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報告書

燃料研究棟汚染事故における樹脂製の袋の破裂原因調査報告; 有機物の放射線分解によるガス発生と内圧上昇について

燃料研究棟汚染事故に関する原因究明チーム

JAEA-Review 2017-038, 83 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-038.pdf:11.37MB

2017年6月に燃料研究棟で発生したプルトニウムによる汚染・内部被ばく事故では、核燃料物質を収納した貯蔵容器の蓋をフード内で開封した際に内部の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂し、ウランとプルトニウムの一部が実験室内に飛散するとともに作業員の内部被ばくに至った。事故発生後に組織された原因究明チームは、貯蔵容器内部のPVCバッグ内圧が上昇して破裂に至った原因を明らかにするため、当該貯蔵容器内容物に関する情報を、帳票類及び聞き取りによる調査、内容物の観察・分析によって収集した。さらに、有機物の放射線分解によるガス発生やPVCバッグの放射線劣化と破裂現象に関する検証試験を行い、必要なデータを取得した。これらをもとにフォルトツリー解析を行い、各種要因を定量的に評価した結果、内圧上昇の主原因がエポキシ樹脂の$$alpha$$線分解によるガス発生であることを特定した。本調査報告で述べるガス発生量や内圧上昇推移の評価手法は、他施設での核燃料物質の貯蔵に際しても大いに参考となるものであり、活用されることを期待する。

論文

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 前田 亮; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.

Energy Procedia, 131, p.258 - 263, 2017/12

 パーセンタイル:100

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

論文

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (Interim report)

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 前田 亮; 名内 泰志*; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2016/07

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

論文

訪問: 名古屋大学環境量子リサイクル研究センター

山下 利之

Isotope News, (583), p.20 - 24, 2002/11

平成13年4月1日、名古屋大学に創設された環境量子リサイクル研究センターを訪問・取材し、同研究センターの設立の経緯・目的・組織などの概要,同センターが取り組む3つのテーマ,「分析・計測」,「分離回収」及び「新機能性材料創製」を通した核燃料物質のリサイクルに関する研究の現状と今後の展望,同センターの施設・設備などを写真を交え紹介した。

報告書

先進湿式MOXプラントのコスト評価

紙谷 正仁; 小島 久雄

PNC-TN8410 97-220, 33 Pages, 1997/12

PNC-TN8410-97-220.pdf:1.63MB

動燃では、PUREX法をベースとした低除染再処理と簡易な燃料製造法からなる「先進湿式MOX」の概念を提案している。これは再処理/燃料製造/炉の設計境界条件を大幅に合理化あるいは変更し、湿式MOXサイクルを金属燃料サイクル並の簡素なサイクルに変更しようという構想である。この概念では、核燃料物質を低除染でリサイクルすることで抜本的な再処理の簡素化を行う。これに伴って燃料製造工程も遠隔保守セル構造となることから、再処理・燃料製造を一体化した施設内に配置し、廃液処理設備やユーティリティ等を共有することで設備合理化を図る。本報告は、こうした基本コンセプトのもとに施設概念を構築し、建設費の評価を行った結果をまとめたものである。建設費の評価は、現行技術で建設した場合の「現行プラント」、現在継続されているR&Dを反映し、現行の高除染サイクル技術を高度化した場合の「基準プラント」、先進湿式MOXの概念を採用した場合の「先進プラント」の各ケースについて行った。その結果、現行プラント(処理能力;50/y)の建設費を1した場合、基準プラント(50/y)、先進プラント(100t/y及び50/y)の建設費は、それぞれ0.60,0.66,0.50と評価された。

