試料名 除染装置スラッジ試料の分取 除染装置スラッジを保管場所 (Dピット) から採取した *1 一時保管していたスラッジ試料は 1 手で容器 (10 ml) を振り撹拌した後 ピペッターで約 1 mlずつ分取した 上澄み液試料とともに分析施設へ輸送した 試料名 試料量 採取日 分取日 1 約 1
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- けいしょう よどぎみ
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1 廃棄物試料の分析結果 ( 水処理設備処理二次廃棄物 滞留水 ) 平成 0 年 月 29 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 平成 28 年度補正予算補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発 ) 成果が含まれている 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 0 概要 事故後に発生した固体廃棄物は 従来の原子力発電所で発生した廃棄物と性状が異なるため 廃棄物の処理 処分の安全性の見通しを得る上で性状把握が不可欠である 水処理二次廃棄物のうち除染装置スラッジ 並びに多核種除去設備スラリーは セシウム吸着装置により処理した水から種々の放射性核種を除去しており また 水を含む状態で保管していることから 廃棄物管理において重要な対象である 除染装置スラッジについて 保管上のリスク低減の観点から 移送等の取り扱いに重要なデータを取得した結果を報告する 多核種除去設備の炭酸塩スラリーは 多量に発生しており また 被処理液により性状が変動する可能性があり 放射性核種濃度ともに 固液比と ph を分析した結果を報告する 原子炉建屋 (R/B) 及びタービン建屋 (T/B) の汚染状況は これらの廃止措置に伴う廃棄物の性状を推測する上で重要である R/B や T/B の地下部分は汚染水との接触により汚染していると推定される 当該部分の試料採取は現時点において困難であることから 1 2 及び 号機 R/B 地下滞留水を分析した結果を報告する 廃炉 汚染水対策チーム会合 / 事務局会議 ( 第 40 回 ), 平成 29 年 月 0 日. 1
2 試料名 除染装置スラッジ試料の分取 除染装置スラッジを保管場所 (Dピット) から採取した *1 一時保管していたスラッジ試料は 1 手で容器 (10 ml) を振り撹拌した後 ピペッターで約 1 mlずつ分取した 上澄み液試料とともに分析施設へ輸送した 試料名 試料量 採取日 分取日 1 約 1 ml LI-AR-SL1-1 2 除染装置スラッジ 約 1 ml LI-AR-SL1-2 H H 約 10 ml LI-AR-SL1- H 54 Mn スラッジ試料 スラッジ上澄み液の放射能濃度 Bq/cm 2 60 Co 90 Sr 1 放射線分解により発生するガスを滞留させないため蓋を緩めて保管した 保管中に一部の水分が蒸発した 14 Cs 17 Cs 全 β スラッジ上澄み液 E+0 ND ND 2.899E E E E+04 2 東京電力殿ご提供データ 採取されたスラッジ 一時保管の様子 分取後のスラッジ試料 上澄み液 *1 東京電力ホールディングス株式会社, スラリー スラッジの安定化処理にむけた検討状況, 特定原子力施設放射性廃棄物規制検討会 ( 第 6 回 ), 資料 2, 2017 年 7 月 25 日. 2 除染装置スラッジスラッジ試料の表面線量率及び分析内容 スラッジの移送や安定化等の方法を検討するために 流動性に係わる情報を調べた 線量率は β 線の寄与が大きく 90 Sr 濃度の影響が示唆される 試料量分析項目 線量率 (γ) *1,*2 (msv/h) 線量率 (βγ) *1,* (msv/h) 1 LI-AR-SL1-1 約 1 ml 化学組成 (SEM-EDX) LI-AR-SL1-2 約 1 ml 密度 乾燥質量 沈降性 粒度分布 LI-AR-SL1- 約 10 ml 核種濃度 本報の内容 ( ただし 核種濃度は予備的に全 α 全 β 全 γ を分析した結果 ) 化学組成の分析と放射性核種濃度の分析を進めている *1: バイアル瓶を手で振り撹拌した後に 側面から測定した表面線量率 *2: シリコン半導体検出器サーベイメータ ( 日立アロカ製 DR-01) を使用 *: 電離箱式サーベイメータ ( 日立アロカ製 ICS-2C) を使用
3 除染装置スラッジ密度及び固液比 密度 スラッジ試料を撹拌後 ピペッターにて 1 ml を分取し 秤量し質量を求めた 体積質量密度 LI-AR-SL1-1 ml g g/ml 乾燥質量 ( 固液比 ) 密度を測定したスラッジ試料をホットプレートにて蒸発乾燥させ 乾燥質量を秤量し 蒸発乾固前後の質量から固液比を求めた 乾燥質量 質量比 (%) 参考 体積比 (%) * 固体液体固体液体 LI-AR-SL g * 固体分の密度を 4.47(100% 硫酸バリウムと仮定 ) とし算出 4 除染装置スラッジ粒度分布 粒度分布を画像解析法により測定した 粒子数は 小さな粒子の割合が大きい 測定の限度 (1 μm) より小さな粒径の粒子も見られた 平均径 ( 個数基準 ) メジアン径 ( 個数基準 ) 粒子径測定結果 (μm) 平均径 ( 体積基準 ) メジアン径 ( 体積基準 ) 最大粒子径 LI-AR-SL バイアルの蓋を閉めて上下に振り撹拌後 0.1mL を分取し 純水で 10mL に希釈し懸濁液とした これを入れたバイアルを手で撹拌し ここからさらに 1mL を分取し 純水で 10mL に希釈した この一部を分取しフィルター上で乾燥後 マイラー膜で密封し マイクロスコープで画像を撮影し 得られた画像を解析し 粒子径 ( 直径 ) を求めた 除染装置スラッジの粒子 個数基準 粒度分布 体積基準 5
4 除染装置スラッジ沈降性 有詮メスシリンダー (10 ml 内径約 11 mmφ 高さ約 11 cm) に固液混合したスラッジ試料 1 ml と上澄み 10 ml を入れた メスシリンダーの横倒を繰り返し撹拌後 スラッジの沈降を観察した 静置によりスラッジが沈降し 上澄みの層が現れる バイアルを横に倒してもスラッジは流れない バイアル瓶の中の状態 バイアルを撹拌すると徐々に固形分と上澄みが混合された : スラッジ界面と見られる位置 撹拌直後 4 分後 10 分後 0 分後 1 時間後約 1 日後約 2 日後 スラッジが沈降する様子 6 除染装置スラッジ核種濃度 ( 全 α 全 β 全 γ 放射能 ) 試料バイアル振とう撹拌により固液混合した後 ピペッターで 0.1 ml を採取した 純水を加え 希釈したものを分析した 全 γ 測定では 17 Cs と 14 Cs が検出され この合計値を全 γ として示した 17 Cs に対して 桁程低い濃度であるが 60 Co が検出された 全 α 2 放射能濃度 1 Bq/cm 全 β 2 全 γ LI-AR-SL1- < 10 (8.2±0.1) 10 7 (7.1±0.1) 放射能濃度は 減衰補正なし 分析値の ± の後の数値は 計数値誤差である 2 純水で 20,000 倍希釈したスラッジ試料の一部をステンレス試料皿上で乾固し マイラー膜で被覆し測定 ( マイラー膜による減衰の補正を実施 ) 全 α には ZnS(Ag) シンチレーション検出器 ( アロカ社製 ZD-451 型 ) 全 β には GM 管検出器 ( アロカ社製 GM-5004 型 ) をそれぞれ用いた 純水で希釈したスラッジの一部を酸溶解し 溶出した γ 核種の放射能量とスラッジ試料の測定カウント値から スラッジ試料全体の放射能量を概算 7
5 多核種除去設備スラリー分析試料の情報及び分析内容 増設多核種除去設備 (ALS) の炭酸塩スラリーが保管中の高性能容器 (HIC) から採取された その固液比 ph 放射能濃度 元素濃度を分析した 線量率は以前に報告した試料に比べて 2 桁ほど低い 試料名採取日 線量率 (msv/h) 1 増設 ALS B 系統炭酸塩スラリー ( 深さ 60cm) AAL-S8-1 H 増設 ALS B 系統炭酸塩スラリー ( 深さ 100cm) AAL-S8-6 H 増設 ALS B 系統炭酸塩スラリー ( 深さ 150cm) AAL-S8-8 H 参考増設 ALS 炭酸塩スラリー ( 報告済 *1 ) AAL-S1-1 H 試料容器表面 AAL-S8-1 AAL-S8-6 AAL-S8-8 *1 汚染水処理二次廃棄物の放射能評価のための多核種除去設備スラリー試料の分析, 廃炉 汚染水対策チーム会合 / 事務局会議 ( 第 26 回 ), 平成 28 年 1 月 28 日. 8 多核種除去設備スラリー固液比及び ph 固液比 スラリー試料を撹拌後 一定量分取し 蒸発乾固前後の質量から固液比を求めた 固形分は約 7 9% の質量比であり 深さとともに固体の割合が増える傾向がうかがわれる また 以前の分析に比べ 小さい値であり 被処理液の性状による影響が示唆される No. 質量比 (%) 参考 体積比 (%)* 固体液体固体液体 1 AAL-S8-1( 深さ60cm) AAL-S8-6( 深さ100cm) AAL-S8-8( 深さ150cm) 参考 AAL-S * 固体分の密度を 2.54( 炭酸カルシウムと水酸化マク ネシウムの平均 ) と仮定し算出 ph スラリー試料を一定量分取してスラリーの沈降を待ち 上澄み層とスラリー層の ph を測定した ph は固形分の共存 採取された深さにかかわらず約 12 で一定とみられる No. 上澄み層スラリー層 1 AAL-S8-1( 深さ60cm) AAL-S8-6( 深さ100cm) AAL-S8-8( 深さ 150cm)
