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1
プルトニウム転換技術開発施設における硝酸プルトニウム溶液の安定化処理に係る分析業務報告; 平成27年12月$$sim$$平成28年10月
堀籠 和志; 田口 茂郎; 石橋 篤; 稲田 聡; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹
JAEA-Technology 2017-008, 14 Pages, 2017/05
東海再処理施設のプルトニウム転換技術開発施設では、硝酸プルトニウム溶液を安定な形態のウラン・プルトニウム混合酸化物に転換し、硝酸プルトニウム溶液が有する水素発生などの潜在的ハザードを低減するための安定化処理を平成26年4月から開始し、平成28年7月に終了した。本処理を円滑に進めるため、同分析設備では、ウラン・プルトニウム混合酸化物粉末及びその原料となる硝酸ウラニル溶液、硝酸プルトニウム溶液等の分析を実施してきた。本報告書は、本処理に係わる平成27年12月から平成28年10月までに実施した約2,200件の分析業務及び分析設備の保守・点検などの関連業務の実績についてまとめたものである。
2
Sorption behavior of Np(V) on microbe pure culture and consortia
大貫 敏彦; 香西 直文; 坂本 文徳; 宇都宮 聡*; 加藤 憲二*
Chemistry Letters, 2(5), p.771 - 774, 2017/05
微生物共同体及び単離された鉄還元バクテリアへのNp(V)の吸着挙動を、休眠状態の細胞を用いてpH3$$sim$$7において調べた。不活性雰囲気における鉄還元菌へのNp(V)の吸着量及び大気状態での微生物共同体への吸着量は、pH5以下で大気条件下における鉄還元菌への吸着量より多かった。この結果は、微生物細胞表面への吸着以外のメカニズム、すなわちNp(IV)への還元反応が関わっている可能性を示唆する。
3
Preliminary assessment of the highest potential transmissivity of fractures in fault zones by core logging
石井 英一
Engineering Geology, 221, p.124 - 132, 2017/04
断層帯に関する既往の水理力学的研究によると、引張性/ハイブリッド性のダメージゾーン亀裂を伴わない断層帯は非常に脆性的な様式での断層運動を経験していない可能性が高く、断層帯中の亀裂の潜在的な最大透水量係数は10$$^{-8}$$m$$^{2}$$/s以下である可能性が高いことが想定される。本研究はこの想定を検証するために、断層帯中のダメージゾーン亀裂の破壊モード(引張性/ハイブリッド性/せん断性)と断層帯中の亀裂の最大透水量係数の関係を、幌延の珪質泥岩中のボーリング孔データ(コア観察結果と流体電気伝導度検層結果)から検討した。引張性/ハイブリッド性のダメージゾーン亀裂を伴わない断層帯の96%(35/36)は流体電気伝導度検層によって断層帯中に検出されるフローアノマリーの透水量係数は10$$^{-8}$$m$$^{2}$$/s以下であった。この結果は先述の想定を支持する。
4
三次元レーザスキャナ計測の坑道壁面の割れ目観察への適用性
早野 明; 板倉 賢一*
Journal of MMIJ, 133(4), p.76 - 86, 2017/04
大規模地下施設建設の坑道掘削時に行われる割れ目観察は、調査員の目視観察とクリノメーターを使用した割れ目方位の簡易計測といった従来からの手法に基づいている。そのため、調査の規模が大きいほどデータ品質の確保と調査員の安全確保が依然として課題である。計測対象物の三次元形状を表す点群を瞬時に取得できる三次元レーザスキャナ計測は、これらの課題解決に有効である。本研究では、レーザ計測の坑道壁面の割れ目観察への適用性を確認するために、坑道壁面の形状を表す点群から割れ目の方位やトレース長などの空間分布に関する情報を取得する方法を検討した。その手法は、坑道壁面形状を表す判読画像を用いた割れ目判読を基本としている。そして、その手法を掘削長50m程度の水平坑道に適用し、点群から取得できる割れ目データがどの程度従来手法に基づく割れ目データを再現しているのか確認した。その結果、調査員が目視観察により抽出した割れ目のうち8割強の割れ目が抽出され、割れ目方位も従来手法と比べて遜色ないことを確認した。点群から抽出できなかった割れ目のほとんどは、透水に寄与しないトレース長が短く密着性の良い割れ目であった。
5
Improvement of INVS measurement uncertainty for Pu and U-Pu nitrate solution
Swinhoe, M. T.*; Menlove, H. O.*; Marlow, J. B.*; 牧野 理沙; 中村 仁宣
LA-UR-17-23474, 28 Pages, 2017/04
