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廃炉環境国際共同研究センター; 芝浦工業大学*
JAEA-Review 2022-008, 116 Pages, 2022/06
JAEA-Review-2022-008.pdf:5.36MB
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「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」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、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IE-96)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焼結固化法の開発を目的とする。本研究では、コールド試験により焼結固化の最適条件および焼結固化体の基礎性能を評価し、ホット試験でそれらを実証する。令和2年度において、最適化された条件で作製した焼結固化体は、優れた化学的安定性を有することをコールド試験で明らかにした。また、ホット試験において焼結固化体は、優れた化学的安定性を有することを実証した。さらに、ホット試験において焼結固化作製におけるCsの揮発率はわずかであることを確認した。焼結固化法のプロセスフロー、機器装置、仕様等を示した。また、焼結固化法の各種データを他の固化法と比較して評価し、焼結固化法に優位性があることを確認した。
廃炉環境国際共同研究センター; 芝浦工業大学*
JAEA-Review 2020-049, 78 Pages, 2021/01
JAEA-Review-2020-049.pdf:5.85MB
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、令和元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年度に採択された「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」の令和元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、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。令和元年度において使用済みゼオライトの焼結固化用バインダーとしてB
O
系ガラスを選定し、焼結固化条件の最適化を図った。また、模擬汚染水として照射済み燃料に由来する核種を含む水を調製し、IE-96に吸着させることにより模擬使用済みIE-96を作製した。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、焼結固化プロセスの概念を設計した。
北村 暁; 吉田 泰*; 後藤 考裕*; 澁谷 早苗*
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 27(2), p.58 - 71, 2020/12
高レベル放射性廃棄物および地層処分相当のTRU廃棄物の地層処分における地層処分システムの性能を評価するためには、地下水や緩衝材間隙水中における放射性核種の溶解度評価が必要である。その溶解度評価のためには、溶解度を制限する固相(溶解度制限固相)を選定する必要がある。本報告では、透明性の高い選定過程が示せるように、熱力学データベースを用いて溶解度制限固相の候補となる固相の飽和指数を算出することで溶解度制限固相を判断する選定手法を構築した。本手法では、飽和指数が大きい固相ほど溶解度制限固相の候補になることを基本とするものの、当該固相の生成や溶解度制限が現実的であるかどうかについて、文献調査により判断することとした。併せて、わが国における最新の安全評価報告書で定義された緩衝材およびセメント間隙水組成に対し、種々の組成を類型化した上で性能評価対象元素の溶解度制限固相を選定した。
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ATOMO
, 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。
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。
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。
後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦; 森 英人*
日本保全学会第16回学術講演会要旨集, p.221 - 224, 2019/07
東海再処理施設の小型試験設備試験セルにおける使用済燃料片等を用いた試験及び分析セルラインにおける高放射性試料の分析で発生した器具・容器類は、高放射性固体廃棄物として処理される。これらは、輸送容器と呼ばれる遮蔽付きの専用容器に収納されたのち、保管施設へと運搬される。高放射性固体廃棄物の処理については、これまで約40年間実施しており、その間、廃棄物取出し機構と運搬機器等の改良を加えてきた。その結果、従来設備を活かしながら自動化が図れ、作業効率,安全性の向上を達成することができた。
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。
堤 正博; 大石 哲也; 木内 伸幸; 坂本 隆一; 吉田 真
