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報告書

平成12年度 東海事業所 放出管理業務報告(排水)

篠原 邦彦; 武石 稔; 宮河 直人; 植頭 康裕; 水谷 朋子

JNC-TN8440 2001-019, 141 Pages, 2001/11

JNC-TN8440-2001-019.pdf:12.69MB

本報告書は,原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定,核燃料物質使用施設保安規定,放射線保安規則,放射線障害予防規定及び原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県公害防止条例に基づき,平成12年4月1日から平成13年3月31日までに実施した排水(放射性物質及び一般公害物質)の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出放射能は,濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書に定められた基準値を十分下回った。

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(2000年度業務報告)

圓尾 好宏; 渡辺 均; 武石 稔; 宮河 直人; 今泉 謙二; 竹安 正則; 中野 政尚

JNC-TN8440 2001-011, 146 Pages, 2001/06

JNC-TN8440-2001-011.pdf:2.98MB

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、2000年4月から2001年3月までの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

JCO臨界事故に係る環境モニタリング結果(1999年9月30日$$sim$$11月2日)

篠原 邦彦; 片桐 裕実; 宮河 直人; 渡辺 均; 清水 武彦; 叶野 豊; 今泉 謙二

JNC-TN8440 2001-004, 62 Pages, 2001/02

JNC-TN8440-2001-004.pdf:4.17MB

平成11年9月30日10:35頃に発生した、株式会社ジェー・シー・オー(JCO)東海事業所の臨界事故対応については、サイクル機構では同日12:35頃に本社と東海事業所の合同で「サイクル機構対策本部」を設置し、同年10月12日に本部業務「JCO臨界事故対策・調査支援会議」及び通常のライン業務に移行するまでの間、各事業所の協力のもと国・関係自治体・JCOに対し人的・物的・技術的な支援を行った。本報告は、JCO臨界事故対応として国及び自治体等からの要請に基づき、平成11年9月30日$$sim$$11月2日にサイクル機構が実施した、環境モニタリング結果について取りまとめたものである。

報告書

平成11年度 東海事業所 放出管理業務報告(排水)

圓尾 好宏; 宮河 直人; 植頭 康裕; 小圷 直樹

JNC-TN8440 2001-001, 135 Pages, 2000/12

JNC-TN8440-2001-001.pdf:4.61MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定、核燃料物質使用施設保安規定、放射線保安規則、放射線障害予防規定及び原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県公害防止条例に基づき、平成11年4月1日から平成12年3月31日までに実施した排水(放射性物質及び一般公害物質)の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設は、計画停止のため使用済燃料の処理は行わなかった。この期間内の放出放射能は、濃度及び放出量ともに保安規定に定められた基準値を十分下回った。プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出放射能は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書に定められた基準値を十分下回った。

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

プルトニウム燃料第二開発室デコミッショニング技術要素調査I

鈴木 正啓*; 岩崎 行雄*

JNC-TJ8420 2000-013, 96 Pages, 2000/03

JNC-TJ8420-2000-013.pdf:6.04MB

核燃料サイクル開発機構東海事業所プルトニウム燃料第二開発室に設置されている多くのグローブボックスの解体撤去計画を策定するにあたって、グローブボックスの効果的な一次除染及び除染後の効率的な放射線測定は、作業者の被爆量の低減化及び解体廃棄物の放射能レベルを下げる上で不可欠なプロセスである。このため、本年度はグローブボックスの一次除染及び放射線測定に関する技術の調査及び技術等を含めて、プルトニウム燃料第二開発室に設置されている代表的なグローブボックスに対して、二次廃棄物の発生量が少なく、処理性の容易な一次除染法及び遠隔化可能な放射線測定法の調査、適用性の評価を行い、グローブボックス解体計画策定に必要な知見が得られた。

報告書

人工バリア中の核種移行挙動に関する研究(II)

大橋 弘士*; 佐藤 正知*; 小崎 完*

JNC-TJ8400 2000-018, 79 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-018.pdf:2.09MB

