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川原 孝宏; 須田 翔哉; 藤倉 敏貴; 政井 誓太; 大森 加奈子; 森 優和; 黒澤 剛史; 石原 圭輔; 星 亜紀子; 横堀 智彦
JAEA-Technology 2023-020, 36 Pages, 2023/12
JAEA-Technology-2023-020.pdf:2.79MB
原子力科学研究所放射性廃棄物処理場では、放射性廃棄物を200Lドラム缶等の容器に収納して保管廃棄施設に保管している。保管している廃棄物(以下「保管体」という。)については、これまで保安規定等に基づく外観点検等を行うことで安全に管理している。しかし、屋外の半地下ピット式保管廃棄施設である保管廃棄施設・Lには、保管期間が40年以上に亘る保管体もあり、一部の容器(主としてドラム缶)では、表面のさびが進行しているものも確認された。このため、さらに長期に亘る安全管理を徹底するため、ピットから保管体を取り出し、1本ずつ容器の外観点検、汚染検査を行い、必要に応じて容器の補修や新しい容器への詰替え等を行う作業(以下「健全性確認」という。)を計画し、2019年4月に作業を開始した。本報告書は、健全性確認について、計画立案、課題の検討、試運用等の実績についてまとめたものである。
核燃料教材作成タスクフォース
JAEA-Review 2020-007, 165 Pages, 2020/07
JAEA-Review-2020-007.pdf:6.63MB
原子力科学研究所では、核燃料物質を取り扱う者の技術力の向上を目的に、核燃料取扱主任者免状を有する若手及び中堅職員で構成する核燃料教材作成タスクフォースを組織して、核燃料物質を安全に取り扱うために必要な基礎知識をまとめた。本報告書では、主に、ウラン及びプルトニウムを対象とし、核燃料物質の核的性質, 物理的・化学的性質、及び核燃料物質が物質や人体に与える影響について、基礎的なことも含めて記載した。また、核燃料物質の取扱いを安全に実施するための基礎的事項として、フード及びグローブボックスにおける取扱い、貯蔵及び輸送における注意事項、放射性廃棄物管理、放射線管理、ならびに異常時の措置などについて記載した。さらに、過去の事故・トラブルから学ぶために、国内外の核燃料物質取扱施設における事故事例をまとめた。
佐野 雄一; 芦田 敬
JAEA-Review 2017-021, 180 Pages, 2017/11
JAEA-Review-2017-021.pdf:86.98MB
廃炉国際共同研究センター(CLADS)は、福島第一原子力発電所の廃止措置の加速化や人材育成に資するため、国内外の研究協力を進めている。CLADSは、「廃止措置及び廃棄物管理におけるセメント系複合材料に関する研究カンファレンス(RCWM2017)」を2017年6月20日
21日に開催した。本報告書は上記研究カンファレンスの講演要旨と発表資料を収録したものである。
本岡 隆文; 山岸 功
JAEA-Review 2017-004, 157 Pages, 2017/03
JAEA-Review-2017-004.pdf:48.18MB
廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、福島第一原子力発電所の廃止措置の加速化や人材育成に資するため、国内外の研究協力を進めている。CLADSでは、「事故廃棄物の安全管理に関する研究カンファレンス(RCWM2016)」を2016年11月7日に、「放射性廃棄物保管の安全性研究に関する技術セミナー」11月8日に開催した。本報告書は上記研究カンファレンスと技術セミナーの講演要旨と発表資料を収録したものである。
三村 竜二; 村口 佳典; 中塩 信行; 根本 浩一; 白石 邦生
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05
日本原子力研究所の再処理特別研究棟(JRTF)は、日本で最初の工学規模の再処理試験施設である。JRTFは、JRR-3からの使用済燃料を再処理するために1968年から1969年にかけて運転を行った。PUREX法による合計3回の試験結果として、プルトニウム(PU)200gを抽出した。この運転では、プルトニウムを含む比較的放射能濃度の高い廃液が約70立方メートル発生し、この廃棄物の一部は、6つの廃液貯槽に貯蔵された。施設の閉鎖後、廃止措置技術を開発し、燃料サイクル施設の解体の経験とデータを得るため、1990年よりJRTFの廃止措置計画が開始された。貯槽内の廃液は1982年から1998年にかけて処理され、2002年から貯槽の解体が開始された。廃液貯槽は狭いコンクリートセル内に設置されており、セルの内部は高線量エリアであった。貯槽の解体方法は、解体のための人手と時間を決定する重要な因子である。本発表では、廃液貯槽の原位置解体及びその準備作業について発表する。
