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論文

放射性気体廃棄物中のトリチウム捕集に用いる疎水性パラジウム触媒の酸化性能評価

古谷 美紗; 米谷 達成; 中川 雅博; 上野 有美; 佐藤 淳也; 岩井 保則*

保健物理(インターネット), 55(2), p.97 - 101, 2020/06

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所では、放射性気体廃棄物中に存在するトリチウムガス(HT)をトリチウム水蒸気(HTO)に酸化するため、酸化触媒を600$$^{circ}$$Cに加熱して使用している。本研究では、酸化触媒の加熱温度を低下させ、より安全な$$^{3}$$Hモニタリング手法を確立することを目的として、疎水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒, CuO触媒、及びPt/Al$$_{2}$$O$$_{3}$$触媒の異なる温度条件下における水素ガスに対する酸化効率を検証した。その結果、疎水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒及びPt/Al$$_{2}$$O$$_{3}$$触媒の水素に対する酸化性能はCuO触媒と比較して優れており、25$$^{circ}$$Cの室内温度条件下においても水素を十分に酸化する能力があることが明らかとなり、$$^{3}$$Hモニタリングにおける安全性の向上が期待できる。

論文

放射性気体廃棄物中の$$^{14}$$C捕集に用いる疎水性パラジウム触媒の酸化性能評価

上野 有美; 中川 雅博; 佐藤 淳也; 岩井 保則

保健物理, 51(1), p.7 - 11, 2016/03

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所では、放射性気体廃棄物中の炭素14($$^{14}$$C)を$$^{14}$$CO$$_{2}$$へ酸化し捕集するため、酸化銅(CuO)触媒を600$$^{circ}$$Cに加熱して使用している。我々は、酸化触媒の加熱温度を低下させ、より安全な$$^{14}$$Cモニタリング手法を確立することを目的として、二酸化ケイ素(SiO$$_{2}$$)の表面に疎水化処理を施した疎水性パラジウム二酸化ケイ素(Pd/SiO$$_{2}$$)触媒を新たに開発した。その酸化性能についてCuO触媒,白金アルミナ(Pt/Al$$_{2}$$O$$_{3}$$)触媒,パラジウム二酸化ジルコニウム(Pd/ZrO$$_{2}$$)触媒および親水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒と比較を行った。その結果、疎水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒の酸化性能が最も優れていることが確認できた。現在使用しているCuO触媒を疎水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒に変更することで、管理区域内で使用する加熱炉の温度を600$$^{circ}$$Cから300$$^{circ}$$Cへ低下させることができ、モニタリングの安全性を向上させることが可能となる。

報告書

東海再処理施設におけるC-14の挙動

永里 良彦; 山口 俊哉; 藤田 秀人; 大森 栄一

JNC-TN8410 2001-021, 33 Pages, 2001/09

JNC-TN8410-2001-021.pdf:4.37MB

原子力施設から放出されるC-14は、環境への蓄積及び食物連鎖を通じての内部被ばくの観点から安全評価上重要な核種であり、東海再処理施設においては、平成3年10月から再処理施設から放出される放射性気体廃棄物に含まれる主要な核種として定常的な測定を開始している。一方、再処理施設内においては、C-14の工程内での挙動を解明するため、文献調査を行うとともに、実際の使用済燃料の再処理運転を通じて工程内での分配、挙動等について調査を行った。東海再処理施設におけるC-14の挙動調査結果から得られた結果をまとめると、以下のとおりである。1.使用済燃料のせん断処理により放出されるC-14はわずかであり,使用済燃料に含まれるC-14の大部分は、溶解処理に伴い発生する溶解オフガスとともに溶解オフガス処理工程へ移行する。溶解オフガス処理工程へ移行したC-14は、アルカリ洗浄塔などで一部が捕獲されたのち、残りが主排気筒から放出される。主排気筒からのC-14の放出量は、使用済燃料処理1トンあたり約4.1$$sim$$6.5GBqであった。2.溶解オフガス処理工程及び槽類オフガス処理工程のアルカリ洗浄塔で捕獲されたC-14は、低放射性廃液貯槽に移行する。同貯槽への移行量は、使用済燃料処理1トンあたり約5.4$$sim$$9.6GBqであった。3.使用済燃料の処理に伴い主排気筒から放出されたC-14と、低放射性廃液貯槽へ移行したC-14の合計を再処理施設へのC-14の入量とすると、使用済燃料1トンあたりのC-14は約11.9$$sim$$15.5GBqとなった。また、この結果をもとにC-14の生成に寄与する照射前燃料中の窒素含有率を推定すると15 $$sim$$22ppmとなった。4.低放射性廃液貯槽の廃液は,蒸発缶により蒸発濃縮され、この際、C-14のほとんどは低放射性の濃縮液へ移行する。5.平成6年度以降、ガラス固化技術開発施設の運転に伴い第二付属排気筒からのC-14の放出が確認されており、その放出量はガラス固化体1 本を製造するにあたり約0.6GBqであった。

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

NUCEF放射性廃棄物の廃棄施設

小林 紀; 川村 隆一

JAERI-Tech 99-045, 141 Pages, 1999/06

JAERI-Tech-99-045.pdf:5.38MB

NUCEF内の放射性廃棄物の廃棄施設は、気体廃棄物の廃棄施設、液体廃棄物の廃棄設備、固体廃棄物の廃棄設備からなる。NUCEF内で発生する気体廃棄物は、フィルタ装置によって、十分に放射性気体廃棄物を処理して排出基準値以下の濃度で排気筒から排気する。また、液体及び固体の放射性廃棄物はそれらの性状に応じて、NUCEF内及び東海研究所内の放射性廃棄物処理施設で処理可能な物は処理を行った後、廃棄する。そのほかのものは本施設内で厳重かつ十分な維持・管理の下に貯蔵・保管を行う。本書は、これら放射性廃棄物の廃棄施設、設備の概要、設計条件、機器仕様等についてまとめたものである。

