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飛田 実*; 後藤 勝則*; 大森 剛*; 大曽根 理*; 原賀 智子; 青野 竜士; 今田 未来; 土田 大貴; 水飼 秋菜; 石森 健一郎
JAEA-Data/Code 2023-011, 32 Pages, 2023/11
JAEA-Data-Code-2023-011.pdf:0.93MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的にトレンチとピットに分けて浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物よりコンクリートを試料として採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和3年度から令和4年度に取得した23核種(
H、
C、
Cl、
Ca、
Co、
Ni、
Sr、
Nb、
Ag、
Cs、
Ba、
Eu、
Eu、
Ho、
U、
U、
U、Pu、
Pu、
Pu、
Am、
Am、
Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。
青野 竜士; 水飼 秋菜; 土田 大貴; 今田 未来; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2023-002, 81 Pages, 2023/05
JAEA-Data-Code-2023-002.pdf:3.0MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的にトレンチとピットに分けて浅地中処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内に保管されているJRR-2、JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和2年度に取得した20核種(H、C、Cl、Co、Ni、Sr、Nb、
Tc、Ag、
I、Cs、Eu、Eu、U、U、Pu、Pu、Pu、Am、Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。
飛田 実*; 今田 未来; 大森 剛*; 生天目 勉*; 鬼澤 崇*; 黒澤 勝昭*; 原賀 智子; 青野 竜士; 水飼 秋菜; 土田 大貴; et al.
JAEA-Data/Code 2022-007, 40 Pages, 2022/11
JAEA-Data-Code-2022-007.pdf:1.99MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物よりコンクリート、焼却灰、セラミックフィルタ及び耐火レンガを試料として採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和2年度から令和3年度に取得した24核種(H、C、Cl、Ca、Co、Ni、Sr、Nb、Tc、Ag、I、Cs、Ba、Eu、Eu、Ho、U、U、Pu、Pu、Pu、Am、Am、Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。
土田 大貴; 水飼 秋菜; 青野 竜士; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2022-004, 87 Pages, 2022/07
JAEA-Data-Code-2022-004.pdf:6.73MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内に保管されているJPDR、JRR-3及びJRR-4から発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和元年度に取得した20核種(H、C、Cl、Co、Ni、Sr、Nb、Tc、
Ag、I、Cs、Eu、Eu、U、U、Pu、
Pu、Am、Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。
河内山 真美; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2022-009, 56 Pages, 2022/06
JAEA-Technology-2022-009.pdf:4.15MB
試験研究炉の解体によって発生する低レベル廃棄物を埋設処分するためには、廃棄物に含まれる放射能インベントリを評価することが必要であり、各研究炉の所有者が共通の放射能評価手法を使用することが、埋設処分の事業許可申請に対応する上で効率的である。本報では、解体で発生する放射化廃棄物の埋設処分に共通的に利用できる放射能評価手法を検討することを目的として、立教大学研究用原子炉について中性子輸送計算及び放射化計算を実施した。中性子輸送計算はJENDL-4.0を基に作成した断面積ライブラリを使用し、Sn法のDORTコード及びモンテカルロ法のMCNPコードを用いて実施した。放射化計算は、JENDL/AD-2017と中性子輸送計算で求めたスペクトルを基に作成した3群断面積ライブラリを使用し、SCALE6.0に含まれるORIGEN-Sにより実施した。DORTコード及びMCNPコード並びにORIGEN-Sコードを用いた放射化計算の結果と放射化学分析による放射能濃度を比較したところ、概ね0.4倍
