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論文

放射線(能)の単位

高橋 史明

原子力のいまと明日, p.109 - 111, 2019/03

日本原子力学会では、一般向けの解説として、「原子力のいまと明日-東京電力福島第一原子力発電所事故の経験から」の出版を企図した。この解説書では、原子力発電所の概要、東京電力福島第一原子力発電所事故やその後の対応等とともに、放射線の基礎知識や利用についても解説を与える。本稿では、放射線計測や防護で用いられる単位として、基本となる吸収線量などの物理量、放射線防護の目的で用いられる防護量及び計測のために定義される実用量を解説する。また、放射線作業環境で実測され、内部被ばく防護の基本となる放射能の単位についても説明する。さらに放射線管理の現場で有用な単位として、放射能と線量を関係づける線量率定数を紹介する。

論文

高レベル放射性廃棄物の管理方策の選択に関する意思決定プロセス; スイスと英国を例として

大澤 英昭; 広瀬 幸雄*; 大沼 進*; 大友 章司*

社会安全学研究, 9, p.145 - 160, 2019/03

スイスと英国を事例に、高レベル放射性廃棄物の管理方策に関する意思決定プロアセスを、文献レビューに基づき比較した。その結果は、全体の流れは共通しており、評価基準と方法の決定、HLW管理方策のオプションの評価、オプションの選定の流れで行われていることを示している。管理方策の比較の基準は、安全性、世代間公正性が重要であるとされた。また、世代間公正に関しては、現在の世代ができる限り早急にできることをする責任があるという点を重視する立場「今取り組む」と、将来の世代に自らの選択をさせる自由を与える、すなわち将来世代が責任(選択の権利)を取れるように情報と補償を提供する義務が現世代側にあるとする立場「後まで置いておく」とが共通のトレードオフになっていた。これらトレードオフになっている2つの価値観を考慮して熟議することにより、地層処分を忌避する価値観が緩和され、結果的に回収可能性を考慮した地層処分概念が選択された。

論文

「地域保障措置」の設立に係る要素の考察

北出 雄大; 玉井 広史; 田崎 真樹子; 清水 亮; 木村 隆志; 中西 宏晃; 須田 一則

日本核物質管理学会第39回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2018/11

「地域保障措置」は既存のIAEA保障措置を強化する手段の1つと考えられ、2000年以降のNPT運用検討会議ではその重要性に言及し、また2011年以降のNSGガイドラインは原子力資機材受領国に対する保障措置の条件として「地域保障措置」も掲げている。本研究は、代表的な「地域保障措置」として機能しているEURATOM及びABACCの事例に基づき、「地域保障措置」の設立に係る要素について検討する。

論文

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA技術の開発,1; 次世代型DDA装置の性能評価

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 古高 和禎; 藤 暢輔

日本核物質管理学会第38回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2018/04

原子力機構では、欧州委員会共同研究センターと共同で核不拡散、核セキュリティ用非破壊測定技術の開発に取り組んでおり、従来の技術では測定が難しい核変換用MA-Pu燃料等の高線量核物質や共存物質が多い難測定核物質を測定する技術の確立を目指している。その技術開発において、核分裂性核物質の定量が可能な次世代型アクティブ中性子ダイアウェイ時間差分析(DDA)部と元素分析が可能な即発$$gamma$$線分析(PGA)部を組み合わせた、小型DT中性子源を用いるアクティブ中性子統合非破壊測定試験装置"Active-N"を新たに設計、開発した。現在、製作したDDA部の基本性能を評価するために微量のPu酸化物試料を封入したバイアル瓶を用いて測定試験を実施している。本報では、その試験結果をモンテカルロシミュレーション(MCNP)結果と比較して報告する。

