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報告書

環境中のフォールアウト・プルトニウムに関する文献調査

新谷 貞夫; 鹿志村 攻; 古田 定昭; 石森 有

PNC TN6420 94-001, 128 Pages, 1994/02

PNC-TN6420-94-001.pdf:1.99MB

現在環境に存在するプルトニウム同位体のほとんどが、1945年以来行われてきた大気圏内核爆発実験に由来する。その多くは長半減期核種であり、大部分が環境中に蓄積されていると考えられている。今回、これらフォールアウト・プルトニウムの全国分布を調査した。その結果各地の239+240Pu濃度は次のような範囲であった。 年間降下量(最近5年間;1988年から1992年)で0.004$$sim$$0.02Bq/M2大気中濃度(最近5年間;1988年から1992年)は福井県で22.9$$times$$10-5mBq/M2(1988年)が報告されているだけでほかは測定下限以下、一般的な土壌中で0.1$$sim$$数Bq/Kg乾土、日本海側山岳地域である福井県奥越高原で3.3$$sim$$12.3Bq/Km乾土、長崎県西山地区で10.4$$sim$$55.5Bq/Kg乾土、河川水中で0.0008$$sim$$0.059mBql湖低土中で0.43$$sim$$8.0Bq/Kg乾土、河底土中で測定下限以下$$sim$$0.27Bq/kg乾土、沿岸海水中で測定限以下$$sim$$0.084mBq/l、沿岸海底土中で測定下限以下$$sim$$7.25Bq/kg乾土でその他環境中生物試料についても調べた。238Pu/239+240Pu放射能比についてはグローバルなフォールアウトにおいては1$$sim$$7%程土で、おおむね4%前後であった。

報告書

環境放射能安全研究成果報告書(昭和61年度-平成2年度)

住谷 秀一; 新谷 貞夫; 篠原 邦彦; 圷 憲; 飛田 和則; 圓尾 好宏; 渡辺 均

PNC TN8410 92-022, 63 Pages, 1992/02

PNC-TN8410-92-022.pdf:1.89MB

東海事業所安全管理部環境安全課では、再処理施設周辺環境中における各種放射能の挙動及びその影響を把握し、施設周辺住民の健康の確保、環境の保全等安全の確認に関する技術及び知見を一層充実する観点から、環境放射能安全研究を実施してきている。本報告書は、昭和61年度から平成2年度に当課において実施した環境放射能安全研究のうち、10テーマの成果を取りまとめたものである。

報告書

安全管理業務報告(平成3年度第3四半期)

新谷 貞夫; 竹之内 正

PNC TN8440 92-013, 104 Pages, 1991/12

PNC-TN8440-92-013.pdf:2.58MB

平成3年度第3四半期(平成3年10月$$sim$$平成3年12月)に実施した業務概要について報告します。記載項目は、安全管理業務概要、安全管理一般、放射線管理、環境安全、個人被ばく管理、小集団活動の推進、研究開発、外部発表等について、取りまとめたものである。

報告書

安全管理業務報告(平成3年度第2四半期)

新谷 貞夫; 竹之内 正

PNC TN8440 92-001, 107 Pages, 1991/09

PNC-TN8440-92-001.pdf:2.66MB

平成3年度第2四半期(平成3年7月$$sim$$平成3年9月)に実施した業務概要について報告します。記載頂目は、安全管理業務概要、安全管理一般、放射線管理、環境安全、個人被ばく管理、小集団活動の推進、研究開発、外部発表等について、取りまとめたものである。

報告書

安全管理業務報告(平成3年度第1四半期)

新谷 貞夫; 竹之内 正

PNC TN8440 91-053, 109 Pages, 1991/06

PNC-TN8440-91-053.pdf:2.68MB

平成3年度第1四半期(平成3年4月$$sim$$平成3年6月)に実施した業務概要について報告します。記載項目は,安全管理業務概要,安全管理一般,放射線管理,環境安全,個人被ばく管理,小集団活動の推進,研究開発,外部発表等について,取りまとめたものである。

報告書

安全管理業務報告(平成2年度第4四半期)

竹之内 正; 新谷 貞夫

PNC TN8440 91-032, 119 Pages, 1991/03

PNC-TN8440-91-032.pdf:2.82MB

平成2年度第4四半期(平成3年1月$$sim$$平成3年3月)に実施した業務概要について報告します。記載項目は,安全管理業務概要,安全管理一般,放射線管理,環境安全,個人被ばく管理,小集団活動の推進,研究開発,外部発表等について,取りまとめたものである。

報告書

安全管理業務報告(平成2年度第3四半期)

新谷 貞夫; 竹之内 正

PNC TN8440 91-010, 109 Pages, 1990/12

PNC-TN8440-91-010.pdf:2.66MB

平成2年度第3・四半期(平成2年10月$$sim$$平成2年12月)に実施した業務概要について報告します。記載項目は,安全管理業務概要,安全管理一般,放射線管理,環境安全,個人被ばく管理,小集団活動の推進,研究開発,外部発表等について,取りまとめたものである。

報告書

安全管理業務報告 (平成2年度 第1・四半期)

