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小川 弘道; 田中 忠夫; 向井 雅之; 前田 敏克; 宗像 雅広; 松本 潤子; 馬場 恒孝; Li, S.*; Wang, Z.*; Li, Z.*; et al.
日本原子力学会和文論文誌, 2(3), p.332 - 335, 2003/09
原研と中国輻射防護研究院(CIRP;China Institute for Radiation Protection)との共同研究として実施したTRU核種に関する野外核種移行試験の概要とともに、本特集「TRU核種に関する野外核種移行試験」の構成と主要な成果を記述した。
明道 栄人; 岡根 章五; 宮島 和俊
JAERI-Tech 2001-025, 59 Pages, 2001/03
JAERI-Tech-2001-025.pdf:4.73MB
再処理特別研究棟(JRTF)では、Purex法により発生した廃液を施設内の大型槽LV-3,4,5,6に貯留し、平成8年度までにその処理を終了した。これらの大型槽の解体にあたっては、大型槽がTRU核種に汚染しており、配管が密集した状態であるため、作業者の被ばく低減、安全性及び効率を図る必要がある。そのためJRTFでは、切断,回収等の複数の機能を備えた遠隔解体装置を製作した。製作した遠隔解体装置を用いて、模擬槽を対象に配管及び槽本体の切断性,切断片の回収性等を検討評価するモックアップ試験を実施した。その結果、性能,遠隔操作性を確認するとともに、取得した作業効率等のデータから、大型槽の解体手順を評価することにより、本装置が解体実地試験に適用できる見通しを得た。本報では、モックアップ試験結果及び得られた知見,評価結果等について報告する。
明道 栄人; 岡根 章五; 宮島 和俊
デコミッショニング技報, (23), p.2 - 16, 2001/03
再処理特別研究棟(以下、「JRTF」という)では、JRR-3の使用済燃料をPUREX法により再処理した。この時発生した廃液の一部は、JRTFの廃液長期貯蔵施設に設置されている大型槽(LV-3,4,5,6)に貯留管理され、平成8年度までに処理が終了している。これらの槽類の解体にあたっては、セル内では高放射線下であることに加え、配管が複雑に密集した状態で接続されていることなどから、その特徴に適合した解体装置を開発し、作業者の内外部被ばくの低減、作業の安全性及び効率化を図る必要がある。このためJRTFでは、このような槽類の解体技術の確立を図る目的で切断、切断片の回収及び搬出等の複数の機能を備えた遠隔解体装置を製作するとともに、機能、安全性を確認するモックアップ試験を実施した。本報告では、製作した遠隔解体装置の概要とモックアップ試験により得られた試験データなどについて報告する。
小川 弘道; 長尾 誠也; 山口 徹治; 向井 雅之; 宗像 雅広; 坂本 義昭; 中山 真一; 武田 聖司; 木村 英雄; 熊田 政弘; et al.
JAERI-Research 2000-052, 101 Pages, 2001/01
JAERI-Research-2000-052.pdf:8.27MB
カナダ原子力公社はURLと名付けられた地下研究施設を運営する世界でも有数の原子力研究機関である。日本原子力研究所は、我が国の高レベル放射性廃棄物地層処分の安全評価手法確立に寄与するために平成6年3月から平成10年9月までの期間にわたり、上記の施設での研究を中心にカナダ原子力公社と協力研究を実施した。本協力研究協定では、(1)URLにおける原位置条件下での亀裂媒体における核種移行実験、(2)URL及び浅地中の地下水を対象にした地下水中の溶存有機物の影響評価研究、(3)環境同位体による広域な地下水流動の研究、(4)地下水の流れ及び核種移行のモデル化に関する研究も平行して進めた。本報告書は、4年半にわたる協力研究協定の成果概要をとりまとめたものである。
not registered
JNC TN1400 99-016, 171 Pages, 1999/08
