検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 33 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Development of public dose assessment code for decommissioning of nuclear reactors (DecDose)

島田 太郎; 大島 総一郎; 石神 努; 柳原 敏

Proceedings of 10th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM '05) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/09

申請された廃止措置計画を規制当局が迅速かつ適切にレビューできるように、廃止措置における周辺公衆被ばく線量評価コード(DecDose)を開発した。本コードは、平常作業時において、年度ごとの周辺公衆被ばく線量を、作業工程に従って、被ばく経路別に一括して評価するものである。切断等の解体作業内容を考慮して大気及び海洋へ放出された放射性物質量を算出し、放射性雲,地表沈着及び食物摂取等さまざまな被ばく経路の線量を評価している。また、建屋内に一時保管されている収納容器から放出される放射線(直接放射線及びスカイシャイン放射線)についても、解体して収納された機器・構造物の放射能量に基づいて、周辺監視区域境界における線量当量率を評価している。サンプル計算の結果、本コードが原子炉施設の廃止措置中の周辺公衆被ばく線量を評価するのに有効であることが示された。

論文

Derivation of clearance levels for solid materials in Japan

坂井 章浩; 大越 実

Radiation Risk Assessment Workshop Proceedings, p.175 - 186, 2003/00

日本原子力研究所は、原子力安全委員会のクリアランスレベルにかかわる調査・審議への技術的支援として、原子炉施設及び核燃料使用施設の運転及び解体時に発生するコンクリート及び金属を対象とし、決定論的手法によるクリアランスレベルの導出を行った。原子炉施設で21、核燃料使用施設で49の主要核種について、クリアランスされた後に想定される73の被ばく経路ごとに、個人被ばく線量が10$$mu$$Sv/yに相当する放射能濃度を求め、核種ごとにその最小値をクリアランスレベルとした。導出したクリアランスレベルとIAEA-TEDDOC-855のクリアランスレベルを比較すると、ほとんどの核種についてはほぼ同様であるが、Tc-99, I-129等については1桁以上低い結果となった。これは、両方の被ばく経路、パラメータ値などにかかわる差異が原因であると考察される。

論文

クリアランスレベルの導出方法と極低レベル廃棄物の埋設処分に係る安全評価

大越 実

KURRI-KR-56, p.39 - 57, 2001/03

原研においては、原子力安全委員会におけるクリアランスレベルの検討に貢献するために、原子炉施設から発生するコンクリート及び金属に関するクリアランスレベルの計算を行った。クリアランスレベルの計算は、金属及びコンクリートを埋設処分または再利用することを想定し、10$$mu$$Sv/年に相当する放射性物質の濃度を求めることにより行った。また、原研は、科学技術庁から委託により、将来の原子力施設の解体に伴って大量に発生する極めて放射能レベルの低い放射性固体廃棄物の簡易埋設処分にかかわる安全性実証試験を実施した。本試験の安全評価は、埋設施設の構造,廃棄物の特性,周辺の地質・地下水条件等を考慮して実施した。本報告においては、クリアランスレベルの計算方法と極低レベル廃棄物埋設施設の安全評価の概要について報告する。

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(1999年度業務報告)

片桐 裕実; 篠原 邦彦; not registered; 清水 武彦; 今泉 謙二; 竹安 正則; 中野 政尚

JNC-TN8440 2000-007, 141 Pages, 2000/06

JNC-TN8440-2000-007.pdf:3.02MB

東海事業所では、「核燃料サイクル開発機構東海事業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、1999年4月から2000年3月までに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当量算出結果を取りまとめたものである。また、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の内訳等については付録として収録した。

報告書

高速増殖炉もんじゅ建設地点における気象調査報告書(平成10年度)

not registered

JNC-TN4420 2000-009, 11 Pages, 2000/06

JNC-TN4420-2000-009.pdf:0.84MB

「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」(以下「気象指針」)に基づき、高速増殖炉もんじゅ建設所(福井県敦賀市白木地区)における気象観測を実施した。「気象指針」は、発電用原子炉施設の平常運転時及び想定事故(重大事故及び仮想事故)時における線量当量評価に際し、大気中における放射性物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び大気拡散の解析方法を定めたものであり、昭和57年1月28日付の原子力安全委員会決定(平成元年3月27日及び平成6年4月21日に一部改定)によるものである。なお、白木地区における気象観測は、昭和51年11月より継続して実施している。