在庫サンプル測定システム(INVS)は、プルトニウム転換技術開発施設においてMOX粉末及びPu溶液試料の査察に用いられる非破壊測定装置である。現在の測定不確かさは3-5%程度であるが、1%以下まで改善できれば、計量管理に用いる破壊分析の低減、迅速測定等の効果が期待できる。本研究ではINVSの高精度化を目的とし、実際の硝酸Pu溶液及びU-Pu硝酸溶液を用いて、3つの手法(パッシブ校正曲線法、known-$$alpha$$法及びマルチプリシティ法)を検討した。まず検出器のパラメータの最適化及び特性試験を行った後、パッシブ校正曲線法及びknown-$$alpha$$法のための校正曲線を得た。3つの手法の測定結果より、現実的なサンプル濃度の範囲で、ダブルスカウントと$$^{240}$$Pu effective massとの間に良い相関があることを全手法について確認できた。特にパッシブ校正曲線法が最も相関がよく、known-$$alpha$$とともに目標精度である1%を達成した(22時間測定)。バックグラウンドシングルスの変化がこれらの校正の精度に影響すると考えられることから、精度を向上させるため、追加の遮蔽体をINVSに導入した。その結果、特にknown-$$alpha$$法の測定精度が向上した。また遮蔽体を用いた結果、パッシブ校正曲線法及びknown-$$alpha$$法で目標精度の1%以内を達成し、そのために必要な測定時間は1時間以内となることを確認できた。
6
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) (DVD-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。
7
Treatment of electric hydraulic control fluid (EHC Oil) with steam-reforming system
岡留 善裕; 青山 佳男; 佐々木 悠; 福嶋 峰夫
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 6 Pages, 2017/04
Electric Hydraulic Control fluid (EHC Oil) is used as the working fluid in the high-pressure EHC system on steam turbine-generator unit of nuclear power plant. Disposal EHC Oil is stored as radioactive secondary waste and can be incinerated, however phosphorous compounds will be generated. Phosphorous compounds causes corrosion of incinerator wall and clogging of filter. The objective of this study is to develop the treatment for the disposal EHC Oil using steam-reforming system which has a potential for reduction of radioactive secondary waste. We conducted the treatment test using EHC Oil and n-dodecane mixture as simulated disposal EHC Oil with 3.5wt% of phosphorus compounds. We measured the weight reduction rate of the simulated disposal EHC Oil in the gasification chamber. As the results, more than 99% of the simulated disposal EHC Oil was gasified from the gasification chamber at temperature of 600 or more.
8
Current status of decommissioning activities at Ningyo-toge Environmental Engineering Center
石森 有
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 7 Pages, 2017/04
本論文では、人形峠環境技術センターの4施設の廃止措置の現状について概説する。(1)試験製錬所は1999年から2002年にかけて解体され、解体物は解体物管理施設に保管され、汚染量が測定されている。(2)製錬転換施設の主要機器は2008年から2013年にかけて解体撤去され、約530tの解体物が発生した。より簡易なエリア管理とするため、他の物品、設備の処置を講じている。(3)濃縮工学施設の遠心分離機の一部は、5%の希硫酸によって除染され、それらのいくらかがクリアランス後に再利用されている。遠心分離機を除いた主要な機器は、2014年から撤去が始まり、2022年に終了予定である。これまでに、約270tの解体物が発生した。(4)ウラン濃縮原型プラントの遠心分離機は、解体の前処理として2002年から$$mathrm{IF}_7$$による滞留ウラン除去を行っている。除染効果は、DOP-1では91%、DOP-2では99%であった。今後の計画については検討中である。(5)計測などの関連技術についても解説する。
