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論文

Demonstrative experiments on the migration of radiocesium from buried soil contaminated by the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

山口 徹治; 島田 太郎; 石橋 純*; 赤木 洋介*; 黒沢 満*; 松原 諒宜*; 松田 祐紀*; 佐藤 滋芳*

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 22(2), p.21 - 28, 2015/12

福島第一原子力発電所事故で汚染された土壌を穴に埋設し、清浄な土壌で覆土すれば、放射性セシウムは汚染土壌から周りの土壌や地下水にほとんど移行しないことは過去の研究から推定できる。本研究では、茨城県美浦村の1つの公園と埼玉県三郷市の2つの公園において一年にわたって核種移行試験を行って、その推定を実証した。実際に汚染土壌を埋設し、散水によって放射性セシウムの移行を加速した。ボーリングコアの切断分析結果や、土壌水の分析結果からは、放射性セシウムの動きは見られなかった。また、実験室におけるカラム移行試験および収着試験によって、放射性セシウムが汚染土壌からほとんど溶け出さないことや、たとえ溶け出しても周囲の土壌に収着されてほとんど移行しないことを示すデータを得た。試験は1年間で終了したが、移流拡散モデルによるシミュレーション解析を100年間について行ったところ、セシウム-137はほとんど移行せずにその場で減衰することが示された。

報告書

ウラン廃棄物の余裕深度処分概念の検討,6

中谷 隆良; 石戸谷 公英; 船橋 英之; 佐々木 良一*; 黒沢 満*

JAEA-Research 2010-050, 104 Pages, 2011/02

JAEA-Research-2010-050.pdf:2.03MB

本検討は、「低レベル放射性廃棄物埋設に関する安全規制の基本的考え方(中間報告)」(平成19年7月、原子力安全委員会)に示された3区分のシナリオ分類のうち、「人為・稀頻度事象シナリオ」について評価シナリオを検討し、予察的な被ばく線量評価を実施したものである。評価シナリオを構築するにあたり、原子力安全委員会の審議資料等の既往文献を参考に、ボーリングコア観察、隆起・侵食等を考慮し、評価パラメータを設定した。この結果、最大被ばく線量は、対象としたすべての評価ケースにおいて、人為・稀頻度事象シナリオの「めやす(参考とする)値」である10mSv/y$$sim$$100mSv/yを下回ることを確認した。

報告書

余裕深度処分における基本・変動シナリオにかかわる検討・評価

菅谷 敏克; 曽根 智之; 中谷 隆良; 石戸谷 公英; 船橋 英之; 佐々木 良一*; 下田 紗音子*; 黒沢 満*

JAEA-Research 2009-063, 80 Pages, 2010/03

JAEA-Research-2009-063.pdf:8.35MB

本検討は、余裕深度処分対象廃棄物を処分するために必要となる情報を整備する一環として、「低レベル放射性廃棄物埋設に関する安全規制の基本的考え方(中間報告)」(平成19年7月、原子力安全委員会)に基づき日本原子力学会にて策定された「日本原子力学会標準余裕深度処分の安全評価手法:2008」等を参考に、3区分のシナリオのうち「基本シナリオ」及び「変動シナリオ」について、評価シナリオを設定した。さらに、設定したシナリオについて被ばく線量評価が可能な解析ツールを整備するとともに、設定したシナリオについて予備的な線量評価を実施した。評価の結果、最大被ばく線量は基本シナリオ及び変動シナリオのそれぞれのめやすを下回ることを確認した。(基本シナリオ10$$mu$$Sv/y:変動シナリオ300$$mu$$Sv/y)

報告書

ウラン廃棄物の余裕深度処分概念の検討,5

中谷 隆良; 石戸谷 公英; 船橋 英之; 佐々木 良一*; 黒沢 満*

JAEA-Research 2009-028, 47 Pages, 2009/10

JAEA-Research-2009-028.pdf:13.29MB

本検討は、「低レベル放射性廃棄物埋設に関する安全規制の基本的考え方(中間報告)」(平成19年7月、原子力安全委員会)に示された3区分のシナリオ分類のうち、「変動シナリオ」について検討し、予察的な被ばく線量評価を実施したものである。評価モデルを構築するにあたり、「評価シナリオ」及び「変動パラメータ」は、将来起こると予見される事象である"気候変動及び造構運動に伴う処分システムの物理的・化学的変化"を、"核種の処分施設からの放出係数","天然バリアの分配係数","地下水流速"及び"移行経路の距離"に単純化して整理し、設定した。この結果、最大被ばく線量は、対象としたすべての評価ケースにおいて、変動シナリオの「めやす(参考とする)値」である300$$mu$$Sv/yを下回ることを確認した。