報告書

オンサイトプラントアナライザの開発(1)-モデル構築GUI・プラントデータ取り込み機能の開発-

not registered

JNC-TN4400 2000-002, 33 Pages, 2000/06

JNC-TN4400-2000-002.pdf:5.22MB

オンサイトプラントアナライザは、原子力プラントの非定常運用や事故発生時に、生起する事象の詳細解析を支援する計算機応用システムとして提案されている。同アナライザは、動特性解析コードを内在し、プラントの事象解析を短時間で効率よく実施できる解析支援システムである。このようなオンサイトプラントアナライザにおける開発要素は、解析モデル構築機能およびプラントデータ取得機能である。また、現在の解析コードにこれらの機能を付加することは、もんじゅのプラント動特性解析作業全般の効率化にもつながる。そこで、主として、「もんじゅ」性能試験時のプラント動特性解析作業を支援することに目的を絞り、これらのプラントアナライザの基本機能を開発した。システムでは、もんじゅの安全評価などに使用されたFBR動特性解析コードCOPDを発展させたSUPER-COPDを動特性解析実行部分に採用した。モデル構築においては、GUI(グラフィカルユーザインタフェース)画面上で機器に対応したアイコンを操作し、解析モデルをそのまま構築できるようにするなど、操作を全てGUIにより行えるようにした。また、「もんじゅ」プラントデータ収録システムからプラントデータをオンラインでリアルタイムに直接取り込む機能を設けた。取り込んだプラントデータは、解析時に境界条件としてプロセス量を格納する

報告書

研究所等廃棄物の埋設処分における安全評価上重要核種の選定,1; 主要放射性廃棄物発生施設別の核種組成比の評価

坂井 章浩; 吉森 道郎; 阿部 昌義

JAERI-Tech 2000-012, p.107 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-012.pdf:6.47MB

研究所等廃棄物の処分における安全評価上の重要核種を選定するために、原研東海研の研究施設を原子炉施設、核燃料使用施設、RI使用施設に区分し、廃棄物発生記録等の調査、取扱試料等の燃焼・放射化計算調査、放射能測定データの調査を行い、廃棄物中の核種組成比を評価した。その結果、原子炉施設から発生する廃棄物は、冷却材中に含まれる核種が支配的であった。照射後試験施設から発生する試験燃料で汚染した廃棄物の各試験条件間における核種組成比の変動幅は比較的小さく、一方、試験材料で汚染した廃棄物における核種組成比の変動幅は材料が多種類であるため、比較的大きかった。また、RI使用施設の保有RIは82種類であった。これらの調査結果をもとにして、その3種類の研究施設から発生する各種廃棄物についてそれぞれの代表的な核種組成比を設定した。

報告書

新型転換炉ふげん発電所におけるMOX燃料の使用実績について

飯島 隆; 白鳥 芳武; 松本 光雄; 川島 仁*

JNC-TN3410 2000-002, 93 Pages, 2000/01

JNC-TN3410-2000-002.pdf:2.54MB

ふげん発電所は新型転換炉の原型炉であり、熱中性子炉におけるプルトニウム利用において、昭和54年3月の運開以降、これまでに各種の混合酸化物(MOX:Mixed Oxide)燃料集合体を原子炉に装荷するなど、核燃料の多様性を実証してきている。また、運転開始以来、燃料集合体の漏えいは1体もなく高い信頼性を得ており、MOX燃料集合体も700体を超える使用実績を有している。この数は熱中性子炉として、世界最大の使用体数を誇っている。しかしながら、新型転換炉開発についてはその役割が終了しつつあることから基本的に撤退し、「ふげん」については平成15年に運転を停止することが決定されている。そのため、限られた運転期間において、過去の技術開発成果を含め、プルトニウム利用技術やプラント管理技術についてとりまとめたものである。

