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論文

Discrimination of disposal-restricted materials in waste containers by nondestructive testing and image analysis with high-energy X-ray computed tomography

村上 昌史; 吉田 幸彦; 南郷 脩史*; 久保田 省吾*; 黒澤 卓也*; 佐々木 紀樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(7), p.650 - 661, 2025/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

Nondestructive methods were investigated to effectively discriminate disposal-restricted materials, including aluminum, batteries, combustibles, lead, and mercury, inside waste containers without opening them. An industrial computed tomography (CT) system with maximum X-ray energy of 9 MeV was used to visualize inside 27-cm diameter pails and 59-cm diameter drums filled with typical waste materials such as combustibles, glass, concrete, and metals. The CT images with 0.5 mm spacing were acquired, and three-dimensional (3D) models were constructed. A good linear relationship was observed between the gray values in the obtained CT images and the densities of materials. Combustibles, lead, and mercury were extracted via simple segmentation based on their apparent densities. 3D feature-based discriminations were further applied to batteries and certain aluminum objects based on their structural characteristics. Almost all batteries contained in the drums were successfully discriminated regardless of deformation, except for a few cases under extreme conditions. Aluminum was extracted along with glass and concrete; however, pipes with distinctive shapes could be identified in a relatively selective manner. The discrimination methods developed in this study will be effective in revealing the contents of waste containers, particularly for harmful materials that need to be separated for proper disposal.

論文

日本原子力研究開発機構東濃地科学センター; 地質環境特性に関する研究の歩み(ボーリング孔を利用した地質環境調査技術の開発を取り上げて)

大澤 英昭

技術士"ちゅうぶ", (15), p.40 - 47, 2025/03

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターにおいて行われてきた、1986年から開始された地質環境特性の研究の一つとして、ボーリング孔を利用した地質環境調査技術の開発を取り上げて、その歩みを紹介する。

報告書

廃水処理室の廃止措置実施報告書(その2); 放射線測定編

山本 啓介; 中川 拓哉; 下条 裕人; 木島 惇; 三浦 大矢; 小野瀬 芳彦*; 難波 浩司*; 内田 広明*; 坂本 和彦*; 小野 千佳*; et al.

JAEA-Technology 2024-019, 211 Pages, 2025/02

JAEA-Technology-2024-019.pdf:35.35MB

日本原子力研究開発機構(以下、「JAEA」という。)核燃料サイクル工学研究所旧ウラン濃縮施設は、遠心分離法によるウラン濃縮技術を確立させるための技術開発を本格的に行う目的で建設された施設であり、単機遠心分離機の開発、遠心機材料の開発及び遠心機によるウラン濃縮処理を主に実施したG棟及びG棟に付属するH棟、遠心分離機の小規模カスケード試験を行っていたJ棟、遠心分離機の寿命試験を行っていたL棟、その他ウラン貯蔵施設、廃棄物保管施設、廃水処理施設など複数の施設で構成されていた。これらの施設におけるウラン濃縮技術開発は、開発技術の日本原燃(株)のウラン濃縮工場及びウラン濃縮技術開発センターへの技術移転が完了し、JAEAにおける技術開発の当初の目的が達成されたため、平成13年に終了した。廃水処理室は、昭和51年に建設され、旧ウラン濃縮施設で発生した放射性廃水の処理を行ってきたが、平成20年度に廃水処理室以外の施設に廃水処理設備が整備されて以降は、施設のバックアップ的な位置づけとして維持管理されてきた。さらに、昨今においては、他の施設における廃水処理の実績等からバックアップとしての必要性が無くなり、施設も建設後約48年が経過し、老朽化も進んでいたことから、施設中長期計画に基づき同施設を廃止措置することになり、令和3年11月から令和5年8月に内装設備の解体撤去を行った。本報告は令和5年9月から令和6年3月に行った管理区域解除のための放射線測定に係る実積と関連する知見をまとめたものである。

