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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。

論文

福島の環境回復に向けた取り組み,1; 環境回復に関する取り組みの進展

宮原 要; 大原 利眞*

日本原子力学会誌, 59(5), p.282 - 286, 2017/05

福島の環境回復に向けた取り組みに関わる連載講座の第1回として、日本原子力研究開発機構と国立環境研究所における環境回復に関する取り組みの概要を紹介する。

論文

An Overview of progress in environmental research on radioactive materials derived from the Fukushima Nuclear accident

大原 利眞*; 宮原 要

Global Environmental Research (Internet), 20(1&2), p.3 - 13, 2017/03

福島第一原子力発電所事故による環境汚染の回復に向けた研究の現状として、日本原子力研究開発機構と国立環境研究所を主とする取組みの概要を紹介する。

論文

放射能分析建屋内への放射性セシウムの混入状況及び混入低減策

栗田 義幸; 三枝 純; 前田 智史

日本放射線安全管理学会誌, 15(2), p.180 - 185, 2016/11

2012年に原子力機構は環境レベルの放射能分析を行うための分析所を福島市に整備した。この分析所の主要な測定対象核種である放射性セシウム($$^{134}$$Cs, $$^{137}$$Cs)について、屋内への混入状況とその影響をゲルマニウム検出器を用いた$$gamma$$線スペクトロメトリに基づき調査した。その結果、表面汚染密度は通常の放射線管理における検出下限値を大きく下回り、放射能測定に影響を与えるレベルではないことが確認された。

論文

Study on application of kriging to evaluation of radioactivity concentration for ensuring compliance with the criterion of site release

石神 努; 島田 太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(9), p.1186 - 1204, 2015/09

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

我が国における原子力施設の廃止措置では、サイト解放検認手法は解決すべき重要な技術的課題である。クリギングでは放射能濃度の空間的相関を考慮できることに鑑みて、サイト解放検認にクリギングを適用する方法を提案する。放射能濃度推定結果には不確かさが含まれており、それによりサイト解放判断には過誤の確率が存在する。この不確かさを計算する方法を述べるとともに、必要とされる最少の測定点数を求める。提案した手法および従来の統計手法を2つの事例に適用した。その結果、提案した手法は平均放射能濃度を適切に推定すること、また、この手法では、空間的相関が存在する場合に従来の統計手法に比べて必要とされる測定点数が少なくなり、効率的な測定を行えることが分かった。

報告書

放射性廃棄物から製作される溶融固化体の放射能迅速評価のための逆同時及び同時$$gamma$$線スペクトロメトリーの検討

原賀 智子; 亀尾 裕; 星 亜紀子; 米澤 仲四郎*; 中島 幹雄

JAERI-Tech 2005-050, 35 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-050.pdf:1.35MB

日本原子力研究所から発生する低レベル放射性雑固体廃棄物をプラズマ溶融して製作される溶融固化体の簡易・迅速な放射能評価法として、$$gamma$$線放出核種の非破壊測定法を検討した。Ge検出器のみを使用する通常の$$gamma$$線スペクトロメトリーで問題となる共存核種のコンプトン散乱に起因するバックグラウンド計数を低減させ、目的核種を選択的に測定するため、Ge検出器とBGO検出器を用いる、(1)逆同時$$gamma$$線スペクトロメトリー,(2)同時$$gamma$$線スペクトロメトリーを検討した。廃棄物中に多く含まれる$$^{60}$$Coの存在下で、単一の$$gamma$$線を放出する$$^{137}$$Csの測定に対しては逆同時$$gamma$$線スペクトロメトリーを、複数のカスケード$$gamma$$線を放出する$$^{152}$$Euの測定に対しては同時$$gamma$$線スペクトロメトリーを適用した結果、$$^{137}$$Csの検出限界値は約1/6に低減され、$$^{152}$$Euの検出限界値は1/1.5に低減された。本法は放射能評価の迅速化に有効であることがわかった。

