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石塚 悦男; Ho, H. Q.; 北川 堪大*; 福田 理仁*; 伊藤 諒*; 根本 将矢*; 楠木 捷斗*; 野村 拓朗*; 長瀬 颯太*; 橋本 温希*; et al.
JAEA-Technology 2023-013, 19 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2023-013.pdf:1.75MB
「HTTRに関する技術開発」をテーマとした2022年度夏期休暇実習において、5つの大学から8名が参加した。参加者は、原子力電池の検討、HTTR炉心の燃焼解析、
Cf製造の検討、冷却機能喪失時の挙動解析、炉容器近傍の熱流動解析について実習した。実習後のアンケートでは、就業体験として有益であったこと、一部の学生においては自身の研究に役立ったこと、他の大学生との議論が良い経験となった等の感想があり、本実習は概ね良好な評価を得た。
Falyouna, O.*; Maamoun, I.; Ghosh, S.*; Malloum, A.*; Othmani, A.*; Eljamal, O.*; Amen, T. W. M.*; Oroke, A.*; Bornman, C.*; Ahmadi, S.*; et al.
Journal of Molecular Liquids, 368, Part B, p.120726_1 - 120726_25, 2022/12
被引用回数：5 パーセンタイル：38.46(Chemistry, Physical)Despite the carcinogenic and other adverse health effects ofchloramphenicol (CAP), it is frequently detected in different water sources (e.g., groundwater, surface water, wastewater effluents, etc.) due to ongoing, illegal, and abusive application of CAP in veterinary medicine. Although extensive research has been carried out to develop effective treatment technologies to remove the persistent CAP from aqueous mediums, yet there is no critical review of these studies to the best of our reach This review will be the first in the literature to comprehensively summarize the state-of-the-art treatment techniques for CAP removal from water. We report the removal of CAP by adsorption, biodegradation, nanoscale zerovalent iron technology (nZVI), and advanced oxidation processes (AOPs). The result shows that carbon-based adsorbents have more q
equal 892.86 mg/g for Porous carbon material from 
. The Langmuir- Freundlich isotherm and pseudo-second order kinetics model were reported to best describe the isotherm and kinetic model respectively. Removing the CAP via biodegradation would achieve the advantages of low operating costs, and environmental friendliness. The process of AOPs among the various treatment options can be a promising method for CAP degradation in water. This review comprehensively summarizes the state-of-the-art treatment techniques for CAP removal from water. Particularly, serving as an inclusive reference for future researchers to easily define the research gabs in the literature and plan for their future work in developing novel treatment methods to decontaminate CA-contaminated waters.
Ho, H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 後藤 実; 石塚 悦男
Nuclear Engineering and Design, 377, p.111161_1 - 111161_9, 2021/06
被引用回数：3 パーセンタイル：45.99(Nuclear Science & Technology)At high power operation of the HTTR, the control rod should be kept at the top of the active core for maintaining the optimized power distribution. It is important to calculate the control rod position each time the operating conditions change in order to ensure the safe operation of the reactor. Since the Monte Carlo code cannot change the core geometry such as control rod position during criticality and burnup calculation, the critical control rod position was determined by adjusting the control rods manually. Therefore, this study develops a new utility tool that seeks the control rod position automatically without any further handling procedures and waiting time. As a result, the determination of critical control rod position becomes simpler and the total time was also reduced significantly from about 5 days to less than 2 days. The calculated critical control rod position using the new tool also gives a good agreement with the experiment data.