報告書

気象観測塔点検作業マニュアル

飛田 和則; 片桐 裕実; 叶野 豊; 今泉 謙二; 晴山 央一

PNC-TN8520 94-008, 37 Pages, 1994/09

PNC-TN8520-94-008.pdf:1.91MB

目的気象観測塔定期的作業手順等の標準化気象観測塔設備の定期点検実施にあたり、具体的な点検方法についてまとめたものである。気象観測塔設備として本マニュアルの対象範囲設備は以下のとおりである。1)気象観測塔本体2)気象観測機器3)スカイリフト4)航空障害燈5)電気関係1979年7月作成1988年6月第1回追加-改訂1994年9月第2回追加-改訂

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。

論文

Development of collective dose assessment codes for a spent nuclear fuel reprocessing plant in Japan

外川 織彦; 本間 俊充

Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management: RECOD91,Vol. 1, p.253 - 258, 1991/00

核燃料再処理施設の平常運転時に大気及び海洋へ放出される放射性核種による日本の集団線量を推定する計算手法を開発した。気体廃棄物評価のための2つの計算コードATRENO及びTERFOC-Nは、大気における核種の輸送・拡散、陸域生態圏における核種の移行及び集団線量を推定する。液体廃棄物評価のための計算コードシステムDSOCEANでは日本近海を分割したボックス間の核種の移行を考慮するボックスモデルを用いている。システムはそれぞれボックス間の海水交換率、核種の年間平均濃度、集団線量を推定する3つの連結された計算コードから成る。本報告では、各計算コードの特徴を記述し、モデルプラントへの適用例を示す。

論文

Collective dose assessment methodology for a spent nuclear fuel reprocessing plant

外川 織彦; 本間 俊充

Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities, p.351 - 360, 1991/00

核燃料再処理施設の平常運転時に大気及び海洋へ放出される放射性核種による集団線量を推定する計算手法を開発した。気体廃棄物評価のための2つの計算コードATRENO及びTERFOC-Nは、大気における核種の輸送・拡散、陸域生態圏における核種移行及び集団線量を推定する。液体廃棄物評価用の計算コードシステムDSOCEANは、日本近海を分割したボックス間での核種移行を考慮するボックスモデルを用いている。システムはボックス間の核種交換率、各ボックスの核種濃度、集団線量をそれぞれ推定する3つの連結された計算コードから成る。本コードシステムの性能を評価するため、日本の海岸におけるモデルサイトから放出される気体及び液体廃棄物による集団線量が試算された。重要な核種及び被曝経路が同定された。本報告では、各計算コードの特徴を記述し、システムの適用例を示す。

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。

論文

放射性廃棄物処理における化学

立川 圓造; 小林 義威; 室村 忠純; 荒殿 保幸

日本原子力学会誌, 23(3), p.154 - 164, 1981/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

放射性廃棄物の処理技術には、多くの化学的方法が利用されている。ここでは主に原子炉、再処理工場などの廃棄物を対象に、その処理法について化学的側面から解説を試みた。

論文

原子力船乗組員の被曝線量評価のための気象統計

今井 和彦; 茅野 政道

日本原子力学会誌, 23(12), p.939 - 944, 1981/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力船乗組員の放射性気体廃棄物による被曝線量評価の目的で、船に相対的な風向風速の統計を、日本近海航行の船舶から報告される観測値を用いて議論した。自然風に関する解析の結果、風速出現頻度にはパラメータPの値が3程度のガンマ分布が適合し、風向頻度は一様分布として扱えることがわかった。これらの分布を用い、船速Usと自然風の長期間平均風速の頻度分布を求め、被曝評価に必要な諸量を陸上炉に対する取扱いに準じた形で求めた。事故放出時の線量評価に用いる風速97%値U$$_{9}$$$$_{7}$$は、次のように評価すれば安全側の線量評価を与える。U$$_{9}$$$$_{7}$$=0.64Us(Us≧U) U$$_{9}$$$$_{7}$$=0.86U(Us$$<$$Uと停止時)

口頭

再処理施設およびRI施設における排気中$$^{14}$$Cモニタリング; 最適な酸化触媒の開発および比較評価

上野 有美; 中川 雅博; 佐藤 淳也; 岩井 保則

no journal, , 

日本原子力研究開発機構の再処理施設およびRI施設では放射性気体廃棄物中の炭素14($$^{14}$$C)を$$^{14}$$CO$$_{2}$$へ酸化し捕集するため、触媒を500$$^{circ}$$C$$sim$$600$$^{circ}$$Cに加熱して使用している。我々は、酸化触媒の加熱温度を低下させ、より安全な$$^{14}$$Cモニタリング手法を確立することを目的として、二酸化ケイ素(SiO$$_{2}$$)の表面に疎水化処理を施した疎水性パラジウム二酸化ケイ素(Pd/SiO$$_{2}$$)触媒を新たに開発した。その酸化性能についてCuO触媒, 白金アルミナ(Pt/Al$$_{2}$$O$$_{3}$$)触媒, パラジウム二酸化ジルコニウム(Pd/ZrO$$_{2}$$)触媒および親水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒と比較を行った。その結果、疎水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒の酸化性能が最も優れていることが確認できた。現在使用している触媒を疎水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒に変更することで、管理区域内で使用する加熱炉の温度を500$$^{circ}$$C$$sim$$600$$^{circ}$$Cから300$$^{circ}$$Cへ低下させることができ、モニタリングの安全性を向上させることが可能となった。

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