報告書

地下水管理技術の開発; 報告書

弥富 洋介; 見掛 信一郎; 松井 裕哉

JAEA-Review 2018-004, 42 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2018-004.pdf:4.71MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターの瑞浪超深地層研究所(以下、研究所)では、研究所の研究坑道内に湧出した地下水(湧水)には天然の状態でふっ素, ほう素が含まれており、地上の排水処理設備において放流先河川の環境基準が達成できるようにこれらを除去した後に河川に放流している。また、近年、公共工事において自然由来の重金属等を含む土壌や湧水が発生し、その対策が求められている。このため、排水処理も含めた地下水管理技術は、大規模地下施設の建設や維持管理におけるコスト低減の観点で重要な課題の一つである。このため、「地下水管理技術の開発」として、排水処理等に関する最新の技術的知見を調査し、研究所の湧水処理への適用可能性について考察するとともに、自然由来の地下水汚染や土壌汚染の対策事例を取りまとめた。その結果、環境基準まで除去可能な処理技術は、ふっ素は吸着法や共沈法、ほう素は吸着法であることを確認した。しかし、研究所の湧水は天然の地下水を主体としているものの、掘削工事による浮遊状粒子物質(SS)の発生や坑道安定化のためにセメントを使用しているとともに、地下水中のふっ素とほう素の濃度の違いにより除去率が異なる等、一般的な工業排水等の処理と異なる点があるため、研究所の現行の湧水処理方法である、前工程として凝集沈殿処理によるふっ素及びSSの除去やpH調整後に、ほう素を吸着法により除去する方法は適切であると判断された。

報告書

超深地層研究所計画における地下水の地球化学に関する調査研究; 瑞浪層群・土岐花崗岩の地下水の地球化学特性データ集(2016年度)

渡辺 勇輔; 林田 一貴; 加藤 利弘; 久保田 満; 青才 大介*; 熊本 義治*; 岩月 輝希

JAEA-Data/Code 2018-002, 108 Pages, 2018/03

JAEA-Data-Code-2018-002.pdf:6.53MB

日本原子力研究開発機構は岐阜県瑞浪市で進めている超深地層研究所計画において、研究坑道の掘削・維持管理が周辺の地下水の地球化学特性に与える影響の把握を目的とした調査研究を行っている。本データ集は、超深地層研究所計画において、2016年度に実施した地下水の採水調査によって得られた地球化学データ及び2014年度から2016年度の間に得られた微生物データを取りまとめたものである。データの追跡性を確保するため、試料採取場所、試料採取時間、採取方法及び分析方法などを示し、あわせてデータの品質管理方法について示した。

報告書

沿岸部海底下地質環境調査に係わる知識集約のためのシステム管理

高橋 忠男*; 佐藤 稔紀; 桝永 幸介

JAEA-Review 2017-030, 60 Pages, 2018/01

JAEA-Review-2017-030.pdf:4.32MB

地質環境に係わるデータ、モデルおよび解析結果などの情報量は膨大であり、それらを統合的に管理する方法が必要である。平成27年度から開始された、経済産業省委託事業 地層処分技術調査等事業(沿岸部処分システム高度化開発)においては、地質環境に係わるデータ、モデルおよび解析結果などの情報を取り扱う。本件は、沿岸部の地質環境の情報整備にあたり、膨大な情報量を整理し、関係機関が有する情報や情報管理システムについて関係機関で共有することを目的とし、既存のデータベースなどのシステムについて現状を整理するとともに、情報の一元的管理の方策についての構築を行った。

報告書

平成27年度研究炉加速器管理部年報; JRR-3, JRR-4, NSRR, タンデム加速器及びRI製造棟の運転、利用及び技術開発

研究炉加速器管理部

JAEA-Review 2017-027, 142 Pages, 2018/01

JAEA-Review-2017-027.pdf:5.75MB

研究炉加速器管理部は、JRR-3, JRR-4, NSRRの研究炉, タンデム加速器及びRI製造棟を運転管理し、それらを利用に供するととともに関連する技術開発を行っている。本年次報告書は平成27年度に研究炉加速器管理部において実施した業務活動をまとめたものである。

