となっている放射性セシウム含有粒子を汚染土壌から分離・回収するため、比重に着目した分離法について検討を行った。前年度までに最適化した重液分離法を、福島県内で採取したさまざまな土壌を対象に適用した。密度2.4g cm
の重液を用いて2つの画分に分離した結果、6地点の土壌について当初目標である放射能濃度50%及び重量50%減を達成した。さらに2地点の土壌については、63
mの篩を用いてサイズ分離することで上記目標を達成した。また、重液分離後の廃液には放射性セシウムが含まれる。この廃液を再利用するために、陽イオン交換樹脂を用いた再生法について検討した。カラム法における最適条件について検討し、60mL min
の条件で廃液を通水することで、樹脂量の約5倍量の廃液を回収率99%以上の収率で処理することができた。
廃炉環境国際共同研究センター; 筑波大学*
JAEA-Review 2020-037, 53 Pages, 2020/12
JAEA-Review-2020-037.pdf:3.46MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「汚染土壌の減容を目的とした重液分離による放射性微粒子回収法の高度化」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究の目的は汚染土に含まれる放射性セシウムを高濃度に含む粒子を選択的に分離するための手法を開発することである。令和元年度は、粒径が重液分離の選択性に与える影響を明らかにすること、そして重液分離のランニングコストを低減するための廃液の処理法について検討を行った。この結果、63m以上の粒子について顕著な分離の効果がある結果が得られ、比重2.0以下の比重画分(15wt%)に6割の放射能が集約された。
廃炉国際共同研究センター; 筑波大学*
JAEA-Review 2019-023, 33 Pages, 2020/01
JAEA-Review-2019-023.pdf:1.97MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「汚染土壌の減容を目的とした重液分離による放射性微粒子回収法の高度化」について取りまとめたものである。福島第一原子力発電所の事故では、放射性微粒子や粘土鉱物の存在により、放射性セシウムは表層土壌において不均一に存在することが分かっている。このため、これらの粒子を選択的に取り除くことで汚染土壌の減容に繋がると考えられる。本研究は、放射性微粒子を選択的に土壌から取り除く手法の検討や、土壌の減容を目的とした、粒子の比重の違いを利用した分離法(重液分離法)の実用化の可能性について探る。
小野 正雄; Huang, X.*; 木下 貴博*; 上野 秀人*; 長壁 豊隆; 真下 茂
Defect and Diffusion Forum, 237-240(2), p.1101 - 1104, 2005/00
超強重力場下では、凝縮物質中でさえ原子の沈降が生じる。筆者らはこれまでに幾つかの固溶系合金にて置換型溶質原子の沈降を実現している。それでは、他の合金系ではどうなのか?そこで、本研究では、Bi-Pb系金属間化合物(Bi
Pb
)について、実験時間の条件を変えながら超重力場実験を行った。(実験条件:最大加速度1.0
10
gレベル,温度:130-150
C,実験時間:30-150h,状態:固体)。実験後の試料には組成変化が見られた。また、出発状態ではBiPbであったが、実験後には重力が弱い側にBi相が出現していることがわかった。これらの結果は金属間化合物中でも原子の沈降が起こり、組成変化と構造の変化が起きたことを表している。
関 紘介*; 辻 義之*; 近藤 昌也; 久木田 豊*
日本機械学会2001年度年次大会講演論文集, p.9 - 10, 2001/00
重力波の上に重畳したリップルの挙動をウェーブレットを用いた時間周波数解析によって評価した。界面波の形状は固定された屈折式レーザー液面計によって測定した。リップルは重力波の山から見て進行方向の側に生じるため、時間周波数解析を用いて、リップルのある側とない側のパワースペクトルを求めた。そして、その結果をより重力波とリップルのエネルギーを求め、重力波とリップルがほぼ同期してエネルギーの増減を繰り返しつつ伝播していることを明らかにした。また、重力波の先端付近の形状を時間周波数解析し、リップルの形状が重力波の先端付近の形状(尖度)と密接な関係にあることを明らかにした。
与能本 泰介; 安濃田 良成
IAEA-TECDOC-1149, p.233 - 246, 2000/05
原研では、受動安全系に関する研究をROSA/LSTF装置を用いた進めている。これまで、おもに、蒸気発生器(SG)二次側自動減圧系(SADS)と重力注入系(GDIS)を組み合わせて使用する安全系の特性を検討している。この安全系では、SG二次側を除熱源とし自動循環冷却することにより一次系を減圧し、GDISにより長期炉心冠水を維持する。実験結果は、SADSのみで一次系圧力をGDIS作動圧力0.2MPaまで減圧でき、その後、安定した長期冷却が達成できることを示した。この間SG伝熱管群において非一様流動が見られたが、この効果はSG伝熱面積を実効的に減少させるものであるため、これを考慮しないRELAP5解析では、減圧速度を過大評価するとともに安定な低圧自然循環を再現できなかった。そこで、非一様効果の原因を検討し、自然循環挙動予測のための簡易計算手法を提案するとともに、その有効性を確認した。
