検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 79 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Development of evaluation method for aerosol particle deposition in a reactor building based on CFD

堀口 直樹; 宮原 直哉; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之; 逢坂 正彦

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

軽水炉の安全性向上に必要なシビアアクシデント時の現実的なソースターム評価に資するため、原子炉建屋内部構造物へのエアロゾル状核分裂生成物(FP)沈着量の評価手法を開発している。本稿では、本評価手法のベースとなるCFDツールを開発し、代表的な建屋及び流動条件を想定した予備解析によって性能を確認した結果について報告する。予備解析の結果、原子炉建屋内のエアロゾル粒子の挙動は流動場に大きく影響されることが分かり、熱流動の詳細な取り扱いが可能な本CFDツールの有効性を確認した。また、原子炉建屋の除染係数は4$$sim$$14となり、粒径増加に伴い除染係数も増加した。この傾向は、粒子の運動方程式から予測される傾向と整合することから、本CFDツールの有用性を確認した。

論文

Uranium waste engineering research at the Ningyo-Toge Environmental Engineering Center of JAEA

梅澤 克洋; 森本 靖之; 中山 卓也; 中桐 俊男

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 6 Pages, 2019/05

原子力機構人形峠環境技術センターは2016年12月に「ウランと環境研究プラットフォーム構想」を発表した。その一環として、われわれは、ウラン廃棄物工学研究を実施している。本研究の目的は、ウラン廃棄物の安全かつ合理的な処分に必要な処理技術を確立することである。具体的には、廃棄物中のウランや有害物質のインベントリを把握し、廃棄物中のそれらの濃度を、浅地中処分が可能な濃度に低減し、廃棄体の形態で処分する技術を開発することが必要である。廃棄物中のウランと有害物質の濃度を低減して処分するために、われわれは下記の課題に取り組んでいる。(1)ウランのインベントリ調査:ドラム缶中のウラン量や化学形態を調査している。(2)金属・コンクリート廃棄物の除染技術の開発:ウランで汚染された金属やコンクリートの除染方法を調査している。(3)有害物質の除去・無害化・固定化技術の開発:廃棄物中の有害物質の種類、量を調査している。また、有害物質の除去・無害化・固定化対策を調査している。(4)スラッジ類からのウラン除去技術の開発:多種類のスラッジに適用できる、スラッジからウランを除去する処理方法を検討している。(5)ウラン放射能測定技術:ウラン放射能測定の定量精度を向上させるとともに、測定時間を短縮化させる方法を調査、検討している。ウラン廃棄物工学研究の最終段階では、小規模フィールド試験及び埋設実証試験が計画されている。これらの試験の目的は、ウラン廃棄物の処分技術を実証することである。

報告書

燃料研究棟汚染事故における現場復旧作業報告

燃料研究棟汚染事故に関する現場復旧チーム

JAEA-Review 2019-001, 58 Pages, 2019/03

JAEA-Review-2019-001.pdf:10.74MB

2017年6月6日、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター(現在は大洗研究所という。)燃料研究棟の実験室(108号室)において、核燃料物質を収納したウラン・プルトニウム貯蔵容器を点検するためフード内で貯蔵容器の蓋を開封する作業を行なっていた際に、貯蔵容器内の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂し、ウランとプルトニウムの一部がフード外へ飛散して実験室内が汚染するとともに、点検作業に関わっていた作業員5名が内部被ばくする事故が発生した。事故発生後に組織された現場復旧チームは、事故直後から現場の汚染状況を把握するとともに、実験室内のグローブボックス等の設備機器を含め実験室の床, 壁, 天井等全域の除染を実施した。除染作業では、室内の設備機器の設置状況や汚染形態、汚染状況等を考慮し、手作業による拭き取り除染を実施するとともに、本手法にて除染できない狭窄部等についてはストリッパブルペイントによる剥離除染を併用することとした。その結果、浮遊性汚染については検出限界未満まで除染することができた。固着性汚染についてはストリッパブルペイントによる剥離除染後、養生等の措置を行った。本報告は、他の核燃料物質の取扱い施設、特にプルトニウム等の$$alpha$$放射性物質を取り扱う施設においても大いに参考となるものであり、今後の施設設備廃止に伴う除染作業の計画等に活用されることを期待する。