6 60 Co と 17 Cs は全ての試料で検出された 多核種除去設備スラリー γ 核種分析結果 94 Nb 152 Eu と 154 Eu は全ての試料で不検出であった 放射能濃度 Bq/cm 54 Mn 60 Co 94 Nb 125 Sb 17 Cs ( 約 12 日 ) ( 約 5. 年 ) ( 約 年 ) ( 約 2.8 年 ) ( 約 0 年 ) 1 AAL-S8-1 < (2.7±0.1) 10 1 < (.±0.1) AAL-S8-6 < (.1±0.1) 10 1 < (.8±0.1) 10 1 AAL-S8-8 (7.±2.) 10 1 (.8±0.1) 10 1 < (5.2±0.1) 10 1 再掲 AAL-S1-1 (1.9±0.2) 10 (.9±0.1) 10 2 < (1.4±0.1) 10 (9.4±0.1) 10 2 放射能濃度 Bq/cm 152 Eu 154 Eu ( 約 14 年 ) ( 約 8.6 年 ) 1 AAL-S8-1 < 10 0 < AAL-S8-6 < 10 0 < AAL-S8-8 < 10 0 < 再掲 AAL-S1-1 < < ~ は溶解時に Ti と Ca を含む溶解残渣が発生した 核種の下の括弧内は半減期 放射能濃度は 減衰を H2..11 に補正 分析値の ± の後の数値は 計数値誤差である 10 多核種除去設備スラリー β 及び α 核種分析結果 90 Sr はスラリーの主な核種であり 17 Cs に比べて 2 桁以上高い また 濃度は既報のスラリーに対して 2 桁低く 線量率と相関するものと考えられる u Am 及び Cm 核種は既報のスラリーと大きく違わない 90 Sr 28 u 放射能濃度 Bq/cm 29 u+ 240 u 241 Am 244 Cm ( 約 29 年 ) ( 約 88 年 ) ( 約 年 ) ( 約 18 年 ) 1 AAL-S8-1 (2.0±0.1) 10 4 (4.0±0.4) 10-2 (1.2±0.2) 10-2 (1.7±0.4) 10-2 (5.8±1.9) 10-2 AAL-S8-6 (2.±0.1) 10 4 (4.±0.5) 10-2 (1.5±0.) 10-2 < < AAL-S8-8 (2.9±0.1) 10 4 (5.4±0.5) 10-2 (1.6±0.) 10-2 < < 再掲 AAL-S1-1 (7.2±0.2) 10 6 (2.1±0.1) 10-1 (7.8±0.6) 10-2 (2.0±0.4) 10-2 < ~ は溶解時に Ti と Ca を含む溶解残渣が発生した 核種の下の括弧内は半減期 放射能濃度は 減衰を H2..11 に補正 分析値の ± の後の数値は 計数値誤差である 11
7 多核種除去設備スラリー元素分析結果 前処理 ( 溶解 ) で以前には認められなかった残渣が発生し Ti が検出された 被処理液の性状による影響とみられる 元素組成比 wt% B Na Mg Al Si Ca Ti Fe Sr Ce 1 AAL-S <0.06 ND 2 AAL-S AAL-S 再掲 AAL-S ND ND ND 物質構成比 wt% ( 代表的な物質を想定 ) B Na 2 CO Mg(OH) 2 Al 2 O SiO 2 CaCO Ti(OH) 2 FeO(OH) H 2 O SrCO Ce(OH) その他 1 AAL-S AAL-S AAL-S 再掲 AAL-S その他 には溶解残渣を含む AAL-S8-1 の溶解処理で溶解残渣が発生したため 溶解処理方法の改善を行い AAL-S8-6 及び AAL- S8-8 の処理を行い 残渣の量が低減した 12 多核種除去設備スラリー < 参考 > 構成物質の推定 いずれの試料も Mg 及び Ca 化合物 ( それぞれ CaCO と Mg(OH) 2 を仮定して割合を算出 ) で大部分を占める 次いで ケイ素が寄与している AAL-S8-1 ( 深さ 60cm) 代表的な化合物を想定して算出 AAL-S8-6 ( 深さ 100cm) AAL-S8-8 ( 深さ 150cm) 1
8 R/B 滞留水試料の性状 分析内容 1 2 及び 号機 R/B 滞留水について以下の核種を分析した H, 14 C, 60 Co, 6 Ni, 79 Se, 90 Sr, 94 Nb, 99 Tc, 129 I, 17 Cs, 152 Eu, 154 Eu, 24 U, 28 U, 28 u, u, 241 Am, 244 Cm なお 号機 R/B 地下滞留水は試料量が少なく 6 Ni 79 Se 及び 99 Tcを分析していない 試料名採取日採取場所 線量率 (μsv/h) ph *1 備考 1 号機 R/B 滞留水 LI-1RB 高温焼却炉建屋の採水口にて採取 原子炉注水量の低減後 2 号機 R/B 滞留水 号機 R/B 滞留水 LI-2RB 同上 上記 低減前 LI-2RB 同上 上記 低減後 LI-RB 同上 上記 低減前 LI-RB 同上 上記 低減後 1T/B 2T/B T/B 4T/B 至高温焼却炉建屋 1R/B 2R/B R/B 4R/B 1 号機 R/B は青 2 号機は赤 号機は緑のラインをそれぞれ利用して滞留水が採取された *2 試料採取における滞留水の流れ *1 原子炉注水量について 注水量が2017 年 2 月に低減された. *2 特定原子力施設監視 評価検討会 ( 第 5 回, 資料 5, 平成 29 年 5 月 22 日 ) から一部引用 加筆. 14 R/B 滞留水 H, 60 Co と 17 Cs 濃度の関係 H/ 17 Cs 比に関して 1 2 及び 号機 R/B 滞留水は同様の値を示し 2 及び 号機 T/B 滞留水とも近い 原子炉注水量の変化による影響は見られない 60 Co/ 17 Cs 比に関して 1 号機 R/B に比べて 号機 R/B は 1 桁程度小さい 全体としてばらつきが 大きい 凡例 1 号機 R/B 1 2 号機 R/B 1 号機 R/B 1 1 号機 T/B 2 2 号機 T/B 1 号機 T/B 1 2 号機 CV 2 号機 CV 2 集中 RW 2 ( 白抜きは縦軸の値が検出下限値 ) H/ 17 Cs 比 1 号機 R/B 2 号機 R/B 号機 R/B 滞留水 燃料 Co/ 17 Cs 比 1 号機 R/B 2 号機 R/B 号機 R/B 滞留水 燃料 : 本報告及び2017 年度取得データ. 2:2012 年度から2016 年度取得データ. : 照射燃料について計算したH2..11 時点の放射能 ( 日本原子力研究開発機構報告書 JAEA-Data/Code ). 15
9 R/B 滞留水 90 Sr, 28 u と 17 Cs 濃度の関係 90 Sr/ 17 Cs 比に関して 1 2 及び 号機 R/B 滞留水は 1 桁ほどの範囲でばらつくが それぞれ T/B 滞留水と同程度である 原子炉注水量の変化による影響は見られない 28 u/ 17 Cs 比に関して 1 及び 2 号機 R/B 滞留水は 号機 R/B に比べて 1 桁程度大きい 90 Sr 放射能濃度 (Bq/g) 1E Cs 放射能濃度 (Bq/g) 28 u 放射能濃度 (Bq/g) Cs 放射能濃度 (Bq/g) 凡例 1 号機 R/B 1 2 号機 R/B 1 号機 R/B 1 1 号機 T/B 2 2 号機 T/B 1 号機 T/B 1 2 号機 CV 2 号機 CV 2 集中 RW 2 ( 白抜きは縦軸の値が検出下限値 ) 90 Sr/ 17 Cs 比 1 号機 R/B 2 号機 R/B 号機 R/B 滞留水 燃料 u/ 17 Cs 比 1 号機 R/B 2 号機 R/B 号機 R/B 滞留水 燃料 : 本報告及び2017 年度取得データ. 2:2012 年度から2016 年度取得データ. : 照射燃料について計算したH2..11 時点の放射能 ( 日本原子力研究開発機構報告書 JAEA-Data/Code ). 16 R/B 滞留水核種分析結果 1 前述の核種に加えて 6 Ni 129 I u 241 Am 244 Cm が検出された また 14 C 79 Se 94 Nb 99 Tc 152, 154 Eu 24,25 U は検出されなかった 放射能濃度 Bq/cm 試料名 H 14 C 60 Co 6 Ni ( 約 12 年 ) ( 約 年 ) ( 約 5. 年 ) ( 約 年 ) LI-1RB2-1 (1.2 ± 0.1) 10 < (.9 ± 0.1) 10 0 (1.0±0.1) 10 0 LI-2RB2-1 (. ± 0.1) 10 2 < (4.5 ± 0.4) 10-1 (1.2±0.1) 10 1 LI-2RB-1 (4.8 ± 0.1) 10 2 < (1.4 ± 0.1) 10 0 (9.0±0.1) 10 0 LI-RB2-1 (6. ± 0.1) 10 < (7.2 ± 0.4) 10-1 LI-RB-1 (5.9 ± 0.1) 10 < (6.9 ± 0.4) 10-1 放射能濃度 Bq/cm 試料名 79 Se 90 Sr 94 Nb 99 Tc ( 約 年 ) ( 約 29 年 ) ( 約 年 ) ( 約 年 ) LI-1RB2-1 < (1.0 ± 0.1) 10 4 < < LI-2RB2-1 < (2.5 ± 0.1) 10 4 < < LI-2RB-1 < (2.1 ± 0.1) 10 4 < < LI-RB2-1 (4.6 ± 0.1) 10 4 < LI-RB-1 (4.7 ± 0.1) 10 4 < 放射能濃度は において補正 核種の下の括弧内は半減期 分析値の ± の後の数値は 計数誤差 17
10 R/B 滞留水核種分析結果 2 試料名 129 I 放射能濃度 Bq/cm 17 Cs 152 Eu 154 Eu ( 約 年 ) ( 約 0 年 ) ( 約 14 年 ) ( 約 8.6 年 ) LI-1RB2-1 < (5.5±0.1) 10 4 < < LI-2RB2-1 < (1.8±0.1) 10 4 < < LI-2RB-1 < (1.0±0.1) 10 4 < < LI-RB2-1 (1.8±0.1) 10-1 (4.7±0.1) 10 5 < < LI-RB-1 (1.7±0.1) 10-1 (5.0±0.1) 10 5 < < 放射能濃度 Bq/cm 試料名 24 U 28 U 28 u 29 u+ 240 u 241 Am 244 Cm ( 約 年 ) ( 約 年 ) ( 約 88 年 ) ( 約 年 約 年 ) ( 約 年 ) ( 約 18 年 ) LI-1RB2-1 < < (1.5±0.1) 10-2 (4.7±0.) 10 - (5.0 ± 0.4) 10 - (1.2 ± 0.1) 10-2 LI-2RB2-1 < < (1.6±0.4) 10 - < < < LI-2RB-1 < < (2.0±0.4) 10 - < < < LI-RB2-1 < < (4.0±0.6) 10 - (1.2±0.) 10 - < < LI-RB-1 < < (7.1±0.6) 10 - (2.2±0.) 10 - < < 放射能濃度は において補正 核種の下の括弧内は半減期 分析値の ± の後の数値は 計数誤差 18 まとめ 除染装置スラッジの流動性に関するデータとして 密度 固液比 粒度分布 沈降性 主要核種濃度を調べた スラッジの安定化を進めるにあたり 移送等の対策を検討する基礎データを得ることができた 多核種除去設備炭酸塩スラリーを分析し 固液比 ph 放射能濃度 元素濃度を分析した 以前に報告した試料と比べ 主な核種である 90 Sr の濃度は線量率とともに 2 桁ほど低い 被処理液の性状により 固液比や微量含まれる元素が異なる可能性が認められた 1 2 及び 号機 R/B 滞留水を分析し 次の核種が検出された H, 60 Co, 6 Ni, 90 Sr, 17 Cs, 28 u, u, 241 Am, 244 Cm また R/B 滞留水は原子炉注水量を低減する前後で採取したものを分析したが 注水量によって放射能濃度は大きく変化していない 固体廃棄物の性状に関するデータを蓄積するために 試料の採取と分析を継続していく 19
2 号機及び 3 号機 PCV - 分析内容 原子炉格納容器 (PCV) 内部調査 (2 号機平成 25 年 8 月 3 号機平成 27 年 10 月 ) にて採取された (LI-2RB5-1~2 LI-3RB5-1~2) を試料として 以下の核種を分析した 3 H, Co, 90 Sr, 94 N
