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報告書

消防自動車を用いたHTTRのBDBA拡大防止対策

島崎 洋祐; 地代所 達也; 石井 俊晃; 猪井 宏幸; 飯垣 和彦

JAEA-Technology 2024-005, 23 Pages, 2024/06

JAEA-Technology-2024-005.pdf:5.53MB

HTTRでは、新規制基準への対応の一環として新たに多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故(BDBA)の想定を行うとともに、BDBAの拡大防止対策を定めた。このうち、使用済燃料貯蔵プールに係る冷却水漏洩によって発生するBDBAの拡大防止対策においては、大洗研究所の消防自動車をBDBAの拡大防止対策機器として選定し、揚水性能等の要求性能を定めて検査で確認した。これにより、消防自動車は使用前事業者検査に合格し、HTTRの運転再開に貢献した。

論文

放射光を利用した放射性物質の分析と今後の展望

矢板 毅; 藤森 伸一

放射光, 37(1), p.3 - 12, 2024/01

現在、原子力機構(JAEA)のビームラインは、SPring-8のRI実験棟に設置された2本のビームライン(BL22XUおよびBL23SU)で運用されており、試料は密封を原則として運用しているが、RI棟建屋は負圧管理された施設であり、このような規模の放射光実験施設は世界でも他に例を見ない。原子力機構は、この2本のビームラインで、アクチノイドなどの重元素の基礎科学、環境エネルギー材料の開発、福島原子力発電所事故(1F)に関連した研究開発を進めている。さらに、2022年に新たに核燃料物質使用認可が規制庁より下りたことに伴い、JAEAでは、重元素科学と1F関連の研究開発を大きく推進する計画である。本稿では、放射性物質を扱うビームラインの世界的動向と原子力機構ビームラインの最近の成果を紹介する。

論文

ウラン含有廃棄物の取扱いに関する人文・社会科学的視点からの考察

保田 浩志*; 齋藤 龍郎; 麓 弘道*; 菅原 慎悦*; 土田 昭司*; 笠井 篤*; 古田 定昭*

保健物理(インターネット), 58(3), p.120 - 134, 2023/11

本稿は日本保健物理学会の下に設けられた「人文・社会科学的視点から考察する自然起源放射性物質含有廃棄物の取扱い専門研究会」(以下、専研)活動報告の概要であり、取り上げた主要なテーマである3件「1.ウラン廃棄物処分の現状と理工学的な課題」、「2.ウラン廃棄物処分に関わる倫理的な問題」、「3.超長期評価の信頼性をどう確保するか」の1件目についての抜粋である。本専研では、まず、ウラン廃棄物の濃度に応じた処分方法に係るオプションについて、特に、十分に少ないウラン量(天然起源のウラン親核種である$$^{234}$$U, $$^{235}$$U及び$$^{238}$$Uの総計が平均1Bq/g)を超える濃度のウランについて、国内及び海外(米国、英国)で採用又は検討されている方策のレビューを行った。

論文

高レベル放射性廃棄物の地層処分と化学

舘 幸男

化学と教育, 71(10), p.420 - 423, 2023/10

高レベル放射性廃棄物の地層処分概念と処分事業の現状を概観したうえで、地層処分の安全評価の方法と、その評価における化学の役割を紹介する。

論文

プルトニウム転換技術開発施設の基礎実験室グローブボックス内機器の更新、設備改良及び解体・撤去実績

海野 良典; 加藤 圭将; 谷川 聖史; 小林 大輔; 大部 智行; 木村 雄一*; 根本 良*; 田尻 一馬*

日本保全学会第19回学術講演会要旨集, p.33 - 36, 2023/08

東海再処理工場のプルトニウム転換開発施設の基礎実験室では、プルトニウムとウランの混合溶液にマイクロ波を照射して、プルトニウムとウランの混合酸化物粉末を製造するため、各種データ取得のための試験を行っていた。現在は、試験を終了しており、グローブボックス設備内の試験機器の解体・撤去を進めている。本稿では、これまでのグローブボックス内の試験機器の更新、設備改良、解体・撤去作業に関する実績を報告する。