機構は、大学及び研究機関(以下「大学等」という。)との研究協力の推進を図るため、平成7年度から先行基礎工学研究協力制度を発足させた。同制度は、平成10年度で4年目を迎え、研究協力テーマが増加し、順調に推移している。同制度は、機構の施設及び設備を主に利用し、機構が取り組むプロジェクト研究に先行した基礎・基盤的研究を大学等との研究協力により推進することを目的とする。同制度は、機構が設定した研究協力テーマに対して、大学等からの研究協力課題及び研究協力者の応募をもとに、研究協力課題及び研究協力者を選考し、大学等との共同研究の実施、客員研究員あるいは研究生の受け入れ、もしくはこれらの組み合わせにより研究協力を実施している。本報告書は、平成10年度に実施した高速増殖炉関係及び環境技術関係の先行基礎工学分野に関する34件の研究協力課題の実施結果についてその概要をまとめたものである。なお、34件の研究協力課題のうち、高速増殖炉関係の9件及び環境技術関係の3件の合計12件については、平成10年度で終了した。
福田 卓*; 長崎 晋也*; 颯田 秀雄*; 田中 知*; 鈴木 篤之*; 田中 忠夫; 村岡 進
Radiochimica Acta, 82, p.239 - 242, 1998/00
酸化還元に敏感なTRU核種の地層構造物質への吸着脱離挙動を調べるため、鉱物の主要な構成成分であるMnO
,FeOOH及びAlO
を対象として、酸化還元に敏感なTRU核種模擬元素:Ce(III)及び安定な元素:Nd(III),Eu(III)のバッチ法による吸着実験及び脱離実験をpH条件を変化させて実施した。吸着実験において、MnOに対するCeの吸着率は、Ce-FeOOH系、Ce-AlO系、Nd-MnO系及びEu-MnO系に比較して大きく、Ce(III)からMn(IV)への電子移動を伴うCeの酸化物反応が関与している可能性を示した。脱離実験の結果、一部のCeはMnO粒子と結合した形態で脱離する過程を含むことを見いだした。これらの結果をもとに、MnO界面におけるCeの吸着メカニズムと酸化還元のメカニズムについて検討した。
三森 武男; 根本 浩一; 打越 忠昭; 宮島 和俊; 伊東 章*
IMechE Conf. Trans., Int. Conf. on Nuclear Decommissioning, 0, p.229 - 235, 1995/00
現在、日本においては、核燃料施設の構成機器等の撤去・更新は行われているものの、施設全体の解体については実施されていない。しかしながら、近い将来、核燃料施設の解体は必須の課題であり、これらの技術開発を早急に実施する必要があるため、解体実地試験を実施しているJPDRに引き続くプロジェクトとして、1990年より再処理特研を利用して核燃料施設の解体技術開発を行うこととしている。再処理特研のデコミッショニングにあたっては、まず、保管管理されている廃液の処理を行うとともに、核燃料施設の特徴を考慮した解体技術開発を行ったのち、施設全体の解体を実施する計画である。本報告では、上記再処理特研の解体計画の概要について報告するものである。
三原 守弘; 吉川 英樹; 油井 三和
PNC TN8410 94-241, 53 Pages, 1994/07
平成3年7月に原子力委員会は、「TRU核種を含む放射性廃棄物の処理処分について」を公表し、その中でTRU廃棄物の処分を1990年代後半までに見通しが得られるよう検討を行う必要があることを述べている。以上の状況を踏まえ、本報告書では、TRU廃棄物の特性を考慮し、暫定的に設定した処分システムにて予備的な性能評価試算を行い、今後の研究課題の摘出及びそれらの優先順位付けを行った。主な結果は、以下のとおりである。(1)C-14やI-129等の地下水に対して可溶性かつ非吸着性の核種が人工バリアからの放出率を支配する重要な核種となるため、これらの核種の遅延機構の研究を行う必要がある。(2)硝酸塩及び有機物の存在により核種の溶解度が上がることが示唆された。よって硝酸塩及び有機物の存在下における信頼性の高い熱力学データの取得、拡散係数及び分配係数の取得を行う必要がある。(3)可溶性核種の人工バリアからの放出率については、固化体中のインベントリに依存するためインベントリを把握する必要がある。また、本試算ではデータ不足等により考慮しなかったが重要と考えられる研究としては人工バリア材の長期安定性、ガスの発生・移行、微生物影響調査研究等が挙げられる。今後、これらの研究を進めながら処分システムの構築を行う必要がある。
加川 昭夫; 須黒 寿康; 福本 雅弘; 宮本 陽一; 中西 芳雄
PNC TN8410 94-078, 57 Pages, 1994/07
