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論文

最先端の研究開発,日本原子力研究開発機構,6; 廃止措置と廃棄物の処理処分を目指して,1; 低レベル放射性廃棄物の処理処分とウラン鉱山閉山措置に関する技術開発

辻 智之; 杉杖 典岳; 佐藤 史紀; 松島 怜達; 片岡 頌治; 岡田 翔太; 佐々木 紀樹; 井上 準也

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 62(11), p.658 - 663, 2020/11

日本原子力研究開発機構ではバックエンド関連の研究・技術開発として、原子力施設の廃止措置や安全で環境負荷低減につながる低レベル放射性廃棄物の処理処分技術開発と、地層処分の基盤的研究開発を進めてきた。これらバックエンドに関する原子力機構の研究・技術開発のうち、原子力施設の廃止措置や低レベル放射性廃棄物の処理処分技術開発の最前線を紹介する。

論文

Clearance measurement for general steel waste

横山 薫; 大橋 裕介

Annals of Nuclear Energy, 141, p.107299_1 - 107299_5, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

原子力施設の廃止措置および解体中に、大量の一般鋼廃棄物が発生する。解体プロセスで発生する放射能がクリアランスレベルを下回る非常に汚染度の低い放射性廃棄物は、一般的な用途に再利用できる。ウラン廃棄物でのクリアランス測定システムの実現可能性を検討した。鋼材(アングル, チャンネル, 配管, 角管, 切断した配管)を測定する場合、ウラン1gで実施したウラン量定量での相対誤差は30%以内であった。

論文

クリアランスの現状と課題,3; 物品搬出ガイドラインとクリアランス

橋本 周

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 61(7), p.525 - 528, 2019/07

管理区域で使用した物品について、法令に基づく管理基準への適合を確認する表面汚染測定の後に一般区域へ搬出することができる。この管理基準は1960年代から事実上同じ数値が使われている。この手順は、規制対象について一定の条件を満足することを確認したうえで管理対象から外す手法として運用されており、クリアランスの考え方にきわめて近いと考えられる。日本保健物理学会放射線防護標準化委員会では、「計画被ばく状況における汚染した物の搬出のためのガイドライン」を2016年に制定し、管理区域からの物の搬出に関する放射線防護上の考え方を整理した。そこでは、現行の物品搬出管理基準については、クリアランス規準の考え方と比較しても、見劣りのしない放射線防護レベルの管理基準であることが示された。

報告書

バックエンド技術部年報(2015年度)

バックエンド技術部

JAEA-Review 2016-029, 90 Pages, 2017/02

JAEA-Review-2016-029.pdf:8.54MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所バックエンド技術部における2015年度(2015年4月1日から2016年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。

報告書

バックエンド技術部年報(2014年度)

バックエンド技術部

JAEA-Review 2015-036, 87 Pages, 2016/03

JAEA-Review-2015-036.pdf:4.02MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構東海研究開発センター原子力科学研究所バックエンド技術部における2014年度(2014年4月1日から2015年3月31日まで)の活動をまとめたもので、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究の概要を取りまとめた。

報告書

バックエンド技術部年報(2013年度)

バックエンド技術部

JAEA-Review 2015-004, 90 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2015-004.pdf:17.29MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構東海研究開発センター原子力科学研究所バックエンド技術部における2013年度(2013年4月1日から2014年3月31日まで)の活動をまとめたもので、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究の概要をとりまとめた。

論文

IAEA及び国内機関におけるクリアランスの最近の検討状況

大越 実

デコミッショニング技報, (31), p.32 - 44, 2005/03

国際原子力機関(IAEA)は、2004年に、規制除外,規制免除及びクリアランスの概念の適用に関する安全指針(RS-G-1.7)を出版した。IAEAは、本安全指針において、クリアランスに適用可能な放射能濃度値を提案した。原子力安全委員会は、本安全指針の出版を受けて、これまでにとりまとめたクリアランスレベルについて、RS-G-1.7等に示された新たな技術的知見等を取り入れて再評価を実施した。また、行政庁においては、原子力安全委員会のクリアランスにかかわる検討結果をもとに、制度化に向けた検討を進めている。さらに、日本原子力学会は、原子力事業者が実施すべきクリアランスレベルの検認に関する技術的な事項を検討し、規格としてとりまとめつつある。本稿においては、これら諸機関の検討状況の概要を述べるとともに、クリアランスの定着に向けた検討課題とその解決に向けた基本的な考え方について述べる。

