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報告書

バックエンド技術部年報(2018年度)

バックエンド技術部

JAEA-Review 2020-012, 103 Pages, 2020/08

JAEA-Review-2020-012.pdf:8.17MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2018年度(2018年4月1日から2019年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。

報告書

バックエンド技術部年報(2017年度)

バックエンド技術部

JAEA-Review 2019-011, 91 Pages, 2019/10

JAEA-Review-2019-011.pdf:5.25MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2017年度(2017年4月1日から2018年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。

報告書

高減容処理施設の溶融設備における安全対策について; 溶融設備に係る意見交換会資料集

池谷 正太郎; 横堀 智彦; 石川 譲二; 安原 利幸*; 小澤 俊之*; 高泉 宏英*; 門馬 武*; 黒澤 伸悟*; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.

JAEA-Review 2018-016, 46 Pages, 2018/12

JAEA-Review-2018-016.pdf:12.79MB

日本原子力研究開発機構では、原子力科学研究所の雑固体廃棄物を廃棄体化する手段として、放射能評価及び減容・安定化の観点から有効な溶融処理を採用している。金属溶融設備及び焼却・溶融設備(以下「溶融設備」という。)については、過去の火災トラブルでの再発防止対策を含め多くの安全対策を施しており、この妥当性等について機構外の有識者を交えた意見交換を行うため、「溶融設備に係る意見交換会」を開催した。本稿は、意見交換会において発表した"高減容処理施設の概要"、"溶融設備の安全対策"、"溶融設備の運転管理"、"過去の国内・国外事例と当該施設との比較"及び"各委員からの他施設における事故事例及び安全対策の紹介"について、資料集としてまとめたものである。

報告書

バックエンド技術部年報(2016年度)

バックエンド技術部

JAEA-Review 2018-008, 87 Pages, 2018/07

JAEA-Review-2018-008.pdf:2.67MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2016年度(2016年4月1日から2017年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。

報告書

研究施設等廃棄物の処理・処分のための前処理作業について,1

石原 圭輔; 横田 顕; 金澤 真吾; 池谷 正太郎; 須藤 智之; 明道 栄人; 入江 博文; 加藤 貢; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.

JAEA-Technology 2016-024, 108 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-024.pdf:29.74MB

研究機関, 大学, 医療機関, 民間企業等において放射性同位元素や放射線発生装置, 核燃料物質等が使用され、多様な低レベル放射性廃棄物(以下「研究施設等廃棄物」という。)が発生しているが、これらの研究施設等廃棄物については、処分方策が確定されておらず、各事業者において長期間に亘り保管されている状況である。高減容処理施設は、研究施設等廃棄物のうち、主に、原子力科学研究所で発生する低レベルの$$beta$$$$gamma$$固体廃棄物を対象に、将来の浅地中埋設処分(以下「埋設処分」という。)に対応可能な廃棄体を作製することを目的として建設された施設である。埋設処分に対応可能な廃棄体を、安全、かつ、効率的に作製するためには、「予め廃棄物を材質ごとに仕分け、形状等を整えるとともに、埋設処分等に係る不適物等を除去すること」が極めて重要である。本稿では、この研究施設等廃棄物の処理・処分のための解体分別及び前処理について報告を行うものである。

論文

The Verification tests of the melting conditions for homogenization of metallic LLW at the JAEA

中塩 信行; 大杉 武史; 伊勢田 浩克; 藤平 俊夫; 須藤 智之; 石川 譲二; 満田 幹之; 横堀 智彦; 小澤 一茂; 門馬 利行; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.139 - 145, 2016/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.2(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構における低レベル放射性固体状廃棄物の減容処理の一環として、放射性金属廃棄物の均一化条件を明らかにするために金属溶融設備の試運転を行なった。金属溶融設備の誘導炉を用いて、模擬放射性金属廃棄物と非放射性トレーサーを溶融した。模擬廃棄物が1,550$$^{circ}$$C以上で完全に溶融されれば、化学成分、溶融重量に関わらず、溶融固化体中のトレーサー分布はほぼ均一となることがわかった。

報告書

研究施設等廃棄物の浅地中処分のための基準線量相当濃度の計算方法及び結果

岡田 翔太; 黒澤 亮平; 坂井 章浩; 仲田 久和; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2015-016, 44 Pages, 2015/07

