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八木 直人; 美田 豊; 菅田 信博
デコミッショニング技報, (61), p.2 - 11, 2020/03
日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターでは、ウラン探鉱,ウラン採鉱,ウラン製錬・転換及びウラン濃縮に係る研究開発を実施してきたが、当初の使命を終え、現在は研究開発に使用した施設の廃止措置及び廃止措置に係る研究開発を実施している。当センターの主要な3施設のうち、製錬転換施設・濃縮工学施設の2施設は、施設内の設備解体を実施中であり、ウラン濃縮原型プラントは、廃止措置計画認可申請手続きを行っているところである。本報告では、当センターの廃止措置の現状について概要を紹介する。
米田 政夫; 大図 章; 森 貴正; 中塚 嘉明; 前田 亮; 呉田 昌俊; 藤 暢輔
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(8), P. 962, 2018/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)以前に発表した論文(アクティブ中性子法における中性子増倍効果に関する研究(J Nucl Sci Technol. 2017;54(11):1233-1239)における式の導出法を訂正する。式の導出法に間違いがあったが、最終的に導出される式は正しい。そのため、論文の結論及び議論に変更は無い。
米田 政夫; 大図 章; 森 貴正; 中塚 嘉明; 前田 亮; 呉田 昌俊; 藤 暢輔
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1233 - 1239, 2017/11
被引用回数：9 パーセンタイル：60.26(Nuclear Science & Technology)アクティブ中性子法における中性子増倍効果に関して、解析及び実験による研究を実施した。アクティブ中性子法を用いた核物質の測定では、第2世代以降の中性子による中性子増倍の影響を受ける。しかしながら、そのような中性子増倍効果による影響について、これまで十分に調べられてこなかった。本研究では、第3世代中性子による中性子増倍が無視できる場合において、測定データから第2世代中性子による中性子増倍効果の影響を補正する手法について調べ、測定データから中性子増倍の影響を除外する補正方法を提案した。更に、本手法を利用した深い未臨界度の評価手法についても示した。
大図 章; 米田 政夫; 呉田 昌俊; 在間 直樹; 中塚 嘉明; 中島 伸一
日本原子力学会和文論文誌, 15(2), p.115 - 127, 2016/06
実廃棄物ドラム缶に含まれるウラン量を少ない誤差で非破壊測定する技術の実用化を目的に、高速中性子直接問いかけ法による測定装置を設計、開発した。本法は、ドラム缶に照射した14MeVの高速中性子に起因する熱中性子とドラム缶内のウランとの核反応により発生する核分裂中性子を測定して、ドラム缶に含まれるウラン(
U)量を位置感度差を低く抑えて測定可能とするものである。ウランサンプルを用いた基本特性試験では、約10g以上の天然ウランを
20%以内の誤差で測定できること、及びウラン量の増加に対して発生する核分裂中性子数が比例して増加することを実証した。また、実廃棄物ドラム缶を用いた試験では、新しく開発した核物質量の導出法による補正値を用いることによりウラン量を迅速に推定することができた。本報では、本法の測定原理と核物質量の導出法、開発した装置、及び試験とシミュレーション結果に関して報告する。
米田 政夫; 大図 章; 春山 満夫; 高瀬 操*; 呉田 昌俊; 中塚 嘉明; 在間 直樹; 中島 伸一; 大塚 芳政
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2014/07
高速中性子直接問いかけ法(FNDI法)は非破壊測定手法の一つであり、14MeVのパルス中性子をウラン・プルトニウム等核分裂性物質を含む廃棄物ドラム缶に照射させることにより発生する核分裂中性子を測定するものである。FNDI法は、ドラム缶に含まれる核分裂性物質の量について短時間かつ正確に求めることが可能である。廃棄物で発生する自発核分裂中性子及び(
,n)反応で生成する中性子を測定する手法であるパッシブ法に比べて、FNDI法は、測定時間が短く、廃棄物ドラム缶に含まれるウランの化学形に依存しないという特長を有する。FNDI法については、これまで原子力機構東海地区にあるNUCEFにおいて、長年研究開発に取り組んできた。そこでの成果をベースとして、原子力機構人形地区において、JAWAS-Nと呼んでいるウラン廃棄物ドラム缶を測定する実証装置について設計を行った。JAWAS-Nの製作・設置は2013年に完了し、2014年からウラン位置依存性, ウラン量依存性, ウラン化学形依存性, マトリックス依存性等の特性実験を進めている。実験と並行して、MCNP等のモンテカルロコードを用いた解析を進めている。本発表では、実験結果と解析結果の比較、及び実験を実施できない多量のウラン量に対する解析評価について報告する。
在間 直樹; 中島 伸一; 中塚 嘉明; 藤木 直樹*; 門 一実
JAEA-Technology 2013-050, 39 Pages, 2014/03
JAEA-Technology-2013-050.pdf:3.56MB
