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報告書

JRR-2及びJRR-3保管廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討

林 宏一; 出雲 沙理; 仲田 久和; 天澤 弘也; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2018-001, 66 Pages, 2018/06

JAEA-Technology-2018-001.pdf:4.12MB

日本原子力研究開発機構では、研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物を対象とした浅地中埋設処分における廃棄体確認に向けて、廃棄体に含まれる放射性物質の種類ごとの放射能濃度評価方法を構築しておく必要がある。このため、試験研究炉であるJRR-2及びJRR-3の保管廃棄物をモデルに、放射性核種(H-3, C-14, Cl-36, Co-60, Ni-63, Sr-90, Nb-94, Tc-99, Ag-108m, I-129, Cs-137, Eu-152, Eu-154, U-234, U-238, Pu-239+240, Pu-238+Am-241及びCm-243+244)を対象とした放射化学分析データに基づき放射能濃度評価方法の検討を行った。検討の結果、相関係数やt検定により対象核種とKey核種の相関関係を確認することでスケーリングファクタ法を適用できる見通しを得た。また、分散分析検定(F検定)によるグループ分類の要否を確認することでJRR-2及びJRR-3施設共通のスケーリングファクタを適用できる見通しを得た。スケーリングファクタ法の適用の見通しが得られなかった核種については、平均放射能濃度の裕度を確認することで平均放射能濃度法を適用できる見通しを得た。これらの結果は、放射能濃度評価方法を構築する雛形として今後の検討に適用可能である。

論文

Experiences on research reactors decommissioning in the NSRI of the JAEA

立花 光夫; 岸本 克己; 白石 邦生

International Nuclear Safety Journal (Internet), 3(4), p.16 - 24, 2014/11

2014年10月現在、日本原子力研究開発機構(原子力機構)の原子力科学研究所(原科研)では、3つの試験研究炉が永久停止されている。これら試験研究炉の廃止措置には、廃止措置コストや施設の利用などに応じて安全貯蔵又は一括撤去工法が適用されている。これら試験研究炉の廃止措置を通して、様々なデータや経験が得られた。本論文は原子力機構の原科研における試験研究炉の廃止措置に関するデータや経験についてまとめたものである。

報告書

JRR-2の解体,2

鈴木 武; 中野 正弘; 大川 浩; 照沼 章弘; 岸本 克己; 矢野 政昭

JAERI-Tech 2005-018, 84 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-018.pdf:27.52MB

JRR-2は我が国最初の汎用研究炉として、昭和35年10月に初臨界を達成以来、原子力の研究・開発に利用されてきたが、原研の「長期事業計画」(平成8年1月)に基づき平成8年12月に原子炉を永久停止した。その後、平成9年5月に原子炉の解体届を科学技術庁に提出し、解体工事を開始した。JRR-2の解体工事は、4段階に分けて実施することになっており、平成9年度から平成15年度までに、第1段階から第3段階までの工事をトラブルもなく終了した。第4段階においては、原子炉本体を一括撤去した後、残存する原子炉建屋等を有効利用する計画である。当初の計画では、第4段階は、平成16年度から開始し、平成19年度に終了する予定であったが、第4段階で発生する放射性廃棄物を低減するため、解体計画の見直しを行い、第4段階の工事に着手するまでの間、原子炉本体を安全に貯蔵することとした。本報告書は、第3段階後半について、解体工事の実施内容,放射性廃棄物発生量及び放射線業務従事者の被ばく等について報告するものであり、既刊の「JRR-2の解体,1」の続編である。

報告書

東海研究所における原子力施設等の解体に関する技術的検討

富居 博行; 松尾 浄*; 白石 邦生; 加藤 六郎; 渡部 晃三; 東山 豊; 長根 悟*; 塙 幸光*

JAERI-Tech 2005-017, 65 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-017.pdf:3.79MB