樋口 秀和; 門馬 利行; 中塩 信行; 小澤 一茂; 藤平 俊夫; 須藤 智之; 満田 幹之; 黒澤 重信; 邉見 光; 石川 譲二; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
日本原子力研究所は、表面線量率が2mSv/h以下の低レベル固体廃棄物を対象として、高い減容比と安定性が得られる溶融処理及び高圧縮処理を行う高減容処理施設を建設整備した。本施設により将来の処分に適した廃棄物パッケージを作製するとともに廃棄物の蓄積を減少することができる。本施設は解体分別保管棟及び減容処理棟から構成される。解体分別保管棟の解体設備では、タンクや塔槽類等200
ドラム缶以上の大型廃棄物を、材質や形状に応じて、レーザー切断機,プラズマ切断機等適切な切断機器を選択して切断する。本設備は1999年7月より供用を開始し、前年度まで大型廃棄物を約600m
処理し、約1/3に減容した。減容処理棟における処理対象廃棄物は、難燃物やガラス,コンクリート,金属等の不燃物である。放射能評価の容易な原子炉施設から発生した金属廃棄物は、高圧圧縮装置で減容する。その他の放射性物質の種類と量が多種多様な廃棄物は均一化することにより放射能評価が容易に行える金属または非金属溶融設備により減容を行う。減容処理棟は、2003年に整備を終了し、現在、作業者の訓練や均一化のための溶融条件把握のためのコールド運転を実施中であり、2005年度より実廃棄物を用いた運転を開始する予定である。
西村 允宏
原子力工業, 38(4), p.29 - 31, 1992/04
原子力船「むつ」に関する特集の一部として、関根浜附帯陸上施設の現状を・港湾施設、・燃料取扱貯蔵設備、・放射性廃棄物処理設備、・放射線管理設備に別けて、それぞれの概要を簡略に述べた。
前田 頌; 和達 嘉樹
JAERI-M 85-181, 124 Pages, 1985/11
昭和52年度から昭和58年度まで、科学技術庁の委託により、種々の環境条件下(海水、陸水、海岸砂、土、室内及び野外大気)における低レベル放射性廃棄物ドラム缶容器の耐食性実証試験を行った。本報告はこの内の海洋処分に対応する部分に関するものである。約5年間の海水中腐食試験結果をもとに、長期にわたる海水中におけるドラム缶の腐食進行状態の推定を行った。
中村 治人; 田代 晋吾
JAERI-M 83-076, 74 Pages, 1983/06
57年度に行った高レベル廃棄物処理処分に関する安全性研究の主な成果を集録した。1)処分環境での浸出率を評価するため、ガラス固化体の浸出機構を検討した。2)海外再処理に伴い発生する返還廃棄物の貯蔵及び処分の安全評価のため、COGEMA組成の模擬ガラス固化体の特性試験を行った。3)地層処分の安全評価のため、地下坑道内で岩盤及び埋戻し材の加熱特性試験を行った。また岩盤による浸出成分の移行遅延機構について検討した。4)廃棄物安全試験施設(WASTEF)の建設を完了し、ガラス固化試験及び大線源を使ったニャフィールド試験を開始した。
田代 晋吾
JAERI-M 82-145, 73 Pages, 1982/10
56年度に高レベル廃棄物処理処分研究室で行った研究の主な成果を集録した。大別して次の5つである。(1)ガラス固化体の物性評価試験(2)代替固化技術の開発(3)貯蔵施設の安全性評価(4)地層処分の安全性評価(5)WASTEFにおけるホット試験の準備
加藤 清
日本原子力学会誌, 22(6), p.386 - 391, 1980/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.29(Nuclear Science & Technology)JPDRにおける脱塩器の使用済イオン交換樹脂は、1963年以降使用済樹脂貯蔵タンクに貯蔵されてきた。このタンクの貯蔵余力が少なくなったため、この樹脂を取り出すことになった。使用済樹脂の取り出しは、ポンプを用いて水とともに循環させながら廃棄容器に充填する方法で行った。この作業で取り出した使用済樹脂は約10mであり、その放射能量は、
Coでは1.02mCiおよび
Csでは56mCiであった。13個の廃棄容器は同サイト内の低レベル保管廃棄施設に保管廃棄された。また、この長期貯蔵された使用済樹脂の劣化状態を調べるために、粒径分布,破壊強度,イオン交換容量および顕微鏡観察などの物性試験を行った。その結果、化学的には樹脂の変化は少ないが、物理的にはとくにアニオン樹脂について細片化の現象が顕著に認められた。
再処理研究室
JAERI-M 6486, 20 Pages, 1976/03
大フッ化ウランを安全に取扱うための指針として物性値、取扱い法などをまとめた。内容の主なものは物理的、化学的および核的性質、燃焼性、腐食性、生体に対すろ有害性、検知法、輸送・貯蔵・取扱上の注意、廃棄物処理、消火法、衛生上の予防措置および救急措置である。(JAERI-memo-3662(1969)を公開するものである。)