論文

IAEA低濃縮ウランバンク; 国際管理構想の実現に向けて

玉井 広史; 田崎 真樹子; 須田 一則

日本原子力学会誌, 60(1), p.25 - 29, 2018/01

IAEAが低濃縮ウランの貯蔵・供給を管理する構想が実現の運びとなった。このIAEA低濃縮ウランバンクは、機微技術の拡散に加え今世紀に入ってテロリストによる悪用の懸念の増大を受け、核燃料の供給保証によって濃縮・再処理に係る技術開発のインセンティブを下げることを目指した様々な構想の一つであり、IAEAの場における議論を通じて核燃料供給及びバンクサイトの要件が規定され、2018年には正式に運用を開始する予定である。本構想の経緯、意義、今後の動向を紹介する。

論文

廃棄物ドラム缶のウラン量を短時間で精度良く定量できる革新的アクティブ中性子非破壊測定技術; 高速中性子直接問いかけ法の実用化

大図 章; 米田 政夫; 呉田 昌俊; 中塚 嘉明; 中島 伸一

日本原子力学会誌, 59(12), p.700 - 704, 2017/12

ウラン廃棄物ドラム缶内のウラン量を定量する従来の非破壊測定法では、内容物の種類やウランの偏在に起因する測定誤差の大きさが問題となるケースや、さらに長時間の測定時間が必要となる測定上の問題がある。このような問題を解決する高速中性子直接問いかけ法というアクティブ中性子非破壊測定法を開発し、実廃棄物ドラム缶のウラン定量に実用化することができた。本報では、本測定法を概説するとともに今後の展望について解説する。

論文

Thermal management of heat resistant FBG sensing for high temperature industrial plants

西村 昭彦; 竹仲 佑介*; 古澤 彰憲; 鳥本 和弘; 上田 雅司; 福田 直晃*; 平尾 一之*

E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 9(2), p.52 - 59, 2017/08

超短パルスレーザーによる点描加工を用いて耐熱FBGセンサを製作した。このFBGセンサは高温の産業プラントの熱管理に最適のセンサである。ここでは金属モールドの内部に耐熱FBGセンサを埋め込み、ナトリウム循環配管に設置した。配管にはナノサイズ銀粒子による接着を行った。ナトリウム循環配管はナトリウム取扱い技術高度化のための実証施設である。この施設では500度を超える高温ナトリウムを毎秒5メートルの流速で循環させることが可能である。耐熱FBGセンサは配管エルボに設置され、熱膨張を明確に検出できた。さらに、急激な冷却過程では配管の収縮過程を解明することができた。我々は、耐熱FBGセンサを用いることで高温産業プラントに対して先進的な遠隔からの熱管理が可能であることを提案する。

論文

Prospective features for integration of nuclear forensics capability in national framework

玉井 広史; 大久保 綾子; 木村 祥紀; 篠原 伸夫; 田崎 真樹子; 清水 亮; 須田 一則; 富川 裕文

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 6 Pages, 2017/07

核鑑識は、不法に使用された核物質等の試料を分析・照合し、その起源、経路等を解明して犯罪者等の摘発に資する技術的手段であり、警察・司法組織との緊密な連携が必須である。このための国内体制の整備がIAEAをはじめ国際的な協力のもとで進められており、各国の実情に応じた技術的な対応能力の強化・推進の方策に関する考察及び地域協力の在り方に関する検討結果を報告する。

論文

高速炉の高サイクル熱疲労解析評価における実機評価までを含むVVUQ実施手順「V2UP」の整備; 品質マネジメントの実装に関する検討

田中 正暁

計算工学講演会論文集(CD-ROM), 22, 4 Pages, 2017/05

ナトリウム冷却高速炉における重要な評価課題の一つである高サイクル熱疲労現象に対する数値解析評価手法の整備およびそれによる実機評価では、不確かさ評価を含むV&Vの実施が重要となる。そのため、原子力学会で策定されたモデルV&Vに関するガイドラインに準拠した実機評価までを含むVVUQ実施手順「V2UP」を整備しており、整備課題の一つである品質マネジメントの実装について、日本計算工学会標準「工学シミュレーションの標準手順」を基づいて検討した結果について報告する。

報告書

原子力における水素安全対策高度化ハンドブック(第1版)

日野 竜太郎; 竹上 弘彰; 山崎 幸恵; 小川 徹

JAEA-Review 2016-038, 294 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2016-038.pdf:11.08MB