2 号機及び 3 号機原子炉格納容器 (PCV) 内の分析結果 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 平成 28 年 11 月 24 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発 ) 成果の一部が含まれている 0 概要 事故後に発生した固体廃棄物は 従来の原子力発電所で発生した廃棄物と性状が異なるため
報告年度 汚染水処理設備出入口水 試料試料数発表等 1 4 号機タービン建屋滞留水等 滞留水 ( 集中 RW 地下 高温焼却炉建屋地下 ) 淡水化装置濃縮水 処理水 ( セシウム吸着装置 第二セシウム吸着装置 多核種除去設備 ) 瓦礫 号機原子炉建屋内瓦礫 1, 2 号機原子
廃棄物試料の分析 1 号機原子炉建屋 5 階瓦礫 1 号機タービン建屋地下 1 階スラッジ 多核種除去設備 HIC スラリー 平成 28 年 9 月 29 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 本資料には 経済産業省平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発 ) の成果の一部が含まれている
2 及び 3 号機 PCV - 試料の性状 分析内容 PCV 内部調査 (2 号機 2013 年 8 月 3 号機 2015 年 10 月 ) にて採取された (LI- 2RB5-1~2 LI-3RB5-1~2) を試料として 以下の核種を分析した ICP-AES を用いた元素分析も実施した 3 H
廃棄物試料の分析結果 (2 及び 3 号機原子炉格納容器内 1 号機タービン建屋内 スラッジ 1 号機原子炉建屋オペレーティングフロアボーリングコア ) 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 2017 年 2 月 23 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発
福島第一発電所構内で採取した建屋内瓦礫の放射能分析
福島第一発電所構内で採取した建屋内瓦礫の放射能分析 平成 27 年 10 月 1 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 経済産業省平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発 ) の成果の一部が含まれている 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 0 概要 事故後に発生した固体廃棄物は 従来の原子力発電所で発生した廃棄物と性状が異なるため
年度試料試料数発表等 2-26 水処理設備出入口水 建屋内瓦礫ホ ーリンク コア 瓦礫伐採木 立木落葉 土壌 27 水処理設備出入口水 廃棄物試料の分析状況 1 4 号機タービン建屋滞留水等 集中 RW 地下高汚染水 淡水化装置濃縮水 高温焼却炉建屋地下滞留水 処理後水 ( セシウム吸着装置 第二セ
福島第一原子力発電所構内で採取した瓦礫の分析 平成 28 年 4 月 28 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 本資料には 経済産業省平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発 ) の成果の一部が含まれている 0 概要 原子炉建屋の解体廃棄物は発生量 ( 体積 質量
総合評価提案書（サンプル）
廃棄物試料の分析結果 ( 瓦礫, 水処理設備処理二次廃棄物, 汚染水, 処理水, 土壌 ) 平成 30 年 7 月 26 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 平成 28 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発 ) 成果が含まれている 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 0 概要 事故後に発生した固体廃棄物は
1-1. 水処理二次廃棄物の保管形態 水処理二次廃棄物のうち 水分が主体の除染装置スラッジ ALPS スラリーの安定化処理を優先的に検討 吸着塔類 使用済吸着塔一時保管施設に保管 除染装置スラッジ 廃スラッジ貯蔵施設に保管 ( プロセス主建屋地下の貯槽 D) 廃棄物規制検討会第 6 回資料 2 を更
参考 1 (12/10 面談用 ) 特定原子力施設放射性廃棄物規制検討会 ( 第 7 回 ) 資料 2 除染装置スラッジ ALPS スラリーの安定化処理にむけた検討状況 ( 抜粋 ) 2018 年 7 月 23 日 東京電力ホールディングス株式会社 1-1. 水処理二次廃棄物の保管形態 水処理二次廃棄物のうち 水分が主体の除染装置スラッジ ALPS スラリーの安定化処理を優先的に検討 吸着塔類 使用済吸着塔一時保管施設に保管
<4D F736F F F696E74202D BD8A6A8EED8F9C8B8E90DD94F582CC90DD E707074>
多核種除去設備について 平成 24 年 3 月 28 日 東京電力株式会社 1. 多核種除去設備の設置について 多核種除去設備 設置の背景 H24.2.27 中長期対策会議運営会議 ( 第 3 回会合 ) 配付資料に一部加筆 雨水 地下水 1 号機タービン建屋 1 号機原子炉建屋 2 号機タービン建屋 2 号機原子炉建屋 3 号機タービン建屋 3 号機原子炉建屋 集中廃棄物処理建屋 油分分離装置 油分分離装置処理水タンク
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について（第227報）
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の 貯蔵及び処理の状況について ( 第 227 報 ) 平成 27 年 11 月 13 日 東京電力株式会社 1. はじめに本書は 平成 23 年 6 月 9 日付 東京電力株式会社福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の処理設備及び貯蔵設備等の設置について ( 指示 ) ( 平成 23 6 8 原院第 6 号 ) にて
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について（第276 報）
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の 貯蔵及び処理の状況について ( 第 76 報 ) 平成 8 年 月 8 日 東京電力ホールディングス株式会社. はじめに本書は 平成 3 年 6 月 9 日付 東京電力株式会社福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の処理設備及び貯蔵設備等の設置について ( 指示 ) ( 平成 3 6 8 原院第 6 号 ) にて
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について（第350 報）
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の 貯蔵及び処理の状況について ( 第 35 報 ) 平成 3 年 4 月 3 日 東京電力ホールディングス株式会社. はじめに本書は 平成 3 年 6 月 9 日付 東京電力株式会社福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の処理設備及び貯蔵設備等の設置について ( 指示 ) ( 平成 3 6 8 原院第 6 号 ) にて
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について（第307 報）
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の 貯蔵及び処理の状況について ( 第 37 報 ) 平成 9 年 6 月 9 日 東京電力ホールディングス株式会社. はじめに本書は 平成 3 年 6 月 9 日付 東京電力株式会社福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の処理設備及び貯蔵設備等の設置について ( 指示 ) ( 平成 3 6 8 原院第 6 号 ) にて
多核種除去設備 (ALPS) 処理水タンクの放射能濃度について 2018 年 10 月 23 日 東京電力ホールディングス株式会社 無断複製 転載禁止東京電力ホールディングス株式会社
多核種除去設備 (ALPS) 処理水タンクの放射能濃度について 2018 年 10 月 23 日 東京電力ホールディングス株式会社 無断複製 転載禁止東京電力ホールディングス株式会社 多核種除去設備 ALPS 処理水タンクの性状 2018.10.1 多核種除去設備等 処理水の取扱いに関する小 委員会資料より抜粋 ALPS出口の処理水分析結果及び貯留タンク群への移送時期から タンク群毎に主要7核種及びトリチ
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について（第148 報）
福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について ( 第 48 報 ) 平成 26 年 4 月 3 日東京電力株式会社. はじめに本書は 平成 23 年 6 月 9 日付 東京電力株式会社福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の処理設備及び貯蔵設備等の設置について ( 指示 ) ( 平成 23 6 8 原院第 6 号 ) にて 指示があった以下の内容について報告するものである
Microsoft PowerPoint - ①-3_データ集(タンク推定・実測)r6
参考資料 -3 ALPS 処理水データ集 ( タンク群毎 ) 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 1 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 G3 エリア 以上は橙色 部分 62 核種告示比 ( 限度比総和 ) 推定 1 未満は水色 部分 Gr 9.00E+01 6.00E+01 2.00E+02 8.00E+02 1.00E+02 3.00E+01 9.00E+00 6.00E+04 62 核種告示比推定
1 海水 (1) 平成 30 年 2 月の放射性セシウム 海水の放射性セシウム濃度 (Cs )(BqL) 平成 30 年 平成 29 年 4 月 ~ 平成 30 年 1 月 平成 25 ~28 年度 ~0.073 ~ ~0.
