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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

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

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

体内放射能計測技術高度化研究(II)

not registered

PNC-TJ1603 97-002, 66 Pages, 1997/03

PNC-TJ1603-97-002.pdf:1.7MB

動力炉・核燃料開発事業団東海事業所では、体内放射能の定量のため鉄室内に相対検出効率61%のHPGe検出器が2台設置されていて、ヒューマン・カウンターとして使用されている。得られた測定結果から内部被爆線量を評価するためには検出効率の校正が重要である。この校正のために水ボックス・ファントムを用いているが、体格補正は行われていない。しかし、異常時には個人の体格情報に基づく評価が必要で、特に男女間や成人と子供などのように体格が大きく異なる場合には大きな差をもたらす。この様な観点から、体格による検出効率補正を必要としない$$gamma$$-$$gamma$$同時計測法による放射能絶対測定法を体内放射能測定に適用するため、その基礎研究を行った。複数の60Co線源および46Sc線源を作製し、4$$pi$$$$beta$$-$$gamma$$同時計測法により崩壊率を決定し、これらの線源を用いて$$gamma$$-$$gamma$$同時計測法により絶対測定を行った。60Coの場合、20cm程度までの線源-検出器間距離では、10-80kBqの放射能を10%以内の精度で決定できた。一方、複数の線源を幾何学的効率が異なるように分布させた場合でも、実際の値よりも測定値が小さく評価されるが、配置を考慮すれば10%程度の系統的ずれ以内で測定しうることが判明した。46Scの場合にも60Coと同等の結果が得られ、この方法が一般的に適用可能であることが証明された。

報告書

緊急時医療処置に係る調査研究(II)

not registered

PNC-TJ1533 97-003, 89 Pages, 1997/03

PNC-TJ1533-97-003.pdf:2.93MB

本調査研究の目的は、作業者に対する緊急時医療について、国内外の情報収集と技術的・制度的な観点からの検討を行い、それらの結果を踏まえて、事業者および関連医療機関の関係者向けの実務的な緊急時医療処置マニュアル作成のための検討を行うことである。本年度は、上記目的達成のための第二段階として、DTPA療法を中心とした具体的な医療処置法および放射線管理上の対応に関する国内外の情報を収集し、以下の調査研究を実施した。(1)文献調査内部被ばく時の診断治療法と症例、DTPAの有効性、BNFLセラフィールド事業所のプロトコールなど、海外関連文献の調査を行った。(2)実用再処理施設における内部被ばく医療処置の現状に係る海外調査実用再処理施設を有するフランス、イギリスにおける内部被ばく医療処置の現状を把握するため、DTPAの投与事例、安全性、投与法、投与基準、モニタリング手法および施設における除染処置室などを実地に調査した。(3)内部被ばく緊急時医療処置マニュアル作成のための検討上記の調査結果などを踏まえ、プルトニウムとアメリシウムによる内部汚染を対象とした具体的な医療処置法および関係者向け説明資料などを含め、緊急時医療処置マニュアル作成のための検討を行った。

報告書

ヨウ素に関する文献調査

加藤 一憲*; 宮原 信哉

PNC-TN9420 94-005, 74 Pages, 1994/03

PNC-TN9420-94-005.pdf:2.89MB

高速炉において、ナトリウム漏洩事故時にNAの蒸発・燃焼によって気相中に放出されるヨウ素のうちガス状のものが生成された場合は、エアロゾル状のものと異なり時間により減衰することがなく長時間雰囲気中に存在することが考えられる。このため、ガス状のヨウ素の生成は事故時の被曝評価上重要な事象で、その生成量、形態、気相への放出割合は正確に把握しておく必要がある。本調査では、現在までに得られた研究結果をまとめることによりガス状ヨウ素の生成について現状得られている知見を整理し、今後これらを実験的に調べる時の参考とすることを目的として、国内で実施されたヨウ素に関する研究成果よりNA燃焼時に液相から気相への放出されるヨウ素の割合(KB)とその時発生するガス状ヨウ素の割合について調べ以下の結果を得た。1NAプールから気相へのヨウ素の放出割合、NA温度400$$sim$$550$$^{circ}C$$の範囲におけるNA蒸発及び燃焼時のヨウ素のKB(エアロゾル中のI/NAとNAプール中比)は1以下。2ガス状ヨウ素の生成割合、NAをARガス中で蒸発させてから大気中に放出した条件の試験では、ガス状ヨウ素の生成割合は放出されるNAの温度に依存し、最大約60%(AT100$$^{circ}C$$)であった。但し、その傾向は明らかではない。NAをO2濃度4.5%$$sim$$21%雰囲気中でプール燃焼させた条件試験では、ガス状ヨウ素の生成割合は概ね5%以下。報告の中には異常に高い生成割合を示したデータも含まれていた。

