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論文

放射線(能)の単位

高橋 史明

原子力のいまと明日, p.109 - 111, 2019/03

日本原子力学会では、一般向けの解説として、「原子力のいまと明日-東京電力福島第一原子力発電所事故の経験から」の出版を企図した。この解説書では、原子力発電所の概要、東京電力福島第一原子力発電所事故やその後の対応等とともに、放射線の基礎知識や利用についても解説を与える。本稿では、放射線計測や防護で用いられる単位として、基本となる吸収線量などの物理量、放射線防護の目的で用いられる防護量及び計測のために定義される実用量を解説する。また、放射線作業環境で実測され、内部被ばく防護の基本となる放射能の単位についても説明する。さらに放射線管理の現場で有用な単位として、放射能と線量を関係づける線量率定数を紹介する。

報告書

平成21年度放射線管理部年報

放射線管理部

JAEA-Review 2015-003, 187 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2015-003.pdf:18.34MB

本報告書は、平成21年度に核燃料サイクル工学研究所(以下、「サイクル研究所」という)放射線管理部が実施した施設の放射線管理及び放出管理、個人被ばく管理、環境放射線及び環境放射能の監視、放射線管理用機器等の保守管理、研究開発及び技術支援等の業務について取りまとめたものである。サイクル研究所には日本原子力研究開発機構の中長期計画に基づき、核燃料サイクルの使用済燃料の再処理技術、プルトニウム(MOX)燃料製造技術、次世代サイクル技術、放射性廃棄物の処理・処分技術の研究開発などを進めるため、再処理施設、核燃料物質使用施設及び放射性同位元素使用施設がある。放射線管理部ではこれらの施設における放射線業務従事者等の放射線安全を目的として、作業環境の放射線状況の監視及び放射線作業の管理などの放射線管理を行うとともに、放射線業務従事者の個人線量の測定を行った。また、サイクル研究所周辺の公衆の放射線安全を目的として、再処理施設等から放出される放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の濃度及び放出量の測定管理を行うとともに、サイクル研究所周辺の陸域及び海域の環境放射線/環境放射能の監視を行った。施設の放射線管理及び環境監視に使用する放射線測定器については、定期的な点検・校正を行うとともに、故障時の迅速な復旧を図り、施設の放射線安全の確保に努めた。また、校正用線源等については国家標準とのトレーサビリティの維持管理を行った。

報告書

那珂研究所の放射線管理

梅原 隆; 田山 徹; 秋山 勇; 長田 康史*; 小野寺 聡*

JAERI-Review 2004-019, 109 Pages, 2004/08

JAERI-Review-2004-019.pdf:10.84MB

本報告書は、那珂研究所の放射線管理担当者が放射線管理を行ううえで必要となるJT-60関連施設の概要,JT-60にかかわる給排気設備等の概要,放射線管理設備の概要及び放射線管理方式の基本的な事項についてまとめたものである。また、放射線管理を行ううえで必要となる、JT-60施設等の放射線関係適用法令と所内規定,JT-60の仕様,JT-60の主要パラメータと性能,JT-60プラズマ実験放電により生ずる放射線,放射性同位元素及び核燃料物質の使用許可量,各放射線装置の性能,排気設備等の仕様及び放射線管理設備の仕様を表にまとめるとともに、管理区域の図面,給排気設備等の系統図及び放射線管理モニタの系統図等を添付した。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の試験運転と技術開発(1999~2001年度)

高温工学試験研究炉開発部

JAERI-Review 2003-013, 98 Pages, 2003/05

JAERI-Review-2003-013.pdf:4.98MB

日本原子力研究所(原研)のHTTR(高温工学試験研究炉)は、燃料として被覆粒子燃料,炉心構造材に黒鉛,1次冷却材にヘリウムガスを用いた原子炉熱出力30MW,原子炉入口冷却材温度395$$^{circ}C$$,原子炉出口冷却材温度850/950$$^{circ}C$$の日本初の高温ガス炉である。HTTR原子炉施設は、大洗研究所の南西部の約5万平方メートルの敷地に平成3年から建設が進められ、平成10年11月10日に初臨界を達成した。その後、平成11年9月から出力上昇試験を進め、平成13年12月に熱出力30MWを達成し、平成14年3月に使用前検査合格証を取得した。本書は、平成11年(1999年)から平成13年(2001年)までの出力上昇試験,設備の整備状況,運転保守管理,放射線管理及び技術開発の状況を紹介する。