論文

7.2.3 環境修復実施に向けての準備

宮原 要; 川瀬 啓一

原子力のいまと明日, p.159 - 167, 2019/03

福島原子力発電所事故からの環境修復の準備のため実施された除染モデル実証事業で得られた知見について解説する。

論文

Modelling the effect of mechanical remediation on dose rates above radiocesium contaminated land

Malins, A.; 操上 広志; 北村 哲浩; 町田 昌彦

Remediation Measures for Radioactively Contaminated Areas, p.259 - 272, 2019/00

Mechanical strategies for remediating radiocesium contaminated soils, e.g. at farms, schoolyards, gardens or parks, lower air dose rates in one of two characteristic ways. The first is to physically remove radiocesium from the environment, for example by stripping topsoil and sending it for disposal. The second is to redistribute the radiocesium deeper within the ground, e.g. by mixing the topsoil or switching the positions of different soil layers, in order that soil attenuates radiocesium gamma rays before they reach the surface. The amount that air dose rates reduce because of remediation can be calculated using radiation transport methods. This chapter summarizes modelling results for the effect of topsoil removal (with and without recovering with a clean soil layer), topsoil mixing, and soil layer interchange on dose rates. Using measurements of the depth profile of $$^{134}$$Cs and $$^{137}$$Cs activity in soil at un-remediated sites across North East Japan, the potential effectiveness of remediation work was estimated considering remediation to different soil depths and different time lags after the accident. The results show that remediation performance would have been essentially constant irrespective of the time at which it was undertaken in the initial five year period following the fallout.

論文

Safety assessment for recycling of soil generated from decontamination activities

武田 聖司

Str${aa}$levern Rappot 2018:4 (Internet), p.62 - 64, 2018/04

福島第一原子力発電所の深刻な事故により放出された放射性セシウムによって広範囲の環境が汚染された。除染措置は広範囲に実施されており、一時的に保管に大量の汚染した除去土壌が一時的に保管されている。除染土壌の量を再利用するには、土壌を建設資材として再生利用することが有効である。本報では、管理責任の明確な公共事業への用途を制限した再利用に対する安全評価の方法論、シナリオ構築及びパラメータ選定の考え方を示すとともに、防潮堤への再生利用を想定したケースに対する評価結果を述べる。

論文

三春町、南相馬市; 福島環境安全センター三春施設・南相馬施設の取り組み

菖蒲 信博

エネルギーレビュー, 37(10), p.21 - 22, 2017/10

福島第一原子力発電所の事故以降、原子力機構は福島の環境回復のための研究開発を行ってきた。ここでは、福島環境安全センターにおける主な取組として、放射線モニタリング・マッピング技術開発、放射性セシウムの長期環境動態研究、除染・減容技術の高度化に向けた技術開発等について紹介する。

論文

Implementation of decontamination technologies appropriate to Japanese boundary conditions

川瀬 啓一

Global Environmental Research (Internet), 20(1&2), p.83 - 90, 2017/03

東京電力福島第一原子力発電所の事故により放出された放射性物質による環境汚染に対処するために、原子力機構は国の委託を受け除染モデル実証事業を実施した。この事業では、様々な除染対象物に適用する除染手法の選定、除染効果の評価などを行い、その後実施されている本格的な除染作業に必要な知見を得ることができた。本報告では、除染モデル実証事業で得られた知見に基づき、生活圏における環境回復のための除染技術についての解説を行う。

論文

Assessment of residual doses to population after decontamination in Fukushima Prefecture

森 愛理; 高原 省五; 石崎 梓; 飯島 正史; 眞田 幸尚; 宗像 雅広

Journal of Environmental Radioactivity, 166(Part 1), p.74 - 82, 2017/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:56.63(Environmental Sciences)

福島第一原子力発電所事故により多量の放射性物質が環境中へ放出され、事故の影響を受けた地域で暮らす住民は日常生活を通して放射線を被ばくしている。住民の被ばく線量を管理するために、年間の追加被ばく線量を1mSv/y以下にするという長期的目標が定められ、この目標を達成するために、測定値における0.23$$mu$$Sv/hが除染実施の目安値とされた。本研究の目的は、この目安値に基づく除染作業の効果を明らかにし、今後の除染戦略における課題を抽出することである。本研究では確率論的なアプローチを用いて福島県内における屋内作業者、屋外作業者および自宅滞在者の年間の実効線量を評価した。本研究で用いた確率論的なモデルでは、生活パターンおよびCs-137の地表面濃度の変動を考慮した。評価の結果、福島県の全59の自治体のうち53の自治体における屋内作業者および自宅滞在者については、汚染発生から5年後の年間実効線量の95パーセンタイル値が1mSv/yを下回っていた(0.026-0.73mSv/y)。しかし、25の自治体の屋外作業者については1mSv/yを上回っていた(1.0-35mSv/y)。したがって屋内作業者および自宅滞在者に対しては目安値が有効であるが、屋外作業者にさらなる対策をすべきか否かを判断するためには、より現実的な仮定を用いた詳細な評価が必要であることがわかった。

