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山下 健仁; 牧 翔太; 横須賀 一裕; 福井 雅裕; 家村 圭輔
JAEA-Technology 2023-023, 97 Pages, 2024/03
JAEA-Technology-2023-023.pdf:8.21MB
プルトニウム廃棄物処理開発施設第2難燃物焼却室に設置されている第2難燃物焼却工程設備は、混合酸化物燃料製造等に伴い発生する放射性固体廃棄物のうち塩化ビニル(主にビニルバッグ)、RI用ゴム手袋等の難燃性廃棄物の減容処理技術開発を目的に2002年から焼却処理実証運転を行ってきた。しかし、難燃性廃棄物を処理する際に発生する塩化水素等による設備内部の腐食が進むとともに、焼却炉内壁の耐火物に亀裂の発生、進展が確認されたため、2018年から2022年に運転停止期間を設け、焼却炉等の更新を行った。本設備は廃棄物供給工程、焼却工程、廃ガス処理工程、灰取出工程により構成されており、このうち2020年3月から2021年3月にかけて廃ガス処理工程のスプレー塔の更新を、2021年1月から2022年2月にかけて焼却工程の焼却炉の更新を実施した。また、更新機器の腐食・劣化状況調査のため既設機器の撤去・解体作業中に焼却炉、スプレー塔から試料採取を行い、走査型電子顕微鏡/X線マイクロアナライザーによる観察とX線回折による分析を行った。本報告書ではスプレー塔・焼却炉の撤去・解体に係るグリーンハウスの設営方法、更新手順、更新対象機器の腐食・劣化状況の分析結果について報告する。
古高 和禎; 大図 章; 藤 暢輔
Nuclear Engineering and Technology, 55(11), p.4002 - 4018, 2023/11
被引用回数：1 パーセンタイル：30.19(Nuclear Science & Technology)An integrated neutron interrogation system has been developed for non-destructive assay of highly radioactive special nuclear materials, to accumulate knowledge of the method through developing and using it. The system combines a differential die-away (DDA) measurement system for the quantification of nuclear materials and a prompt gamma-ray analysis (PGA) system for the detection of neutron poisons which disturb the DDA measurements; a common D-T neutron generator is used. A special care has been taken for the selection of materials to reduce the background gamma rays produced by the interrogation neutrons. A series of measurements were performed to test the basic performance of the system. The results show that the DDA system can quantify plutonium of as small as 20~mg and it is not affected by intense neutron background up to 4.2~TBq and gamma ray of 2.2~TBq. As a result of the designing of the combined system as a whole, the gamma-ray background counting rate at the PGA detector was reduced down to 
s
even with the use of the D-T neutron generator. The test measurements show that the PGA system is capable of detecting less than 1~g of boron compound and about 100~g of gadolinium compound in~30 min. This research was implemented under the subsidy for nuclear security promotion of MEXT.