報告書

保安管理業務報告(平成13年度第2四半期)

金盛 正至

JNC-TN8440 2001-023, 110 Pages, 2001/12

JNC-TN8440-2001-023.pdf:3.91MB

保安管理部は、労働安全衛生関連業務、危機管理業務、警備・入構管理業務、所に係る核物質防護・保障措置・核物質輸送及び品質保証業務等、多岐にわたる業務を所掌している。これらの業務を総括するとともに業務データの活用等を目的に、業務実績に係る報告書を四半期報として保安管理部が発足した平成13年度から作成している。本報告は、平成13年度第2四半期(平成13年7月$$sim$$平成13年9月)の業務実績をとりまとめたものである。

論文

臨界プラズマ試験装置(JT-60)の放射線管理

秋山 勇

放影協ニュース, (29), p.8 - 9, 2001/10

那珂研究所の臨界プラズマ試験装置(JT-60)は、我が国最大のトカマク型核融合装置で、1991年7月から重水素を用いたプラズマ放電実験の運転が開始された。JT-60装置の放射線管理は、実験運転に伴って発生する放射線の線量当量率の測定,管理区域外への漏洩線量の測定及び定期点検期間中における真空容器内作業時の放射化核種による外部被ばく管理が主なものである。外部被ばくを伴う真空容器内作業では、作業の計画段階と作業中について、被ばく低減を考慮した外部被ばくの管理を行っている。特に計画段階では、中性子発生量の多いモードの実験運転を年度当初に行うことを計画して作業開始時の線量当量率の低減を図っている。また、作業中は、真空容器内の中間ステージ上に鉛遮へいを敷設している。上記対策を実施したことによって、作業者の外部被ばくを低減することができた。

報告書

保安管理業務報告(平成13年度第1四半期)

金盛 正至

JNC-TN8440 2001-015, 100 Pages, 2001/09

JNC-TN8440-2001-015.pdf:3.79MB

平成13年4月1日付けの東海事業所の組織改編により、従来の安全管理部の業務は保安管理部と放射線安全部に振り分けられるとともに、保安管理部には開発調整室、総務課及び労務課の一部業務が移行された。これに伴い、保安管理部は、労働安全衛生関連業務、危機管理業務、警備・入構管理業務、所に係る許認可・核物質防護・保障措置・核物質輸送業務及び品質保証業務等、多岐にわたる業務を所掌することとなった。これらの業務を総括するとともに業務データの活用等を目的として、業務実績に係る報告書を作成することとした。本報告は、保安管理部業務の四半期報として、平成13年度第1四半期分(平成13年4月$$sim$$平成13年6月)をとりまとめたものである。