地層処分の安全評価のための基礎的研究として、粘土緩衝材中の核種の拡散挙動およびオーバーパックの腐食に関連した研究を行った。緩衝材中の核種の移行挙動に関する研究では、ベントナイトの主たる構成鉱物であるモンモリロナイトに対して、水で飽和した状態の圧密試料の底面間隔ならびに含水率を求めた。また、Na+、Sr2+、Cs+、Cl-イオンの見かけの拡散係数およびそれらの活性化エネルギーを異なった乾燥密度において決定した。得られた活性化エネルギーは乾燥密度の増加とともに増加する傾向を示した。これは、圧密モンモリロナイト試料中のイオンの拡散機構が乾燥密度の増加にともなって変化していることを示唆している。ここでは、これらの活性化エネルギーの変化を合理的に説明するために、支配的な拡散プロセスが乾燥密度の増加によって細孔拡散から表面拡散へ、さらに表面拡散から層間拡散へと移り変わるとした複合的な拡散モデルを提案した。Na型モンモリロナイトは、粘土緩衝材に地下水やセメント構造材などからもたらされたCa2+イオンとイオン交換することによって変質することが考えられる。この変質がイオンの拡散挙動に及ぼす影響を評価することによって変質することが考えられる。この変質がイオンの拡散挙動に及ぼす影響を評価するため、Na/Ca混在型モンモリロナイト中でのNa+およびCs+イオンの見かけの拡散係数とそれらの活性化エネルギーを調べた。その結果、Ca型化によるベントナイトの変質は、Na+およびCs+イオンの見かけの拡散係数ならびに拡散の活性化エネルギーに影響を及ぼすことが明らかとなった。こうした影響は、細孔拡散のみでは説明できず、複合拡散モデルによってもっとも合理的に説明されることが示唆された。ベントナイト中でのオーバーパックの腐食挙動を理解するため、ベントナイト中に存在する黄鉄鉱の乾燥中の酸化挙動を調べた。ベントナイトの乾燥に伴って、ベントナイト中の黄鉄鉱量の減少、ベントナイト懸濁液のpHの低下ならびに硫酸イオン濃度の増加が認められた。これは、乾燥中において黄鉄鉱の酸化が徐々に進行することを示している。一方、ベントナイトの乾燥時間の増加に伴い、ベントナイト中の鉄の平均腐食速度ならびに腐食生成物の見かけの拡散係数が増加することが明らかになった。これらは、黄鉄鉱の酸化に伴うpHの低下に起因していると考えられる。

報告書

オーバーパック候補材料の腐食に関する個別現象解析モデルの研究

柴田 俊夫*; 瀬尾 眞浩*; 杉本 克久*; 水流 徹*; 井上 博之*

JNC-TJ8400 2000-013, 38 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-013.pdf:3.25MB

これまでに核燃料サイクル開発機構(旧動燃事業団)が実施してきたオーバーパックに関する研究成果についてレビューし評価をおこなったのに引き続き、腐食防食協会の中に専門家による委員会を継続した。腐食科学の観点から、材料選定の考え方、実験方法、寿命評価手法など、より具体的な指針として役立てるべく、個別現象解析モデルの研究をおこなった。本書が、今後の研究開発の過程で利用され、オーバーパックに関する研究に役立つことを期待するものである。

報告書

ニアフィールドにおけるアクチニドコロイドの移行に関する研究(V)

長崎 晋也*

JNC-TJ8400 2000-004, 32 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-004.pdf:0.69MB

NpO2+のイライトへの吸着平衡ならびに吸着速度をpH=6において測定した。測定した吸着データはLangmuir型ではなく、Langmuir-Freundlich型の吸着等温線でフィッティングできることがわかった。フィッティングパラメータである不均質係数は0.89+-0.05であり、affinity spectraの半値幅(HWHM)はlog単位で0.19であった。このことは、本研究で使用したイライトの表面はNpO2+の吸着に対して比較的不均質性が弱いことを示している。またkinetic spectraから、NpO2+はイライトの外表面に吸着するが、層間には吸着しないことがわかった。kinetic spectraのHWHMは0.18logであった。HWHMがaffinity spectraと同程度であったことは、同じ吸着サイトの影響を受けている可能性を示唆するものである。平度であったことは、同じ吸着サイトの影響を受けている可能性を示唆するものである。平均の吸着速度の温度依存性から、吸着の見かけのエンタルピーとエントロピーはそれぞれ、37+-3kj/molと-69+-7j/mol・Kと評価された。このエンタルピーの値は、吸着プロセスがイライト表面の境膜における拡散律速であることを示している。また、Na型モンモリロナイトへのNpO2+とNp(V)炭酸錯体(主にNpO2CO3-)の吸着平衡と吸着速度についても、同様にaffinity spectraとkinetic spectraを適用して評価を行った。

