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浅見 誠*; 高畠 容子; 明道 栄人; 飛田 剛志; 小林 究; 早川 美彩; 薄井 由香; 綿引 博美; 柴田 淳広; 野村 和則; et al.
JAEA-Data/Code 2017-001, 78 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2017-001.pdf:4.92MB
JAEA-Data-Code-2017-001-appendix(DVD-ROM).zip:818.06MB
東京電力ホールディングス(東京電力)福島第一原子力発電所において採取された汚染水(滞留水, 処理水)、汚染水処理二次廃棄物、瓦礫、土壌が分析され、放射性核種濃度等の分析データが報告されている。そこで、東京電力, 日本原子力研究開発機構, 国際廃炉研究開発機構により2016年3月末までに公開されたデータを収集し、データ集としてとりまとめた。また分析試料についての情報、分析により得られた放射性核種濃度等の値を表としてまとめるとともに、主な放射性核種濃度の時間変化を表す図を作成して収録した。電子情報として英訳と収録した分析データを提供する。
浅見 誠; 綿引 博美; 大井 貴夫; 柴田 淳広; 芦田 敬
JAEA-Data/Code 2015-020, 80 Pages, 2015/11
JAEA-Data-Code-2015-020.pdf:45.07MBJAEA-Data-Code-2015-020-appendix(DVD-ROM).zip:602.44MB
東京電力福島第一原子力発電所から発生する滞留水・処理水の分析結果(「水分析結果」2014年度版)と瓦礫および土壌に関する分析結果(「瓦礫等分析結果」2014年度版)をまとめた。本資料では、例題を用いて「水分析結果」と「瓦礫等分析結果」の機能と使用方法を示すとともに、電子情報としてまとめられた水分析結果(2014年度版)及び瓦礫等分析結果(2014年度版)を付録CDとして提供する。
浅見 誠; 綿引 博美; 大井 貴夫; 牧野 仁史; 柴田 淳広; 亀尾 裕; 目黒 義弘; 芦田 敬
JAEA-Data/Code 2014-016, 37 Pages, 2014/09
JAEA-Data-Code-2014-016.pdf:37.04MBJAEA-Data-Code-2014-016-appendix(CD-ROM).zip:60.46MB
東京電力株式会社(東京電力)福島第一原子力発電所から発生する廃棄物に関する分析結果のうち、2011年度から2013年度(2014年3月末)までに日本原子力研究開発機構(JAEA)と東京電力によって公開されている滞留水・処理水の分析結果(JAEAの分析結果: 25サンプル、東京電力の分析結果: 313サンプル)を水分析結果データベース(2013年度版)としてまとめた。また、東京電力によって公開されている汚染水処理に係る二次廃棄物(吸着材、スラッジ)中のインベントリ評価に必要な滞留水量及び廃棄物発生量に関する情報(「福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について」等の公開資料の第0報(2011/5/31)から第143報(2014/3/25)の内容)も合わせてまとめた。本資料では、例題を用いて水分析結果データベースの機能と使用方法を示すとともに、水分析結果データベース(2013年度版)を付録CDとして提供する。
三代 広昭; 吉田 充宏; 下村 敦彦*; 浅見 誠*; 磯 貴人*; 宮内 敏行*; 菊地 啓一*
PNC TN8440 96-010, 171 Pages, 1996/03
本報告書は、東海事業所の既施設利用の一環として、M棟にウラン系廃棄物処理設備を設置することが決定されたのを受け、M棟内設備の解体撤去作業について報告するものである。これまでM棟では、六フッ化ウランを用いたウラン濃縮技術開発等が行われてきており試験装置等が多数設置されていた。作業では、不要となった試験装置、電気系統、試験装置のユーティリティ設備及び排気装置の解体撤去を行うと共に、ウラン系廃棄物処理施設の建設を円滑に行えるよう、管理区域を解除するための室内の汚染検査を行った。解体撤去作業は、平成7年10月から平成7年12月末までの約3ヶ月間で実施し、トラブルもなく、計画どおり終了できた。また、室内の汚染検査も、測定した全箇所について検出限界値未満であった。なお、解体撤去作業で発生した廃棄物量は約75tonであったが、放射性廃棄物として処理したものは約17tonとなり、当初の見込み量を大幅に低減させることができた。
樋口 健二; 浅井 清; 秋元 正幸; 神林 奨; 徳田 伸二; 長谷川 幸弘*; 浅見 暁*; 佐々木 誠*
Comput. Assist. Mech. Eng. Sci., 1, p.191 - 204, 1994/00
粒子モデルを扱ったモンテカルロ計算等の数値シミュレーションの高速化を目指して開発されたモンテカルロ装置の設計思想、アークテクチャ及び性能評価結果について述べる。モンテカルロ装置の特長は、(1)数値演算に対するベクトル処理機能、(2)粒子分類を高速に行うための特殊パイプライン、(3)間接番地データ参照に関して強化されたロード/ストア・パイプライン及び(4)個々の粒子の振る舞いが独立であることを利用した並列処理機能にある。3つの粒子輸送モンテカルロ・コード、3次元相対論的プラズマ粒子シミュレーション・コード及び分子動力学シミュレーション・コードに対する装置の実効性能及び解析結果について述べる。
飛田 祐夫; 中野 朋之; 勾坂 徳二郎*; 大木 雅也*; 浅見 誠*; 谷本 健一; 榎戸 裕二
