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報告書

平成30年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 古宮 友和; 岩井 毅行*; 瀬口 栄作*; 松永 祐樹*; 河端 智樹*; 萩野谷 仁*; 平賀 祥吾*; 佐藤 一彦*; et al.

JAEA-Technology 2019-017, 95 Pages, 2019/11

JAEA-Technology-2019-017.pdf:12.09MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後より放射性核種の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、有人ヘリコプター等を用いた航空機モニタリングが活用されている。今後も本モニタリング技術を原子力発電所事故時における緊急時モニタリングに活用し、そのモニタリング結果を迅速に提供することを目指している。そのために、全国の発電所周辺におけるバックグラウンド放射線量や地形的特徴、空域情報等の情報を整備している。2018年度は島根原子力発電所および浜岡原子力発電所周辺について航空機モニタリングを実施した。本報告書は、その結果および実施によって抽出された技術的課題についてまとめたものである。

報告書

平成30年度原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 石崎 梓; 古宮 友和; 岩井 毅行*; 瀬口 栄作*; 松永 祐樹*; 河端 智樹*; 萩野谷 仁*; 平賀 祥吾*; et al.

JAEA-Technology 2019-016, 116 Pages, 2019/11

JAEA-Technology-2019-016.pdf:14.09MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。ここでは、2018年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果についてまとめた。過去の福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果から空間線量率等の変化量を評価し、変化量に寄与する要因について考察した。また、空気中のラドン子孫核種の弁別手法を測定結果に適用して、空気中のラドン子孫核種が航空機モニタリングに与える影響について評価した。さらに、航空機モニタリングによる空間線量率の計算精度向上に資するために、過去の航空機モニタリングデータを用いて地形の起伏を考慮に入れた解析を行なった。地形の起伏を考慮に入れる前後で解析結果を比較し、本手法による精度向上効果を評価した。

報告書

バッグイン・バッグアウト方式による大型グローブボックスのアクリルパネル交換技術

桜庭 直敏; 沼田 正美; 古宮 友和; 市瀬 健一; 西 雅裕; 冨田 健; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 宮田 精一; 黒澤 達也; et al.

JAEA-Technology 2009-071, 34 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-071.pdf:21.07MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所の廃棄物安全試験施設(WASTEF)では、TRU核種を取り扱う大型グローブボックスの維持管理技術の一環として、バッグイン・バッグアウト方式によるアクリルパネルの交換技術を開発し、劣化が生じたアクリルパネルの交換作業に適用した。その結果、グローブボックス内の部分的な除染作業を行うだけで、負圧維持条件下で安全にアクリルパネルの交換ができた。また、グリーンハウスを用いてエアラインスーツを着用した作業者が直接アクリルパネルの交換を行う従来技術に比べ、安全性,作業性及びコスト等の面で極めて有効な作業技術であることが実証された。

論文

Replacement technique for front acrylic panels of a large size glove box using bag-in / bag-out method

遠藤 慎也; 沼田 正美; 市瀬 健一; 西 雅裕; 古宮 友和; 桜庭 直敏; 宇佐美 浩二; 冨田 健

Proceedings of 46th Annual Meeting of "Hot Laboratories and Remote Handling" Working Group (HOTLAB 2009) (CD-ROM), 6 Pages, 2009/09

東海研究開発センター原子力科学研究所WASTEFでは、$$alpha$$$$gamma$$セル内機器のメンテナンスやTRU窒化物燃料の基礎物性試験を行うための大型グローブボックス(メンテナンスボックス)が設置されている。当該グローブボックスのアクリルパネルの一部には、劣化による微小き裂が生じており、安全な運転を行うためにパネル交換が必要となった。しかしながら、従来のパネル交換手法では、グローブボックス全体の除染やグリーンハウス内でのALS作業が必要となり、交換作業には多くの時間と人手が必要である。また、ALS作業に伴う汚染等のリスクも高くなる。そこでグローブボックスで物品等の搬出入に用いられているバックイン/バックアウト法を大型グローブボックスのパネル交換に適用したパネル交換手法を開発した。この方法は、交換するパネルを大型バックで覆い、バック内でパネル交換作業を実施するためにグローブボックスの除染やグリーンハウス設置が必要なくなり、パネル交換時のALS作業を削減することが可能となった。本交換手法をWASTEFのメンテナンスボックスのパネル交換に適用し、従来手法と比べて約1/5の人工でパネル交換を実施した。従来手法と比べて作業時間の短縮かつ安全な交換作業及び放射性廃棄物の低減化が可能であることを確認した。