論文

空間線量率マップの視覚解析

高橋 成雄*; 櫻井 大督*; 長尾 郁弥; 操上 広志; 眞田 幸尚

シミュレーション, 42(2), p.68 - 75, 2023/06

本稿では、事故後行われてきた地上および空中放射線モニタリングを通じて蓄積されてきた、空間線量率の時空間分布に関するデータから、放射性物質の沈着過程の理解や、除染作業による線量率低減度の評価に関する科学的知見を、視覚解析を通じて得ることができた事例を紹介する。また関連して、今後の原発事故からの復興の施策立案の一助となる重要な知見を効果的に得るための、今後の取り組みについての展望を図る。

論文

Estimation of children's thyroid equivalent doses in 16 municipalities after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident

鈴木 元*; 石川 徹夫*; 大葉 隆*; 長谷川 有史*; 永井 晴康; 宮武 裕和*; 義澤 宣明*

Journal of Radiation Research (Internet), 63(6), p.796 - 804, 2022/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:35.92(Biology)

2011年の福島第一原子力発電所事故による被ばく線量と甲状腺がんの関係を明らかにするために、小児の甲状腺等価線量(TED)を評価する必要がある。これまでに、行動調査データと大気拡散モデルにより構築した放射性物質の時空間分布データベースを組み合わせたTED再構築手法について報告した。本研究では、この手法をさらに精緻化し、原発周辺16市町村における3256人の行動調査データに基づき、小児のTEDを評価した。TED評価結果は、いわき市,川俣町,飯舘村,南相馬市の小児1080人の測定データと近い値であった。1歳児のTEDの平均値は伊達市の1.3mSvから南相馬市小高地区の14.9mSvの範囲であり、95パーセンタイル値は伊達市の2.3mSvから浪江町の28.8mSvの範囲であった。本研究成果は、今後の甲状腺がんの調査に有効活用される。

論文

放射性物質等の輸送における原子力安全と核セキュリティの確保に関するIAEAの最近の活動

玉井 広史

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 64(8), p.465 - 467, 2022/08

原子力安全と核セキュリティは、電離放射線の有害な影響から公衆と環境を防護するとの同一目標を共有しているが、それぞれの対処行動には相違するものもあり、とりわけ防護が脆弱となり易い輸送時における両者の間のインターフェースが大きな課題である。このため、IAEAは、放射性物質等の輸送における原子力安全と核セキュリティを相補的に強化することを目的として、2021年12月、関連する技術レポートを発行するとともに国際会議を開催した。技術レポートと国際会議の概要を紹介する。

論文

Development of emergency monitoring system for alpha-particle-emitting radionuclides in the air

外間 智規; 藤田 博喜; 中野 政尚; 飯本 武志*

Radiation Protection Dosimetry, 196(3-4), p.136 - 140, 2021/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:20.79(Environmental Sciences)

原子力事故初期段階では、放射性物質が環境中に放出されるため、被ばくを回避・低減するために放射線防護対策を迅速に講じる必要がある。防護対策を講じるにあたり環境中の放射能濃度を把握しなければならない。しかしながら、プルトニウムなどのアルファ線を放出する人工核種は、ウラン壊変生成物などの天然核種による妨害のため、空気中の放射能濃度を測定することは困難である。したがって放射能濃度を測定するためには化学分離が必要であった。本研究では、化学分離を必要としない多重時間間隔解析(MTA)を用いた新しい緊急時モニタリングシステムを紹介する。このモニタリングシステムはアルファ/ベータ線サーベイメーターが組み込まれており、各放射線の検出時間間隔に注目した解析方法を採用した。このシステムは測定結果を算出するまでの時間が短く、取り扱いが容易で非破壊測定であることが特徴である。システムの検出限界は9.5$$times$$10$$^{-2}$$ Bq m$$^{-3}$$と見積もった。MTAを用いたモニタリングシステムは、試料の迅速な測定やスクリーニングが要求される状況で役立つと考えられる。

論文

Development of a supplementary outboard side thruster system for dynamic positioning control of autonomous surface vehicle

加藤 哲*; 川村 大和*; 田原 淳一郎*; 馬場 尚一郎*; 眞田 幸尚; 藤井 俊*

International Journal of Offshore and Polar Engineering, 31(3), p.316 - 324, 2021/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:12.66(Engineering, Civil)

