検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 23 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

内閣府除染モデル実証事業後の空間線量率の推移に関する調査結果; 第1回$$sim$$第11回調査結果概要(受託調査)

川瀬 啓一; 北野 光昭; 渡邊 雅範; 吉村 修一; 菊池 四郎; 西野 克己*

JAEA-Review 2017-006, 173 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2017-006.pdf:35.6MB
JAEA-Review-2017-006-appendix(CD-ROM).zip:0.52MB

環境省からの依頼により内閣府除染モデル実証事業を行った地区の空間線量率の推移調査として、環境省の了解が得られた地区(9市町村15地区)を対象とした空間線量率の推移に関する調査(モニタリング)を平成24年10月から11回(平成27年10月現在)実施してきた。本調査における空間線量率の測定は、NaIシンチレーション式サーベイメータ等を用いた定点測定とガンマプロッタHを用いた測定の2方法で行った。

論文

福島周辺における空間線量率の測定と評価,5; 福島周辺における空間線量率分布の特徴

三上 智; 松田 規宏; 安藤 真樹; 木名瀬 栄; 北野 光昭; 川瀬 啓一; 松元 愼一郎; 山本 英明; 斎藤 公明

Radioisotopes, 64(9), p.589 - 607, 2015/09

福島周辺における空間線量率や放射性核種沈着量の地域的分布及び経時変化の特徴について、様々な手法による大規模環境調査の解析結果に基づいて紹介する。また、除染モデル実証事業後の継続的な環境測定結果を基に、除染効果の継続性に関する議論を行う。さらに、土地利用状況ごとの環境半減期の解析結果、及びこれをベースにした空間線量率の将来予測の例について紹介する。

報告書

地層処分研究開発国際ワークショップ実行委員会 運営記録

北野 光昭

PNC TN8440 94-019, 205 Pages, 1994/05

PNC-TN8440-94-019.pdf:5.11MB

平成5年11月15日$$sim$$18日の4日間、東海事業所地層処分基盤研究施設において「地層処分研究開発国際ワークショップ」(主催:動力炉・核燃料開発事業団)が開催された。本ワークショップは、地層処分研究について内外の専門家と深く議論を行い、今後の研究開発に役立てるために開催されたもので、我が国をはじめ、アメリカやフランスなど世界8ケ国の専門家や研究者およそ140名が参加した。環境技術開発部地層処分開発室では、本ワークショップ開催に向けて「実行委員会」を組織し、運営にあたっており、本報告書は、この実行委員会の運営記録を中心にとりまとめたものである。

報告書

海外出張報告-ベルギー・モル原子力研究所研修報告

北野 光昭

PNC TN8600 92-011, 77 Pages, 1992/12

PNC-TN8600-92-011.pdf:3.72MB

ベルギーモルにあるSCK/CEN(Studiecentrum voor Kernenergie/Centre d'Etude de l'Energie Nucleaire)に、1990年5月26日から1991年4月30日までの約11ヶ月間、廃棄物管理技術の調査習得を目的として長期出張した。モル研究所では、低レベル廃棄物(イオン交換樹脂、セメント固化体)溶解試験及び実ガラス固化体の浸出試験の研修を受けた。 純水と鉄(Fe/SUB2(SO/SUB4)SUB3)を使用してイオン交換樹脂の溶解試験を行った結果、99.7%以上の溶解率が得られた。また、実ガラス固化体の浸出試験では、COGEMAガラスについてMCC-1法及びMCC-5法による浸出試験を実施した。

報告書

実廃液ガラス固化体の$$alpha$$加速試験(2)物性評価試験(動燃ー原研共同研究)

