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大内 卓哉; 永田 寛; 篠田 侑弥; 吉田 颯竜; 井上 修一; 茅根 麻里奈; 阿部 和幸; 井手 広史; 綿引 俊介
JAEA-Technology 2025-006, 25 Pages, 2025/10
JAEA-Technology-2025-006.pdf:1.59MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、将来的に埋設処分することを予定しており、放射能濃度評価方法の構築が必要である。そこで、大洗原子力工学研究所では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、将来、埋設処分対象となることが想定される放射性廃棄物から試料採取を行い、放射化学分析により放射性廃棄物に含まれる各核種の放射能濃度のデータ取得を行っている。本報告書は、放射能濃度のデータ取得にあたって、試料採取対象の選定の考え方を示すとともに、令和5年度及び令和6年度にJMTR原子炉施設において実施した汚染物からの試料採取内容についてまとめたものである。
青野 竜士; 水飼 秋菜; 土田 大貴; 今田 未来; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2023-002, 81 Pages, 2023/05
JAEA-Data-Code-2023-002.pdf:3.0MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的にトレンチとピットに分けて浅地中処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内に保管されているJRR-2、JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和2年度に取得した20核種(
H、
C、
Cl、
Co、
Ni、
Sr、
Nb、
Tc、
Ag、
I、
Cs、
Eu、
Eu、
U、
U、Pu、
Pu、
Pu、
Am、
Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。
土田 大貴; 水飼 秋菜; 青野 竜士; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2022-004, 87 Pages, 2022/07
JAEA-Data-Code-2022-004.pdf:6.73MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内に保管されているJPDR、JRR-3及びJRR-4から発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和元年度に取得した20核種(H、C、Cl、Co、Ni、Sr、Nb、Tc、
Ag、I、Cs、Eu、Eu、U、U、Pu、
Pu、Am、Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。
青野 竜士; 水飼 秋菜; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2020-006, 70 Pages, 2020/08
JAEA-Data-Code-2020-006.pdf:2.59MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のため、原子力科学研究所内に保管されているJPDR及びJRR-4から発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成30年度に取得した19核種(H, C, Cl, Co, Ni, Sr, Nb, Tc, Ag, I, Cs, Eu, Eu, U, U, Pu, Pu, Am, Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。
林 孝夫; 飛田 健次; 西尾 敏; 池田 一貴*; 中森 裕子*; 折茂 慎一*; 発電実証プラント検討チーム
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1285 - 1290, 2006/02
被引用回数：29 パーセンタイル：85.70(Nuclear Science & Technology)核融合炉先進遮蔽材料としての金属水素化物及びホウ化水素の中性子遮蔽性能を評価するために中性子輸送計算を行った。これらの水素化物はポリエチレンや液体水素よりも水素含有密度が高く、一般的な遮蔽材よりも優れた遮蔽性能を示した。水素解離圧の温度依存性からZrH
とTiHは1気圧において640
C以下で水素を放出することなく使用可能である。ZrHとMg(BH
)は、鉄水混合材料よりも遮蔽体の厚さをそれぞれ30%と20%減らすことができる。水素化物とF82Hとの混合により
線の遮蔽性能が高くなる。中性子及び線の遮蔽性能は以下の順で小さくなる:ZrH
Mg(BH) and F82HTiH and F82Hwater and F82H。
赤岡 克昭; 丸山 庸一郎
日本原子力学会和文論文誌, 4(2), p.127 - 134, 2005/06
動力試験炉(JPDR)の放射化金属廃棄物のうち、ASTM A302Bを母材とする圧力容器とSUS304を母材とする炉内構造物について分留特性について、ラングミュアの方程式とヘンリーの法則を組合せることにより、廃棄物の蒸発速度の数値解析を行った。その結果、いずれの場合もEu, Eu, CとNbについては、分留によってクリアランスレベル以下に減量できると計算された。また、ASTM A302Bについては、77年の冷却期間の後、 
Mn, 
Fe, Co, 