報告書

RI・研究所等廃棄物のクリアランスレベル確認のための非破壊$$gamma$$線測定要素技術の開発

堤 正博; 大石 哲也*; 山外 功太郎; 吉田 真

JAERI-Research 2004-021, 43 Pages, 2004/12

JAERI-Research-2004-021.pdf:8.55MB

微弱放射線モニタリング技術の開発の一環として、RI・研究所等廃棄物に対するクリアランス確認測定システムの設計及び開発を行った。本研究では、非破壊$$gamma$$線測定技術を高度化することにより、200リットルドラム缶やコンテナ中に含まれる放射性核種を定量することをねらった。しかしながら、RI使用施設や研究所から発生する廃棄物では、原子炉施設からの廃棄物とは異なり、多種多様な核種が対象となる,また核種の存在比も一定ではない,偏在した放射能分布を想定しなければならないなど、解決すべき課題が多い。これらに対処するために、それぞれの課題ごとに機能向上を図った、3つの$$gamma$$線測定装置(ユニット)を開発した。開発した測定ユニットは、(1)核種同定型検出ユニット,(2)位置情報型検出ユニット,(3)高効率型検出ユニットである。本報告書では、クリアランスレベル確認測定に向けた全体の設計方針及び開発した個々の$$gamma$$線測定ユニットの設計とその性能について考察する。

論文

欧州委員会(EC)におけるクリアランスレベルの検討状況

大越 実

デコミッショニング技報, (26), p.2 - 12, 2002/11

1996年にIAEAによって提案されたクリアランスの概念は、原子力施設の廃止措置等に伴って発生する極めて放射能レベルの低い固体状物質の管理に当たって非常に有用である。このため、欧州委員会(EC)は、RP 89において金属に対するクリアランスレベルを、また、RP 113において建物及びコンクリート片に対するクリアランスレベルを提案している。ECは、さらに、RP 122において全ての固体状物質に適用可能な一般クリアランスレベルを提案している。これらの提案されているクリアランスレベルと原子力安全委員会の提案しているクリアランスレベルを比較した結果、その相違は小さかった。Fe-55が最も相違が大きく、ECのクリアランスレベルは原子力安全委員会の提案値の約5分の1であった。その相違理由は、ECがコンクリート片を幼児が直接摂取するという経路を評価し、その摂取量に安全側の値を使用していることにあった。

論文

放射性廃棄物削減へ向けた研究の現状

飛田 健次; 日渡 良爾*

プラズマ・核融合学会誌, 78(11), p.1179 - 1185, 2002/11

廃棄物削減の観点から、核融合プラント廃棄物管理について概説する。核融合廃棄物は廃炉後50年で大部分がクリアランス廃棄物になり、法令に基づく管理から除外され産業廃棄物として扱える見通しが得られている。この時点では数千トンあまりが低レベル放射性廃棄物として残るが、廃炉後100年以内にはこれらの表面線量率が十分下がることから、核融合廃棄物のほとんどすべてがリサイクル可能と考えられている。このように、最近の研究の多くは、核融合システムにおいて構成材料物質のクローズドシステムを構築できる可能性があることを示唆している。物質循環の構築へ向けた研究の方向性及び開発課題をまとめた。

