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報告書

大洗研究所における放射性廃棄物の放射能濃度評価手法確立に係る取り組み; 令和元年度活動報告書

朝倉 和基; 下村 祐介; 堂野前 寧; 阿部 和幸; 北村 了一

JAEA-Review 2020-015, 66 Pages, 2020/09

JAEA-Review-2020-015.pdf:4.27MB

原子力の研究開発施設から発生する放射性廃棄物の処理処分は、取り扱う核燃料物質や材料が多種多様なこと等を踏まえ、放射能濃度を求める必要がある。大洗研究所は、廃棄物を処理する施設のみならず、廃棄物を発生させる施設も含め、埋設処分を見据えた検討に着手した。本報告書は、大洗研究所内で発生する放射性廃棄物の埋設処分に向けて、主要課題のひとつである放射能濃度評価手法について、令和元年度の検討結果を取りまとめたものである。

報告書

試験研究用原子炉の解体により発生する廃棄物の放射能濃度評価方法の検討

村上 昌史; 星野 譲; 中谷 隆良; 菅谷 敏克; 福村 信男*; 三田 敏男*; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2019-003, 50 Pages, 2019/06

JAEA-Technology-2019-003.pdf:4.42MB

試験研究用原子炉施設の解体廃棄物に対する共通的な放射能濃度評価方法の構築に向けて、立教大学のTRIGA-II型炉を対象として、アルミニウム合金, 炭素鋼, 遮蔽コンクリート及び黒鉛構造材中の放射化生成核種の放射能を、放射化学分析及び放射化計算により評価した。採取した構造材サンプルは放射化学分析及び構造材組成分析の両方に使用した。放射能を測定した核種はアルミニウム合金について$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni、炭素鋼について$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{152}$$Eu、遮蔽コンクリートについて$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{152}$$Eu、黒鉛について$$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{152}$$Euであった。中性子束分布の計算にはDORTコード、誘導放射能の計算にはORIGEN-ARPコードを使用した。アルミニウム合金, 炭素鋼及び遮蔽コンクリートでは、概ね保守的かつよい精度で放射能濃度を評価できる見通しが得られた。一方で黒鉛では、材料組成分析では全ての元素が定量下限値未満であったにも拘らず、全測定核種の放射能分析値が得られた。

報告書

JRR-2及びJRR-3保管廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討

林 宏一; 出雲 沙理; 仲田 久和; 天澤 弘也; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2018-001, 66 Pages, 2018/06

JAEA-Technology-2018-001.pdf:4.12MB
JAEA-Technology-2018-001(errata).pdf:0.54MB

日本原子力研究開発機構では、研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物を対象とした浅地中埋設処分における廃棄体確認に向けて、廃棄体に含まれる放射性物質の種類ごとの放射能濃度評価方法を構築しておく必要がある。このため、試験研究炉であるJRR-2及びJRR-3の保管廃棄物をモデルに、放射性核種(H-3, C-14, Cl-36, Co-60, Ni-63, Sr-90, Nb-94, Tc-99, Ag-108m, I-129, Cs-137, Eu-152, Eu-154, U-234, U-238, Pu-239+240, Pu-238+Am-241及びCm-243+244)を対象とした放射化学分析データに基づき放射能濃度評価方法の検討を行った。検討の結果、相関係数やt検定により対象核種とKey核種の相関関係を確認することでスケーリングファクタ法を適用できる見通しを得た。また、分散分析検定(F検定)によるグループ分類の要否を確認することでJRR-2及びJRR-3施設共通のスケーリングファクタを適用できる見通しを得た。スケーリングファクタ法の適用の見通しが得られなかった核種については、平均放射能濃度の裕度を確認することで平均放射能濃度法を適用できる見通しを得た。これらの結果は、放射能濃度評価方法を構築する雛形として今後の検討に適用可能である。

報告書

照射後試験施設から発生する廃棄物の放射能評価方法の検討,2

辻 智之; 星野 譲; 坂井 章浩; 坂本 義昭; 鈴木 康夫*; 町田 博*

JAEA-Technology 2017-010, 75 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-010.pdf:2.31MB