3倍程度であることを確認した。測定値と計算値の差を適切に考慮することにより、DORT及びMCNP並びにORIGEN-Sによる放射化放射能の評価方法が埋設処分のための放射能評価に適用できることがわかった。また、解体で発生する廃棄物をその放射能レベルに応じてクリアランス又は埋設処分方法で区分するため、コンクリート領域及び黒鉛サーマルカラム領域の2次元放射能濃度分布の作成も行った。
飛田 実*; 原賀 智子; 遠藤 翼*; 大森 弘幸*; 水飼 秋菜; 青野 竜士; 上野 隆; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2021-013, 30 Pages, 2021/12
JAEA-Data-Code-2021-013.pdf:1.47MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJPDRから発生した放射性廃棄物よりコンクリート試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成30年度から令和元年度に取得した21核種(H, C, Cl, Ca, Co, Ni, Sr, Nb, Ag, Cs, Eu, Eu, Ho, U, U, Pu, Pu, Pu, Am, Am, Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。
河内山 真美; 岡田 翔太; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2021-010, 61 Pages, 2021/07
JAEA-Technology-2021-010.pdf:3.56MBJAEA-Technology-2021-010(errata).pdf:0.75MB
原子炉施設の解体廃棄物の浅地中処分にあたっては、廃棄物中の放射能インベントリを評価することが必要である。本報では、JPDRの解体で発生した生体遮蔽コンクリートのうち炉心に近い部分について、浅地中処分のための放射能評価手法を検討するとともに、埋設処分の際の処分区分を判断するために、計算による放射能評価を行った。本計算では、中性子/光子輸送計算コードDORTと核種生成消滅計算コードORIGEN-Sを用いて放射化放射能計算を行い、対象コンクリートの放射能濃度を評価した。DORT計算ではJENDL-4.0から作成されたMATXSLIB-J40ファイルから断面積ライブラリを作成し、ORIEGN-Sでは、SCALE6.0付属の断面積ライブラリを用いた。評価した放射能濃度を過去の報告書における測定値と比較したところ、半径方向においては数倍程度高い場所があったものの全体的に傾向が一致しており、垂直方向においては大変よく一致することが確認できた。また、対象コンクリート廃棄物の平均放射能濃度Di(Bq/t)と浅地中処分で評価対象とされている140核種に対する基準線量相当濃度の試算値Ci(Bq/t)を比較評価した結果、対象コンクリート廃棄物は全体の約2%を除けばトレンチ処分が可能であると見通しが得られた。さらに、核種毎の相対重要度(Di/Ci)から、トレンチ処分における重要核種を予備的に選定した結果、H-3, C-14, Cl-36, Ca-41, Co-60, Sr-90, Eu-152, Cs-137の8核種を重要核種として選定した。
土田 大貴; 原賀 智子; 飛田 実*; 大森 弘幸*; 大森 剛*; 村上 秀昭*; 水飼 秋菜; 青野 竜士; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2020-022, 34 Pages, 2021/03
JAEA-Data-Code-2020-022.pdf:1.74MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJRR-3及びJPDRから発生した放射性廃棄物よりコンクリート試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和元年度に取得した22核種(H, C, Cl, Ca, Co, Ni, Sr, Nb, Ag, Ba, Cs, Eu, Eu, Ho, U, U, Pu, Pu, Am, Am, Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。
青野 竜士; 水飼 秋菜; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2020-006, 70 Pages, 2020/08
JAEA-Data-Code-2020-006.pdf:2.59MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のため、原子力科学研究所内に保管されているJPDR及びJRR-4から発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成30年度に取得した19核種(H, C, Cl, Co, Ni, Sr, Nb, Tc, Ag, I, Cs, Eu, Eu, U, U, Pu, Pu, Am, Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。
角田 淳弥; 沢 和弘; 土江 保男*; 浦上 正雄*; 國富 一彦
JAERI-Tech 2002-104, 23 Pages, 2003/02