報告書

THERMOPLASTIC FILM SEAL FOR PLUTONIUM STRAGE CANS

not registered

PNC-TN1410 92-006, 17 Pages, 1991/12

PNC-TN1410-92-006.pdf:0.86MB

no abstracts

報告書

INTRODUCTION TO HEALTH AND SAFETY DIVISION

樋熊 孝信; 石田 順一郎; 飛田 和則; 小泉 勝三; 鳥居 建男

PNC-TN9440 91-011, 36 Pages, 1991/08

PNC-TN9440-91-011.pdf:10.32MB

None

報告書

放射性廃棄物の環境中での物理・化学形態変化に与える因子に関する研究

松本 史朗*

PNC-TJ1609 91-002, 48 Pages, 1991/03

PNC-TJ1609-91-002.pdf:1.66MB

再処理施設から放出される放射性廃棄物の環境影響評価は、これまでソースターム、放射性物質の環境中での移行等を考慮したモデルによる評価がなされてきた。今後、より現実的な評価を行う観点から、施設から放射性廃棄物の物理・化学形態、また、環境中でのこれら物理・化学形態の変化が、その環境影響評価に与える影響について調査することが必要と考えられる。使用済燃料の再処理において発生する放射性気体には、3H、14C、85Kr、129I、131Iなどの気体状放射性物質が含まれるが、被爆線量当量は129Iが最も大きく、ヨウ素の施設内および環境中での挙動が極めて重要と言える。ヨウ素は軽水炉燃料中ではペレット中にヨウ化物(主にCsI)として均一に分散されていると考えられている。燃料の溶解工程では酸化ウランの硝酸による溶解の際に生成される亜硝酸によって酸化され、I2としてオフガス中に大部分が放出されるが、一部は溶解液中に残存する。残存ヨウ素は共除染工程以後の工程にとり込まれ、有機ヨウ素の形態で槽類オフガス中へ移行すると考えられている。また、高レベル廃液には242Cm、244Cmが含まれていることから、これらの核種は自発核分裂によって131Iを発生する。従って、ヨウ素の除去のみならず、放出時のヨウ素の物理・化学形態を知る上でもヨウ素の再処理プロセス内の挙動を的確につかまえておくことが必要である。本調査研究では再処理施設の工程内を主対象としたヨウ素の挙動について、最近の文献を中心に調査し、その概要をまとめた。また、最近開発された疎水性ヨウ素吸着剤の特徴およびその利用についての考え方をまとめ、ヨウ素の再処理工程内および環境中での物理・化学形態を検討することにする。

報告書

高エネルギー$$gamma$$線による被ばく線量当量評価法に関する調査

not registered

PNC-TJ1500 91-003, 61 Pages, 1991/03

PNC-TJ1500-91-003.pdf:1.65MB

高速炉等の施設では中性子捕獲$$gamma$$線等により高エネルギー$$gamma$$線が存在する。これによる被曝線量の測定・評価を目的として、サーベイメータ、リエアモニタ及び個人被曝線量計の高エネルギー(6MeV)を含めたエネルギー特性を調査・検討した。高エネルギー$$gamma$$線の照射にはJRR-4に設置されている16N-$$gamma$$線照射装置を利用した。また、動燃、大洗工学センターにあるDCA周辺の線量を3"$$phi$$NaI(Tl)検出器を用いたG(E)関数法で測定し、照射線量から1cm線量当量への換算係数を評価した。

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