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報告書

モニタリング装置用配管の設置に関わる概念設計

沖原 光信*; 矢萩 良二*; 岩月 輝希; 竹内 竜史; 村上 裕晃

JAEA-Technology 2019-021, 77 Pages, 2020/03

JAEA-Technology-2019-021.pdf:5.33MB

原子力機構東濃地科学センターでは、深地層の科学的研究の一環として、超深地層研究所計画を進めている。本計画においては、研究開発課題の1つとして地質環境特性の擾乱や回復、定常化プロセスに関するモニタリング技術の構築を挙げている。本報告書では、現在、各深度の研究坑道に設置して使用している地下水の水圧・水質観測装置を活用し、地上において地下水を採水可能とすることを目的として、立坑に設置する採水用配管の概念設計を行うものである。

報告書

地震及び断層活動による二次的影響に関する知見の整理(受託研究)

後藤 翠; 村上 雅紀*; 酒井 隆太郎*; 照沢 秀司*; 末岡 茂

JAEA-Review 2020-003, 60 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2020-003.pdf:4.43MB

地層処分システムに影響を及ぼす可能性がある天然現象の一つに、地震及び断層活動が挙げられる。地震及び断層活動では、断層変位による直接的な影響に加え、地震動に伴う湧水の発生や泥火山の活動、地震断層の活動により引き起こされる流体の移行経路の変化や副断層の形成のような二次的な影響も考慮する必要がある。本稿では、これらの二次的な現象による地層処分システムへの影響の理解を目的として、水理学的影響(湧水・泥火山)、力学的な影響(副断層)を対象に、既往研究を収集し取りまとめた結果を報告する。関連するキーワードを各国語で検索することで、国内外の142編の文献を収集することができた。その結果、それぞれの二次的影響の研究事例を概観し、地層処分の観点で今後の評価技術の高度化に必要な課題を抽出した。地震等の影響による湧水については、湧出機構、影響範囲、活動履歴に関する事例の蓄積を課題として示した。泥火山については、形成の要因となる異常間隙水圧のメカニズムの検討及び予測手法の高度化を課題として示した。副断層については、詳細な分布の把握と形成機構の検討の蓄積が課題であると示した。

報告書

超深地層研究所計画,年度報告書(2018年度)

竹内 竜史; 岩月 輝希; 松井 裕哉; 野原 壯; 尾上 博則; 池田 幸喜; 見掛 信一郎; 濱 克宏; 弥富 洋介; 笹尾 英嗣

JAEA-Review 2020-001, 66 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2020-001.pdf:7.6MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本研究所計画では、2014年度に原子力機構改革の一環として抽出された三つの必須の課題(地下坑道における工学的対策技術の開発、物質移動モデル化技術の開発、坑道埋め戻し技術の開発)の調査研究を進めている。本報告書は、2018年度に実施した超深地層研究所計画のそれぞれの研究分野における調査研究、共同研究、施設建設等の主な結果を示したものである。

報告書

平成30年度バックエンド対策研究開発課題に関する業務実施報告書

核燃料・バックエンド研究開発部門

JAEA-Review 2019-021, 149 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-021.pdf:9.51MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)の核燃料・バックエンド研究開発部門, 原子力科学研究部門原子力科学研究所, 高速炉・新型炉研究開発部門大洗研究所及び敦賀廃止措置実証部門が実施した平成30年度(2018年4月1日$$sim$$2019年3月31日)のバックエンド対策研究開発課題に係る活動をまとめたものである。原子力施設の廃止措置や廃棄物処理について、各施設の年度計画に従い実施している。核燃料サイクル工学研究所では、平成30年6月に東海再処理施設の廃止措置計画の認可を取得した。原子力科学研究所のホットラボ, 再処理特別研究棟, 液体処理場, 軽水臨界実験装置(TCA), JRR-4, 過渡臨界実験装置(TRACY), 核燃料サイクル工学研究所のプルトニウム燃料第二開発室, 大洗研究所の重水臨界実験装置(DCA), 材料試験炉(JMTR), 新型転換炉原型炉ふげん, 人形峠環境技術センターの濃縮工学施設及び製錬転換施設等では、廃止措置及び準備等を継続した。人形峠環境技術センターのウラン濃縮原型プラントは、平成30年9月に廃止措置計画の認可を申請した。また、廃止措置の推進として解体費用簡易評価コード(DECOST)を用いて機構内施設の解体費用を算出し、廃止措置実施方針等へ反映した。放射性廃棄物の処理については、各拠点において、廃棄物の保管管理、減容及び安定化に係る処理を実施した。また、大洗研究所においては、固体廃棄物減容処理施設(OWTF)の建設工事を平成31年3月に完了した。廃止措置及び放射性廃棄物の処理処分に係る技術開発については、新型転換炉原型炉ふげんにおいて、試料採取技術及びレーザ切断技術の開発を進めた。また、人形峠環境技術センターにおいては、ウラン廃棄物のクリアランス測定技術の開発を進め、クリアランス測定装置の性能評価を実施した。