報告書

HASWS湿式廃棄物の取出しに向けた水中ROVと水中リフタを用いた試験

佐野 恭平; 爲田 惟斗; 阿久澤 禎; 加藤 颯真; 高野 祐吾*; 秋山 和樹

JAEA-Technology 2024-018, 68 Pages, 2025/02

JAEA-Technology-2024-018.pdf:4.73MB

東海再処理施設の高放射性固体廃棄物貯蔵庫(HASWS)は、再処理工程から発生した高放射性固体廃棄物を貯蔵する施設であり、湿式セル(ハル貯蔵庫)では使用済燃料をせん断・溶解して残った燃料被覆管(ハル)・燃料端未部(エンドピース)等を収納したハル缶、使用済みのフィルタ類・汚染機器類を貯蔵しており、乾式セル(予備貯蔵庫及び汚染機器類貯蔵庫)では分析試料のサンプリングを行った際の廃ジャグ等を収納した分析廃棄物用容器を貯蔵している。東海再処理施設の廃止措置に向け、HASWSは廃棄物の取出し設備を有していないため、取出し設備の検討を進めており、ハル貯蔵庫においては、英国の廃止措置において使用実績がある水中作業用小型ロボット(水中ROV)と、海洋分野にて海底に沈んだ物品の浮上げや運搬に用いられている水中リフタを活用した湿式貯蔵廃棄物の取出し方法を検討している。水中ROVと水中リフタの機能を組み合わせた取出し方法の成立性を確認するために、水中ROVと水中リフタ各々に要求する機能を確認する「単体試験」、水中ROVと水中リフタを組み合わせて水中で廃棄物を移動する「組合せ試験」、ハル貯蔵庫を模擬した環境にて廃棄物の回収を行う「総合試験」の順に、より実環境に近づけていくステップで廃棄物の取出しに向けた試験を実施した。本試験により、廃棄物の取出しに必要となる廃棄物に付属するワイヤの切断、廃棄物への水中リフタの取付け、廃棄物の開口部下までの移動、移動した廃棄物への回収吊具の取付けの各作業を一連で行うことができ、水中ROVと水中リフタを用いた湿式貯蔵廃棄物の取出し方法の成立性を確認した。

報告書

$$alpha$$固体廃棄物A管理システムの構築

下村 祐介; 杉山 達也; 阿部 和幸

JAEA-Testing 2024-003, 128 Pages, 2025/01

JAEA-Testing-2024-003.pdf:4.26MB

日本原子力研究開発機構大洗研究所廃棄物管理施設では、大洗研究所及び近隣の他事業所から発生する放射性廃棄物を受け入れ、焼却、圧縮、詰替等の処理を行ったのち、廃棄容器に封入し保管管理している。これら廃棄物の性状並びに処理及び保管に関する情報を管理するため、廃棄物区分ごとに情報管理システムを整備する計画である。第1弾として、令和元年度から令和3年度までの3か年で、$$alpha$$固体廃棄物Aを対象とした情報管理システムを構築した。本書は、構築した$$alpha$$固体廃棄物Aの情報管理システムの機能について述べると共に、実際の廃棄物処理におけるシステムの運用(利用)についてまとめたものである。

論文

堆積軟岩を対象とした高レベル放射性廃棄物模擬処分孔掘削時の岩盤損傷の発達状況

青柳 和平; 尾崎 裕介; 大野 宏和; 石井 英一

第16回岩の力学国内シンポジウム講演論文集(インターネット), p.269 - 274, 2025/01

幌延深地層研究センターでは、実際の処分事業を想定し、実規模大の緩衝材や炭素鋼製の模擬オーバーパックで構成される人工バリアを底盤に掘削した模擬処分孔に定置したうえで坑道の一部を埋め戻し、人工バリア及び周辺岩盤の長期的な挙動をモニタリングしている。本研究では、模擬処分孔を掘削した際の掘削損傷領域の発達を、ボアホールテレビ観察、弾性波・比抵抗トモグラフィ調査により検討するとともに、三次元逐次掘削解析により評価した。結果として、模擬処分孔の浅い深度では、坑道底盤部の掘削の影響を受けて壁面から0.8mから1.6m程度の範囲で割れ目が発達し、深度が深くなるにつれて、割れ目の発達領域が徐々に小さくなり、最深部では最大でも0.3m程度の発達であることを示した。