報告書

原子力発電所の廃止措置に関する施設特性と廃止措置費用に及ぼす影響評価

水越 清治; 大島 総一郎; 島田 太郎

JAERI-Tech 2005-011, 122 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-011.pdf:13.25MB

原子力発電所の廃止措置における解体計画や廃棄物管理計画の観点から米国原子力規制委員会(NRC)が作成したNUREG報告書の110万KWe級参考原子力発電所の機器・構造物重量や放射能特性等の廃止措置に関する基本データを分類,整理し、国内商業用原子力発電所やJPDRと比較,検討した。その結果、参考原子力発電所(BWR)の機器・構造物重量データは国内商業用原子力発電所(BWR)に比べて放射性機器・構造物重量で約28,000トン、非放射性の建屋構造物重量で約124,000トン少ないこと、また、これらの重量の差異が廃止措置費用のおもに解体撤去費用に影響していることが明らかになった。さらに、参考原子力発電所のコンクリートの元素組成割合は放射化に影響を及ぼすB, Ni, Nb等の元素組成割合が国内商業用原子力発電所(PWR)やJPDRとの間で1桁以上の差異があること,これらの元素組成割合の差異は放射能濃度で2$$sim$$3倍程度の差異となり、廃止措置費用のおもに、輸送,処分費に影響を及ぼすことが明らかになった。

論文

原研東海における放射線管理用試料集中計測システム

川崎 克也

保健物理, 40(1), p.56 - 60, 2005/03

放射線管理用試料集中計測システムは、日本原子力研究所東海研究所の施設及び環境の放射線管理に必要な多種多数の試料について、測定及びデータ解析を集中的に行うものであり、1981年度から本格的な運用を開始し現在では年間2万件を超える測定に使われている。本システムの中枢をなすコンピュータは、機器の老朽化が進むとともに、メーカーサポートの終了が相次いだことから、安定な運用に支障が生じてきた。そこで、2003年度にコンピュータ関連機器の更新とシステムの再構築を行った。今回の更新では、コンピュータのハードウェア構成を、データサーバとパーソナルコンピュータの複合型のクライアントサーバーシステムとした。また、ソフトウェアには、試料情報登録用にイントラネットワークを利用したWeb方式を新たに導入し、さらに、依頼試料に対する進捗状況の確認及び結果の閲覧を、利用者自身のパーソナルコンピュータからオンラインで直接行える機能も新たに追加した。この結果、利用者の利便性をさらに広げることができた。本報は、更新を含めた放射線管理用試料集中計測システムについて紹介する。

報告書

放射線管理用試料集中計測システムの更新

川崎 克也; 望月 薫*; 鈴木 武彦; 木内 伸幸

JAERI-Tech 2004-070, 50 Pages, 2004/12

JAERI-Tech-2004-070.pdf:18.19MB

放射線管理用試料集中計測システムは、日本原子力研究所東海研究所の施設及び環境の放射線管理に必要な多種多数の試料について、測定及びデータ解析を集中的に行うものであり、1981年度から本格的な運用を開始し現在では年間2万件を超える測定に使われている。本システムの中枢をなすコンピュータは、機器の老朽化が進むとともに、メーカーサポートの終了が相次いだことから、安定な運用に支障が生じてきた。そこで、2003年度にコンピュータ関連機器の更新とシステムの再構築を行った。今回の更新では、コンピュータのハードウェア構成を、データサーバとパーソナルコンピュータの複合型のクライアントサーバーシステムとした。また、ソフトウェアには、試料情報登録用にイントラネットワークを利用したWeb方式を新たに導入し、さらに、依頼試料に対する進捗状況の確認及び結果の閲覧を、利用者自身のパーソナルコンピュータからオンラインで直接行える機能も新たに追加した。この結果、利用者の利便性をさらに広げることができた。