福島第一原子力発電所事故後に、シビアアクシデント時の水素対策は、我が国において大きな技術的課題として認識されるにいたった。しかし、原子力技術者と燃焼・爆発の専門家との間で共通の知識基盤を形成し、将来の原子力安全を確保、向上させていく努力は始まったばかりである。そのような活動の一つとして、「原子力における水素安全対策高度化ハンドブック」を、資源エネルギー庁受託事業「水素安全対策高度化」の一環として作成した。本ハンドブックでは以下を目指した:(1)原子力の技術者が理解しておくべき水素安全技術の先端を示す、(2)原子力技術者に協力すべき燃焼、爆発専門家向けに、原子力における水素安全の要点が示されているものとする、(3)事故後廃棄物管理までを視野に入れて、放射線分解水素に関する情報を拡充する、(4)過酷事故解析等の特定・狭義の専門家を対象にするものではなく、高度な解析式なしに迅速に図表で判断を助けるものとする、(5)解析技術者にも役立つように、詳細なデータベースの所在や、最新の解析ツールのオーバービューを添える。

論文

核鑑識の対応体制に求められる技術・制度的要件

玉井 広史; 大久保 綾子; 木村 祥紀; 小鍛治 理紗; 篠原 伸夫; 富川 裕文

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 8 Pages, 2017/02

核物質等の不法な移転に対する取組である核鑑識能力の構築が国際的な協力の下で進められているが、核鑑識を効果的に機能させるために、押収した核物質等の分析を行う技術開発と並行して、事象に対する初動から裁判に至るまでの総合的な対応体制の整備が各国に求められている。これは、事象現場での試料収集、ラボにおける分析、試料の保管、その後の捜査、裁判等の手続きにおいて、Chain of Custody(管理の連鎖)と呼ばれる厳正な証拠保全を確実に行うためのもので、関係機関の緊密な連係・情報共有が必須である。IAEAは実施手引きを発行して核鑑識の行動計画のモデルを示し各国の制度整備等の支援に努めている。核鑑識の国内対応体制の整備が進んでいる欧米諸国は、自国における強化と合わせ国際的な連係・協力のもとで各国の技術力の向上、意識の醸成を図っている。これらの動向について実例を挙げて紹介し、将来的に望まれる技術・制度について考察を行う。

論文

Irradiation test of semiconductors components on the shelf for nuclear robots based on Fukushima Accidents

川妻 伸二; 中井 宏二; 鈴木 義晴; 加瀬 健

QST-M-2; QST Takasaki Annual Report 2015, P. 81, 2016/12

原子力施設の緊急時対応や廃止措置のためのロボットに使用される市販半導体素子の耐放射線性を評価した。福島第一原子力発電所事故の直後、市販半導体の耐放射線性評価と管理方法に関するガイドラインの作成が試みられた。その際に用いられたデータは、高放射線量かつ高汚染環境下で使用される力フィードバック型サーボマニピュレータ開発の一環として開発された古いデータベースであった。耐放射線性はかなり保守的に評価された。その理由は、主としてシリコンを母材とする古い半導体のデータであったためである。現在、ガリウム・ヒ素を簿在とする半導体が主流になりつつあり、耐放射線性もより高いと期待される。そのため、現在、市販されている半導体の照射試験を行い、耐放射線性の評価を行った。

論文

高速中性子直接問いかけ法による実廃棄物ドラム缶のウラン量非破壊測定システムの実用化研究

大図 章; 米田 政夫; 呉田 昌俊; 在間 直樹; 中塚 嘉明; 中島 伸一

日本原子力学会和文論文誌, 15(2), p.115 - 127, 2016/06

実廃棄物ドラム缶に含まれるウラン量を少ない誤差で非破壊測定する技術の実用化を目的に、高速中性子直接問いかけ法による測定装置を設計、開発した。本法は、ドラム缶に照射した14MeVの高速中性子に起因する熱中性子とドラム缶内のウランとの核反応により発生する核分裂中性子を測定して、ドラム缶に含まれるウラン($$^{235}$$U)量を位置感度差を低く抑えて測定可能とするものである。ウランサンプルを用いた基本特性試験では、約10g以上の天然ウランを$$pm$$20%以内の誤差で測定できること、及びウラン量の増加に対して発生する核分裂中性子数が比例して増加することを実証した。また、実廃棄物ドラム缶を用いた試験では、新しく開発した核物質量の導出法による補正値を用いることによりウラン量を迅速に推定することができた。本報では、本法の測定原理と核物質量の導出法、開発した装置、及び試験とシミュレーション結果に関して報告する。

