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論文

Electron microscopic analysis of radiocaesium-bearing microparticles in lichens collected within 3 km of the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant

土肥 輝美; 田籠 久也; 大村 嘉人*; 藤原 健壮; 金井塚 清一*; 飯島 和毅

Environmental Radiochemical Analysis VI, p.58 - 70, 2019/09

福島第一原子力発電所事故由来の放射性セシウム微粒子(CsMP)の物理化学特性を統計的に調べるには、効率的なCsMPの収集と単離が求められる。本研究では、大気中浮遊粒子を捕捉する性質を持つ地衣類と、電子顕微鏡分析を用いた分析法を確立した。地衣類の過酸化水素による分解と、FE-EPMAの自動粒子解析システムを組み合わせることで、その他多くの鉱物等粒子中からCsMPを効率的に検出することができた。また、単離された粒子の元素組成や放射能は、分解処理の影響を受けていないことが示された。更にFE-EPMAによる二次元元素分析結果から、いくつかの粒子において不均一な元素分布(SnやFe, Crなど)が見られた。このように本法は、粒子の特性傾向を統計的に把握するため、多くの粒子分析を行う際に有効と期待される。

報告書

環境試料中からの放射性セシウム微粒子の単離; リターへの適用事例

田籠 久也; 土肥 輝美; 石井 康雄; 金井塚 清一*; 藤原 健壮; 飯島 和毅

JAEA-Technology 2019-001, 37 Pages, 2019/03

JAEA-Technology-2019-001.pdf:26.85MB

東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故由来の放射性セシウム微粒子(CsMP)の空間的分布の把握や、その物理化学特性を統計的に評価するには、環境試料等からの効率的なCsMPの単離が必要となる。本報では、森林生態系のCs循環に影響する可能性のあるリターに着目し、リターからの効率的なCsMPの単離法を開発した。過酸化水素水による有機物分解処理と、電子顕微鏡学的手法を組み合わせることによって、多くの土壌鉱物粒子を含むリター中からCsMPを短時間(1粒子あたり3日)で単離することができた。この単離法は、林床のリターのみならず、生木の樹皮や葉などの植物試料をはじめ、その他の有機物試料への適用も期待される。

論文

東海再処理施設の廃止措置計画の概要

岡野 正紀; 秋山 和樹; 田口 克也; 永里 良彦; 大森 栄一

デコミッショニング技報, (57), p.53 - 64, 2018/03

東海再処理施設は1971年6月に建設が開始され、使用済燃料を用いたホット試験を1977年9月に開始した。電気事業者との再処理役務契約を無事完遂した。それ以来2007年5月までの約30年間にわたり約1,140トンの使用済燃料を再処理した。東海再処理施設については、2014年9月の「日本原子力研究開発機構改革報告書」において、費用対効果を勘案して廃止措置へ移行する方針を示した。これらを踏まえ、2017年6月に東海再処理施設の廃止措置計画認可申請書を原子力規制委員会に提出した。本廃止措置計画では、廃止措置の進め方、リスク低減の取組み、廃止措置の実施区分等を含む廃止措置の基本方針、使用済燃料と放射性廃棄物の管理、廃止措置に要する資金、廃止措置の工程を定めている。そのうち、廃止措置工程として、約30施設の管理区域解除までの計画を取りまとめ、約70年の期間が必要となることを示している。

論文

Monitoring of positron using high-energy gamma camera for proton therapy

山本 誠一*; 歳藤 利行*; 小森 雅孝*; 森下 祐樹*; 奥村 聡*; 山口 充孝; 齋藤 勇一; 河地 有木; 藤巻 秀

Annals of Nuclear Medicine, 29(3), p.268 - 275, 2015/04

 被引用回数:12 パーセンタイル:54.33(Radiology, Nuclear Medicine & Medical Imaging)

In proton therapy, imaging of proton-induced positrons is a useful method to monitor the proton beam distribution after therapy. We developed a small field-of-view gamma camera for high-energy gamma photons and used it for monitoring the proton-induced positron distribution. The gamma camera used 0.85 mm $$times$$ 0.85 mm $$times$$ 10 mm GAGG pixels arranged in 20 $$times$$ 20 matrix to form a scintillator block, which was optically coupled to a 1-inch-square position-sensitive photomultiplier tube. The GAGG detector was encased in a 20-mm-thick container and a pinhole collimator was mounted on its front. The gamma camera had spatial resolution of approximately 6.7 cm and sensitivity of 3.2 $$times$$ 10$$^{-7}$$ at 1.2 m from the collimator surface. The gamma camera was set 1 m from the 35 cm $$times$$ 35 cm $$times$$ 5 cm plastic phantom in the proton therapy treatment room, and proton beams were irradiated to the phantom with two proton energies. For both proton energies, positron distribution in the phantom could be imaged by the gamma camera with 10-min acquisition. The lengths of the range of protons measured from the images were almost identical to the calculation. These results indicate that the developed high-energy gamma camera is useful for imaging positron distributions in proton therapy.