報告書

第2回原研-サイクル機構合同安全研究成果報告会講演集; 2004年2月6日,東京

第2回原研-サイクル機構合同安全研究成果報告会合同事務局

JAERI-Conf 2004-013, 97 Pages, 2004/08

JAERI-Conf-2004-013.pdf:18.89MB

原子力安全委員会の定める安全研究年次計画及び規制行政庁等のニーズを踏まえ、原研とサイクル機構が実施している安全研究について、原子力関係者及び一般を対象に、最近の成果を報告するとともに、統合後の新法人における安全研究の進め方に関する総合討論を行うことにより、今後、新法人が進める安全研究に資することを目的として、2004年2月6日に東京で第2回合同研究成果報告会を開催した。総合討論では、原研及びサイクル機構以外のパネリストから新法人における安全研究の進め方に関する考え方が示され、期待の大きいことが明確になり、新法人の安全研究計画の策定に際して参考となる貴重な意見が得られた。本報告書は、上記合同報告会における特別講演,報告,質疑応答,総合討論及び使用された発表資料を取りまとめ、講演集としたものである。

論文

Measurement of depth distributions of $$^{3}$$H and $$^{14}$$C induced in concrete shielding of an electron accelerator facility

遠藤 章; 原田 康典; 川崎 克也; 菊地 正光

Applied Radiation and Isotopes, 60(6), p.955 - 958, 2004/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:66.24(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

東海研究所の電子リニアックは、核物理研究,放射性同位元素の製造等に用いられる強力中性子,光子及び電子線源として33年間利用され、1993年にその運転を停止した。本研究では、コンクリート遮へい体中に生成された誘導放射性核種量を調査するために、ボーリングにより遮へい体から試料を採取し、$$^{3}$$H及び$$^{14}$$Cの濃度分布を測定した。測定結果は、加速器施設のデコミッショニング,廃棄物管理における有用なデータとして利用することができる。

論文

Induced-radioactivity in J-PARC spallation neutron source

甲斐 哲也; 原田 正英; 前川 藤夫; 勅使河原 誠; 今野 力; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.172 - 175, 2004/03

J-PARC核破砕中性子源では大強度陽子(3GeV,1MW)がビーム窓を通過してTRMA(target-moderator- reflector-assembly)の水銀ターゲットに入射する。TMRA周辺の機器は1次陽子や2次粒子(中性子が主)により高度に放射化される。SS316製のターゲット容器が最も放射化されるが、デカップラー材であるAIC(Ag-In-Cd)合金も高度に放射化される材料である。反射体はベリリウムとアルミ被覆鉄からなり、中性子取出孔はAICで覆われている。またTMRA外側にはSUS316遮蔽が設置される。これら全ての機器は軽水,または重水で冷却されている。本論分では、メンテナンスシナリオ構築と施設設計基準を得るため、NMTC/JAM,MCNP4,DCHAIN-SPを使用してTMRA機器と冷却水の放射化を評価した結果を示す。結果から、遠隔操作メンテナンスの必要性、及び必要遮蔽厚さが示された。例として、反射体集合体に対して、表面線量を1mSv/h以下にするために、厚さ30cmの鉄キャスクが必要であり、キャスクを含めた機器の操作に130トンクレーンが必要となった。反射体のAl被覆鉄をSS316の代替として採用した結果、SS316中のニッケルの放射化を除去することができ、キャスク重量も軽減された。このような結果に基づき、施設の遮蔽壁が設計され、高放射化物のメンテナンスシナリオを構築した。

報告書

Measurement of radioactivity induced by GeV-protons and spallation neutrons using AGS accelerator

春日井 好己; 甲斐 哲也; 前川 藤夫; 中島 宏; 高田 弘; 今野 力; 沼尻 正晴*; 猪野 隆*; 高橋 一智*

JAERI-Research 2003-034, 115 Pages, 2004/01

JAERI-Research-2003-034.pdf:4.18MB

ブルックヘブン国立研究所のAGS(Alternative Gradient Synchrotron)加速器を使って、2.83, 24GeVの陽子及びそれら陽子が水銀ターゲットに入射し発生する核破砕中性子による誘導放射能の測定実験を行った。ホウ素,炭素,アルミ,鉄,銅,ニオブ,酸化水銀,鉛,ビスマス,アクリル,SUS316,Inconel-625及びInconel-718の試料を水銀ターゲットの周りで照射した。照射後、冷却時間2時間から200日において、それぞれの試料の放射能をHPGe検出器で測定した。測定した$$gamma$$線スペクトルから90以上の放射性核種を同定し、それらの放射能データを得た。このレポートは、これらの実験手順,データ処理及び測定結果をまとめたものである。

