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報告書

JRR-2, JRR-3及びホットラボ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*; 原賀 智子; 佐々木 誉幸*; 関 晃太郎*; 大森 弘幸*; 河内山 真美; 下村 祐介; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2019-016, 72 Pages, 2020/02

JAEA-Data-Code-2019-016.pdf:2.67MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する研究施設等廃棄物は、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、原子力科学研究所内で保管されているJRR-2、JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物から分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成28年度から平成30年度に取得した25核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{36}$$Cl, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{94}$$Nb, $$^{93}$$Mo, $$^{99}$$Tc, $$^{108m}$$Ag, $$^{126}$$Sn, $$^{129}$$I, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu, $$^{154}$$Eu, $$^{233}$$U, $$^{234}$$U, $$^{238}$$U, $$^{238}$$Pu, $$^{239}$$Pu, $$^{240}$$Pu, $$^{241}$$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

Performance of a remotely located muon radiography system to identify the inner structure of a nuclear plant

藤井 啓文*; 原 和彦*; 橋本 就吾*; 伊藤 史哲*; 角野 秀一*; Kim, S.*; 河内山 真美; 永嶺 謙忠*; 鈴木 厚人*; 高田 義久*; et al.

Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2013(7), p.073C01_1 - 073C01_20, 2013/07

 被引用回数:19 パーセンタイル:26.12(Physics, Multidisciplinary)

The performance of a muon radiography system designed to image the inner structure of a nuclear plant located at a distance of 64 m is evaluated. We conclude that there is an absence of fuel in the pressure vessel during the measurement period and profile the fuel material placed in the storage pool. The obtained data also demonstrate the sensitivity of the system to water-level changes in the reactor well and the dryer-separator pool. It is expected that the system could easily reconstruct a 2 m cubic fuel object. By operating multiple systems, typically four identical systems, viewing the reactor form different directions simultaneously, detection of a 1 m cubic object should be achievable within a period of a few months.

報告書

実放射性廃棄物試料の非破壊測定による多重$$gamma$$線測定装置の性能評価

河内山 真美; 原賀 智子; 亀尾 裕; 高橋 邦明

JAEA-Technology 2011-038, 26 Pages, 2012/02

JAEA-Technology-2011-038.pdf:2.94MB

廃棄体の合理的な放射能評価方法の確立に必要である廃棄物の放射能データ収集のために、多くの放射性廃棄物試料を効率よく分析できる簡易・迅速な放射能分析・測定技術の開発を進めている。その一環として、$$gamma$$線放出核種の非破壊測定の検討を行っており、Ge検出器とBGO検出器を組合せた検出器ユニットを4台同時に用いた「多重$$gamma$$線測定装置」を新たに構築した。この装置では、Ge検出器とBGO検出器の組合せによるコンプトン散乱低減に加え、カスケード崩壊で連続的に放出される$$gamma$$線を複数のGe検出器で同時に検出することにより、そのエネルギーの組合せから核種を特定する。多重$$gamma$$線測定装置を多量のCo-60を含む実廃棄物試料に適用したところ、従来のGe検出器に比べ、試料中に含まれる対象核種の検出限界が1/4から1/12に低減した。また、同試料中のNb-94の放射能定量を行い、放射化学分離を用いた定量値と比較したところ、15%以内で値が一致しており、本装置が定量測定に有効であることを確認した。

口頭

実廃棄物試料に対する多重$$gamma$$線測定装置の適用性評価; 金属廃棄物試料の検出限界

河内山 真美; 原賀 智子; 亀尾 裕; 高橋 邦明

no journal, , 

研究施設等から発生する廃棄物の処分に向けて、簡易・迅速な放射能測定法の検討を行っている。非破壊$$gamma$$線測定については4台のゲルマニウム検出器とBGO検出器とを組合せた多重$$gamma$$線測定法の適用を進めており、今回、原子炉の燃料プール浄化系配管から採取した廃棄物試料への適用性を評価した。廃棄物中の評価対象核種として、$$gamma$$線放出核種は、$$^{60}$$Coのほか、$$^{94}$$Nb, $$^{rm 166m}$$Ho, $$^{rm 108m}$$Agなどが選定されている。これら核種について、多重$$gamma$$線測定と従来のゲルマニウム検出器測定の結果を比較したところ、検出限界が1/6から1/12程度に低減することがわかった。