JAEA-Technology-2015-016.pdf:5.8MB

本報告書では、研究施設等廃棄物に含まれる可能性のある核種について浅地中処分の基準線量相当濃度を試算した。その結果から、研究施設等廃棄物の放射能評価を行う核種を検討した。多様な施設から発生する研究施設等廃棄物の廃棄体に含まれると想定され、半減期が30日以上である220核種を選定し、そのうち、過去に計算されていない40核種について、原子力安全委員会のモデルを用いて、浅地中処分の管理期間終了後の基準線量(10$$mu$$Sv/y)に相当する廃棄物中の放射能濃度を計算した。また、計算した濃度が比放射能を超えるため基準線量相当濃度が設定されない核種について操業期間中のスカイシャイン線量を計算した。それらの結果を踏まえ、220核種についてトレンチ処分、ピット処分の基準線量相当濃度を整備し、研究施設等廃棄物の浅地中処分の安全評価において放射能インベントリ評価の対象とする核種を検討した。各核種の基準線量相当濃度は、今後、廃棄物の放射能インベントリを評価して、トレンチ処分、ピット処分に区分する際の区分値として、また、処分サイトを特定しない一般的な条件における重要核種の予備選定に利用できるものである。

報告書

研究施設等廃棄物の浅地中埋設施設の立地環境条件に関する感度解析

坂井 章浩; 黒澤 亮平; 原 弘典*; 仲田 久和; 天澤 弘也; 有川 眞伸*; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2013-039, 228 Pages, 2014/02

JAEA-Technology-2013-039.pdf:24.05MB

日本原子力研究開発機構は、研究施設等廃棄物のコンクリートピット及びトレンチ埋設処分施設の立地基準及び手順の策定を進めている。この立地基準の技術的根拠とするため、旧原子力安全委員会が示した基本的立地条件を踏まえ、地質や水理などの管理期間終了後の安全評価に影響を与える様々な環境条件について、統計的な手法により安全評価の感度解析を実施した。その結果、想定した全ての評価経路で、概念設計における埋設施設の仕様、または追加の人工バリアを施工する対応により、97.5%以上の計算ケースについてめやす線量(10$$mu$$Sv/y)以下とできる結果が得られた。これより、基本的立地条件の地質や水理等の埋設施設の安全評価に影響を及ぼす項目については、埋設施設の設計により合理的に対応が可能であると考えられる。また、埋設事業所の規模に係る立地条件を検討するため、埋設施設の操業中の安全評価において、埋設施設等の配置及び形状毎に、各施設からの直接$$gamma$$線及びスカイシャイン$$gamma$$線による敷地境界での線量を評価した結果、概念設計の施設仕様で各施設から敷地境界まで120m以上離れていれば、敷地境界でめやす線量(50$$mu$$Sv/y)以下となる結果が得られた。

報告書

浅地中埋設処分施設に供する遮水工部材の長期耐久性試験

仲田 久和; 天澤 弘也; 坂井 章浩; 黒澤 亮平; 菅野 直弘*; 加島 孝浩*; 坂本 義昭

JAEA-Technology 2013-036, 47 Pages, 2014/02

JAEA-Technology-2013-036.pdf:5.27MB

埋設事業推進センターが設置を計画している研究施設廃棄物の浅地中処分施設においては、埋設設備として比較的濃度のレベルの低い廃棄物を埋設するコンクリートピット型埋設設備と極めて放射能濃度のレベルの低い廃棄物を埋設するトレンチ型埋設設備を設けることとしている。このうち、トレンチ型埋設設備においては、埋設する廃棄物中に含有する生活環境影響物質の観点から、素掘りのトレンチ埋設設備と、これに遮水工部材を具備した設備の2種類の埋設設備を設置する予定である。遮水工部材は、長期にわたり自然環境条件に曝されることから、埋設設備の設計にあたっては、その長期耐久性に係る基本特性を事前に把握しておくことが必要である。本報告書は、研究施設等廃棄物の浅地中処分施設の概念設計で用いた遮水工部材(遮水シート)を対象として、耐候性試験により透水性,引張強さを測定し、遮水シートの劣化特性値と時間との関係を確認して、将来の浅地中埋設処分施設の基本及び詳細設計に活用するものである。

