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論文

廃止措置と廃棄物の処理処分を目指して,1; 低レベル放射性廃棄物の処理処分とウラン鉱山閉山措置に関する技術開発

辻 智之; 杉杖 典岳; 佐藤 史紀; 松島 怜達; 片岡 頌治; 岡田 翔太; 佐々木 紀樹; 井上 準也

日本原子力学会誌, 62(11), p.658 - 663, 2020/11

日本原子力研究開発機構ではバックエンド関連の研究・技術開発として、原子力施設の廃止措置や安全で環境負荷低減につながる低レベル放射性廃棄物の処理処分技術開発と、地層処分の基盤的研究開発を進めてきた。これらバックエンドに関する原子力機構の研究・技術開発のうち、原子力施設の廃止措置や低レベル放射性廃棄物の処理処分技術開発の最前線を紹介する。

報告書

放射性核種の長期安定化を指向した使用済みゼオライト焼結固化技術の開発(委託研究); 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

廃炉国際共同研究センター; 芝浦工業大学*

JAEA-Review 2019-028, 71 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-028.pdf:6.46MB

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「放射性核種の長期安定化を指向した使用済みゼオライト焼結固化技術の開発」について取りまとめたものである。本研究は、継続して発生するCs等の放射性核種を吸着したゼオライト(使用済みゼオライト)の焼結固化法の開発を目的とする。焼結固化法は、使用済みゼオライトにガラスをバインダーとして添加し、それらを焼結することで核種を固定化する新たな固化法である。本法は、ガラス固化と比較して固化体の大幅な減容や焼成固化と同程度の安定な固化体の形成が期待できる。本事業では、コールド試験により焼結固化に適したガラスの選定、焼結温度等の最適化を図りホット試験で実証する。平成30年度においてバインダーの候補ガラスの熱特性、及び加熱雰囲気が焼結固化に及ぼす影響について調査した。また、放射性核種を含む模擬汚染水を作成するための照射済燃料を選定し、試料の状態を確認した。さらに、ゼオライトの固化、焼成固化等に関する既存の研究成果及び最新の研究動向を調査した。

報告書

共存物質を含むウラン廃液を対象とした廃液処理作業

佐藤 義行; 青野 竜士; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Testing 2019-003, 20 Pages, 2019/12

JAEA-Testing-2019-003.pdf:2.08MB

放射性廃棄物管理技術課では、天然ウランを使用した試験で発生した廃液を許可条件に基づき保管してきた。保管上のリスク低減の観点からは、処理を行い固形化することが望ましいが、これまで安全かつ効率的な試験廃液の処理方法が確立されていなかった。そこで、ウラン吸着剤(タンニックス)を使用した廃液の処理方法を検討した。把握した処理条件に基づき、ウランの吸着処理等を行うとともに、最終的にセメント固化による安定化を行った。本報告では、類似した試験廃液を処理する際の参考となるように、廃液処理における一連の作業に関して得られた知見をまとめた。

論文

Waste management in a Hot Laboratory of Japan Atomic Energy Agency, 2; Condensation and solidification experiments on liquid waste

渡部 創; 小木 浩通*; 柴田 淳広; 野村 和則

International Journal of Nuclear and Quantum Engineering (Internet), 13(4), p.169 - 174, 2019/04

STRADプロジェクトの一環として、RO膜装置を用いた放射性廃液の濃縮試験を実施した。溶液中のアンモニウムイオンが濃縮され、廃液中の濃度を目標値である100ppmより低下させることに成功した。水相及び有機相廃液の固化試験も合わせて実施し、それぞれセメント又は凝固剤を添加することで固化することに成功した。しかし長期保管の観点からは添加材の最適化が必要であることが分かった。

報告書

福島第一原子力発電所の廃炉によって発生する放射性廃棄物の処理に向けた固化技術及び減容技術カタログ

加藤 潤; 中川 明憲; 谷口 拓海; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘

JAEA-Review 2017-015, 173 Pages, 2017/07

JAEA-Review-2017-015.pdf:6.67MB

福島第一原子力発電所では様々な性状の放射性廃棄物が発生している。これらの放射性廃棄物を処分するためには、廃棄物に対して減容処理や固化処理を行い、処分に適した廃棄体を作ることが必要である。また、今後の廃炉に向けた検討では、既存の処理技術が適用可能かを見極めることが必要である。そこで、今後の処理技術の選定に向けて、実規模での開発実績が確認されている国内外の放射性廃棄物の減容技術及び固化技術の文献調査を実施した。本報告書はその調査結果をまとめたものである。対象廃棄物を均一な粉粒体・液体廃棄物と不均一な雑固体廃棄物の2種類に区分し、それぞれに対する減容技術、廃棄体化技術の調査を行った結果を、技術の名称や原理、処理能力、固化体性状などの適用性評価に必要な項目にまとめた。