報告書

HTTR出力上昇試験における燃料及び核分裂生成物挙動の検討,2; 30MWまでの結果

植田 祥平; 江森 恒一; 飛田 勉*; 高橋 昌史*; 黒羽 操; 石井 太郎*; 沢 和弘

JAERI-Research 2003-025, 59 Pages, 2003/11

JAERI-Research-2003-025.pdf:2.53MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験を実施した。HTTRの燃料性能を評価するため、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装,燃料破損検出装置(FFD),1次冷却材サンプリング設備により1次冷却材中の放射能濃度を測定した。その結果、1次冷却材中放射能濃度は10$$^{3}$$Bq/cm$$^{3}$$以下であり、Kr及びXe核種の濃度は0.1Bq/cm$$^{3}$$以下であった。$$^{88}$$Kr放出率(R/B)値は、原子炉出力60%以下において約2$$times$$10$$^{-9}$$、定格30MW出力時において約7$$times$$10$$^{-9}$$であった。事前解析による$$^{88}$$Kr放出率の予測値は、測定値とよく一致し、希ガスの放出機構が、燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランの核分裂により生成し、反跳から拡散へと変化することが示された。

論文

J-PARCの放射線安全管理設備

宮本 幸博

放計協ニュース, (32), p.2 - 3, 2003/10

J-PARC(大強度陽子加速器施設)は、日本原子力研究所(原研)と高エネルギー加速器研究機構が共同で、原研東海研究所敷地内に建設中の大型高エネルギー加速器施設であり、施設稼動後は、物質科学,生命科学,原子力工学,素粒子物理,原子核物理等における最先端研究に供される予定である。J-PARCにおいては、ハドロンカスケードにより、エネルギー範囲が広く多様なパルス状放射線が発生し、一般的な放射線測定機器では十分な応答を得られない状況も予想される。また、加速器機器等については、放射化により残留放射線レベルが非常に高くなると予想され、残留放射線レベルに応じて表面汚染も発生する。そこで、J-PARCの放射線安全管理設備を整備するにあたっては、上記の特性に対応するとともに、原子力分野における近年の社会的要請等に配慮しつつ、放射線エリアモニタの特性改善,LAN-PLC方式放射線モニタの開発,自走式エリアモニタの開発,加速器トンネルに対する入退管理の徹底等について検討を進めている。

論文

Fuel and fission gas behavior during rise-to-power test of the High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

植田 祥平; 角田 淳弥; 江森 恒一; 高橋 昌史*; 沢 和弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(9), p.679 - 686, 2003/09

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.54(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所において、高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験を実施した。HTTRの燃料性能を評価するため、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装,燃料破損検出装置(FFD),1次冷却材サンプリング設備により1次冷却材中の放射能濃度を測定した。その結果、1次冷却材中放射能濃度は10$$^{3}$$MBq/m$$^{3}$$以下であり、Kr及びXe核種の濃度は、0.1MBq/m$$^{3}$$以下であった。$$^{88}$$Kr放出率(R/B)値は、原子炉出力60%以下において約2$$times$$10$$^{-9}$$,定格30MW出力時において約7$$times$$10$$^{-9}$$であった。事前解析による$$^{88}$$Kr放出率の予測値は、測定値とよく一致し、希ガスの放出機構が、燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランの核分裂により生成し、反跳から拡散へと変化することが示された。