有機系TRU廃棄体(マトリックスが有機物であるもの及び廃棄物中に有機物を含むもの)は地下深部へ処分した際、廃棄体から地下水中へ溶解した有機成分(以下、可溶性成分)とTRU元素等の長寿命核種が安定な錯体を形成して、TRU核種の溶解度を上げたり、核種移行速度が速まるおそれがある。このため、今回、東海事業所から発生する有期系TRU廃棄物の内、貯蔵量が多く今後も増加が考えられるアスファルト固化体を評価対象として、アスファルト中の可溶性成分の回収試験及びアスファルト中の可溶性成分の浸出試験及び金属イオン(ニッケル、ジルコニウム)との錯体生成試験を行った。可溶性成分のメタノール・クロロホルム混合溶媒による抽出を行った結果、溶出量はアスファルト40gに対して約1mg(35ppm)と微量であった。一方、水酸化ナトリウムによる抽出を行った結果、抽出物のFT-IRから有機金属錯体形成を生じる可能性のある有機配位子としてカルボン酸の吸収スペクトルを得た。また、FABによりこのカルボン酸の分子量を測定した結果、分子量は100
900までのカルボキシル変性物であることがわかった。アスファルト+金属イオン(ニッケル、ジルコニウム)+イオン交換・蒸留水による363Kの浸出試験では浸出液中の全有機炭素量を測定した結果、アスファルトに対して約300400ミューgC/gと微量であった。さらに、浸出液中の有機金属錯体の確認として、金属錯体の代表的な抽出溶媒であるMIBK(メチルイソブチルケトン)の浸出試験で得られた浸出液を抽出したが、有機金属錯体は抽出されなかった。以上より、今回の評価試験の限りにおいては、アスファルトの可溶性成分量は少なく、処分の性能評価に影響する錯体生成も認められなかった。
妹尾 宗明
Isotope News, 0(7), p.14 - 15, 1994/00
原研ではカナダAECLとの協力研究により、カナダマニトバ州に開設されている地下研究施設においてTRU核種の移行研究を行ってきた。実験は同施設の地下240mレベルに設けられた専用の実験室内の雰囲気制御されたチャンバー内で行われ、付近の亀裂帯から採取した挟在物及び地下水を用いて行われた。試験の結果、地下実験と並行して行われたバッチ実験の結果と比較して、非常に大きな遅延が見られた。大きな遅延を示した主な原因は、黒雲母等の含鉄鉱物による吸着と考えられ、今後の研究として、原子価が酸化還元条件の影響を受け易い元素については還元反応と吸着反応との関連を明らかにするための研究及び中性領域での希薄培液での化学形に関する研究が重要である。
石山 祐二*; 山路 順一*; 水嶋 豊史*; 三森 武男; 宮島 和俊
Technology and Programs for Radioactive Waste Management and Environmental Restoration,Vol. 2, p.917 - 921, 1993/00
原研再処理特別研究棟では、湿式再処理試験において発生したTRU核種を含むプロセス廃液を凝集沈殿処理した際に生成した、流動性を有するTRUスラッジを保管管理可能な安定固化体にするためのTRUスラッジ固化装置を設置した。処理方法は、マイクロ波加熱によるインキャンメルト方式で、レトルト内でTRUスラッジにガラス形成剤を添加し蒸発・乾固する工程を繰返し行い積層状態とし、最終工程で完全に溶融し、均質な固化体とするものである。本装置は、TRUスラッジを5l/hで蒸発処理する能力を有している。また、本装置主要部はグローブボックス内に収納されているため、固化体組成としては、安全の観点等より、低融点でかつ一定の強度を有するホウ酸亜鉛系ガラス組成を選定した。本報告では、ガラス固化装置の特徴及び模擬廃液によるコールド試験結果について報告する。
環境技術課*
PNC TN9080 93-002, 26 Pages, 1992/12
大洗工学センター(以下「センター」という)の今後の業務展開の中で放射性廃棄物の管理を見通した場合、(1)「常陽」MK-III計画の遂行等による新型動力炉開発、(2)「もんじゅ」燃料等の照射後試験(PIE)を通し高性能燃料・材料の開発、(3)そのため燃材施設等ホット設備更新及び(4)原子炉施設及び核燃料施設の老朽化対応等、従来の「センター」の廃棄物処理計画になかった廃棄物が発生する。これらの廃棄物発生予測に対し、中央廃棄物処理場(以下「中廃」という)の有効利用を図りつつ将来の貯蔵量増大等に対応するためには、基本的には「センター」内で減容処理等の適切な前処理が不可欠である。これらの課題に対応するため、今回「センター」における放射性廃棄物管理の現状と今後の方策についてとりまとめた。
岸本 洋一郎; 上村 勝一郎; 檜山 敏明
PNC TN8420 93-003, 35 Pages, 1992/12