報告書

廃棄物処理処分開発棟における放射線施設廃止措置について

武部 愼一; 古宮 友和

JAERI-Tech 99-068, p.46 - 0, 1999/09

JAERI-Tech-99-068.pdf:2.25MB

廃棄物処理処分開発棟は昭和49年に設置され、海洋投棄処分に関する安全性試験研究等に使用されてきたが、施設の老朽化が問題となり、放射線施設としての廃止措置を行った。当施設は比較的小さな放射線施設であるが、今後予想される放射線施設の廃止措置並びに施設設備等の解体計画等の参考とするため、これら廃止措置にかかわる計画、放射線施設の汚染検査及び放射能測定、放射性廃棄物発生量の予測と実際、実施した作業内容、安全対策、最終汚染確認検査の方法、並びに当施設の廃止措置にかかわる経費等について報告するものである。

報告書

放射性核種の地表水中から地表面への移行に関する試験研究,第2報; 凝灰岩層試料

向井 雅之; 武部 愼一; 古宮 友和

JAERI-Research 94-014, 25 Pages, 1994/09

JAERI-Research-94-014.pdf:1.23MB

低レベル放射性廃棄物処分施設より漏出した核種の環境中移行経路の一つである地表水流に伴う核種の移行を実証的に解明するため、放射性水溶液が凝灰岩斜面を流下する状況を模擬した地表面核種移行試験を実施した。流出液中の核種濃度は流下時間によらずほぼ一定で、流量が小さいほど減少し、土壌吸着濃度分布は流入口から流出口に向かって緩やかな減少を示した。鉛直流速分布を有する1次元の移流と2次元の拡散で表した地表流に1次吸着反応式を取り入れた移行モデルで解析を行い、吸着及び水の流動に関する移行パラメータ値を得た。これらをローム質土壌で得た値と比較した結果、$$^{60}$$Co及び$$^{85}$$Srについてはパラメータ値は両地質でほぼ同じであった。$$^{137}$$Csについては、凝灰岩層に対する吸着速度係数が大きなことを反映し、地表を流れる放射性水溶液の長距離の流下による濃度の減少効果はローム質土壌に比べ大きくなることが予測できた。

報告書

放射性核種野外移行試験; 日中協力研究

神山 秀雄*; 山本 忠利; 下岡 謙司; 武部 愼一; 小川 弘道; 田中 忠夫; 向井 雅之; 古宮 友和; S.Li*; Z.Wang*; et al.

JAERI-Research 94-009, 44 Pages, 1994/07

JAERI-Research-94-009.pdf:1.69MB

低レベル放射性廃棄物の浅地層中処分に係わる安全評価手法を確立することを目的として、中国輻射防護研究院との協力研究を5年間にわたって実施した。黄土層から成る野外試験場において$$^{3}$$H、$$^{60}$$Co、$$^{85}$$Sr及び$$^{134}$$Csの移行試験を自然条件及び人工降雨による促進条件の下で2年にわたり実施するとともに、実験室実験及びサイト特性調査により移行パラメータ等の種々の情報を得た。人工降雨条件下における$$^{85}$$Srの移行は局所吸着平衡モデルで解析評価できることが分かった。$$^{60}$$Coと$$^{134}$$Csの移行については速度論的吸着モデルの適用の優位性が示唆された。自然条件下における$$^{60}$$Co、$$^{85}$$Sr及び$$^{134}$$Csの移行現象は、人工降雨条件下の試験、実験室実験、サイト特性調査等の結果を総合的に解析することにより得た移行パラメータと吸着・移行モデルを組み合わせることにより評価できることが実証された。

報告書

通気層土壌試験の低吸着領域における放射性核種の移行挙動,第2報; 流量の影響とその解析

武部 愼一; 向井 雅之; 古宮 友和; 神山 秀雄

JAERI-M 93-034, 15 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-034.pdf:0.74MB

未攪乱状態の通気層土壌試料を用いて、$$^{60}$$Co,$$^{85}$$Sr及び$$^{137}$$Csで汚染した土壌から脱離した放射性核種の大型カラム試験において、前報に続いて低吸着領域における核種移行挙動について、地下水流下をトリチウムの破過開始直後までにとどめることにより調べ、土壌中の核種濃度分布及び流出液濃度分布の時間変化の結果を総合して解析を行った。その結果、この程度の流量では、$$^{85}$$Sr及び$$^{137}$$Csは深部への移行は認められず、$$^{60}$$Coについてのみ低吸着領域の移行が認められ、その濃度分布にはピークが見出された。この低吸着領域における$$^{60}$$Coの移行挙動について、吸着及び脱着反応速度定数を考慮した非定常の取扱において、最大吸着容量を導入したモデルを用いることにより、核種の流出液中濃度及び土壌中分布を統一的に説明することができた。解析結果から、染層層における$$^{60}$$Coの移行し易い化学形の初期割合は、0.1%程度と推定された。