新谷 貞夫*

PNC TN8440 90-020, 106 Pages, 1990/09

PNC-TN8440-90-020.pdf:2.68MB

平成2年度第1・四半期(平成2年4月$$sim$$平成2年6月)に実施した業務概要について報告します。記載項目は,安全管理業務概要,安全管理一般,放射線管理,環境安全,個人被ばく管理,小集団活動の推進,研究開発,外部発表等について,取りまとめたものである。

報告書

再処理工場のホット試験期間中におけるTRU廃棄物の処理実績

新谷 貞夫*; 安 隆己; 庄司 賢二; 福島 操; 栗田 和彦*; 渋谷 淳; 倉田 英男; 林 允之; 山本 正男

PNC TN8440 87-190, 35 Pages, 1987/08

PNC-TN8440-87-190.pdf:2.43MB

再処理工場におけるTRU廃棄物の分類は、現在までの所良い結果を得ている。TRU廃棄物の発生量は、使用済燃料を処理している時よりも、保守補修作業等に伴う発生が著しい。発生元における廃棄物の減容及び分類について一層の協力が望まれる。同時にTRU廃棄物の管理及び処理処分に適切に対応するため、区域の見直し等の検討と調査を継続して行う。

論文

Non-destructive and destructive measurements on burnup characteristics of Japan Power Demonstration Reactor-I full-core fuel assemblies

須崎 武則; 岡崎 修二; 岡下 宏; 小林 岩夫; 鈴木 敏夫; 河野 信昭; 大貫 守; 篠原 伸夫; 園部 保; 大野 秋男; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(1), p.53 - 72, 1986/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:70.06(Nuclear Science & Technology)

JPDR-I使用済燃料集合体72体に対し、非破壊$$gamma$$線スペクトロメトリ法を適用した。それらの集合体は東海再処理工場にて溶解された。溶解槽から採取した19バッチの試料について詳細な化学分析を行った。非破壊測定による$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの放射能強度および$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Cs/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs強度比から、それぞれ、燃焼度およびPu/U原子数比を求めた。その際、典型的な1体の集合体の燃料棒を用いた実験において確立された相関関係を利用した。非破壊測定と化学分析の結果の間には良い一致が得られた。一部の結果に見られたわずかな偏差は、集合体内の放射能強度の分布の相違に起因するものとして説明された。非破壊測定法により、Pu以外の超ウラン核種の量を推定する可能性についても議論した。

報告書

再処理工場におけるトリチウムの挙動

山之内 種彦*; 新谷 貞夫*; 福島 操*; 野島 康夫*; 槇 彰*

PNC TN841 81-37, 100 Pages, 1981/03

PNC-TN841-81-37.pdf:2.19MB

トリチウムは,水素の同位体で12.36年の半減期を持ちベーター線を放出する核種であり,原子炉の運転中に一次冷却水中及び燃料中で生成される。燃料中で生成したトリチウムは,燃料の破損部分から冷却水中へ広散するが,その量は1%以下であり,大部分は使用済燃料中に含まれて再処理工場へ運ばれて来る。動燃再処理工場においては,1977年9月のJPDR燃料せん断開始以来,1980年末の使用前検査完了までに約80トンの国内の軽水炉(BWR,PWR)の使用済燃料の処理を行って来た。この処理を通して各工程のトリチウム量及びトリチウムの環境放出量の測定を行ない,そのデータをもとに再処理工場におけるトリチウムの挙動の検討を行った。その結果,次の点が明らかになった。(1)再処理工場のトリチウムのmainpathway(主たる経路)は,酸回収系であった。(2)環境へ放出されるトリチウムの燃料中での生成量(計算値:ORIGEN‐73)に対する比率は,大気(BWR,PWR)が約1%,海洋がBWRの場合20$$sim$$30%,PWRの場合35$$sim$$45%であった。(3)溶解工程以降で確認されたトリチウムの総量は燃料中の生成量(計算値:ORIGEN‐73)に対してPWR燃料の場合約50%であり,残り約50%が確認できなった。(4)この50%の不足分は,計算コード及び原子炉の運転中にハルへ移行するトリチウムによるものと考えられる。米国の実験によれば,ハルへ移行するトリチウムの割合は燃料の線出力に依存し,数%$$sim$$90%と変動する。BWR燃料とPWR燃料処理時のトリチウムの環境放出量の差は,この線出力の違いによるものと考えられる。

口頭

将来再処理プロセスでの窒素酸化物クローズドシステム開発,6; 将来湿式再処理プロセスへの適用性検討

高奥 芳伸*; 服部 功*; 渡部 哲也*; 岡庭 賢明*; 新谷 貞夫*; 本間 俊司*; 高野 雅人; 赤井 芳恵*; 鈴木 泰博*

no journal, , 

将来湿式再処理プロセスにおいて発生する硝酸又は硝酸塩を含む廃液中の硝酸根を還元分解することで、硝酸ナトリウム廃棄物の発生量をなくするシステム(窒素酸化物クローズドシステム、以下「本システム」)開発を平成18年度から実施している。本講演では、最終年度となる平成20年度の成果として、触媒法と高温高圧法による硝酸根還元分解処理技術と本システムへの適用性検討結果について報告する。

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