9
Development of the reasonable confirmation methods concerning radioactive wastes from research facilities
林 宏一; 岡田 翔太; 出雲 沙理; 星野 譲; 辻 智之; 仲田 久和; 坂井 章浩; 天澤 弘也; 坂本 義昭
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 7 Pages, 2017/04
日本では、原子力発電所から発生した低レベル放射性廃棄物の浅地中埋設処分は実施されているが、それ以外の研究炉やRI使用施設等から発生する放射性廃棄物の浅地中埋設処分は実施されていない。このため、原子力機構は日本における研究施設等廃棄物の実施主体となり、処分に向けた活動を行っている。本報告では、研究施設等から発生した廃棄物の合理的な廃棄確認方法の開発に焦点を当てた活動の成果を報告する。
10
Development and implementation of GloveBox Cleanout Assistance Tool (BCAT) to detect the presence of MOX by computational approach
中村 仁宣; 中道 英男; 向 泰宣; 細馬 隆; 栗田 勉; LaFleur, A. M.*
Proceedings of International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering (M&C 2017) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2017/04
施設の計量管理と保障措置を適切に行うため、PITの前に実施するクリーンアウトの計画段階において、核物質の位置と量がどこにどれくらいあるかを把握することは極めて重要である。原子力機構とLANLは共同で、クリーンアウトにおいてMOX粉末の存在が目視で見ることができない課題に対し、MOX粉末の回収を支援するためのツール(BCAT)を、計算手法に基づく分散線源解析法(DSTA)を用いて開発した。BCATは単純な中性子測定器から構成され、運転員にホールドアップの位置を提供する。中性子測定結果から、ホールドアップの位置とその量を把握するために、57測定点からなるBCATの中性子測定結果とホールドアップの位置や量を知るために定義したエリア(53ヶ所)との関係をMCNPXシミュレーションに基づく行列手法(数学的な手法)で求めた。このため、MCNPXのモデルは、プロセス全体をより精密に構築する必要があった。BCATは運転員にホールドアップを回収すべき場所を提供することから、ホールドアップを効果的に回収することができるとともに、MUFの低減にも寄与する(MUFの低減は計量管理の改善に役立つ)。また、BCATは、核物質の効果的な回収に寄与するばかりではなく未測定在庫等の発見にも貢献する。原子力機構では廃止措置に係るグローブボックスの解体を、保障措置上の透明性を維持しながら実施するために、本ツールを効果的に活用していく予定である。
11
ウランを含む廃棄物ドラム缶の$$gamma$$線スペクトルデータに対するランダムフォレスト法とサポートベクターマシン法の分類性能の比較
秦 はるひ; 石森 有
Radioisotopes, 66(4), p.149 - 158, 2017/04
放射能インベントリの推定には、放射性核種の組成に応じたドラム缶の分類が必要となるため、ウランを含む廃棄物ドラム缶の$$gamma$$線スペクトルデータに対するランダムフォレスト法とサポートベクターマシン法の分類性能を比較した。使用したドラム缶に含まれるウランは、ウラン鉱石由来の天然ウランと回収燃料に由来する回収ウランおよびイエローケーキ中の不純物由来のラジウムを多く含む天然ウランである。これらのドラム缶の$$gamma$$線スペクトルデータ1037点のうち、75点を訓練データとし、残りのデータ962点を用いて比較した。今回の検討では、ランダムフォレスト法がチャネルシフトに影響を受けない分類となった。
12
東濃地科学センターにおける断層ガウジ試料のカリウム-アルゴン(K-Ar)年代測定
田村 肇*; 柴田 健二*; 高橋 直哉; 丹羽 正和
JAEA-Testing 2017-001, 52 Pages, 2017/03
地層処分における地質環境の長期安定性に係る評価のうち、断層の活動性評価に関しては、断層活動時期についての情報を得ることが不可欠である。東濃地科学センターでは、断層活動時期の推定のための年代測定技術の一つとして、断層ガウジのカリウム-アルゴン(K-Ar)年代測定を実施している。測定結果の評価の一助とするため、K-Ar年代測定のための試料処理、分析、および年代計算の手順を本報告書にまとめた。
13
瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討(平成27年度); 設計・施工計画および施工対策技術の開発(委託研究)
戸栗 智仁*; 小林 伸司*; 辻 正邦*; 矢萩 良二*; 山田 俊子*; 松井 裕哉; 佐藤 稔紀; 見掛 信一郎; 青柳 芳明
JAEA-Technology 2017-005, 43 Pages, 2017/03