報告書

平成29年度バックエンド対策研究開発課題に関する業務実施報告書

核燃料・バックエンド研究開発部門

JAEA-Review 2019-020, 153 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-020.pdf:10.84MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)のバックエンド研究開発部門、原子力科学研究部門原子力科学研究所、大洗研究開発センターが実施した平成29年度(2017年4月1日$$sim$$2018年3月31日)のバックエンド対策研究開発課題に係る活動をまとめたものである。原子力施設の廃止措置や廃棄物処理について、各施設の年度計画に従い実施している。核燃料サイクル工学研究所の東海再処理施設では、ガラス固化技術開発施設において高レベル放射性廃液の貯蔵に係るリスク低減として34本のガラス固化処理を実施した。原子力科学研究所のホットラボ, 再処理特別研究棟, 液体処理場, 軽水臨界実験装置(TCA), 核燃料サイクル工学研究所のプルトニウム燃料第二開発室, 大洗研究開発センターの重水臨界実験装置(DCA), 材料試験炉(JMTR), 新型転換炉原型炉ふげん, 人形峠環境技術センターの濃縮工学施設, 製錬転換施設, ウラン濃縮原型プラントでは、廃止措置及び準備等を継続した。原子力科学研究所のJRR-4及び過渡臨界実験装置(TRACY)は、平成29年6月に廃止措置計画の認可を取得した。放射性廃棄物の処理については、各拠点において、廃棄物の保管管理、減容及び安定化に係る処理を実施した。また、大洗研究開発センターにおいては、固体廃棄物減容処理施設(OWTF)の建設工事を継続した。廃止措置及び放射性廃棄物の処理処分に係る技術開発については、新型転換炉原型炉ふげんにおいて、試料採取技術及びレーザ切断技術の開発を進めた。また、人形峠環境技術センターにおいて、ウラン廃棄物のクリアランス測定技術の開発を進めた。

報告書

平成27・28年度バックエンド対策研究開発課題に関する業務実施報告書

核燃料・バックエンド研究開発部門

JAEA-Review 2019-019, 118 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-019.pdf:8.57MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)のバックエンド研究開発部門、原子力科学研究部門原子力科学研究所、大洗研究開発センターが実施した平成27年度及び平成28年度(2015年4月1日$$sim$$2017年3月31日)のバックエンド対策研究開発課題に係る活動をまとめたものである。原子力施設の廃止措置や廃棄物処理について、各施設の年度計画に従い実施している。核燃料サイクル工学研究所の東海再処理施設では、ガラス固化技術開発施設において高レベル放射性廃液の貯蔵に係るリスク低減として25本のガラス固化処理を実施した。原子力科学研究所のホットラボ, 再処理特別研究棟, 液体処理場, JRR-4, 過渡臨界実験装置(TRACY), 軽水臨界実験装置(TCA), 核燃料サイクル工学研究所のプルトニウム燃料第二開発室, 大洗研究開発センターの重水臨界実験装置(DCA), 新型転換炉原型炉ふげん, 人形峠環境技術センターの濃縮工学施設及び製錬転換施設等では、廃止措置及び準備等を継続した。放射性廃棄物の処理については、各拠点において、廃棄物の保管管理, 減容及び安定化に係る処理を実施した。また、大洗研究開発センターにおいては、固体廃棄物減容処理施設(OWTF)の建設工事を継続した。廃止措置及び放射性廃棄物の処理処分に係る技術開発については、新型転換炉原型炉ふげんにおいて、レーザ切断技術の開発を進めた。また、人形峠環境技術センターにおいて、ウラン廃棄物のクリアランス測定技術の開発を進めた。

報告書

幌延深地層研究計画における地下施設での調査研究段階; (第3段階: 必須の課題2015-2019年度)研究成果報告書

中山 雅; 雑賀 敦; 木村 駿; 望月 陽人; 青柳 和平; 大野 宏和; 宮川 和也; 武田 匡樹; 早野 明; 松岡 稔幸; et al.

