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論文

Development of dose estimation system integrating sediment model for recycling radiocesium-contaminated soil to coastal reclamation

三輪 一爾; 武田 聖司; 飯本 武志*

Radiation Protection Dosimetry, 184(3-4), p.372 - 375, 2019/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Environmental Sciences)

福島事故後の除染作業によって発生した除去土壌を再生資材として再利用する方針が環境省により示されている。有効な再利用用途の1つである海面埋立地では、施工時に溶存した放射性Csの他に土粒子に付着した放射性Csの海洋への流出が予想されるため、安全評価上、両形態の核種移行を評価できるモデルが必要となる。そこで本研究では、施工時および供用時の放射性Csの流出をモデル化し、海洋に流出した核種についてはOECDにより示されたSediment modelにより移行評価を行った。沿岸域における核種移行評価にSediment modelを用いることの妥当性を、福島沿岸域の実測値の再現計算により確認した。施工時および供用時の核種流出を評価するモデルおよびSediment modelをクリアランスレベル評価コードPASCLR2に組み込むことで、海洋へ流出した核種からの被ばく線量評価を行えるようにした。

論文

福島の環境回復に向けた取り組み,1; 環境回復に関する取り組みの進展

宮原 要; 大原 利眞*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 59(5), p.282 - 286, 2017/05

福島の環境回復に向けた取り組みに関わる連載講座の第1回として、日本原子力研究開発機構と国立環境研究所における環境回復に関する取り組みの概要を紹介する。

論文

An Overview of progress in environmental research on radioactive materials derived from the Fukushima Nuclear accident

大原 利眞*; 宮原 要

Global Environmental Research (Internet), 20(1&2), p.3 - 13, 2017/03

福島第一原子力発電所事故による環境汚染の回復に向けた研究の現状として、日本原子力研究開発機構と国立環境研究所を主とする取組みの概要を紹介する。

論文

Reduction of contaminated concrete waste by recycling aggregate with the aid of pulsed power discharge

Arifi, E.*; 石松 宏一*; 飯笹 真也*; 浪平 隆男*; 坂本 浩幸*; 舘 幸男; 加藤 博康*; 重石 光弘*

Construction and Building Materials, 67(Part B), p.192 - 196, 2014/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:18.76(Construction & Building Technology)

福島第一原子力発電所の事故によって多量の放射性汚染コンクリートが発生している。放射性廃棄物としての汚染コンクリートの減容化に対するパルスパワー放電の適用可能性が調査された。汚染コンクリートは、パルスパワー放電過程で、非汚染粗骨材を汚染マトリクスから分離することにより除染される。本研究では、放射性汚染コンクリートを模擬するために、Csの安定同位体を用いた。試験の結果、汚染コンクリートから回収された骨材の体積は最大で60%であり、一方で、回収骨材中のCsはおおよそ3%であった。大部分のCsは、放電過程で水中に移行した。これらの結果より、パルスパワー法によって、骨材の再利用による汚染コンクリートの減容できる可能性が示された。本手法の実際の廃棄物への適用性を評価していくため、より実際の廃棄物に近い条件で試験を実施する必要がある。

論文

Investigation on Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle (FLWR), 1; Conceptual design

内川 貞夫; 大久保 努; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 大貫 晃; 岩村 公道

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

軽水炉技術に立脚し、現行軽水炉燃料サイクルに適合したプルトニウム有効利用を実現し、将来的には同一炉心構成の下で増殖型への発展が可能な革新的水冷却炉概念(FLWR)を、低減速軽水炉概念を発展させて構築した。本論文では、軽水炉技術によるプルトニウム利用高度化の考え方,FLWRの基本構成と主要特性、並び関連する要素技術の研究開発状況を報告する。

論文

Concept of Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle (FLWR)