論文

幌延深地層研究センター周辺で発生した地震による立坑掘削損傷領域への影響

丹生屋 純夫*; 畑 浩二*; 青柳 和平; 松井 裕哉

トンネル工学報告集(CD-ROM), 34, p.IV-1_1 - IV-1_6, 2024/12

幌延深地層研究センターの350m東連絡坑道において、底盤から3本の鉛直ボーリング孔を掘削し、深度350$$sim$$370m間に光ファイバ式AEセンサ、間隙水圧計および温度計で構成されたマルチ光計測プローブを設置し、東立坑の周辺において生じる掘削影響領域の把握や間隙水圧の変化を継続的に確認している。本報告では、東立坑深度380m掘削完了後の維持管理期間における計測データの推移を整理し、掘削損傷領域(EDZ)の進展状況を確認するとともに、地震が発生した時点の波形データを分析し、地震動が立坑周辺のEDZに及ぼす影響を調べた。その結果、地震の影響によりAEや間隙水圧が僅かながら変動することを確認したが、センター周辺で観測した震度1$$sim$$4程度の地震による立坑周辺のEDZの拡大の可能性はほとんど無いと推察された。

論文

ベントナイトの変形挙動に及ぼす温度の影響

高山 裕介; 佐藤 大介*; 杉田 裕

Kansai Geo-Symposium 2024; 地下水地盤環境・防災・計測技術に関するシンポジウム論文集, p.115 - 119, 2024/11

高レベル放射性廃棄物の地層処分施設閉鎖後初期には、緩衝材中の温度が高くなることが想定されるため、緩衝材に用いられるベントナイトの基本特性の温度依存性に関する試験が実施されてきた。しかし、温度が膨潤圧や透水係数に及ぼす影響と比較すると、変形挙動に及ぼす影響に関する知見は少ない。そこで本論文では、温度制御可能な圧密試験機を用い、室温から80$$^{circ}$$Cまでの温度一定条件で載荷・除荷・再載荷を行う試験、載荷圧一定条件で室温から80$$^{circ}$$Cまでの範囲で温度変化を与える試験の2種類の試験を実施した。高温状態でより大きな圧縮変形が生じることや、温度変化に伴う変形は過去の応力履歴の影響を受け、正規圧密状態の場合には非可逆的な変形が生じることが明らかとなった。

論文

半減期が長い放射性核種のICP-MSによる定量

浅井 志保*; 堀田 拓摩

分析化学, 73(10-11), p.569 - 578, 2024/10

放射性廃棄物の処分における長期的な安全性を評価するためには、半減期の長い放射性核種(長寿命核種)の存在量を把握する必要がある。特に高レベル放射性廃棄物(HLW)処分の安全性評価には、これまで、燃焼計算コードによって算出された長寿命核種生成量の推定値が用いられてきた。しかし、長寿命核種の多くは分析実績が少ないことから、推定値の信頼性が十分に検証されていない。本研究では、放射性廃棄物における長期的な処分安全性評価の信頼性向上への貢献を目指して、実際に商用原子炉で使用された核燃料ペレット中に存在する長寿命核種の存在量を定量し、燃焼計算コードの出力値である"ウラン単位質量あたりの生成量"を算出することで推定値を検証した。さらに、測定が難しいとされる長寿命核種の現実的な分析法を提案することも目的とした。本稿では、長寿命核種のうち誘導結合プラズマ質量分析計(ICP-MS)で測定される$$^{93}$$Zr、$$^{107}$$Pd、および$$^{135}$$Csを対象とし、それらの測定前処理技術を含めた定量法の開発実証例を示す。

論文

廃止措置・廃炉化学入門

佐藤 修彰*; 亀尾 裕; 佐藤 宗一; 熊谷 友多; 佐藤 智徳; 山本 正弘*; 渡邉 豊*; 永井 崇之; 新堀 雄一*; 渡邉 雅之; et al.