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2022-010, 155 Pages, 2022/06
JAEA-Review-2022-010.pdf:9.78MB
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「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」の平成30年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである(令和3年度まで契約延長)。本課題は令和3年度が最終年度となるため4年度分の成果を取りまとめた。本研究は、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燃料デブリ取出し時に発生する放射性微粒子を着実に閉じ込めるために、気相及び液相における微粒子の挙動を明らかにするとともに、微粒子飛散防止技術を開発することを目的としている。具体的には、微粒子飛散防止技術として、(1)スプレー水等を利用して最小限の水で微粒子飛散を抑制する方法、及び(2)燃料デブリを固化して取り出すことで微粒子飛散を抑制する方法について、実験及びシミュレーションにより評価し、実機適用可能性を評価した。
廃炉環境国際共同研究センター; 北海道大学*
JAEA-Review 2021-036, 95 Pages, 2021/12
JAEA-Review-2021-036.pdf:5.13MB
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、令和元年度に採択された「高い流動性および陰イオン核種保持性を有するアルカリ刺激材料の探索と様々な放射性廃棄物の安全で効果的な固化」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、(1)放射性廃棄物の中でも鉄沈殿物を検討対象とし、安全な保管と処分を可能とする高い陰イオン核種保持性や流動性のアルカリ刺激材料とそのレシピを探索する、(2)実廃棄物の1/10スケール程度のパイロットサイズ試験体の試作と評価を行い、実プラントとして成立する固化体製作装置の概念を提案する、(3)最新の鉄沈殿物インベントリー情報に基づき、本課題で提案する固化体を浅地ピット処分した際の安全評価を行い、多様な性状や核種組成を有する廃棄物固化に対するアルカリ刺激材料のポテンシャルを示す、の3点を目的とする。
保田 浩志*; 麓 弘道*; 齋藤 龍郎
日本原子力学会誌ATOMO
, 63(8), p.610 - 614, 2021/08
自然起源の放射性核種であるウラン及びその子孫核種によって汚染されたもの、いわゆる「ウラン廃棄物」の取扱いについては、近年原子力規制委員会等において自然科学や安全工学等の知見に基づき集中的な審議が行われ、令和3(2021)年3月現在、一定の方針が示されている。一方、筆者らは、将来世代に相当の負担をもたらし得るウラン廃棄物の処分にあたっては、これまで行われてきたような理工学的視点の検討だけでなく、人文・社会科学的視点からの考察が必要であると考え、関連する分野の専門家を交えた議論を進めてきた。本報では、そうした考えをもたらした背景や今後予定している議論の方向性等について紹介する。
原田 正英; 関島 光昭*; 森川 宣之*; 増田 志歩; 木下 秀孝; 酒井 健二; 甲斐 哲也; 春日井 好己; 武藤 儀一*; 鈴木 彰夫*; et al.
JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011099_1 - 011099_6, 2021/03
J-PARC MLFでは、ゲルマニウム半導体検出器(Ge検出器)を用いた
線エネルギー解析により、系から漏洩した放射性物質を観測することで、水銀標的及び水銀循環系の故障の兆候を見つけ出すための統合水銀放射能モニター(UHAM)を設置しており、3つのサンプリングポートと放射線モニターとの組み合わせにより構成されている。(1)HAM(水銀容器と冷却水容器のヘリウムガス層を監視する)、(2)CAM(水銀循環系が稼働しているホットセルの空気を監視する)、(3)VAM(水銀容器が設置されているヘリウムベッセル内のヘリウムガスを監視する)。放射性物質の漏洩が検知されると、即座に警報が発報し、加速器制御系へ運転停止信号が送られる。ソフトウェアとハードウェアは、毎年適宜更新されている。例えば、HAMを二重化するための2台のGe検出器の設置、各系統に高計数率時のGe検出器への補償として、NaIシンチレーション検出器の設置を行っている。2015年4月の水銀容器の冷却水の漏洩時には、UHAMは活躍した。すなわち、VAMが、ヘリウムベッセル内の計数率の異常上昇を検知した。その後、測定された放射性物質の情報から、水銀の漏洩ではなく冷却水の漏洩であることを明らかにした。