岩村 公道; 内川 貞夫; 大久保 努; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 中塚 亨

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05

原研では、実績のある軽水炉技術と軽水炉MOX利用技術に基づき、プルトニウムの有効利用を実現し、将来の持続的エネルギー供給を可能にする革新的水冷却炉(FLWR)を開発している。炉心以外は現行軽水炉技術を利用するため、運転・保守性に優れる。炉心は燃料棒を稠密に配置し、高速炉に近いスペクトルを実現して、燃料の転換比を高める。本概念は、高転換型炉心と、低減速軽水炉炉心との2段階からなる。前者は、軽水炉やMOX軽水炉の代替プラントとして導入するもので、再処理工場からの回収プルトニウムを少数基で集中的に利用できる。後者では、さらに炉心を稠密化し、増殖を伴うMOX燃料多重リサイクル利用に移行し、天然ウラン資源消費量を抑制する。2つの炉心は同一サイズの六角燃料集合体を使用しており、集合体内の燃料棒本数や燃料棒間隔,プルトニウム富化度などを変更することで、燃料サイクル環境に柔軟に対応できる。

論文

低減速軽水炉の設計と開発課題

大久保 努

混相流, 17(3), p.228 - 235, 2003/09

低減速軽水炉は、これまで培われてきた軽水炉技術に立脚しながら、プルトニウムの多重リサイクル、さらには、プルトニウム増殖サイクルを実現可能な原子炉である。これまでの低減速軽水炉の設計研究の概要を紹介するとともに、関連する研究開発課題について、熱流動的研究の内容に力点を置いて紹介する。

論文

欧州委員会(EC)におけるクリアランスレベルの検討状況

大越 実

デコミッショニング技報, (26), p.2 - 12, 2002/11

1996年にIAEAによって提案されたクリアランスの概念は、原子力施設の廃止措置等に伴って発生する極めて放射能レベルの低い固体状物質の管理に当たって非常に有用である。このため、欧州委員会(EC)は、RP 89において金属に対するクリアランスレベルを、また、RP 113において建物及びコンクリート片に対するクリアランスレベルを提案している。ECは、さらに、RP 122において全ての固体状物質に適用可能な一般クリアランスレベルを提案している。これらの提案されているクリアランスレベルと原子力安全委員会の提案しているクリアランスレベルを比較した結果、その相違は小さかった。Fe-55が最も相違が大きく、ECのクリアランスレベルは原子力安全委員会の提案値の約5分の1であった。その相違理由は、ECがコンクリート片を幼児が直接摂取するという経路を評価し、その摂取量に安全側の値を使用していることにあった。

報告書

解体廃棄物を用いた再利用製品の製造と利用にかかわる放射線被ばくの検討

中村 寿; 中島 幹雄

JAERI-Tech 2002-006, 58 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-006.pdf:2.56MB

原子力施設内での限定再利用を想定して、解体廃棄物を用いた再利用製品の製造と利用により作業者が受ける被ばく線量を評価した。その結果、Co-60の放射能濃度がクリアランスレベルよりも2桁高い汚染金属を再利用した場合でも金型鋳鉄複合容器、スラグ受け容器、ドラム缶補強材の1体あたりの製造に関する被ばく線量が数$$mu$$Sv$$sim$$数十$$mu$$Svの範囲にあることがわかった。また、金型鋳鉄複合容器を利用した多重鋳造廃棄体の鋳造では、放射能濃度が最大37MBq/gの廃棄物を処分する場合でも、廃棄体の取り扱いに支障がないように重量を20t程度に抑え、放射性輸送物の運搬にかかわる線量当量率の基準を満足させられることがわかった。以上の結果より、放射線被ばくの観点からは、放射性の金属廃棄物を廃棄物管理のための製品に再利用することが可能であると考えられる。

報告書

低減速スペクトル炉の研究

岩村 公道; 大久保 努; 嶋田 昭一郎*; 碓井 修二*; 白川 利久*; 中塚 亨; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 和田 茂行*