報告書

原研-サイクル機構合同安全研究成果報告会講演集; 2003年3月7日,東京

原研-サイクル機構合同安全研究成果報告会合同事務局

JAERI-Conf 2003-013, 110 Pages, 2003/08

JAERI-Conf-2003-013.pdf:10.97MB

平成17年度に予定されている原研及びサイクル機構の統合を踏まえ、両機関が実施している安全研究の最近の成果を報告するとともに、安全研究の進め方等に関する各界の意見を今後の研究に資することを目的として、2003年3月7日に東京で合同の研究成果報告会を開催した。報告会では、松原原子力安全委員会委員長代理の特別講演の後、成果の概要,各分野の安全研究の成果を、原研及びサイクル機構から報告をした。最後に、木村原子力安全委員会原子力安全研究専門部会長の議長により総合討論を行った。報告及び総合討論を通じ、新法人における安全研究の進め方として、安全研究を主要業務の一つに位置づけること,国の資金確保による中立性の確保等の重要性について、参加者間でほぼ共通の認識が得られた。本報告書は、上記合同報告会における特別講演,報告,質疑応答,総合討論及び使用されたOHPを取りまとめ、講演集としたものである。

論文

Validation of radioactivity calculation code system DCHAIN-SP

甲斐 哲也; 前川 藤夫; 春日井 好己; 仁井田 浩二*; 高田 弘; 明午 伸一郎; 池田 裕二郎

Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.1041 - 1049, 2003/07

以下の点に着目して、放射能計算コードシステムDCHAIN-SPの妥当性評価を行った。(1)20MeV以下の放射化断面積ライブラリーFENDL/A-2.0,(2)NMTC/JAMが計算する20MeV以上の高エネルギー粒子による核種生成率,(3)DCHAIN-SPによる高エネルギー粒子が誘起する全エネルギー範囲での核種生成率。42の放射化断面積と22のトリチウム生成断面積を改訂することにより、DCHAIN-SPは14-MeV中性子に対する放射化断面積を、30%以下の精度で求めることができるようになった。軽核の生成率評価の精度を向上させるため、NMTC/JAMにGEMモデルを取り入れた。しかしながら、10MeV$$sim$$10GeV陽子による核種生成率の精度は係数2$$sim$$3程度であった。2.83GeVと24GeV陽子入射による厚い水銀ターゲット周辺に置いて試料の放射能の時間変化をDCHAIN-SPコードシステムで解析した計算結果は、係数2$$sim$$3程度の範囲で実験と一致した。

論文

Atmospheric deposition of $$^{7}$$Be, $$^{40}$$K, $$^{137}$$Cs and $$^{210}$$Pb during 1993-2001 at Tokai-mura, Japan

上野 隆; 長尾 誠也; 山澤 弘実

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 255(2), p.335 - 339, 2003/02

 被引用回数:16 パーセンタイル:23.84(Chemistry, Analytical)

放射性核種の地表面への移行を評価するため、1993年から2001年まで東海村の原研構内において水盤により降下物の採取を行った。月ごとの降下物試料を蒸発法により前処理して残査試料を得た。それらの試料中の天然及びフォールアウト核種を井戸型Ge検出器により測定した。測定結果の解析により、早春に降下物量が多くなることを明らかにした。$$^{40}$$K及び$$^{137}$$Csの降下量は降下物の重量と良い相関を示すが、$$^{7}$$Be及び$$^{210}$$Pbの降下量はより低い相関であった。この違いは2つのグループの核種の起源の違いに依っている。また、降下物中の各核種の濃度における特徴は、発生から輸送及び沈着までに関係する粒子の大きさと輸送及び沈着過程における異なるメカニズムと起源の違いによるものと考えられる。

報告書

大強度陽子加速器施設における放射線安全管理設備設計上の基本的考え方

宮本 幸博; 池野 香一; 秋山 茂則*; 原田 康典

JAERI-Tech 2002-086, 43 Pages, 2002/11

JAERI-Tech-2002-086.pdf:5.7MB

大強度陽子加速器施設の放射線防護上の特徴と、放射線安全管理設備を設計するうえでの基本的な考え方についてまとめた。大強度陽子加速器施設は、世界最高強度の高エネルギー陽子加速器を中核とした大規模複合施設であり、施設固有の特徴を多く有している。本報告では、大強度陽子加速器施設の特徴を考慮のうえ、整備すべき放射線安全管理設備の仕様について議論した。

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