JAEA-Research 2019-013, 276 Pages, 2020/03

JAEA-Research-2019-013.pdf:18.72MB

幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構(原子力機構)が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施している地層処分技術に関する研究開発の計画である。幌延深地層研究計画は、「地上からの調査研究段階(第1段階)」、「坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階)」、「地下施設での調査研究段階(第3段階)」の3つの調査研究段階に分けて進めている。原子力機構の第3期中長期計画では、本計画について、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、処分概念オプションの実証、地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証に重点的に取り組む。また、平成31年度末までに研究終了までの工程やその後の埋戻しについて決定する。」としている。本稿では、第3期中長期計画期間のうち、平成27年度から令和1年度までの地下施設での調査研究段階(第3段階)における調査研究のうち、原子力機構改革の中で必須の課題として抽出した(1)実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、(2)処分概念オプションの実証、(3)地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証、の3つの研究開発課題について実施した調査研究の成果を取りまとめた。

報告書

超深地層研究所計画における調査研究; 必須の課題に関する研究成果報告書

松岡 稔幸; 濱 克宏

JAEA-Research 2019-012, 157 Pages, 2020/03

JAEA-Research-2019-012.pdf:11.91MB

日本原子力研究開発機構核燃料・バックエンド研究開発部門東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を主な対象とした超深地層研究所計画を進めている。超深地層研究所計画は、「第1段階; 地表からの調査予測研究段階」、「第2段階; 研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階; 研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなる計画である。超深地層研究所計画では、「深部地質環境の調査・解析・評価技術の基盤の整備」および「深地層における工学技術の基盤の整備」について第1段階から第3段階までを通した全体目標として定め、調査研究を進めている。本報告書では、第3期中長期計画期間のうち、平成27年度から平成31年度までの深度500mまでの研究坑道を利用して実施した調査研究の成果を取りまとめた。具体的には、原子力機構改革の中で必須の課題として抽出した(1)地下坑道における工学的対策技術の開発、(2)物質移動モデル化技術の開発、(3)坑道埋め戻し技術の開発、の3つの研究開発課題の設定の考え方、必須の課題の内容、課題解決のために実施した調査研究の成果を取りまとめた。

報告書

幌延深地層研究センターにおける掘削損傷領域の可視化手法の検討,2 (共同研究)

青柳 和平; Chen, Y.*; 石井 英一; 櫻井 彰孝; 宮良 信勝; 石田 毅*

JAEA-Research 2019-011, 50 Pages, 2020/03

JAEA-Research-2019-011.pdf:3.48MB

本研究では、坑道掘削により周辺岩盤に形成された掘削損傷領域の割れ目の可視化を行うことを目的とした。幌延深地層研究センターの地下350mに掘削した直径4mの試験坑道を対象として、紫外線照射により発光する蛍光剤を添加した樹脂を坑道周辺の岩盤に注入し、掘削損傷領域の割れ目を固定した。これにより、割れ目を可視化して観察することに成功した。注入孔周辺で試料を採取し、紫外線照射下で観察を行い、割れ目の連結性や開口幅を分析した。結果として、割れ目の最大発達範囲は、孔口から約0.9m、すなわち坑道壁面岩盤から約0.75mの範囲であった。また、孔口から0.4mまでの範囲では割れ目密度が高く、0.4m以深では割れ目の間隔が広くなることがわかった。さらに、割れ目の開口幅を測定した結果、孔口から近いほど割れ目の開口幅も大きいことがわかった。特に、孔口から0.3mまでの範囲では、樹脂が浸透した割れ目が多く観察され、開口幅が最大で1.02mmであった。一方、孔口から0.3m以深は、樹脂が浸透した割れ目が少なく、開口幅は最大で0.19mmであった。

報告書

幌延深地層研究計画で得られた地下水の水質データ(2017年度$$sim$$2019年度)

宮川 和也; 女澤 徹也*; 望月 陽人; 笹本 広

JAEA-Data/Code 2020-001, 41 Pages, 2020/03

JAEA-Data-Code-2020-001.pdf:3.75MB
JAEA-Data-Code-2020-001-appendix(CD-ROM).zip:0.34MB