JAERI-Research 99-058, p.61 - 0, 1999/11

JAERI-Research-99-058.pdf:3.3MB

低減速スペクトル炉は、中性子エネルギーを現行軽水炉よりも高くすることで転換比を増大させ、ウラン資源の有効利用、高燃焼度・長期サイクル運転、及びプルトニウム多重リサイクル等を目指した将来型水冷却炉である。炉心設計では、転換比の増大とともにボイド反応度係数を負とするため、燃料格子の稠密化、炉心の扁平化、ブランケットの活用、ストリーミング効果等の基本的な炉心設計上のアイデアを組み合わせた。これまでBWR型炉として、高転換比炉心、長期サイクル炉心、ブランケットなしの炉心を、PWR型炉として、高転換比炉心、プルトニウム多重リサイクル炉心の概念を創出した。本報告書は、研究目的、国内外の動向、原理及び特徴、炉心概念設計の現状、及び今後の研究開発計画等、低減速スペクトル炉の研究成果をまとめたものである。

報告書

イオン交換分離/$$alpha$$線スペクトロメトリーによる回収ウラン中の微量アクチノイドの定量

河野 信昭; 渡部 和男

JAERI-Research 98-023, 20 Pages, 1998/03

JAERI-Research-98-023.pdf:0.82MB

イオン交換分離/$$alpha$$線スペクトロメトリーによる回収ウラン中の微量アクチノイド($$^{232}$$U,$$^{237}$$Np,$$^{238}$$Pu,$$^{239}$$Pu+$$^{240}$$Pu,$$^{241}$$Am及び$$^{244}$$Cm)の定量法を確立した。模擬回収ウラン試料を硝酸-フッ化水素酸で分解した後、陰イオン交換分離法によりウラン、ネプツニウム、プルトニウム及びアメリシウム-キュリウムを相互分離した。テトラエチレングリコール分散-蒸発乾固法により測定線源を調製し、$$alpha$$線スペクトロメトリーによりアクチノイド核種を定量した。イオン交換分離法による回収率は、いずれの核種についても90%以上であった。

論文

Casting test for manufacturing recycled items from slightly radioactive metallic materials arising from decommissioning

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。

論文

Behavior of tritium in the Purex process

内山 軍蔵; 藤根 幸雄; 前田 充; 杉川 進; 辻野 毅

Solvent Extr. Ion Exch., 13(1), p.59 - 82, 1995/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:13.61(Chemistry, Multidisciplinary)

ピューレックス再処理工程におけるトリチウムの閉じ込めプロセスを評価検討するためにトリチウムのリン酸トリブチル(TBP)による抽出挙動を調べた。回分抽出実験ではU-30%TBP/n-ドデカン(nDD)-HNO$$_{3}$$-H$$_{2}$$O系におけるトリチウムの分配比を、また、6段のミキサセトラ型抽出器(内部循環式)を用いた化学工程実験では、トリチウム洗浄工程におけるトリチウムの除染係数をそれぞれ測定した。実験の結果、(1)大部分のトリチウムは水及び硝酸の化学形でTBPに抽出されること,(2)有機相中トリチウムの約1%は有機溶媒の分解生成物に固定化されること,(3)有機相ウラン濃度=85g/dm$$^{3}$$,水相硝酸濃度=3M,O/A(有機相流量と水相流量の比)=25の条件で6段の洗浄段で約500のトリチウムの除染係数が得られることがわかった。

報告書

軽水炉時代の長期化を想定した将来型燃料サイクルシステム概念の検討

藤根 幸雄; 高野 秀機; 佐藤 治; 東稔 達三; 山田 隆*; 黒沢 勝利*

JAERI-M 93-157, 157 Pages, 1993/08

JAERI-M-93-157.pdf:2.45MB

再処理とMOX燃料加工を統合した集約型の大規模燃料サイクルシステムにおいて、ウラン燃料とMOX燃料を集中的に混合再処理することを想定した。このシステムを構成する再処理群分離統合プロセス概念及びスフェアカルMOX燃料加工プロセス概念を作成した。また、2020年以降に必要になると予測される1,400t/y規模の再処理工場を中心とした燃料サイクルシステムを想定してPuリサイクルの予備解析を行った。Puリサイクルの経済性を追求する上では、Pu燃焼炉を高燃焼度化することが効果的であるため、全炉心MOX燃料の超高燃焼軽水炉を導入することとした。Puは混合再処理により燃料価値の劣化が抑制されて20%以下のPu富化度でマルチリサイクルが可能であることが分かった。