論文

MOX燃料再処理における溶媒劣化; Pu精製工程における溶媒劣化とその影響

川口 芳仁; 森本 和幸; 北尾 貴彦; 大山 孝一; 大森 栄一

日本原子力学会和文論文誌, 8(3), p.221 - 229, 2009/09

東海再処理施設では、30% TBP/n-ドデカンを用いるピューレックス法を用いて、使用済燃料からウランやプルトニウムを抽出している。TBPはおもに、放射線,抽出されている元素,酸による加水分解によりDBP, MBPに劣化する。本研究では、DBP生成速度式の算出,MOX燃料再処理時の工程内DBP濃度の調査,20日間工程停止時の工程内DBP濃度の調査を実施した。その結果、DBP生成速度式(T=47.3W+0.05[Pu]+0.1)が算出され、また、MOX燃料処理時の工程内のDBP濃度は91ppm、20日間工程停止時のDBP濃度は2000ppmであったが、その後の工程運転には影響がなかった。

論文

使用済プルサーマル燃料の再処理

野村 茂雄; 菊池 孝; 大森 栄一; 稲野 昌利

エネルギー, 38(6), p.59 - 62, 2005/00

プルサーマル燃料の利用については様々な声があるが、その使用済燃料の再処理に関しては、世界的に見ても現在の軽水炉使用済ウラン燃料の再処理技術で十分対応可能である。しかしながら、燃料の特徴を勘案し、より効率的な処理を行うために必要な再処理データの取得・蓄積を進めていく必要がある。そのためにもホットフィールドとして既存の東海再処理施設を、今後とも最大限に有効活用していくことを提案したい。

論文

A Development and an application of MIXSET-X computer code for simulating the purex solvent extraction system

石田 倫彦; 須藤 俊幸; 大森 栄一; 野尻 一郎

GLOBAL2001, 1(40), 0 Pages, 2001/00

核燃料サイクル開発機構では、1970代より東海再処理施設の溶媒抽出工程における核種の挙動を解析すべく計算コードMIXSETの整備を行ってきた。本報告では、最新版のMIXSET-Xに至るMIXSET開発の経緯及びMIXSET-Xの特徴、さらにはMIXSET-Xを応用して行った東海再処理施設の安全性確認作業について報告する。

論文

アスファルト固化処理施設の火災爆発事故における爆発原因の検討

大森 栄一; 鈴木 弘; 加藤 良幸; 北谷 文人; 小杉 一正; 菊地 直樹

動燃技報, (107), p.55 - 64, 1998/09

平成9年3月11日に発生したアスファルト固化処理施設の火災爆発事故では、午前10時頃に発生した火災の後、同日夜8時頃に爆発が発生した。この爆発により施設の窓や扉などが破損して開口部ができ、施設の閉じ込め機能が失われた。事故後、施設内被害状況や運転記録の調査を行い、各種試験、解析を実施し爆発原因の検討を行った。その結果、火災時の水噴霧が不十分でドラム内部のアスファルトが酸素不足の室内で可燃性ガスを発生したこと、換気フィルタの閉塞による換気不足により可燃性ガスが室内に滞留したこと、その後槽類換気系からの押し出し空気により酸素が供給されたこと、加熱したドラムの自然発火により可燃性ガスと空気の混合気体に着火したことが火災後に爆発を生じた原因である可能性が高いものと評価した。

報告書

原因究明のための施設状況調査; アスファルト個化処理施設火災爆発事故原因究明・再発防止に関する報告(3/7)

アスファルト固化処理施設火災爆発事故原因究明・再発防止対策班; 大森 栄一; 加藤 良幸; 鈴木 弘; 下山田 哲也; 富山 祐弘; 下倉 光春; 桜庭 輝美; 森本 恭一; 萩原 正義; et al.

PNC TN8410 98-013, 1028 Pages, 1998/01

PNC-TN8410-98-013.pdf:143.04MB

アスファルト固化処理施設で発生した火災爆発事故の発生原因を究明するため、事故発生後の施設内において詳細な被害状況の調査を実施した。調査の結果、施設内の被害は、アスファルト充てん室(R152)付近を中心として1階および2階に集中していた。アスファルト充てん室(R152)では、遮へい扉などの部屋境界部分が破損しており、シールディングウォールが充てん室内に飛ばされているのを除いて充てん室から外に向かって破壊されている。天井にあるハッチなどの落下によりドラムの変形や破損がみられるものの、多くのドラムは比較的整然と並んでおり、室内の被害はさほど多くはない。アスファルト充てん室(R152)周辺の部屋では各室内にあった備品などが飛散している。エクストルーダについては、ドーム内部を含めて調査したが破損した様子は無く、異常はみつけられなかった。換気系については、セル換気系および建屋換気系給気の系統に被害が集中しているが、建屋換気系排気および槽類換気系には、ほとんど被害がみられなかった。

論文

アスファルト固化処理施設の火災爆発事故に関する検討

小山 智造; 柴田 淳広; 佐野 雄一; 大森 栄一; 鈴木 弘; 加藤 良幸; 北谷 文人; 小杉 一正; 須藤 俊幸; 菊地 直樹; et al.

