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論文

Radon concentration dependence of alpha radioactivity measurement using ionized air transportation

内藤 晋*; 佐野 明*; 泉 幹雄*; 野田 悦夫*; 林 和夫*; 佐藤 光吉*; 須藤 收; 宮本 泰明; 近藤 慎一*; 飯沼 恒一*; et al.

Nuclear Science Symposium Conference Record, 2005 IEEE, Vol.1, p.495 - 499, 2005/10

ウランで汚染された大型かつ複雑な表面形状の廃棄物の$$alpha$$放射能を測定するため、$$alpha$$放射能モニタ($$alpha$$クリアランスモニタ)を開発している。モニタは、$$alpha$$粒子を空気流によって輸送し、そのイオン電流を測定する$$alpha$$放射能測定方法を用いている。$$alpha$$クリアランスの主要な問題の一つは、主として空気中のラドンに起因するバックグランドイオン電流(約700fA)である。その電流は1個の$$alpha$$粒子のイオン電流(数fA)よりも非常に大きく、$$alpha$$放射能の測定限界に強い影響を与えている。この測定限界を改善するため、われわれは、モニタ内部のラドン濃度を、新たなラドン検出器を追加することなくモニタする方法を開発した。また、検出下限への影響因子として、イオン移動度及びイオン再結合係数の環境依存性(温度,湿度,エアロゾル濃度)を測定し評価した。

論文

日本原子力研究所東海研究所における可燃性固体廃棄物の焼却処理について

内藤 和夫; 平山 勝嘉; 川上 泰

NGK原子力技報, 0(3), p.4 - 13, 1991/03

NGK原子力技報は、日本ガイシ(株)が発行している雑誌であり、主にこの会社に関係した廃棄物処理について記載したものである。今回、日本ガイシ(株)は、乾式焼却処理装置の納入実績のある原研やRI協会などの非電力における焼却処理の特集を行う予定である。このため、当研究所に投稿の依頼があり、東海研究所での焼却処理装置の開発経過及び処理実績などをまとめた。その主な内容は、次のとおりである。(1)東海研究所での放射性廃棄物処理方法の概要、(2)これまでに設置した3基の焼却処理装置の概要、(3)セラミックフィルタを用いた乾式排ガス処理装置の開発試験および乾式焼却装置の処理実績、(4)今後の焼却処理の課題

報告書

ダクトストリーミング簡易計算コードDUCT-IIおよびスカイシャイン簡易計算コードSHINE-IIの開発

林 克己*; 山田 光文*; 秦 和夫*; 増川 史洋; 内藤 俶孝

JAERI-M 91-013, 54 Pages, 1991/02

JAERI-M-91-013.pdf:1.39MB

原子力施設等における遮蔽体中のダクト、スリット等の貫通孔からの漏洩中性子、ガンマ線の評価を簡単におこなえるコードDUCT-II、また原子力施設等を計画するときに必要となる敷地境界での中性子、2次ガンマ線、ガンマ線のスカイシャイン線量の評価を簡単におこなえるコードSHINE-IIを作成した。これらのコードによりベンチマーク問題の解析を行い、簡易設計コードとして使用可能であることがわかった。

報告書

低温化学照射装置(LTFL)の撤去

佐藤 章一; 池添 康正; 清水 三郎; 中島 隼人; 小貫 薫; 高柳 政二; 鈴木 正年; 長谷川 昭司; 内藤 和夫

JAERI-M 82-081, 65 Pages, 1982/07

JAERI-M-82-081.pdf:1.97MB

低温化学照射装置(LTFL)を昭和56年4月と5月に撤去した。LTFLは、JRR-3水平実験孔を用いて昭和44年3月に建設された。以後、本装置は昭和54年10月の最終運転まで、核分裂片照射効果を中心とする放射線合成化学の研究のための炉内照射装置として利用された。本報告は、LTFLに関連した研究成果と共に、ループ撤去の計画と実施、撤去後の原子炉安全性検査について述べたものである。

論文

放射性固体廃棄物の焼却処理装置におけるトリチウム水の挙動

加藤 清; 内藤 和夫

Radioisotopes, 29(10), p.484 - 489, 1980/00

日本原子力研究所東海研究所における放射性廃棄物の焼却処理装置は、1966年に設置され、所内外から発生する可燃性固体廃棄物を焼却処理してきた。この焼却炉の排ガス系は、スプレースクラバ、電気集じん器、布フィルタおよびHEPAフィルタの除じん装置からなる。 この装置を用いてトリチウム水で汚染させた可燃性廃棄物の焼却試験を行い、除じん系におけるトリチウム水の挙動を調べた。 この試験結果によると、焼却した廃棄物中のトリチウム水は、主にスプレースクラバで85%が捕集され、その他の除じん装置では凝縮水として6%が捕集された。さらに残りの9%のトリチウム水はスタックから放出されることがわかった。

論文

原研東海研究所における放射性固体廃棄物焼却処理装置の排ガス除染性能

加藤 清; 内藤 和夫; 町田 忠司

保健物理, 9(2), p.81 - 86, 1974/02

原研東海研究所の放射性廃棄物焼却処理装置は、1966年に設置され、7年間定常運転が行なわれてきた。その間に、炉体をはじめとし、排ガスの除去装置であるスプレースクラバ、サイクロンおよび電気集 器などについて、数々の改造および補修が行なわれた。そこで、改造後の装置について、排ガス中の放射能の除染性能試験が行なわれた。除染装置の除染係数は、$$^{3}$$$$^{2}$$Pで汚染させた可燃性廃棄物を焼却し、その排ガス中の放射能濃度を測定することによって求められた。その結果、スプレースクラバで3.6$$times$$10および電気集塵器で7.0$$times$$10であった。また、焼却炉での残存係数は2.3$$times$$10であった。前回の除染性能試験(1966)で得られた布フィルタおよび高性能フィルタの除染係数は、それぞれ1.0$$times$$10$$^{2}$$および1.0$$times$$10$$^{3}$$を用いると、本焼却処理装置の総括除染係数は6$$times$$10$$^{9}$$となる。また、本試験において焼却した$$^{3}$$$$^{2}$$Pは、焼却灰に93%、スプレー水に5%、電気集塵器に0.5%、布フィルタに0.02%および煙道に0.3%分布していた。

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