報告書

ローカルパートナーシップを採用した立地選定に関する海外調査; スロベニアとベルギー

吉岡 龍司; 神崎 典子; 大澤 英昭; 早川 剛; 仲田 久和

JAEA-Review 2013-045, 158 Pages, 2014/01

JAEA-Review-2013-045.pdf:37.31MB

放射性廃棄物処分施設の立地選定に際し、自治体や地域の利害関係者(ステークホルダー)の意見を十分取り入れ議論する場として、地域参加(ローカルパートナーシップ)を取り入れステークホルダーの理解を得たうえで進める方式が欧州において採用されている。その事例としてスロベニア、ベルギーの状況を調査した。本調査は、処分実施主体や立地選定が決定した地域の方々等を訪問して立地選定当時の状況等について聞き取りを行い、我が国への適用に際しての課題について検討を行った。本調査結果は、今後、我が国で放射性廃棄物処分場の立地選定に係る方策検討の参考となるものである。

報告書

高圧圧縮装置における安定運転のための設備改善

須藤 智之; 三村 竜二; 石原 圭輔; 里見 慎一; 明道 栄人; 門馬 利行; 小澤 一茂

JAEA-Technology 2011-015, 24 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-015.pdf:2.28MB

高減容処理施設の高圧圧縮装置は、原子力科学研究所に保管されている低レベル固体廃棄物のうち、原子炉施設等から発生した金属廃棄物について最大約2,000tの圧縮力で高圧圧縮処理を行うことにより放射性廃棄物を1/3から1/4に減容するものである。本装置における模擬廃棄物を使用した試験運転により、圧縮前後の廃棄物を移送するための動作機構並びに圧縮工程で生じた不良圧縮体の搬出作業において、安定運転を達成するうえで改善が必要な技術的課題が確認された。本稿では、本装置の安定運転に向けてこれらの課題に対して行った設備改善内容及びその結果について報告する。

報告書

研究施設等廃棄物の概念設計に供する前提条件の調査及び設定

天澤 弘也; 坂井 章浩; 坂本 義昭; 仲田 久和; 山本 正幸*; 河田 陽介*; 木原 伸二

JAEA-Technology 2010-043, 153 Pages, 2011/01

JAEA-Technology-2010-043.pdf:9.72MB

独立行政法人日本原子力研究開発機構埋設事業推進センターでは、「埋設処分業務実施に関する計画」に基づき、研究施設等廃棄物の浅地中埋設施設(以下、「埋設施設」という。)の透明かつ公正な立地選定を行う観点から、立地基準及び立地手順を策定する予定である。このため、「核原料物質,核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(原子炉等規制法)」及び「放射性同位元素等による放射線障害の防止に関する法律(放射線障害防止法)」等に定められた施設の技術基準,我が国における自然環境,社会環境等の立地条件,埋設対象廃棄物の廃棄体性状,含有核種,放射能濃度及び廃棄体の発生予測等に基づいて合理的な埋設施設の設備仕様,レイアウト等の概念検討を行うこととしている。本報告書は、埋設施設の概念設計に必要なこれらの前提条件のうち、立地条件について調査・検討を行い、必要な条件について取りまとめを行ったものである。

報告書

高圧圧縮充填固化体の空げき率評価

須藤 智之; 中塩 信行; 大杉 武史; 三村 竜二; 石原 圭輔; 里見 慎一; 明道 栄人; 門馬 利行; 小澤 一茂

JAEA-Technology 2010-041, 38 Pages, 2011/01

JAEA-Technology-2010-041.pdf:4.73MB

高減容処理施設の高圧圧縮装置は、原子力科学研究所に保管されている低レベル固体廃棄物のうち、原子炉施設等から発生した金属廃棄物について最大約2,000tの圧縮力で圧縮処理を行うことにより放射性廃棄物の減容を行うものである。高圧圧縮処理後の圧縮体を容器に収納し、固型化材料等により容器と一体化した高圧圧縮充填固化体は、将来のコンクリートピット型廃棄物埋設処分の対象となる。高圧圧縮充填固化体は、埋設処分にかかわる法令上の技術基準を満足する必要があり、その一つに固化体内部の空げき率がある。本稿では、高減容処理施設で実際の廃棄物に適用している処理手順及び方法を模擬して作製した圧縮体をモルタルにより容器と一体化した高圧圧縮充填固化体について、コンクリートピット型廃棄物埋設処分を念頭に空げき率の評価を行い、その健全性を確認した。

報告書

金属溶融設備における成型工程の合理化の検証

藤平 俊夫; 中塩 信行; 大杉 武史; 石川 譲二; 溝口 崇史; 塙 律; 染谷 計多*; 高橋 賢次*; 伊勢田 浩克; 小澤 一茂; et al.