廃止措置・廃炉化学入門, 251 Pages, 2024/09

原子力施設の廃止措置と過酷事故炉の廃炉を対象とし、第1部では燃料化学、分析化学、放射線化学、腐食、除染化学から、廃棄物処理・処分にわたる基礎的な分野について紹介する。第2部では、種々の原子力関連施設の廃止措置に関わる化学を学びながら、東京電力福島第一原子力発電所の廃炉にはどのような化学的アプローチが必要かつ可能か、廃炉の在り方やそれに必要な研究開発・人材育成などについて触れる。

論文

Estimation of stress state using measured tunnel convergence in loop galleries excavated in mudstone

青柳 和平; 菅原 健太郎*; 亀村 勝美*; 名合 牧人*

International Journal of Rock Mechanics and Mining Sciences, 178, p.105776_1 - 105776_11, 2024/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Engineering, Geological)

高レベル放射性廃棄物の地層処分場の設計や建設に際しては、初期地圧の情報を建設しながら行進していく方法を開発することが有効である。これまでの方法では、水圧破砕法や応力解放法といった手法により地圧状態の評価が行われてきた。しかしながら、特に堆積岩では、岩盤の不均質性や地形の影響によるばらつきが大きく、評価が難しい状況であった。本研究では、幌延深地層研究センターの深度350mに掘削した周回坑道で計測した掘削初期の弾性変形の情報を基に地圧状態を推定する手法を新たに開発した。推定の結果、最大水平応力、最小水平応力はそれぞれ11.25MPa、6.25MPaとなり、施設建設前の計測により得られた地圧値に整合的であった。この手法は掘削後の地圧状態を推定するものであるが、坑道周辺の数百メートル四方の広域的な地圧の状態を信頼性高く予測できるものであることが分かった。また、地層処分場のように広大な地下施設の設計や施工、安全評価の高度化や最適化に資する情報を提供できる手法であることもわかった。

論文

地層処分環境での炭酸塩濃度上限を想定した炭酸水素ナトリウム水溶液中における炭素鋼の応力腐食割れ感受性に及ぼす温度の影響

高橋 里栄子*; 谷口 直樹

材料と環境, 73(6), p.153 - 163, 2024/06

地層処分環境での地下水中の炭酸塩濃度上限と想定される0.1-0.5mol/dm$$^{3}$$の条件を対象に温度をパラメータとしてNaHCO$$_{3}$$水溶液中で炭素鋼のSSRT試験を行った。伸び比など機械的特性への温度の影響は見られなかったが、破面率では303、323Kの低温でSCC感受性が高くなると判断された。その要因として低温での再不動態化の抑制が示唆された。また、低温で粒界型、高温で粒内型のSCCが支配的になる傾向がみられた。

論文

Flexible waste management system for the future application of MA P&T technology to the current high-level liquid waste

深澤 哲生*; 鈴木 晶大*; 遠藤 洋一*; 稲垣 八穂広*; 有馬 立身*; 室屋 裕佐*; 遠藤 慶太*; 渡邉 大輔*; 松村 達郎; 石井 克典; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(3), p.307 - 317, 2024/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:46.61(Nuclear Science & Technology)

将来実用化されるMA分離変換技術を現在のHLLWに適用するため、柔軟な廃棄物管理システム(FWM)の開発を進めている。このFWMシステムは、MA分離変換技術が実現するまでの間、高レベル廃棄物(HLW)を顆粒体として貯蔵するシステムである。模擬HLLWからのロータリーキルンによる顆粒体製造と、現在のHLW貯蔵施設でのHLW顆粒体の一時貯蔵(約50年)のための基礎実験と予備的熱分析により、その主要プロセスの実現可能性をそれぞれ基本的に確認した。顆粒体製造実験では、ロータリーキルンによって比較的大きな粒子を製造できることが明らかになった。熱分析の結果、小さい直径のキャニスターを用いて、HLWよりも高い貯蔵密度で安全に貯蔵できることが示された。また、潜在的な放射性毒性及び処分場面積についてFWMシステムの有効性を評価し、FWMはこれらの要因を低減することができ、現行の再処理工場で発生するHLWの処分において大きなメリットがあることが示された。日本では軽水炉の燃料が長期間保管され、再処理工場の運転開始が間近とされているため、FWMシステムは高レベル放射性廃棄物処分の環境負荷低減に有効なシステムと考えられる。