報告書

屋外器材ピット(Bピット)内廃棄物取出し作業に係わる放射線管理について

伊東 康久; 野田 喜美雄; 菊地 正行; 石川 久

JNC-TN8410 2001-018, 67 Pages, 2001/04

JNC-TN8410-2001-018.pdf:2.96MB

プルトニウム燃料工場屋外器材ピット(Bピット)(以下「Bピット」という。)の廃棄物取出し作業は、平成9年9月、安全総点検において確認事項として摘出し、一般作業計画により平成10年6月8日から開始された。平成10年6月25日、廃棄物整理作業中、廃棄物中に放射能汚染物を発見し、さらに、作業者3名の作業衣及び靴底等にも汚染が検出された。作業者の身体サーベイ、鼻スミヤの結果、また、肺モニタ及び精密型全身カウンタでの測定の結果、皮膚汚染はなく内部被ばくもなかった。発見された汚染物等について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムによる汚染と判明した。その後、Bピット内の放射線モニタリングを実施し、廃棄物表面から有意な値($$alpha$$放射能:8.2$$times$$10-3Bq/cm2、$$beta$$$$gamma$$放射能:1.2$$times$$10-2Bq/cm2)を検出したことから当該廃棄物について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムを確認した。なお、廃棄物周辺の線量当量率、空気中放射性物質濃度については検出下限値未満であった。上述のとおりピット内に保管されていた廃棄物の一部の表面に汚染が検出されたため、6月25日にテントハウス内を一時管理区域に設定し、ピットからの汚染拡大防止策として、ピット上部をビニルシート及び防炎シートにて密封した。その後の廃棄物取出し作業は、ピット上部に作業囲いを設置し、作業囲い内にグリーンハウス(以下「GH」という)を3段(GH-1.2.3、ピットはGH-1内)設置して、特殊放射線作業で実施した。作業区域の空気中放射性物質濃度の管理は、GH-1内を連続監視ができるようにダストモニタを設置し、その他についてはエアスニッファを設置して実施した。線量当量率、表面密度の管理は、定点を定め測定した。また、ピット内は第2種酸素欠乏危険場所として指定し、有毒ガス及び酸素濃度の管理が行われた。作業は防護装備を全面マスク及びタイベックスーツ並びに保護手袋着用とし、3名/班で実施された。作業中、毎日GH-1.2.3内の放射線状況を確認し作業者へ周知してきた。放射線状況は全て検出下限値未満であった。廃棄物取出し作業は平成10年11月中旬に終了し、ピット内の清掃後、平成10年12月初旬からピット内の汚染検査及び一時管理区域解除の為の処置を実施して、平成11年1月13日に屋外器材ピット(Bピット)の一時管理区域を解除した。取

報告書

感度解析による地層処分安全評価生物圏モデルのパラメータの不確実性に関する検討

加藤 智子; 石原 義尚; 鈴木 祐二*; 内藤 守正

JNC-TN8400 2001-014, 212 Pages, 2001/03

JNC-TN8400-2001-014.pdf:8.21MB

地層処分安全評価の生物圏モデルに適用されるレファレンスバイオスフィアの考え方は、生物圏を、地層処分の安全性を判断するうえで線量などの適切な指標に変換するための道具としてとらえるものであり、予測が困難な将来の人間の環境や生活様式の想定に伴う不確実性に対して有効となる。一方、モデルで用いるパラメータには、分配係数の測定などデータ取得に伴う不確実性、統計値などに含まれるデータ加工に伴う不確実性、さらに蓄積された多くのデータで構成されるデータ範囲の中からデータを選択する際の判断に伴う不確実性などが存在し、結果としてモデル特性の不確実性として内在することになる。これらの不確実性については、感度解析を行うことによってモデル全体に与える影響を定量的に把握することが可能である。本検討では、一例として地形が平野にあり地下水が降水系の場合で河川に放射性核種が流入することを想定した生物圏モデルを取り上げ、各パラメータの取りうる範囲に基づく感度解析を行い、モデル全体に与える影響を定量的に求めることによって、各パラメータの重要度を把握することを試みた。

報告書

気候変動による影響を取り入れた地層処分安全評価の生物圏モデルの検討

加藤 智子; 石原 義尚; 鈴木 祐二*; 内藤 守正; 石黒 勝彦; 池田 孝夫*; RICHARD LITTLE*

JNC-TN8400 2001-003, 128 Pages, 2001/03

JNC-TN8400-2001-003.pdf:4.95MB

高レベル放射性廃棄物地層処分の安全評価では、地下深部に埋設された高レベル放射性廃棄物に含まれる放射性核種が地下水によって人間の生活環境に運ばれることを想定し、その移行プロセスと被ばく経路からなる生物圏モデルを作成して線量を推定する。安全評価は極めて長い時間を対象とするため、一万年先頃に到来すると考えられる地球規模の氷期などの気候変動により、地球規模で地表の環境は著しい影響を受けることが想定されるとともに、人間生活への影響も大きくなる。このような気候変動や関連する要因により、現在の生活環境と比べはるかに異なる環境に放射性核種が流入することを想定する必要がある場合には、その起こりうる将来の環境の状態と整合性を図った代替の生物圏モデルをいくつか想定しておくことが合理的であると考えられる。本報告書では、気候変動による生物圏システムへの影響を生物圏モデルに取り入れた場合、その影響がどの程度のものとなるかを把握することを目的に検討を行った。検討にあたっては、気候変動によるシステムへの影響の取り扱いについては世界中に現存する気候状態をアナログとして利用し、作成された生物圏モデルから求まる線量への換算係数を、現在の気候状態を想定したシステムのものと比較することによって行った。