幌延深地層研究計画における深地層の科学的研究では、実際の地下の地質環境特性を調査するための技術開発や、得られた地質環境特性に基づく地質環境モデルの構築が進められている。地質環境モデルの1つである地下水の地球化学モデルの構築・見直しにあたっては、地下施設周辺における地下水の水質データが必要である。本報告は、2017年度$$sim$$2019年度までの3年間に、幌延深地層研究計画で得られた地下水の水質データとして、物理化学パラメータおよび水質の測定・分析結果を取りまとめたものである。

報告書

Development of JAEA sorption database (JAEA-SDB); Update of sorption/QA data in FY2019

杉浦 佑樹; 陶山 忠宏*; 舘 幸男

JAEA-Data/Code 2019-022, 40 Pages, 2020/03

JAEA-Data-Code-2019-022.pdf:2.22MB

放射性廃棄物地層処分の性能評価において、放射性核種の緩衝材, 岩石及びセメント系材料中での収着現象は、その移行遅延を支配する重要な現象の一つである。今回、性能評価における収着分配係数(K$$_{rm d}$$)設定のための統合的手法の構築の基礎として、収着データベース(JAEA-SDB)のデータ拡充を行った。本報告ではK$$_{rm d}$$設定や収着モデル開発の最近の取り組みにおいて課題として抽出された以下に示す3つの系(粘土, 堆積岩及びセメント系材料)に着目して実施した、K$$_{rm d}$$データと信頼度情報の拡充について報告する。今回の更新において、60の文献から6,702件のK$$_{rm d}$$データとその信頼度情報が追加され、JAEA-SDBに含まれるK$$_{rm d}$$データは69,679件となり、全データのうちの約72%のデータに対して信頼度情報が付与されたこととなる。今回更新されたJAEA-SDBによって、今後の性能評価における収着パラメータ設定に向けて、有効な基盤情報を提供するものと期待される。

報告書

TRU廃棄物地層処分の性能評価のためのバリア材への核種の収着データの取得

舘 幸男; 陶山 忠宏*; 三原 守弘

JAEA-Data/Code 2019-021, 101 Pages, 2020/03

JAEA-Data-Code-2019-021.pdf:4.05MB

TRU廃棄物や高レベル放射性廃棄物の地層処分を対象とした性能評価において、人工バリアであるセメントやベントナイト、天然バリアである岩石中での核種の収着現象は、核種の移行遅延を支配する重要な現象の一つである。収着の程度は一般的に収着分配係数(K$$_{rm d}$$)によって表され、バリア材や環境条件に応じて大きく変動するため、それぞれの条件でのK$$_{rm d}$$データを取得し、性能評価解析では関連する不確実性も考慮して収着パラメータ値を設定する必要がある。TRU廃棄物の処分システムでは、高レベル放射性廃棄物で検討されるベントナイトや岩石に加えて、バリア材として利用されるセメント系材料への収着や、一部の廃棄物に含まれる硝酸塩等の化学物質が地下水に溶解して収着に影響を及ぼすことなどを考慮する必要が生じる。本報告書では、このようなTRU廃棄物の処分において考慮すべきバリア材料や、硝酸塩等の影響物質、評価対象核種の組み合わせを対象として、K$$_{rm d}$$データをバッチ式収着試験により取得した結果を報告する。バリア材としては、普通ポルトランドセメント硬化体、通水で劣化させた普通ポルトランドセメント硬化体、凝灰岩を対象とし、液性については、蒸留水や模擬海水とバリア材料との平衡液に加え、硝酸塩やアンモニウム塩を含む液性条件を対象とした。元素は、C(有機形態),C(無機形態),Cl,I,Cs,Ni,Se,Sr,Sn,Nb,Am,Thを対象とした。ここで報告する収着データの一部は、TRU廃棄物処分技術検討書の性能評価における核種移行解析に用いたパラメータである核種移行データセット(RAMDA: Radionuclide Migration Datasets)の一部として取得・報告されているものであり、ここでは、これらのデータ取得の方法, 条件, 結果の詳細を報告する。

報告書

幌延深地層研究計画における350m試験坑道掘削影響領域を対象とした透水試験,2

佐俣 洋一; 石井 英一

JAEA-Data/Code 2019-020, 69 Pages, 2020/03

JAEA-Data-Code-2019-020.pdf:4.0MB
JAEA-Data-Code-2019-020-appendix1(DVD-ROM).zip:86.89MB
JAEA-Data-Code-2019-020-appendix2(DVD-ROM).zip:232.04MB
JAEA-Data-Code-2019-020-appendix3(DVD-ROM).zip:369.23MB

