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論文

Fukushima cleanup; Status and lessons

宮原 要; McKinley, I. G.*; 斎藤 公明; 飯島 和毅; Hardie, S. M. L.*

Nuclear Engineering International, 60(736), p.12 - 14, 2015/11

http://www.neimagazine.com/features/featurefukushima-cleanup-status-and-lessons-learned-4724423/

福島の環境回復の取組みは、避難住民の早期帰還や住民の安全・安心の確保に向けて知見や技術を集約しつつ進められており、今後の原子力防災の観点からも取りまとめた知見が活用されるべきである。

報告書

Proceedings of the Second Workshop on Residual Radioactivity and Recycling Criteria jointly sponsored by the United States Environmental Protection Agency, the Office of Radiation and Indoor Air and Japan Atomic Energy Research Institute, November 9-11, 1994, Tokai, Japan

山本 英明; J.A.Mackinney*

JAERI-Conf 95-015, 354 Pages, 1995/07

JAERI-Conf-95-015.pdf:12.64MB

原研と米国環境保護庁との間の放射線防護分野における研究協力の取決めに基づき、残留放射能・再利用規準に関する第2回ワークショップが1994年11月9日から11日までの3日間東海研究所で開催された。本報文集は同ワークショップの29件の発表論文及び討論内容を収録したものである。

論文

Developments of tritium technology for next-step fusion devices under JAERI-DOE(LANL) collaboration

成瀬 雄二; 奥野 健二; 吉田 浩; 小西 哲之; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(12), p.1081 - 1095, 1990/12

https://doi.org/10.3327/jnst.27.1081

トリチウムプロセス研究棟でのトリチウム技術に関する基礎工学的研究と米国ロスアラモス国立研究所のTSTA施設でのトリチウム精製・循環システムの実証試験とは核融合炉における燃料サイクルを確立する上で相補的関係にある。この観点に立ち、1980年代初めより約10年間に亘って日米協力が実施されている。AnnexIIIではトリチウム燃料・捕集システムのために開発されたコンポーネントのトリチウム実証試験が実施され、その有用性が証明された。また、AnnexIVでは、100g規模のトリチウムを用いてTSTAによるトリチウム精製・循環システムの実証試験が日米共同で実施され、核融合炉燃料サイクルに関するトリチウム技術およびトリチウム安全技術について多くの成果が得られた。本論文では、これらの成果をレビューする。

報告書

Joint operation of TSTA under the collaboration between JAERI and DOE-LANL; An Integrated loop operation with 100-g tritium in July 1988

奥野 健二; 榎枝 幹男; 井手 隆裕*; 福井 裕*; 吉田 浩; 成瀬 雄二; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*; Sherman, R. H.*; R.V.Carlson*; et al.

JAERI-M 90-028, 73 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-028.pdf:1.51MB

本報告書は、日米協力Annex IVに基づいて1988年7月に米国ロスアラモス国立研究所のトリチウム試験施設(TSTA)において実施されたTSTA共同ループ試験の結果をまとめたものである。本共同ループ試験の主要目的は、DOEによる技術安全審査委員会(TSA)に対してTSTAシステムの安全性を示すことにあった。試験は安全かつ成功裏に終了した。また、本試験において多くの技術的成果も得られた。特に、水素同位体分離システムの制御およびその分離特性に及ぼすヘリウムの影響に関しては重要な知見が得られた。

報告書

OWL-1ループ1次冷却系に放出されたFPの測定

山本 克宗; 横内 猪一郎; 岡川 誠吾; 比佐 勇; 石渡 名澄

JAERI-M 83-007, 50 Pages, 1983/03

JAERI-M-83-007.pdf:1.65MB

JMTRの高温高圧炉内水ループ(OWL-1)を用いて、一連の人工欠陥燃料照射によるFP放出実験か行われ、この実験中に、ループ1次冷却系内に放出されたFP核種(および$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Np)を測定した。ループ1次冷却水中での放射性ヨウ素の化学形は主としてI$$^{-}$$であったが、原子炉停止直後にはI$$^{+}$$$$^{5}$$$$^{,}$$$$^{+}$$$$^{7}$$(IO$$^{-}$$$$_{3}$$,IO$$^{-}$$$$_{4}$$)が50%以上になることもあった。ループ1次系内に挿入した金属板試料には主として$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I,$$^{9}$$$$^{9}$$Mo,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Npが付着した。FP放出実験終了後に配管等の壁面に付着して1次系内に残留している$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの量と系内水洗時の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度との関係について検討した。この他イオン公刊樹脂塔による$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$lに水中の除去効率、ループの気水分離器内での$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの気液分配、水中のFPの存在形態などについて測定を行った。また、 放射性ヨウ素について、照射初期、定常運転時および冷却水条件の変動時のR/B(放出速度/生成速度)と崩壊定数との関係をプロットし、人工欠陥燃料からのこれらの核種の放出について若干の考察を行った。

口頭

Actions for environmental restoration of Fukushima

岡田 尚

no journal, , 

原子力機構は、福島第一原子力発電所(1F)事故の直後から環境除染モデル実証試験に取り組んだ。これらの結果は、政府の除染関係ガイドライン制定に寄与し、これをもとに国と自治体による環境除染が実施された。これにより2017年4月までに、帰還困難区域を除きほとんどの自治体で避難指示が解除された。福島県内の環境除染作業で生じる除去土壌や廃棄物の量は1600万$$sim$$2,200万m$$^{3}$$と推定されている。国はこれら膨大な量の除去土壌等を、中間貯蔵施設で集中的に保管し、30年後に、福島県外で処分を完了する計画を定めた。また福島県外処分の実現のための鍵は、処分量を低減することである。このため国は、安全評価を行い、放射能濃度の比較的低い土壌を土木資材として、適切な管理の下で活用することを定めた。今回は、福島の環境回復について、これまでの取組みと現状を報告する。

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