200リットルドラム缶収納の廃棄物中全ウランを定量する非破壊分析(NDA)装置NWASを開発、実ウラン廃棄物の測定に適用して実績をあげた。廃棄物中ウランアルファ線と共存するフッ素等とのU-234(,n)反応で生じる中性子とU-238自発核分裂中性子を、ポリエチレン減速材により熱中性子化し、16本のHe-3比例計数管を用い測定する。また、Ge半導体検出器によりウラン濃縮度を測定する。前報ではその成果の一端を紹介したが、その後ウラン廃棄物の測定作業が順調に進行し、約850体の測定実績を記録した。多種多様なマトリックス、ウラン線源物質、広範囲のウラン質量を含有する廃棄物測定実績を積み適用範囲を拡大させてきた。その反面、測定技術・解析手法における種々の問題点も明らかになった。それらの経験を詳細に報告するとともに、新たに得られた知見を整理した。さらにパッシブ測定方式をアクティブ測定方式へと転換する高度化計画を推進し、既に装置構築を完了した。これまでの経験の意義と課題を集約し次のステップへの糧とする。
立花 光夫; 出雲 沙理; 杉杖 典岳; Park, S.-K.*
DYNATOM (Internet), p.31 - 35, 2013/04
原子力機構(JAEA)は製錬転換施設を、KAERIはウラン転換施設を有している。これらの施設は、その役割を終え廃止措置を進めている。また、各組織は最適な廃止措置計画の作成及び効率的な解体作業を実施するために廃止措置エンジニアリングシステムの開発を進めている。そこで、双方の廃止措置エンジニアリンクシステムを検証するためにベンチマーク試験を開始した。本論文は、JAEA及びKAERIが有するロータリーキルンの解体作業について手順や実績データを比較した結果とJAEAによる管理データの計算結果について述べる。
製錬転換施設廃止措置成果編集委員会
JAEA-Data/Code 2012-026, 78 Pages, 2013/01
JAEA-Data-Code-2012-026.pdf:26.08MB
人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設は、湿式一貫製錬法及び六ふっ化ウラン転換技術実証に使用した設備と回収ウラン転換技術開発に使用した設備を有する施設で、昭和54年から建設を開始し、昭和56年10月に完成した施設である。平成20年度から、管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年度までに給排気設備・廃液処理設備を除く管理区域内の機器(使用済流動媒体貯槽,処分制限財産品を除く)の撤去、平成26年度までに給排気設備・廃液処理設備等の付帯設備の解体・閉止措置等(高所及び埋設ダクト,廃液配管の一部,電気ケーブルを除く)を含む撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の平成23年度の解体実績評価に用いる作業日報の内容,解体物,二次廃棄物発生状況の基礎情報をデータ集としてまとめたものである。
立花 光夫; 出雲 沙理; 杉杖 典岳; Park, S.-K.*
Proceedings of American Nuclear Society Embedded Topical on Decommissioning, Decontamination and Reutilization and Technology Expo (DD&R 2012) (DVD-ROM), p.107 - 110, 2012/06
原子力機構は製錬転換施設を、KAERIはウラン転換施設を有している。これらの施設は、その役割を終え廃止措置を進めている。また、各組織は最適な廃止措置計画の作成及び効率的な解体作業を実施するために廃止措置エンジニアリングシステムの開発を進めている。そこで、双方の廃止措置エンジニアリンクシステムを検証するためにベンチマーク試験を開始した。本論文は、原子力機構及びKAERIが有するロータリーキルンの解体作業について手順や実績データを比較した結果と原子力機構による管理データの計算結果について述べる。
在間 直樹; 中島 伸一; 金田 弘司; 門 一実
JAEA-Technology 2010-046, 31 Pages, 2011/02
JAEA-Technology-2010-046.pdf:2.84MBJAEA-Technology-2010-046(errata).pdf:0.05MB
200リットルドラム缶に封入されたウラン廃棄物のNDA測定を中性子及び
線を用いて測定する装置の開発試験を行ったので、その状況を報告する。測定装置は中性子線測定用として16本のヘリウム-3比例計数管と線測定用として大口径NaI(Tl)シンチレーション検出器を兼ね備えている。種々のマトリックスと異なる化学形・濃縮度のウラン線源を200リットルドラム缶に装荷して試験を行った。1年に渡る試験の結果、装置の特性を把握することができ、近々人形峠環境技術センター製錬転換施設に貯蔵されているウラン廃棄物ドラム缶の測定を開始する予定である。本研究は米国ロスアラモス国立研究所との共同研究に基づくものである。
製錬転換施設廃止措置成果編集委員会
JAEA-Data/Code 2010-024, 168 Pages, 2011/01
JAEA-Data-Code-2010-024.pdf:25.76MB
製錬転換施設は、平成20年度から管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年度までに管理区域内の全機器の撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の平成21年度の解体実績評価に用いる基礎情報をデータ集としてまとめたものである。
在間 直樹; 森本 靖之; 杉杖 典岳; 門 一実
Proceedings of 13th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2010) (CD-ROM), p.311 - 320, 2010/10