報告書

Study for reducing radioactive solid waste at ITER decommissioning period

佐藤 真一*; 荒木 政則; 大森 順次*; 大野 勇*; 佐藤 聡; 山内 通則*; 西谷 健夫

JAERI-Tech 2002-083, 126 Pages, 2002/10

JAERI-Tech-2002-083.pdf:4.07MB

ITERの主要な目標の1つとして、魅力ある安全性及び環境適合性を実証することが上げられる。このためには、解体期における放射性物質及び廃棄物を確固たる規制のもと、慎重に取り扱うことが重要である。ITER調整技術活動の一環として、日本参加チームはITERの基本設計及び主要な機器構造を保ちつつ、最小限の機器材料を変更することにより、さらなる放射化レベルの低減に向けた検討を実施した。本提案に基づく放射化レベル及び放射性廃棄物量の再評価は、より良い環境への受容性をもたらすものと考える。

論文

国内外におけるクリアランスレベルの検討状況とその諸課題について

大越 実

保健物理, 37(3), p.197 - 207, 2002/09

クリアランスは、原子力施設の廃止措置等に伴って発生する放射能レベルの低い廃棄物等を管理するために有効な概念であり、1996年にIAEAによって導入された。原子力安全委員会は、原子炉施設から発生する固体状物質を対象にクリアランスレベルを算出し、1999年と2001年に報告書をとりまとめた。また、ECも、金属,コンクリート,建物及びその他の固体状物質をクリアランスするための指針を作成した。IAEA及び米国NRCは、現在クリアランスレベルの検討を行っているところである。本解説では、国内外におけるクリアランスレベルの検討状況について述べるとともに、クリアランスの概念を理解するための情報及び関連する検討課題について述べる。

論文

Design of an anti-compton spectrometer for low-level radioactive wastes using Monte Carlo techniques

堤 正博; 大石 哲也; 木内 伸幸; 坂本 隆一; 吉田 真

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(9), p.957 - 963, 2002/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:24.34(Nuclear Science & Technology)

低レベルのRI・研究所廃棄物からの微弱な$$gamma$$線を計測するために、2$$pi$$ジオメトリーにコンプトン抑制を配したアンチコンプトンスペクトロメーターを設計した。対象とする試料は重くて大きいために、計測システムは試料側に対して前面開放型となる。本報告では、コンプトン抑制及び自然放射性核種に起源するバックグラウンド成分の低減に関する本システムの特性や特徴について、モンテカルロシミュレーションにより評価した。その結果、アンチコンプトン手法は高エネルギー$$gamma$$線によるバックグラウンドの抑制だけでなく、周囲のバックグラウンド自然放射線の低減に極めて有効な手段であることがわかった。

報告書

クリアランスレベル設定のための確率論的解析コードシステム; PASCLRユーザーズマニュアル

高橋 知之*; 武田 聖司; 木村 英雄

JAERI-Data/Code 2000-041, 108 Pages, 2001/01

JAERI-Data-Code-2000-041.pdf:4.86MB

原子炉施設等から発生する放射性廃棄物のうち、放射性核種濃度が極めて低いために、それに起因する線量が自然界の放射線レベルに比較して十分に小さく、人の健康へのリスクが無視できるものであれば、当該物質を放射性物質としての規制管理からはずすことが考えられている。この行為をクリアランスといい、その核種濃度をクリアランスレベルという。原子力安全委員会のクリアランスレベル導出にあたっては、パラメータ値に平均的な値あるいは保守的な値に対する決定論的手法が用いられた。また、決定論的手法により導出されたクリアランスレベルの妥当性を確認するため、あわせて確率論的解析を実施した。この解析を行うため、モンテカルロ法による確率論的解析コードシステムPASCLRを開発した。本報告書は、PASCLRコードの構成及び使用法について記述したものである。

報告書

非干渉制御法を用いたJT-60プラズマの平衡配位制御(臨界プラズマ試験装置設計報告・136)