斉藤 誠美; 山田 一夫; 北野 光昭; 黒羽 光彦; 清宮 弘

PNC TN8410 92-056, 43 Pages, 1992/03

PNC-TN8410-92-056.pdf:3.74MB

高レベル放射性廃液ガラス固化体の放射線に対する長期耐久性について知見を得るため、原研動燃共同研究によるアルファ加速試験を実施した。再処理工場の高レベル放射性廃液を使用してSUP244/Cmを添加したガラス固化体を作製し、アルファ線による放射線の影響を加速し、所定の経過年数に相当したガラス固化体の物性評価試験を行った。試験に使用したSUP244/Cm添加実ガラス固化体の成分分析の結果、SUP244/Cmの濃度及びガラス組成はほぼ目標どおりであることが確認できた。この試料を使用して所定の経過年数に相当したガラス固化体の物性評価試験を行った。光学顕微鏡及びEPMA観察の結果、加速年時で約1万1千年相当時においてもクラックの発生は見られなかった。また、約6千年及び1万1千年相当時における浸出試験により得られた浸出率はこれまで高レベル放射性物質研究施設において同条件で行った浸出試験結果と同オーダの値であった。これらの結果から、高レベル放射性廃液ガラス固化体は約1万1千年相当時においてもガラス固化体の物性に著しい変化は見られず、放射線に対して長期間にわたり耐久性を有することが確認できた。

報告書

放射性廃棄物の地層処分技術の開発 -昭和62年度業務報告-

佐々木 憲明; 湯佐 泰久; 山田 一夫; 野高 昌之*; 三谷 広美*; 河村 和廣; 宮原 要; 新井 隆; 亀井 玄人; 広瀬 郁朗; et al.

PNC TN8440 88-018, 170 Pages, 1988/12

PNC-TN8440-88-018.pdf:11.35MB

本報告書は,環境工学開発部廃棄物処分技術開発室において,昭和62年度に実施した主な業務とその成果を,各研究開発の分野毎にまとめたものである。 1)オーバーバックの開発 炭素綱,純銅及びチタンに関して腐食試験を実施した。炭素綱及び純銅については,酸素が十分存在する条件下でのベントナイト共存腐食試験を行った。チタンについては,すきま腐食の発生試験を行った。 2)緩衝材の開発 国内産のN-型ベントナイトを用い,透水性試験方法の検討及び透水係数の測定を行った。 また,ベントナイトの熱変質に関する文献調査を行い,試験方法の検討を行った。 3)ガラス組成開発 日本原燃サービスのガラス固化施設用ガラス組成を設定し,その基本特性の測定を行い,動燃のガラス固化技術開発施設用ガラスと同様な特性を持っていることを確認した。 ガラス固化技術開発施設用ガラスについては,組成変動による特性の変化について検討を行った。 4)核種移行・浸出評価 実高レベルガラス固化体を用いた浸出試験を行い,TRU,EP核種の浸出量の測定を行った。また,この浸出液を用いて,岩石への核種の収着試験を行った。 核種移行試験としては,137C-,90S-を用い,ベントナイト中の拡散係数の測定試験を行った。 5)処分野外試験 東濃鉱山で人工バリア材の埋設試験を実施し,金属材料の腐食試験,模擬ガラスの浸出試験等を行った。また,東濃鉱山の地下水を用い,埋設試験条件に対応する室内試験を実施し,埋設試験結果との比較検討を行った。6)ナチュラルアナログ研究 天然ガラスの長期変質挙動の研究として,富士山の2種類の火山ガラス(砂沢,宝永スコリア)の変質について調査し,変質層と環境条件との関係を明らかにした。ベントナイト及びコンクリートについては,長期変質に関する文献調査を行った。7)地層処分システム設計研究 設計条件の整備,設計手法の選定,操業管理システムの調査及び経済性評価について,委託研究を実施した。8)地層処分システム性能評価研究 9)ホットガラス固化試験 10)TRU廃棄物処分技術開発等

報告書

高レベル放射性廃液ガラス固化試験(4) CPFホット試験昭和57$$sim$$60年度成果まとめ

大内 仁; 山田 一夫*; 上野 勤*; 北野 光昭*

PNC TN8410 86-022, 45 Pages, 1986/06

PNC-TN8410-86-022.pdf:3.03MB

高レベル放射性物質研究施設(CPF)のガラス固化試験系列において,再処理工場小型試験設備及びCPF高速炉燃料再処理試験系列で調製された高レベル放射性廃液を用い,3,700Ciラン及び実廃液100%ランを含めた計8回のホット固化試験を実施した。また,各ランで作製した固化体について各種物性評価試験を実施した。