日本原子力研究所東海研究所では、JPDRが解体撤去されて以来、使命を終えた研究用原子炉施設,核燃料物質使用施設及び放射性同位元素等使用施設の解体が行われてきた。現在、解体対象の原子力施設は約20施設となっており、解体計画が重要な課題となっている。しかしながら、多様な原子力施設等に対応した解体に関する課題は必ずしも明確にはなってない。このことから、解体作業や法的手続を安全かつ確実に実施するために、これまでの解体経験や知見に基づく技術的な検討を行った。本報告書は、法的手続や解体作業に共通する事前評価及び廃棄物の取扱等について、これまでの解体経験から技術的課題を抽出し、検討したものである。今回の検討では、クリアランスの検認にかかわる事前評価や管理区域解除等の測定技術に幾つかの課題が見られた。

報告書

中性子束分布計算に3次元体系を導入したJRR-2原子炉本体放射化放射能量評価

岸本 克己; 有金 賢次*

JAERI-Tech 2005-016, 83 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-016.pdf:10.52MB

現在解体を進めているJRR-2では、1997年に提出した解体届に記載されている原子炉本体の放射化放射能量に対する再評価を行った。再評価では、当初2次元体系で行っていた中性子束分布計算に3次元体系を導入し、3次元輸送計算コードTORTを用いて計算することにより、多様な水平実験孔における中性子ストリーミング効果の影響を精度よく評価することができた。その結果、水平実験孔及び生体遮蔽体における過剰な過大評価傾向が改善され、両構造物の合計放射化放射能量が解体届における評価の1/18(原子炉永久停止から1年後の場合)まで低下した。それに伴い、両構造物が6割程度を占めていた原子炉全体の放射化放射能量に対する割合も大きく低下し、放射化放射能量の上位構造物が変化することとなった。このことは、多様な実験孔を多く持ち、炉体形状が複雑な研究用原子炉の放射化放射能量評価における3次元体系導入の有効性を示している。再評価による原子炉本体の放射化放射能量は、制御棒,熱遮蔽板及び水平実験孔に依存し、原子炉永久停止から1年後では1.9$$times$$10$$^{14}$$Bqとなった。

論文

研究炉「JRR-2」の廃止措置

中野 正弘; 大川 浩; 鈴木 武; 岸本 克己; 照沼 章弘; 矢野 政昭

デコミッショニング技報, (30), p.11 - 24, 2004/09

JRR-2は熱出力10MW,重水減速・冷却,タンクタイプの研究炉として約36年間運転され1996年12月に永久停止された。その後、1997年原子炉解体届を科学技術庁に提出し、解体工事を開始した。JRR-2の解体は、4段階に分け行われ、第1段階,第2段階はトラブルもなくすでに終了しており、さらに第3段階の解体工事についても、計画どおり2004年2月に終了した。第1段階から第3段階までの解体工事における放射線業務従事者の被ばくは予測よりも充分少なく管理することができた。原子炉本体は第4段階において一括撤去工法により解体し、残存する原子炉建屋は、実験設備等他の施設に有効利用する計画である。当初の解体計画では、第4段階は2004年に開始し、2007年終了する予定であったが、第4段階で発生する放射性廃棄物を低減するため、計画の見直しを行い、解体届の変更届を提出して、第4段階開始までの間原子炉本体を安全に貯蔵することとした。

報告書

JRR-2の解体,1

中野 正弘; 有金 賢次; 大川 浩; 鈴木 武; 岸本 克己; 照沼 章弘; 矢野 政昭; 桜庭 直敏; 大場 永光

JAERI-Tech 2003-072, 92 Pages, 2003/08

JAERI-Tech-2003-072.pdf:6.99MB

JRR-2の解体計画及び第3段階前半までの解体工事の実施内容,放射性廃棄物発生量及び放射線業務従事者の被ばく等についてまとめた。JRR-2は我が国最初の汎用研究炉として、昭和35年10月に初臨界を達成以来、原子力の研究・開発に利用されてきたが、原研の「長期事業計画」(平成8年1月)に基づき平成8年12月に原子炉を永久停止し、平成9年5月原子炉の解体届を提出した。解体工事は、平成9年度から平成19年度までの11年間を4段階に分けて実施し、第4段階で原子体を一括撤去した後残存する原子炉建屋等を有効利用する計画で、平成9年8月工事を開始した。第1段階の原子炉の機能停止措置等は平成10年3月に、第2段階の原子炉冷却系統施設の系統隔離及び原子炉本体の密閉等は平成12年2月に、第3段階前半のトリチウム等の除染試験等は平成14年3月にそれぞれ計画どおり終了した。現在、平成15年度末終了の計画で、第3段階後半の原子炉冷却系統施設等の撤去工事を実施している。