芳野 隆治; 二宮 博正; 関 省吾; 菊池 満; 吉田 英俊; 細金 延幸; 辻 俊二

JAERI-M 84-120, 26 Pages, 1984/06

JAERI-M-84-120.pdf:0.61MB

JT-60ではプラズマの水平位置及び形状制御の為に垂直磁場コイル、四重極磁場コイル、時期リミタコイルの各電流を持つが、これらを独立に制御するとプラズマ位置(最外殻磁気面の中心位置)、固定リミタと最外殻磁気面の間のクリアランス、及びダイバータ板上でのセパラトクリクスライン位置の間で相互干渉を抑制する一手法として、非干渉制御法を提案し、それがJT-60磁気リミタプラズマ平行配位の制御に対して有効であることを示している。例えば、他の制御量への干渉を起こすことなくダイバータ板上にて、セパラトリクスラインを+-4cmスイングすることが出来る。又、非干渉制御法が、プラズマの水平位置の制御特性を向上させる上でも有効であることを示している。

報告書

Pipe Rupture Test Results; 6 inch Pipe Whip Test Under BWR LOCA Conditions -Overhang Length Parameter

栗原 良一; 矢野 歳和; 植田 脩三; 磯崎 敏邦; 宮崎 則幸; 加藤 六郎; 宮園 昭八郎

JAERI-M 83-020, 44 Pages, 1983/02

JAERI-M-83-020.pdf:1.7MB

軽水炉一次冷却系配管の瞬時破断に対する健全性を実証するために、日本原子力研究所では一連の配管破断試験が実施されている。本報は昭和56年8月に実施したBWR・LOCA条件(285$$^{circ}$$C、6.8MPa)の6インチ口径パイプホイップ試験(RUN5605、5606)の結果をまとめたものである。配管試験体はSUS304ステンレス鋼製6B、sch80の配管から製作した。レストレントはSUS304ステンレス鋼製16mm径を2本使用し、クリアランスを100mmで一定にして、オーバーハング長さを300mmと700mmに変えた。試験から次の結果を得た。(1)オーバーハング長さを300mmにした場合、配管試験体およびレストレントの変形は有効に抑制される。(2)配管先端の速度は破断直後約30m/secであり、レストレント設置点の配管の速度は破断直後約4m/secになる。(3)4インチ口径パイプホイップ試験結果と比較して、レストレント反力は約2倍になる。

論文

BWR・LOCA条件下の4インチ口径パイプホイップ試験;配管とレストレントとのクリアランスの影響

植田 脩三; 栗原 良一; 磯崎 敏邦; 宮崎 則幸; 加藤 六郎; 宮園 昭八郎; 斎藤 和男*

日本原子力学会誌, 25(5), p.383 - 393, 1983/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:22.86(Nuclear Science & Technology)

本報はBWR型原子力発電プラントの一次冷却系配管の瞬時破断時のパイプホイップ挙動を明らかにし、それを抑止するためのレストレントの挙動に関するモデル試験結果をまとめたものである。試験配管口径は4インチであり、SUS304ステンレス鋼製である。4本のU型SUS304ステンレス製レストレントを用いた。レストレントの試験配管先端からの設置位置を400mm一定とし、クリアランスを30,50,100mmと変えて試験を実施した。すべての試験においてレストレントは配管のホイップ運動を有効に止めたが、レストレントは4本均一に働くのではなく破断口側の1本が最も良く働くことが判明した。試験配管のレストレント設置点近傍には配管としレストレントとの衝突による塑性ひずみのピークが生じた。汎用有限要素法計算コードADINAを用いたホイップとレストレントの挙動に関する計算結果と試験結果が比較され設計に応用可能な見通しを得た。

論文

BWR・LOCA条件下の4インチ口径パイプホイップ試験; オーバーハング長さの効果

栗原 良一; 植田 脩三; 磯崎 敏邦; 宮崎 則幸; 加藤 六郎; 斉藤 和男*; 宮園 昭八郎

日本原子力学会誌, 25(3), p.207 - 216, 1983/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