報告書

HTTR出力上昇試験(1)及び(2)'における放射線管理測定データ報告書

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$$^{circ}C$$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。

報告書

自然放射能の挙動解析に基づく排気モニタリング技術の向上-排気モニタリングバックグラウンドの低減化手法等-

井崎 賢二; 野田 喜美雄; 岩田 克弘; 樫村 義雄*

JNC-TN8410 2001-005, 30 Pages, 2001/01

JNC-TN8410-2001-005.pdf:0.62MB

本報告書では、放射線管理業務の中でも重要な排気中放射性物質濃度の管理について、その技術を向上させるため、施設内における自然放射能の挙動解析を行うとともに、解析結果から「排気モニタバックグラウンド(自然放射能による計数)の低減化手法」及び「排気ダクトなどのリーク判定手法」について検討し、報告する。排気モニタのバックグラウンドの低減化については、排気サンプリング位置を変更すること等によって可能であり、施設の新設時及び排気モニタの更新時にその手法を適用することができる。また、排気ダクトなどのリーク判定については、排気ろ紙に捕集された自然放射能の核種分析等を行うことによって容易に行えるものであり、施設運転の安全確保及び放射線管理技術の向上にも役立つものである。

報告書

原子力災害時の放射線管理対応の経験; アスファルト固化処理施設火災・爆発事故及びJCO臨界事故の放射線管理対応

野田 喜美雄; 篠原 邦彦; 金盛 正至

JNC-TN8410 2001-010, 35 Pages, 2000/10

JNC-TN8410-2001-010.pdf:3.85MB

核燃料サイクル開発機構東海事業所の放射線管理部門においては、アスファルト固化処理施設の火災・爆発事故及びJCOにおける臨界事故という二つの大きな原子力施設事故の放射線管理対応や支援活動を経験した。これらの事故はいずれも従業員の避難を伴うものであった。特に臨界事故に於いては住民の避難や屋内退避が行われるなど、一般公衆を巻き込んだ大規模な放射線防護活動が必要となった。また、臨界事故に於いては、継続している臨界状態を終息するための作業や、事故施設からの放射線量を低減するための作業など、原子力防災業務が実施された国内初めての事故であった。この二つの事故に対し、放射線管理部門は事故時の初期対応、作業者や施設の放射線管理、事業所周辺の環境測定等を実施した。さらにJCO臨界事故に対しては、臨界終息や遮蔽強化作業に対する放射線管理、環境モニタリング、避難住民のサーベイ、事故発生施設の排気管理などに協力したほか、各種管理資機材の貸与等を実施した。これらを通じて、これまで蓄積してきた放射線管理経験や技術等により円滑に事故対応業務を遂行したが、日頃の訓練は事故対応活動を円滑化すること、放管情報の提供は正確性に加え公衆の視点からの考慮が必要であること、事故対応には豊富な知識と経験を有する放射線管理員が必要であること、各支援組織の有機的活動には後方支援体制の確立が重要であること等を改めて確認した。

報告書

遮蔽安全解析コードの検証研究(7)

澤村 卓史*

JNC-TJ8400 2000-053, 41 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-053.pdf:1.6MB