研究施設等廃棄物の埋設処分に向けた合理的な廃棄物確認手法確立のために、照射後試験施設から発生した放射性廃棄物に対する放射能濃度評価手法を検討する必要がある。このため、ニュークリア・デベロップメントの照射後試験施設をモデルに理論計算を主体とする新たな放射能濃度評価手法の検討を行った。この結果、埋設処分の安全評価上重要と考えられる17核種(H-3, C-14, Co-60, Ni-63, Sr-90, Tc-99, Cs-137, Eu-154, U-234, U-235, U-238, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-241, Am-241, Cm-244)のうち、Sr-90, Tc-99, Eu-154等の14核種に対し、理論計算手法を適用できる可能性を得た。

報告書

研究施設等廃棄物の浅地中処分のための基準線量相当濃度の計算方法及び結果

岡田 翔太; 黒澤 亮平; 坂井 章浩; 仲田 久和; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2015-016, 44 Pages, 2015/07

JAEA-Technology-2015-016.pdf:5.8MB

本報告書では、研究施設等廃棄物に含まれる可能性のある核種について浅地中処分の基準線量相当濃度を試算した。その結果から、研究施設等廃棄物の放射能評価を行う核種を検討した。多様な施設から発生する研究施設等廃棄物の廃棄体に含まれると想定され、半減期が30日以上である220核種を選定し、そのうち、過去に計算されていない40核種について、原子力安全委員会のモデルを用いて、浅地中処分の管理期間終了後の基準線量(10$$mu$$Sv/y)に相当する廃棄物中の放射能濃度を計算した。また、計算した濃度が比放射能を超えるため基準線量相当濃度が設定されない核種について操業期間中のスカイシャイン線量を計算した。それらの結果を踏まえ、220核種についてトレンチ処分、ピット処分の基準線量相当濃度を整備し、研究施設等廃棄物の浅地中処分の安全評価において放射能インベントリ評価の対象とする核種を検討した。各核種の基準線量相当濃度は、今後、廃棄物の放射能インベントリを評価して、トレンチ処分、ピット処分に区分する際の区分値として、また、処分サイトを特定しない一般的な条件における重要核種の予備選定に利用できるものである。

報告書

サイクル機構再処理排水環境影響詳細調査結果(4) 1996年4月-2000年3月

片桐 裕実; 篠原 邦彦; 渡辺 均; 仲田 勲; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; 中野 政尚; 森澤 正人*

JNC-TN8440 2000-003, 93 Pages, 2000/08

JNC-TN8440-2000-003.pdf:2.2MB

再処理施設から海洋へ放出される低レベル液体廃棄物による東海地先海域における放射能レベルの変動を詳細に把握するため、放出口を中心とした一定海域において海水中の全$$beta$$放射能濃度、3H放射能濃度及び137Cs放射能濃度調査を実施した。サイクル機構再処理排水環境影響詳細調査は、海中放射能監視確認調査(再処理ホット試験期間実施)の後を受け、また、再処理施設の本格運転に伴う茨城県の要請に基づき、1978年(昭和53年)7月から実施している。その結果、再処理施設排水に起因すると思われる放射能濃度の上昇は観測されなかった。また、1978年以降22年間にわたる環境影響詳細調査について検討した結果、再処理施設排水による海域全体の放射能レベルの変動は見られなかった。

論文

原子力施設解体におけるエアロゾル粒子の飛散挙動

島田 太郎; 立花 光夫; 柳原 敏

混相流, 13(4), p.350 - 357, 1999/12

原子力施設の解体時には、機器や構造物を各種工法により切断する。このときエアロゾル粒子等の副次生成物が発生し、作業員の内部被ばくや汚染拡大の原因となる。副次生成物の発生を抑制するとともに、その飛散挙動を制御することによって安全な解体作業が実現できる。原研ではその安全性評価の一つとして解体作業時のエアロゾル粒子飛散挙動を数値解析により評価し、またその検証のためにグリーンハウス内で切断実験を行った。本稿では改良したFLOW3Dを用いての解析方法、切断実験の測定方法を述べ、それぞれの結果を比較した。その結果、切断を行う以前の定常状態はもちろん、多量の熱供給によって発生する上昇流を十分な精度で模擬できることを確認した。切断中及び切断後の空気中放射能濃度の時間変化及び空間分布を評価した。