論文

Decommissioning project feedback experience in the Japan Atomic Energy Research Institute

柳原 敏; 立花 光夫; 宮島 和俊

Proceedings of International Conference; Decommissioning Challenges (CD-ROM), 8 Pages, 2003/00

日本原子力研究所では幾つかの原子力施設の廃止措置計画や関係する課題の検討が進んでいる。動力試験炉と再処理特別研究棟の廃止措置は将来の大型施設の廃止措置に向けた実証試験と位置づけられ、解体作業ではプロジェクトデータや知見の収集・整理が行われた。収集されたデータは、作業人工数,被ばく線量,廃棄物発生量に分類し、また、知見は安全性,廃棄物管理,作業性に分類して評価が行われた。これらのフィードバック経験は将来の廃止措置計画や規制にかかわる検討等廃止措置のさまざまな分野に反映されている。本報告書は原研における廃止措置作業の経験・知見をまとめたものである。

報告書

イメージングプレートによるJRR-2一次冷却系重水用アルミニウム配管中のトリチウム量の測定

本石 章司; 小林 勝利; 佐伯 秀也*

JAERI-Tech 2000-070, 34 Pages, 2000/12

JAERI-Tech-2000-070.pdf:5.19MB

JRR-2の廃止措置にあたり、一次冷却系重水の循環系統であった配管及び機器類に付着及び浸透しているトリチウム量の評価が重要となっている。アイソトープ開発室では、イメージングプレートを使用してAl配管中のトリチウム量と浸透深さを求める実験を行った。Al配管のトリチウム汚染面を除く部分にアクリル塗料を塗布し、1.5%(1.21M)フッ化水素酸溶液で汚染面の酸化被膜を一定時間(3分)溶解しイメージングプレートで測定した。その結果、トリチウムは深度方向に25$$mu$$mまで浸透していることを確認した。また、その90%は7$$mu$$m以内に分布していることを確認した。

論文

研究炉「JRR-2」の解体計画と現状

番場 正男

デコミッショニング技報, (22), p.6 - 19, 2000/08

JRR-2は、36年間にわたって運転され、平成8年12月に恒久停止した。その後、平成9年5月に解体届を提出し、同年8月より解体工事に着手した。解体は、4段階に分けて11年にわたり実施する計画であり、現在、第1,2段階を終了し、第3段階に着手したところである。原子炉本体は、第4段階で一括搬出工法で撤去し、原子炉建家は研究施設として有効利用する計画である。解体中の安全確保を図るため、さまざまな活動が実施されている。各工事ごとの詳細な工事方法、被ばく及び廃棄物量の評価が事前に実施されており、第1,2段階では、実際の被ばくを推定より大幅に低く抑えることができた。工事を安全になしとげるために、トリチウム除染の問題もまた重要なことで、第3,4段階の一次冷却系及び原子炉建家コンクリートに向け、さまざまな調査・試験を現在進めているところである。

論文

Shielding analysis and evaluation of JRR-2 decommissioning

岩下 充成*; 有金 賢次; 岸本 克己; 青木 義弘*; 福村 信男*; 三尾 圭吾*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.372 - 378, 2000/03

JRR-2は平成8年12月に原子炉を永久停止し解体届を提出した後、平成9年8月に原子炉の解体工事に着手した。原子炉の廃止措置を行うにあたっては内部の誘導放射能による作業中の被曝を低減するため遮蔽措置とその評価が必要になる。本発表においては、原子炉直下の重水配管の遮蔽措置を行うにあたって実施した遮蔽計算の方法とその評価を発表する。遮蔽計算は、DOT3.5を使用し、群定数はAMPX48群ライブラリを用いたANISNにより作成し、放射化計算は固定線源問題とした。計算結果を炉体各部の実測値と比較した結果、原子炉直下配管貫通部においてファクター2程度で一致した。