報告書

平成11年度東濃鉱山周辺の環境放射能に関する調査研究(核燃料サイクル開発機構 業務研究調査報告書)

濱 義昌*

JNC-TJ7420 2000-001, 14 Pages, 2000/02

JNC-TJ7420-2000-001.pdf:0.27MB

東濃地科学センターにおいては東濃鉱山における研究や開発の行為が周辺環境に及ぼす影響の有無を把握すると共に自然環境下においても起こりつつある変化の状態を認識するための鉱山周辺の環境調査を,調査坑道の開坑前の昭和46年度以来,継続して実施している。この調査においては,東濃地科学センターが測定したデータと比較するために,調査坑々内のラドン及びその娘核種の濃度の測定を行うと共に,調査坑周辺の大気中の粉塵,河川水,飲料水,土壌の試料を採取しウラン,ラジウム等の含有量分析測定を行った。本年度の調査結果を見る限りでは自然状況による変動はあるものの鉱山の影響は見られなかった。

報告書

遮蔽安全解析コードの検証研究(VI)

澤村 貞夫*

JNC-TJ1400 99-002, 73 Pages, 1999/03

JNC-TJ1400-99-002.pdf:2.34MB

核燃料施設からの直接線およびスカイシャイン線による線量評価は、施設の環境評価項目の1つに位置づけられており、遮蔽計算コードにより解析が行われている。しかし、ベンチマークデータが極めて少ないこと等もあり、評価においては十分な安全裕度が見込まれている。このため、合理的な評価を行うためには、スカイシャイン線に係わる実測データの取得が不可欠である。本研究は、施設からのスカイシャイン線のベンチマークデータの取得および各種計算コードの検証を目的として実施するものである。今年度は、中性子を対象とした同期方式によるパルス状放射線測定装置を改良し、北大45MeV電子線型加速器施設内および周辺の中性子到来時間分布測定を実施することにより、作製した装置がスカイシャイン線による線量測定に有効であることを実験的に明らかにすると共に汎用ユ一ザ一ズ版EGS4およびMCNPコードによる北大45MeV施設のスカイシャイン線評価への適用を検討するため以下の研究を行った。・同期法によるパルス状放射線測定装置を改良し、ゲート動作の有効性とバックグランド低減率の測定等の基礎実験を行った。装置の改良の結果、施設建て屋外においても信号中性子、バックグランド中性子および中性子到来時間分布を同時に測定することが可能になった。・北大45MeV電子線型加速器施設の建て屋内および周辺の中性子到来時間分布測定を実施した。その結果、中性子スカイシャイン線の測定に対しても同期測定法が適用できること示した。中性子に対しても排気筒が中心的な漏洩源であることが分かった。・シミュレーションによる北大45MeV電子線型加速器施設からの中性子スカイシャイン線評価のための基礎的計算を開始した。その結果を示す。

報告書

東海再処理工場から環境放出されたKr-85の放出量(1995$$sim$$1997)

秋山 聖光

JNC-TN8450 99-001, 3 Pages, 1999/01

JNC-TN8450-99-001.pdf:0.34MB

本資料は、東海再処理工場から環境放出されたKr-85の放出量に関するデータ(1995年から1997年)をまとめたものである。

報告書

環境保全プログラムの策定

時澤 孝之

JNC-TN6450 99-001, 39 Pages, 1999/01

JNC-TN6450-99-001.pdf:1.85MB

None

報告書

個人モニタリング期間の選択基準に関する検討

辻村 憲雄; 篠原 邦彦; 百瀬 琢麿

PNC-TN8410 98-083, 20 Pages, 1998/05

PNC-TN8410-98-083.pdf:0.74MB

東海事業所では、放射線業務従事者のモニタリング期間は原則的に3カ月間であるが、プルトニウム燃料取扱施設等で作業を行う者については短期間に比較的高い被ばくを受ける可能性があるため1カ月毎に個人線量計を交換し、被ばく管理を行っている。しかし、モニタリング期間を3カ月間から1カ月間に変更する際の具体的な条件はこれまで設定されていない。本研究では、平成7年度の1カ月管理者の被ばく実績値を基に、モニタリング期間を1カ月から3カ月に変更した場合の被ばく線量当量分布を試算し、有意値として記録される割合の変化を調べた。その結果、3ヶ月間の合計線量が0.3mSvに満たない程度の線量レベルであれば、1カ月管理にする必然性は小さいことが分かった。