論文

主な原子炉施設におけるクリアランスレベルの算出方法について

大越 実; 高橋 知之*; 木村 英雄; 関 武雄; 坂井 章浩; 吉森 道郎; 山本 英明

保健物理, 34(2), p.187 - 197, 1999/00

原研は、原子力安全委員会におけるクリアランスレベルの調査審議の技術的な支援を行うために、主な原子炉施設に対するクリアランスレベルの算出を行った。算出は、軽水炉及びガス炉の運転及び解体に伴って発生する、放射性物質をごくわずかに含むコンクリートと金属を対象に、これらの固体状物質が再利用又は埋設処分されるものとし、その過程で生じる被ばく線量を計算することにより行った。被ばく線量の評価は、20種類の放射性核種を対象に、73の被ばく経路について、線量評価モデル及びパラメータを設定することにより行った。本報は、これら算出方法の概要と算出結果をとりまとめたものである。

論文

Clearance levels for solid materials arising from nuclear reactors in Japan

中西 賀信*; 桑原 靖*; 大越 実; 高橋 知之*

Proceedings of 2nd International Symposium on Release of Radioactive Material from Regulatory Control, p.55 - 63, 1999/00

原子力安全委員会は、軽水炉及びガス炉の解体等に伴って発生する固体状物質に対するクリアランスレベルの導出を行った。クリアランスレベルの導出にあたっては、個人線量10$$mu$$Sv/年に相当する放射性物質の濃度を決定論的手法を用いて算出した。また、決定論的手法で用いたパラメータの数値の妥当性を確認するために、確率論的手法を用いた評価を行った。これらの手法を用いて導出したクリアランスレベルの値は、$$gamma$$核種及び$$alpha$$核種については、IAEAが提案しているクリアランスレベルとほぼ同一の値となった。これに対して、$$beta$$核種のいくつかについては、IAEAの提案値よりも一桁以上小さい値となった。

報告書

Safety research in nuclear fuel cycle at PNC

not registered

PNC-TN1410 98-018, 69 Pages, 1998/09

PNC-TN1410-98-018.pdf:2.0MB

None

論文

A Study on aerosol particle behaviors in dismantling nuclear facilities

島田 太郎; 立花 光夫; 柳原 敏

Proc. of SPECTRUM'98, p.227 - 232, 1998/00

原子力施設の解体時に、機器・構造物を切断することにより発生する放射性エアロゾル粒子は、作業員の内部被ばくや汚染拡大の原因となる。そこで、エアロゾル粒子を作業環境から効率的に排除することを目標に、作業環境中におけるエアロゾル粒子の飛散挙動を汎用熱流動解析コードFLOW3Dを用いて3次元で解析した。その結果、エアロゾル粒子の飛散挙動は、機械的切断では作業環境内の吸排気による流れに支配されるのに対し、熱的では熱供給によって生成される上昇流に支配されることを確認した。

報告書

ATR Data Base 「Fugen」 Design/R&D/Characteristics[Pressure Tube Assembly]

not registered

PNC-TJ1409 97-023, 19 Pages, 1997/03

PNC-TJ1409-97-023.pdf:0.55MB

1 Reflection of R&D Results, Design and Operation Experiences All knowledge obtain in the project, such as R&D results, design, operation experiences and so on, are tbe reflected to following items. 1) Improvement of safety and reliability in plant eration 2) Design modification of the plant 3) Design of the next plant 2 Basic Sndpoint for Data Base Composition "Design/R&D/Plant Performance Data Base" will be mposed ad shown in the following, so that the Data Base could be utilized for reflecng them to the above items and for improving the above items, effectively and efficitly. (1) United Data Bases of Design and R&D "Design/R&D/Plant Performance Data Ba" will be composed by uniting design data base and R&D data base, considering that t R&D of the project is mainly made in order to establish the design engineering and chnical basis, such as design policy, design criteria, design conditions, alloable dign limits, design verification, etc. (2) Addition of Initial Plant Perform

報告書

報告書

ATR Date Bese 「Fugen」 Design/R&D/Characteristics[Nuclear]

not registered

PNC-TJ1409 97-020, 29 Pages, 1997/03

PNC-TJ1409-97-020.pdf:0.67MB

None

報告書

NUCEF原子炉施設の耐震設計

黒崎 明*; 口屋 正夫*; 安田 直充*; 北中 勉*; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 井沢 直樹; 竹下 功

JAERI-Tech 97-010, 276 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-010.pdf:8.45MB

