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バックエンド技術部
JAEA-Review 2023-001, 136 Pages, 2023/06
JAEA-Review-2023-001.pdf:10.65MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2021年度(2021年4月1日から2022年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理・管理、施設の廃止措置に関する業務、これらに関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。2021年度の放射性廃棄物の処理実績は、可燃性固体廃棄物が約206m
、不燃性固体廃棄物が約155m、液体廃棄物が約113m(希釈処理約81mを含む)であった。新たな保管体の発生数は、200Lドラム缶換算で760本であった。公益社団法人日本アイソトープ協会への保管体の返還作業及び保管廃棄していた廃棄物の減容処理を行うことにより、保管体数の削減に取り組んだ結果、最終的に2021年度末の累積保管体数は2020年度から3,777本減の126,827本となった。保管廃棄施設・Lの保管体健全性確認作業は、本格運用を継続して実施した。また、放射性廃棄物処理場が新規制基準に適合していることの確認を受けるため、設計及び工事方法の認可申請を原子力規制庁に対し、順次、実施した。廃止措置に関しては、再処理特別研究棟、液体処理場、圧縮処理建家及び核融合炉物理実験棟(FNS)において、機器の撤去等を実施した。バックエンドに関連する研究・技術開発においては、廃棄物放射能評価法の構築に向けて、採取した廃棄物試料の放射能分析を実施した。また福島第一原子力発電所事故に伴い発生した除去土壌の埋立処分に関する実証事業について、埋立完了後のモニタリングを継続した。
中塩 信行*; 大杉 武史; 黒澤 重信; 石川 譲二; 邉見 光; 池谷 正太郎; 横堀 智彦
JAEA-Technology 2022-016, 47 Pages, 2022/08
JAEA-Technology-2022-016.pdf:2.23MB
日本原子力研究開発機構の原子力科学研究所は、低レベル放射性固体状廃棄物の処分を視野に入れた廃棄物処理のために高減容処理施設の運用を開始した。処理対象廃棄物のうち、放射性非金属廃棄物の均一化条件を明らかにするために、焼却・溶融設備の固定炉床型プラズマ加熱式溶融炉を用いて予察試験を実施した。これまでの文献調査や小規模溶融実験装置での試験を通じて、均一化条件を左右する溶融廃棄物の流動性は、廃棄物の化学成分と溶融温度によって一義的に決まる粘性に大きく左右されることが分かっている。予察試験では、200Lドラム缶に装荷した模擬廃棄物にコールドトレーサーを添加して溶融した。廃棄物化学成分(塩基度、酸化鉄濃度)をパラメータとして、溶融固化体の化学成分の均一性を調査し、均一化条件について考察すると共に、溶湯のトレーサーの残存率を確認した。溶融廃棄物の粘度を測定し、均一性との相関を調べた。また、今後の実操業に向けて、予め押さえておくべき技術要件を検討した。
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。
バックエンド技術部
JAEA-Review 2020-012, 103 Pages, 2020/08
JAEA-Review-2020-012.pdf:8.17MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2018年度(2018年4月1日から2019年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。
Yin, X.; Zhang, L.*; Meng, C.*; 稲葉 優介*; Wang, X.*; 二田 郁子; 駒 義和; 竹下 健二*
Journal of Hazardous Materials, 387, p.121677_1 - 121677_10, 2020/04
被引用回数：12 パーセンタイル：54.1(Engineering, Environmental)The effective and efficient removal of radioactive Cs from contaminated soil is highly urgent for the nuclear post-accident remediation. In present study, we achieved rapid Cs desorption from both a typical micaceous clay (i.e., vermiculitized biotite, VB) and actually contaminated soil by high-speed ion exchange through temperature-controlled continuous leaching with Mg-solutions in a column reactor. Cs-sorbed VB was firstly employed as a soil surrogate to explore the macro-Cs desorption process and micro-mechanism in detail.
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。
バックエンド技術部
JAEA-Review 2019-011, 91 Pages, 2019/10
JAEA-Review-2019-011.pdf:5.25MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2017年度(2017年4月1日から2018年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。
バックエンド技術部
JAEA-Review 2018-008, 87 Pages, 2018/07
JAEA-Review-2018-008.pdf:2.67MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2016年度(2016年4月1日から2017年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。
菖蒲 信博
エネルギーレビュー, 37(10), p.21 - 22, 2017/10
福島第一原子力発電所の事故以降、原子力機構は福島の環境回復のための研究開発を行ってきた。ここでは、福島環境安全センターにおける主な取組として、放射線モニタリング・マッピング技術開発、放射性セシウムの長期環境動態研究、除染・減容技術の高度化に向けた技術開発等について紹介する。
矢板 毅
日本原子力学会誌ATOMO
, 59(8), p.441 - 443, 2017/08