論文

原子炉の廃炉にからんだ放射化の問題; 放射性廃棄物管理の観点から

大越 実

Radioisotopes, 47(5), p.412 - 423, 1998/00

原子炉の運転停止後に原子炉内に残留している放射性物質の殆ど全ては、原子炉の構成機器が直接放射化されることにより発生したものである。また、クラッド等による汚染については、解体前除染によってある程度まで除染することが可能であるが、直接の放射化によって生成した放射性物質は基本的に除去することができない。このため、原子炉の廃止措置を安全かつ効率的に実施するためには、放射化によって生成した廃棄物の管理が重要な課題となっている。本報告では、原子炉の運転に伴って放射化した原子炉構造物(圧力容器、炉内構造物、生体遮へいコンクリート)の放射能レベル、廃棄物量について紹介するとともに、処理方法、処分用容器及び処分概念について概説する。また、廃棄物管理を効率的に実施する上で重要となる「クリアランス」と「放射性廃棄物でない廃棄物」の考え方等について概説する。

論文

A Nuclide-separation wire precipitator for measurement of noble-gas fission products

片桐 政樹; 岸本 牧; 伊藤 博邦; 吉田 広; 福島 征夫; 大川 浩; 猿田 徹

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 327, p.463 - 468, 1993/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:56.07(Instruments & Instrumentation)

3核種の希ガスFP核種をそれぞれ分離しその放射能濃度を定量可能なワイヤ・プレシピテータを開発した。本プレシピテータは希ガスFPの娘核種の放出する連続ベータ線が異なったエネルギー分布を持つことを利用している。評価試験の結果、$$^{88}$$Kr,$$^{89}$$Krおよび$$^{138}$$Xeの3つの核種の間に50倍の放射能濃度差があった場合でもそれぞれの放射能濃度を約20%以下の誤差で測定できることを確認した。また、検出感度はプレシピテーション時間を90秒とした場合、2Bq/cm$$^{3}$$であった。本プレシピテータを用いることによって、高温ガス炉の燃料破損検出感度及びその測定精度の向上を図ることができた。また、本プレシピテータはその高感度及び高速応答性を利用して被覆粒子燃料を含めた核燃料の照射試験にも適用可能である。

報告書

汚染配管内部の沈着,水溶液及びガス状放射能を定量する非破壊測定システムの開発

片桐 政樹; 伊藤 博邦; 若山 直昭

JAERI-M 92-184, 69 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-184.pdf:3.58MB

配管内部の沈着状、水溶液状及びガス状放射能をそれぞれ状態毎に分離し非破壊的に定量する測定システムの開発を行った。現場で使用可能な測定システムとするために、ガス冷却Ge検出器の実用化、超小型の電子回路の開発、高速で信頼性の高いテレメータ装置の開発及び計算機による自動測定化等の開発を行った。完成した測定システムの性能試験を行い非破壊測定システムとして充分実用となることを確認した。また、原子炉一次系汚染模擬配管による検出性能試験の結果、10~20%の誤差で沈着放射能と水溶液放射能を分離し定量できることを確認した。

報告書

TRU固化体等品質保証海外技術調査研究報告書

福本 雅弘; 宮本 陽一; 中西 芳雄

PNC-TN8420 92-017, 102 Pages, 1992/09

PNC-TN8420-92-017.pdf:3.28MB

平成3年7月30日 原子力委員会 放射性廃棄物対策専門部会 がとりまとめた「TRU核種を含む放射性廃棄物の処理処分について」のなかで,固化体の品質保証技術開発が具体的研究開発課題として示されたことなどからも明らかなように,放射性廃棄物の処分の観点から廃棄体(固型化した廃棄物及びその容器)の品質保証技術を確立することが現在重要となっている。よって,ここでは,海外における廃棄体の処分場受け入れ基準及び処理施設における品質保証方法の状況を文献調査し,今後の検討の参考に資するものとした。また,以下の文献については,邦訳をAppendixに付した。Appendix 1:Requirements on Radioactive Wastes for Disposal(Preliminary Waste Acceptance Requirements,November l986)-Konrad Repository-,PTB-SE-17,ISSN 0721-0892, ISBN 3-88 314-614-5,P.Brennecke,E.Warnecke,1987Appendix 2:TRU Waste Acceptance Criteria for the Waste Isolation Pilot P1ant,WIPP/DOE-069 Revision 3,1989 尚,参考として,日本の原子炉施設を設置した工場又は事業所において生じた廃棄体が満たすべき要件についてまとめた。