超深地層研究所計画における工学技術に関する研究は、大きく分けて、(1)「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、(2)「研究坑道の建設技術の開発」、(3)「研究坑道の施工対策技術の開発」、(4)「安全性を確保する技術の開発」および(5)「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の5項目に分類して進めている。これまでは、「第2段階」の調査研究として、研究坑道掘削工事で取得される計測データや施工データを用いた評価に基づく設計の妥当性についての検討などを中心に進めるとともに、「第3段階」の調査研究として、施工対策技術としての湧水抑制対策についても検討してきた。平成27年度は、第3期中長期計画で実施する必須の研究開発課題である「地下坑道における工学的対策技術の開発」の一環として実施中のウォータータイトグラウト技術の開発に関連し、これまで瑞浪超深地層研究所で実施・整備してきたグラウト技術の取りまとめ、その結果に基づく深度500m研究アクセス南坑道におけるポストグラウチング計画立案、地層処分の観点からの技術開発成果の整理、グラウト技術に代わる止水技術に関する情報収集・整理を実施した。
14
東日本大震災に伴い被災した保管体の復旧作業について
石原 圭輔; 金澤 真吾; 小澤 政千代; 森 優和; 川原 孝宏
JAEA-Technology 2017-002, 27 Pages, 2017/03
原子力科学研究所の保管廃棄施設(廃棄物保管棟・I、廃棄物保管棟・II及び解体分別保管棟)では、鋼製のパレットに200Lドラム缶等の放射性廃棄物保管体(以下、「保管体」という。)を積載し、高さ方向に2段積から4段積で保管を行っている。平成23年3月11日に発生した東日本大震災では、この保管廃棄施設において、パレットが横滑りし、保管体が斜めに傾いて折り重なり(以下、「荷崩れ」という。)、床に落下する等の被害が生じた。荷崩れ・転倒した保管体を原状に復旧する作業は、これまでに経験の無いものであり、放射線災害や労働災害防止の観点から、本件に特化した、綿密な作業工程や作業手順の立案が必要となった。このため、詳細な作業要領書を作成し、予めモックアップ試験を重ね、作業者の習熟及び作業手順を確立した上で、平成23年4月から再配置作業に着手した。最終的に、保管廃棄施設の運用を継続しつつ、平成27年9月に約4年半にわたる再配置作業を無事故で終了し、すべての保管体について原状復旧を完了できた。本稿は、原状復旧を行うにあたり実施した放射線災害防止対策や労働災害防止対策等を中心に報告を行うものである。
15
溶出モデルを用いたトレンチ処分施設における核種移行評価
戸塚 真義; 黒澤 亮平*; 坂井 章浩; 仲田 久和; 林 宏一; 天澤 弘也
JAEA-Technology 2017-001, 40 Pages, 2017/03
日本原子力研究開発機構では、国内の研究施設などから発生する低レベルの放射性廃棄物(以下、「研究施設等廃棄物」という)の浅地中埋設処分を計画している。本稿は、研究施設等廃棄物のトレンチ処分施設における地下水シナリオの評価において、トレンチ処分施設からの放射性物質の浸出モデルとして、放射性物質が廃棄物から一定の溶出率で処分施設内の充填土層へ溶出するモデルを開発し、これを用いて線量及び基準線量相当濃度の評価を実施した。この線量評価結果とこれまで用いられてきた分配平衡モデルの線量を比較し溶出の影響を評価した。また、トレンチ処分対象で安定5品目以外のセメント固化体等は、遮水層を設置したトレンチ処分施設に処分することを想定しており、この遮水層による浸透水量の低減効果をパラメータとしてトレンチ処分施設における地下水シナリオの線量及び基準線量相当濃度への影響を評価した。
16
再冠水試験に伴う坑道周辺岩盤の変位計測結果
桑原 和道*; 青柳 芳明; 尾崎 裕介; 松井 裕哉
JAEA-Research 2017-002, 39 Pages, 2017/03
深度500m冠水試験抗道における再冠水試験によって生じると予測される、坑道周辺岩盤の地中変位を捉えるため、高精度で耐久性のある光ファイバ式岩盤変位計を開発し、冠水坑道内の岩盤変位観測孔に設置した。冠水・水圧回復試験の第一回目は2015年9月に開始されたが、本計測は試験開始前から行い、大きなトラブルもなくデータ収集を継続している。第一回目の冠水試験および第二回目の試験(2016年1月に開始)で冠水坑道内の水圧が上昇すると、冠水坑道壁面近傍の変位計では、縮み側への変位が観測された。計測された変位量と、岩盤を等方均質弾性的挙動をすると仮定して試算した結果と比較すると、抗壁面ではある程度は一致するが、壁面から離れると測定結果は、試算よりも小さかった。これらの結果は、実際の岩盤では割れ目や不均質性が存在するため冠水坑道壁面に作用している水圧がそのまま内部に作用していないためと考えられる。
17
幌延深地層研究計画における坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階:深度350mまで)研究成果報告書
佐藤 稔紀; 笹本 広; 石井 英一; 松岡 稔幸; 早野 明; 宮川 和也; 藤田 朝雄*; 棚井 憲治; 中山 雅; 武田 匡樹; et al.