報告書

高レベルガラス固化体物性評価試験(II)固化第6ラン固化体の特性

大内 仁; 山田 一夫*; 北野 光昭*

PNC TN8410 86-011, 34 Pages, 1986/02

PNC-TN8410-86-011.pdf:3.01MB

第6回ガラス固化試験で作製した3700Ciガラス固化体の物性評価試験を実施した。本固化体は,廃液成分中のFP及びActinide元素について約1/2を実廃液から供給した固化化で,試験の結果以下の知見が得られた。 1)固化体軸方$$gamma$$スキャニングの結果,Cs-137,Cs-134,Eu-154及びRu-106が検出された。ガス撹拌流下を行った結果,偏在しやすい傾向のあったRu-106も含め,4核種とも均一に分布していた。 2)密度は,2.83$$sim$$2.85g/CM3でコールド固化体及び第1,第5ラン固化体よりやや高かったが,採取位置によるばらつきはなかった。 3)蒸留水による90$$^{circ}C$$28日間浸出試験の結果,単位面積あたりの重量減少量は8.5$$times$$10-4g/CM2で,コールド固化体及び第1ラン固化体とほぼ同じであった。 4)光学顕微鏡及びEPMA観察の結果,コールド固化体及び第1ラン固化体同様白金族の析出が見られた。生地部では,Si,Al等のガラスフリット成分及びNa,Fe,Ca等の廃液成分が均一に分布していた。

報告書

高レベルガラス固化体評価試験(I) OTL廃液固化体の特性(中間報告)

堀江 水明; 大内 仁; 山田 一夫*; 上野 勤*; 北野 光昭*; 吉村 光彦*; 狩野 元信*

PNC TN841 85-39, 25 Pages, 1985/11

PNC-TN841-85-39.pdf:0.87MB

第1回ガラス固化試験で作製した高レベル廃液添加ガラス固化体について物性測定機器類の確認を兼ねた固化体評価試験が終了した。また,つづいて作製した第2回$$sim$$第5回ガラス固化試験固化体の評価試験も一部実施した。 試験の結果,以下の知見が得られた。 1)固化体評価試験は全て遠隔操作で実施できた。 2)第1回固化試験固化体の物性は,SW-7コールド固化体の物性とほぼ同じだった。 3)固化体軸方向$$gamma$$スキャニングの結果Cs-137,Cs-134,Eu-154は均一に分布していた。Rh-106(Ru-106)は偏在しやすい傾向が見られたが,撹拌流下を行えば均一な分布になる。

報告書

高レベル放射性廃液ガラス固化試験(3) OTL廃液固化第6ラン

樫原 英千世*; 堀江 水明; 狩野 元信*; 山田 一夫*; 上野 勤*; 北野 光昭*; 宮原 要*

PNC TN841 85-01, 126 Pages, 1984/12

PNC-TN841-85-01.pdf:2.67MB

第1ランから第5ランまでの試験結果及び運転経験を基に,廃液成分中のFP元素及びACTINID元素について,約2/1を実放射性廃液から供給する高放射能ガラス固化試験を実施し,以下の成果を得た。 1)1固化体当り約3,700C-という高放射能固化体を作製できた。これは「高レベル廃液固化パイロットプラント」で作製する固化体の設計仕様の比放射能に匹敵するものである。 2)ガスによる溶融ガラスの撹拌を加えた流下を行うことにより,炉底堆積物の排出も含め非常に均一性の良い固化体が作製できた。3)オガス中の放射性微粒粉塵は,フィルターシステムにより環境に影響を与えることなく,効率良く捕集することが出来た。