平成 3 0 年 4 月 9 日 福島県放射線監視室 周辺海域におけるモニタリングの結果について (2 月調査分 ) 県では の廃炉作業に伴う海域への影響を継続的に監視 するため 海水のモニタリングを毎月 海底土のモニタリングを四半期毎に実施 しております ( 今回公表する項目 ) 海水 平成 30 年 2 月採取分の放射性セシウム 全ベータ放射能 トリチウム 放射性ストロンチウム (Sr-90)
1/120 別表第 1(6 8 及び10 関係 ) 放射性物質の種類が明らかで かつ 一種類である場合の放射線業務従事者の呼吸する空気中の放射性物質の濃度限度等 添付 第一欄第二欄第三欄第四欄第五欄第六欄 放射性物質の種類 吸入摂取した 経口摂取した 放射線業 周辺監視 周辺監視 場合の実効線 場合
1/120 別表第 1(6 8 及び10 関係 ) 放射性物質の種類が明らかで かつ 一種類である場合の放射線業務従事者の呼吸する空気中の放射性物質の濃度限度等 添付 第一欄第二欄第三欄第四欄第五欄第六欄 放射性物質の種類 吸入摂取した 経口摂取した 放射線業 周辺監視 周辺監視 場合の実効線 場合の実効線 務従事者 区域外の 区域外の 量係数 量係数 の呼吸す 空気中の 水中の濃 る空気中 濃度限度
福島第一原子力発電所多核種除去設備（ＡＬＰＳ）の概要等
福島第一原子力発電所多核種除去設備 (ALPS) の概要等 平成 25 年 3 月 29 日 東京電力株式会社 多核種除去設備設置の目的 多核種除去設備 設置の背景 雨水 地下水 1 号機タービン建屋 1 号機原子炉建屋 2 号機タービン建屋 2 号機原子炉建屋 3 号機タービン建屋 3 号機原子炉建屋 集中廃棄物処理建屋 油分分離装置 油分分離装置処理水タンク セシウム除去装置 目的 既設水処理設備は主にセシウムを除去するが
資料 1-4 廃棄物対策に関わる対応状況について 資料 福島第一原子力発電所固体廃棄物の保管管理計画 ~2018 年度改訂について~ 2018 年 8 月 23 日 東京電力ホールディングス株式会社
資料 1-4 廃棄物対策に関わる対応状況について 資料 1-4-1 福島第一原子力発電所固体廃棄物の保管管理計画 ~2018 年度改訂について~ 2018 年 8 月 23 日 東京電力ホールディングス株式会社 概 要 廃炉 汚染水対策チーム会合 / 事務局会議 ( 第 55 回 ) 公表資料 保管管理計画における管理方針に基づき 2017 年 6 月改訂版から以下の項目について改訂した 〇 瓦礫等
何が起こっているかを知ろう！
ケーススタデイ - その 1 表面汚染の検査に多く用いられる大面積端窓型 GM 計数管の表示値と表面汚染密度の関係 注 : 本換算は表面の汚染に対しての計算例であり 瓦礫など汚染が表面に限定されていない場合には利用できません (2015.7.29 追記 ) 参考規格 JIS Z 4329 放射性表面汚染サーベイメータ JIS Z 4504 放射性表面汚染の測定方法 (ISO 7503-1) 考察した測定機器の仕様窓径
(3) イオン交換水を 5,000rpm で 5 分間遠心分離し 上澄み液 50μL をバッキングフィルム上で 滴下 乾燥し 上澄み液バックグラウンドターゲットを作製した (4) イオン交換水に 標準土壌 (GBW:Tibet Soil) を既知量加え 十分混合し 土壌混合溶液を作製した (5) 土
混入固形物が溶液試料に及ぼす影響 ( 吸引ろ過法と遠心分離法の比較 ) 二ツ川章二 ) 伊藤じゅん ) 斉藤義弘 ) 2) 世良耕一郎 ) ( 社 ) 日本アイソトープ協会滝沢研究所 020-073 岩手県岩手郡滝沢村滝沢字留が森 348 2) 岩手医科大学サイクロトロンセンター 020-073 岩手県岩手郡滝沢村滝沢字留が森 348. はじめに PIXE 分析法は 簡単な試料調製法で 高感度に多元素同時分析ができるという特徴を有している
登録プログラムの名称 登録番号 初回登録日 最新交付日 登録された事業所の名称及び所在地 問い合わせ窓口 JCSS JCSS 年 12 月 1 日 2018 年 5 月 23 日公益社団法人日本アイソトープ協会川崎技術開発センター 神奈川県川崎市川崎区殿町三丁目
登録プログラムの名称 登録番号 初回登録日 最新交付日 登録された事業所の名称及び所在地 問い合わせ窓口 JCSS JCSS0061 1995 年 12 月 1 日 2018 年 5 月 23 日公益社団法人日本アイソトープ協会川崎技術開発センター 210-0821 神奈川県川崎市川崎区殿町三丁目 25 番 20 号法人番号 7010005018674 研究開発課 Tel: 044-589-5494
Microsoft PowerPoint - 学会発表用(HP掲載用)
凝集沈殿を用いた高濃度塩化物イオン 含有廃液の放射能除去方法の開発 東京電力 原子力運営管理部放射線管理 G 實重柏崎刈羽原子力発電所第一運転管理部放射線 化学管理 G 牧平 佐藤東電環境エンジニアリング 新潟原子力事業所技術部環境化学 G 柏谷 安松 関 * 1 背景 海 タービン建屋原子炉建屋圧力抑制室水液体廃棄物処理設備 SPHサージタンク 4,000t 中越沖地震の影響で塩分濃度の高い水が液体廃棄物処理設備を介して
参考資料 3 放射性物質の分析方法について 1. 放射線の種類放射線とは 荷電粒子 (α 線 陽子 重イオン等 ) 電子(β 線 ) 中性子等からなる高エネルギー粒子線と γ 線や X 線の波長の短い電磁波を総称したものである 一般には 物質を通過する際にその相互作用により物質を直接あるいは間接に電
参考資料 3 放射性物質の分析方法について 1. 放射線の種類放射線とは 荷電粒子 (α 線 陽子 重イオン等 ) 電子(β 線 ) 中性子等からなる高エネルギー粒子線と γ 線や X 線の波長の短い電磁波を総称したものである 一般には 物質を通過する際にその相互作用により物質を直接あるいは間接に電離する能力を有する電離放射線を放射線と呼んでいる α 線は He 原子核であり その飛程は非常に短い
新規な金属抽出剤
新規な金属イオン抽出剤 (MIDA) 貴金属の簡便な回収法に利用 日本原子力研究開発機構 基礎工学研究センター 佐々木祐二 原子力機構では使用済み燃料中の有用金属の回収を目的として 様々な分離技術の開発を行っています 発電前発電後 (An, 含む ) せん断 溶解分離 U, Pu 精製 U 精製 再処理工場へ ウラン燃料 Pu 精製 核変換 高レベル廃液 燃料再処理 (PUREX) 中間貯蔵 U,
() 汚染水の貯蔵状況 建屋貯蔵量 : サブドレン水位低下に合わせた建屋水位低下に伴い 水量が徐々に減少 タンク貯蔵量 : 建屋内滞留水 Sr 処理水の処理により処理水 (ALPS 処理済水 ) が増加 仮設 RHRS P P ~2 号建屋 [ 約 500m] [ 約 20850m] [ 約 897
![() 汚染水の貯蔵状況 建屋貯蔵量 : サブドレン水位低下に合わせた建屋水位低下に伴い 水量が徐々に減少 タンク貯蔵量 : 建屋内滞留水 Sr 処理水の処理により処理水 (ALPS 処理済水 ) が増加 仮設 RHRS P P ~2 号建屋 [ 約 500m] [ 約 20850m] [ 約 897](/thumbs/91/105934847.jpg "() 汚染水の貯蔵状況 建屋貯蔵量 : サブドレン水位低下に合わせた建屋水位低下に伴い 水量が徐々に減少 タンク貯蔵量 : 建屋内滞留水 Sr 処理水の処理により処理水 (ALPS 処理済水 ) が増加 仮設 RHRS P P ~2 号建屋 [ 約 500m] [ 約 20850m] [ 約 897")
参考資料 2 汚染水対策の進捗状況及びリスクマップ 207/08/25 東京電力ホールディングス株式会社 () 汚染水の貯蔵状況 建屋貯蔵量 : サブドレン水位低下に合わせた建屋水位低下に伴い 水量が徐々に減少 タンク貯蔵量 : 建屋内滞留水 Sr 処理水の処理により処理水 (ALPS 処理済水 ) が増加 仮設 RHRS P P ~2 号建屋 [ 約 500m] [ 約 20850m] [ 約 8970m]
《地域説明会資料》福島第一原子力発電所 汚染水の状況
福島第一原子力発電所 汚染水の状況 平成 25 年 8 月 ご説明内容 1 事故後の炉心冷却の変遷 現在の汚染水対策の状況 1 ためる対策 2 増やさない対策 3 きれいにする対策 汚染水の海への流出とその抑制 至近の漏えい事象 分析結果 流出抑制対策 事故後の炉心冷却の変遷 2 事故直後 事故後約 1 ヶ月以内 原子炉 海水 原子炉 電動ポンプ 汚染水 消防車 汚染水 淡水 海 滞留する一方 滞留する一方
福島原発とつくばの放射線量計測
福島原発とつくばの放射線量計測 産業技術総合研究所 計測標準研究部門量子放射科 齋藤則生 1. 放射線を測る 2. 放射能を測る 3. 展示の紹介 2011 年 7 月 23 日産総研つくばセンター一般公開特別講演スライド 放射線量を測る毎時マイクロシーベルト (µsv/h) 原子力発電所の事故以来 インターネット 新聞等で放射線量の測定値が掲載されています 例 : 福島市 1.21 µsv/h 産総研
RAA-05(201604)MRA対応製品ver6
M R A 対 応 製 品 ISO/IEC 17025 ISO/IEC 17025は 試験所及び校正機関が特定の試験又は 校正を実施する能力があるものとして認定を 受けようとする場合の一般要求事項を規定した国際規格 国際相互承認 MRA Mutual Recognition Arrangement 相互承認協定 とは 試験 検査を実施する試験所 検査機関を認定する国際組織として ILAC 国際試験所認定協力機構
資料第2－4号：「放射線発生装置の使用に伴い生じる放射化物の安全規制に係る技術基準等に関する調査
放射線発生装置の使用に伴い生じる放射化物の安全規制に係る技術基準等に関する調査 気体状 液体状の放射化物の取扱いに関する調査 平成 22 年 8 月 11 日 高エネルギー加速器研究機構 1 気体の調査方法 1 ビームの出射口にグローブボックス (1m 0.5m 0.5m ) を設置して照射 照射終了後 空気を 1.5l 電離箱に採取 同時に 室内と迷路からも採取 直ちに振動容量電位計で測定 2 気体の調査方法
2_R_新技術説明会（佐々木）
% U: 6.58%, Np, Am:.5%, Pu:.% 5.8% Cs 6.5% Sr %.9%Mo 8.74% Tc.9% TODA C 8 H 7 C 8 H 7 N CH C CH N CH O C C 8 H 7 O N MIDOA C 8 H 7 DOODA NTA + HN(C 8 H 7 ) + H O DCC + SOCl + HN(C 8 H 7 ) + Cl TODA (TODA)