論文

Low-level radioactivity measurement methods for reusing or recycling

間辺 巖; 岩田 幸生; 押野 昌夫

EPA-520/1-90-013, p.82 - 89, 1990/00

放射性物質を取扱った建屋や土地の再利用や機器を再生利用する場合に、汚染検査や放射能測定は利用に至るまでの作業を円滑に進め、放射線生物学的な保証を得るのに不可欠である。本報告は再利用や再生利用する物の汚染状況を把握する放射能測定手順と技術の検討結果である。手順は計画、汚染そして再生、再利用の3段階に整理でき、放射能測定は各段階に応じた目的がある。即ち計画段階では汚染場所や機器の事前調査、汚染段階では汚染レベルの確認と機器の区分、再利用段階では汚染レベルと安全性の最終的な確認である。この測定に適する測定法と、測定器の特徴や検出下限値を示すと共に、日本原子力研究所で開発された低レベル廃棄物の自動測定装置類を紹介する。次に、日本原子力研究所で実施された研究1棟の改修、JRR-3の改造、JPDRの解体工事における汚染部、廃材等の測定経験を示し、低レベル放射能測定法の評価を述べる。

報告書

Dynamic behavior and control of product enrichment in a centrifuge cascade; A Study of the process simulation as a basis of safeguards design

岡本 毅*; 鈴木 篤之*; 西村 秀夫

JAERI-M 89-059, 18 Pages, 1989/05

JAERI-M-89-059.pdf:0.76MB

遠心分離法ウラン濃縮プラントの保障措置についてはHEXAPARTITEプロジェクトにおいて議論が行われ、「頻度限定・無通告」方式による査察を行うことで合意が得られている。大型商用施設に対しても同様の手法が採用されると考えられるが、このような施設では濃縮能力の拡大、機微な情報を保護することの重要性から、適用すべき保障措置の態様については十分な検討が必要とされる。本報告は、遠心分離法による大型商用ウラン濃縮プラントの保障措置システム設計のために行った、モデル施設の工程シミュレーション研究の結果得られた成果の一部を取りまとめたものである。まず、起動時の過渡特性について解析し、次にカスケードの特性パラメータの操作によるプロダクト濃度の変動を調べた。この結果、90%までのカスケード効率低下を許容することで、核燃料として必要な核種濃縮度の低濃縮ウランの生産が可能であることが分かった。

口頭

MOX fuel fabrication technology in J-MOX

逢坂 修一*; 吉田 綾一*; 山崎 友紀子*; 池田 弘幸*

no journal, , 

日本原燃は2010年よりMOX燃料加工工場(以下、J-MOX)を建設している。J-MOXでのMOXペレットの製造にあたり、粉末混合プロセスについては、仏のMELOX工場で大量のMOX燃料製造の実績があるMIMAS法を導入した。J-MOXでは原料Puとして、日本原燃の六ヶ所再処理工場で使用済燃料を再処理して得られるMH-MOX粉末を使用する。MH-MOX粉末は、PuとUの硝酸溶液からマイクロ波加熱によって直接脱硝された50wt%PuO$$_{2}$$と50wt%UO$$_{2}$$の混合酸化物粉末であり、この粉末製造方法は日本原子力研究開発機構で開発された技術である。MH-MOX粉末のMIMAS法への適合性については、これまでに実施した確証試験で確認している。MIMAS法は、各原料粉末を一次混合してPu富化度約30wt%の均一な粉末を得て、これに希釈ウランを添加し二次混合を実施して所定のPu富化度に調製する方法である。本発表では、これらの原料のうち、ウラン粉末及びスクラップ粉末を混合させた際のMOXペレット密度へ与える影響について報告する。

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