論文

Nondestructive and quantitative method for measuring radioactivity from crud; Liquids and gases in a contaminated pipe

片桐 政樹; 伊藤 博邦; 若山 直昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(9), p.831 - 841, 1992/09

放射能汚染配管内部の沈着、液体及びガス放射能をそれぞれ分離して測定する非破壊定量測定法を開発した。本測定手法にもとずき状態分離計算コードを作成した。実験装置を製作し汚染配管を模擬した配管による性能評価試験を行った。あらかじめ求めた模擬配管内部の沈着及び液体放射能濃度との比較の結果、本測定法の測定精度は10~14%であることがわかった。測定誤差及び分離性能を評価することによって、本測定法を原子炉施設内の種々の配管内部の沈着状、液体及びガス放射能濃度の分離測定に十分適用できることが確認された。

論文

Safety evaluation of asphalt products, 1; Radiation decomposition of asphalt products

土尻 滋; 松鶴 秀夫; 森山 昇

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(2), p.125 - 130, 1977/02

放射性廃棄物を固化したアスファルト固化体の貯蔵時の安全性を、放射線分解という観点から評価した。試験は主に原研で実際に処理されたスラッジ43w/o-アスファルト固化体を試料として、$$^{6}$$$$^{0}$$Co、$$gamma$$線により10$$^{9}$$Rまで外部照射して行なわれた。発生ガスの75~95%が水素であり、また、発生ガス量は照射線量に比例し、水素発生率は5.5$$times$$10$$^{-}$$$$^{3}$$cm$$^{3}$$/g.MRであった。発生ガス量はアスファルト量のみに支配され、スラッジの影響はうけず、また線量率効果は全く認められなかった。ストレートアスファルトの方がブローンアスファルトよりも若干良い結果を示した。原研のアスファルト固化体(10$$^{-}$$$$^{5}$$Ci/kg)の水素発生量は200l1個当り永年で約3cm$$^{3}$$であるので爆発火災の危険性は全くないが、放射能濃度を濃度10$$^{-}$$$$^{1}$$Ci/kg以上の固化体では貯蔵中比較的短時間で爆発限界をこえることが予想される。

口頭

「ふげん」の施設解体を考慮したクリアランスの適用及び評価技術の整備,3; 放射能濃度評価方法の構築と今後の展開

林 宏一; 副島 吾郎; 水井 宏之; 佐野 一哉

no journal, , 

「ふげん」施設の汚染状況調査結果を踏まえ、クリアランス対象物の評価対象10核種の放射能濃度評価方法を構築し、クリアランス制度を適用するタービン設備の放射能濃度を適切に評価できることを確認した。今後は、タービン設備以外の解体撤去物等にもクリアランスの適用範囲を拡大するため、施設の汚染状況調査によるデータを蓄積し、合理的な放射能濃度評価方法を整備していく計画である。

口頭

局所的土壌汚染における土壌中放射性セシウム濃度と線量当量率の関係

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 星 勝也

no journal, , 

除染等作業の現場から退出する労働者に対して表面汚染検査の実施要件を緩和できる条件を明確にすることを目的に、我々は、土壌中放射能濃度(Bq/g)と衣服への土の付着密度(g/cm$$^{2}$$)の乗算から衣服の放射性表面密度(Bq/cm$$^{2}$$)を推定する手法について検討を進めている。これにあたって、周辺線量当量率サーベイメータによる作業現場での測定から放射性セシウムの土壌中放射能濃度を大まかに推定可能かどうかモンテカルロ計算によって調べた。その結果、幅30cmの広がりをもったスポット状の汚染土や側溝の底にたまった汚染土については、線量当量率が5$$mu$$Sv/h未満であれば放射能濃度は50万Bq/kg(平成26年4月現在)を超えないと推定できることが分かった。