報告書

通気層土壌試験の低吸着領域における放射性核種の移行挙動

武部 愼一; 向井 雅之; 古宮 友和; 神山 秀雄

JAERI-M 92-205, 19 Pages, 1993/01

JAERI-M-92-205.pdf:0.77MB

未攪乱状態で採取した4種類の土壌試料を用いて、$$^{60}$$Co,$$^{85}$$Sr及び$$^{137}$$Csで汚染した土壌から脱離した放射性核種の大型カラムによる移行試験を行った。$$^{60}$$Coについては、カラム上部の高濃度吸着部分の下部に広い範囲にわたり平担な低濃度吸着領域が見出され、また、流出液中にも低濃度検出され、特徴的な濃度の時間変化が観測された。通気層土壌中の低吸着領域における$$^{60}$$Coの移行挙動について、非陽イオン性化学種の吸着及び脱離反応速度を考慮した核種移行モデルによる解析を試み、これらの試験結果をかなりよく説明することができた。

報告書

放射性核種の地表水中から地表面への移行に関する試験研究,第1報; ローム層攪乱試料

向井 雅之; 武部 愼一; 古宮 友和; 神山 秀雄

JAERI-M 91-100, 17 Pages, 1991/07

JAERI-M-91-100.pdf:0.69MB

低レベル放射性廃棄物処分施設より漏出した核種の環境中移行シナリオの一つとして、地表水による移行経路があり重要である。このため、放射性核種を含んだ汚染水が緩い斜面を下流する状況を模擬した地表面核種移行試験を進めている。本報では、浸透拘束条件下の地表面における水理状況に応じた核種吸着状況を把握するための試験を行い、地表流の流量と流下時間を組み合わせた試験条件で流出液中核種濃度の経時変化と土壌吸着濃度分布を求めた。流出液中核種濃度は、経過時間によらずほぼ一定で、流量が少ないほど減少した。土壌吸着濃度は、急激に濃度が減少する流入口付近と、それ以降の濃度がほとんど変わらない部分の2つからなる特徴的な分布を示した。この分布は、地表流の流動は拡散を2次元、移流に鉛直流速分布を与え、吸着を1次吸着反応式で表したモデルで大局的に近似することができた。

報告書

最終貯蔵予定地土壌における放射性核種の移行挙動に関する研究; 降水による通気層核種移行試験

山本 忠利; 武部 愼一; 小川 弘道; 田中 忠夫; 向井 雅之; 古宮 友和; 横本 誠一*; 和達 嘉樹

JAERI-M 89-189, 18 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-189.pdf:0.65MB

低レベル放射性廃棄物最終貯蔵予定地より未攪乱状態で採取した4種類の通気層土壌試料を用いて、降水模擬条件での核種移行試験を行った。流出液中の$$^{85}$$Sr、$$^{137}$$Csは検出限界以下で、$$^{60}$$Coは10$$^{-7}$$~10$$^{-6}$$$$mu$$Ci/mlの小さな値であった。土壌中の核種移行は表面では指数関数的な濃度減少を示し、イオン形で吸着した。深部では穏やかな濃度減少を示し、核種及び土壌の種類により非イオン形の移行が異なった。さらに表面付近の濃度分布から、遅延係数を計算し、10$$^{3}$$~10$$^{4}$$の大きな値を得た。これら土壌は大きな保持能力を有することを確認した。一方低濃度部分については高濃度部分の値に比べて1~2桁小さな値を示した。放射性汚染水による試験と比較したところ、表面では遅延係数が多少異なった。一方深部ではローム層上部で$$^{60}$$Coの僅かに大きな遅延係数が認められた。