報告書

He蓄積型中性子フルエンスモニタの測定精度

伊藤 主税; 吉川 和伸*; 青山 卓史

PNC-TN9410 98-008, 32 Pages, 1998/01

PNC-TN9410-98-008.pdf:0.79MB

高速炉における中性子照射量の測定精度向上と高速炉用構造材のHe生成量の直接測定を目的としてHe蓄積型中性子フルエンスモニタ(HAFM)の開発を行っている。本手法の測定精度については、これまでにHe含有試料を用いてHAFM測定装置を較正し、誤差5%以内でHe原子数を測定できることを確認している。本研究では、次のステップとして、HAFMによる中性子照射量の測定精度を評価するため、東京大学「弥生」炉の標準中性子場で濃縮BおよびBe素子のHAFMを全中性子照射量で10の15乗$$sim$$10の17乗n/cm2照射し、He原子数を測定して放射化箔法により別途求めたHe生成量と比較した。また、これらのHAFMの一部は九州大学において独立に測定され、両者の相互比較により測定値の確認を行った。本研究で得られた主要な成果は以下のとおりである。(1)濃縮B素子HAFMの測定値(M)とHe生成量評価値(C)を比較した結果、10keV$$sim$$1MeVの中$$sim$$高エネルギー領域、10keV以下の低エネルギー領域のいずれの中性子に対してもM/Cは0.98$$sim$$1.03であり、測定誤差5%以内で中性子照射量を測定できることがわかった。(2)B素子HAFMの測定値とHe生成量評価値を比較した結果、1MeV以上の高エネルギー領域の中性子に対してM/Cは0.96であり、B素子と同様に測定誤差5%以内で中性子照射量を測定できることがわかった。(3)動燃および九州大学によるB素子HAFMの測定結果は、実験誤差の範囲内で一致し、測定値の信頼性が確認でされた。

報告書

動燃技報No.104

not registered

PNC-TN1340 97-004, 170 Pages, 1997/12

PNC-TN1340-97-004.pdf:26.83MB

特集「常陽」20周年によせて理事笹谷勇「常陽」20年の歩み「常陽」を用いた高速炉技術開発高速炉の運転及び保守技術の実績高速炉の運転管理及び保守技術の開発高速炉の放射線管理と技術開発照射試験実績と照射技術「常陽」の高度化と利用計画「常陽」20周年特集のむすびに技術概要「陸地地下構造フロンティア研究」の現状熊澤峰夫國友孝洋脇田宏吾妻瞬一安藤雅孝何培明技術報告TRU廃棄物の処分施設に関する設計研究-岩盤の力学特性及び発熱性廃棄体の影響を考慮した処分空洞径の検討-前田宗宏伊藤勝三原守宏奥津一夫赤坂直人解析的手法によるプラズマジェットトーチの最適化-デコミッショニング技術の開発-福井康太森下喜嗣谷本健一研究報告低溶存酸素条件下における炭素鋼の腐食挙動の実験的検討本田明谷口直樹石川博久篠原和雄高品位ウラン鉱石の密度推定方法飯田義正吸着によるウランと不純物の分離回収法の開発滝富弘長沼政喜城昭典概況(平成9年度第2四半期)高速増殖炉の開発新型転換炉の開発ウラン資源・炭鉱と技術開発ウラン濃縮技術の開発核燃料サイクルの開発使用済燃料の再処理放射性廃棄物の環境技術開発新技術開発(フロンティア研究)核物質管理と核不拡散対応安全管理と安全研究国際協力国際会議、海外派遣等、活動外部発表、特許・実用新案紹介