プレゼンテーションタイトル
福島県原子力発電所の廃炉に関する安全監視協議会 資料 (1) 資料 (1)-2 (1)2 号機原子炉建屋西側外壁の開口設置について 2018 年 5 月 16 日 東京電力ホールディングス株式会社 無断複製 転載禁止東京電力ホールディングス株式会社 1. 2 号機原子炉建屋西側外壁開口の進捗状況について 工事目的 2 号機使用済燃料プール内の燃料取り出しに向けた上部建屋解体に先立ち, 放射性物質の飛散抑制策を徹底するため,
土壌溶出量試験（簡易分析）
土壌中の重金属等の 簡易 迅速分析法 標準作業手順書 * 技術名 : 吸光光度法による重金属等のオンサイト 簡易分析法 ( 超音波による前処理 ) 使用可能な分析項目 : 溶出量 : 六価クロム ふっ素 ほう素 含有量 : 六価クロム ふっ素 ほう素 実証試験者 : * 本手順書は実証試験者が作成したものである なお 使用可能な技術及び分析項目等の記載部分を抜粋して掲載した 1. 適用範囲この標準作業手順書は
福島県原子力発電所の廃炉に関する安全監視協議会 資料 (1)-2 2 号機原子炉建屋西側外壁開口後のオペフロ調査の実施について 2018 年 7 月 26 日 東京電力ホールディングス株式会社 無断複製 転載禁止東京電力ホールディングス株式会社 1. 西側壁開口後のオペフロ調査の実施について 2 号
福島県原子力発電所の廃炉に関する安全監視協議会 資料 ()-2 2 号機原子炉建屋西側外壁開口後のオペフロ調査の実施について 208 年 7 月 26 日 東京電力ホールディングス株式会社 無断複製 転載禁止東京電力ホールディングス株式会社. 西側壁開口後のオペフロ調査の実施について 2 号機使用済燃料プール内の燃料取り出しに向けた上部建屋解体に先立ち 放射性物質の飛散抑制策を徹底するため オペレーティングフロア
IS(A3) 核データ表 ( 内部転換 オージェ電子 ) No.e1 By IsoShieldJP 番号 核種核種半減期エネルギー放出割合核種番号通番数値単位 (kev) (%) 核崩壊型 娘核種 MG H β-/ce K A
IS(A3)- 284 - No.e1 核種核種半減期エネルギー放出割合核種通番数値単位 (kev) (%) 1 1 1 MG-28 20.915 H 29.08 27.0000 β-/ce K Al-28 2 1 2 MG-28 20.915 H 30.64 2.6000 β-/ce L Al-28 3 2 1 SC-44M 58.6 H 270.84 0.0828 EC/CE CA-44 4 2
1 1 H Li Be Na M g B A l C S i N P O S F He N Cl A e K Ca S c T i V C Mn Fe Co Ni Cu Zn Ga Ge As Se B K Rb S Y Z Nb Mo Tc Ru Rh Pd Ag Cd In Sn Sb T e
No. 1 1 1 H Li Be Na M g B A l C S i N P O S F He N Cl A e K Ca S c T i V C Mn Fe Co Ni Cu Zn Ga Ge As Se B K Rb S Y Z Nb Mo Tc Ru Rh Pd Ag Cd In Sn Sb T e I X e Cs Ba F Ra Hf Ta W Re Os I Rf Db Sg Bh
03J_sources.key
Radiation Detection & Measurement (1) (2) (3) (4)1 MeV ( ) 10 9 m 10 7 m 10 10 m < 10 18 m X 10 15 m 10 15 m ......... (isotope)...... (isotone)......... (isobar) 1 1 1 0 1 2 1 2 3 99.985% 0.015% ~0% E
土壌含有量試験（簡易分析）
土壌中の重金属の 簡易 迅速分析法 標準作業手順書 * 技術名 : ストリッピング ボルタンメトリー法 ( 超音波による前処理 ) 使用可能な分析項目 : 砒素溶出量, 砒素含有量 実証試験者 : 北斗電工株式会社 株式会社フィールドテック * 本手順書は実証試験者が作成したものである なお 使用可能な技術及び分析項目等の記載部分を抜粋して掲載した 1. 適用範囲この標準作業手順書は 環告 18 号に対応する土壌溶出量試験
目 次 はじめに 1 Ⅰ 福島第一原子力発電所における固体廃棄物貯蔵庫について 1 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の目的と計画 2 (1) 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の目的 (2) 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の計画 2 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設に関する安全性 4 (1) 周辺地域への放
東京電力株式会社福島第一原子力発電所における固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟の増設に関する協議結果 平成 26 年 1 月 20 日 福島県原子力発電所安全確保技術連絡会安全対策部会 目 次 はじめに 1 Ⅰ 福島第一原子力発電所における固体廃棄物貯蔵庫について 1 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の目的と計画 2 (1) 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の目的 (2) 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の計画
Microsoft Word - 報告書（全） doc
1. 日本近海における海水及び海底土の放射能調査 1.1 調査の概要この調査は 核実験等が海洋の自然環境に及ぼす影響を把握するために実施しており 日本近海の海水及び海底土に含まれる人工放射性物質の分布状況 経変化等を把握するものである 海水については昭和 34 (1959 ) に 海底土については同 48 (1973 ) にそれぞれ調査を開始し 以来継続して実施している 本報告は平成 18 (2006
<4D F736F F F696E74202D E9197BF322D31817A81798E518D6C322D31817A899890F CE8DF BB82C994BA82A4838A E92E18CB872342E707074>
参考 2- リスクマップ詳細 0 () 汚染水リスクマップ /H27. 時点の整理 汚染水イベント発生リスクマップ H26. H27. の変遷 W タンク (ALPS) F/W タンク ( 濃塩 ) F/W タンク (Sr 処理 ) F タンク (ALPS) F タンク ( 淡水 ) F/W タンク (ALPS) F/W タンク (ALPS) ALPS 等を用いた処理に伴う濃縮塩水の水量減少により
捗 捗 2012730 2 3 12mSv/h TIP 5mSv/h 1.2mmSv/h msv/h 38.6%43.5% 23.0 11.0 25.0 12.0 25.0 15.0 9.0 12.0 12.0 9.0 11.0 19.0 15.0 1 1.2m 3.0 A 10.0 5.0 C 4.0 B 4.0 2 2 4 RVI-337 RPV X-51 RPV RVI-337 6.0[mm]
Microsoft PowerPoint - H25環境研修所(精度管理）貴田（藤森修正）
測定技術における課題 1 元素の機器分析 藤森 英治 ( 環境調査研修所 ) 1 まとめと課題 5 ろ液の保存 改正告示法では 溶出液の保存方法は規定していない 測定方法は基本的に JISK0102 工場排水試験法を引用する場合が多く 溶出液の保存についてはそれに準ずる 今回の共同分析では 溶出液の保存について指示していなかった そのため 六価クロムのブラインド標準では六価クロムが三価クロムに一部還元される現象がみられた
<4D F736F F F696E74202D BB8A7790EA96E588CF88F589EF5F93FA97A CE93635F E >
日本原子力学会 水化学部会 第 32 回定例研究会 有機酸を利用した炉内構造物 使用済イオン交換樹脂の化学除染技術 2018/03/20 ( 株 ) 日立製作所 目次 1. 炉内構造物 一次系配管の化学除染技術 1-1. 廃止措置における化学除染の目的 1-2. 化学除染技術 (HOP 法 ) の特徴 1-3. HOP 法の実機適用実績 2. 使用済イオン交換樹脂の化学除染技術 2-1. 使用済イオン交換樹脂の概要
(Microsoft Word - \225\361\215\220\217\221\201i\221S\201j.doc)
1. 日本近海における海水及び海底土の放射能調査 1.1 調査の概要この調査は 核実験等が海洋の自然環境に及ぼす影響を把握するために実施しており 日本近海の海水及び海底土に含まれる人工放射性物質の分布状況 経年変化等を把握するものである 海水については昭和 34 年 (1959 年 ) に 海底土については同 48 年 (1973 年 ) にそれぞれ調査を開始し 以来継続して実施している 本報告は平成
実用発電用原子炉の設置 運転等に関する規則 ( 抜粋 ) ( 昭和 53 年 最終改正 : 平成 25 年 )( 通商産業省令 ) ( 工場又は事業所において行われる廃棄 ) 第九十条法第四十三条の三の二十二第一項の規定により 発電用原子炉設置者は 発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において行
資料 6 トリチウムに係る規制基準 平成 26 年 1 月 15 日 トリチウム水タスクフォース事務局 1. 関係法令について 核原料物質 核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律 ( 抜粋 ) ( 昭和 32 年 最終改正 : 平成 25 年 ) ( 保安及び特定核燃料物質の防護のために講ずべき措置 ) 第四十三条の三の二十二発電用原子炉設置者は 次の事項について 原子力規制委員会規則で定めるところにより