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ーザーズ版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。・昨年度作成した同期法によるパルス状放射線測定装置の中性子検出感度を上げるために、3個の中性子検出器で同時に測定できるように改良した。これにより、さらに遠方におけるスカイシャイン線の測定を可能にした。・また、パラフィンモデレータ付き3He検出器を作成した。これにより、遠方における計数値のみならず、中性子線量を測定する準備を完了した。・改良した測定系を用いて、北大45MeV電子線型加速器施設の西側300mにわたる中性子到来時間分布および中性子スカイシャイン線の測定を実施した。その結果、150m以遠においては、中性子到来時間分布に見られるパルス状中性子特有の時間構造が、ほぼ、消失する事が分かった。そのため、遠方においては通常の全計数法によって測定した。・本実験で得られたスカイシャイン線に基づく線量の空間依存性はGuiの応答関数によって、ほぼ表現できることが分かった。

報告書

高速実験炉「常陽」第12回定期検査における被ばく管理報告(放射線管理課報告)

高嶋 秀樹; 叶野 豊; 江森 修一; 進藤 勝利

JNC-TN9410 2000-001, 20 Pages, 1999/12

JNC-TN9410-2000-001.pdf:1.84MB

高速実験炉「常陽」では、平成10年2月24日から平成11年6月28日の期間にかけて、第12回定期検査が実施された。本定期検査は、当初予定されていた作業に安全対策等の工事作業が加わり3ヶ月程度期間が延長されている。期間中の被ばく管理については、予想総被ばく線量当量約407人・mSvに対して実績被ばく線量当量は263.92人・mSvであった。これらのことを含め、今回の定期検査は適切な放射線作業計画の基に行われたことが確認できた。本報告書は、第12回定期検査で行った被ばく管理結果について、これまでの定期検査の実績を基にとりまとめた。

報告書

先行基礎工学分野に関する平成10年度 研究協力概要報告

not registered

JNC-TN1400 99-016, 171 Pages, 1999/08

JNC-TN1400-99-016.pdf:8.97MB

機構は、大学及び研究機関(以下「大学等」という。)との研究協力の推進を図るため、平成7年度から先行基礎工学研究協力制度を発足させた。同制度は、平成10年度で4年目を迎え、研究協力テーマが増加し、順調に推移している。同制度は、機構の施設及び設備を主に利用し、機構が取り組むプロジェクト研究に先行した基礎・基盤的研究を大学等との研究協力により推進することを目的とする。同制度は、機構が設定した研究協力テーマに対して、大学等からの研究協力課題及び研究協力者の応募をもとに、研究協力課題及び研究協力者を選考し、大学等との共同研究の実施、客員研究員あるいは研究生の受け入れ、もしくはこれらの組み合わせにより研究協力を実施している。本報告書は、平成10年度に実施した高速増殖炉関係及び環境技術関係の先行基礎工学分野に関する34件の研究協力課題の実施結果についてその概要をまとめたものである。なお、34件の研究協力課題のうち、高速増殖炉関係の9件及び環境技術関係の3件の合計12件については、平成10年度で終了した。

論文

固体状物質のクリアランスレベルについて; 国際機関における検討状況および原子力安全委員会における調査審議状況

大越 実

Radioisotopes, 48(6), p.407 - 420, 1999/06

原子力施設等の運転及び解体に伴って発生する放射性廃棄物のうち、放射能レベルが極めて低く、放射性物質として管理する必要がない物を区分するための基準値をクリアランスレベルという。クリアランスレベル以下の物は、金属等の有用物であれば再利用され、再利用が不可能な物は産業廃棄物として処分されることが想定されている。このため、クリアランスされた物が国際的に流通する可能性があることから、国際的に整合のとれたクリアランスレベルの必要性に鑑み、IAEA,EC等の国際機関において検討が行われている。また、原子力安全委員会においても、原子力施設等の解体等に伴って発生する放射性廃棄物の安全かつ合理的な管理が実施できるように、クリアランスレベルの検討が行われている。本報においては、国際機関及び原子力安全委員会におけるクリアランスレベルの検討方針、基準値等について紹介する。