廃炉国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2019-037, 90 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-037.pdf:7.0MB
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「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」について取りまとめたものである。本研究は、福島第一原子力発電所の燃料デブリ取り出し時の放射性微粒子閉じ込めを着実に行うため、気相及び液相における微粒子の挙動を把握するとともに、飛散防止対策として(1)水スプレー等を活用し、極力少量の水で飛散を抑制する方法、(2)燃料デブリを固めて取り出すことで飛散を抑制する方法について実験及びシミュレーションによる評価、開発を行う。
燃料研究棟汚染事故に関する現場復旧チーム
JAEA-Review 2019-001, 58 Pages, 2019/03
JAEA-Review-2019-001.pdf:10.74MB
2017年6月6日、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター(現在は大洗研究所という。)燃料研究棟の実験室(108号室)において、核燃料物質を収納したウラン・プルトニウム貯蔵容器を点検するためフード内で貯蔵容器の蓋を開封する作業を行なっていた際に、貯蔵容器内の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂し、ウランとプルトニウムの一部がフード外へ飛散して実験室内が汚染するとともに、点検作業に関わっていた作業員5名が内部被ばくする事故が発生した。事故発生後に組織された現場復旧チームは、事故直後から現場の汚染状況を把握するとともに、実験室内のグローブボックス等の設備機器を含め実験室の床, 壁, 天井等全域の除染を実施した。除染作業では、室内の設備機器の設置状況や汚染形態、汚染状況等を考慮し、手作業による拭き取り除染を実施するとともに、本手法にて除染できない狭窄部等についてはストリッパブルペイントによる剥離除染を併用することとした。その結果、浮遊性汚染については検出限界未満まで除染することができた。固着性汚染についてはストリッパブルペイントによる剥離除染後、養生等の措置を行った。本報告は、他の核燃料物質の取扱い施設、特にプルトニウム等の
放射性物質を取り扱う施設においても大いに参考となるものであり、今後の施設設備廃止に伴う除染作業の計画等に活用されることを期待する。
森 英人; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 佐藤 宗一; 北尾 貴彦; 駿河谷 直樹
日本保全学会第11回学術講演会要旨集, p.132 - 138, 2014/07
東海再処理施設のグローブボックスフィルターケーシングに腐食による微細な貫通孔が生じた。調査の結果、貫通孔周辺は、溶接時の熱影響により鋭敏化が進み耐食性が低下していたことに加え、塩素を含む湿潤環境の影響により、腐食が進行したことが原因として考えられた。このため、貫通孔を含む周辺部位を撤去し、新たに製作したケーシングの一部をTig溶接により接続した。本件ではこれら一連の作業内容について報告する。
春山 満夫; 高瀬 操*; 飛田 浩; 森 貴正
日本原子力学会和文論文誌, 3(2), p.185 - 192, 2004/06
核燃料濃縮施設や核燃料加工施設から発生する廃棄物のほか、このような施設のデコミッショニング計画によって、今後、膨大な量のコンクリート瓦礫や金属系のウラン廃棄物が発生すると予想される。そして、これらの廃棄物のほとんどの部分はクリアランスレベル濃度以下と推測され、このようなウラン廃棄物のクリアランス弁別と高精度な濃度決定に有用な測定技術の開発が待たれている。そこで著者らは、前に提案した14MeV中性子直接問かけ法をウラン廃棄物の測定に用いることを考え、その場合の検出性能について検討した。著者らの考案した14MeV中性子直接問かけ法は悪影響を及ぼす中性子減速・吸収効果を巧みに利用して逆に有効な効果に変えた方法であり、廃棄体マトリックスがコンクリートである場合、従来法に比べて位置感度差がほとんど無く、高感度検出を実現でき、他に比類の無い優れた手法であることを報告した。今回、各種廃棄物のうちドラム缶に金属のみが入れられているようなウラン廃棄物に対し、本検出法が効果的に適用できるか否かの検討をMVP計算コードを用いた計算機実験によって行った。その結果、本検出法は金属系ウラン廃棄物のクリアランス濃度を十分に検認できるものであった。