自律面の進行方向を維持できるサイドスラスターシステム(車両(ASV))の開発について説明する。現在、海洋研究開発機構,日本原子力研究開発機構,東京海洋大学と共同で泥中放射能の調査に取り組んでいる。日本の福島県の河口に寄託され、主な目的はASVを使用した無人の泥の収集である。マッドコレクションでは、サイドスラスターシステムを開発し、ASVに実装した。ジョイスティックを使用してASVを1人で操作するためのスラスターシステムにより、ジョイスティックでASVの動作を確認した。

報告書

核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料第二開発室の管理区域内における汚染事象及びその後の現場復旧作業報告

プルトニウム燃料技術開発センター

JAEA-Review 2021-007, 61 Pages, 2021/06

JAEA-Review-2021-007.pdf:7.56MB

2019年1月30日、日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料技術開発センタープルトニウム燃料第二開発室の粉末調整室(A-103)において、核燃料物質を収納している金属製の貯蔵容器を二重に梱包している樹脂製の袋の交換作業中に、梱包している二重目の樹脂製の袋表面等から汚染が検出されるとともに、粉末調整室(A-103)に設置された$$alpha$$線用空気モニタ警報が吹鳴する汚染事象が発生した。本汚染事象では、作業員9名全員の半面マスクの面体内側の汚染検査の結果、検出下限値未満であったこと及び鼻腔汚染検査の結果、作業員9名全員が検出下限値未満であったことから、内部被ばくはないと判断した。事象発生後に組織された現場復旧チームは、事象直後から現場の汚染状況を把握するとともに、粉末調整室(A-103)内のグローブボックス等の設備機器を含め床、壁、天井等全域の除染を実施した。除染作業では、設備機器の設置状況や汚染形態、汚染状況等を考慮し、手作業による拭き取り除染を実施するとともに、本手法にて除染できない狭隘部については化学繊維モップを併用することとした。その結果、浮遊性汚染については検出限界未満まで除染することができた。固着性汚染については、ペイント固定等の措置を行い、汚染マップを作成し管理した。本報告は、本汚染事象の事象概要及び現場復旧の詳細をまとめたものである。これらの情報は、大規模な汚染事象発生を想定したマニュアルの策定及び訓練等に大いに参考となるものであり、プルトニウムなどの$$alpha$$線を含む放射性物質を扱う他の施設でも活用されることを期待している。

論文

Enhancement of hydrogen generation, radionuclides release at time of resumption of water injection after cooling interruption for several hours during Fukushima Daiichi NPP accident

日高 昭秀; 氷見 正司*; Addad, Y.*

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05

福島第一原子力発電所事故で炉心溶融を起こした原子炉燃料のほとんどは原子炉圧力容器外に落下した。その溶融過程や放射性物質の放出挙動は、現在でも十分に解明されていない。主な不確実性として、溶融炉心が最初に冷却された後も、数時間以上の冷却停止が何回か起きたことが挙げられる。注水再開前のデブリは高温になっていたと考えられ、ドイツのQUENCH実験では、水蒸気枯渇状態において酸化した金属が還元され、注水再開時に発生する水蒸気によって酸化が促進し、温度上昇と水素発生量の増加が観測された。1号機でも同様の事象が起きた可能性があり、3/14 21時30分頃に正門付近で観測された$$gamma$$線線量の増加は、3/14 20時に再開した注水と温度上昇に伴うFPの放出促進で、同日21時に観測された中性子は、冷却水が溶融プールに接触した際に溶融物・冷却材相互作用により放出された$$^{242}$$Cmの自発核分裂で説明可能である。また、3/15 2時30分に注水が再開した3号機でも水素発生は増加し、発生した水蒸気とともに4号機の原子炉建屋に運ばれた結果、3/15早朝の4号機水素爆発の主な誘因となった可能性がある。

論文

放射線分布の3次元イメージング技術

佐藤 優樹; 鳥居 建男

Isotope News, (757), p.44 - 47, 2018/06

東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(以下、福島第一原発という)の円滑な廃炉作業に向けて、日本原子力研究開発機構廃炉国際共同研究センターでは、放射線イメージングセンサーとして大きな遮蔽体の要らない小型コンプトンカメラを用い、放射性物質の立体的な分布を示そうと、福島第一原発の作業環境において放射線物質の3次元可視化技術の研究開発に取り組んでいる。本研究開発では、レーザー光を利用した測域センサー(LiDAR)で取得した建屋構造物の3次元モデルにコンプトンカメラで取得される汚染分布の情報を重ね合わせることにより、実空間における汚染分布の拡がりをより詳細に可視化する手法を検討している。本稿では、これらの技術と取り組みについて紹介する。

