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論文

Present Status of Monte Carlo Seminar for Sub-criticality Safety Analysis in Japan

桜井 淳; 野尻 一郎*

JAERI-Conf 2003-019, p.855 - 857, 2003/10

本稿は日本における核燃料サイクル施設のモンテカルロ法による未臨界安全解析セミナーについてまとめたものである。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4C2システムが参加者各自の持参したノート型パソコンに瞬時にインストールされ、計算演習に利用された。計算に先立ち炉物理及びモンテカルロシミュレーションの基礎理論の講義が行われた。このセミナーでは、JCO沈殿槽,JNCウラン溶液貯蔵施設,JNCプルトニウム溶液貯蔵施設,JAERI TCA炉心の実効中性子増倍率及び中性子スペクトルの計算を行った。臨界事故を防止するため、核燃料サイクル施設の安全管理の考え方も示した。

論文

モンテカルロ臨界安全教育プログラム; 臨界事故を受けて

桜井 淳; 植木 紘太郎*; 内藤 俶孝*

日本原子力学会誌, 43(3), p.219 - 220, 2001/03

日本原子力学会「モンテカルロ法による粒子シミュレーション」研究専門委員会は、臨界事故を受けて、委員会で対応できる安全対策を検討した。その結果、核燃料サイクル施設従事者に対してパソコンに連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4Bをインストールして代表的体系を解析する臨界安全教育プログラムの有効性を確認した。本稿では考え方と計算例について解説した。

報告書

核燃料サイクル施設のデコミッショニング技術に関する研究開発(1983年$$sim$$1996年外部発表資料集)

谷本 健一

PNC-TN9450 97-002, 504 Pages, 1996/12

動燃大洗工学センターでは,1983年(昭和58年)に個体廃棄物前処理施設(WDF)の運転を開始してから,WDFにおける除染解体技術に関する多くの研究開発を行ってきた。1988年(昭和63年)からは,これらの技術を放射性廃棄物の処理や将来の核燃料サイクル施設等の解体に反映する事を目的に,大洗工学センター環境技術課が中核となって核燃料サイクル施設のデコミッショニング技術に必要な要素技術として(1)測定,(2)除染,(3)解体,(4)遠隔操作,(5)デコミッショニング評価システム等の研究開発を継続して実施している。これらの成果は,まとまった時点で公開資料や学会等で外部に紹介し関係者の評価を受けてきた。本資料集は,環境技術課関係者が1983年から1996年の間に外部発表した資料を集大成したものである。学会等への口頭発表資料は,出来る限りOHPと口頭発表原稿(既存物のみ)を添付し内容を補強した。

報告書

環境中における長半減期放射性核種の定量法とそのレベルに関する調査研究(1)

樋口 英雄*

PNC-TJ1309 96-001, 113 Pages, 1996/03

PNC-TJ1309-96-001.pdf:3.42MB

本報告は、本邦での核燃料サイクル施設の本格的稼働を間近に控えたこの時期において、核燃料サイクルとも関連した環境中の長半減期放射性核種の分析法並びにそれらのレベルを調査した結果をとりまとめたものである。本報告書は以下の項目の内容が記載されている。(1)トリチウム人体代謝モデルの検証に環境データを用いる際の問題点(2)二酸化炭素吸収剤を用いる環境中の14C測定法(3)99Tc分析のための95mTcトレーサーの製造(4)放射性降下物の最近の状況(5)環境試料中の241Pu分析(6)環境試料中の242、243、244Cm分析(7)$$alpha$$線放射体測定のための収率トレーサー(8)クロスチェックについて

報告書

天然放射性核種を用いた環境中寿命放射性核種の長期動態研究(3)

not registered

PNC-TJ1621 94-001, 111 Pages, 1994/03

PNC-TJ1621-94-001.pdf:3.27MB

核燃料サイクル施設から一般環境に漏洩する可能性のある長寿命人工放射性核種の長期動態を評価・予測するための基礎研究として、すでに環境中で定常状態となっていると考えられる天然放射性核種の海洋における挙動研究を実施する(平成3年から平成5年度までの3年間)。このため海水中に存在するウラン、トリウム、ラジウムあるいはポロニウムを構成する諸核種について、沿岸海洋の濃度レベル、海洋生物への濃縮、海底堆積物への移行・蓄積などについて調査・検討を行う。平成3年度は、以下の項目についてレビューを行った。(1)海洋試料中に含まれる放射性核種の定量法(2)海洋における238U(234U)、232Th(228Th)、226Ra(228Ra)、222Rn、210Pb、210Po、の分布と挙動(3)LLRLのこれまでの研究成果

報告書

長半減期放射性核種の定量法に関する調査研究(2)

not registered

PNC-TJ1545 94-002, 139 Pages, 1994/03

PNC-TJ1545-94-002.pdf:4.33MB

本報告は、環境中での核燃料サイクルに関連した長半減期放射性核種の分析定量法の調査研究を、昨年度に引き続き行った。最近の分析技術の現状調査では、特に63Niと79Seを付け加えた。他の長半減期核種では、昨年度調査報告を補強する形で、トリチウム、プルトニウム、テクネチウム、炭素の4元素について、環境試料での物理・化学形態別分析法に焦点を絞って調査した。また、バックグラウンド値について、トリチウムとプルトニウムについて調査を行った。更に、天然放射性核種については、系列核種間の放射非平衡が常に観測されているので、その原因研究の現状を調査しまとめた。