JAEA-Technology 2010-008, 28 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-008.pdf:5.0MB

減容処理棟に設置されている金属溶融設備は、原子力科学研究所に保管廃棄された低レベル放射性廃棄物のうち、金属廃棄物について溶融し、溶融固化体とすることにより、放射性廃棄物の減容,安定化を図るものである。これまでの試験運転結果を踏まえて、本設備のうち、溶融した金属から金属塊(インゴット)を作製する成型工程の改善工事を実施した。また、平成20年10月から試験運転を実施し、合理化した成型工程の検証を行った。本稿では、試験運転によって得られた合理化した成型工程での処理時間の短縮効果,ユーティリティ消費量の低減効果,保守作業の負担軽減効果等について報告する。

報告書

金属溶融設備における成型工程の合理化のための設備改善

藤平 俊夫; 染谷 計多; 高橋 賢次; 伊勢田 浩克; 小澤 一茂; 門馬 利行

JAEA-Technology 2009-031, 29 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-031.pdf:21.66MB

減容処理棟に設置されている金属溶融設備は、原子力科学研究所に保管廃棄された低レベル放射性廃棄物のうち、金属廃棄物について溶融し溶融固化体とすることにより、放射性廃棄物の減容,安定化を図る。本設備は、平成15年度から試験運転を実施しており、その試験運転の経験から、溶融した金属の成型工程において、処理コストの低減,保守作業の負担軽減,保守作業に伴う作業員の被ばくの低減等に向けた知見が得られた。その知見を具体化するための設計検討,改善工事を平成18年度から19年度に実施し、成型工程の合理化のための設備改善が実現した。本稿では、金属溶融設備での成型工程の合理化のための検討,設備改善内容,評価等について報告する。

報告書

高減容処理施設の建設整備及び運転管理について

樋口 秀和; 大杉 武史; 中塩 信行; 門馬 利行; 藤平 俊夫; 石川 譲二; 伊勢田 浩克; 満田 幹之; 石原 圭輔; 須藤 智之; et al.

JAEA-Technology 2007-038, 189 Pages, 2007/07

JAEA-Technology-2007-038-01.pdf:15.13MB
JAEA-Technology-2007-038-02.pdf:38.95MB
JAEA-Technology-2007-038-03.pdf:48.42MB
JAEA-Technology-2007-038-04.pdf:20.53MB
JAEA-Technology-2007-038-05.pdf:10.44MB

高減容処理施設は、放射性廃棄物の廃棄体を作製する目的で日本原子力研究開発機構原子力科学研究所(旧日本原子力研究所東海研究所)に建設された施設である。施設は、大型金属廃棄物の解体・分別及び廃棄体等の保管廃棄を行う解体分別保管棟と溶融処理等の減容・安定化処理を行って廃棄体を作製する減容処理棟からなる。減容処理棟には、金属溶融炉,プラズマ溶融炉,焼却炉,高圧圧縮装置といった減容・安定化処理を行うための設備が設置されている。本報告では、施設建設の基本方針,施設の構成,各設備の機器仕様と2006年3月までに行った試運転の状況などについてまとめた。

口頭

JPDR解体廃棄物を対象とした切断作業時の放射性粉じん飛散率評価

高村 篤; 島田 太郎; 大島 総一郎; 宇野 祐一; 軍司 操一; 伊東 岳志; 助川 武則; 中山 真一

no journal, , 

原子力施設の廃止措置においては、施設の解体作業に伴う周辺公衆への被ばく線量評価が必要であり、原子力機構では評価に必要なパラメータの整備を進めている。既往のデータとしては「廃止措置工事環境影響評価ハンドブック第3次版(以下、ハンドブック)」が整備されているが、コールド試料を対象に実施した試験をもとにしているデータが大部分であり、これをもとに保守的な値がまとめられている。そこで、本研究では、ホット試料を対象に機器解体時の環境影響評価にかかわるデータを取得し、ハンドブックのデータと比較・検証し、安全評価のためのデータとして再整理することとしている。平成19年度は、ホット試料としてJPDR解体廃棄物の中から放射化金属配管及び汚染金属配管を選択し、エアプラズマ切断機を用いて切断試験を実施し、放射能基準での放射性粉じんの飛散率を取得した。また、得られたデータと既存データとの比較も行った。