論文

Purification of uranium products in crystallization system for nuclear fuel reprocessing

竹内 正行; 矢野 公彦; 柴田 淳広; 三本松 勇次*; 中村 和仁*; 近沢 孝弘*; 平沢 泉*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4), p.521 - 528, 2016/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

Uranium crystallization system has been developed to establish an advanced aqueous reprocessing for fast breeder reactor (FBR) fuel cycle in JAEA. In the advanced process, most of uranium in dissolved solution of spent FBR-MOX fuels with high heavy metal concentration is separated as uranyl nitrate hexahydrate (UNH) crystals by a cooling operation. The technical targets on the crystallization system are decided from FBR cycle performance, and the U yield from dissolved solution of the spent fuel is 70% and the decontamination factor (DF) of impurities in the crystal products is more than 100. The DF is lowered by involving liquid and solid impurities on and in the UNH crystals during the crystallization. In order to achieve the DF target, we discussed the purification technology of UNH crystals using a Kureha crystal purifier. As results, the uranium more than 90% in the feed crystals could be recovered as the purified crystals in all test conditions, and the DFs of solid and liquid impurities on the purified crystals showed more than 100 under longer residence time of crystals. In conclusion, the both targets for the yield and DF could be achieved simultaneously by introducing the crystal purification technology.

論文

Fukushima cleanup; Status and lessons

宮原 要; McKinley, I. G.*; 斎藤 公明; 飯島 和毅; Hardie, S. M. L.*

Nuclear Engineering International, 60(736), p.12 - 14, 2015/11

福島の環境回復の取組みは、避難住民の早期帰還や住民の安全・安心の確保に向けて知見や技術を集約しつつ進められており、今後の原子力防災の観点からも取りまとめた知見が活用されるべきである。

論文

福島周辺における空間線量率の測定と評価,5; 福島周辺における空間線量率分布の特徴

三上 智; 松田 規宏; 安藤 真樹; 木名瀬 栄; 北野 光昭; 川瀬 啓一; 松元 愼一郎; 山本 英明; 斎藤 公明

Radioisotopes, 64(9), p.589 - 607, 2015/09

福島周辺における空間線量率や放射性核種沈着量の地域的分布及び経時変化の特徴について、様々な手法による大規模環境調査の解析結果に基づいて紹介する。また、除染モデル実証事業後の継続的な環境測定結果を基に、除染効果の継続性に関する議論を行う。さらに、土地利用状況ごとの環境半減期の解析結果、及びこれをベースにした空間線量率の将来予測の例について紹介する。

報告書

中性子多重相関計数法の数理的基礎; ウラン・プルトニウム混合二酸化物の例

細馬 隆

JAEA-Research 2015-009, 162 Pages, 2015/08

JAEA-Research-2015-009.pdf:22.3MB

プルトニウム転換技術開発施設では、米国エネルギー省の支援を受けて中性子同時計数法による計量装置の開発・設置・改良を行い、20年にわたり計量管理と保障措置対応に用いてきた。中性子計数による測定の対象は今後、従来とは異なる自発核分裂性核種を含む高質量のウラン・プルトニウム混合二酸化物に拡がると思われる。そこで、中性子多重相関計数法の数理的基礎について現場での経験を含めて再考するとともに、次の点について基礎を拡充した; (a)確率母関数を用いた七重相関までの多重相関分布式の代数的導出; (b)モンテカルロ法に代えて試料内部の任意の点から表面の任意の点までの平均距離とこの間での誘導核分裂反応の確率を用いた漏れ増倍率の評価; (c)Poisson過程が持つ2つの異なる時間軸と同時計数の仕組みの関連付け、結果として確率過程に由来するほぼ同時中性子の導出と評価。分布式については「組合せ」に基づく新しい表現を併記し、実際に取り扱ったウラン・プルトニウム混合二酸化物をスペクトルや平均自由行程の例とした。

