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報告書

RI・研究所等廃棄物のクリアランスレベル確認のための非破壊$$gamma$$線測定要素技術の開発

堤 正博; 大石 哲也*; 山外 功太郎; 吉田 真

JAERI-Research 2004-021, 43 Pages, 2004/12

JAERI-Research-2004-021.pdf:8.55MB

微弱放射線モニタリング技術の開発の一環として、RI・研究所等廃棄物に対するクリアランス確認測定システムの設計及び開発を行った。本研究では、非破壊$$gamma$$線測定技術を高度化することにより、200リットルドラム缶やコンテナ中に含まれる放射性核種を定量することをねらった。しかしながら、RI使用施設や研究所から発生する廃棄物では、原子炉施設からの廃棄物とは異なり、多種多様な核種が対象となる,また核種の存在比も一定ではない,偏在した放射能分布を想定しなければならないなど、解決すべき課題が多い。これらに対処するために、それぞれの課題ごとに機能向上を図った、3つの$$gamma$$線測定装置(ユニット)を開発した。開発した測定ユニットは、(1)核種同定型検出ユニット,(2)位置情報型検出ユニット,(3)高効率型検出ユニットである。本報告書では、クリアランスレベル確認測定に向けた全体の設計方針及び開発した個々の$$gamma$$線測定ユニットの設計とその性能について考察する。

報告書

解体廃棄物を用いた再利用製品の製造と利用にかかわる放射線被ばくの検討

中村 寿; 中島 幹雄

JAERI-Tech 2002-006, 58 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-006.pdf:2.56MB

原子力施設内での限定再利用を想定して、解体廃棄物を用いた再利用製品の製造と利用により作業者が受ける被ばく線量を評価した。その結果、Co-60の放射能濃度がクリアランスレベルよりも2桁高い汚染金属を再利用した場合でも金型鋳鉄複合容器、スラグ受け容器、ドラム缶補強材の1体あたりの製造に関する被ばく線量が数$$mu$$Sv$$sim$$数十$$mu$$Svの範囲にあることがわかった。また、金型鋳鉄複合容器を利用した多重鋳造廃棄体の鋳造では、放射能濃度が最大37MBq/gの廃棄物を処分する場合でも、廃棄体の取り扱いに支障がないように重量を20t程度に抑え、放射性輸送物の運搬にかかわる線量当量率の基準を満足させられることがわかった。以上の結果より、放射線被ばくの観点からは、放射性の金属廃棄物を廃棄物管理のための製品に再利用することが可能であると考えられる。

報告書

低レベル放射性廃棄物の海洋処分におけるパッケージのバリア能力評価

前田 頌; 和達 嘉樹

JAERI-M 85-195, 19 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-195.pdf:0.75MB

海洋処分における低レベル放射性廃棄物固化体からの放射性核種環境放出に対するパッケージ(廃棄物固化体及びドラム缶容器)のバリア能力について、評価方法の提案を行った。さらに、すでに提出されている固化体の放射性核種浸出試験データ及びドラム缶容器の耐食性試験デー夕を用いてパッケージのバリア能力の評価を行った。評価に際して試験デー夕不足の場合には、浸出量を過大に見積る方向で評価を行った。

論文

放射性廃棄物封入用ドラム缶に関する調査

加藤 清; 戸沢 誠一*; 前田 頌

日本原子力学会誌, 23(5), p.338 - 341, 1981/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

本試料は、わが国の原子力発電所および大型研究施設等において使用されている放射性廃棄物の封入用ドラム缶の構造や塗装などの仕様および使用状況を調査したものである。調査方法は、ドラム缶製造メーカ、販売元および一部使用事業所に質問方式で調べた。このドラム缶はJISZ-1600(1977)に規定された鋼製オープンドラム(200l)であり、原子力発電所ではH級(厚さ 1.6mm)、バンド・ボルト式のもの、大型研究施設では主としてM級(厚さ 1.2mm)、バンド・レバー式のものが使われている。また塗装は外面にメラミン樹脂系および内面にエポキシ樹脂系塗料のものが大部分である。

口頭

Introduction of a laser rust removal device for radioactive waste containers at the NSRI

須田 翔哉; 小菅 淳; 木曽原 直之; 藤井 光樹; 政井 誓太; 伊勢田 浩克; 峰原 英介*

no journal, , 

At Nuclear Science Research Institute (NSRI) in Japan, radioactive wastes generated in-site have been stored in temporary storage facilities for a long time. The management of waste containers is a crucial task because neglecting corrosion increases the risk of leakage of the contents. We are going to use laser irradiation for rust removal from containers and have introduced the actual equipment. In this presentation, we will introduce the status of the introduction of that.

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