日本原子力学会誌, 40(10), p.740 - 766, 1998/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:15.43(Nuclear Science & Technology)

アスファルト固化処理施設の火災爆発事故について、科技庁の事故調査委員会及びフォローアップ委員会に報告してきた内容を紹介する。火災原因は現在も検討を続けており完全に究明できた状況ではないが、エクストルーダ内での物理的発熱と、ハイドロパーオキサイドやパーオキサイドを経由した空気中の酸素を取り込んでの酸化反応等による化学的発熱の可能性が高いと考えられる。爆発原因は加熱されたドラムから発生した可燃性混合ガスが、換気系フィルタの閉塞により滞留し、槽類換気系の逆流空気により酸素濃度が上昇し爆発範囲内の予混合気体を生成し、自然発火したドラムにより着火したものと考えられる。事故による放射性物質放出量は$$beta$$核種で1$$sim$$4GBq、$$alpha$$核種で6$$times$$10-4$$sim$$9$$times$$10-3GBq、これらによる公衆の預託実効線量当量は最大で1$$times$$10-3$$sim$$2$$times$$10-2mSvと評価した。

報告書

アスファルト固化処理施設セル換気系排気ダクトの圧力評価

菊地 直樹; 飯村 理人*; 高橋 有紀*; 大森 栄一; 山内 孝道

PNC TN8410 97-310, 117 Pages, 1997/09

PNC-TN8410-97-310.pdf:5.43MB

本報告書は、アスファルト固化処理施設で発生した火災・爆発事故の原因究明に係わる各種解析評価作業の一環として実施したセル換気系排気ダクトにおける圧力伝播解析の結果と、本解析に使用する換気系爆発解析コードEVENT84による解析の信頼性の確認を目的として実施した検証計算の結果をまとめたものである。検証計算では、原研で実施したセル換気系実証試験の試験データとEVENT84による解析結果との比較・検証を実施し、安全側の解析結果が得られたことでEVENT84の信頼性を確認した。アスファルト固化処理施設のセル換気系排気ダクトにおける圧力伝播解析では、事故時の爆発規模の推定を目的として、当該ダクトの破損状況とダクト各部の圧力解析結果の照合を実施した。その結果、ダクトの破損状況を定量的に説明するには至らなかったが、一番損傷の大きいダクト下流側での局所的な圧力上昇は起こり得ることが分かった。

論文

再処理施設安全評価用基礎データの調査・検討・分析・評価

野村 靖; 岡田 幸衛*; 小幡 祐司*; 中山 忠和*; 田辺 安雄*; 西尾 軍治; 三谷 鉄二郎*; 倉重 哲雄*; 鈴木 賢一*; 杉山 俊英*; et al.

日本原子力学会誌, 33(4), p.318 - 328, 1991/04

再処理施設の事故時安全性評価を行うために必要となる、火災、爆発、臨界事故等の事故時における放射性物質の放出率、フィルタ透過率等の移行挙動に関する各種基礎データを調査し、安全裕度を分析・評価した。調査対称としては、米国及びわが国において標準的に用いられているANSI推薦の基礎データとし、これらの値の導出根拠を元の文献に立ち返って調査することとした。また、これに関連して最近公開されたデータを記載した報告書もできるだけ調査対象とした。これにより、従来、安全側の評価を与えるとされてきたANSI推薦値の安全の度合を明らかにし、より適切な安全裕度を有する基礎データの提案を行うようにした。本資料は、原研が(財)原子力安全研究協会に委託して「再処理施設安全評価用基礎データの調査」専門委員会の下に設置したワーキンググループによる2年間にわたる調査・検討の成果をまとめたものである。