阿部 豊*; 川路 正裕*; 渡辺 正
Proceedings of 2nd Japanese-European Two-Phase Flow Group Meeting (CD-ROM), 6 Pages, 2000/00
微小重力環境における混相流制御方法のひとつとして超音波の利用について検討した。まず、超音波振動子を用いて液体中に音響定在波を形成し、圧力波の節と腹の間に気泡が保持されることを実験的に示した。また、気泡の半径及び並進方向の運動方程式を連立して数値計算することにより、実験結果を説明した。次に二つの振動子を用いて定在波の位相を変化させ、気泡の位置を制御できることを実験及び数値計算により確認した。さらに、NASAの航空機を用いて同様の実験を行い、微少重力環境において超音波による気泡制御が有効であり、通常重力における場合よりも大型の気泡の制御が可能であることを示した。
大貫 晃
第1回オーガナイズド混相流フォーラム講演論文集, p.73 - 82, 1997/00
21世紀に予想される発展途上国での電力需要の急上昇及び各国での労働力不足に対処するため、国内外で受動的安全設備を取り入れた次世代軽水炉の設計研究が進められている。この研究を進める上で重要な課題の一つに熱流動解析の精度向上がある。本報では、原研原子力コード委員会原子炉熱流動解析コード高度化専門部会での調査結果をもとに受動的安全設備を有する次世代軽水炉の熱流動解析の現状と課題をまとめた。大きな課題として、不凝縮性ガスのトレース及び信頼性の高い多次元解析ツールの開発が指摘された。
小林 泰彦; 菊地 正博; 長岡 俊治*; 渡辺 宏
Biol. Sci. Space, 10(2), p.97 - 101, 1996/00
放射線による損傷の回復に対する微小重力の影響を調べるために、極めて高い放射線抵抗性を有する細菌Deinococcus radioduransを用いて、宇宙線の影響が無視できる条件下で、予め地上で放射線照射した細胞の生存率に対する微小重力の影響を調べた。地上で
Co-
線照射した乾燥細胞をスペースシャトルに搭載し、軌道上で液体培地と混合して放射線障害からの回復反応を開始させた。帰還後に地上対照実験試料と生存率を比較したところ、生存曲線の指数関数部分の傾きには差は無かったが、肩の大きさはフライト試料の方が地上対照試料よりも大きく、その結果フライト試料では地上対照試料よりも1桁以上有意に生存率が上昇した。この実験は、第2次国際微小重力実験室(IML-2)の一部として行われた。
与能本 泰介; 斎藤 誠之*; 黒田 猛*; 安濃田 良成; 久木田 豊; 大木 友三郎; 伊藤 秀雄; 大崎 秀機; 大和田 孝雄; 錦沢 友俊; et al.
JAERI-M 94-069, 145 Pages, 1994/03
本報は、1992年9月17日にROSA-IV LSTF装置を用いた行った重力駆動安全注入実験のデータをまとめたものである。この実験は加圧水型原子炉(PWR)小破断冷却材喪失事故時における重力駆動安全注入系の熱水力挙動を検討するために行なわれたものである。実験で使用した注入系は炉容器の上部に置かれたタンクと一次系に対する注入及び均圧のための配管系で構成されており、初期状態では加圧器と同圧の常温水をタンク内に保有している。実験では破断の開始と同時に注水及び均圧配管の弁を開放した。この直後にタンクとこれらの配管において自然循環が生じ、コールドレグからの高温水の流入によりタンク内に温度成層が形成された。この温度成層のため、タンク水位が低下する時、安全注入に悪影響を与える蒸気と常温水の直接接触による凝縮減圧は発生しなかった。
清水 克祐*; 渋井 正直*; 小泉 興一; 金森 直和*; 西尾 敏; 佐々木 崇*; 多田 栄介
JAERI-M 92-135, 139 Pages, 1992/09
均一抵抗型真空容器(薄肉二重壁構造)にコイル系に対する遮蔽機能を備えた遮蔽一体均一抵抗型真空容器の構造検討を行ない、真空容器一般部、現地接続部、炉内コイル取付部の構造を明らかにするとともに今後の課題を摘出した。真空容器一般部の実寸大部分モデルの試作並びに溶接継手部及び部分モデルによる機械試験を行ない、製作性(溶接施工法、手順)並びに溶接継手部の強度データ及び挙動に関する基礎データを取得することができた。
安濃田 良成; 渡辺 正; 久木田 豊
Proc. of the Int. Conf. on Multiphase Flows 91-TSUKUBA,Vol. 1, p.397 - 400, 1991/00
最近の宇宙環境利用計画に関連して、微小重力下における気液二相流の制御技術が一つの重要な技術となると予想される。二相流挙動は重力にきわめて強く依存した現象であるため、気液の分離や気体の補集などを微小重力環境で行う場合には特別な技術を必要とするためである。本研究は、微小重力下における二相流の制御方法として、超音波の利用を考え、その基礎技術を確立することを目的として行った。1次元の定在超音波場における気泡の運動を実験的、解析的に調べ、放射を効果と付加質量効果について考察した。一方、2次元の定在超音波場において水中の気泡を静止、水平移動など自在に制御可能であることを実証した。
傍島 真; 岩村 公道; 阿部 豊; 大貫 晃; 数土 幸夫; 刑部 真弘; 安達 公道