NiとNiについてもクリアランスレベルを満足することがわかった。一方、SUS304の場合は、クリアランスレベルを満足させるためにはNiとNiを同位体分離を用いて除去する必要があることがわかった。
赤岡 克昭; 丸山 庸一郎
RIST News, (39), p.23 - 31, 2005/03
原子力施設の解体等により発生する放射化金属廃棄物中に含まれる極微量の放射性核種を除去し、放射性廃棄物の量を削減するために、原子ビーム状に蒸発させた金属の分留とレーザー照射による核種除去を組合せた分離方法の研究を行っている。現在、金属の分留特性を把握するためにHenryの法則をLangmuirの式に適用した簡単なモデルを用いた解析コードを作成し数値解析を行っている。この解析コードにより、超々ジュラルミン(アルミニウム合金7075:Al-5.6Zn-2.5Mg-1.6Cu-0.25Cr)の蒸発について解析したところ実験とよく一致する結果が得られた。さらに、本解析コードを用いて、動力試験炉(JPDR)から排出されたSUS304を母材とする炉内構造物について分留特性の解析を行った結果、1/100以下に減量できる可能性を示すことができた。
亀尾 裕; 中島 幹雄; 平林 孝圀*
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(9), p.919 - 924, 2004/09
被引用回数：14 パーセンタイル：64.63(Nuclear Science & Technology)放射性金属廃棄物に対する新規除染技術として、ケイ酸ナトリウムと酸から調製したゲル除染剤を用いたレーザー除染法について検討した。Coトレーサーを塗布した模擬汚染試料及び動力試験炉(JPDR)の一次冷却系統から切り出した実汚染試料に本除染法を適用したところ、2
3回の除染で99%以上の放射能(Co)を除去することができた。除染反応におけるレーザー照射の効果を明らかにするため、腐食生成物層中の酸素及び鉄の化学結合状態をX線光電子分光分析装置で調べた。その結果、ゲル除染剤による腐食生成物層の溶解が、レーザー照射を行うことにより大幅に促進されることがわかった。
赤岡 克昭; 丸山 庸一郎
JAERI-Research 2004-012, 12 Pages, 2004/08
JAERI-Research-2004-012.pdf:3.52MB
おもにステンレスから構成されるJPDR金属廃棄物を対象に02500Cまで200C/hで昇温する場合の分留特性の数値解析を行った。解析モデルはHenryの法則をLangmuirの式に適用しRunge-Kutta法を用いて解析した。その結果、
Eu及びC, Nbは分留によって除去できることが示された。Mn及びFeについては、30年程度の冷却によって放射能をクリアランスレベル以下に低減できる。したがって、
NiとCoをレーザーによって除去することにより、放射化金属の廃棄物量を1/100以下にできる可能性があることが明らかになった。
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。
中村 寿; 平林 孝圀; 秋本 純*; 高橋 賢次*; 進藤 秀明; 櫻井 大八郎*; Almansour, A.*; 岡根 利光*; 梅田 高照*
Materials Science Forum, 329-330, p.441 - 448, 2000/00
放射性金属の再利用に適した新しい鋳造技術の開発試験として、鉄板の型枠に金属の溶湯を流し込み、繰り返し使用ができる鉄球で除熱を行う廃棄物収納容器の鋳造試験を、容器の一部を模擬した部分試験体や小型試験体等を用いて実施した。この試験に関して、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や型枠の熱変形特性をシミュレーションするため、熱流動解析プログラムJS-CASTにより凝固解析を、非線形汎用構造解析プログラムMARKにより変形解析を行った。その結果、(1)湯流れを考慮することで最終凝固位置が試験結果に近づくこと、(2)解析から得られた変形量及び変形パターンはほぼ試験結果と一致することなどが確認できた。本論文は、この鋳造試験に対する凝固解析及びそれに基づく変形解析の結果を中心に、試験結果との対比も含めて述べたものである。
中村 寿; 平林 孝圀
日本機械学会第6回動力・エネルギー技術シンポジウム'98講演論文集, p.371 - 376, 1998/00
原子力発電施設の解体等において発生する廃棄物のうち、大部分を占める放射能レベルの極めて低いものについては、廃棄物管理の負担軽減を図る観点から十分安全に配慮したうえで資源として再利用することが重要である。このため、金属廃棄物の原子力施設内での再利用用途として角型廃棄物収納容器を選定し、鉄球を除熱材として、鉄板の型枠に金属溶湯を流し込むことにより廃棄物収納容器を鋳造する試験を行った。また、その際の溶湯の凝固特性や容器の変形特性を把握するため、熱流動解析プログラムJS-CASTにより凝固解析を、非線形汎用構造解析プログラムMARKにより変形解析を実施し、試験結果との比較・検討を行った。本論文は、この鋳造試験の概要、試験結果及び解析等から得られた知見について述べたものである。
中嶋 悟
鉱物学雑誌, 19(5), p.289 - 293, 1990/07
地球を取り巻く環境問題が議論される今日、鉱物学は地球社会にどのような貢献ができるのかを真剣に考える時期に来ている。筆者の関わっている放射性廃棄物の地層処分問題を例にとって、鉱物学に期待される発展とデータの蓄積について論ずる。岩石・鉱物中の物質の移動速度と移動経路の研究、岩石-水相互作用の際の物質移動・濃集に関わる反応経路・速度の研究、そして非破壊顕微状態分析法の開発等が必要であると考えられる。拡散係数、溶解・沈澱・結晶化反応速度定数などの信頼性の高い予言力のあるデータを、より多くの鉱物科学者が研究し蓄積していくことが切に望まれる。そうすることが地球社会におけるそして地球科学における鉱物学の意義付けをしていくとともに、鉱物学自身の新たな発展をもたらすことになると信じている。