論文

ベントナイト中でのナトリウムシリケート水和物によるセメンテーションとその評価

西塔 祐稀*; 石渡 翔丸*; 堀内 美里*; 西木 悠人*; 菊池 亮佑*; 大竹 翼*; 川喜田 竜平; 高山 裕介; 三ツ井 誠一郎; 佐藤 努*

資源・素材講演集(インターネット), 11(1), 7 Pages, 2024/03

地下を利用した様々な工学技術(地層処分、地下貯留、石油増進回収等)において、人工バリアや岩盤のセメンテーションが注目されている。しかし、どのような鉱物でどのようにセメンテーションが進行して、どのような物性に変化するのかについての理解は不十分である。それらの理解のためには、実験室でセメンテーションを再現すること、セメンテーション後の構造の変化や物性の変化を詳細に調べることが重要となる。そこで本研究では、難透水性のベントナイト(乾燥密度0.6Mg/m$$^{3}$$)と、Na$$_{2}$$SiO$$_{3}$$溶液を用いて70$$^{circ}$$Cで浸漬および通水実験を行い、その後の内部構造、鉱物組成、透水係数の変化等を調べた。走査電子顕微鏡での観察結果から、浸漬および通水実験ともに、ベントナイトの空隙を埋めるようにナトリウムシリケート水和物(NSHあるいはNASH)が確認された。また、通水実験では、通水時間が長くなるにつれて透水係数の低下が認められた。本研究で示されたセメンテーション法やセメンテーション後の物性変化の詳細な検討法は、セメントとともに地下に設置されるベントナイトの物性変化や、貯留岩へのアルカリ攻法による帽岩への影響を調べる上で有用なものになると考えられる。

論文

Evaluation of temporal changes in fracture transmissivity in an excavation damaged zone after backfilling a gallery excavated in mudstone

青柳 和平; 石井 英一

Environmental Earth Sciences, 83(3), p.98_1 - 98_15, 2024/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:65.56(Environmental Sciences)

高レベル放射性廃棄物の地層処分において、坑道掘削損傷領域の透水性の経時変化の予測が、掘削損傷領域内部の割れ目を介した放射性核種の移行特性の評価の信頼性向上において重要となる。特に人工バリア定置後の緩衝材の膨潤圧発生に伴う割れ目の透水性の変化を検討することを目的として、幌延深地層研究センターにおいて実施している実規模の人工バリア性能確認試験領域付近で4年間透水試験を実施した。試験の結果、透水性は時間とともに低下し、膨潤から4年経過した時点で、試験開始時よりも透水性が41%に低下することが確認された。さらに、Barton-Bandisのモデルを適用することにより、膨潤圧の変化に伴う透水性の低下挙動を定量的に再現することができた。割れ目の閉塞の妥当性については、人工バリア性能確認試験実施領域で実施した弾性波トモグラフィ調査において、特に底盤部分の弾性波速度の増大が見られたことから確認することができた。これらの結果から、人工バリアの膨潤に伴う掘削損傷割れ目の閉塞について、実証することができた。また、地層処分事業において、廃棄体定置後の緩衝材の膨潤による掘削損傷割れ目の透水性の事前予測に際してBarton-Bandisモデルの適用可能性が示された。