高 1 化学冬期課題試験 1 月 11 日 ( 水 ) 実施 [1] 以下の問題に答えよ 1)200g 溶液中に溶質が20g 溶けている この溶液の質量 % はいくらか ( 整数 ) 2)200g 溶媒中に溶質が20g 溶けている この溶液の質量 % はいくらか ( 有効数字 2 桁 ) 3) 同じ
![高 1 化学冬期課題試験 1 月 11 日 ( 水 ) 実施 [1] 以下の問題に答えよ 1)200g 溶液中に溶質が20g 溶けている この溶液の質量 % はいくらか ( 整数 ) 2)200g 溶媒中に溶質が20g 溶けている この溶液の質量 % はいくらか ( 有効数字 2 桁 ) 3) 同じ](/thumbs/94/118405200.jpg "高 1 化学冬期課題試験 1 月 11 日 ( 水 ) 実施 [1] 以下の問題に答えよ 1)200g 溶液中に溶質が20g 溶けている この溶液の質量 % はいくらか ( 整数 ) 2)200g 溶媒中に溶質が20g 溶けている この溶液の質量 % はいくらか ( 有効数字 2 桁 ) 3) 同じ")
高 1 化学冬期課題試験 1 月 11 日 ( 水 ) 実施 [1] 以下の問題に答えよ 1)200g 溶液中に溶質が20g 溶けている この溶液の質量 % はいくらか ( 整数 ) 2)200g 溶媒中に溶質が20g 溶けている この溶液の質量 % はいくらか ( 有効数字 2 桁 ) 3) 同じ溶質の20% 溶液 100gと30% 溶液 200gを混ぜると質量 % はいくらになるか ( 有効数字
土壌から作物への放射性物質の移行（塚田祥文）
土壌から作物への放射性核種の移行 Transfer of radionuclide from soil to agricultural plants 環境科学技術研究所塚田祥文 (Institute for Environmental Sciences, Hirofumi Tsukada) 1. はじめに 環境中に放出された放射性核種は 様々な経路を経て人体中に移行するため その分布や移行を把握することが重要な課題である
化学結合が推定できる表面分析 Ｘ線光電子分光法
1/6 ページ ユニケミー技報記事抜粋 No.39 p1 (2004) 化学結合が推定できる表面分析 X 線光電子分光法 加藤鉄也 ( 技術部試験一課主任 ) 1. X 線光電子分光法 (X-ray Photoelectron Spectroscopy:XPS) とは物質に X 線を照射すると 物質からは X 線との相互作用により光電子 オージェ電子 特性 X 線などが発生する X 線光電子分光法ではこのうち物質極表層から発生した光電子
N R/B T/B Rw/B 捗 1. 9. 2. 10.CUW 3. 11. 4.2 12. 5. 6. 7. 8.FHM H27.2.25 6. 6.FHM 8.FHM 10.CUW 5. P5,6 H27.3.25 6. 7. 8.FHM 10.CUW FHM FHM FHM (H27.3.19) 7 262014 272015 8 9 10 11 12 1 2 3 4 5 6 摺 捗 273
Microsoft PowerPoint - (3)-③ 廃炉協資料(3号カバー)_rev2
福島県原子力発電所の廃炉に関する安全監視協議会 資料 (3) (3)3 号機燃料取り出しカバー設置状況 2017 年 9 月 8 日 東京電力ホールディングス株式会社 1. 現状の工事進捗状況 燃料取り出し用カバー等設置工事は2017 年 1 月に着手 走行レール設置作業を6 月 12 日に開始し,7 月 21 日に完了 ドーム屋根設置作業を7 月 22 日に開始 ドーム屋根 1の設置を8 月 29
1 現場の状況と技術的知見へのニーズ 東京電力 ( 株 ) 福島第一原子力発電所 1~4 号機の廃止措置等に向けた研究開発計画に係る国際シンポジウム 2012 年 3 月 14 日 東京電力株式会社 無断複製 転載禁止 東京電力株式会社
1 現場の状況と技術的知見へのニーズ 東京電力 ( 株 ) 福島第一原子力発電所 1~4 号機の廃止措置等に向けた研究開発計画に係る国際シンポジウム 2012 年 3 月 14 日 原子炉建屋とタービン建屋の構造 (BWR( BWR-4) 原子炉建屋 (R/B) 圧力容器 (RPV) 格納容器 (PCV) タービン建屋 (T/B) 蒸気タービン 蒸気 給水 復水器 圧力抑制室 冷却水 2 3 4 5
目 的 GM計数管式 サーベイメータ 汚染の検出 線量率 参考 程度 β線を効率よく検出し 汚染の検出に適している 電離箱型 サーベイメータ ガンマ線 空間線量率 最も正確であるが シン チレーション式ほど低い 線量率は計れない NaI Tl シンチレー ション式サーベイメータ ガンマ線 空間線量率
さまざまな測定機器 測定機器 ゲルマニウム 半導体検出器 NaI Tl シンチレーション式 サーベイメータ GM計数管式 サーベイメータ 個人線量計 光刺激ルミネッセンス 線量計 OSL 蛍光ガラス線量計 電子式線量計 どのような目的で放射線を測定するかによって 用いる測定機器を選ぶ必要があり ます 放射性物質の種類と量を調べるには ゲルマニウム半導体検出器や NaI Tl シン チレーション式検出器などを備えたγ
一例として 樹脂材料についてEN71-3に規定されている溶出試験手順を示す 1 測定試料を 100 mg 以上採取する 2 測定試料をその 50 倍の質量で 温度が (37±2) の 0.07mol/L 塩酸水溶液と混合する 3 混合物には光が当たらないように留意し (37 ±2) で 1 時間 連
自転車部品のEN71-3に基づく溶出試験 ( 平成 24 年度環境 安全のための評価分析調査事業 ) ( 財 ) 自転車産業振興協会技術研究所 1. はじめに技術研究所では標記事業の一環として 平成 23 年度に環境負荷物質 有害物質の定性 定量に対応した分析装置を導入し 主にRoHS 指令により規制されている6 物質 (5 元素 ) を対象に 最近の自転車部品への含有状況を把握するための追加分析調査
仮設焼却施設の運転状況（11月4日～12月26日）
仮設焼却施設の運転状況 (11 月 4 日 ~12 月 26 日 ) 平成 27 年 2 月 5 日 環境省大臣官房廃棄物 リサイクル対策部 指定廃棄物対策チーム 1 焼却対象物の処理量 焼却灰の生成量 当該運転期間中は 除染廃棄物と牧草 稲わら又は除染廃棄物と牧草の破砕 混合物を焼却処理しました 当該運転期間中の焼却処理量は 37 日間の運転において 50,655kg でした その結果 3/18
微小粒子状物質（PM2
1 調査研究報告 (1) 富山県におけるアジア大陸起源物質の大気環境への影響に関する研究 (Ⅱ) 平成 28 年 4 月の黄砂飛来時における PM 2.5 高濃度事例の解析 木戸瑞佳溝口俊明島田博之 1 はじめに大気中には 粒径.3~μm の多種多様な粒子状物質が存在する なかでも粒径 2.5μm 以下の微小粒子状物質 (PM 2.5 ) は 呼吸器の奥深くまで入り込みやすいことなどから 呼吸器系や循環器系等への健康影響が懸念されており
14551 フェノール ( チアゾール誘導体法 ) 測定範囲 : 0.10~2.50 mg/l C 6H 5OH 結果は mmol/l 単位でも表示できます 1. 試料の ph が ph 2~11 であるかチェックします 必要な場合 水酸化ナトリウム水溶液または硫酸を 1 滴ずつ加えて ph を調整
14551 フェノール ( チアゾール誘導体法 ) 0.10~2.50 mg/l C 6H 5OH 結果は mmol/l 単位でも表示できます 2. ピペットで 10 ml の試料を反応セルに取り ねじぶたで閉じて攪拌します 3. グレーのミクロスプーンで 1 回分の試薬 Ph-1K を加えて ねじぶたでセルを閉じます 4. セルをよく振とうして 固体物を溶かします 5. 緑のミクロスプーンで 1
i ( 23 ) ) SPP Science Partnership Project ( (1) (2) 2010 SSH
i 1982 2012 ( 23 ) 30 1998 ) 2002 2006 2009 1999 2009 10 2004 SPP Science Partnership Project 2004 2005 2009 ( 29 2010 (1) (2) 2010 SSH ii ph 21 2006 10 B5 A5 2014 2 2014 2 iii 21 1962 1969 1987 1992 2005
Microsoft Word - 木材の塩素濃度報告110510_2.docx
木材の塩素濃度に関する報告 (2011 年 5 月 10 日 ) 北海道大学 ( 松藤, 東條, 黄, 松尾 ) 1. 木材の採取表 1に採取木材の概要を, 以下に採取場所等の写真を示す 表 1 採取木材の概要 ID 種類 種別 長さ 断面 採取場所 浸水状況 試料採取 (cm) (cm cm) 1 建材 大 225 15 11 久慈市集積場 集積場であるため不明, 被災域は長 端部 10cm, 中央
0 棄却限界値検出限界値 ない 分布 ある 分布 バックグラウンド 検出されない 検出されるかもしれない 検出される 図 2 検出限界値のイメージ AT1320A/C で出力される検出限界値 通常 検出限界値の算出には試料を測定したときの計数値を使用しますが AT1320A/C で出力される検出限界
1. 検出限界値 ( 検出下限値 ) について 一般的な検出限界値の考え方 最初に スペクトルデータにおけるセシウム 137 のピーク計数値について その測定値がバ ックグラウンド注 1 の計数に対して意味のある正味の計数値 ( バックグラウンドとは明らかに 異なる計数値 ) であるかどうか考えます セシウム 137 のピーク バックグラウンドの計数 図 1 正味の計数 注 1 バックグラウンドここでのバックグラウンドの計数とは空の状態で測定したものではなく
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Copyright 2013 Oki Engineering Co., Ltd. All rights reserved 2013 OEG セミナー 硫黄系アウトガスによる電子機器の障害事例 身近に潜む腐蝕原因ガス 2013 年 7 月 9 日 環境事業部 鈴木康之 Copyright 2013 Oki Engineering Co., Ltd. All rights reserved 2 目次 1.