論文

Completion of solidification and stabilization for Pu nitrate solution to reduce potential risks at Tokai Reprocessing Plant

向 泰宣; 中道 英男; 小林 大輔; 西村 和明; 藤咲 栄; 田中 秀樹; 磯前 日出海; 中村 仁宣; 栗田 勉; 飯田 正義*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

東海再処理工場では、2007年の運転以降、長期間、プルトニウムを溶液の状態で貯蔵している。硝酸Pu溶液は、全電源喪失時に水素爆発や沸騰に伴う事故により放射性物質を施設外に放出するリスクがあり、2011年の東日本大震災以降、原子力機構は硝酸Pu溶液貯蔵時の潜在的なリスクについて評価を実施し、2013年に貯蔵中の硝酸Pu溶液(約640kgPu)の潜在的なリスクを低減するため、当該溶液をMOX粉末に転換し、固化・安定化を図ることを目的としたプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)の運転を計画した。PCDFの運転をリスク低減化活動の一環として新規制基準の適用を受けずに実施するため、緊急安全対策等の原子力安全に係る必要な対策を実施し、原子力規制委員会より運転実施の了解が得られた。その結果、PCDFの運転を2014年の4月28日から開始し、2016年8月3日に約2年間の処理運転を計画通り無事に完遂した。

論文

Decontamination and volume reduction of cesium-contaminated soil by combining soil solidification with interpolyelectrolyte complex and wet classification

山下 祐司*; 柳瀬 信之; 永野 哲志; 三田村 久吉; 長縄 弘親

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 305(2), p.583 - 587, 2015/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:54.36(Chemistry, Analytical)

セシウムに汚染した土壌の除染と減容化の方法を検討した。土壌をポリイオンコンプレックス溶液で固化し湿式分級によりいくつかの粒径サイズに分けた。各サイズの$$gamma$$線スペクトロメトリーによる結果から、未処理の土壌に比べ、粗い土壌粒子の放射能濃度の割合は減少し、一方、0.075mm以下の土壌粒子の割合は増加した。このことから、放射性セシウムが蓄積している細かな土壌粒子が土壌固化と分級により粗い土壌粒子の表面から除去され、洗浄液に保持されることが分かった。

報告書

第1廃棄物処理棟地下灰取出室グローブ破損調査報告書

グローブ破損調査グループ; バックエンド技術部

JAERI-Review 2002-017, 121 Pages, 2002/09

JAERI-Review-2002-017.pdf:13.36MB

2001年11月21日、東海研究所第1廃棄物処理棟の焼却処理設備で発生したグローブ破損について、グローブ破損調査グループはバックエンド技術部と協力して、焼却炉,灰取出装置等の状況,焼却した廃棄物の種類・性状,グローブの性能等にかかわる調査並びに背景的要因の調査を行い、破損原因の推定及び再発防止策の検討を行った。その結果、破損の原因は、液体シンチレーター廃液の固形化が不十分であったこと,グローブの保護カバーが耐圧性を有していなかったこと及び性能劣化していたグローブが使用されていたことであった。トラブルの再発を防ぐために、固形化状態の直接的な確認を実施すること,グローブの保護カバーを設置すること,グローブの管理を強化すること,手引等の見直し及び教育訓練を実施することとした。

論文

Unit sphere concept for macroscopic triggering of large-scale vapor explosions

丸山 結*; 森山 清史; 中村 秀夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(8), p.854 - 864, 2002/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:68.96(Nuclear Science & Technology)

高温液体粒子,低温液体及びその蒸気から成る大規模粗混合領域における自発的蒸気爆発のトリガリングに関する単位球体コンセプトを開発した。粗混合領域内に、単位構造として球体が形成されると仮定し、単位球体の中心に1個の高温液体粒子,表面に12個の近接粒子を配置させる。単位球体コンセプトでは、中心粒子で発生する機械的エネルギーと近接粒子を覆う蒸気膜の機械的崩壊に要するエネルギーとの比及び中心粒子で発生する機械的エネルギーが溶融状態にある近接粒子に到達する確率をトリガリングの指標とした。本コンセプトから、高温液体としてのアルミナ粒子及び低温液体としての水から構成される粗混合領域では、コリウムの場合に比べてより小さい水のサブクール度でトリガリングが生じること,雰囲気を0.5MPa程度まで昇圧させた場合には、アルミナ,コリウムともに水蒸気爆発の発生が抑制されるという知見を得た。KROTOS実験の解析を実施し、コリウムの場合、アルミナと比較して第2の指標が小さくなることが判明した。このことは、コリウム粒子を含む粗混合領域においてトリガリングが相対的に生じがたいことを示唆する。さらに、溶融スズジェットを水層に突入させる一連の実験を行い、第2指標が定性的に適切であることを確認した。