論文

Decommissioning program of JRR-2

岸本 克己; 番場 正男; 有金 賢次

JAERI-Conf 99-006, p.96 - 101, 1999/08

JRR-2は、36年間にわたって運転され、平成8年12月に永久停止した。その後、平成9年5月に解体届を提出し、同年8月より解体工事に着手した。解体は、4段階に分けて11年間にわたり実施する計画であり、現在第2段階を進めているところである。解体終了後、原子炉建家は研究施設として有効利用する計画である。そのため、原子炉本体は第4段階に一括撤去し、新たに設置する保管施設に保管する計画である。JRR-2は重水炉であるので、トリチウムによって汚染された重水、一次冷却系の取り扱いは重要な問題となる。重水については、第2段階中に外国へ輸送する計画である。一次冷却系については、実証試験によってトリチウム除染技術を確立し、その技術を適用して除染を実施した後、撤去、廃棄することが第3段階で計画されている。現在、それらに向けてさまざまな調査、検討が進められている。

論文

Decommissioning program of JRR-2

岸本 克己; 番場 正男; 有金 賢次

Proc. of 1999 Workshop on the Utilization of Research Reactors, p.96 - 101, 1999/00

JRR-2は、36年間にわたって運転され、平成8年12月に永久停止した。その後、平成9年5月に解体届を提出し、同年8月より解体工事に着手した。解体は、4段階に分けて11年間にわたり実施する計画であり、現在第2段階を進めているところである。解体終了後、原子炉建家は研究施設として有効利用する計画である。そのため、原子炉本体は第4段階に一括撤去し、新たに設置する保管施設に保管する計画である。解体中の安全確保を図るため、さまざまな活動が実施されている。まず各工事ごとに詳細な工事方法、被ばく及び廃棄物量の評価が事前に実施されており、第1段階では、実際の被ばくを推定より大幅に低く抑えることができた。トリチウムにより汚染された重水、一次冷却系及び原子炉建家の取り扱いについては、重水のカナダへの輸送をはじめとする具体的な調査・検討が現在進められている。

論文

JRR-2の解体は2007年完了

海江田 圭右; 原 邦男; 有金 賢次

原子力年鑑'98/'99年版, P. 216, 1998/12

JRR-2は平成9年5月9日に解体届けを提出し、第1段階の解体工事を平成9年8月に着手し、平成10年3月に終了した。第1段階の解体工事では、原子炉の機能停止のため制御棒駆動装置を撤去し、燃料の再挿入ができないよう燃料孔に封印蓋を取付けた。また、重水及び熱遮蔽軽水を抜き取り、重水を保管した。発表では、以上の第1段階の解体工事の状況及び今后の計画について紹介する。

論文

原子炉による医療照射技術の展開

桜井 文雄

エネルギーフォーラム, 43(516), P. 137, 1997/12

医療照射BNCT(Boron Neutron Capture Therapy)には、$$gamma$$線及び速中性子の混入が少ない熱中性子照射場が不可欠である。このため、JRR-2に治療に必要な熱中性子を原子炉から取り出すための医療照射設備を開発整備し、対応してきた。しかし最近、より深部の脳腫瘍にも治療硬化をあげるとともに患者の内体的負担を軽減できる熱外中性子を用いる無開頭BNCTの研究が世界的に開始された。これに対応するため、JRR-4に熱中性子及び熱外中性子を利用できる医療照射設備を現在開発整備している。本報告では、この新しい医療照射設備について紹介する。

論文

A New medical irradiation facility at JRR-4

山田 毅*; 中島 照夫; 桜井 文雄; 大橋 信芳; 横尾 健司; 出雲 寛互

Advances in Neutron Capture Therapy, 1, p.326 - 330, 1997/00

JRR-2では熱中性子柱を改造し、1990年8月にホウ素中性子捕捉療法(BNCT)用の医療照射設備が設置された。ビーム口における熱中性子束は1$$times$$10$$^{9n}$$/cm$$^{2}$$/sである。以来31例の医療照射が行われてきた。JRR-4におけるHEU燃料による運転は1996年のはじめに終了した。新しい医療照射設備が設置され、LEU燃料を用いた利用運転が1998年9月に再開される予定である。近年欧米における熱外中性子を用いたBNCTの分野において目覚ましい発展がみられた。JRR-4の医療照射設備は熱中性子ビームと熱外中性子ビームを選択して取出せるよう計画している。この設備の設計及びビーム性能解析の結果を示す。