報告書

大洗研究開発センター廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価

下村 祐介; 羽成 章*; 佐藤 勇*; 北村 了一

JAEA-Technology 2015-062, 47 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-062.pdf:1.85MB

廃棄物管理施設を規制するための新しい基準(新規制基準; 平成25年12月18日施行)を受けて、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターの廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価を行った。はじめに森林火災の延焼シナリオを想定し、現地調査、森林火災評価モデル等から、森林火災の強度を評価した。森林火災の強度の評価に用いたモデルは、Rothermelの拡大方程式及びCanadian Forest Fire Behavior Prediction (FBP) Systemである。輻射熱による施設への影響評価を行い、想定した森林火災に対する施設外壁の温度変化を試算した。施設外壁温度は最大160$$^{circ}$$C程度と評価され、一般にコンクリートの強度に影響がないとされている許容温度(200$$^{circ}$$C)には達しない事を明らかにした。さらに、防火帯突破確率を試算し、約20%程度であった。本報告書は、廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価を通して、新規制基準における森林火災に対する評価の一例を示すものである。

報告書

JT-60SAクエンチ保護回路の欧州による現地据付・調整試験と作業安全管理

山内 邦仁; 岡野 潤; 島田 勝弘; 大森 栄和; 寺門 恒久; 松川 誠; 小出 芳彦; 小林 和容; 池田 佳隆; 福本 雅弘; et al.

JAEA-Technology 2015-053, 36 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-053.pdf:8.33MB

JT-60SA計画は、日本の実施機関である原子力機構と欧州の実施機関であるFusion for Energy(F4E)が物納貢献により共同で進める国際事業である。欧州側では超伝導トロイダル磁場コイルの他、磁場コイル用電源の主要機器や極低温システム等を分担するが、F4Eの総括のもとで各国の指定研究機関が欧州のメーカーと契約し、その欧州のメーカーが那珂研での現地据付・調整試験までを行う。このため、原子力機構にとっては直接の契約がないにも係らず、欧州の作業員に対する作業管理や安全管理を行わなければならないという非常に難しい課題があった。本報告は、JT-60SA計画において、欧州の作業員による最初の那珂研での現地作業であるクエンチ保護回路の据付・調整試験を遂行するにあたって、欧州側との事前の密な交渉の結果として合意し、構築・実施した作業管理や安全管理の取組み、およびそれらをもとに完遂した欧州作業についてまとめたものである。これらの取組みの結果、欧州作業員によるクエンチ保護回路の現地据付調整作業を無事故で完遂させることができ、日欧双方にとって非常に大きな成果となった。

報告書

「ふげん」廃止措置プロジェクトにおける解体シナリオの最適化検討; 熱交換器等の解体撤去手順の予備評価

香田 有哉; 手塚 将志; 柳原 敏*

JAEA-Technology 2015-050, 74 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-050.pdf:3.43MB

廃止措置作業の遂行には、長期間の工期と多額の費用を伴うため、作業の安全性を担保することを前提に、作業の効率性も考慮した最適な作業手順を策定することが重要となる。このため、「ふげん」原子力発電所の設備・機器等の解体撤去工事における作業人工数や被ばく量等を管理指標とし、最適な作業手順を選択するための検討を進めている。本報告書では、原子炉冷却材浄化系の熱交換器等を対象とした複数の作業手順を対象に、それぞれの作業手順に応じた作業人工数や被ばく量等を評価するとともに、各評価項目に重み付けをすることにより最適なシナリオを選択する手法について検討した結果を報告する。

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