JAERI-Tech-2002-104.pdf:1.15MB
本報告は、平成12年度の日本原子力研究所(原研)と日本原子力発電株式会社(原電)との共同研究で行った「モジュール型高温ガス炉に関する研究(その3)」のうち、将来型ブロック型炉における黒鉛ブロックの処分方法の検討結果を示すものである。具体的には、燃料体黒鉛ブロック及び反射体黒鉛の放射化量を評価し、低レベル放射性廃棄物としての埋設処理の可能性を検討した。その結果、固形化した廃棄物の埋設上限濃度を超える核種はC-14のみであり、その量を正確に評価するためには黒鉛中に含まれる空気の量を評価することが重要であるとの知見を得た。また、使用済燃料を燃料体の形で貯蔵を行う場合、取出し後2年を経過すれば自然空冷でも燃料を十分冷却できることがわかった。
奥野 浩; 秋山 秀夫*; 望月 弘樹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(1), p.57 - 60, 2003/01
被引用回数：1 パーセンタイル：10.88(Nuclear Science & Technology)国際原子力機関(IAEA)の現行の放射性物質安全輸送規則を厳密に適用すると、低レベル廃棄物(LLW)ドラムが核分裂性物質として輸送することが要求される。この問題は、LLWドラム中のコンクリートの水分が重水素(D)を含み、その量が核分裂性物質質量の0.1%を超え、従ってLLW運搬物が核分裂性物質を含む輸送物に関する除外規定要求を満たさないことの帰結である。軽水素(
H)とDの中性子吸収断面積の相違に関する検討から、水素減速体系において天然水中のDの存在による中性子増倍率の相対的な増加が0.015%以下であることを示す。U/H質量比5%のU金属と水の混合物において、無限中性子増倍率がD/H原子個数比に比例して増加し、D/H原子個数比0.015%に対して無限中性子増倍率の相対的な増加割合が0.03%未満であることを数値計算により確認する。除外規定にある核分裂性核種と水素の制限質量比5%が、天然水にDを含む水素減速体系にも適用可能であることを結論付ける。
ray detection systems大石 哲也; 堤 正博; 杉田 武志*; 吉田 真
Proceedings of 1st Asian and Oceanic Congress for Radiation Protection (AOCRP-1) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/10
複雑な形状の放射性線源に対する線検出システムを設計するために、EGS4ユーザーコードを開発した。このコードは、EGS4に対して電子輸送に関する改良を加えるとともに組み込み体系(CG)の利用を可能としたPRESTA-CGをベースとしている。コードには新たな機能を組み込んでおり、粒子輸送に関する部分と線源の定義に関する部分との二つに大別される。コードの有効性を示すために、低レベル放射性廃棄物のモニタリング用に用いられる検出器に対してコードを適用した。その結果、アンチコンプトンスペクトロメータのレスポンスやコンクリート建家における放射線バックグラウンドが適切に評価されることがわかった。
中村 寿; 平林 孝圀; 秋本 純*; 高橋 賢次*; 進藤 秀明*; 櫻井 大八郎*; Almansour, A.*; 岡根 利光*; 梅田 高照*
Int. J.Cast Metals Res., 11(5), p.339 - 343, 1999/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Metallurgy & Metallurgical Engineering)原子炉の解体により発生する低レベル放射性廃棄物の再利用を目的に、放射性の金属を再利用して廃棄物収納容器の鋳造を行うことを想定した新しい鋳造方法の開発を行った。この方法の特徴は、鋼板製の型枠に金属の溶湯を流し込み、繰り返し使用ができる鉄球により除熱を行うことで容器を鋳造することにある。鋳造試験はおもに容器の一部を模擬した部分試験体や小型試験体等を用いて行った。また、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や型枠の熱変形量を求めるため、湯流れ・凝固解析プログラムJS-CASTにより凝固解析を、非線形汎用構造解析プログラムMARCにより変形解析を行った。本論文は、この鉄球複合鋳造法による廃棄物収納容器の鋳造試験を対象に、鉄球複合鋳造法の概念、鋳造試験の結果及び凝固解析や変形解析から得られた知見について述べたものである。
E.J.Claude*; 中村 寿; D.M.Chapin*; J.W.Simons*; H.Seneviratne*
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
原子力施設の解体により発生する廃棄物の再利用に当たっては、廃棄物の発生量とその放射能レベルをできるだけ正確に把握する必要がある。本論文は、原子力発電施設の解体から発生する廃棄物の推定発生量及び2、3の実績値について、米国の公開文献等を調査した結果をまとめたものである。廃棄物量の評価は、大型のPWR及びBWR施設を対象に、完全に施設を撤去する場合について行い、使用済み燃料及び二次廃棄物の発生量は考慮しなかった。廃棄物はコンクリート、炭素鋼と合金鋼、ステンレス鋼とニッケル合金、及び銅に分類し、各々の分類ごとに汚染物量を評価した。本評価結果によれば、廃棄物の総量に比較して放射化物及び汚染物の発生量は少ない。平均で、1%以下のコンクリート及び13%以下の金属が汚染している可能性がある。