口頭

長半減期核種を対象とする回転電場偏向型共鳴電離質量分析法の開発; レーザーアブレーションによる原子化法を用いた測定試験

河内山 真美; 石森 健一郎; 利光 正章; 片山 淳; 齋藤 直昭*; 大村 英樹*; 高橋 邦明

no journal, , 

原子力機構では、廃棄物中の長半減期核種を対象とする回転電場偏向型質量分析法の開発を進めてきた。本研究では、固体試料を直接測定することを目的に、これまでの装置でフィラメント加熱を行っていた原子化部を、パルスナノ秒レーザーを用いたレーザーアブレーションを適用するためのシステムに改良し、Caを含有する固体試料を用いた試験を実施した。レーザーアブレーションにより試料から生じたCa原子プルームに、600nmのレーザー光を照射して生成したイオンを質量分析しCa同位体を検出した。Ca-40,42,43,44,48の安定同位体が天然同位体存在度と比べて7%以内で測定できることから、レーザーアブレーションによる原子化法を組み合わせた回転電場偏向型共鳴電離質量分析装置の基本性能を確認できた。

口頭

研究施設等廃棄物の廃棄体確認方法の開発,2; 金属試料に対する放射化学分析スキームの構築

下村 祐介; 河内山 真美; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

no journal, , 

放射性廃棄物の処分に向けて、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法を構築するために、廃棄物試料の放射能データの取得を進めている。研究施設のうち試験研究用原子炉では、炭素鋼やステンレス鋼とともに、アルミニウム(Al)が構造材に使用されているため、これら種々の金属廃棄物に適用できる分析スキームを構築する必要がある。そこで本報告では、これまでに炭素鋼やステンレス鋼を対象に構築した分析スキームを基に、新たにAlにも適用可能な分析スキームを構築した。構築したスキームを用いて、試験研究用原子炉(JRR-2及びJRR-3)から発生した金属廃棄物(炭素鋼, ステンレス鋼, Al合計10試料)の放射能データの取得を行い、回収率や操作性等から、本スキームの有効性を確認することができた。

口頭

MAXS/AD-2017多群ライブラリ作成とその検証

今野 力; 河内山 真美

no journal, , 

2018年に公開されたJENDL原子炉施設廃止措置用放射化断面積ファイル2017(JENDL/AD-2017)のMAXSフォーマットの多群ライブラリMAXS/AD-2017をPREPRO2018コードで作成した。作成したMAXS/AD-2017の検証として、MAXS/AD-2017からORIGEN-Sのライブラリを作成し、ORIGEN-Sで原子力機構JPDRの放射化解析を行なった。

口頭

JPDR生体遮蔽コンクリートの放射化計算とレンチ埋設に向けた放射能評価手法の検討

河内山 真美; 坂井 章浩; 今野 力

no journal, , 

動力試験炉JPDRの生体遮蔽コンクリートを対象にDORTおよびORIGEN-Sコードを用いて放射化計算を行い、測定値と比較した上で計算値によるトレンチ処分の放射能濃度の確認手法を検討した。

口頭

JENDL/AD-2017のSCALE6.2のORIGEN用多群ライブラリ作成

今野 力; 河内山 真美

no journal, , 

原子炉施設廃止措置用放射化断面積ファイルJENDL/AD-2017からSCALE6.2のORIGEN用多群ライブラリをAMPX-6コードで作成した。そのライブラリとSCALE6.2のORIGENでJPDRの放射化計算を行ない、作成した多群ライブラリに問題がないことを確認した。

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