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山本 由理*; 箕輪 一希*; 高畠 容子; 渡部 創; 中村 雅弘; 松浦 治明*
Electrochemistry (Internet), 92(4), p.043019_1 - 043019_4, 2024/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Electrochemistry)使用済核燃料の乾式再処理プロセスは、浴塩をリサイクルしながら実施する。使用後の浴塩には核燃料物質がわずかに含まれることが想定される。検討している酸素導入による沈殿・蒸留プロセスにて浴塩から核燃料物質を回収する手法において、浴塩に混入する放射化生成物の核燃料物質からの分離手法の検討は重要である。代表的な放射化生成物であるマンガンについて、沈殿プロセスにおける浴塩中の挙動を実験及び解析により求めた。検討の結果、マンガンが核燃料物質に同伴することが明確となった。核燃料物質からマンガンを分離する工程のプロセスへの追加が必要となった。
仲澤 隆; 吉野 敏明; 安 和寿; 足利谷 好信; 菊地 寿樹
JAERI-Tech 2001-001, 101 Pages, 2001/02
JAERI-Tech-2001-001.pdf:5.15MB
高温工学試験研究炉(HTTR)は、定格熱出力30MW原子炉出口冷却材温度850
の低濃縮二酸化ウラン被覆粒子燃料を用いた「黒鉛減速・ヘリウムガス冷却型」で日本最初の高温ガス試験研究炉として平成10年11月10日に初臨界に達し後、平成11年9月16日から平成12年7月8日の間で出力上昇試験(1)の9MW単独・並列運転を終了し、引き続き出力上昇試験(2)の単独運転による出力上昇中に自動スクラム停止した。本報告書は、今後予定している出力上昇試験及び定期自主検査作業等における放射線レベルの測定評価に役立てるため、これまで実施した出力上昇試験(1)及び(2)'において得られた放出放射線物質濃度、線量当量率などのモニタリングデータをまとめたものである。
JCO臨界事故調査支援原研タスクグループ
JAERI-Tech 2000-074, 216 Pages, 2000/09
JAERI-Tech-2000-074.pdf:21.23MB
平成11年9月30日に発生したJCOウラン加工工場での臨界事故において、原研は、事故発生直後から、臨界の終息、地域住民の汚染検査、住民相談をはじめ、技術的な支援、協力活動に携わった。さらに、臨界終息後においても、科学技術庁の事故対策本部に協力して、臨界事故の原因究明や解析、周辺住民の被ばく線量評価等に関する作業を行うとともに、原子力安全委員会のウラン加工工場臨界事故調査委員会や健康管理検討委員会による事故調査及び周辺住民の健康管理にかかわる作業等、さまざまな協力を行ってきた。本報告書は、臨界停止措置、総核分裂数評価、環境モニタリング、線量評価、臨界動特性解析等といった、原研が行ってきた活動の記録をまとめたものである。
本間 俊充
プラズマ・核融合学会誌, 74(7), p.707 - 715, 1998/07
核融合炉から放出される放射化生成物の放射線安全に関する課題には、保守点検作業に伴う従事者の被曝、放射性廃棄物の処理、再利用の他に、通常運転時及び事故時の環境放出による公衆の被曝がある。トリチウムだけでなく放射化生成物の放出に伴う敷地外の一般公衆に対する被曝線量評価は、炉設計あるいは炉構造材の選定などに関連して既に欧米で実施されているが、今後はITERのような実験炉の許認可において必要となってくる。放射化生成物の放出に伴う公衆の被曝線量評価は、これまでの核分裂関連施設(原子炉、再処理施設、廃棄物処分施設等)の安全評価で用いている評価手法が基本的に適用可能である。ここでは、被曝評価の考え方、放射化生成物に係わる被曝経路とその評価手法、データベース及び線量評価コードについて、その現状と今後の課題をまとめた。
関 泰
プラズマ・核融合学会誌, 73(8), p.769 - 775, 1997/08
核融合施設における安全解析研究の現状について紹介する。まず核融合炉の安全研究の目標、核融合炉の特徴を考慮した安全確保の方法、具体的な安全解析研究課題について述べる。次に、安全解析研究について、ITERを中心とした世界と我が国の現状を紹介する。最後に原研において取り組んでいる核融合安全総合評価システムの内容と計画について述べる。
関 泰
機械の研究, 47(1), p.208 - 212, 1995/00
核融合実験炉および核融合動力炉の概念設計の経験に基づいて、トカマク型核融合炉の放射能安全性について解説する。今後の放射能安全性に関する研究開発が順調に進展すれば、核融合炉は放射能安全面から良質な動力源となり得るとの展望を紹介する。
平林 孝圀; 佐藤 忠; 佐川 千明; 正木 信行; 佐伯 正克; 安達 武雄
Journal of Nuclear Materials, 174, p.45 - 52, 1990/00
被引用回数：24 パーセンタイル：88.20(Materials Science, Multidisciplinary)本研究は、高燃焼度燃料再処理試験研究の一環として行なわれたものである。加圧水型原子炉の燃料被覆管として、燃焼度範囲約7000~40000MWd/tで使用されたジルカロイ-4の放射能を燃焼度の関数として調べた。被覆管中のCs-137及びRu-106などの核分裂生成物は燃焼度に比例して増大するが、核分裂生成物の中性子捕獲で生成するCs-134、Eu-154などは燃焼度の2乗に比例して増加する。トリチウムや合金成分放射化物は燃焼度に比例して増加する。被覆管内表面及び外表面の
放出核種の放射能は、各々燃焼度の3.1乗及び1.3乗に比例して増大する。また、被覆管内部における放射性核種の分布を調べた結果、核分裂生成物の98%以上は深さ10
m以内に存在するが、Co-60のような放射化生成物は内部に均一に分布していること、またトリチウムの分布は、燃焼度が高くなると不均一になる傾向を示すことなどを見いだした。
行川 正和*; 島田 太郎; 武田 聖司
no journal, ,
2020年8月の規則改正により、従来の金属くず等とは異なる被覆ケーブルや制御盤等の複合材がクリアランス対象となるとともに、核種数も274に拡大した。金属くず等の単一材質とは異なり、測定時間,密度差および集積状況と線源位置の組み合わせなどに応じた検出器応答の変化によってクリアランス判定に影響を与える可能性がある。また、被覆ケーブルについては、新たに考慮することが必要となった放射化生成物であるZn-65, Sb-125などが検出可能であるかを確認する必要がある。そこで、上記の新規対象物に対し、プラスチックシンチレーションあるいは可搬型Ge検出器による測定体系をモデル化し、PHITSコードを用いた検出器応答シミュレーションを実施し、既往の測定・評価方法でクリアランス測定が可能であるかを評価した。その結果、100kg程度に巻いた被覆ケーブルでは現実的な測定時間でクリアランスレベルが測定可能であることがわかった。一方、寸法の大きい制御盤の筐体を原姿で可搬型Geにより測定する場合、金属製部品が多数集約される部分において、線源と検出器の距離や散乱の影響により中心位置からの1回の測定ではクリアランス判定することが困難な場合があり、検出器位置を変えて複数回測定する必要があることがわかった。