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所保安管理室放射線管理課; 関西研究所管理部安全管理課; むつ事業所管理部保安管理課
JAERI-Review 2005-028, 232 Pages, 2005/08
JAERI-Review-2005-028.pdf:13.23MB
本報告書は、日本原子力研究所の東海,那珂,高崎,大洗,関西研究所及びむつ事業所における2004年度の保健物理部門の業務について、保健物理研究及び放射線管理業務の2部門に分けて概要を記述したものである。
足利谷 好信; 川崎 朋克; 吉野 敏明; 石田 恵一
JAERI-Tech 2005-010, 81 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-010.pdf:16.65MB
高温工学試験研究炉(HTTR)は、平成11年9月16日から出力上昇試験が開始され、出力上昇試験(4)の定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850
C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転に続いて、平成16年3月21日から平成16年7月7日にかけて、出力上昇試験(5)として高温試験運転モード(原子炉出口冷却材温度950C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転を実施し試験は無事終了した。本報は、高温試験運転モードの出力上昇試験(単独・並列運転)における原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果についてまとめたものである。高温試験運転モードの放射線モニタリング結果は、定格運転モードと同様に、原子炉運転中における作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850C,原子炉熱出力30MW)の出力上昇試験における放射線モニタリングデータについても一部掲載した。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所保安管理室放射線管理課; 関西研究所管理部安全管理課; むつ事業所管理部保安管理課
JAERI-Review 2004-024, 209 Pages, 2004/11
JAERI-Review-2004-024.pdf:26.17MB
本報告書は、日本原子力研究所の東海,那珂,高崎,大洗,関西研究所及びむつ事業所における2003年度の保健物理部門の業務について、保健物理研究及び放射線管理業務の2部門に分けて概要を記述したものである。
足利谷 好信; 吉野 敏明; 安 和寿; 黒沢 義昭; 沢 和弘
JAERI-Tech 2002-094, 80 Pages, 2002/12
JAERI-Tech-2002-094.pdf:12.8MB
高温工学試験研究炉(HTTR)は、定格運転モード9MW(単独・並列運転),定格運転及び高温試験運転モードの20MW(単独・並列運転)の出力上昇試験に続いて平成13年10月20日から定格運転モード(原子炉出口温度850
),定格熱出力30MWの出力上昇試験(単独・並列運転)を実施し、平成14年3月11日に無事終了した。本報は、定格運転モード30MW出力上昇試験(単独・並列運転)における原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果についてまとめたものである。定格運転モード30MW出力上昇試験の放射線モニタリング結果、原子炉運転中に作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の有意な放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、平成14年5月20日~平成14年7月6日に実施した第1サイクル運転時の放射線モニタリングデータについても一部掲載した。
与能本 泰介; 久木田 豊; R.R.Schultz*
Nuclear Technology, 124(1), p.18 - 30, 1998/10
被引用回数：40 パーセンタイル：92.5(Nuclear Science & Technology)ウエスチングハウス社の新型受動安全炉AP600の静的余熱除去系(PRHR)は、格納容器内燃料取替用水タンク(IRWST)を除熱源とする熱交換器を含む自然循環冷却ループである。ROSA-V/LSTF装置で行ったAP600に関する小破断冷却材喪失事故模擬実験において、PRHRでの除熱量は作動直後から炉心崩壊熱を大きく上回り、このため、炉心温度及び圧力は連続的に低下した。PRHRでの伝熱挙動について、伝熱相関式の適用性を検討するための1次元熱伝達解析、及びIRWST内の流動挙動に関するFLUENTコードを用いて3次元流動解析を行った。その結果、PRHRでの熱伝達量は5%程度の精度で予測され、IRWST内流体温度分布は、温度成層の高さの過小評価以外はよく予測された。さらに、流動分布に関する計算結果より、IRWSTの幾何的形状に関する実機とLSTFの違いがPRHR伝熱挙動に大きく影響を与えるものでは無いことが示された。
新井 英彦
原子力工業, 41(7), p.36 - 40, 1995/00
現在、水環境汚染は一層複雑さを増し、従来の水処理技術だけでは対処が困難となっている。放射線照射によれば、照射により生成する反応性の高い活性種を利用して、水中の有機汚染物を分解・除去すると同時に水中の微生物を殺滅することができる。本報告では、これらの特性を利用して進めて来た放射線照射による(a)下水処理水の殺菌、(b)有毒有機物等に汚染された水の浄化、(c)下水汚泥脱離液の処理及び(d)排水処理に用いた活性炭の再生の研究結果及び評価結果についてその概要を述べると共に、この分野における海外での最近の研究の動向についてもまとめた。
S)に対する活性炭素繊維フィルタの捕集効率の評価法神永 博史; 梶本 与一; 大貫 孝哉; 遠藤 章; 池沢 芳夫
保健物理, 29, p.189 - 194, 1994/00
RI製造施設で製造されている放射性硫黄(