報告書

放射能強度絶対測定法に基づくガスモニタ校正技術に関する研究(II)

not registered

PNC-TJ1603 97-003, 80 Pages, 1997/03

PNC-TJ1603-97-003.pdf:3.22MB

表記の研究は、原子力関連施設などで用いられている放射性ガスモニタ(以下「ガスモニタ」という。)の校正を容易にかつ高精度で行えるような方法・装置を開発し、測定精度などを検討・評価し、実用化を図ることを目的として昨年度から継続している委託研究である。ガスモニタの校正には、放射能強度を絶対測定する基準系と、ガスモニタを校正する校正系の二つのガスループを、サンプリング容器で介して結合した装置を用いる。校正系内の試料ガスの一部をサンプリング容器で基準系に分取し、基準系において長軸比例計数管内拡散法(DLPC法)を用いて測定した放射能強度を基準にしてガスモニタの校正を行う。本年度は、対数増幅器のような波高の抑制効果を持ち、分解時間が短く、かつ非常にシンプルな時定数変化型前置増幅器を開発して壁効果や低エネルギー損失を評価し、DLPC法を実用化できるようにした。またこれに基づいて、比例計数管を含む基準系に空気が入り込まない方法、被校正のガスモニタを含む校正系から基準系への試料の移行に伴う誤差を消去する方法を用いて通気型電離箱の校正を行い、その結果、得られた濃度換算係数の値は他の結果と極めてよい一致を示し、不確かさも99.7%の信頼率で$$pm$$1.5%以内に収まった。これにより本委託研究で検討したガスモニタの校正方法は、十分に小さい測定誤差でしかも簡便にガスモニタの校正が行うことができる非常に有効な方法であると言うことができる。

報告書

遮蔽安全解析コ-ドの検証研究(IV)

not registered

PNC-TJ1600 97-001, 77 Pages, 1997/03

PNC-TJ1600-97-001.pdf:2.17MB

核燃料施設の環境評価項目の1つとして、施設力からの直接線およびスカイシャイン線による線量評価がある。この線量評価は遮蔽計算コードにより解析が行なわれている。しかし、ベンチマーク実験が極めて少ないこと等もあり、評価においては、充分な安全裕度が見込まれている。このため、合理的な評価を行うためには、スカイシャイン線に係わる実測データの取得が不可欠である。本研究は施設からのスカイシャイン線のベンチマークデータの取得および各種計算コードの検証を目的として実施するものである。今年度は、作成した同期型パルス状放射線測定装置を用いて、北大45MeV電子線形加速器施設周辺の線量分布測定を、漏洩ガンマ線の平均自由行程の約10倍程度の距離(約600m)にわたって実施することにより、施設周辺におけるスカイシャインの影響を明らかにするとともに、汎用ユーザーズ版EGS4コードにより北大45MeV施設のスカイシャイン線の評価を行い、実験結果との比較検討を行うため以下の研究を行った。・電子線加速器から発生する制御X線を線源とし、作成した同期法パルス状放射線測定装置を用いて、施設から西方向350m、南方向100m、北方向600mにわたるスカイシャイン線の測定を行った。測定結果はG(E)関数法により空間線量率に換算された。その結果、施設から70m以内、100m-400mの区間および400m以遠では異なる空間変化を示すことが分かった。・汎用版EGS4に備えられたポイント検出器を用いて、北大45MeV電子線形加速器施設からのスカイシャイン線評価のためのシミュレーションを行った。・シミュレーションの結果と実験結果とを比較検討した。双方のデータに未だ統計誤差を含むが、70m以内の実験データとの比較には、施設の構造をより反映した幾何学的形状が必要である。しかし、本シミュレーション結果は100m以遠の実験結果をよく再現することが分かった。

報告書

環境放射能安全研究の成果(平成3年度$$sim$$平成7年度)

not registered

PNC-TN1410 97-006, 96 Pages, 1997/02

PNC-TN1410-97-006.pdf:3.54MB

動燃事業団における安全研究は、昭和61年3月25日に定めた「安全研究の基本方針」及び「安全研究基本計画(平成3年度$$sim$$平成7年度)」(平成3年3月策定)に基づき、プロジェクトの開発と密接なかかわりを持ちつつ推進してきており、現在も引き続き「安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)」(平成8年3月策定)に基づき実施してる。なお、これら事業団の安全研究は、一部の自主研究項目を除き、原子力安全委員会の定める「安全研究年次計画」にも登録されている。環境放射能分野の安全研究は、(1)放射性核種の分布及び挙動評価に関する研究(2)モニタリング手法に関する研究(3)線量算定モデル及び線量評価に関する研究の3分野で構成している。本報告書は、安全研究基本計画(平成3年度$$sim$$平成7年度)に基づき実施した平成7年度までの環境放射能分野における安全研究(12件)の5年間の成果について、取りまとめたものである。なお、このほか1)動力炉、2)核燃料施設等、3)廃棄物処分の各分野についても別冊として、取りまとめている。

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