報告書

無機イオン交換体を用いた酸性媒体からのSr及びCsの分離と固定化(文献調査)

山岸 功

JAERI-Review 2001-027, 52 Pages, 2001/07

JAERI-Review-2001-027.pdf:3.59MB

酸性高レベル廃液に含まれるSr及びCsの分離及び固定化に用いる無機イオン交換体を選定するため、既存の交換体及び処分形態に関する文献調査を行った。Csの分離固定化には結晶性シリコチタネイトが有望であるが、Srの選択的分離に適した交換体は開発されていない。交換体の処分形態としてはセラミック固化体が適しているが、その安定性は交換体組成、固化体品質及び処分シナリオに大きく依存する。得られた結果をもとに、新規交換体に要求される吸着性能及び構成物質について検討した。

論文

Steel plate-cast iron hybrid casting with steel shot mold

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*

Proceedings Modeling of Casting & Solidification Processes 4, 1999, p.437 - 445, 1999/09

原子炉の解体により発生するレベルの低い放射性廃棄物の再利用を目的に、鋼板製の型枠に放射性金属の溶湯を流し込み、鉄球により除熱を行うことで廃棄物収納容器の鋳造を行うことを想定した鉄球-金型複合鋳造法にかかわる試験、及び鋳造した容器内に放射能レベルの高い廃棄物を置き、溶湯で固定化して廃棄体とすることを想定した多重鋳造廃棄体の鋳造試験を行っている。これらの試験に関して、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や容器の熱変形量を求めるため、湯流れ・凝固解析プログラムJSCASTにより凝固解析を、非線形構造解析プログラムMARCにより変形解析を行った。本論文は、これまでに実施した鋳造試験の概要及びその結果と凝固・変形解析結果との対比について述べたものである。

論文

放射性金属廃棄物の限定再利用技術開発; 廃棄物収納容器鋳造試験

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。

論文

Thermal characteristics of microencapsulated phase-change materials

E.Choi*; 秋野 詔夫

Proc. of 11th Int. Heat Transfer Conf. (Heat Transfer 1998), 7, p.121 - 126, 1998/00

溶融-凝固相変化に伴われる大きな潜熱を対流伝熱の促進や熱輸送の高密度化に応用することを目指して、マイクロカプセル化した相変化物質の熱的特性の解明を進めてきた。本報告では、相変化物質として脂肪酸の一種であるラウリン酸を取り上げ、200~25$$mu$$mの範囲で粒径を変えてマイクロカプセル化し、熱的特性を示差走査熱量計(DSC)を用いて測定した。ラウリン酸自体は過冷却を示さなかったが、マイクロカプセル化した粒子は二つの凝固点を有することを明らかにした。凝固時の挙動は温度変化速度に依存するので、種々の速度でのデータから速度ゼロの凝固点と潜熱量を外挿によって求め、熱的特性を評価した。その結果、低い方の凝固点及び対応する潜熱量は、粒径が小さくなると共に消失する傾向を示すことを見出した。すなわち、マイクロカプセルの粒径を小さくしゆっくりと冷却することによって、有害な過冷却がなくすることを見出した。

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

High-frame-rate video visualization of simulated lower head behavior during TMI accident using neutron radioscopy

中村 秀夫; 柴本 泰照; 安濃田 良成; 久木田 豊; 三島 嘉一郎*; 日引 俊*

Fifth World Conf. on Neutron Radiography, 0, p.665 - 672, 1996/00

TMI-2事故時には、溶融炉心が圧力容器下部ヘッドに落下、固化して高温のデブリを形成し、高圧条件下で長時間下部ヘッドを加熱した。しかし、その際下部ヘッドの健全性を維持させた機構については、充分解明されていない。溶融炉心の固化過程では、蒸気発生を伴う固気液3相の流動が生じたと考えられる。ここでは、固化後の形態を左右すると思われるこのような混相流動に関する基礎的知見を得る為、下部ヘッドを模した偏平U字断面の小型容器を用い、JRR-3Mの中性子ラジオグラフィによる可視化と高速ビデオによる観察を試みた。高増倍率のイメージインテンシファイヤの使用で、比較的ノイズが少なく明るいビデオ画像が得られた。その結果、大気圧下で300~500$$^{circ}$$CのPb-Bi合金を空の容器、又は水中に落下させた場合につき、固化過程での金属内の流動や、混合、蒸気発生、気液流動、固化形態、及びこれら現象に及ぼす落下時の合金と冷却水の温度や量の影響に関する知見を得ることができた。

