照射後試験施設から発生する廃棄物の放射能評価方法の検討,2

• 資料種別: 文書・図像類
• タイトル: 照射後試験施設から発生する廃棄物の放射能評価方法の検討,2
• 著者・編者: 辻 智之; 星野 譲; 坂井 章浩; 坂本 義昭; 鈴木 康夫; 町田 博
• 著者標目: 辻 智之; 星野 譲; 坂井 章浩; 坂本 義昭; 鈴木 康夫; 町田 博
• 出版年月日等: 2017-06
• 出版年（W3CDTF）: 2017-06
• 並列タイトル等: Study on the evaluation method to determine the radioactivity concentration in radioactive waste generated from post-irradiation examination facilities, 2
• タイトル（掲載誌）: JAEA-Technology 2017-010
• 本文の言語コード: jpn
• 対象利用者: 一般
• 一般注記: 研究施設等廃棄物の埋設処分に向けた合理的な廃棄物確認手法確立のために、照射後試験施設から発生した放射性廃棄物に対する放射能濃度評価手法を検討する必要がある。このため、ニュークリア・デベロップメントの照射後試験施設をモデルに理論計算を主体とする新たな放射能濃度評価手法の検討を行った。この結果、埋設処分の安全評価上重要と考えられる17核種(H-3, C-14, Co-60, Ni-63, Sr-90, Tc-99, Cs-137, Eu-154, U-234, U-235, U-238, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-241, Am-241, Cm-244)のうち、Sr-90, Tc-99, Eu-154等の14核種に対し、理論計算手法を適用できる可能性を得た。; It is necessary for reasonable disposal to be studied on evaluation methods to determine radioactivity concentrations in the radioactive wastes, which is generated from post-irradiation examination (PIE) facilities, for establishment of reasonable confirmation methods concerning radioactive wastes generated from research, industrial, and medical facilities. It has been chosen the PIE facilities of NUCLEAR DEVELOPMENT CORPORATION as a model for this study. As a result, it has been confirmed that the theoretical methods are applied for the important nuclides (H-3, C-14, Co-60, Ni-63, Sr-90, Tc-99, Cs-137, Eu-154, U-234, U-235, U-238, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-241, Am-241 and Cm-244).
• 一次資料へのリンクURL: /JAEA-Technology-2017-010.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Technology-2017-010.pdf
• オンライン閲覧公開範囲: 限定公開
• 連携機関・データベース: 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• 提供元機関・データベース: 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• 要約等: 研究施設等廃棄物の埋設処分に向けた合理的な廃棄物確認手法確立のために、照射後試験施設から発生した放射性廃棄物に対する放射能濃度評価手法を検討する必要がある。このため、ニュークリア・デベロップメントの照射後試験施設をモデルに理論計算を主体とする新たな放射能濃度評価手法の検討を行った。この結果、埋設処分...