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報告書

$$alpha$$放射能濃度分析のための脱塩処理方法の確立(受託研究)

小池 優子; 山田 椋平; 永岡 美佳; 中野 政尚; 小野 洋輔; 水津 祐一

JAEA-Technology 2021-011, 39 Pages, 2021/08

JAEA-Technology-2021-011.pdf:1.56MB

日本原燃株式会社のMOX燃料工場の分析済液処理設備では、その処理過程において全$$alpha$$放射能濃度分析を妨害する塩が発生するおそれがある。そこで、日本原燃株式会社では固相抽出クロマトグラフィーを用いた脱塩処理方法を考案した。日本原子力研究開発機構は、日本原燃株式会社が考案した同方法を用いて処理液中の脱塩が可能であるかを確認する「全$$alpha$$放射能濃度分析前処理操作確立に向けた試験研究」を同社から受託し、同試験を実施した。本試験では、「ステップ1 最適固相抽出剤選定試験」、「ステップ2 最適固相抽出剤ばらつき評価試験」及び「ステップ3 実廃液模擬試験」の3つのステップで実施した。ステップ1の結果により選定した、固相抽出剤(InertSepME-2)及び最適条件(マニホールドによる吸引方式(約5-10mL/min)、溶離液は3M硝酸、最適pHは5、価数調整操作は実施しない)により、ステップ2及びステップ3の試験を行った結果、日本原燃株式会社MOX燃料工場における分析済液処理工程の実廃液を模擬した試料において、7割以上の回収率が得られ、分析法の妥当性が確認できた。

報告書

令和元年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 藤井 朋子; 永岡 美佳; 小池 優子; 山田 椋平; 久保田 智大; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; et al.

JAEA-Review 2020-070, 120 Pages, 2021/02

JAEA-Review-2020-070.pdf:2.47MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び茨城県等との「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成31年4月1日から令和2年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

報告書

平成30年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 藤井 朋子; 永岡 美佳; 井上 和美; 小池 優子; 山田 椋平; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; et al.

JAEA-Review 2019-045, 120 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-045.pdf:2.54MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成30年4月1日から平成31年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

報告書

平成29年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 永岡 美佳; 井上 和美; 小池 優子; 山田 椋平; 吉井 秀樹*; 檜山 佳典*; 大谷 和義*; et al.

JAEA-Review 2018-028, 120 Pages, 2019/02

JAEA-Review-2018-028.pdf:2.69MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成29年4月1日から平成30年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

報告書

平成28年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 藤田 博喜; 永岡 美佳; 井上 和美; 小池 優子; 吉井 秀樹*; 檜山 佳典*; 大谷 和義*; 菊地 政昭*; 坂内 信行*; et al.

JAEA-Review 2017-037, 119 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-037.pdf:2.58MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成28年4月1日から平成29年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2016年度

中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 根本 正史; 飛田 慶司; 細見 健二; 永岡 美佳; 外間 智規; 西村 朋紘; 小池 優子; et al.

JAEA-Review 2017-028, 177 Pages, 2018/01

JAEA-Review-2017-028.pdf:3.61MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2016年4月から2017年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の影響が多くの項目でみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東京電力福島第一原子力発電所事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。

論文

Characterization study of a cylindrical prolitic graphite neutron and X-ray condenser lens

西木 直己*; 目時 直人; 曽山 和彦; 小池 良浩; 鈴木 淳市; 藤原 悟; 芳賀 裕子*; 小泉 智

Journal of the Physical Society of Japan, Vol.70, Supplement A, p.480 - 482, 2001/05

中性子を用いた研究は、固体物理、材料等の工学、そして生命科学の領域に至るまで、ますますその裾野が広がりつつある。にもかかわらず中性子フラックスはここ数十年間増加してないことから、中性子光学素子による集光技術の開発、そしてそれらを用いて中性子によるイメージングを行い、研究に用いる要求が高まっている。そこでこの黎明研究では、松下電器が開発したトロイダル曲面状に湾曲した黒鉛結晶を用いて中性子集光及び中性子結像そして顕微鏡の開発の目的で、この湾曲結晶を用いたX線中性子集光素子の中性子集光特性を調べた。このグラファイト光学素子は、原材料のポリイミドシートから予備処理工程で作成されたグラファイトの前駆体の熱硬化性を利用してトロイダル形状に仕上げた。1mmの点光源から発生した1.54Åの中性子を、256mm離れた中性子イメージングプレート上に約1.4mmのサイズに集光させることができた。集光倍率は約150倍であった。結像実験は行えなかったが、冷中性子源と組み合わせた光学デバイスとしての可能性を考察した。

口頭

表土中アメリシウム-241濃度の水準調査

小池 優子; 永岡 美佳; 藤田 博喜; 中野 政尚

no journal, , 

再処理施設周辺環境における表土中Pu-239,240等濃度については、再処理施設保安規定等に基づいて定期的にモニタリングしているが、Am-241については対象項目ではなく、これまで自主的に調査を行ってきた。再処理施設の廃止措置を行っていく上で、現状のAm-241濃度を把握しておくことは重要であり、本研究では濃度水準を把握することを目的としている。また、Am-241の分析法は「放射能測定法シリーズNo.22」に準拠しているが、現在の方法に代わり、最新の抽出法であるDGAレジンによる分析法の適用可能性について検討する。

口頭

原子力機構における地域住民及び次世代層とのコミュニケーション活動

菖蒲 順子; 前田 英太; 小池 優子; 光元 里香; 中野 美奈子; 上原 志彫

no journal, , 

日本原子力学会2018年秋の大会、社会・環境部会企画セッションにおいて、2018年3月に受賞した平成29年度社会・環境部会賞「優秀活動賞」の受賞内容について紹介する。

口頭

$$alpha$$放射能濃度分析のための脱塩処理方法の確立,1; 固相抽出剤を用いた脱塩処理試験の検討概要

細川 知敬*; 藤原 英城*; 鴨志田 修一*; 安齋 喜代志*; 中野 政尚; 小池 優子; 山田 椋平; 永岡 美佳

no journal, , 

MOX燃料加工施設より発生する分析済液(硝酸酸性)からPu・Uを回収するために中和沈殿処理を実施する際に中和剤として水酸化ナトリウムを用いる。Pu・U回収後の分析済液を全$$alpha$$放射能濃度分析する際、中和塩(硝酸ナトリウム)の分析影響を緩和させるべく、固相抽出剤及び硝酸を用いた脱塩処理試験を実施した。本発表では、本試験の検討経緯、本試験の概要及び前処理方法の実用化について報告を行う。

口頭

$$alpha$$放射能濃度分析のための脱塩処理方法の確立,2; 固相抽出剤を用いた脱塩処理試験の結果

中野 政尚; 小池 優子; 山田 椋平; 永岡 美佳; 細川 知敬*; 藤原 英城*; 鴨志田 修一*; 安齋 喜代志*

no journal, , 

日本原燃が検討を行った、全$$alpha$$放射能濃度分析のための脱塩処理方法について、日本原子力研究開発機構にて検証試験を実施した。硝酸ナトリウムを含む分析サンプルから固相抽出剤及び硝酸を用いて、脱塩効率及び$$alpha$$核種の回収率について確認した。塩酸を使用せずに効率的に脱塩でき、かつ$$alpha$$核種の回収率も安定していることから、耐塩酸腐食性能のない環境において十分に実用性のある方法であることが本試験により確認された。本発表では、試験内容及び試験結果について報告を行う。

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