論文

放射性物質移行挙動

日高 昭秀

エネルギーレビュー, 35(9), p.20 - 24, 2015/09

原子炉が運転されると、核燃料物質であるウランやプルトニウムなどが核分裂して核分裂生成物が燃料棒中に蓄積される。炉心が溶融するようなシビアアクシデント時には、核分裂生成物を含む放射性物質が燃料から多量に放出され、原子炉冷却系内や格納容器内を移行し、格納容器が損傷または隔離機能が損なわれた場合には大気中へ放出される。放射性物質は、その間、壁などへの凝縮、重力沈降のような自然現象または格納容器スプレイのような工学的安全設備によって除去される。以上のような様々な過程を経て、環境中に放出される放射性物質の種類と量、放出のタイミングをソースタームと呼ぶ。放射性物質の移行・沈着挙動は、機構論的には、ガス状の放射性物質の付着/蒸発、エアロゾル状の放射性物質の沈着、エアロゾルの成長、工学的安全設備による放射性物質の除去に分類できる。本報では、シビアアクシデント時の放射性物質の移行・沈着挙動について概説する。

論文

放射性物質による食品汚染を考える

小林 泰彦

食品の安全と安心; 講座1, p.52 - 69, 2015/02

放射性物質による食品汚染の問題は、汚染食品の飲食による内部被ばく線量の増加とその健康リスクの問題に帰着する。放射性物質そのものが危険物・有害物質なのではなく、大量の放射性物質は強い放射線を出すから危険・有害なのである。放射性物質の有無ではなく受ける線量の評価が重要である。今回の原子力発電所事故の影響による放射性汚染食品は、病原性微生物で汚染された食品や毒魚・毒キノコなどとは全く異なり「ただちに健康に影響がある訳ではない」。あくまでも、推定される内部被ばく線量における低線量放射線被ばくの健康リスク(発がんリスク)として捉えられなければならない。今回の事故の影響で農作物などを汚染した放射性物質は、もしそれが放射線を出していなかったら到底検出できないくらいの極微量であり、元素としての有害性の懸念はまずあり得ない。放射線被ばくのないところには被ばくの影響はないが、人類誕生の遥か以前から地球上で被ばくのないところはない。内部被ばく線量も太古から現在までゼロであったことはなく、今後もゼロではない。一方、大量に放射線を被ばくすれば人は死亡する。同様に、体内のがん患部だけに放射線を当てればがん細胞を殺すことができるし、食中毒菌や腐敗菌は放射線で殺菌・滅菌することができる。そして、被ばく線量と健康影響の関係は、広島・長崎の原爆被爆後生存者の生涯追跡調査やチェルノブイリ事故等の過去の経験から学ぶことができる。

報告書

VICTORIA2.0コードを用いた燃料からの放射性物質放出に関するVEGA-1及び-3実験解析

日高 昭秀*; 工藤 保; 木田 美津子; 更田 豊志

JAERI-Research 2005-001, 67 Pages, 2005/02

JAERI-Research-2005-001.pdf:3.38MB

シビアアクシデント時における燃料からの放射性物質の放出を調べるVEGA計画では、昇温中のFPの放出及び移行沈着を把握するため、それらを機構論的モデルに基づいて評価できるVICTORIA2.0コードを用いて実験解析を実施することにしている。本報では、同コードのVEGA実験解析への適用性を調べるため、試験後分析を全て終了しているVEGA-1及び-3実験について、Csを対象とした解析結果について記述する。VEGA-1実験のCs放出履歴から求めた結晶粒内拡散に関する相関式は、最高温度の異なるVEGA-3実験のCs放出割合を適切に再現した。この相関式をVICTORIA2.0コードに適用して実験装置配管内へのCs沈着分布を評価したところ、沈着量及びフィルタ捕集量を過少評価した。その原因は、同コードはFPを起源とするエアロゾルのみしか考慮しておらず、エアロゾル化を過小評価するためであった。そこで、FP以外の微粒子を凝縮核とした不均質核形成によるエアロゾル化と粒成長を考慮することにより、同コードはVEGA実験におけるCs沈着分布を適切に予測できることを示した。

