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報告書

JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

飛田 実*; 今田 未来; 大森 剛*; 生天目 勉*; 鬼澤 崇*; 黒澤 勝昭*; 原賀 智子; 青野 竜士; 水飼 秋菜; 土田 大貴; et al.

JAEA-Data/Code 2022-007, 40 Pages, 2022/11

JAEA-Data-Code-2022-007.pdf:1.99MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物よりコンクリート、焼却灰、セラミックフィルタ及び耐火レンガを試料として採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和2年度から令和3年度に取得した24核種($$^{3}$$H、$$^{14}$$C、$$^{36}$$Cl、$$^{41}$$Ca、$$^{60}$$Co、$$^{63}$$Ni、$$^{90}$$Sr、$$^{94}$$Nb、$$^{99}$$Tc、$$^{rm 108m}$$Ag、$$^{129}$$I、$$^{137}$$Cs、$$^{133}$$Ba、$$^{152}$$Eu、$$^{154}$$Eu、$$^{rm 166m}$$Ho、$$^{234}$$U、$$^{238}$$U、$$^{238}$$Pu、$$^{239}$$Pu、$$^{240}$$Pu、$$^{241}$$Am、$$^{243}$$Am、$$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。

論文

Study on oxidation model for Zircalloy-2 cladding in SFP accident condition

根本 義之; 加治 芳行; 鬼澤 崇*; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 東條 匡志*

Proceedings of Annual Congress of the European Federation of Corrosion (EUROCORR 2018) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2018/09

ジルカロイ2被覆管の短尺試験片を用いて乾燥空気及び空気と蒸気混合雰囲気での高温酸化試験データに基づく酸化モデルを提案している。使用済燃料プール事故時を模擬した長尺試験片の酸化挙動を解析するために、酸化モデルを計算熱流動解析コードに提供した。空気中での酸化皮膜成長挙動は酸化モデルを用いた計算結果により良く再現できるが、空気と蒸気混合雰囲気では過度に保守的な評価となっている。事故時の使用済燃料ラックにおける雰囲気成分の変化の影響について議論した結果について紹介する。

論文

Development of separation technique of sodium nitrate from low-level radioactive liquid waste using electrodialysis with selective ion-exchange membranes

入澤 啓太; 中川 明憲; 鬼澤 崇*; 小河原 貴史*; 花田 圭司; 目黒 義弘

Proceedings of 15th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2013) (CD-ROM), 5 Pages, 2013/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:60.86

An advanced method, in which electrodialysis separation of sodium nitrate and decomposition of nitrate ion are combined, has been developed to remove nitrate ion from low-level radioactive liquid wastes including nitrate salts of high concentration. An engineering scale apparatus with two electrodialytic devices, in which the sodium and nitrate ions were separately removed by each device, was produced on the basis of the results of fundamental investigation previously reported, and the performance of the apparatus was tested. Both the ions were successfully removed at the same time, though these ions were separately transferred using two electrodialytic devices. And also effect of several experimental parameters such as current and temperature on current efficiency of both the ions of each device was investigated.

論文

ナトリウム冷却高速炉に用いる改良9Cr-1Mo鋼製品の製作性と強度特性,2; 長尺薄肉小径伝熱管

若井 隆純; 鬼澤 高志; 小原 智史; 中島 崇*; 横山 哲夫*; 伊勢田 敦朗*; 小雲 信哉*; 二神 敏*

耐熱金属材料第123委員会研究報告, 52(2), p.171 - 181, 2011/07

先進ループ型ナトリウム冷却高速炉(JSFR)の蒸気発生器に適用予定の密着型2重伝熱管の製作性見通しを得ることを目的として、過去に製造実績のない改良9Cr-1Mo鋼製薄肉小径伝熱管の製作性見通しを、国内メーカーの有する既存の工業規模製造設備を用いた試作によって得るとともに、試作管に対する機械的試験や金属組織観察を通じて、所要の性能が具備されていることを確認した。また、試作管を用いて密着2重伝熱管を試作し、長さ15mまでの製作性見通しを得た。さらに、密着2重伝熱管に求められる内外管間の空隙幅,面圧及び等価熱伝導率を測定し、種々の製作パラメータについて検討するとともに、今後の課題を抽出した。

口頭

放射性廃液中の硝酸ナトリウムの膜分離技術開発,5; 工学試験装置を用いた硝酸ナトリウムの膜分離試験

中川 明憲; 小河原 貴史; 鬼澤 崇; 目黒 義弘

no journal, , 

高濃度の硝酸ナトリウムを含む放射性廃液から硝酸ナトリウムを分離するための工学試験装置を用いて、硝酸ナトリウムの膜透過の電流効率,消費電力,イオン選択透過性,膜分離後の溶液組成などを調べた。

口頭

放射性廃液中の硝酸ナトリウムの膜分離技術開発,4; 工学試験装置の製作と性能確認試験

目黒 義弘; 中川 明憲; 小河原 貴史; 鬼澤 崇

no journal, , 

これまでのナトリウムイオン及び硝酸イオンの電気透析による膜透過基礎試験の結果に基づき、高濃度の硝酸ナトリウムを含む放射性廃液から硝酸ナトリウムを分離するための装置概念を構築するとともに、工学規模の試験装置を製作した。また、その性能が設計通りであることを確認した。

口頭

生物脱硝試験用汚泥の放射線照射試験

中川 明憲; 小河原 貴史; 鬼澤 崇*; 花田 圭司; 中山 卓也; 目黒 義弘

no journal, , 

$$^{60}$$Coを線源とする$$gamma$$線を用いてNO$$_3^{-}$$分解中の活性汚泥の$$gamma$$線に対する耐性を評価した。1, 10, 100Gy/hの線量率で1日約20時間、250時間に渡って照射することで、線量率に依存することなく600Gyの線量まで90%以上の分解率を維持できることを示した。

口頭

使用済み燃料プールの事故時の安全性向上に関する研究,21; 被覆管酸化モデルに関する検討

根本 義之; 鬼澤 崇*; 加治 芳行; 中島 一雄*; 金沢 徹*; 東條 匡志*

no journal, , 

使用済み燃料プール(SFP)冷却水の損失または水位低下による事故の解析を目的とした重大事故解析コードの高度化のため、本研究ではこれまでに被覆管の空気中での高温酸化挙動のモデル化、及びSFP冷却水損失事故を模擬した条件での長尺被覆管の酸化試験を行い、酸化モデルによる解析結果と酸化層成長の測定結果がよく一致することを報告した。SFP事故では被覆管が空気と水蒸気の混合雰囲気中で高温酸化する条件も考えられるが、これまでの熱天秤での試験では、その場合、空気中よりも被覆管酸化が速くなる結果が示されている。本研究では空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化モデルの構築及び検証試験を行い、モデルの妥当性及び改良について検討した。

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