報告書

TVF3号溶融炉の作動確認で流下した模擬ガラス固化体表層の構造評価

永井 崇之; 長谷川 毅彦*

JAEA-Research 2023-008, 41 Pages, 2023/12

JAEA-Research-2023-008.pdf:7.52MB

ガラス固化技術開発施設(TVF)では、高レベル放射性廃液の保管に伴うリスクを低減するため、高レベル放射性廃液をガラス固化する作業を進めている。また、TVFにおけるガラス固化を着実に進めるため、ガラス固化技術課は、ガラス溶融炉の構造を改良した新たな3号溶融炉を製作し、この溶融炉の性能を確認する作業を実施している。今回、TVF3号溶融炉の製作における作動確認のドレンアウト試験で流下した模擬ガラス固化体からサンプルを採取し、固化体表層と破断面の性状を評価した。ラマン分光測定、放射光XAFS測定、LA法ICP-AES分析により実規模スケールで製造した固化体の表層と破断面を測定した結果、表層と破断面の性状に若干の差があることを確認した。この固化体サンプルは、白金族元素を含まない模擬廃棄物ガラス組成であるため、実ガラス固化体のガラス構造と異なると予想されるが、実規模スケールの通電加熱・流下方式で製造したサンプルを評価できる貴重な機会となった。また、今回のTVF3号溶融炉の作動確認に供したカレット及び同じ化学組成で別の製造ロットのカレットを対象に、これらカレットの性状を測定分析した結果、化学組成が同等であってもカレット製造履歴が異なるとガラス構造に差が生じることを確認した。さらに、これらガラス構造が異なるカレットを溶融した凝固サンプルを分析した結果、カレットで確認したガラス構造の差が溶融した凝固サンプルに残留することを確認した。

論文

用語解説「放射性廃棄物(Radioactive wastes)」

松枝 誠

知能と情報, 35(4), P. 88, 2023/11

放射性廃棄物とは、原子力産業、医療、研究開発などを通じて発生する放射性物質を含む廃棄物であり、放射性廃棄物の処理・処分は人類が抱える重要な課題の一つである。本解説では、放射性廃棄物の分類や処分の課題と現在の取り組みなどを述べた。

論文

ウラン含有廃棄物の取扱いに関する人文・社会科学的視点からの考察

保田 浩志*; 齋藤 龍郎; 麓 弘道*; 菅原 慎悦*; 土田 昭司*; 笠井 篤*; 古田 定昭*

保健物理(インターネット), 58(3), p.120 - 134, 2023/11

本稿は日本保健物理学会の下に設けられた「人文・社会科学的視点から考察する自然起源放射性物質含有廃棄物の取扱い専門研究会」(以下、専研)活動報告の概要であり、取り上げた主要なテーマである3件「1.ウラン廃棄物処分の現状と理工学的な課題」、「2.ウラン廃棄物処分に関わる倫理的な問題」、「3.超長期評価の信頼性をどう確保するか」の1件目についての抜粋である。本専研では、まず、ウラン廃棄物の濃度に応じた処分方法に係るオプションについて、特に、十分に少ないウラン量(天然起源のウラン親核種である$$^{234}$$U, $$^{235}$$U及び$$^{238}$$Uの総計が平均1Bq/g)を超える濃度のウランについて、国内及び海外(米国、英国)で採用又は検討されている方策のレビューを行った。

論文

研究施設等廃棄物への取り組み

仲田 久和

原環センタートピックス, (147), p.4 - 11, 2023/10

全国の研究機関、大学、民間及び医療機関等から発生する研究施設等廃棄物については、現在、最終処分のための埋設施設はまだなく、発生させた各機関や(公社)日本アイソトープ協会によって保管されている状況である。このため、将来のエネルギー確保のための研究開発や、高度な医療を持続可能とするため、早期に最終的な埋設処分を進めることが喫緊の課題となっている。国立研究開発法人日本原子力研究開発機構は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構法に基づき、研究施設等廃棄物の埋設事業の実施主体とされており、その第一期事業として、2048(令和30)年度までに発生する廃棄物を対象に、放射能濃度に応じ、比較的低いものをピット処分と呼ぶ方式で、また、極めて低いものをトレンチ処分と呼ぶ方式により、それぞれ埋設処分することを計画している。本講演では、研究施設等廃棄物の埋設事業についての現在の取り組みについて紹介する。

論文

高レベル放射性廃棄物の地層処分と化学

舘 幸男

化学と教育, 71(10), p.420 - 423, 2023/10

高レベル放射性廃棄物の地層処分概念と処分事業の現状を概観したうえで、地層処分の安全評価の方法と、その評価における化学の役割を紹介する。

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