The uranium refining and conversion plant at Ningyo-toge (URCP) was constructed in 1981 for the purpose of demonstration on refining and conversion processes from yellow cakes to UF
via UF
. Through 20 years, 385 tons of natural uranium of UF and 336 tons of reprocessed uranium of UF had been conducted. The basic policies are the optimization of the labor costs and the minimization of the radioactive wastes. The procedures are followings; (1) monitoring by high sensitivity surveymeters and identificating nuclide by ray spectrometry, (2) estimating uranium mass inventory, (3) planning workers distributions including of radiation control staffs, (4) deciding dismantling methods and decontaminating schematically if required, (5) measuring and classifying doserate and contamination level, (6) managing for radioactive waste container, (7) control for personal exposures. Through two years and half, almost all equipment had been dismantled except building decontamination. Several hundreds tons of dismantled wastes had accumulated in 200 litter drums. In addition, the secondary wastes had also been generated. Several thousands day of working time had spent totally. Simultaneously we are now developing for waste measuring systems with better accuracy. The further tasks imposed us summarized the followings; (1) dismantling method for higher doserate area, (2) reduction of radioactive wastes volume, (3) decontamination for the buildings, (4) waste disposal.
製錬転換施設廃止措置成果編集委員会
JAEA-Technology 2010-032, 115 Pages, 2010/09
JAEA-Technology-2010-032.pdf:29.72MB
人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設は、湿式一貫製錬法及び六ふっ化ウラン転換技術実証に使用した設備と回収ウラン転換技術開発に使用した設備を有する施設で、昭和54年から建設を開始し、昭和56年10月に完成した施設である。平成20年度から、管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成26年度までに給排気設備等の付帯設備の解体・閉止措置等を含む管理区域内の全機器の撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の基本計画を記載するとともに、廃止措置進捗状況として平成21年度下半期の実績工程,廃止措置方法,写真による廃止措置経過,部屋・作業員種別ごとの作業人工実績,解体物・二次廃棄物の発生状況についてまとめたものである。
高橋 信雄; 横山 薫; 森本 靖之; 島池 政満; 池上 宗平; 杉杖 典岳
JAEA-Technology 2010-003, 92 Pages, 2010/06
JAEA-Technology-2010-003.pdf:10.76MB
製錬転換施設は「製錬転換施設廃止措置短期計画」に従って、平成20年度に引き続き、平成21年度に水和転換室1Fから3F及び脱水転換室1F,2F,乾式工程フィルタ室を解体する。解体前の評価として解体対象機器の線計測を行い、放射能インベントリーを評価した。この結果から、解体作業を安全かつ合理的に実施するために、解体前のウラン回収の必要性を検討した。また、製錬転換施設では、回収ウランを使用していることから、解体作業時の外部被ばく量に、回収ウランに含まれるウラン同位体が影響する。このため、回収ウランに含まれる特徴的な核種を評価した。さらに、本報告書にまとめた解体実施前の線計測データの解析結果をもとに、核種挙動を整理することで、廃棄体確認の方法を検討することに利用できるよう考慮した。
製錬転換施設廃止措置成果編集委員会
JAEA-Technology 2010-002, 66 Pages, 2010/05
JAEA-Technology-2010-002.pdf:19.73MB