報告書

高レベル放射性廃液ガラス固化試験(2) -OTL廃液ガラス固化第4、5ラン及び炉底堆積物押出し試験-

樫原 英千世*; 堀江 水明; 狩野 元信*; 山田 一夫*; 坂井 彰*; 上野 勤*; 北野 光昭*; 宮原 要*

PNC TN841 84-60, 138 Pages, 1984/12

PNC-TN841-84-60.pdf:2.99MB

高レベル放射性廃液ガラス固化体の作製並びに,装置性能の確認及びオフガス挙動の把握を行う。高レベル放射性物質研究施設ガラス固化試験において,高レベル放射性廃液約260Ciを添加してガラス固化第4,5ラン及び,炉底堆積物押出し試験を実施した。 試験の結果,以下の知見が得られた。 1)廃液組成の違いによるオフガス挙動への影響が観察された。 2)オフガス中の微粉塵は,2$$mu$$m以下がほとんどであり,0.4$$mu$$m以下がその大半を占めた。 $$gamma$$-スペクトル測定の結果,Cs-134,Cs-137及び微量のRu-106が検出された。 3)オフガス中の微粉塵に対する洗浄塔の効果は,小さかった。 4)ガラス固化体の$$gamma$$-スキャンニング測定の結果,Cs-134,Cs-137,Eu-154は,ほぼ均一に分布しているが,Ru-106は偏析している。 5)ガス吹込みによる撹拌流下を行うことにより,効果的に炉底堆積物を流下させることができた。*ガス吹込みによる撹拌流下により,Ru-106も均一とする方法を確立した。

報告書

「もんじゅ」模擬燃料集合体5次試作試験検査報告

三浦 信; 安藤 久隆*; 滝 清隆*; 北野 光昭*; 石橋 藤雄*

PNC TN841 79-01, 136 Pages, 1979/01

PNC-TN841-79-01.pdf:8.62MB

「もんじゅ」4次試作までの試作集合体は,もんじゅ1次$$sim$$3次設計・調整設計I$$sim$$IVまでの各メーカー特有の構造設計に基づいて行なっており,周辺流れ抑制機構,支持構造部等集合体構造上多様な形状での試作を進めてきている。今回のもんじゅ5次試作は,昭和53年度において行なわれたもんじゅ燃料製作準備設計(I)により統一された集合体構造設計に基づき,試作されたものである。本報告は,東芝にて作成したもんじゅ5次試作集合体の試作経過および各種試験・検査データをとりまとめたものである。

報告書

Na流動試験後「常陽」MK-II3次試作模擬燃料集合体の解体検査(I)JII3CPの非破壊検査

三浦 信; 安藤 久隆*; 滝 清隆*; 北野 光昭*; 石橋 藤雄*

PNC TN841 78-51, 141 Pages, 1978/08

PNC-TN841-78-51.pdf:4.61MB

常陽照射炉心用模擬燃料集合隠$$<$$JII3CP$$>$$は,昭和52年度に,プルトニウム燃料部で試作された。その後,大洗工学センターNa流動伝熱試験室において,Na流動耐久試験(600$$^{circ}C$$,1,498hr)が実施された。この集合体のNa流動試験後検査として,集合体の解体検査および燃料ピンの非破壊検査を行なった。この結果,ワイヤラッピングにかかわる形状変化が若千認められた程度で,燃料ピンの破損等の異状はなく,集合体の健全性は保たれていた。

報告書

「もんじゅ」燃料集合体構成部材(ラッパ管パッド部)の熱サイクル試験(I)

三浦 信; 安藤 久隆*; 滝 清隆*; 北野 光昭*; 田中 康正; 小幡 真一

PNC TN841 78-25, 375 Pages, 1978/03

PNC-TN841-78-25.pdf:29.15MB

高速原型炉「もんじゅ」燃料集合体のラッパ管パッド材に関して、昭和51年度にもんじゅサイズラッパ管にステライトNo.6、コルモノイNo.6、クロムカーバイト、インコネル718の4種類のパッド部を取付けた試験片を製作した。そして昭和52年度に検査開発課において熱サイクル試験を行ない、これら4種類のパッド材の性能を評価した。この結果、クロムカーバイトとインコネルは熱サイクルに対して良好な性能を保持し、ステライトは耐衝撃性に対して若干問題を残している。又コルモノイは、溶射層の表面が少し剥離しておりパッド材としては不適当であることが分った。

報告書

Na流動試験後「常陽」MK-II模擬燃料集合体の解体検査(II)J II 2CTの非破壊検査

三浦 信; 安藤 久隆*; 田中 康正; 滝 清隆*; 北野 光昭*

PNC TN841 78-02, 142 Pages, 1978/01

PNC-TN841-78-02.pdf:8.25MB

常陽照射炉心用模擬燃料集合体「JII2CT」は、昭和51年度に東京芝浦電気株式会社で試作され、大洗工学センターナトリウムテストループでNa流動耐久試験(600度C、1100hr)が実施された。本集合体はNa流動試験中の集合体全圧損の増加量が20%と大きかったため燃料ピンの表面あらさの測定を行なったところ2$$sim$$10ミュー程度の粒子が多数ついていることがわかった。また、集合体内に混入していた異物も他の集合体と比較するとかなり多く、この両方が原因して圧損が増加したものと思われる。しかし、燃料ピン自身の形状等の変化は少なく燃料ピンの破損等の異状は認められなかった。