報告書

ウラン廃棄物の余裕深度処分概念の検討,4

石戸谷 公英; 中谷 隆良; 船橋 英之; 佐々木 良一*; 高瀬 敏郎*; 黒沢 満*

JAEA-Research 2008-092, 64 Pages, 2008/12

JAEA-Research-2008-092.pdf:6.33MB
JAEA-Research-2008-092(errata).pdf:0.23MB

本研究では、原子力安全委員会が取りまとめた「低レベル放射性廃棄物埋設に関する安全規制の基本的考え方(中間報告)」(平成19年7月)に示されたシナリオ区分を参考とし、将来起こると予見される事象を考慮してシナリオの検討を行い、各シナリオに対するパラメータ設定及び線量評価を実施した。核種移行にかかわるパラメータとしては、処分施設からの放射性核種の放出係数,天然バリアの分配係数,地下水流速及び処分施設から河川(放射性核種の流出点)までの距離(移行距離)に着目した整理を行った。評価の結果、放射性核種の流量の増加や、天然バリアの塩水性環境への変化による一部の放射性核種の分配係数の減少により、一部のケースにおいて、10$$mu$$Sv/yをやや上回った。「造構運動-隆起・侵食」シナリオでは、条件によっては10$$mu$$Sv/yを大きく上回ったが、現実的に発生することが考えにくいパラメータの急激な変化を入力条件とした評価手法によるところも大きく、本ケースでは、パラメータの変化が1万から10万年の間に線形的に変化する条件を想定した評価を行ったところ、最大被ばく線量は10$$mu$$Sv/yを下回った。

報告書

ウラン廃棄物の余裕深度処分概念の検討,3

辻村 誠一; 船橋 英之; 石橋 純*; 高瀬 敏郎*; 黒沢 満*

JAEA-Research 2007-030, 105 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-030.pdf:7.72MB

ウラン廃棄物は、その主要核種が長半減期のウランであり、また、廃棄体からの放射線の影響をほとんど考慮しなくて良いという特徴を持っている。これまで、このような特徴を考慮に入れて、合理的な余裕深度処分についての検討を実施しており、その中で合理的な余裕深度処分システムの成立性が示唆された。しかし、この検討は特定の環境を想定した限定的なサイト条件評価である。そこで本研究では、核種移行に関するパラメータの不確実性を考慮した解析を実施し、被ばく線量とパラメータの相関関係について検討した。その結果、被ばく線量と大きな相関関係にあるパラメータは「施設近傍の地下水流速」及び「天然バリアにおけるウランの分配係数」であることがわかった。

報告書

ウラン廃棄物の余裕深度処分概念の検討,2

辻村 誠一; 船橋 英之; 石橋 純*; 高瀬 敏郎*; 黒沢 満*

JAEA-Research 2006-029, 96 Pages, 2006/07

JAEA-Research-2006-029.pdf:3.97MB

ウラン廃棄物は、その主要核種が長半減期のウランであり、また、廃棄体からの放射線の影響をほとんど考慮しないでよいという特徴をもっている。このような特徴を考慮に入れて、合理的な余裕深度処分についての検討を2年間実施してきた。本研究では、長期間にわたる化学環境の変化を考慮して、異なる化学環境(還元環境,酸化環境)を想定し、収着パラメータ等の影響を分析するための安全評価を行い、還元環境を維持するための人工バリアの必要性について評価を行った。その結果、処分システムの化学環境が還元から酸化へ変化しても一般公衆の被ばく線量は増加しないことがわかった。現実的な酸化環境の収着パラメータを用いた評価においても、10$$mu$$Sv/年を上回ることはないことがわかった。本年度及び前年度の検討から、ウラン廃棄物の余裕深度処分においては核種移行を抑制し、還元環境を維持する人工バリアを削減できる可能性があることがわかった。

論文

Replacement of pressure surge tank and vent valves in JMTR

石井 敏満; 大岡 紀一; 齋藤 順市; 小林 俊一; 高橋 邦裕; 塚田 隆; 岩井 孝; 黒沢 義昭; 星屋 泰二; 辻 宏和

Proceedings of International Symposium on Case Histories on Integrity and Failures in Industry (CHIFI), p.227 - 236, 1999/00