報告書

地層処分研究開発第2次取りまとめ; 第2ドラフト, 分冊2, 地層処分の工学技術

増田 純男; 梅木 博之; 清水 和彦; 宮原 要; 内藤 守正; 長谷川 宏; 岩佐 健吾

JNC-TN1400 99-008, 656 Pages, 1999/04

JNC-TN1400-99-008.pdf:34.68MB

核燃料サイクル開発機構(以下,サイクル機構)では,平成9年4月に公表された原子力委員会原子力バックエンド対策専門部会報告書「高レベル放射性廃棄物の地層処分研究開発等の今後の進め方について」(以下,専門部会報告書)に従って,関連する研究機関等の協力を得つつ,地層処分に関わる研究開発を様々な分野において進めてきている。研究開発の全体目標は「わが国における地層処分の技術的信頼性」を示すことにあり,その成果を技術報告書(以下,第2次取りまとめ)として国に提出しその評価を仰ぐこととされている。第2次取りまとめは,平成4年に公表された第1次取りまとめの成果を受けて処分の技術的信頼性を示し,国による評価を経て処分事業を進める上での処分予定地の選定,安全墓準の策定の技術的拠り所を与えるとともに,2000年以降の研究開発の具体化にとって極めで重要なものと位置づけられているものである。平成10年9月には,地層処分に関連する領域の専門家の方々から研究開発の内容や進捗状況について忌憚のない指摘や議論を頂くため,専門部会報告書に示された個々の課題に対する研究開発の成果を中間的に整理した第2次取りまとめ第lドラフトを,専門部会に報告,公表した。第lドラフトを素材とした指摘や議論およびそれ以降の研究開発の進捗を踏まえて,このたび第2ドラフトをまとめた。第2ドラフトは総論レポートと専門部会報告書に示された主要な研究開発分野である「地質環境条件の調査研究」,「地層処分の工学技術」及び「地層処分システムの安全評価」のそれぞれに対応する3つの分冊から構成されている。本資料はこのうちの総論レポートであり,専門部会報告書の主に第I部で明らかにされた第2次取りまとめに盛り込まれるべき技術的内容に対して総合的に応え,地層処分の事業や安全規制を進める上で必要となる包括的な技術晴報を与えるとともに,意思決定にかかわる関係者の判断の技術的根拠を提供することを目指したものである。その記述を支える技術的根拠となる研究開発の成果の詳細については,第2ドラフトの3つの分冊に示されている。第2ドラフトの総論レポートと3つの分冊については,第1ドラフト同様,地層処分に関連する領域の専門家の方々から研究開発の内容や進捗状況について忌憚のない指摘や議論を頂くとともに,英語版を作成し国際的なレビューを受ける予定である。これらのレビ

報告書

廃棄物保管容器の改善作業関連報告書[プルトニウム廃棄物貯蔵施設(PWSF)及び屋外固体廃棄物貯蔵庫(17棟)編]

鈴木 良宏; 佐藤 俊一; 鈴木 満; 岡本 成利; 渡辺 直樹; 品田 健太; 吉田 忠義

PNC-TN8440 98-025, 111 Pages, 1998/07

PNC-TN8440-98-025.pdf:11.06MB

平成9年9月に茨城県、東海村が実施した「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定」第15条に基づく東海事業所放射性固体廃棄物貯蔵施設に係わる現地調査の結果、放射性廃棄物に関して改善処置を求められた。これを受けて事業団は科学庁、県及び村に対して平成10年3月完了を目標に保管容器の点検・補修作業を開始することとなった。この内プルトニウム系廃棄物の点検・補修は計画どおり進み、平成10年3月をもって終了した。本報告書は、プルトニウム廃棄物保管容器の内、プルトニウム廃棄物貯蔵施設(PWSF)及び屋外固体廃棄物貯蔵庫(17棟)に保管されている保管容器の点検・補修作業に係わるものであり、今度の廃棄物保管容器の点検・補修作業の一助となるものである。

報告書

安全管理業務報告(平成10年度第1四半期)

石黒 秀治

PNC-TN8440 98-045, 118 Pages, 1998/06

PNC-TN8440-98-045.pdf:3.32MB

平成10年度第1四半期(平成10年4月$$sim$$平成10年6月)に実施した業務概要について報告する。記載項目は、安全管理業務概要、安全管理一般、放射線管理、環境安全、個人被ばく管理、小集団活動の推進、研究開発、外部発表等について、取りまとめたものである。

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