報告書

最終貯蔵予定地土壌における放射性核種の移行挙動に関する研究; 放射性汚染水による通気層核種移行試験

山本 忠利; 武部 愼一; 小川 弘道; 田中 忠夫; 向井 雅之; 古宮 友和; 横本 誠一*; 和達 嘉樹

JAERI-M 89-144, 23 Pages, 1989/10

JAERI-M-89-144.pdf:0.87MB

低レベル放射性廃棄物最終貯蔵予定地より未撹乱状態で採取した4種類の土壌試料(ローム層上部、下部、砂層、凝灰質層)を用いて、実験室規模での核種移行試験を行った。流出液中の核種濃度はいずれの土壌においても、$$^{85}$$Sr、$$^{137}$$Csは検出限界以下で、流出した$$^{60}$$Coにおいても5$$times$$10$$^{-6}$$$$mu$$Ci/mlの小さな値であった。土壌中の核種移行は、高濃度部分では土壌の種類に依らず、各核種の大部分が土壌表面付近に吸着したのに対して、低濃度部分では深部まで移行した。特にローム層上部での$$^{60}$$Coの移行が大きかった。核種による土壌中移行分布の違いは、核種の化学形および土壌の種類の双方に依るものと考えられる。さらに核種の遅延係数をイオン形での移行が支配的である高濃度部分から計算し、10$$^{3}$$~10$$^{4}$$オーダの大きな遅延係数を得た。こられ土壌が大きな保持能力を有することが確認された。一方、低濃度部分については、非イオン形での移動が関与し、高濃度部分の値に比べて1~2桁小さな値を示した。

報告書

地中シミュレーション装置の性能試験

山本 忠利; 大塚 芳郎; 武部 愼一; 大貫 敏彦; 小川 弘道; 古宮 友和; 原田 芳金; 和達 嘉樹

JAERI-M 85-217, 109 Pages, 1986/01

JAERI-M-85-217.pdf:4.19MB

天然バリア中における放射性核種の挙動を調べるために、自然状態の土壌を用いて試験できる地中シミュレーション装置について、性能試験を行った。本装置は、通気層用装置、帯水層用装置、ウェザールーム空調装置、水流速測定装置、核種移動速度測定装置等から構成される。性能試験として、各装置の特性試験を実施し、さらに実際の試験と同一条件下で通気層用装置と帯水層用装置の総合試験を実施したところ、各試験において所定の性能がそれぞれ得られることを確認した。本報告は、地中シミュレーション装置の性能試験結果についてまとめたものであり、各性能試験ごとに、目的、方法および結果に区分して記述したものである。

口頭

バッグアウト・バッグイン方式による大型グローブボックス・パネルの交換技術

沼田 正美; 古宮 友和; 桜庭 直敏; 宇佐美 浩二; 喜多川 勇; 冨田 健*

no journal, , 

廃棄物安全試験施設(WASTEF)では、TRU核種を取り扱うエアーラインスーツ設備常設の大型グローブボックスの維持管理技術の一環として、安全性及び作業性を考慮したバッグアウト・バッグイン方式による大型グローブボックス用アクリル樹脂製パネルの交換技術を開発し、現況模擬のモックアップ実験によって確証し、内部劣化が生じていた実機パネルの交換作業に適用した。その結果、大型グローブボックス内の大規模な$$alpha$$除染作業を伴うことなく、平常時の負圧維持の下で、安全にパネルの交換作業ができ、作業性及び安全性等の面で極めて有効な技術であることが実証された。

口頭

マイナーアクチノイド窒化物固溶体の熱伝導率

西 剛史; 伊藤 昭憲; 高野 公秀; 沼田 正美; 古宮 友和; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生

no journal, , 

プルトニウムのマルチリサイクルやマイナーアクチノイド(MA)の分離変換にかかわる基盤研究として、Pu及びMAを含有した窒化物燃料と乾式再処理に基づく核燃料サイクルに関する技術開発を進めている。燃料の物性として不可欠な熱膨張,比熱,熱伝導率等の基本的な熱物性を取得し、整備していくことは重要である。ここでは、(Pu,Am)N, (Np,Pu,Am,Cm)N及びZr含有MA窒化物固溶体について、レーザフラッシュ法により測定した熱拡散率と投下型熱量法により測定した比熱を用いて熱伝導率を算出し、その組成依存性について検討した。(Pu$$_{0.75}$$Am$$_{0.25}$$)N及び800K以下の(Pu$$_{0.50}$$Am$$_{0.50}$$)Nの熱伝導率は明確な温度依存性は見られないが、(Np$$_{0.20}$$Pu$$_{0.50}$$Am$$_{0.25}$$Cm$$_{0.05}$$)N及び800K以上の(Pu$$_{0.50}$$Am$$_{0.50}$$)Nの熱伝導率は温度とともに増加する傾向があること、また、(Pu$$_{0.75}$$Am$$_{0.25}$$)Nは(Pu$$_{0.50}$$Am$$_{0.50}$$)Nよりも熱伝導率が大きいことを明らかにした。一方、Zr含有MA窒化物固溶体の熱伝導率はZrNの熱伝導率よりも小さい値を示し、他の窒化物及び窒化物固溶体よりも熱伝導率の温度依存性が顕著であった。

