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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。

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

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。

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

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。

報告書

商用高温ガス炉使用済燃料の再処理廃棄物処分に関する研究

深谷 裕司; 丸山 貴大; 後藤 実; 大橋 弘史; 樋口 英明

JAEA-Research 2023-002, 19 Pages, 2023/06

JAEA-Research-2023-002.pdf:1.48MB

商用高温ガス炉使用済燃料の再処理に由来する廃棄物の処分に関する研究を行った。軽水炉の再処理と高温ガス炉の再処理では燃料の構造の違いによる大きな違いがあるため、軽水炉に対して制定された再処理の廃棄物処理に関する法律の高温ガス炉廃棄物への適用性を確認すべきである。そこで、技術の違いを比較するとともに、全炉心燃焼計算を用いて、黒鉛廃棄物の放射化量及び表面汚染による放射能濃度を評価することにより、再処理廃棄物について比較を行った。その結果、SiC残渣廃棄物は、特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律(2000年法律第117号)の第二種特定放射性廃棄物として軽水炉のハル・エンドピースと同様に地層処分されるべきことが分かった。黒鉛廃棄物については、軽水炉のチャンネルボックスと同様に、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(1957年法律第166号)の第二種廃棄物としてピット処分による浅地中処分されるべきことが分かった。

論文

核燃料サイクルとバックエンドの基礎

坂本 義昭

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 30(1), p.15 - 18, 2023/06

原子力発電を行うための一連のプロセス全体を核燃料サイクルと呼ぶが、その各プロセスからは様々な種類の放射性廃棄物が発生する。これらの放射性廃棄物はこれらの一連の施設の操業及び廃止措置から発生し、放射能濃度やその性状に応じて適切な処理と処分が行われる。ここでは、基本的な核燃料サイクルの概要及びバックエンドと呼ばれる放射性廃棄物(核燃料サイクル以外の施設での放射性物質の利用による放射性廃棄物も含む)の処理・処分の基礎について概説する。

論文

放射性廃棄物処分分野におけるボーリング孔閉塞の確認項目の整理

村上 裕晃; 西山 成哲; 竹内 竜史; 岩月 輝希

応用地質, 64(2), p.60 - 69, 2023/06

放射性廃棄物の処分分野において、ボーリング孔が適切に閉塞されたことの妥当性を確認するための確認項目を整理する目的で、ベントナイトを用いたボーリング孔の閉塞試験を行った。閉塞材の定置前後に閉塞区間を対象として注水試験を行った結果、本研究で目標としたとおり閉塞材がその上下の区間を分断していることを確認できたことから、適切に閉塞されたことを確認する手法の一つとして注水試験が有用であると考えられた。一方、一度閉塞した区間に高差圧が生じた結果として閉塞部に水みちが生じたことから、高差圧が生じる条件では、閉塞材を移動させない等の対策が講じられていることが確認項目として挙げられる。計画段階では、岩盤の水理地質構造に応じた閉塞材のレイアウトや仕様が検討されていることが重要である。また、ベントナイトを閉塞材とする場合は、ベントナイトが孔内で膨潤して体積が増加、密度が低下して透水係数が上昇するため、このことが念頭に置かれている必要がある。加えて、ベントナイトを計画深度へ定置可能な搬送方法であることや、複数材料を組み合わせる場合は閉塞材の性能を低下させない配置であることが確認項目として挙げられた。

論文

埋設処分に向けた研究炉の放射能評価計算とその適用方法について

河内山 真美

核データニュース(インターネット), (133), p.76 - 81, 2022/10

日本原子力学会2022年秋の大会での「シグマ」調査専門委員会と核データ部会の合同セッションにおける発表の概要を「核データニュース」誌に寄稿した。原子力機構では、研究施設等廃棄物の埋設処分に必要な研究炉の解体廃棄物の計算による放射能インベントリの評価手法を検討している。近年、JENDL-4.0及びJENDL/AD-2017などを基に作成したライブラリを導入して放射能評価計算を実施しており、その検討状況について紹介する。また、計算で得られた結果から、埋設事業に必要な埋設処分区分の判定や重要核種の選定の評価を行う方法について紹介した。