本ワーキンググループは、平成4年9月17日に検討を開始し、平成4年12月3日までの約3ヶ月間に亘り、TRU核種をリサイクルするため、新しいいくつかの核燃料サイクルプロセス概念とそのための施設、再処理を始めとする各プロセスから発生する廃棄物の量とその処理及びTRU燃料の形態、仕様、規格、核不拡散性の評価等について検討を行った。本報告書は、ワーキンググループでの議論と検討結果についてまとめたものである。検討を通して、TRUリサイクルに必要な、再処理、燃料製造、炉心特性、廃棄物等技術的側面と核不拡散性等政策的な側面からその特質のいくつかは明らかにしたが、多くの今後開発すべき課題を有しており、これらの整合性を図った、或いは最適なリサイクルシステムはどうあるべきか、今後より総合的な検討、議論を進める必要があると考える。
福本 雅弘; 宮本 陽一; 中西 芳雄
PNC TN8420 92-017, 102 Pages, 1992/09
平成3年7月30日 原子力委員会 放射性廃棄物対策専門部会 がとりまとめた「TRU核種を含む放射性廃棄物の処理処分について」のなかで,固化体の品質保証技術開発が具体的研究開発課題として示されたことなどからも明らかなように,放射性廃棄物の処分の観点から廃棄体(固型化した廃棄物及びその容器)の品質保証技術を確立することが現在重要となっている。よって,ここでは,海外における廃棄体の処分場受け入れ基準及び処理施設における品質保証方法の状況を文献調査し,今後の検討の参考に資するものとした。また,以下の文献については,邦訳をAppendixに付した。Appendix 1:Requirements on Radioactive Wastes for Disposal(Preliminary Waste Acceptance Requirements,November l986)-Konrad Repository-,PTB-SE-17,ISSN 0721-0892, ISBN 3-88 314-614-5,P.Brennecke,E.Warnecke,1987Appendix 2:TRU Waste Acceptance Criteria for the Waste Isolation Pilot P1ant,WIPP/DOE-069 Revision 3,1989 尚,参考として,日本の原子炉施設を設置した工場又は事業所において生じた廃棄体が満たすべき要件についてまとめた。
山口 隆司; 羽賀 一男; 大坪 章
PNC TN9520 91-016, 107 Pages, 1991/08
核分裂・核融合ハイブリッド炉(以下,「ハイブリッド炉」と略す。)では,核融合(D-T反応)により14MeVの中性子を放出する。また核融合による発生エネルギー当り中性子放出個数は,核分裂の場合より約4倍多い。この高いエネルギーを持ち多量に放出される中性子を利用し,周辺のブランケット部で親物質を使った電力生産や核燃料生産,さらにTRUの消滅処理を行うことができる。このようにハイブリッド炉は実用化すると核燃料サイクル全体に与える影響が大きい。そのため,今からハイブリッド炉の特性を把握しておくこと,それに止まらず積極的にその実現の可能性を探り,研究開発の見通しを得ておくことは,動燃事業団でつちかった新型炉開発技術,燃料開発技術をさらに発展させ,原子力開発に新たな面から寄与する途を開く上で重要である。ハイブリッド炉解析用に開発され公開されている計算コードとしては,一次元輸送燃焼計算コード「BISON」がある。しかし,これまでのBISONではTRU消滅型ハイブリッド炉の設計計算を行うにはTRU核種についての断面積,燃焼チェーン等のデータが不足していた。そこで今回これらのデータを,核データライブラリJENDL-3からBISONに追加した。また,BISONにグラフィク出力機能を持たせ,照射量に対する元素別の原子個数密度や実効増倍率の変化のグラフが得られるようにした。本報告書は,改修されたBISONの機能を説明し,その取り扱い方を述べたものである。
妹尾 宗明; 白橋 浩一; 坂本 義昭; 森山 昇; 小西 正郎*
Proc. of the 1989 Joint Int. Waste Management Conf., Vol. 1, p.483 - 489, 1989/00
TRU廃棄物処理処分研究室で行っているTRU廃棄物の処分に関する安全性研究の現状について報告する。主な内容は、下北地区低レベル放射性廃棄物処分場予定地の土壌について測定した分配係数のサイトスペシフィックデータ、Npについて実施している表面荷電量と吸着量との関係に関する研究、Amについて実施している科学形の変化と分配係数に関する研究、及び、人工バリアであるモルタルセメントの中性化に伴う分配係数の変化に伴う研究である。