伊藤 光雄; 小原 和弘; 樋田 行雄*; 鈴木 大輔; 郡司 勝文*; 渡部 和男
JAERI-Review 2004-007, 65 Pages, 2004/03
JAERI-Review-2004-007.pdf:5.53MB
分析科学研究グループでは、研究所内の各課室から要求される依頼分析及びガラス工作業務を実施している。依頼分析では、核燃料,各種材料及び放射性廃棄物をはじめとする非常に多種多様な分析試料に適切に対応した。また、依頼分析に関連する分析技術開発も実施した。ガラス工作では、工作室内でのガラス器具の製作や修理のほかに、実験室等に設置されている大型ガラス製装置,放射性物質を取り扱うガラス製装置の現場修理を行った。平成13年度の依頼分析件数は28件、分析成分数は1285、平成14年度の依頼分析件数は15件、分析成分数は830であり、ガラス工作件数はそれぞれ106件, 76件であった。本報告書は、平成13, 14年度に実施した依頼分析,関連技術開発及びにガラス工作業務についてまとめたものである。
1月9日, 日本原子力研究所東海研究所池添 博; 吉田 忠; 竹内 末広
JAERI-Conf 2003-017, 175 Pages, 2003/10
JAERI-Conf-2003-017.pdf:13.09MB
原研タンデム加速器・ブースター施設は、高性能で多様な重イオンビームを提供できることから、原子核物理,核化学,原子分子及び物性,材料などの基礎科学研究への利用を推進してきたところである。過去2回の研究会と同様に本研究会では、これまで2年間で得た成果の報告をしていただくだけでなく、各分野の研究者間、つまり原子核分野の研究者,物性関連分野の研究者,その他の境界領域の研究者等の間の異分野間で活発な討論をすることとした。また、今後予想される研究分野まで講演の幅を広げることで新たな重イオンを利用した科学研究の出発点となるように企画した。特に今回は、KEKとの共同研究による短寿命核ビーム加速装置開発の現状と短寿命核科学研究に向けた研究計画を中心テーマとした。
立花 光夫; 伊藤 博邦; 島田 太郎; 柳原 敏
Proceeding of International Waste Management Symposium 2002 (WM '02) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/00
廃止措置の最終段階では、建屋構造物の確認測定が必要であるが、精度良い放射能測定には多くの費用が生じると言われている。そこで、建屋表面の低レベル放射能汚染を自動測定するために、2層型検出器とその駆動機構(RAPID)を開発した。RAPIDは,予め設定した測定計画に従って移動し、コンクリート表面の放射能測定を自動で実施できる。RAPIDを用いて特性評価試験を行った結果、
Coに対する検出限界値は測定時間30秒で0.14Bq/cm
であった。また、RAPIDを実際の測定作業に適用した結果、測定効率は5m/hであり、作業員による直接測定のおよそ2倍であることがわかった。
香西 直文; 安達 美総*; 川村 幸*; 稲田 貢一*; 小崎 完*; 佐藤 正知*; 大橋 弘士*; 大貫 敏彦; 馬場 恒孝
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(12), p.1141 - 1143, 2001/12
本論文ではFe型モンモリロナイトの特性評価について述べる。Fe型モンモリロナイトは、炭素鋼オーバーパック腐食生成物が緩衝材中を拡散した状態を模擬している。Na型やCa型の天然のモンモリロナイトは陰イオンであるSe(VI)を吸着しない。著者らは、Fe型モンモリロナイトがSe(VI)を吸着することを見いだした。
関 泰; 青木 功; 植田 脩三; 西尾 敏; 栗原 良一; 田原 隆志*
Fusion Technology, 34(3), p.353 - 357, 1998/11
核融合炉に使用される低放射化材料であるフェライト鋼、バナジウム合金、SiC複合材料の不純物を含めた構成元素の濃度が、どの程度以下であれば、照射後に浅地埋設できるかを明らかにする。その結果に基づいて、浅地埋設できる割合を増やすための元素組織を明らかにする。
関 泰
プラズマ・核融合学会誌, 74(9), p.939 - 943, 1998/09