減容化に関する技術としては、これまで環境浄化などで用いられてきた処理法である分級、化学処理、熱処理などいくつかの方法論が考えられるが、それぞれに一長一短が有り、放射性Csの処理という視点で再度見直し、最適化する必要があると考えられる。本特集では、特に対象となる粘土鉱物への吸着機構について最新の知見について紹介すると共に、これらの情報を参考に開発を試みている除染および土壌の再生利用などについて解説する。
加藤 潤; 中川 明憲; 谷口 拓海; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘
JAEA-Review 2017-015, 173 Pages, 2017/07
JAEA-Review-2017-015.pdf:6.67MB
福島第一原子力発電所では様々な性状の放射性廃棄物が発生している。これらの放射性廃棄物を処分するためには、廃棄物に対して減容処理や固化処理を行い、処分に適した廃棄体を作ることが必要である。また、今後の廃炉に向けた検討では、既存の処理技術が適用可能かを見極めることが必要である。そこで、今後の処理技術の選定に向けて、実規模での開発実績が確認されている国内外の放射性廃棄物の減容技術及び固化技術の文献調査を実施した。本報告書はその調査結果をまとめたものである。対象廃棄物を均一な粉粒体・液体廃棄物と不均一な雑固体廃棄物の2種類に区分し、それぞれに対する減容技術、廃棄体化技術の調査を行った結果を、技術の名称や原理、処理能力、固化体性状などの適用性評価に必要な項目にまとめた。
バックエンド技術部
JAEA-Review 2016-029, 90 Pages, 2017/02
JAEA-Review-2016-029.pdf:8.54MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所バックエンド技術部における2015年度(2015年4月1日から2016年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。
山下 祐司*; 柳瀬 信之; 永野 哲志; 三田村 久吉; 長縄 弘親
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 305(2), p.583 - 587, 2015/08
被引用回数：5 パーセンタイル：39.96(Chemistry, Analytical)セシウムに汚染した土壌の除染と減容化の方法を検討した。土壌をポリイオンコンプレックス溶液で固化し湿式分級によりいくつかの粒径サイズに分けた。各サイズの
線スペクトロメトリーによる結果から、未処理の土壌に比べ、粗い土壌粒子の放射能濃度の割合は減少し、一方、0.075mm以下の土壌粒子の割合は増加した。このことから、放射性セシウムが蓄積している細かな土壌粒子が土壌固化と分級により粗い土壌粒子の表面から除去され、洗浄液に保持されることが分かった。
バックエンド技術部
JAEA-Review 2015-004, 90 Pages, 2015/03
JAEA-Review-2015-004.pdf:17.29MB
本報告書は、日本原子力研究開発機構東海研究開発センター原子力科学研究所バックエンド技術部における2013年度(2013年4月1日から2014年3月31日まで)の活動をまとめたもので、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究の概要をとりまとめた。
入澤 啓太; 小松崎 利夫; 川戸 喜実; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘
JAEA-Technology 2014-039, 28 Pages, 2014/12
JAEA-Technology-2014-039.pdf:6.13MB
東海再処理施設で作製されたLA系アスファルト固化体は200Lドラム缶内に封入されており、アスファルト固化体貯蔵施設に13,296本収納されている。LA系アスファルト固化体の処分に向け、処分場設置スペースの効率化を図るための減容化策の一つとして、200Lドラム缶からアスファルト固化体を角型容器に詰め替えるための要素技術を検討した。詰め替え工程として、(1)ドラム缶からのアスファルト固化体の取り出し、(2)ポストフィーリング部の分離、(3)角型容器への充填といった一連の工程を考案し、個々の工程に対して2通りの操作方法を検討し、それぞれの技術の作業効率等を調べた。
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。
ion source奥村 義和; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 水野 誠; 小原 祥裕; Pamela, J.*; 鈴木 靖生*; 田中 秀樹*; 渡邊 和弘
Production and Application of Light Negative Ions, p.35 - 40, 1991/00
ソースプラズマの閉じ込めを改善した大型負イオン源にごく少量のセシウムを添加することにより、負イオン源の運転ガス圧を大きく低下させることに成功した。体積生成型負イオン源においては、負イオン電流値を最大にする最適な運転ガス圧が存在し、それ以下のガス圧では負イオン電流値は急激に減少してしまう。しかしながらプラズマの閉じ込めを改善し、かつ、セシウムを添加することにより、最適ガス圧を1~2Paから、0.4Pa程度に、また負イオン電流が70%低下することを許容すれば、0.03Paまで下げることが出来た。この超低ガス圧の領域では、対電は蒸発したごく少量のセシウムにより維持されていることがわかった。
矢幡 胤昭; 木下 弘毅*; 平田 勝
JAERI-M 90-075, 68 Pages, 1990/05
酸化銅触媒を備えた流動層式焼却システム開発の一環として、今回はスケールアップのための工学データの取得を目的に実験を行なった。本実験では、常温および高温における流動化開始速度を実測し、理論式の適用性を評価した。また、イオン交換樹脂を燃焼する際の最適温度条件および流速条件を把握すると共に、得られた見かけの反応速度定数を用いることにより、焼却炉の処理能力を評価できる見通しを得た。今後は、この評価手法の連続処理への拡張および触媒反応部における運転条件の把握を行っていく予定であるが、今回得られた諸データは大型装置の設計および運転条件の設定に大きく寄与するものと考えられる。
矢幡 胤昭; 平田 勝; 寺門 範充*; 栗原 正義
JAERI-M 88-233, 29 Pages, 1988/11
酸化銅触媒を備えた流動層式焼却炉を用い、タール及びススの発生を防止したイオン交換樹脂の減容試験を行った。流動媒体として活性アルミナを用い、1.4Nm/hの空気により流動化させた。樹脂はスクリューフィーダーによって約0.2kg/hの速度で焼却炉に供給した。樹脂は750
Cで直ちに熱分解及び熱焼するが、空気に同伴された未燃焼物は酸化銅触媒との接触反応により完全燃焼することができた。排ガス分析の結果、CH
は約50ppm、COは約25ppm、SO
は1500~2000ppmであった。SOの存在下でも触媒を650Cに加熱することで、タール及びススは発生せず完全燃焼が得られた。このことから、触媒燃焼はイオン交換樹脂の減容処理に適していることが確認された。