幌延深地層研究計画においては、坑道掘削が坑道周辺の水理特性に与える影響を把握することを目的として、掘削影響領域を対象とした透水試験を実施している。本報では、2016年4月から2019年3月までに実施した透水試験結果および透水試験実施期間以外の間隙水圧観測結果についてまとめた。

報告書

超深地層研究所計画における地下水の地球化学に関する調査研究; 瑞浪層群・土岐花崗岩の地下水の地球化学特性データ集(2018年度)

福田 健二; 渡辺 勇輔; 村上 裕晃; 天野 由記; 青才 大介*; 熊本 義治*; 岩月 輝希

JAEA-Data/Code 2019-019, 74 Pages, 2020/03

JAEA-Data-Code-2019-019.pdf:3.53MB

日本原子力研究開発機構は岐阜県瑞浪市で進めている超深地層研究所計画において、研究坑道の掘削・維持管理が周辺の地下水の地球化学特性に与える影響の把握を目的とした調査研究を行っている。本データ集は、超深地層研究所計画において、2018年度に実施した地下水の採水調査によって得られた地球化学データおよび微生物データを取りまとめたものである。データの追跡性を確保するため、試料採取場所, 試料採取時間, 採取方法および分析方法などを示し、あわせてデータの品質管理方法について示した。

報告書

モニタリング機器の放射線影響に関する検討

中山 雅; 棚井 憲治

JAEA-Review 2019-032, 32 Pages, 2020/02

JAEA-Review-2019-032.pdf:1.84MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分におけるモニタリングには、施工上の品質を確認するためのモニタリング、人工バリアの状態把握や処分施設周辺部における地質環境条件に関するモニタリング、建設・操業・閉鎖の各作業を安全かつ確実に進めるための作業安全のモニタリング、処分場敷地周辺部の環境に関するモニタリングなどの種々のモニタリングが挙げられる。これらのモニタリングのうち人工バリアが設計で想定した状態を逸脱することなく性能が発揮されていることを確認し評価するための人工バリアの状態把握に関わるモニタリングに関しては、国際共同研究としてその考え方や具体的な方法等について検討が進められている。このようなモニタリング機器が置かれる環境条件には、温度, 湿度, 圧力, 放射線や水質などがあり、地質環境や埋設深度、埋設する廃棄物の種類によって変動するため、モニタリング機器の検討を行う際には、環境条件を考慮した整理が必要である。そこで、人工バリアの状態を把握する際、緩衝材やオーバーパック表面、あるいはその周囲に設置されるモニタリング機器がオーバーパックから放出される放射線に曝されることから、ここではこれらモニタリング機器の放射線による影響について、代表的なセンサーに用いられている材料の耐放射線性と解析により求めた緩衝材中の吸収線量との比較を行った結果、モニタリング機器の使用寿命に影響を及ぼす線量ではないことが推定された。しかしながら電子部品を内蔵するモニタリング機器については、照射試験により信頼できるデータの取得の可能性について検証することが必要である。

報告書

火災時の通気挙動の検証(委託研究)

阿部 寛信; 畠山 信也; 山崎 雅直; 奥園 昭彦*; 坂井 哲郎*; 井上 雅弘*

JAEA-Research 2009-019, 192 Pages, 2020/02

JAEA-Research-2009-019.pdf:8.07MB

日本原子力研究開発機構は、北海道幌延町において、立坑を主体とした地下研究施設を建設中である。建設地点の地質は、新第三紀の堆積岩でメタンを主成分とした可燃性ガスを賦存するため、地下施設内で火災等が発生した場合を想定し、入坑者を安全に地上まで避難可能な坑内構造および防災システムを構築することが重要な課題である。立坑主体の地下施設内において、火災発生時は、火災ガスが浮力効果等により複雑な挙動をしめし、強制換気の下でも予期しない箇所まで影響を及ぼす可能性がある。しかし、このような火災ガスの挙動に関する研究はこれまでほとんど実施されていなかった。このため、地下施設建設時及び運用時の火災時防災システムの構築に資する観点から、地下研究施設の通気挙動を実験的に明らかにし、また、通気解析手法の妥当性の検証を目的として、地下坑道を模擬した室内立坑火災実験を実施し、火災で発生する浮力による火災ガスの逆流現象、通気主流の逆転現象、水平坑道の風門を開閉した場合の通気挙動を把握した。また、把握した諸現象をある程度再現可能で計算時間が現実的な解析手法に基づき、プロトタイプの解析システムを構築し、火災実験と同様の条件でシミュレーションを実施した。その結果、構築した解析手法は、火災実験で把握した諸現象を概ね再現できることを確認した。本成果を地層処分施設の建設を念頭においた地下施設における火災時の通気挙動予測ツールとして適用するため、今後は、(1)通気挙動予測ツールとして定量的な解析精度を得るために必要な機能の開発、(2)火災ガス濃度等の表示機能やメンテナンス環境機能の整備、(3)ユーザーフレンドリーでメンテナンスが容易なソフトにするための設計と開発を行い、実用的で一般性の高いプログラムを開発していく予定である。