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(9), p.957 - 963, 2002/09
被引用回数：3 パーセンタイル：23.58(Nuclear Science & Technology)低レベルのRI・研究所廃棄物からの微弱な
線を計測するために、2
ジオメトリーにコンプトン抑制を配したアンチコンプトンスペクトロメーターを設計した。対象とする試料は重くて大きいために、計測システムは試料側に対して前面開放型となる。本報告では、コンプトン抑制及び自然放射性核種に起源するバックグラウンド成分の低減に関する本システムの特性や特徴について、モンテカルロシミュレーションにより評価した。その結果、アンチコンプトン手法は高エネルギー線によるバックグラウンドの抑制だけでなく、周囲のバックグラウンド自然放射線の低減に極めて有効な手段であることがわかった。
燃料サイクル安全工学部
JAERI-Review 2001-019, 108 Pages, 2001/07
JAERI-Review-2001-019.pdf:6.04MB
日本原子力研究所燃料サイクル安全工学部では、医療機関や研究機関などから発生する放射性廃棄物(RI・研究所等廃棄物)を安全かつ合理的に処理処分するための研究を進めている。具体的には、溶融固化体の性能に関する研究、我が国の浅地中環境の調査、統合化処分システムの検討、安全評価に必要なデータの取得及び整備、処分システムに応じた安全解析等を実施している。本レポートでは、これまで進めてきたRI・研究所等廃棄物の処理処分に関する研究の現状及び今後の取り組み等について示した。
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。
内藤 和夫; 平山 勝嘉; 川上 泰
NGK原子力技報, 0(3), p.4 - 13, 1991/03
NGK原子力技報は、日本ガイシ(株)が発行している雑誌であり、主にこの会社に関係した廃棄物処理について記載したものである。今回、日本ガイシ(株)は、乾式焼却処理装置の納入実績のある原研やRI協会などの非電力における焼却処理の特集を行う予定である。このため、当研究所に投稿の依頼があり、東海研究所での焼却処理装置の開発経過及び処理実績などをまとめた。その主な内容は、次のとおりである。(1)東海研究所での放射性廃棄物処理方法の概要、(2)これまでに設置した3基の焼却処理装置の概要、(3)セラミックフィルタを用いた乾式排ガス処理装置の開発試験および乾式焼却装置の処理実績、(4)今後の焼却処理の課題
加藤 清; 平山 勝嘉; 加藤 明*
日本原子力学会誌, 31(8), p.930 - 935, 1989/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)放射性焼却灰の固化処理法を検討するにあたり、原研東海研究所において稼動中の放射性固化廃棄物焼却処理設備から発生する焼却灰の性状に関する調査を行った。
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、圧縮強度が230kg/cm
であり、強度は1.4
10
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)10
cm/g・Mradである。固化体からの
Coの浸出性は、拡散係数で10
~10cm/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。
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：0.02(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
CsとCoの浸出比は100日間でそれぞれ510
および110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。
神永 博史; 大久保 勝一; 須賀 新一; 梶本 与一
保健物理, 13(2), p.103 - 111, 1978/00
原子炉に設置された各種の実験装置、原子炉施設の解体、改造にともなって中性子照射を受けて放射化した金属や遮蔽材の廃棄物が生じる。これらの廃棄物の放射能濃度をサーベイメータで簡単に評価できれば、その重量から放射能を求めることができる。この目的のため、各種のサーベイメータについて放射化した鋼試料の放射能濃度を求める換算係数と、得られた換算係数とバックグランド計数率の関係から放射能濃度の検出限界値を求めた。放射能濃度を求める換算係数は直径10,20,30cm、厚さ0.9,1.8,2.7cmの鋼円盤および外径2.5cm、肉厚0.2cm、長さ50cmのステンレス鋼管について求めた。GM管を用いたサーベイメータの鋼円盤に対する検出限界放射能濃度は約10
Ci/g以下であり、1in
1inのNaI(Tl)を用いたシンチレーションサーベイメータでは約10
Ci/g以下であった。
高畠 容子; 駒 義和
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故により、放射性核種が拡散した。廃炉作業により多量の放射性固体廃棄物が発生している。固体廃棄物の放射能インベントリを求める必要がある。コバルト60はキー核種として利用されることがあり、福島第一原子力発電所で発生する固体廃棄物にも適用する可能性を検討する必要がある。本研究では、コバルト60と放射性核種の関係を議論した。物理化学的性質や核種移行過程に関わらず、コバルト60はいくつかの核種と高い相関があった。高い相関性からコバルト60はスケーリングファクター法のキー核種として利用できる可能性がある。