報告書

「もんじゅ」燃料集合体4次試作試験検査報告書

三浦 信; 安藤 久隆*; 滝 清隆*; 北野 光昭*

PNC TN841 77-66, 102 Pages, 1977/12

PNC-TN841-77-66.pdf:3.69MB

昭和47年$$sim$$49年度にかけて「もんじゅ」燃料集合体の1次,2次,3次試作を実施し,そこで摘出された問題点及び,その後の各種炉外評価試験結果で,もんじゅ調整設計に反映させてきた。「もんじゅ」調整設計IVで設計された4社の設計のうち,調整設計IIIとかなり異なる構造を有する炉心ワイヤ型燃料集合体(東芝型)を選び昭和50年度に第4次試作として1体製作した。今回この試作体について工場立会検査,受入検査その他各種試験,検査データをまとめたので報告する。

報告書

「常陽」照射炉心(MK-II)燃料集合体・反射体試作に関する報告 検査・試験概要

三浦 信; 角田 直己; 安藤 久隆*; 滝 清隆*; 北野 光昭*; 妹尾 重男*; 間野 正*

PNC TN841 77-22, 169 Pages, 1977/05

PNC-TN841-77-22.pdf:11.17MB

常陽照射炉心(MK-II)の燃料,反射体等の詳細設計が進められている。この設計に基づき第1種,第2種反射体および燃料集合体の試作が行なわれてきた。今回これら試作体について工場立会検査,受入検査,その他各種試験,検査データをまとめたので報告する。

報告書

FBR燃料ピン構成部材の評価試験(プレナム構成品)報告書 Na流動試験前後

三浦 信; 安藤 久隆*; 小幡 真一; 滝 清隆*; 北野 光昭*; 田中 康正

PNC TN841 77-15, 125 Pages, 1977/04

PNC-TN841-77-15.pdf:8.29MB

高速増殖炉用燃料ピンのプレナム構造評価試験の一環として今回Na流動試験等を経た「もんじゅ」「常陽MK-II」試作集合体の数種類の燃料ピンプレナム構成品を対象とし,各種評価試験(X線検査,破壊試験等)を実施した。この結果,燃料ピン内部におけるプレナム構成品の機能はX線検査では著しい異状は認められなかったが破壊試験において一部のプレナム構成品が被覆管と相互作用を起しているものが認められた。

報告書

Na流動試験後「常陽」MK-II模擬燃料集合体の解体検査(II)非破壊検査結果

三浦 信; 安藤 久隆*; 滝 清隆*; 北野 光昭*

PNC TN841 77-08, 94 Pages, 1977/02

PNC-TN841-77-08.pdf:4.87MB

昭和51年4月$$sim$$6月にかけてPNC(Pu燃)で試作した「常陽」MK-III炉心燃料集合体(2次試作)について,大洗工学センターナトリウムテストループにおいてNa流動耐久試験(600$$^{circ}C$$,1300hr)が実施された。この集合体の試験後検査として集合体から燃料ピン迄の解体検査および燃料ピンの形状変化を各種非破壊検査で行なうことにより調べた。この結果ワイヤラッピングにかかわる形状変化が若干認められた程度で,燃料ピンの破損等の異状はなく集合体の健全性は保たれていた。

報告書

「もんじゅ」燃料集合体第3次試作立会い試験検査報告書

角田 直己; 三浦 信; 安藤 久隆*; 間野 正*; 妹尾 重男*; 滝 清隆*; 北野 光昭*

PNC TN841 76-25, 182 Pages, 1976/07

PNC-TN841-76-25.pdf:13.64MB

「もんじゅ」燃料集合体第3次試作は「もんじゅ」調整設計工に基づいて民間4社とPNC(Pu燃)の5製造元で試作された。今回炉心ワイヤー型集合体5体およひブランケット集合体1体の燃料ピン・集合体部材製作から集合体組立まで各メーカ工場立会検査を行なったので、その状況を報告する。

23 件中 1件目~20件目を表示