<4D F736F F D20315F8E64976C8F915F AD90B697CA955D89BF82C98C5782E98E8E8CB182C982A882AF82E98E8E97BF95AA90CD816982BB82CC31816A>
1. 件名 2. 概要 目的 2011 年 3 月 11 日に発生した東北地方太平洋沖地震により引き起こされた東京電力福島第一原子力発電所事故については 現在廃止措置に向けた取組みが進められているが 廃止措置を安全に進めるためには 早期の炉心燃料の取出しが不可欠である 福島第一原子力発電所 1~3 号機では 炉心溶融が発生し 核燃料が炉内構造物の一部やコンクリート等と溶融した上で再度固化した状態 (
厚生労働省委託事業 「 平成25年度 適切な石綿含有建材の分析の実施支援事業 」アスベスト分析マニュアル1.00版
クリソタイル標準試料 UICC A 1 走査型電子顕微鏡形態 測定条件等 :S-3400N( 日立ハイテクノロジーズ )/BRUKER-AXS Xflash 4010) 倍率 2000 倍 加速電圧 5kv 162 クリソタイル標準試料 UICC A 2 走査型電子顕微鏡元素組成 cps/ev 25 20 15 C O Fe Mg Si Fe 10 5 0 2 4 6 8 10 12 14 kev
第 2 回保障措置実施に係る連絡会 ( 原子力規制庁 ) 資料 3 廃止措置施設における保障措置 ( 規制庁及び IAEA との協力 ) 平成 31 年 4 月 24 日 日本原子力研究開発機構安全 核セキュリティ統括部 中村仁宣
第 2 回保障措置実施に係る連絡会 ( 原子力規制庁 ) 資料 3 廃止措置施設における保障措置 ( 規制庁及び IAEA との協力 ) 平成 31 年 4 月 24 日 日本原子力研究開発機構安全 核セキュリティ統括部 中村仁宣 はじめに JAEA は 保有する原子力施設の安全強化とバックエンド対策の着実な実施により研究開発機能の維持 発展を目指すため 1 施設の集約化 重点化 2 施設の安全確保及び
開催日時 平成25年11月14日 木 9:3 17: 会場 東海大学高輪キャンパス1号館 第2会議室 講師 東海大学工学部原子力工学科 教授 大江 俊昭 氏 講義 課題1 放射性廃棄物処分の安全評価解析の基礎 Ⅰ 浅地中ピット処分の事例分析 Ⅱ 地層処分の事例分析 課題2 放射性廃棄物処分の安全評価
RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT FUNDING AND RESEARCH CENTER TOPICS 213.12.NO.18...... Ⅰ 成果等普及活動の実施状況 25 2 2 Ⅱ 25 1 17 1:3 18: 2 3 1 2 3 HLW 25 3 3 Ⅲ 開催日時 平成25年11月14日 木 9:3 17: 会場 東海大学高輪キャンパス1号館 第2会議室 講師 東海大学工学部原子力工学科
2 1 7 - TALK ABOUT 21 μ TALK ABOUT 21 Ag As Se 2. 2. 2. Ag As Se 1 2 3 4 5 6 7 8 9 1 1 2 3 4 5 6 7 8 9 1 1 2 3 4 5 6 7 8 9 1 Sb Ga Te 2. Sb 2. Ga 2. Te 1 2 3 4 5 6 7 8 9 1 1 2 3 4 5 6 7 8 9 1 1 2 3 4
36 th IChO : - 3 ( ) , G O O D L U C K final 1
36 th ICh - - 5 - - : - 3 ( ) - 169 - -, - - - - - - - G D L U C K final 1 1 1.01 2 e 4.00 3 Li 6.94 4 Be 9.01 5 B 10.81 6 C 12.01 7 N 14.01 8 16.00 9 F 19.00 10 Ne 20.18 11 Na 22.99 12 Mg 24.31 Periodic
02.参考資料標準試料データ
参考資料 標準試料データ目次 クリソタイル標準試料 JAWE111 108 アモサイト標準試料 JAWE211 113 クロシドライト標準試料 JAWE311 118 クリソタイル標準試料 JAWE121 123 アモサイト標準試料 JAWE221 131 クロシドライト標準試料 JAWE321 139 アンソフィライト標準試料 JAWE411 147 トレモライト標準試料 JAWE511 155
品目 1 四アルキル鉛及びこれを含有する製剤 (1) 酸化隔離法多量の次亜塩素酸塩水溶液を加えて分解させたのち 消石灰 ソーダ灰等を加えて処理し 沈殿濾過し更にセメントを加えて固化し 溶出試験を行い 溶出量が判定基準以下であることを確認して埋立処分する (2) 燃焼隔離法アフターバーナー及びスクラバ
品目 1 四アルキル鉛及びこれを含有する製剤 (1) 酸化隔離法多量の次亜塩素酸塩水溶液を加えて分解させたのち 消石灰 ソーダ灰等を加えて処理し 沈殿濾過し更にセメントを加えて固化し 溶出試験を行い 溶出量が判定基準以下であることを確認して埋立処分する (2) 燃焼隔離法アフターバーナー及びスクラバー ( 洗浄液にアルカリ液 ) を具備した焼却炉の火室へ噴霧し焼却する 洗浄液に消石灰ソーダ灰等の水溶液を加えて処理し
コロイド化学と界面化学
x 25 1 kg 1 kg = 1 l mmol dm -3 ----- 1000 mg CO 2 -------------------------------------250 mg Li + --------------------------------1 mg Sr 2+ -------------------- 10
PowerPoint プレゼンテーション
テーマ 1: 福島復興に向けた取り組みと放射線防護場の課題 Ⅲ 土壌に分布する放射性セシウムによる 公衆の被ばく線量換算係数 日本原子力研究開発機構 放射線防護研究グループ 佐藤大樹 2014/12/19 保物セミナー 2014 1 発表の内容 研究の背景 研究の目的 計算方法 計算結果 まとめ 2014/12/19 保物セミナー 2014 2 防護量 (Sv) 等価線量 H 実効線量 E 放射線加重係数
RN201602_cs5_0122.indd
ISSN 1349-1229 No.416 February 2016 2 SPECIAL TOPIC113 SPECIAL TOPIC 113 FACE Mykinso 113 SPECIAL TOPIC IUPAC 11320151231 RI RIBFRILAC 20039Zn30 Bi83 20047113 20054201283 113 1133 Bh107 20082009 113 113
研修コーナー
l l l l l l l l l l l α α β l µ l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
H1-H4
42 S H He Li H He Li Be B C N O F Ne Be B C N O F Ne H He Li Be B H H e L i Na Mg Al Si S Cl Ar Na Mg Al Si S Cl Ar C N O F Ne Na Be B C N O F Ne Na K Sc T i V C r K Sc Ti V Cr M n F e C o N i Mn Fe Mg
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3. 溶解 沈殿反応 天然水の化学組成 大陸地殻表層 (mg kg ) 河川水 (mg kg ) Al 77.4.5 Fe 3.9.4 Ca 9.4 3.4 Na 5.7 5. 8.6.3 Mg 3.5 3.4 Andrews et al. (3) An introduction to Environmental Chemistry 天然水の特徴 天然水の金属イオンは主に岩石の風化により生じる ただし
中央環境審議会廃棄物・リサイクル部会（第４９回）
資料 3 放射性物質に汚染されたおそれのある 廃棄物の処理について 2011 年 10 月 廃棄物 リサイクル対策部 目次 放射性物質に汚染されたおそれのある廃棄物の処理について 放射性物質に汚染されたおそれのある廃棄物の処理について 1. 福島県内の災害廃棄物の取扱いについて (1) 当面の取扱いのとりまとめ ( 環境省 経済産業省 厚生労働省 )(5 月 2 日 ) 避難区域及び計画的避難区域については
すとき, モサプリドのピーク面積の相対標準偏差は 2.0% 以下である. * 表示量 溶出規格 規定時間 溶出率 10mg/g 45 分 70% 以上 * モサプリドクエン酸塩無水物として モサプリドクエン酸塩標準品 C 21 H 25 ClFN 3 O 3 C 6 H 8 O 7 :
モサプリドクエン酸塩散 Mosapride Citrate Powder 溶出性 6.10 本品の表示量に従いモサプリドクエン酸塩無水物 (C 21 H 25 ClFN 3 O 3 C 6 H 8 O 7 ) 約 2.5mgに対応する量を精密に量り, 試験液に溶出試験第 2 液 900mLを用い, パドル法により, 毎分 50 回転で試験を行う. 溶出試験を開始し, 規定時間後, 溶出液 20mL
fruikei.xls
東京電力 / 福島第一原子力発電所の緊急事態に伴う静岡県内の環境放射線測定結果 環境放射線の測定結果 ( その1) 測定場所: 静岡市葵区北安東 測定値 (ngy/h) 平成 23 年 3 月 11 日 平成 23 年 3 月 12 日 平成 23 年 3 月 13 日 平成 23 年 3 月 14 日 平成 23 年
目的 2 汚染水処理対策委員会のサブグループ 1 地下水 雨水等の挙動等の把握 可視化 が実施している地下水流動解析モデルの妥当性を確認すること ( 汚染水処理対策委員会事務局からの依頼事項 )