論文

原研における原子炉解体廃棄物処理技術開発の現状

加藤 清

放射性廃棄物管理専門研究会報告書, p.24 - 28, 1987/00

原子炉解体技術開発の一環として、解体廃棄物の処理技術等の開発を57年度から下記のテーマについて進めてきた。(1)高放射化解体物理用コンテナ及び低中レベル廃棄物用パッケージ、(2)金属解体物の圧縮切断と高圧縮処理技術、(3)コンクリート解体物のセメント固化処理技術、(4)大型機器類の表面汚染固定処理技術、(5)解体廃棄物の管理システムの評価検討。これらの技術開発の現状を紹介する。 (内容については、主に原子力工業第32巻第9号(1986)に掲載されたものである。)

論文

III,原子炉解体技術開発の現状,6; 解体廃棄物処理処分技術

沼宮内 弼雄; 加藤 清

原子力工業, 32(9), p.74 - 79, 1986/00

原子炉施設の解体に際しては、金属解体物やコンクリート解体物などの放射性廃棄物が解体期間中に集中的に大量に発生する。このため、解体廃棄物の処理技術等の確立をはかる必要がある。原研における解体廃棄物処理処分関連技術の開発として、57年度から、(i)解体廃棄物のパッケージ技術、(ii)金属廃棄物の減容処理技術(圧縮切断と高圧縮処理法)、(iii)コンクリート廃棄物のセメント固化処理技術、(iv)大型機器やコンクリート解体物の表面汚染固定処理技術、(v)解体廃棄物の管理システムの評価検討について、技術開発を進めてきた。これらの技術開発の現状を簡単に解説する。

論文

Solidification of filter sludge with polyethylene

森山 昇; 土尻 滋; 渡辺 缶*

Atomkernenerg.Kerntech., 40(4), p.254 - 258, 1982/00

フィルタスラッジ(Solka-Floc)に対するポリエチレン固化法の適応性を検討した。フィルタスラッジは、乾燥後温度190$$^{circ}$$Cにて均質に固化できる。廃棄物は最大30wt%まで混入できるので減容効果が大きく、廃棄物発生量はセメント固化、アスファルト固化に比べて1/3~1/4になる。固化体の圧縮強度は255kg/cm$$^{2}$$であり、10$$^{9}$$radまでの線量を吸収しても強度は低下しない。しかし、放射線分解ガス量の82~89%を占める水素の発生量が比較的多いので、貯蔵施設の管理には注意を要する。固化体の耐水性は優れている。

論文

Solidification of powdered ion exchange resins with polyethylene

森山 昇; 土尻 滋; 本田 忠博*

Nucl.Chem.Waste Manage., 3, p.131 - 137, 1982/00

粉状イオン交換樹脂(Powdex)に対するポリエチレン固化法の適応性を検討した。廃棄物は40~50wt%混入できるので減容効果が大きく、廃棄物発生量はセメント固化に比べて1/3~1/4になる。廃棄物を50wt%含む固化体は、密度が1.05g/cm$$^{3}$$、圧縮強度が230kg/cm$$^{2}$$であり、強度は1.4$$times$$10$$^{9}$$radまでの線量を吸収しても低下しない。放射線分解ガス量の70~90%を占める水素の発生量は、(2.0~2.4)$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$cm$$^{3}$$/g・Mradである。固化体からの$$^{6}$$$$^{0}$$Coの浸出性は、拡散係数で10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{0}$$~10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{2}$$cm$$^{2}$$/dayであり小さい。また固化体の耐水性は、廃棄物混入率ばかりでなく、混入されているカチオン樹脂とアニオン樹脂の比率にも依存する。

論文

Improvement of bitumen-waste product in leachability; -Leachability of bitumen product containing BWR's evaporator concentrates

森山 昇; 松鶴 秀夫; 土尻 滋

Annals of Nuclear Energy, 8(8), p.363 - 369, 1981/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

BWRで発生する濃縮廃液のビチューメン固化体の浸出性を改善するため、廃液に塩化カルシウムを添加して固化する方法を検討した。その結果、得られた固化体はほとんど膨潤が見られず、また$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csと$$^{6}$$$$^{0}$$Coの浸出比は100日間でそれぞれ5$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$および1$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$となり、塩化カルシウムを添加しない固化体の場合にくらべて、極めて低い値を示した。さらに表面を5mm厚のビチューメンで被覆した固化体では、浸出液にほとんど放射能が検出されなかった。

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