NUCEF原子炉施設の重要な内装設備についての耐震設計の基本方針、耐震強度計算の方針、特に考慮した要件等について、強度計算の具体例を挙げながらまとめた。また、設計及び工事の方法の認可申請書の添付計算書には記載していない背景としての考え方、関係するデータをできるだけ盛り込み、今後の設計及び設工認業務に利用できるように配慮した。

報告書

原子炉解体技術開発成果報告書; JPDRの解体と技術開発

バックエンド技術部

JAERI-Tech 97-001, 87 Pages, 1997/02

JAERI-Tech-97-001.pdf:3.65MB

将来の商用発電炉の廃止措置に備えて原子炉施設の解体に必要な技術を確立することは、整合性のある原子力開発を図る上で極めて重要である。このため発電用原子炉として役割を終えたJPDRを利用し、科学技術庁からの委託を受け、昭和56年度から平成7年度末まで、原子炉解体技術開発を実施した。解体技術開発では、JPDRのみならず将来の商用発電炉の解体に役立つ技術の蓄積と情報提供を意図して、8項目にわたる技術の開発を達成した。解体実地試験では、解体技術開発で得られた知見、有効性の分析を通じて原子炉の解体を無事完遂することができた。また原子炉施設の解体撤去に関する多くのデータが収集・整備された。本報告書は、原研で行った原子炉解体技術の開発・解体実地試験の概要を紹介したものである。

論文

原子炉施設の解体技術の開発; JPDR解体実地試験の完了

田中 貢

日本機械学会誌, 100(938), 93 Pages, 1997/01

将来の商業用発電炉の廃止措置に備えて原子炉施設の解体に必要な技術を確立することは、整合性のある原子力の開発利用を図る上で極めて重要である。このため原研では、科学技術庁からの電源開発促進対策特別会計による受託事業として、当初の役割を果たした動力試験炉(JPDR)を用いて、それらの必要な技術の開発を行った。開発においては、1981年度から、8分野にわたる原子炉解体技術の開発を実施し、1986年度からは、それらの技術を用いてJPDR解体実地試験(解体撤去)を進めた。JPDR解体実地試験は、所期の目的を達成して、1996年3月に無事完了した。本報告は、原研で行った原子炉施設の解体に必要な技術の開発の概要を紹介したものである。

報告書

過熱液滴型中性子検出器の開発研究

成田 正邦*; 澤村 晃子*

PNC-TJ1600 96-005, 52 Pages, 1996/03

PNC-TJ1600-96-005.pdf:1.4MB

原子炉施設、核燃料取扱施設においては、作業環境中の空間線量率や放射線業務従事者の被曝管理において、$$gamma$$線のみならず中性子の測定が不可欠である。中性子検出器の一つである過熱液滴型検出器は$$gamma$$線に感度がないこと、検出限界が現在実用に供されている中性子検出器に比べ低いことから、特に$$gamma$$線と中性子が混在する作業環境における中性子線量率や放射線従事者の中性子被曝を測定できる有望な検出器である。しかし、この検出器の作動理論や、その特性については未だ十分解明されていない。本研究は現場の放射線管理への適用に資するために、この過熱液滴型検出器の作動原理の理論解析を行い基本特性を解明することを目的とする。今年度は、以下の検討を行った。(1)過熱液滴型検出器の理論解析1.臨界エネルギーの計算2.中性子検出感度の計算(2)過熱液滴型検出器試作法および試作検出器の検討(3)基本特性の把握1.過熱液滴型検出器の温度・圧力の依存性2.過熱液滴型検出器の$$gamma$$線に対する感度特性

論文

原子力船「むつ」の解役について

藤川 正剛; 北村 敏勝; 伊東 国晴*; 藪内 武*; 河合 正人*; 有岡 輝夫*

Techno Marine, 0(797), p.853 - 857, 1995/11

原子力船「むつ」の解役に係わる工事(以下、解体工事という。)は、全工程を3段階に分け、第1段階は原子炉から燃料体の取り出し等を、第2段階は原子炉補機室等の機器類撤去をそれぞれ実施した。第3段階では原子炉室の一括撤去・移送を行い、「むつ」船体に係わる解体工事を終了し、移送された原子炉室を一般に公開展示するための改造を残すだけとなった。本稿では船舶海洋工事が主体となる第3段階の工事について、その作業内容及び作業を行うにあたって事前に実施した安全確保のための諸検討について紹介する。

33 件中 1件目~20件目を表示