S)の製造廃液を貯留しているタンク内の空気中にSによる比較的高いレベルの汚染が発生し、排気筒から放出された。Sの化学形はガスクロマトグラフ分析の結果、硫化水素(H
S)であった。HSガスの放射能濃度は活性炭素繊維フィルタで捕集し、評価しているが、フィルタの捕集効率が未知であった。このためHSガスに対し捕集放射能のフィルタ内での分布に関する仮定とS-
線の自己吸収を仮定し、1枚のフィルタだけで、その後面と前面の計数率の比を指標として捕集効率を評価する方法を開発した。さらに、HSガスの捕集・実測実験によりフィルタの捕集効率を求め、捕集効率評価方法の妥当性について検討した。また、脱着率に関する測定実験結果について報告する。
松井 浩; 池沢 芳夫
フィルムバッジニュース, 0(161), p.7 - 10, 1990/05
ICRP勧告(Publ.26)を取り入れて改訂された新法令が施行されて以来、放射線作業現場では、放射線管理の面で幾つかの変更または強化策が取られてきた。その問題について順を追って記述する。作業場の管理、排出放射性物質の管理、管理区域、作業者の区分、等に係る問題についての現場における対応と問題点を述べる。
佐藤 章一; 徳永 興公; 新井 英彦; 橋本 昭司
Transactions of the American Nuclear Society, SUPPL.61, p.425 - 430, 1990/00
電子線照射を利用する環境保全に役立つプロセスの開発を進めた。(1)排煙からの脱硫・脱硝同時処理プロセス、(2)下水処理場からの放流水の殺菌処理プロセス、及び(3)下水汚泥の殺菌・高速コンポスト化プロセスについて、開発の現状を述べる。
南 賢太郎; 吉田 芳和
日本原子力学会誌, 29(7), p.656 - 663, 1987/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)原子炉事故の場合、高濃度の混合放射性希ガスの測定を行うための排気筒ガスモニタは環境での照射線量率に直接比例する指示値を与えることが望ましい。新しい方式の排気筒ガスモニタは放出源側で限定された空間にエネルギ特性の平坦な検出器とエネルギ特性を有する検出器を設置し、ここへ放射性希ガスを流し環境における照射線量率を容易に評価できるようにしたものである。エネルギ特性の平坦な検出器はAr高圧封入電離箱で製作し、エネルギ特性を有する検出器はXe高圧封入電離箱で製作した。これらの検出器の信号を用いて放出混合放射性希ガスの4
照射線量率と
線平均エネルギを測定することにより環境における照射線量率を直接的に表現できる排気筒ガスモニタを作ることができる。この新しい方式は緊急時用排気筒ガスモニタに最も適している。
大貫 晃; 傍島 真
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(3), p.267 - 269, 1983/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.29(Nuclear Science & Technology)PWRで想定されるLOCAの再冠水過程において、炉心からの水および蒸気の流出率が大きいと、蒸気発生器1次側に運ばれる水量が大きくなることが予想され、その結果2次側から熱をもらい蒸発し、大きな圧力損失を生じ、炉心冠水速度を押さえる結果となる。本論文では大型再冠水平板炉心試験の第1次炉心強制注入試験のデータからえられた炉心からの水と蒸気を加えた質量流出率を、系圧力、ECC水量、炉心出力の各パラメータに対して求め、簡単な無次元整理を行ない、実験相関式を導出した。この相関式はFLECHT-SEASETのデータとも一致した。
飯嶋 敏哲; 白石 忠男
JAERI-M 8481, 163 Pages, 1979/10
原子力委員会は、軽水型発電炉起因の環境中被爆線量を「実用可能な限り低く(ALAP)」を保つことを目標に、昭和50年から52年にかけて3つの指針を定めた。われわれはこれらの指針の策定を様に、指針の示すモデルに従って被爆線量を総合的に評価する計算コードANDSEを開発した。本報告ではANDOSEが用いている放出源、放射性物質の環境中移行、線量計算に関するモデル、ANDOSEの構成、機能、使用方法を記述する。
山下 昌昭; 佐藤 史紀; 堀口 賢一; 小島 順二; 坂井 悦郎*; 新 大軌*; 門田 浩史*
no journal, ,
低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、再処理施設より発生する低放射性の廃棄物(廃液、固体の両者)を処理する計画である。このうち、低放射性の廃液としては、再処理施設より発生する低放射性の廃液を蒸発濃縮した「低放射性濃縮廃液」と、廃溶媒等の固化処理に伴い発生する「リン酸塩廃液」の2種類を対象としている。本報告では、このうち「低放射性濃縮廃液」の処理に用いるセメント固化技術の開発について報告する。低放射性濃縮廃液には環境基準の定められた硝酸性窒素に該当する硝酸塩が大量に含まれる。LWTFでは、その硝酸塩を炭酸塩に転換した廃液をセメント固化することを計画している。本報告では、ビーカー試験で設定した固化条件を実規模(200Lドラム缶大)で実施した実証試験の結果を報告する。
佐藤 史紀; 堀口 賢一; 山下 昌昭; 小島 順二
no journal, ,
低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、再処理施設より発生する低放射性の廃棄物(廃液、固体の両者)を処理する計画である。このうち、低放射性の廃液としては、再処理施設より発生する低放射性の廃液を蒸発濃縮した「低放射性濃縮廃液」と、廃溶媒等の固化処理に伴い発生する「リン酸塩廃液」の2種類を対象としている。本報告では、このうち「低放射性濃縮廃液」の処理に用いるセメント固化技術の開発について報告する。低放射性濃縮廃液には環境基準の定められた硝酸性窒素に該当する硝酸塩が大量に含まれる。LWTFでは、その硝酸塩を炭酸塩に転換した廃液をセメント固化することを計画している。本報告では、炭酸塩を含む廃液(炭酸塩廃液)のセメント固化技術開発について、ビーカー試験を行った上で実規模大の実証試験を行う開発計画及び全体概要を報告する。
Garc
a-Lodeiro, I.*; Lebon, R.*; Mahoney, D.*; Zhang, B.*; 入澤 啓太; 大杉 武史; 中澤 修; 木下 肇*
no journal, ,
Incorporation of simulated aqueous secondary wastes in CAC and CAP cements was studied. The inclusion of simulated secondary wastes did not disturb the fundamental reaction of the systems, but the significant salt contents resulted in Friedel's salt in CAC and chlorapatite in CAP.