報告書

試験研究用原子炉から発生する解体廃棄物に対する理論計算法による放射能濃度の共通的な評価手順

岡田 翔太; 村上 昌史; 河内山 真美; 出雲 沙理; 坂井 章浩

JAEA-Testing 2022-002, 66 Pages, 2022/08

JAEA-Testing-2022-002.pdf:2.46MB

日本原子力研究開発機構は、我が国の研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物の埋設事業の実施主体である。これらの廃棄物中の放射能濃度は、廃棄物埋設地の設計や埋設事業の許可申請をする上で必要な廃棄物情報である。埋設事業の処分対象となる廃棄物は、施設の解体に伴って発生する解体廃棄物が多くを占めている。このため、埋設事業センターでは、試験研究用原子炉の解体廃棄物を対象として、理論計算法による放射能濃度の評価手順の検討を行い、試験研究用原子炉に共通的な評価手順についてとりまとめた。本書で示す手順は、放射化計算により放射能インベントリを決定し、その妥当性を評価した後、処分区分の判定並びに処分区分毎の総放射能及び最大放射能濃度を整理するというものである。放射能インベントリの決定においては、まず2次元又は3次元の中性子輸送計算コードを用いて原子炉施設の各領域における中性子束及びエネルギースペクトルを計算する。その後、それらの計算結果に基づき、放射化計算コードを用いて、140核種を対象として放射化放射能を計算する。本書では、中性子輸送計算コードとして、2次元離散座標計算コードのDORT、3次元離散座標計算コードのTORT又はモンテカルロ計算コードのMCNPとPHITS、放射化計算コードとしてORIGEN-Sを使用することを推奨する。その他、利用を推奨する断面積データライブラリや計算条件等についても示す。評価手順のとりまとめに際しては、日本原子力研究開発機構外部の試験研究用原子炉の設置者と定期的に開催している会合において、各事業者が共通的に利用できるようについて意見交換を実施した。本書で示す手順は、今後の埋設事業の進捗や埋設事業に係る規制の状況等を反映して、適宜見直し及び修正をしていく予定である。

報告書

研究施設等廃棄物のトレンチ処分施設における覆土の設計検討

小川 理那; 仲田 久和; 菅谷 敏克; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2022-010, 54 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-010.pdf:11.07MB

日本原子力研究開発機構では、研究施設等廃棄物の処分方法の一つとして、トレンチ埋設処分を検討している。トレンチ埋設処分は、「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」が適用され、特に、埋設施設の設計については、「第二種廃棄物埋設施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」が適用される。この規則は、令和元年に改正され、トレンチ埋設施設には、施設中への雨水及び地下水の浸入を十分に抑制させる設計を取り入れることが新たな要求事項として追加された。そこで、本報告では、現在計画しているトレンチ埋設施設に追加された規則の要求事項を適応させた設計の検討を行うこととした。検討中のトレンチ埋設施設は、地下水位より浅い位置に設置することを想定している。そのため、施設中に浸入する水は、主に雨水由来のものであると考えられることから、トレンチ埋設施設の表面にある覆土の設計について検討を行うこととした。本報告では、日本原子力研究開発機構が検討しているトレンチ埋設施設のうち、安定型トレンチ埋設施設の覆土設計について検討した。検討方法としては、覆土に用いる材料や施工方法により設計条件の変更が可能である透水係数及び厚さについてパラメータスタディを実施し、各条件における廃棄体層へ浸入する水の流速を評価した。各条件における流速の結果を比較し、より効率的に雨水の浸入を抑制する覆土の設計条件を評価することとした。解析の結果、粘土層及び排水層の厚さや透水係数の値の組み合わせ毎に覆土の遮水性能を把握することができた。将来、実施するトレンチ施設の基本設計においては、安全評価上有効な遮水性能に加え、その他の課題や施工費の検討も実施した上で合理的な覆土の仕様を決定する予定である。

報告書

NMB4.0ユーザーマニュアル

岡村 知拓*; 西原 健司; 方野 量太; 大泉 昭人; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*

JAEA-Data/Code 2021-016, 43 Pages, 2022/03

JAEA-Data-Code-2021-016.pdf:3.06MB

今後の核燃料サイクルの確立・高度化には、将来の原子力発電シナリオに応じて発生する多様なマスバランスを定量的に予測・分析することが求められる。しかし、核燃料サイクルはフロントエンドからバックエンドまでの多様な工程によって構成されており、モデル化の複雑さ、想定されるシナリオの多様さなどからシナリオの分析は容易ではない。そこで日本原子力研究開発機構と東京工業大学は、天然ウランの採掘から地層処分の核種移行工程までのマスバランスを統合的に解析するためのツールとしてNMBコードを開発した。NMBコードは、汎用性のある各工程の記述、広範なデータベース、高速な核種変換計算などを備え、ユーザーが指定する発電量や再処理容量などの条件に基づいて、各工程におけるマスバランスを定量化することができる。またNMBコードは多様なステークホルダーが利用できるように実行プラットフォームをMicrosoft Excel(R)としている。本ユーザーマニュアルでは、NMB4.0版のデータベースならびにシナリオ入力を作成する方法を述べる。

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