本報では、JMTR一次冷却設備主循環系統で発生した機器の損傷事例、その原因調査及び復旧作業について述べる。第一の事例は、1996年の定期自主検査時に、圧力サージタンクで発見された微小な応力腐食割れである。割れは、非破壊試験によりタンク胴体とマンホール管を接合した補強板で検出された。応力腐食割れ発生の原因は、胴体と補強板との隙間に塩素分が濃縮された水溶液が存在したためである。タンクの交換と使用前検査は1997年7月までに終了した。第二の事例は、主循環系主熱交換器出口配管に接続されるベント弁で発見された一次冷却水の微小漏洩である。漏洩は、弁の溶接熱影響部に発生した粒界割れが弁本体外側に達したために生じた。調査の結果、割れは弁の本体と蓋の合わせ面に開口した鋳巣を起点に発生し、溶接の熱影響部の結晶粒界及び鋳巣に沿って腐食が進行していた。復旧と対策として、主循環系統の同型弁の交換を実施した。

報告書

インライン酸濃度モニタの開発(I)

久野 剛彦; 佐藤 宗一; 秋戸 満*; 矢口 一重*; 黒沢 明

JNC-TN8400 99-001, 90 Pages, 1998/09

JNC-TN8400-99-001.pdf:7.74MB

本検討では湿式ピューレックス方式による使用済燃料再処理工場処理工程中の核燃料物質を含む硝酸溶液を対象として、音速度分析法及び導電率分析法に微分パルスボルタンメトリーにより測定されたウラン、プルトニウム等溶質濃度の補正を加え、酸濃度をインラインモニタリングするための測定技術の開発を行った。ボルタンメトリー法と音速度分析法及び導電率分析法を組み合わせてウラン、プルトニウム各溶液の酸濃度を測定するインライン技術の確立を目的として、基礎データ収集及びインラインモニターへの適用性試験を行い、以下のように有効性が確認されたので報告する。【音速度分析法】ウラン溶液系では、ウラン濃度0$$sim$$180g/l、酸濃度に関して1$$sim$$6mol/dm3の濃度範囲で分析可能なことを確認した。プルトニウム溶液においても、プルトニウム濃度0$$sim$$20g/l、酸濃度1$$sim$$4mol/dm3の範囲に対し、数%の精度で使用可能であることを確認した。本法は、測定部の機械的強度、化学的耐久性についても問題ないことがわかった。【導電率分析法】ウラン濃度に関して100g/l以下、プルトニウム濃度では20g/l以下の領域で、酸濃度については両系とも0$$sim$$3mol/dm3の範囲について測定可能(精度数%)であり、極低濃度領域における範囲でも条件付きで測定可能なことを確認した。

口頭

ウラン廃棄物の余裕深度処分概念の検討

中谷 隆良; 船橋 英之; 石戸谷 公英; 佐々木 良一*; 高瀬 敏郎*; 黒沢 満*

no journal, , 

本検討では、ウラン廃棄物の特徴を考慮に入れ、原子力安全委員会が取りまとめた「低レベル放射性廃棄物埋設に関する安全規制の基本的考え方(中間報告)」(平成19年7月)に示されたシナリオ区分を参考とし、そのうちの「基本シナリオ」について、将来起こりうる確からしいと予見される変化の検討、それら変化事象に関するパラメータの設定及び被ばく線量評価を実施した。

口頭

ウラン廃棄物余裕深度処分における安全評価

中谷 隆良; 船橋 英之; 石戸谷 公英; 佐々木 良一*; 黒沢 満*

no journal, , 

本評価は、ウラン廃棄物の余裕深度処分について、原子力安全委員会から示された3区分のシナリオのうち「変動シナリオ」について、日本原子力学会の考え方等を参考にして評価シナリオの検討及びパラメータ設定を行い、予察的な被ばく線量評価を実施した。

口頭

余裕深度処分における被ばく線量評価,1; 基本・変動シナリオの検討・評価

中谷 隆良; 菅谷 敏克; 曽根 智之; 石戸谷 公英; 船橋 英之; 佐々木 良一*; 下田 紗音子*; 黒沢 満*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、保有する余裕深度処分の対象となる放射性廃棄物について、処分の実現に向けた準備作業を進めている状況にある。この処分を実現させるためには、対象廃棄物が安全に処分できることを確認する必要がある。本研究では、「日本原子力学会標準余裕深度処分の安全評価手法:2008」等を参考に、原子力安全委員会報告書(平成19年7月)に示された3区分のシナリオ分類のうち「基本シナリオ」及び「変動シナリオ」について、想定される処分システムの状態変化及び被ばく経路の可能性を考慮し、評価シナリオを設定するとともに、設定した評価シナリオについて、一般公衆に対する予備的な被ばく線量評価を実施した。

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