論文

東海再処理施設アスファルト固化処理施設火災爆発事故における換気設備の状況

重留 義明; 加藤 良幸; 大森 栄一; 小山 智造

空気清浄, , 

アスファルト固化処理施設火災爆発事故における換気系統の、事故時の状況、セル系排気フィルタの被害状況、給排気系ダクトの被害状況について調査した結果を報告する。

口頭

東海再処理工場におけるNpの抽出挙動に関する調査,1; Np収支結果

長岡 真一; 森本 和幸; 佐藤 武彦; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理工場の抽出工程におけるネプツニウム(Np)について、分配工程の中間貯槽における溶液滞留時間が酸化状態に与える影響を評価するため、溶液滞留時間を変えて分配工程以降におけるNpのプルトニウム(Pu)製品側への移行割合について調査した。分配工程の中間貯槽内の液量を変えて、中間貯槽以降の各抽出器(分配工程,Pu精製工程)の水相出口においてNp濃度の分析を行った。また、中間貯槽における酸化状態を評価した。なお、工程はいずれも通常運転状態であり、Np濃度については放射能分析法($$alpha$$及び$$gamma$$線スペクトロメトリ)により求め、Npの酸化状態についてはNp(V)の吸収スペクトルを評価した。分配工程の中間貯槽における溶液滞留時間を変えて測定した結果、中間貯槽におけるNp通過量に対してPu製品側へ移行する割合に大きな差は無かった。また、中間貯槽において採取した試料中のNp(V)に相当する吸光度は、試料採取後ほぼ一定であった。これらより、中間貯槽における溶液滞留時間が約240分から約380分までの間においては溶液滞留時間はPu製品側へ移行するNpの割合に大きな影響を与えないと考えられる。

口頭

東海再処理施設30年のあゆみと今後の展望,4; 東海再処理施設抽出工程における溶媒劣化にかかわる調査

森本 和幸; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理施設の抽出工程においては、抽出溶媒として30%TBP(リン酸トリブチル)-ノルマルドデカンを使用している。TBPは、放射線及び加水分解により劣化し、抽出性能の低下の原因となると考えられている。本報告では、これまでの東海再処理施設の運転を通して得られた溶媒劣化にかかわる調査の結果をまとめて報告する。

口頭

東海再処理施設30年のあゆみと今後の展望,5; 東海再処理施設における高濃度の硝酸プルトニウム溶液を取扱う機器の腐食

大部 智行; 森本 和幸; 吉成 利美; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

硝酸溶液にプルトニウムが共存する環境での腐食については、これまでビーカースケールでプルトニウムや標準酸化還元電位の近いバナジウムを用いた基礎試験を実施してきているが、実機での長期間にわたる腐食速度については報告されていない。本報ではプルトニウム溶液蒸発缶の腐食の状況について、セル内に入室し肉厚を約15年に渡り測定した結果から算出した腐食速度、及び基礎試験と実機の腐食速度について比較した結果について報告するとともに、プルトニウム製品貯槽における腐食速度についても報告する。

口頭

MOX reprocessing at Tokai reprocessing plant

田口 克也; 長岡 真一; 山中 淳至; 佐藤 武彦; 中村 芳信; 大森 栄一; 三浦 信之

no journal, , 

東海再処理施設では、2007年3月からMOX燃料の再処理技術開発のため「ふげん」MOXタイプB使用済燃料の再処理を開始した。再処理は順調に進み、MOX燃料もウラン燃料同様に安全に処理できることを確認した。不溶解残渣の影響などMOX燃料に特徴的な知見が得られつつある。今後さらに数年にわたりMOX燃料の処理を続け、溶解特性,不溶解残渣,溶媒性能等に関する知見を蓄積していく。

口頭

ふげんMOX使用済燃料再処理試験,5; プルトニウム製品貯槽の温度評価について

倉林 和啓; 川口 芳仁; 高谷 暁和; 森本 和幸; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理施設のプルトニウム(Pu)製品貯槽において、ふげん混合酸化物(MOX)Type B燃料(以下MOX-B燃料とする)より回収したPu製品(硝酸Pu溶液)の温度を実測した。また、液温の事前評価と実測値の違いとして、計算に使用したORIGEN計算値と計算モデルを検討した。

口頭

ふげんMOX使用済燃料再処理試験,6; 溶媒劣化に関する試験

星 貴弘; 川口 芳仁; 北尾 貴彦; 大山 孝一; 森本 和幸; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

プルトニウム(Pu)サーマル、高速増殖炉(FBR)燃料処理を考慮した再処理施設の設計に資するため、東海再処理施設の抽出工程において、ふげん混合酸化物(MOX)Type B燃料処理時の抽出溶媒中のジブチルリン酸(DBP)濃度を調査した。また工程内DBP濃度を推定するためDBP生成速度式の作成等を実施した。

口頭

ふげんMOX使用済燃料再処理試験,4; Np抽出制御試験

川上 善之; 長岡 真一; 北尾 貴彦; 森本 和幸; 大部 智行; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理施設の抽出工程におけるネプツニウム(Np)について、酸濃度及び溶液温度がNp移行挙動に与える影響を把握するため、分配工程にて酸濃度及び溶液温度を運転パラメータの許容範囲内で調整し、同工程における製品側へのNp移行率について調査した。

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