論文

光中性子源を考慮した逆動特性法による反応度測定

小菅 征夫; 羽沢 知也

UTNL-R-0333, 0, P. NO.10, 1996/03

JRR-2は減速材、冷却材として重水を使用しており、炉心には核分裂生成物からの$$gamma$$線と重水との光核反応による光中性子が存在する。光中性子は原子炉の起動の際の中性子源として用いられるが、一方において光中性子の存在に起因する未臨界度の問題を生じる。従ってJRR-2のような重水炉における反応度の正確な評価にとって、光中性子源を適切に評価することが極めて重要となる。ここではパソコンを使用して逆動特性法による光中性子源を考慮した反応度測定について述べる。

論文

Multielement determination by the KAYZERO/SOLCOI in JAERI

米澤 仲四郎; 松江 秀明; 黒沢 達也*; 笹島 文雄; R.P.Putra*

2nd Int. k$$_{0}$$ Users Workshop Proceedings, 0, p.129 - 133, 1996/00

日本原子力研究所では、JRR-2、JRR-3M、JRR-4の3基の研究用原子炉が稼動中であり、日本国内の中性子放射化分析に利用されている。これらの研究炉は、熱出力3.5~20MWと高出力で、熱中性子束10$$^{13}$$n・cm$$^{-2}$$・s$$^{-1}$$以上の中性子照射をすることができる。発表者らは、JRR-2とJRR-3Mを使用し、$$kappa$$$$_{0}$$法に基づいた中性子放射化分析用コンピュータープログラムKAYZERO/SOLCOIによる多元素定量の検討を行った。中性子照射は、JRR-2気送管(Pn,f=6.5$$times$$10$$^{13}$$n・cm$$^{-2}$$・s$$^{-1}$$)とJRR-3M放射化分析設備(PN-3,f=1.9$$times$$10$$^{13}$$n・cm$$^{-2}$$・s$$^{-1}$$)で1~10min行った。$$kappa$$$$_{0}$$法による分析を行うため、Al-CoワイヤーとZr箔を照射し、照射場の特性測定を行うとともに、各種標準線源を用いてGe検出器の校正を行った。$$gamma$$線スペクトル解析はSAMPO90を使用した。海洋生物、石炭灰及び岩石等の標準物質と各種元素の標準試料の分析を行い、$$kappa$$$$_{0}$$法の精度及び正確さの評価を行った。

報告書

JRR-2の運転と利用の成果

JRR-2管理課

JAERI-Tech 94-014, 279 Pages, 1994/08

JAERI-Tech-94-014.pdf:11.08MB

JRR-2は昭和35年10月1日、初臨界に達して以来、30年以上にわたり、原子力用燃料・材料の照射試験、RIの生産、中性子ビームを利用した中性子回折実験、医療照射(BNCT)等原子力における研究・開発の広範な分野に利用されてきた。この間、熱遮蔽軽水系への重水漏洩をはじめとする種々のトラブルが発生したが、その都度、その当時の最新技術を駆使し、関係者の努力により一つ一つ解決し、このような長期にわたる利用運転を可能にしてきた。しかし、平成6年4月、経年劣化等を考慮し、短期間利用運転へと運転形態を変更した。この節目の時期にあたり、JRR-2における30年以上にわたる運転管理、保守整備、改造及び利用についての成果をまとめた。

論文

原研JRR-2炉の医療照射場の設計経験

有金 賢次; 高橋 秀武

KURRI-TR-392, 0, p.25 - 33, 1994/06

1989年12月、それまで100例以上の医療照射を実施してきた武蔵工大炉が故障のため停止したため、原研JRR-2の熱中性子柱を改造して医療照射場を設置し、これまで21回の医療照射を実施した。発表では、JRR-2医療照射設備(医療照射場、照射室、施療室)の設計、設置について述べる。また、医療照射の実施についても述べる。

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