報告書

放射性物質を含む酸性溶液からのCs分離法の検討及びICP-AESを用いた元素分析

金沢 徹*; 日高 昭秀; 工藤 保; 中村 武彦*; 更田 豊志

JAERI-Tech 2004-050, 53 Pages, 2004/06

JAERI-Tech-2004-050.pdf:4.35MB

シビアアクシデント時における燃料からの放射性物質放出を調べるVEGA実験では、放出量評価の一環として、実験後に装置配管を酸洗浄した溶液を$$gamma$$線計測し、燃料からの放出量と装置内への沈着量のマスバランスを求めている。しかしながら、照射後数年間冷却した燃料を用いた場合、短半減期核種や微量元素の定量化が不可能である。そこで、これらの放出及び移行評価を目的として、誘導結合プラズマ原子発光分光分析(ICP-AES)を用いて酸洗液中の元素分析を実施することにしている。分析に際しては、装置の汚染防止及び被曝量低減の観点から、主な$$gamma$$線源であるCsを事前に溶液から除去しておく必要がある。アンモニウムモリブドリン酸(AMP)を用いるイオン交換分離法について、分離試験を実施した結果、Csを99.9%以上分離できること、また、錯化剤を併用することによって、一旦分離されたSbも回収可能であることが明らかになった。また、AMP法でCs分離したVEGA-3実験の酸洗液を、ICP-AESにより試験的に元素分析した結果、U, Sr, Zrの定量化に成功した。今後、Cs分離法として沈殿分離法も併用しつつ、ICP-AESを用いて、放出,移行挙動を明らかにしてゆく予定である。

論文

軽水炉シビアアクシデント影響の更なる高精度予測を目指して

日高 昭秀

日本原子力学会誌, 45(8), p.493 - 496, 2003/08

軽水炉シビアアクシデント時の炉心状態を模擬するため、世界最高温度,圧力条件を達成する実験装置VEGAを設計,製作し、雰囲気圧力が照射済燃料からの放射性物質の放出挙動に及ぼす影響を初めて実験的に定量化した。また、その結果に基づいて、圧力の影響を説明するモデルを提案した。これらの成果に対し、第35回(平成14年度)日本原子力学会賞論文賞が授与された。本稿では、受賞対象となった研究との出会い,思い入れ,苦労した点,今後の展開等について紹介する。

論文

Decrease of cesium release from irradiated UO$$_{2}$$ fuel in helium atmosphere under elevated pressure of 1.0MPa at temperature up to 2,773K

日高 昭秀; 工藤 保; 中村 武彦; 上塚 寛

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.759 - 770, 2002/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:38.78(Nuclear Science & Technology)

軽水炉のシビアアクシデント時における燃料からの放射性物質放出は、ほとんどの場合、高温高圧下で起きると考えられる。放出挙動に対する温度の影響は既存の実験で数多く調べられてきたが、圧力の影響は実験の困難さのためにほとんど調べられてこなかった。そこで、原研のVEGA実験計画では、圧力の影響を調べるため、圧力を0.1MPaと1.0MPaとする以外はほぼ同じ条件で照射済UO$$_{2}$$燃料を不活性ヘリウム雰囲気下で2,773Kまで昇温する実験を2回行った。その結果、1.0MPaの加圧雰囲気下では、燃料からのセシウム放出割合が0.1MPa下におけるそれと比べて、測定した全ての温度域で約30%減少することを世界で初めて観測した。本報では、それらの実験の概要,測定結果について述べるとともに、試験後にホットセルで行った種々の解析結果について記述する。また、観測された圧力の影響を説明する機構及び計算モデルについて議論する。

論文

環境負荷物質陸域移行予測コード「MOGRA」

天野 光; 高橋 知之*

原子力eye, 48(6), p.69 - 73, 2002/06

生活圏における放射性物質等、環境負荷物質の複雑な移行挙動を評価するには、評価対象となる領域を負荷物質の蓄積部(コンパートメント)の集合体として表現し、コンパートメント内では評価対象物質が一様であるとして解析を行うコンパートメントモデルが適している。日本原子力研究所では、コンパートメント内の物質量が時間で変動する動的コンパートメントモデルによる、環境中に放出される放射性物質等の土壌,農作物,河川等での動きを解析予測するための環境負荷物質陸域移行予測コードMOGRA(モグラ: Migration Of GRound Additionals)の開発を進め、その基本部分の開発が終了している。本稿ではMOGRAの機能,特徴,適用法の概要を紹介する。

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