人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設は、湿式一貫製錬法及び六フッ化ウラン転換技術実証に使用した設備と回収ウラン転換技術開発に使用した設備を有する施設で、昭和54年から建設を開始し、昭和56年10月に完成した施設である。平成20年度から、管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年度までに管理区域内の全機器の撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の基本計画を記載するとともに、廃止措置進捗状況として平成21年度上半期の実績工程,廃止措置方法,写真による廃止措置経過,部屋・作業員種別ごとの作業人工実績,解体物・二次廃棄物の発生状況についてまとめたものである。
製錬転換施設廃止措置成果編集委員会
JAEA-Technology 2009-024, 101 Pages, 2009/06
JAEA-Technology-2009-024.pdf:60.55MB
人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設は、湿式一貫製錬法及び六フッ化ウラン転換技術実証に使用した設備(PNCプロセス)と回収ウラン転換技術開発に使用した設備(乾式転換プロセス)を有する施設で、昭和54年から建設を開始し、昭和56年10月に完成した施設である。PNCプロセスは、昭和57年3月から平成3年まで運転を行い、約385tonUの六フッ化ウランを製造した。また、乾式転換プロセスは、昭和57年12月から平成11年7月まで運転を行い、回収ウランを原料とした約338tonUの六フッ化ウランを製造した。試験終了後は、PNCプロセスを対象として解体工法等の実証試験を実施した。製錬転換施設は、平成20年度から、管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年までに、管理区域内のすべての機器の撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の平成20年度上期までの進捗状況をまとめたものである。
島池 政満; 横山 薫; 池上 宗平; 高橋 信雄; 杉杖 典岳
JAEA-Technology 2009-020, 55 Pages, 2009/06
JAEA-Technology-2009-020.pdf:2.0MB
製錬転換施設は「製錬転換施設廃止措置短期計画」にしたがって、平成20年度から48Y均質化設備(シリンダー処理室),UO
気送設備(フッ化沈殿室),捕集充填設備(コールドトラップ室・UF充填室),二級品UF乾燥設備(四フッ化ウラン供給室・四フッ化ウラン処理室)を解体している。解体前の評価として解体対象機器の線計測を行い、放射能インベントリーを評価した。この結果から、解体作業を安全かつ合理的に実施するために、解体前にウラン回収を実施する必要がある部分を予測した。また、製錬転換施設では回収ウランを使用していることから、解体作業時の外部被ばく量に、回収ウランに含まれるウラン同位体が影響する。このため、回収ウランに含まれる空間線量へ影響する特徴的な核種を評価した。さらに、本報告書にまとめた解体実施前の線計測データの解析結果は、廃棄体確認への活用、及び転換施設工程内での核種分布挙動の評価に利用することができるよう考慮した。
高橋 信雄; 森本 靖之; 徳安 隆志; 田中 祥雄; 杉杖 典岳
no journal, ,
原子力施設の廃止措置作業に伴い発生する二次廃棄物量を事前評価するため、平成20年度より開始した製錬転換施設廃止措置実績データをもとに推定モデルの検討をした。二次廃棄物は作業員装備由来の可燃物と養生用シート等の作業用資材由来の難燃物に大別される。それぞれの二次廃棄物とも作業工程ごとに発生量が変化するため、まず、作業ごとに二次廃棄物発生量を整理した。実績データの整理結果から、二次廃棄物発生量に影響を与えると考えられる因子(解体対象機器重量,作業人工)との相関を評価した。評価の結果、製錬転換施設における二次廃棄物量は作業人工による影響が大きいことを確認した。したがって、二次廃棄物の発生量は作業人工による比較的シンプルな推定モデルで評価できると考えられる。本報告では、二次廃棄物量が人工に依存する作業背景及び二次廃棄物量の発生量推定モデルについて報告を行う。
在間 直樹; 中島 伸一; 中塚 嘉明; 門 一実
no journal, ,
200リットルドラム缶収納の廃棄物中全ウランを定量する非破壊分析装置を開発した。ウランの線と廃棄物中に存在するフッ素元素等との反応で生じる
U(,n)中性子と
Uの自発核分裂中性子を、ポリエチレン減速材により熱中性子化し16本の
He比例計数管を用い測定する。バックグランド低減のため、検出器周囲は厚さ100mmのポリエチレンで遮蔽する。さらに中性子発生量は濃縮度依存のため、Ge半導体検出器を併置しUの185keV及びUの1001keVにおける線強度比を線エネルギースペクトル解析し濃縮度評価も行う。種々のマトリックスを内蔵した模擬試験体を作成し既知量のウランを内部に配置した試験により較正値を求めた。これを実際の廃棄物中ウラン量の定量に応用し、製錬転換施設のMUF削減に貢献している。
在間 直樹; 中島 伸一; 中塚 嘉明; 門 一実
no journal, ,
200リットルドラム缶収納の廃棄物中のトータルウランを定量する非破壊分析装置を開発した。主としてウランの線と廃棄中に存在するフッ素元素等との反応で生じる中性子を、ポリエチレン減速材により熱中性子化し16本のHe-3比例計数管を用い測定する。バックグランド低減のため、検出器周囲は100mmのポリエチレンで遮蔽する。さらに中性子発生量は濃縮度依存のため、Ge半導体検出器を併置し186/1001keVの線エネルギースペクトル解析により濃縮度評価も行う。種々のマトリックスを内蔵した模擬試験体を作成し定量のウランを内部に配置した試験を繰り返し較正値を求めた。これを核燃料物質の定量に応用し製錬転換施設のMUF削減に貢献している。