論文

Decontamination and volume reduction of cesium-contaminated soil by combining soil solidification with interpolyelectrolyte complex and wet classification

山下 祐司*; 柳瀬 信之; 永野 哲志; 三田村 久吉; 長縄 弘親

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 305(2), p.583 - 587, 2015/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:81.41(Chemistry, Analytical)

セシウムに汚染した土壌の除染と減容化の方法を検討した。土壌をポリイオンコンプレックス溶液で固化し湿式分級によりいくつかの粒径サイズに分けた。各サイズの$$gamma$$線スペクトロメトリーによる結果から、未処理の土壌に比べ、粗い土壌粒子の放射能濃度の割合は減少し、一方、0.075mm以下の土壌粒子の割合は増加した。このことから、放射性セシウムが蓄積している細かな土壌粒子が土壌固化と分級により粗い土壌粒子の表面から除去され、洗浄液に保持されることが分かった。

報告書

Remediation of contaminated areas in the aftermath of the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station; Overview, analysis and lessons learned, 2; Recent developments, supporting R&D and international discussions

福島研究開発部門 福島環境安全センター

JAEA-Review 2014-052, 49 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2014-052.pdf:25.4MB

東京電力福島第一原子力発電所の事故により汚染された広大な環境の除染のために、日本原子力研究開発機構は内閣府より「除染モデル実証事業」を受託し、避難区域内の11市町村16か所において広範な試験を行った。この大規模試験事業においては、個々の除染技術の適用性や効果に関する詳細で現実的なデータを得たのみならず、除染作業員の安全確保、コスト、発生する除染物の取扱いなどさまざまな情報を集約し、広域除染に関する知識基盤を国に対して提供することとなった。詳細な和文報告書はすでに別途公開されている。本報告書はその忠実な英訳ではなく、モデル事業終了後の実際の除染の進捗や除染に係る国際的な議論を加えて新たに執筆したものである。第1分冊では、このような詳細で大規模な「除染モデル実証事業」を必要とした背景を含め、事業の全体成果をまとめた。この第2分冊において当該事業で得られた成果の実際の除染事業への反映、事業終了後の線量の推移、除染に関する技術開発、実際の除染事業の進捗、および除染に関する国際的な議論などについて述べる。

報告書

Remediation of contaminated areas in the aftermath of the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station: Overview, analysis and lessons learned, 1; A report on the "decontamination pilot project"

福島研究開発部門 福島環境安全センター

JAEA-Review 2014-051, 121 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2014-051.pdf:64.45MB

東京電力福島第一原子力発電所の事故により汚染された広大な環境の除染のために、日本原子力研究開発機構は内閣府より「除染モデル実証事業」を受託し、避難区域内の11市町村16か所において広範な試験を行った。この大規模試験事業においては、個々の除染技術の適用性や効果に関する詳細で現実的なデータを得たのみならず、除染作業員の安全確保、コスト、発生する除染物の取扱いなどさまざまな情報を集約し、広域除染に関する知識基盤を国に対して提供することとなった。詳細な和文報告書はすでに別途公開されている。本報告書はその忠実な英訳ではなく、モデル事業終了後の実際の除染の進捗や除染に係る国際的な議論を加えて新たに執筆したものである。この第1分冊では、このような詳細で大規模な「除染モデル実証事業」を必要とした背景を含め、事業の全体成果をまとめた。第2分冊において当該事業で得られた成果の実際の除染事業への反映、事業終了後の線量の推移、除染に関する技術開発、実際の除染事業の進捗、および除染に関する国際的な議論などについて述べる。

報告書

HLW-79Y-4T型核燃料輸送容器の解体と廃棄

山口 五十夫*; 森田 泰治; 藤原 武; 山岸 功

JAERI-Tech 2005-054, 61 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-054.pdf:12.38MB