口頭

PuO$$_{2}$$及びAmO$$_{2}$$の熱物性

西 剛史; 伊藤 昭憲; 古宮 友和; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 森本 恭一; 加藤 正人

no journal, , 

超ウラン元素(TRU)含有酸化物燃料の研究開発では、TRU元素添加に伴う燃料の物性変化を評価するためのTRU二酸化物の基本的な熱物性を取得していくことが重要である。そこで本研究では、TRU含有酸化物の熱物性解明の一環として、測定温度範囲の異なる2種類の投下型熱量計を用いてPuO$$_{2}$$の熱量を測定し、実験データの検討を行った。また、レーザフラッシュ法により$$^{243}$$AmO$$_{2}$$の熱拡散率を測定し、実測データを基に熱伝導率の評価も行った。PuO$$_{2}$$のH-H$$_{298.15}$$では低温領域と高温領域の測定結果がほぼ一致し、文献値とほぼ同じであることが明らかとなった。AmO$$_{2}$$の熱拡散率測定では、昇温過程と降温過程の測定を行い、昇温過程と降温過程で熱拡散率に大きな変化が見られないことを確認した。したがって、測定中の試料のO/M比は大きく変動していないと判断できる。AmO$$_{2}$$の熱伝導率はUO$$_{2}$$やPuO$$_{2}$$の熱伝導率と大きな差はなく、AmO$$_{1.73}$$の熱伝導率よりも大きい値であることが明らかとなった。

口頭

ネプツニウムの腐食加速効果に対するバナジウムの模擬性の検討

本岡 隆文; 加藤 千明; 古宮 友和; 山本 正弘

no journal, , 

硝酸中でのネプツニウムによるステンレス鋼の腐食加速に対するバナジウムの模擬性を、沸騰硝酸中におけるバナジウムの再酸化挙動調査とステンレス鋼の腐食試験により検討した。その結果、硝酸濃度に応じてVの量を調整することで、Npによる腐食加速効果が模擬できることが示された。

口頭

放射性廃棄物減容機の開発

市瀬 健一; 桜庭 直敏; 鈴木 和博; 宮田 精一; 古宮 友和; 西 雅裕; 喜多川 勇; 沼田 正美

no journal, , 

廃棄物安全試験施設(WASTEF)では、施設の運転保守・照射後試験に伴い発生する放射性廃棄物の低減化対策の一環として、$$beta$$$$gamma$$廃棄物及び$$alpha$$廃棄物用放射性廃棄物減容機の開発を実施した。試作機の設計・製作,モックアップ試験による操作性及び減容効果の確認・改良並びに実用化について報告する。

口頭

福島県除染推進活動に関する平成23年度の専門家活動について; 仮置場の設置にかかわる原子力機構の支援対応

阿部 寛信; 池田 幸喜; 見掛 信一郎; 永崎 靖志; 新里 忠史; 浅妻 新一郎; 青木 勲; 石川 信行; 石川 浩康; 石崎 暢洋; et al.

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所の事故に伴い放出された放射性物質により引き起こされた環境汚染に対し、原子力機構の「除染推進専門家チーム」は、福島県内の各市町村における除染活動の円滑な推進のための行政機関等への支援活動を実施している。平成23年度は、福島県内各市町村における除染計画の策定協力として、延べ321件、除染にかかわる技術指導・支援等として、延べ164件の要請に対応した。そのうち、除染活動によって発生する除去土壌等を保管する仮置場の設置等に関する支援活動では、仮置場の候補地について、地形,土壌,地質,水理,植生等に関する既存情報の整理及び現地調査を実施し、その結果に基づいて、おもに技術的な観点からの助言を行った。また、住民説明会においては、生活環境中に飛散している放射性物質を除去・収集し、一か所に集め、適切に保管することにより、住民の不必要な被ばくを防ぐことが仮置場の設置目的であることを念頭に、仮置場の保管・管理に必要な要件の解説など技術的観点からの説明・支援を実施した。

口頭

JAEA福島環境安全センターにおける除染活動にかかわる経験・教訓,2; 自治体支援(コンクリート除染)

畠 勝郎; 石川 信行; 上坂 貴洋; 須藤 智之; 松本 正喜; 青木 勲; 石崎 暢洋; 今村 弘章; 内田 伸一; 菊池 栄; et al.

no journal, , 

原子力機構では、福島県をはじめとする環境修復に向けた除染活動の円滑な推進のため各自治体等への支援活動を実施している。一例として、事故当時に建設途中であった一般住宅において、汚染した基礎コンクリート部表面の除染方法を構築し、除染作業に至ったケースについて紹介する。

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