報告書

JRR-2, JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

飛田 実*; 原賀 智子; 佐々木 誉幸*; 関 晃太郎*; 大森 弘幸*; 河内山 真美; 下村 祐介; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2019-016, 72 Pages, 2020/02

JAEA-Data-Code-2019-016.pdf:2.67MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する研究施設等廃棄物は、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に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJRR-2、JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物から分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成28年度から平成30年度に取得した25核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{36}$$Cl, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{94}$$Nb, $$^{93}$$Mo, $$^{99}$$Tc, $$^{108m}$$Ag, $$^{126}$$Sn, $$^{129}$$I, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu, $$^{154}$$Eu, $$^{233}$$U, $$^{234}$$U, $$^{238}$$U, $$^{238}$$Pu, $$^{239}$$Pu, $$^{240}$$Pu, $$^{241}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。

報告書

幌延深地層研究センター350m調査坑道における地下水の地球化学モニタリング装置による地下水圧の連続観測結果(2016$$sim$$2018年度)

望月 陽人; 宮川 和也; 笹本 広

JAEA-Data/Code 2019-014, 56 Pages, 2020/02

JAEA-Data-Code-2019-014.pdf:6.56MB
JAEA-Data-Code-2019-014-appendix(CD-ROM).zip:5.81MB

幌延深地層研究センターでは、地層科学研究の一環として、地下施設内の調査坑道に設置された地下水の地球化学モニタリング装置を用い、岩盤中地下水の水圧・水質変化を継続的に観測している。本報告は、350m調査坑道に設置された地下水の地球化学モニタリング装置を利用して、2016年度$$sim$$2018年度の3年間に取得した地下水圧の観測結果を取りまとめたものである。

報告書

照射後試験施設から発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

水飼 秋菜; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2019-012, 70 Pages, 2020/02

JAEA-Data-Code-2019-012.pdf:3.86MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する放射性廃棄物(研究施設等廃棄物)は、将来的に浅地中埋設処分される計画であり、埋設処分の開始までに、廃棄体の放射能濃度評価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、ホットラボにおいて発生し研究所内で保管されていた放射性廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成29年度から30年度に取得した19核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{36}$$Cl, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{94}$$Nb, $$^{99}$$Tc, $$^{rm 108m}$$Ag, $$^{129}$$I, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu, $$^{154}$$Eu, $$^{234}$$U, $$^{238}$$U, $$^{238}$$Pu, $$^{239+240}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{244}$$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。

論文

Influence of mixing solution on characteristics of calcium aluminate cement modified with sodium polyphosphate

入澤 啓太; Garcia-Lodeiro, I.*; 木下 肇*

Cement and Concrete Research, 128, p.105951_1 - 105951_7, 2020/02

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本研究では、ポリリン酸ナトリウムを含む混練溶液の量と濃度を変化させてリン酸添加カルシウムアルミネートセメント(CAP)の特性を調査した。ポリリン酸ナトリウムの量を一定にして、混練溶液の量を増大させたとき、カルシウムアルミネートセメント(CAC)中に存在するゲーレナイトと比較して、モノカルシウムアルミネートが減少していった。また、非晶質ゲル相中に存在する水の減少とCAP中の水和物として、ギブサイト(Al(OH)$$_{3}$$)の量が増大した。ポリリン酸ナトリウムの濃度を一定にして、混練溶液の量を増大させたとき、モノカルシウムアルミネートの減少が確認されなかった。このシリーズにおいては、ギブサイトや他の結晶性水和物も同定されなかった。加えて、未反応なポリリン酸ナトリウムがCAP中に残存した。非晶質ゲル相中の水の減少とCAP中の水和物が微細構造の緻密性を向上させていると考えられる。

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