関根 敬一; 村岡 進; 馬場 恒孝
JAERI-Review 97-007, 61 Pages, 1997/03
JAERI-Review-97-007.pdf:2.18MB
人工バリア研究室、天然バリア研究室及び地質環境研究室において、平成7年度に実施した放射性廃棄物処理処分の安全性に関する研究成果をまとめた。その内容は次の通りである。1)廃棄物固化体及び人工バリア材の研究開発では、各種固化体の性能評価試験を継続した。2)浅地中埋設に関する安全評価研究では、土壌中の核種移行試験を継続した。3)地層処分の安全性評価研究では、核種の水中での化学的挙動、地層中での核種移行、地下水流動に関する研究、並びに、ナチュラルアナログ研究を継続した。
関根 敬一; 村岡 進; 馬場 恒孝
JAERI-Review 96-005, 97 Pages, 1996/03
JAERI-Review-96-005.pdf:2.88MB
人工バリア研究室、天然バリア研究室及び地質環境研究室において、平成5,6年度に実施した放射性廃棄物処理処分の安全性に関する研究成果をまとめた。その内容は次の通りである。1)廃棄物固化体及び人工バリア材の研究開発では、各種固化体、緩衝剤及びモルタルの性能評価試験を継続した。2)浅地中埋設に関する安全評価研究では、土壌中の核種移行試験を継続した。3)地層処分の安全性評価研究では、核種の水中での化学的挙動、地層中での核種移行、地下水流動に関する研究、並びにナチュラルアナログ研究を継続した。
大越 実; 吉森 道郎
Proc. of 3rd Japan-Russia Joint Symp. on Radiation Safety, 0, p.75 - 85, 1995/00
将来の商業用発電炉の解体を円滑に進めるためには、解体に伴って大量に発生する放射能レベルの極めて低い放射性廃棄物を安全かつ合理的に処分することが重要である。このめ、放射能レベルが極めて低いコンクリート廃棄物を埋設処分する際の安全確保の考え方等が、原子力安全委員会等において定められている。原研においては、上記の安全確保の考え方等に基づいて、放射能レベルが極めて低いコンクリート廃棄物を安全に浅地中処分することができることを実証するために、JPDRの解体に伴って発生する廃棄物を原研東海研の敷地内において浅地中処分することとしており、平成7年6月に許可を取得し、現在、施設の建設を行っているところである。本講演においては、原子力安全委員会が定めた安全確保の考え方等を紹介するとともに、本廃棄物埋設施設の概要、周辺環境への影響評価結果等について紹介する。
中村 寿; 金沢 勝雄; 佐藤 孝幸; 山手 一記; 藤木 和男
Proc., SPECTRUM 94,Nuclear and Hazardous Waste Management Int. Topical Meeting,Vol. 1, 0, p.206 - 210, 1994/00
金属廃棄物の合理的な処理・処分として再利用が考えられている。この再利用プロセスとして、溶融処理は必要かつ重要なプロセスである。このため、金属廃棄物に含まれる放射性核種の溶融・造塊時の挙動を把握することを目的に、JPDRの金属廃棄物及びRIによる模擬廃棄物を用いて溶融試験を行った。この結果、Mn-54、Co-60、Zn-65の大部分は鋼塊中に残留するが、Sr-85及びCs-135はスラグあるいは排ガス中へ移行することが分かった。これらの核種の分配割合は、各々の核種の酸化あるいは蒸発のし易さを考慮することで定性的に説明できる。溶融処理により得られた鋼塊中の放射能濃度はほぼ均一で、模擬廃棄物とJPDRの廃棄物の溶融結果とはCo-60に関してよい一致を示した。本報告は、金属廃棄物を溶融した場合の放射性核種の移行挙動に関し、基礎的な研究結果を述べたものである。
藤木 和男; 平林 孝圀; 金沢 勝雄; 安中 秀雄
Waste Management '91, Vol. 1, p.171 - 178, 1991/00
原子力施設の廃止に伴う大量の低レベル廃棄物の合理的な処理処分方法の一環として、できる限り再利用を図って最終処分量を低減することが今後重要な技術課題となろう。原研ではJPDR解体計画の一環として高効率の除染技術の開発を行い、再利用の観点から重要な解体機器の除染についても電解研磨法等により極めて高い除染係数を得ることができた。一方、より直接的な金属再利用の方法として近年、溶融処理が注目されている。しかし溶融時の放射性物質挙動等に関する基礎的なデータは、我が国では未だ整備されていないため、原研では放射性金属を用いた基礎的な溶融・造塊試験を進めている。これは金属の溶融・造塊時の放射性核種の移行や作業環境への放射線影響等のデータを収集するものである。本論文は再利用技術として互いに補完的な除染と溶融についての原研の取り組みと成果を述べたものである。
池沢 芳夫; 松井 浩
原子力工業, 32(9), p.70 - 74, 1986/09
原子炉解体における放射線管理の特殊性を簡単に述べ、それを考慮して、原研で進めてきた放射線管理技術の現状について紹介した。その技術開発項目は,高放射線量率測定装置、搬出物品自動汚染検査装置、コンクリート廃材等区分管理用測定装置、定型廃棄物容器表面汚染・線量率自動測定装置、極低レベル廃棄物の埋没処分による環境影響評価である。