報告書

金属塩造粒過程の解析に関する研究(III)

not registered

PNC-TJ1636 97-002, 73 Pages, 1997/03

PNC-TJ1636-97-002.pdf:3.62MB

本研究は、試料液滴の粒径分布の狭い狭分散噴霧を用いて、噴霧熱分解法により硝酸セリウム溶液から二酸化セリウム粒子を生成した。そして、その熱分解過程、または、生成粒子に影響を及ぼす要因を明らかにすることを目的とし、生成条件が生成粒子の粉体特性に及ぼす影響に関して検討した。特に、試料の初期液滴径、初期濃度、気流温度に着目し、それらが生成粒子の粒度分布、および、その形状に及ぼす影響を明らかにした。生成粒子の粒径を、画像処理法により測定した結果、硝酸セリウム溶液の熱分解過程において、試料液滴は一段または二段階の発泡による飛散、または分裂により、生成粒子の粒度分布は初期液滴の分布に対して広く、その粒度分布には、二つのピークが存在し、そのピーク値は生成条件によらず、頻度のみが変化する。そして、その平均粒径は、初期液滴径および初期濃度の増加にともない大きくなり、気流温度の上昇にともない小さくなる、また、電子顕微鏡により生成粒子を観察した結果、生成粒子の形状は、表面に空孔を有し、表面の粗いものであるが、中空状でその外殻は多孔状である。

報告書

放射線管理用機器点検整備技術要領書

長谷川 市郎; 大関 清; 柴 浩三; 三上 智; 豊田 素子; 金澤 信之; 江花 稔

PNC-TN8520 96-001, 2536 Pages, 1996/03

PNC-TN8520-96-001.pdf:62.42MB

None

報告書

安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)(改訂2)

not registered

JNC-TN1400 2000-002, 56 Pages, 1996/03

JNC-TN1400-2000-002.pdf:2.3MB

核燃料サイクル開発機構(以下「サイクル機構」という)は平成10年10月1日に動力炉・核燃料開発事業団(以下「動燃」という)の業務を引き継ぐ国の特殊法人として設立された。サイクル機構はFBRサイクル並びに高レベル放射性廃棄物の処理・処分技術を確立するとともに、その成果を民間に技術移転することを主要な使命としている。サイクル機構の業務運営に当たっては、安全の確保を大前提として行うことが重要とされており、これを踏まえて、関連する安全研究の一層の充実を図るべきことが求められている(原子力安全委員会委員長談話、平成10年2月10日)。従って、サイクル機構は原子力技術開発を行う国の機関として、動燃時代にも増して安全研究を強力に推進し、得られた研究成果をより積極的に公開していくとともに、研究成果を施設の安全性向上に迅速かつ的確に反映させることにより自主保安の実をあげるよう努めなければならない。安全研究の第一次基本計画は、「安全研究の基本方針」として昭和61年3月に策定した。その後、研究及び業務の進展や外部からの要求の変化並びに国の「安全研究年次計画」との整合を図る等の観点から、第二次計画として「安全研究基本計画」(平成3年度$$sim$$平成7年度)を平成3年3月に策定した。同計画は、平成5年度から6年度にかけて中間見直しを行い、平成7年1月に改定した。第3次計画に当たる「安全研究基本計画」(平成8年度$$sim$$平成12年度)は、平成5年度より検討を開始し、基本計画案の策定及びそれに基づく国の「安全研究年次計画」(平成8年度$$sim$$平成12年度)ヘの登録提案課題の選定を行い、国の計画と整合した動燃の計画として平成8年3月に策定した。サイクル機構の発足に伴い、原子力を取り巻く国内外の状況、サイクル機構に課せられた使命、サイクル機構の組織、並びに「もんじゅ」事故やアスファルト事故の調査結果を反映して同計画を見直し、平成11年3月には、特に、高速増殖炉分野について、「もんじゅ」ナトリウム漏えい事故の調査結果を踏まえた国の安全研究年次計画改定を受けて、改定を行った。この計画に基づいて実施してきた安全研究の成果は、国の原子力安全委員会及び関連の安全研究専門部会等で客観的な評価を受けてきている。今回は、サイクル機構の中長期事業計画の策定及び国の原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)の一部変更(見

報告書

安全管理業務報告(平成4年度第2四半期)

竹之内 正; 桜井 直行

PNC-TN8440 92-053, 110 Pages, 1992/09

PNC-TN8440-92-053.pdf:2.74MB

平成4年度第2四半期(平成4年7月$$sim$$平成4年10月)に実施した業務概要について報告します。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。

報告書

安全管理業務報告(平成3年度第1四半期)