資料 1-3 1 福島第 1 原子力発電所を対象とした地下水流動解析 平成 25 年 12 月 10 日 日本原子力研究開発機構 目的 2 汚染水処理対策委員会のサブグループ 1 地下水 雨水等の挙動等の把握 可視化 が実施している地下水流動解析モデルの妥当性を確認すること ( 汚染水処理対策委員会事務局からの依頼事項 ) 実施内容 3 解析領域設定 地質構造モデルの構築 水理地質構造モデル ( 解析メッシュに水理特性を設定したモデル
PM2.5 中の微量金属成分 久恒邦裕, 山神真紀子 Analysis of PM2.5 with Trace Metal Elements Kunihiro Hisatsune, Makiko Yamagami はじめに 1. 採取期間 地点 方法 サンプル採取は,4 季節ごとに 2 週間で実施さ
PM2.5 中の微量金属成分 久恒邦裕, 山神真紀子 Analysis of PM2.5 with Trace Metal Elements Kunihiro Hisatsune, Makiko Yamagami はじめに 1. 採取期間 地点 方法 サンプル採取は,4 季節ごとに 2 週間で実施された. 詳細 は以下の通りである. 微小粒子状物質 (PM2.5) の環境基準が 2009 年 9 月に
元素分析
: このマークが付してある著作物は 第三者が有する著作物ですので 同著作物の再使用 同著作物の二次的著作物の創作等については 著作権者より直接使用許諾を得る必要があります (PET) 1 18 1 18 H 2 13 14 15 16 17 He 1 2 Li Be B C N O F Ne 3 4 5 6 7 8 9 10 Na Mg 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 Al Si P
CPT2L1Z1J154.indd
要点学習化学変化と原子分子 1 1 30 分分解, 物質のしくみ CPT2L1-Z1J1-01 要点 要点を読んで重要なポイントを確認しましょう 分解 1 分解 物質そのものが 性質が異なる別の物質に変わる変化を() といいます 1 種類の物質が2 種類以上の別の物質に分かれる化学変化をといいます 加熱により起こる分解をとくにといい 電流を流すことにより起こる分解をとくに といいます 2 炭酸水素ナトリウムを熱分解する実験
放射性廃棄物の発生 Q 放射性廃棄物 ってなに? 放射性廃棄物の発生場所 使用済燃料のリサイクルに伴って発生する廃棄物 放射性廃棄物 は 原子力発電や 使用済燃料のリサイクルなどに伴って発生する ( 放射線を出す ) 放射性物質を含む廃棄物 です 原子力発電所の運転に伴って発生する放射性廃棄物 ラン
2018.1 放射性廃棄物 Q & A 放射性廃棄物 ってなに? 放射性固体廃棄物は どのように処分するの? 原子力発電所を解体して出た廃棄物は どのように処分するの? クリアランス制度 ってなに? この印刷物は環境配慮型印刷システムを採用しています 2018.1 放射性廃棄物の発生 Q 放射性廃棄物 ってなに? 放射性廃棄物の発生場所 使用済燃料のリサイクルに伴って発生する廃棄物 放射性廃棄物 は
本品約2g を精密に量り、試験液に水900mLを用い、溶出試験法第2法により、毎分50回転で試験を行う
ベンフォチアミン 138.3mg/g ピリドキシン塩酸塩 100mg/g シアノコバラミン 1mg/g 散 Benfotiamine 138.3mg/g Pyridoxine Hydrochloride 100mg/g and Cyanocobalamin 1mg/g Powder 溶出性 6.10 本品約 0.5g を精密に量り, 試験液に水 900mL を用い, パドル法により, 毎分 50 回転で試験を行う.
環境科学部年報（第16号）－04本文-学位論文の概要.indd
琵琶湖におけるケイ素画分の特徴とそれに影響を及ぼす要因 安積寿幸 環境動態学専攻 はじめに近年 人間活動の増大が 陸水や海洋において栄養塩 ( 窒素 リン ケイ素 ) の循環に影響を与えている この人間活動の増大は 河川や湖沼 海洋の富栄養化を引き起こすだけでなく ケイ素循環にも影響をおよぼす 特に陸水域における富栄養化やダムの建造は 珪藻生産 珪藻の沈降 堆積を増加させ 陸域から海洋へのケイ素の輸送を減少させる
MP-AES ICP-QQQ Agilent 5100 ICP-OES Agilent 5100 (SVDV) ICP-OES (DSC) 1 5100 SVDV ICP-OES VistaChip II CCD Agilent 7900 ICP-MS 7700 / 10 7900 ICP-MS ICP-MS FTIR Agilent 7900 ICP-MS Agilent Cary 7000 (UMS)
リスク工学グループ演習
リスク工学グループ演習最終発表 2014/10/24 福島事故 第 1 次航空機モニタリングによる放射線量データの修正 2 班會澤拓也角屋貴則齋藤愛美佐野亨アドバイザー教員羽田野祐子 1 放射線の影響予測の必要性 東日本大震災福島第一原子力発電所事故 大量の放射性物質発生 画像出典 :http://jp.ibtimes.com/ 原発事故後 放射線の悪影響人体 土地 食品 農作物 経済 影響は多方面に
資料 3 前回の小委員会の振り返りについて 多核種除去設備等処理水の取扱いに関する小委員会 事務局
資料 3 前回の小委員会の振り返りについて 多核種除去設備等処理水の取扱いに関する小委員会 事務局 ALPS 処理水の処分に伴う社会的影響について 第 8 回の小委員会では トリチウム水タスクフォースにて検討された 5 つの処分方法毎の特性や 社会 的影響の考え方について整理 処〇 ALPS 処理水を処分に伴う社会的影響を抑える対策については 情報を的確に伝えるためのリスクコミュニケーション対策と風評被害防止
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インクジェットを利用した微小液滴形成における粘度及び表面張力が与える影響 色染化学チーム 向井俊博 要旨インクジェットとは微小な液滴を吐出し, メディアに対して着滴させる印刷方式の総称である 現在では, 家庭用のプリンターをはじめとした印刷分野以外にも, 多岐にわたる産業分野において使用されている技術である 本報では, 多価アルコールや界面活性剤から成る様々な物性値のインクを吐出し, マイクロ秒オーダーにおける液滴形成を観察することで,
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廃棄法暗記プリント 希釈法 : 多量の水で希釈して処理する 希釈法 : 多量の水で希釈して処理する 中和法 : 水を加えて希薄な水溶液とし 酸 ( 希塩酸 希硫酸など ) で中和させた後 多量の水で希釈して処理する 中和法 : 水を加えて希薄な水溶液とし 酸 ( 希塩酸 希硫酸など ) で中和させた後 多量の水で希釈して処理する 中和法 : 水で希薄な水溶液とし 酸 ( 希塩酸 希硫酸など ) で中和させた後
A6/25 アンモニウム ( インドフェノールブルー法 ) 測定範囲 : 0.20~8.00 mg/l NH 4-N 0.26~10.30 mg/l NH ~8.00 mg/l NH 3-N 0.24~9.73 mg/l NH 3 結果は mmol/l 単位でも表示できます 1. 試料の
A6/25 アンモニウム ( インドフェノールブルー法 ) 測定範囲 : 0.20~8.00 mg/l NH 4-N 0.26~10.30 mg/l NH 4 0.20~8.00 mg/l NH 3-N 0.24~9.73 mg/l NH 3 2. ピペットで 1.0ml の試料を反応セルに取り ねじぶたで閉じて攪拌します 3. 青の計量キャップで 1 回分の試薬 NH 4-1K を加えて ねじぶたでセルを閉じます
3. 調査結果 (1)PM2.5, 黄砂の状況調査期間中の一般環境大気測定局 5 局の PM2.5 濃度 ( 日平均値 ) の平均値を図 1 に示す 平成 26 年度は 9.9~49.9μg/m 3 ( 平均値 28.4μg/m 3 ), 平成 27 年度は 11.6~32.4μg/m 3 ( 平均
PM2.5 黄砂に関する健康影響調査について 1. はじめに 福岡市黄砂影響検討委員会 の意見を受け, 微小粒子状物質 ( 以下 PM2.5 という ) 黄砂等を含む大気汚染物質と小児の日々の症状との関連について, 平成 25~27 年度の 3 年間で調査を実施した 小児全体を対象に個別の健康状態や生活環境を考慮せずに PM2.5 が単位濃度 (10μg/m 3 ) 上昇した場合の影響を解析した結果,
塗料の研究第147号本体.indd
Study on Cissing Phenomena Observed in Application of Waterborne Paints Kazutoshi Sugiura Miki Aoki 水性塗料のハジキ現象に関する研究 1. はじめに EPMAによるハジキ分析事例ではハジキ部位に微量のSi成 分が検出されている このように原因物質が特定できると そ れが発生する原因や場所を推定しやすくなり
られなかった また 内部確認において ドラム缶内側は 大きな廃棄物袋 ( 以下 充填用袋 という ) で養生され その中に スラッジを 3~12kg 毎に二枚以上重ねた廃棄物袋に封入したものが複数個充填されガムテープ等で閉じられていた さらに 廃棄物袋を容器から取り出し観察したところ a) 廃棄物袋
平成 28 年 10 月 21 日国立研究開発法人日本原子力研究開発機構原子炉廃止措置研究開発センター 固体廃棄物貯蔵庫に保管中のドラム缶からの析出物について 1. 発生状況原子炉廃止措置研究開発センター ( 以下 ふげん という ) において 8 月 18 日 ( 木 )10 時 14 分頃 協力会社作業員により固体廃棄物貯蔵庫に貯蔵保管中のドラム缶等の巡視 (1 回 / 月 ) を行っていたところ