HLW-79Y-4T型核燃料輸送容器(通称サンドリオン)は、日本原子力研究所東海研究所における群分離試験において使用する高レベル放射性廃液を核燃料サイクル開発機構東海事業所より輸送する目的でフランスより購入し、日本の国内法規に適合するよう改造を行い、「核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則」に適合したBM型輸送物である。本輸送容器は1980年に核燃料輸送物設計承認を、1981年には輸送容器承認を受け、1982年から1990年にかけて5回の高レベル放射性廃液の輸送を実施した。その後は、所外の施設より高レベル廃液を搬入する手段を確保しておく必要性から、本輸送容器の健全性維持,承認容器としての更新手続きを実施してきた。しかし、研究の進展に伴い、所内においても高レベル廃液の入手が可能となったため、本輸送容器は、運搬容器としての使命を終えたと判断し容器承認を廃止した。不要となった輸送容器を廃棄処分するため、あらかじめ、輸送容器各部の線量当量率や表面密度を調査し、その結果から輸送容器を廃棄処分する方法を決定した。本報告書はこれらの決定事項に基づき、内容器内の放射性物質の除染,機構部解体,遠隔分別収納,容器表面放射性物質の除染等の諸作業を実施した結果についてまとめたものである。

論文

New laser decontamination technique for radioactively contaminated metal surfaces using acid-bearing sodium silicate gel

亀尾 裕; 中島 幹雄; 平林 孝圀*

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(9), p.919 - 924, 2004/09

 被引用回数:8 パーセンタイル:45.52(Nuclear Science & Technology)

放射性金属廃棄物に対する新規除染技術として、ケイ酸ナトリウムと酸から調製したゲル除染剤を用いたレーザー除染法について検討した。$$^{60}$$Coトレーサーを塗布した模擬汚染試料及び動力試験炉(JPDR)の一次冷却系統から切り出した実汚染試料に本除染法を適用したところ、2$$sim$$3回の除染で99%以上の放射能($$^{60}$$Co)を除去することができた。除染反応におけるレーザー照射の効果を明らかにするため、腐食生成物層中の酸素及び鉄の化学結合状態をX線光電子分光分析装置で調べた。その結果、ゲル除染剤による腐食生成物層の溶解が、レーザー照射を行うことにより大幅に促進されることがわかった。

論文

Dry flowing abrasive decontamination technique for pipe systems with swirling air flow

亀尾 裕; 中島 幹雄; 平林 孝圀*

Nuclear Technology, 144(1), p.76 - 82, 2003/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.55(Nuclear Science & Technology)

原子炉施設の解体前除染技術として、アルミナ又は鋳鉄グリット研磨材と空気の旋回流を利用した乾式除染技術について検討した。旋回流によるステンレス及び炭素鋼配管の研削挙動を調べた結果、配管内表面の研削深さは空気流速の累乗及び研磨材濃度に比例して増加することがわかった。除染条件を最適化した後、動力試験炉(JPDR)の原子炉水浄化系統から切り出した汚染配管に対する除染試験を行った。これらの試験から、本技術が原子炉施設の廃止措置における解体前除染技術として有効であることが明らかになった。

報告書

ストロンチウム-セリウム酸化物セラミックス中のトリチウムの存在状態及びその除去特性(協力研究)

中村 博文; 西 正孝; 森田 健治*

JAERI-Research 2003-016, 32 Pages, 2003/08

JAERI-Research-2003-016.pdf:5.5MB

核融合炉材料からのトリチウム除去回収に関する研究の一環として、核融合炉のトリチウム回収システムへの応用研究が進められているストロンチウム-セリウム(Sr-Ce)系酸化物セラミックスプロトン導電体にトリチウムを注入し、酸化物試料中のトリチウムの存在状態を等速昇温脱離法により調査した。その結果、Sr-Ce系酸化物中でのトリチウムは、主として水酸基の状態で存在しているため、その除去には1300K以上での加熱放出が必要なことを明らかにした。また、トリチウムを注入した試料を水蒸気濃度が異なる空気中に曝露し、その際のトリチウム放出量及び放出化学形の水蒸気濃度依存性を測定することにより、トリチウム除去機構について検討した。その結果、空気曝露によるトリチウム除去率は小さく、そのほとんどが、試料表層のOT基と水蒸気との同位体交換反応により水状として放出されるトリチウムであることを明らかにした。また、酸化物中の溶解トリチウムと酸素欠損への酸素の引き抜き現象に起因する水蒸気曝露による水素状でのトリチウム放出もわずかではあるが確認できた。以上の結果、酸化物中におけるトリチウムの存在状態の違いによる空気曝露時のトリチウム除去機構の違いを明らかにし、トリチウム除去法の最適化のための基礎データを得た。

79 件中 1件目~20件目を表示