報告書

天然放射性核種を用いた環境中長寿命人工放射性核種の長期動態研究(2)

not registered

PNC-TJ1621 93-001, 76 Pages, 1993/03

PNC-TJ1621-93-001.pdf:1.99MB

核燃料サイクル施設から一般環境に漏洩する可能性のある長寿命人工放射性核種の長期動態を評価・予測するための基礎研究として、すでに環境中で定常状態となっていると考えられる天然放射性核種の海洋における挙動研究を実施する。このため海水中に存在するウラン、トリウム、ラジウムあるいはポロニウムを構成する諸核種について、海洋での存在状態、海洋生物への濃縮、海底堆積物への移行・蓄積などについて調査・検討を行う。この報告書には、東海近辺(日立市久慈浜を含む)および比較対象として大洗の沿岸で採取した海産生物について40K、U同位体、Th同位体、226Ra、210Pb、210Poおよび137Csの分析を実施した結果を記した。海産生物は、東海事業所安全管理部環境安全課(事業団)で定期的に採取して測定を行っているシラス、カレイ(ヒラメ)、平貝(コタマ貝)およびアラメ(ヒジキ、カジメ)を対象とした。今回すべての海産物試料において、上記の核種を測定することができ、これら核種の生物の濃縮程度および生物間の種差の違いによるレベル差などを考察した。

報告書

核燃料施設安全資料(II)

三好 正彦*; 藤村 正恒*

PNC-TJ1409 91-001, 278 Pages, 1991/02

PNC-TJ1409-91-001.pdf:9.16MB

本報告書は、日本、イギリス、フランス、ドイツ、アメリカ各国の再処理施設等の核燃料サイクル施設に関する安全審査資料等について参照が容易なように分類・整理し、とりまとめたものである。

報告書

核燃料サイクル施設リスク解析コードSTARの導入と整備

野村 靖

JAERI-M 90-158, 53 Pages, 1990/09

JAERI-M-90-158.pdf:1.36MB

再処理施設等核燃料サイクル施設のPSAを実施するため、1986年以来STARコードを西ドイツNUKEM社から導入し、コードの改良・整備を行ってきた。元のコードはIBMPC仕様であったのを核燃料施設安全評価研究室附設のNEC PC仕様にプログラム変換を施し、又、事故時の環境放出放射能による公衆の内部被ばくを評価できるようプログラム機能を追加した。本報告書は、STARコード導入・整備の内容と入出力データフォーマットを述べ、サンプル問題として高レベル廃液タンク冷却材喪失事故のPSAをとり上げ、入出力データの例を示してある。従って、本書はSTARコードの使用手引書としても用いられる。

口頭

核燃料サイクル施設シビアアクシデント研究ワーキンググループ報告

阿部 仁; 吉田 一雄; 深澤 哲生*; 村松 健*; 池田 泰久*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故を踏まえ、核燃料サイクル施設についてもシビアアクシデント(SA)のリスクを評価し、安全確保や安全性向上について検討することが、喫緊の課題となっている。日本原子力学会再処理・リサイクル部会では、核燃料サイクル施設シビアアクシデントワーキンググループ(SAWG)において、核燃料サイクル施設におけるSAの候補事象を科学的・技術的観点から選定する方法を検討してきた。本セッションでは、SAWGにおいて検討した、対応を検討すべきシビアアクシデントの選定手順及び選定のための判断基準と具体的な事故に対する適用例について報告する。

口頭

リスク評価手法の拡張と充実への取り組み,3; 核燃料サイクル施設のリスク評価

吉田 一雄

no journal, , 

リスク専門部会では今まで原子力発電所の炉を対象にしたPRA実施基準を制定してきたが、炉以外の原子力施設、すなわち核燃料サイクル施設のリスク評価手法を対象にした標準の策定に着手した。基準の策定にあたっては、国内の既存の核燃料施設を踏まえ、再処理施設、燃料加工施設での内的事象および地震を対象とする。基本的には発電用原子炉施設の関連する各種標準を援用するが、グレーデッドアプローチ(Graded approach)の考え方を基本とし、施設のリスクレベル、同一の施設で想定される個々の事象のリスクレベルに応じた詳細さの異なる評価手法(概略的評価と詳細評価の二段階評価)を選択できるよう考慮する。

口頭

核燃料サイクル施設シビアアクシデント研究ワーキンググループ報告

池田 泰久*; 吉田 一雄

no journal, , 

再処理・リサイクル部会では、核燃料サイクル施設において想定しうる事故を体系的に検討し、シビアアクシデントとして認識し、対策の必要性を含めて検討すべき事故を科学的・技術的観点から選定する方法を明らかにすることが重要な課題であると考え、この課題を検討することを目的として、「核燃料サイクル施設シビアアクシデント研究WG」を設置した。本WGでは、原子力分野で用いられてきたリスク分析の手法をレビューし、これを基に対応を検討すべきSAの選定方法を提案した。

口頭

核燃料サイクル施設での放射線管理経験と今後の課題; 日常管理・緊急被ばく医療への取り組み

高田 千恵; 伊東 康久; 百瀬 琢麿

no journal, , 

原子力機構核燃料サイクル工学研究所は、「使用済燃料の再処理(施設の廃止措置)」、「MOX燃料製造」に関する研究開発等を行っている。また、これらの研究開発を通して培った研究基盤を活用し、東京電力福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた研究開発、高レベル放射性廃棄物の減容化・有害度低減に向けた研究開発等にも取り組んでいる。このため、取り扱う放射性物質、核燃料物質の種類は多岐にわたり、幅広い放射線計測・放射線防護の知見を踏まえた放射線管理を行う必要がある。本発表では当研究所の日常的な放射線管理の概要及び緊急被ばく医療への取り組みとともに、発表者がこれらの活動を通じて感じている課題を紹介する。

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