欧州においてなされた二つの核融合炉の環境安全性検討プロジェクトSEAFP(Safety and Environmental Assessment of Fusion Power)とSEAL(Safety and Environmental Assessment of Fusion Power - Long Term)の概要を文献に基づいて紹介する。
中村 寿; 進藤 秀明
Proc. of 3rd European Technical Seminar on Melting and Recycling of Metallic waste Materials, p.79 - 91, 1997/00
廃止措置により発生する汚染廃材を原子力施設内で再利用するためには、需要のある用途への利用が可能なこと、安全性及びコストの点から複雑な処理・加工プロセスを含まないことが重要である。このような条件を満足する廃材の再利用用途として、廃棄物収納容器が考えられている。しかしながら、放射性汚染した金属溶湯を鋳造する場合には、鋳型に砂型を用いると砂が汚染し二次廃棄物になる可能性がある。また、砂型を使用する場合には作業環境に放射性の粉塵が発生しやすいという問題がある。これらの問題点を改善するため、砂型を使わずに鉄球で囲んだ中空の鉄板型枠内に溶湯を流し込む方法により廃棄物収納容器を作る試験を行い、各種の鋳造欠陥の発生状況及び鉄球の除熱性能等に関する知見を得ることができた。本報告は、これまでに実施した部分モデル試験の結果を中心に述べたものである。
小西 啓之; 横谷 明徳; 塩飽 秀啓; 本橋 治彦; 牧田 知子*; 柏原 泰治*; 橋本 眞也*; 原見 太幹; 佐々木 貞吉; 前田 裕司; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 372, p.322 - 332, 1996/00
被引用回数：72 パーセンタイル：97.67(Instruments & Instrumentation)この論文は、高エネルギー物理学研究所(KEK)・放射光実験施設(PF)の放射線管理区域内に設置した、新しいビームラインのデザインとその建設について記したものである。ビームラインはフロントエンド部と2本のブランチライン部から構成されている。ブランチラインの1本はX線光電子分光法と軟X線領域(1.8~6keV)放射線生物学の研究に使用され、もう1本はX線回折、XAFSと軟X線領域(4~20keV)放射線生物学の研究に使用される。前者(軟X線領域)のブランチラインには、放射性物質の飛散事故を防ぐ目的で、真空系内外に特別な装置を備えていることが特徴である。このビームラインを用いた応用実験もすすめられており、最新の結果も併せて報告している。
大江 俊昭*; 安 俊弘*; 池田 孝夫*; 菅野 毅*; 千葉 保*; 塚本 政樹*; 中山 真一; 長崎 晋也*
日本原子力学会誌, 35(5), p.420 - 437, 1993/05
被引用回数：6 パーセンタイル：55.59(Nuclear Science & Technology)高レベル廃棄物地層処分の安全評価シナリオのひとつである地下水移行シナリオにおいて、従来の解析でしばしば想定されている、(1)固化体からの核種放出は処分場閉鎖後千年目からとする、(2)ニアフィールドでは地下水は還元性である、という仮定の妥当性の検討を目的として、処分開始直後から緩衝材層が水分飽和に達するまでの時間、水分飽和後の緩衝材間隙水中の化学的環境条件、処分場内での水素発生の影響を公開コードTOUGH,PHREEQE,CHEMSIMUL等により各々解析した。その結果、(1)緩衝材層の最高温度は100
C以下で地下水の冠水は数十年以内である。(2)浸入した地下水は緩衝材中の鉱物との反応により還元性となる。(3)地下水冠水までの水蒸気によるオーバーパックの腐食は無視でき、また冠水後も還元環境のため、既存の腐食実験データからはオーバーパックの腐食寿命を1000年とする仮定には裕度がある、ことなどがわかった。
重田 幸博; 木村 義隆*; 藪田 肇; 長谷川 圭佑; 池沢 芳夫
Proc. of the Int. Radiation Protection Association,Vol. II, p.1654 - 1657, 1993/00
人工知能(AI)技術を放射線管理に適用することにより、専門家の知識や経験を共有化し、また、放射線防護に関する新たな知見を導入することが容易となる。そこでAI適用の第一ステップとして、放射性物質の輸送に関するエキスパートシステムのプロトタイプを開発した。本システムは、「輸送容器の判定」、「容器区分の適合性診断」、「放射性物質数量限度の判定」の3つのサブシステムから構成されている。本システムの開発により、放射性物質輸送時における解釈、判断業務の合理化と信頼性の向上を図ることができた。