口頭

JPDR解体廃棄物を対象としたプラズマ切断試験,2; 放射性粉じんの粒径分布と飛散メカニズムの検討

高村 篤; 島田 太郎; 大島 総一郎; 宇野 祐一; 軍司 操一*; 伊東 岳志; 助川 武則; 田中 忠夫; 中山 真一

no journal, , 

原子力施設の廃止措置を計画・実施するにあたっては、施設解体撤去時における周辺公衆の被ばく線量を評価して、安全性が確保できることを事前に確認しておくことが必要である。そのため、原子力機構では、被ばく線量評価に必要となるコード及びパラメータの整備を進めている。本研究では、原子炉施設廃止措置時における大気放出経路を対象とした被ばく線量評価において重要なパラメータである切断作業時の放射性粉じんの飛散率について検討した。JPDR解体廃棄物(放射化金属配管及び汚染金属配管)の切断試験を実施して、放射性粉じんの粒径分布,放射能量等のデータを取得するとともに、放射化と汚染による粉じん発生のメカニズムについて考察した。粉じんの粒径分布と放射能量の比較から、0.1$$mu$$m程度の小粒径側に放射能が濃縮される傾向があることを明らかにするとともに、比放射能の粒径依存性はCo-60とNi-63に違いがないことを確認した。また、今回の試験では内面が汚染した配管を外側より切断したが、汚染金属から気中へ移行する放射性粉じんの粒径は放射化金属のそれより大きく、放射性粉じんの発生メカニズムの違いが示唆された。放射性粉じんの発生メカニズムを推察するとともに、メカニズムを解明するための具体的な課題を抽出した。

口頭

JPDR解体廃棄物を対象としたプラズマ切断試験,1; 放射性粉じん飛散率の評価

島田 太郎; 高村 篤; 大島 総一郎; 宇野 祐一; 軍司 操一*; 伊東 岳志; 助川 武則; 田中 忠夫; 中山 真一

no journal, , 

原子力施設の廃止措置を計画実施するにあたっては、施設炉解体撤去時における周辺公衆の被ばく線量を評価して、安全性が確保できることを事前に確認しておくことが必要である。そのため、原子力機構では、被ばく線量評価に必要となる計算コード及びパラメータの整備を進めている。本研究では、原子炉施設廃止措置時における大気放出経路を対象とした被ばく線量評価において重要なパラメータである切断作業時の放射性粉じんの飛散率を、実機を用いた切断試験によって取得するとともに、これまでおもに非放射性材料を用いて蓄積されてきた既存データの妥当性について検討した。原子力機構に保管廃棄中のJPDR解体廃棄物のうち放射化金属配管及び汚染金属配管を対象としてエアプラズマによる気中切断試験を実施し、切断時に飛散する放射性粉じんの移行挙動にかかわる各種データを取得した。放射化金属についてのCo-60及びNi-63粉じんの飛散率は0.002-0.01であった。この値は、既存のデータを合理的に説明できる範囲で一致することを確認した。汚染金属についての放射性粉じんのCo-60飛散率は0.4以内でばらついたが、既存のデータ0.7の保守性を支持する結果が得られた。

口頭

廃止措置終了後の敷地解放のための環境モニタリングデータの有効性の検討

助川 武則; 島田 太郎; 宇野 祐一; 大島 総一郎; 伊東 岳志; 高村 篤; 田中 忠夫; 中山 真一

no journal, , 

原子力施設の廃止措置終了後の敷地を解放しようとする場合、施設の操業及び廃止措置に起因し、敷地に残存する放射性物質が、ある基準値以下であることを確認することが必要である。そのためには、あるエリアが履歴情報から放射性物質の影響を受けていない領域(非影響領域)であるかどうかを判断して、区分することが合理的であると考えられる。原子力施設の敷地内及び周辺では、事業者及び周辺自治体によって継続的あるいは定期的に環境モニタリングが実施され、蓄積されたデータは公開されている。本検討では、東京電力福島第一及び福島第二原子力発電所の環境モニタリングデータを参考に、発電所敷地内のエリアが非影響領域であると判断するための情報となり得るかどうかを検討した。ダストモニタの検出目標レベルのCo-60がモニタ周辺の空気中に常時存在し、40年間に渡って土壌に蓄積したと仮定すると、表層濃度は0.0045Bq/gになると試算された。この値は、例えばドイツの濃度基準0.03Bq/g(敷地を無条件解放する場合の土壌に残存するCo-60濃度)と比較して有意な差があり、ダストモニタによるモニタリングデータが非影響領域の判断に有効であることがわかった。一方、モニタリングポストでの空間線量率データについては、基準(例)を下回るような濃度に対応できず、非影響領域の判断には不十分であることがわかった。

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