JAERI-M 84-223, 194 Pages, 1984/12
加圧水型炉における冷却材喪失事故のブローダウン終期からリフィル、再冠水過程について調べる目的で大型再冠水試験計画が日・米・西独の協力のもとに実施されている。平板炉心試験は円筒炉心試験と共に大型再冠水試験計画の一翼をなし、炉心の2次元熱流体挙動と再冠水現象における炉心と上部プレナムとの流体の相互作用を研究の主目的としている。下部プレナム注入の重力冠水試験では、まず強制冠水試験には含まれていないダウンカマの影響を調べた。ダウンカマへの蓄水が炉心部の蓄水を上回るにつれ炉心入口流量が増え、強制冠水より炉心下部の冷却が多少よくなるというわずかな相異はあったが、全体的な冷却挙動は類似していた。次に蓄圧系注入なしの低速冠水の特性とブロッケージ部の冷却への影響を調べた試験では、全体的に冷却が悪く、ブロッケージ上部のクエンチ遅れが観測された。FLECHT-SEASET試験との特性比較の試験では、総観的に類似性が見られたものの、平板炉心の温度分布等には2次元性が存在し、また前面ブロッケージのクエンチ特性とは異る特性を示した。
中西 博*; 荒川 和夫; 早川 直宏; 町 末男; 八木 徹也*
日本原子力学会誌, 25(3), p.217 - 224, 1983/00
被引用回数：1 パーセンタイル：22.52(Nuclear Science & Technology)石油系、エステル系およびフッ素系潤滑油などの15種類の市販潤滑油(基油)について真空中、酸素吹き込み下および空気中静置の三条件で、
Co-線を110rad/hの線量率で最大1000Mradまで室温で照射した。同一条件下で照射した各基油の性状(粘度、全酸価、比重、引火点、色)の変化から耐放射線性を検討した。潤滑油の性状変化は照射条件に依存し、大部分の基油は酸素吹き込み下の照射条件で著しく劣化し、特に全酸価の増加が問題になる。空気中静置照射による劣化は真空中照射に近い挙動を示し、粘度変化が大きい。今回試験した15種類の潤滑油の中では石油系潤滑油および合成炭化水素油が比較的耐放射線性に優れ、エステル系およびフッ素系潤滑油は低線量で著しい劣化を示す。
松井 浩; 大畑 勉; 吉田 芳和
JAERI-M 6004, 27 Pages, 1975/02
サンプリング用配管内のエアロゾル沈着率を容易に計算できるようにするため、これまでに成立することが明らかになった沈着の式によって、沈着率計算図を作成した。図は、水平直線管における単分散エアロゾルの沈着率を、粒径、管長、流速の種々の値に対して示し、密度、管径については、本図からの換算方法を示した。また、多分散エアロゾルおよび垂直直線管、曲管などの扱い方にも簡単に言及した。
松井 浩; 吉田 芳和; 村田 幹生; 大畑 勉
Journal of Nuclear Science and Technology, 11(7), p.300 - 307, 1974/07
被引用回数：5サンプリング配管におけるエアロゾル粒子の沈着は、濃度評価に誤差を生じさせることになる。水平管の場合、層流域での沈着率は、重力沈降および拡散による沈着の式によって評価できる。乱流域については、二つの方法が提示されている。一つは吉岡らの沈着速度の式を用いる方法であり、他の一つは著者らの外挿法(層流域での沈着式を乱流域へ外挿したものと乱流域での沈着式との和)である。本報では、上記二つの方法の妥当性を実験により検討した。とくに、重力沈降の乱流域での沈着に与える影響、および乱流域での沈着率に対する管璧の粗さの効果について述べる。
本多 亮*; 大久保 慎人*; 田中 俊行*; 柳澤 孝一
no journal, ,
The absolute gravity measurement by FG-5 has been operated in and around the Tono Research Institute of Earthquake Science (TRIES) since 2003. During this period, two types of ground water level change was observed. One is the water level decrease more than 70 m in 12 years, which along the drilling of the 500 m deep shafts of the Mizunami Underground Research Laboratory (MIU). The interspaces of these stations are 1 to 2 km. The coseismic gravity decrease in these stations were about 10 micro gals which suggest that the mass moved away from these three stations equivalently. Based on former researches of geology and hydraulic geology, which clarified the permeable and impermeable layers well, we reached the model as follows for the coseismic case.