PNC TN9080 92-001, 107 Pages, 1992/01
大洗工学センターのホット施設は、今後の各施設の新たな業務展開に向けての技術開発や運転計画に基づき、使用済または老朽化した設備機器の解体撤去あるいは施設の更新に伴うデコミッショニングを行う必要がある。この際に発生する放射性廃棄物は、各施設の発生予測データに基づくと、年々増大すると共に固体廃棄物前処理施設(WDF)の受け入れ処理が困難な超大型形状で、汚染形態、線量当量率が極めて高い放射性廃棄物等の発生が予測される。また、更に使用済みとなり施設内に保管されている放射性廃棄物もある。このために、固体廃棄物処前処理施設(WDF)の受け入れ条件を超える超大型機器等を対象に、効果的かつ合理的に処理を行う超大型機器の解体・減容技術および未処理廃棄物の処理技術の先進的な開発等、デコミッショニング技術の研究開発を含めた大型機器解体施設計画の概要について取りまとめた。今後は、本資料を基に施設計画および解体・減容・処理技術等の研究開発計画を具体化していく必要がある。
柴田 和重*; 鳥飼 誠之*; 下吉 拓治*; 浅見 政江*; 重松 裕司*; 手嶋 朋子*; 樋口 理恵*
PNC TJ1250 91-007, 353 Pages, 1991/03
高レベル放射性廃棄物(HLW)の地層処分をはじめとする高度技術施設については,科学的知見に基づき見積もられたリスクと一般の人々の認知するリスクとに差があることが知られている。このため,この問題にどのように対処していくかが大きな課題となっており,地層処分についても,これまでのリスクに係る知見・経験を踏まえて,情報提供を検討していくことが求められている。本調査では,これを踏まえ米国を中心としたリスクに係る調査研究成果を収集し,知見を整理するとともにHLWの地層処分と類似した特性をもつと考えられるPCB焼却施設の立地に係る国内事例調査も行った。そして,これら結果から我が国地層処分問題への取り組み等について検討し,課題の抽出も行った。なお,国内事例調査の一環として,リスク・パーセプション(RP),リスク・マネージメント(RM)及びリスク・コミュニケーション(RC)に係る意識調査も実施した。結果として,HLW地層処分に対するRPは厳しい状況であるが,その必要性は多くが認めており,この点が情報提供の核になりそうなことが明らかとなった。また,RM/RCでは,根本的な点において,我が国と諸外国とでは差異はないと見られる。特に,カナダ原子力公社(AECL)が採用しているアプローチはPNCにとって大いに参考となり,これをモデルとした情報提供検討の必要性が認められた。そして,その第一歩として,原子力関係者が地層処分をどのように考え,またPNCをどのように見ているか把握することが重要であることが明らかとなった。
柴田 和重*; 鳥飼 誠之*; 下吉 拓治*; 浅見 政江*; 重松 裕司*; 手嶋 朋子*; 樋口 理恵*
PNC TJ1250 91-005, 36 Pages, 1991/03
高レベル放射性廃棄物(HLW)の地層処分をはじめとする高度技術施設については、科学的知見に基づき見積もられたリスクと一般の人々の認知するリスクとに差があることが知られている。このため、この問題にどのように対処していくかが大きな課題となっており、地層処分についても、これまでのリスクに係る知見・経験を踏まえて、情報提供を検討していくことが求められている。本調査では、これを踏まえ米国を中心としたリスクに係る調査研究成果を収集し、知見を整理するとともに、HLWの地層処分と類似した特性をもつと考えられるPCB焼却施設の立地に係る国内事例調査も行った。そして、これら結果から我が国地層処分問題への取り組み等について検討し、課題の抽出も行った。なお、国内事例調査の一環として、リスク・パーセプション(RP)、リスク・マネージメント(RM)及びリスク・コミュニケーション(RC)に係る意識調査も実施した。結果として、HLW地層処分に対するRPは厳しい状況であるが、その必要性は多くが認めており、この点が情報提供の核になりそうなことが明らかとなった。また、RM/RCでは、根本的な点において、我が国と諸外国とでは差異はないと見られる。特に、カナダ原子力公社(AECL)が採用しているアプローチはPNCにとって大いに参考となり、これをモデルとした情報提供検討の必要性が認められた。そして、その第一歩として、原子力関係者が地層処分をどのように考え、またPNCをどのように見ているか把握することが重要であることが明らかとなった。
石崎 寛治郎*; 岡川 誠吾; 大内 康喜; 伊藤 彰彦; 簗 尚*; 浅見 晃*; 峯岸 敬一*; 和達 嘉樹; 荒木 邦夫; 天野 恕
JAERI-M 9380, 59 Pages, 1981/03
日本原子力研究所と秩父セメント株式会社で共同開発したPIC容器の安全性に関して、耐圧型と均圧型の2種類の容器を使用し、RIとしては
Csと
Csを用いた。ホット供試体はRIを布ウエス中に散布したもの(2)など4体である。外水圧試験は深海底5,000mの条件を模擬した条件で24時間保持した。ウエスを収納した容器に関しては高水圧試験後、常温常圧下で長期(400日程度)の浸出試験を実施中である。その結果、(1)均圧型PIC容器は250kg/cm
まで耐圧性を有し、以後均圧化するが均圧後も500kg/cmの外水圧力で破壊等の異常のないことが明らかとなった。(2)耐圧型PIC容器は500kg/cm外水圧力下で、十分な耐圧強度と不透水性を有し、RIの浸出抵抗性に優れていることが確認された。(3)ウエスを収納したPIC容器の長期浸出試験(144日まで)の結果、均圧型PIC容器ではCsの浸漬日数の平方根に比例して増加するのに対し、耐圧型PIC容器では全く浸出していなかった事が判明した。