新谷 貞夫; 竹之内 正

PNC-TN8440 91-053, 109 Pages, 1991/06

PNC-TN8440-91-053.pdf:2.68MB

平成3年度第1四半期(平成3年4月$$sim$$平成3年6月)に実施した業務概要について報告します。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。

報告書

安全管理業務報告(平成2年度第4四半期)

竹之内 正; 新谷 貞夫

PNC-TN8440 91-032, 119 Pages, 1991/03

PNC-TN8440-91-032.pdf:2.82MB

平成2年度第4四半期(平成3年1月$$sim$$平成3年3月)に実施した業務概要について報告します。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。

報告書

安全管理業務報告(平成2年度第3四半期)

新谷 貞夫; 竹之内 正

PNC-TN8440 91-010, 109 Pages, 1990/12

PNC-TN8440-91-010.pdf:2.66MB

平成2年度第3・四半期(平成2年10月$$sim$$平成2年12月)に実施した業務概要について報告します。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。

報告書

放射線測定および核物質非破壊測定を目的とするデータ集積・保存・解析のためのORACLプログラム集

竹内 紀男; 八木 秀之; 五藤 博

JAERI-M 6499, 33 Pages, 1976/03

JAERI-M-6499.pdf:0.88MB

ORTEC社製GAMMA-IIIシステムを用いて、放射線測定および核物質非破壊測定を行うために必要な会話型言語ORACLによるプログラム39編を収録した。内容は、ディスク、コア、MCA間のデータの転送、ピーク面積計算、平均値・標準偏差の計算、くり返し測定、結果の印刷を主題としている。

口頭

HTTRの核燃料物質使用施設における「安全上重要な施設」候補の検討

島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 高田 昌二; 藤本 望

no journal, , 

HTTR(高温工学試験研究炉)は、高温ガス炉燃料の破損挙動、核分裂生成物の破損挙動等の究明及び高性能燃料の開発、並びに中性子束の測定を目的として、核燃料物質の使用施設(以下、「使用施設」という。)をHTTRの原子炉施設に設置している。使用施設については、施設の性能の維持等のいわゆるバックフィット規定は設けられていないが、「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」の改正により、同施行令第41条に該当する核燃料物質を使用する施設(以下、「41条施設」という。)のうち、「安全上重要な施設」(以下、「安重施設」という。)が存在する施設については、「使用施設等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」(以下、「許可基準規則」という。)に適合させるために可能な限り改造等の措置を取ることが要求されることとなった。HTTRの使用施設は41条施設であることから、現状上記の措置が必要か否を確認するために安重施設候補の検討を実施した。本報告では、安重施設候補の検討方法及びその結果について述べる。

口頭

核不拡散用アクティブ中性子非破壊測定技術の開発,2; 核物質量測定用DDA装置の設計研究

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 呉田 昌俊

no journal, , 

原子力機構では、MA核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃料や共存物質が多数含まれる従来の測定技術では測定が困難な難測定核物質を対象とする中性子源を用いた次世代の非破壊測定技術の開発に着手した。その技術は、核分裂性核種の総質量を計測するDifferential Die-Away(DDA)法、固体物質の核種分析を行う中性子共鳴透過分析(NRTA)法、計測妨害物質等の分析を行う即発$$gamma$$線スペクトル分析(PGA)/中性子共鳴捕獲分析(NRCA)法、及び誘発核分裂性核種組成比分析用の遅発$$gamma$$線スペクトル分析(DGS)法から構成され、それらを相補的に組み合わせることによって難測定核物質の測定を目指すものである。現在、これらの測定技術を一つの装置で実現できる非破壊測定装置(Active-N)を設計・開発している。本報では、そのActive-Nでの核分裂性物質量の高精度測定を目指した次世代型DDA装置部の構造、及びMVPシミュレーションによる設計性能に関して報告する。