口頭

排水全量の放射能モニタリング装置の実用化開発,1

秦野 歳久*; 福井 久智*; 太田 裕士*; 平野 裕之*; 斎藤 英之*; 平塚 一

no journal, , 

排水全量の放射能モニタリングをする装置を開発した。本装置は角型水槽内に二重円筒を備える構造で、水道水を満たして遮蔽性能を確保し、排水をNaI(TI)センサで計測する。計測時、センサとポンプ間で短絡流が発生する問題が生じため、内筒を水面より上部に、外筒の水は底部から内筒に流れてセンサを通過して上部ポンプにより水槽外の配管を通って外筒上部に戻る構造にした。排水からの土壌粒子を十分に乾燥させて、その粒子を再度、計測水に混ぜて低放射能濃度から模擬水を作成した。ゲルマニウム測定の結果、土壌粒子はセシウム134とセシウム137が大きく占めており、構成比は1:4である。試験結果から5インチセンサは最小検出感度0.37Bq/L(10分測定)、2インチセンサは最小検出感度1.9Bq/L(10分測定)を達成した。両センサの濃度と計数率との線形性の対応も確認した。今後、実排水の測定や長時間運転を行い、装置の信頼性を確保する。本報告では、装置概要、試験結果等について報告する。

口頭

研究施設等廃棄物の廃棄体確認方法の開発,2; 金属試料に対する放射化学分析スキームの構築

下村 祐介; 河内山 真美; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

no journal, , 

放射性廃棄物の処分に向けて、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法を構築するために、廃棄物試料の放射能データの取得を進めている。研究施設のうち試験研究用原子炉では、炭素鋼やステンレス鋼とともに、アルミニウム(Al)が構造材に使用されているため、これら種々の金属廃棄物に適用できる分析スキームを構築する必要がある。そこで本報告では、これまでに炭素鋼やステンレス鋼を対象に構築した分析スキームを基に、新たにAlにも適用可能な分析スキームを構築した。構築したスキームを用いて、試験研究用原子炉(JRR-2及びJRR-3)から発生した金属廃棄物(炭素鋼, ステンレス鋼, Al合計10試料)の放射能データの取得を行い、回収率や操作性等から、本スキームの有効性を確認することができた。

口頭

研究施設等廃棄物の廃棄体確認方法の開発,3; 共通的な放射能濃度評価方法の検討

林 宏一; 出雲 沙理; 仲田 久和; 辻 智之; 天澤 弘也; 坂井 章浩

no journal, , 

研究施設等廃棄物の特徴を踏まえた合理的な廃棄体確認方法を確立する一環として、試験研究用原子炉(JRR-2, JRR-3, JPDR)の廃棄物から試料を採取して放射化学分析を行い、取得したデータを用いて放射能濃度評価方法を検討し、試験研究用原子炉から発生する廃棄物へ共通的な放射能濃度評価方法を適用できる見込みを得た。

口頭

放射能濃度評価のためのシンチレーションファイバーによる測定方法の検討

島田 太郎; 行川 正和*; 高井 静霞; 武田 聖司

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)敷地内での限定した再利用にあたっては、資源化物が想定されるめやす濃度を超えないことを測定によって確認する必要がある。本研究では、1Fサイトでの検認のため、多点数での放射線検出が可能なプラスチックシンチレーションファイバー(PSF)と逆解析を組み合わせた濃度評価手法の整備を目指し、測定精度の向上のための測定体系・方法を検討した。模擬資源化物に対する放射線測定を実施するとともに、MCNPによってPSF位置の$$gamma$$線フラックスを解析し、両者の結果を比較した。PSF長さ方向の位置分解能、$$gamma$$線エネルギーに応じた検出効率などの補正により、測定結果と解析結果がおおむね一致し、逆解析によって資源化物の放射能濃度を推定できる可能性が示された。

口頭

サイト解放検認支援のための放射能分布推定プログラムESRADへの外生ドリフト法の導入

島田 太郎; 鍋倉 修英*; 武田 聖司

no journal, , 

廃止措置終了では解放後の跡地利用などにより公衆の被ばく線量が基準以下であることを確認する必要がある。被ばく評価の前提となる敷地内の放射能分布の把握のために、空間的な相関を考慮できる地球統計学的手法クリギングにより、限定された測定点における濃度データから、敷地内の放射能分布を推定するプログラムESRADの開発を進めている。本研究では、放射能分布推定の精度向上のため、試料採取などによる代表点濃度測定に加えて、事前サーベイによる敷地全体の線量率分布を放射能濃度分布推定の補足的情報として活用することを考慮し、外生変数を取り入れたクリギングを行えるようにESRADを改良した。また、仮想的な放射能濃度分布を設定し、その分布に基づいて計算した線量率分布を外生変数として、外生ドリフトクリギングを適用したところ、限定的に測定された濃度データに基づく通常クリギングで得られる推定分布よりも推定結果が改善できる見込みが得られた。

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