JAEA-Research 2016-025, 313 Pages, 2017/03
幌延深地層研究計画は、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関わる研究開発の一環として、日本原子力研究開発機構が北海道幌延町で進めているプロジェクトである。本報告書は、深度350mの研究坑道掘削終了までの期間(2005年4月から2014年6月)に行われた第2段階における調査研究の成果を取りまとめたものである。第2段階における深地層の科学的研究では、「地質環境調査技術開発」、「深地層における工学的技術の基礎の開発」、「地質環境の長期安定性に関する研究」を、地層処分研究開発では、「処分技術の信頼性向上」、「安全手法の高度化」を実施し、これらに加えて「地下施設の建設」、「環境モニタリング」を実施し、当初の目標どおりの成果を得た。「地質環境調査技術開発」では、坑道掘削中の地質環境の変化を把握するとともに、第1段階で予測した結果の妥当性を確認した。「深地層における工学的技術の基礎の開発」においては、地下施設の建設に適用した工学的技術の有効性を確認した。「地質環境の長期安定性に関する研究」ならびに地層処分研究開発の「処分技術の信頼性向上」と「安全手法の高度化」では、この期間の研究成果をまとめた。「地下施設の建設」では坑道掘削の実績を整理した。「環境モニタリング」では、環境調査などを継続し、地上及び地下施設の建設に伴う影響の低減を図る措置が適切であることを確認した。
18
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(2015年度)
林田 一貴; 加藤 利弘; 宗本 隆志; 青才 大介*; 乾 道春*; 久保田 満; 岩月 輝希
JAEA-Data/Code 2017-008, 52 Pages, 2017/03
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、2015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。
19
幌延深地層研究計画(第1段階)における深層ボーリング調査の物理検層データ集
宮良 信勝; 松岡 稔幸
JAEA-Data/Code 2017-005, 34 Pages, 2017/03
日本原子力研究開発機構では、堆積岩を対象とした深地層の研究施設計画を北海道幌延町において進めている。本データ集は、幌延深地層研究計画(第1段階)において実施した深層ボーリング調査(HDB-1$$sim$$HDB-11)のうち、物理検層のデータを取りまとめたものである。
20
超深地層研究所計画における研究坑道での湧水量計測データ集; 2014$$sim$$2015年度
上野 哲朗; 竹内 竜史
JAEA-Data/Code 2017-003, 46 Pages, 2017/03
日本原子力研究開発機構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、岐阜県瑞浪市において結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。この計画は、「地表からの調査予測研究段階(第1段階)」、「研究坑道の掘削を伴う研究段階(第2段階)」、「研究坑道を利用した研究段階(第3段階)」の3段階からなる。研究所用地における第1段階の調査研究は、2002年度から2004年度まで実施され、2004年度からは第2段階の調査研究が、2010年度からは第3段階の調査研究が開始されている。研究坑道内に湧出する地下水については、超深地層研究所計画の「研究坑道の掘削を伴う研究段階(第2段階)」における岩盤の水理に関する調査研究の一環として計測体制が整備されて計測を開始し、2013年度に第2段階が一旦終了した後も、湧水量計測を継続している。本データ集は、2014-2015年度に実施した研究坑道内での湧水量計測で取得したデータを取りまとめたものである。