口頭

アクティブ中性子NDA装置内DDA用モデレータの最適厚さの研究

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 呉田 昌俊

no journal, , 

原子力機構では、従来測定技術では測定が困難なMA核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃料や共存物質が多数含まれる核物質を対象とする中性子源を用いた次世代の非破壊測定装置(Active-N)を開発している。その中で、核分裂性核種の総質量を計測するダイアウェイ時間差分析(DDA)部では、高速中性子直接問いかけ(FNDI)法を基盤技術とする。FNDI法では、高速中性子を測定サンプル容器の周囲に設置したモデレータに直接照射して熱化させる。測定サンプル容器内の核分裂性核種の量は、その熱化した中性子との核分裂反応により発生する核分裂中性子を計数して測定する。本報では、その測定性能を決定するモデレータの厚みを最適化するために実施したMCNPを用いたシミュレーションの結果に関して報告する。

口頭

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子非破壊測定技術の開発,2; DDA測定部の熱中性子の空間分布

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 藤 暢輔

no journal, , 

原子力機構では、核変換用MA-Pu燃料等の高線量核物質の測定法を確立することによって核不拡散・核セキュリティに資するため、中性子を用いた非破壊測定装置の技術開発を実施している。その装置は、核分裂性物質量を測定するダイアウェイ時間差分析(DDA)部を備えており、高速中性子直接問いかけ(FNDI)法を用いた測定が可能である。FNDI法では、測定サンプルに高速中性子を照射し、容器内の核物質が起こす核分裂反応によって放出される中性子を測定する。また、測定サンプルの周囲にはモデレータを配置し、サンプル内の位置感度差を低減させることによって測定精度を向上させている。本報では、測定精度を決定するサンプル容器内の熱中性子の空間分布を調査するためにMCNPを用いたシミュレーションを行ったので、その結果について報告する。

口頭

福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性研究,3; アクティブ中性子法

米田 政夫; 前田 亮; 大図 章; 呉田 昌俊; 藤 暢輔

no journal, , 

将来実施される福島第一原子力発電所の燃料デブリ取り出し作業において、取り出したデブリの計量管理は核物質管理の点からも重要である。しかし、燃料デブリの形状・組成は不明であり、そこには多くの核物質や中性子吸収材を含む可能性があるため、その計量管理は困難となることが予期される。アクティブ中性子法の一つである高速中性子直接問いかけ法による測定のシミュレーションを、様々なデブリ組成に対して実施することにより、燃料デブリに対する本手法の適用可能性に関する検討を行った。本手法は中性子を用いた計測であるため、デブリ中に含まれる中性子吸収材の影響を強く受ける。シミュレーションの結果、制御棒材料であるB $$_{4}$$Cが均質かつ大量に混ざっていると仮定したデブリ試料に対しては、計測が困難であることが分かった。一方、可燃性毒物であるGdについては、その存在量がB $$_{4}$$Cに比べて少ないことから、B $$_{4}$$Cに比べて影響が比較的小さく、計測可能であることが明らかになった。

口頭

福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性研究,6; 検出器応答を用いた核燃料物質のインベントリ評価手法の検討

奥村 啓介; 佐藤 若英*; 長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 高田 映*

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)における燃料デブリ中の核燃料物質定量技術開発に資するため、非破壊測定シミュレーションによる検出器応答と燃焼計算の結果に基づき、燃料デブリ中の核燃料物質量を評価するための手法と予測精度の検討を行った。

口頭

福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性研究,2-2;パッシブ中性子法

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆

no journal, , 

原子力機構プルトニウム燃料技術開発センターでは福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質(Pu及びU)定量技術へのパッシブ中性子法の適用性評価を実施している。本件では収納容器内の空間を単一セルにてセグメント化し、各単一セルにマテリアル(照射後燃料、構造材、水など)をランダムに配置した不均質モデルを用いてシミュレーションを行い、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」を推定した。評価の結果、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、湿式貯蔵では最大約8%、乾式貯蔵では最大約4%となり、その主要な不確かさの要因が水分含有率の変動であることを確認した。このことから、本手法は、乾式貯蔵への適用性が高く、湿式貯蔵のように収納容器内の水分含有量が変動する場合には、比較的大きなバイアスが発生する恐れがあるため、注意が必要である。なお、この「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、$$gamma$$線計測などにより得られる燃料組成の不確かさや燃料デブリを模擬した標準試料を準備することの難しさに起因する校正の不確かさが含まれていない。このため、実測とシミュレーションを組み合わせるなど校正の不確かさを最小とするための手法の検討が今後の課題である。

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