原子炉一次冷却系配管が瞬時に周方向ギロチン破断した場合を想定して、パイプホイップ試験およびジェット放出試験が日本原子力研究所において実施されている。本報は1979年から1981年にかけて実施したBWR・LOCA条件下における4インチ口径パイプホイップ試験結果(RUN 5407,5501,5504,5603)についてまとめたものである。試験圧力は6.8MPaであり、試験温度は285$$^{circ}$$Cであった。この一連の試験においてクリアランスは100mmで一定とし、オーバーハング長さをそれぞれ250mm、400mm、550mm、および1000mmに変えて行なった。試験の目的はパイプホイップ挙動に対するオーバーハング長さの効果を調べることである。試験結果から配管およびレストレントの変形を抑制するためにはオーバーハング長さを短くするのが望ましいことがわかった。また、あるオーバーハング長さ以上で配管は塑性崩壊する結果を得た。

論文

Experimental studies of 4-inch pipe whip test under BWR LOCA conditions

栗原 良一; 植田 脩三; 磯崎 敏邦; 宮崎 則幸; 矢野 歳和; 加藤 六郎; 宮園 昭八郎

Nucl.Eng.Des., 76(1), p.23 - 33, 1983/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:65.47(Nuclear Science & Technology)

原子炉一次冷却系配管が瞬時にギロチン破断した場合を想定して、パイプホイップ試験およびジェット放出試験が日本原子力研究所において実施されている。本報は1979年から1981年にかけて実施したBWR・LOCA条件下における4インチ口径パイプホイップ試験結果についてまとめたものである。試験圧力は6.8MPaであり、試験温度は285$$^{circ}$$Cであった。この一連の試験においてクリアランスは100mmで一定とし、オーバーハング長さをそれぞれ250,400,550および1000mmに変えた。この試験の主な目的はパイプホイップ挙動に対するオーバーハング長さの効果を調べることである。試験結果からオーバーハング長さが短いほど、配管およびレストレントの変形が抑えられることが明らかになった。またオーバーハング長さを1000mmにすると、配管はレストレント設置点の近くで塑性破壊する結果を得た。

報告書

Pipe Rupture Test Results; 4 inch Pipe Whip Test Under BWROperating Conditions - Overhang Length Parameter Test

栗原 良一; 植田 脩三; 磯崎 敏邦; 宮崎 則幸; 加藤 六郎; 斎藤 和男*; 宮園 昭八郎

JAERI-M 82-022, 68 Pages, 1982/03

JAERI-M-82-022.pdf:3.6MB

日本原子力研究所では原子炉の一次冷却系配管が周方向に瞬時破断した場合を想定してパイプホイップ試験とジェット放出試験が実施されている。本報は1979年から1981年までに実施したBWR条件4インチ口径パイプホイップ試験(RUN 5407,5501,5504,5603)の結果をまとめたものである。試験圧力は6.8MPa、試験温度は285$$^{circ}$$Cである。これらの試験でクリアランスは100mm一定とし、オーバーハング長さはそれぞれ250mm,400mm,550mm,および1000mmに変えた。試験の主な目的はパイプホイップ挙動におけるオーバーハング長さの影響を調べることである。試験結果からオーバーハング長さが短いほど配管およびレストレントの変形をより小さくすることが判明した。

報告書

Preliminary Analysis for Pipe Whip Test; RUN No.5319

宮崎 則幸; 斎藤 和男*

JAERI-M 8487, 34 Pages, 1979/10

JAERI-M-8487.pdf:0.9MB

1978年10月~11月にかけて行われた配管破断試験の予備試験ではレストレントを取り付けた2B、sch-80の曲管状試験体を用いて試験圧力40Kg/cm$$^{2}$$a、飽和水条件のパイプホイップ試験を実施した。この予備試験に先立ってADINAプログラムを用いて予備解析を行った。予備試験においてはクリアランスは固定であるが、オーバハング長さは任意に選ぶことが可能であったので、オーバハング長さをパラメータにとった計算を行った。さらに解析モデルでベンドを入れた場合の計算を行いその結果を比較することにより、ベンドの質量の効果が結果にどのような影響を及ぼすかも調べた。この解析結果より、配管とレストレントとの相互作用を見るという目的意識をもって予備試験を実施するならば、予備試験計画段階および機器設計段階で予定していたオーバハング長さ=500mmという値は大きすぎることが判明した。

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