Microsoft PowerPoint - ①-3_データ集(タンク推定・実測)r6
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- ゆきさ ほうねん
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1 参考資料 -3 ALPS 処理水データ集 ( タンク群毎 )
2 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 1
3 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 E E E E E E E 核種告示比推定 1 A 4.16E E E E E E E E E B 4.16E E E E E E E E E C 4.16E E E E E E E E E D 9.01E E E E E E E E E+01 >100 2 G4 エリア D 3.98E E E E E E E E E G5 エリア A 3.15E E E E E E E E E B 3.15E E E E E E E E E C 3.15E E E E E E E E E 主要核種 (,,,,,,) の比推定値の和と 62 核種中の主要核種以外の告示比推定値 0.3 の合算値 2 ALPS 処理水の測定値から評価した合算値は 0.66 であるが当該タンクにて Sr 処理水の残水と混合されているため >100 とした 2
4 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 G7 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 E E E E E E E 核種告示比推定 1 AB 6.58E E E E E E E E E 主要核種 (,,,,,,) の比推定値の和と 62 核種中の主要核種以外の告示比推定値 0.3 の合算値 3
5 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 J1 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 E E E E E E E 核種告示比推定 1 A 3.64E E E E E E E E E+01 >100 2 C 1.96E E E E E E E E E+02 >100 3 D 4.72E E E E E E E E E E 4.72E E E E E E E E E F 4.72E E E E E E E E E G 2.38E E E E E E E E E+01 >100 5 H 1.22E E E E E E E E E K 6.31E E E E E E E E E L 2.81E E E E E E E E E M 2.81E E E E E E E E E N 1.90E E E E E E E E E+04 > 主要核種 (,,,,,,) の比推定値の和と 62 核種中の主要核種以外の告示比推定値 0.3 の合算値 2 ALPS 処理水の測定値から評価した合算値は 0.97 であるが当該タンクにて Sr 処理水の残水と混合されているため >100 とした 3 ALPS 処理水の測定値から評価した合算値は であるが当該タンクにて Sr 処理水の残水と混合されているため >100 とした 4 既設 ALPS 前処理設備の不具合により発生した 濃度の高い水を受け入れ 5 ALPS 処理水の測定値から評価した合算値は 0.58 であるが当該タンクにて Sr 処理水の残水と混合されているため >100 とした 6 ALPS 処理水の測定値から評価した合算値は 5.33 であるが当該タンクにて Sr 処理水の残水と混合されているため >100 とした 4
6 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 J2 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 E E E E E E E 核種告示比推定 1 ABDF 4.80E E E E E E E E E C 2.95E E E E E E E E E E 3.24E E E E E E E E E G 3.28E E E E E E E E E K 3.01E E E E E E E E E HLM 4.80E E E E E E E E E J3 エリア A 2.28E E E E E E E E E B 3.09E E E E E E E E E C 3.09E E E E E E E E E DEF 3.74E E E E E E E E E 主要核種 (,,,,,,) の比推定値の和と62 核種中の主要核種以外の告示比推定値 0.3の合算値 5
7 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 J4 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 E E E E E E E 核種告示比推定 1 A 4.24E E E E E E E E E B 4.24E E E E E E E E E C 4.24E E E E E E E E E D 4.95E E E E E E E E E E 7.76E E E E E E E E E F 4.30E E E E E E E E E G 4.30E E E E E E E E E H 4.30E E E E E E E E E K 4.30E E E E E E E E E L 4.92E E E E E E E E E 主要核種 (,,,,,,) の比推定値の和と62 核種中の主要核種以外の告示比推定値 0.3の合算値 6
8 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 J5 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 E E E E E E E 核種告示比推定 1 A 9.64E E E E E E E E E B 9.64E E E E E E E E E C 9.64E E E E E E E E E D 9.64E E E E E E E E E E 9.64E E E E E E E E E J6 エリア A 4.05E E E E E E E E E B 4.07E E E E E E E E E C 4.07E E E E E E E E E D 4.07E E E E E E E E E E 4.07E E E E E E E E E 主要核種 (,,,,,,) の比推定値の和と62 核種中の主要核種以外の告示比推定値 0.3の合算値 7
9 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 J7 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 E E E E E E E 核種告示比推定 1 A 8.09E E E E E E E E E B 6.02E E E E E E E E E C 6.02E E E E E E E E E D 6.02E E E E E E E E E E 8.09E E E E E E E E E J8 エリア A 1.03E E E E E E E E E B 1.03E E E E E E E E E J9 エリア A 2.64E E E E E E E E E B 2.64E E E E E E E E E 主要核種 (,,,,,,) の比推定値の和と62 核種中の主要核種以外の告示比推定値 0.3の合算値 8
10 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 K1 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 E E E E E E E 核種告示比推定 1 A 8.71E E E E E E E E E B 8.71E E E E E E E E E K2 エリア C 3.67E E E E E E E E E D 7.36E E E E E E E E E K3 エリア A 6.04E E E E E E E E E B 6.04E E E E E E E E E 主要核種 (,,,,,,) の比推定値の和と62 核種中の主要核種以外の告示比推定値 0.3の合算値 9
11 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 K4 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 E E E E E E E 核種告示比推定 1 A 4.66E E E E E E E E E B 4.70E E E E E E E E E C 3.96E E E E E E E E E D 4.06E E E E E E E E E E 4.37E E E E E E E E E 主要核種 (,,,,,,) の比推定値の和と62 核種中の主要核種以外の告示比推定値 0.3の合算値 10
12 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 H1 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 E E E E E E E 核種告示比推定 1 A 5.49E E E E E E E E E B 5.49E E E E E E E E E C 1.70E E E E E E E E E D 5.49E E E E E E E E E E 3.48E E E E E E E E E F 3.48E E E E E E E E E G 3.48E E E E E E E E E H1E エリア A 7.15E E E E E E E E E B 7.15E E E E E E E E E C 5.81E E E E E E E E E 主要核種 (,,,,,,) の比推定値の和と 62 核種中の主要核種以外の告示比推定値 0.3 の合算値 11
13 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 H2 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 E E E E E E E 核種告示比推定 1 A 4.66E E E E E E E E E B 3.50E E E E E E E E E C 9.49E E E E E E E E E D 2.85E E E E E E E E E E 2.81E E E E E E E E E F 8.36E E E E E E E E E G 8.53E E E E E E E E E J 4.82E E E E E E E E E K 4.82E E E E E E E E E L 4.82E E E E E E E E E 主要核種 (,,,,,,) の比推定値の和と 62 核種中の主要核種以外の告示比推定値 0.3 の合算値 12
14 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 H4N 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 E E E E E E E 核種告示比推定 1 A 4.17E E E E E E E E E B 4.58E E E E E E E E E C 4.44E E E E E E E E E D 1.99E E E E E E E E E 主要核種 (,,,,,,) の比推定値の和と 62 核種中の主要核種以外の告示比推定値 0.3 の合算値 13
15 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 H4 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 [Bq/L 6.00E E E E E E E 核種告示比推定 1 A 1.61E E E E E E E E E G1S エリア A 1.51E E E E E E E E E B 5.32E E E E E E E E E C 1.42E E E E E E E E E B5 3.46E E E E E E E E E 主要核種 (,,,,,,) の比推定値の和と62 核種中の主要核種以外の告示比推定値 0.3の合算値 14
16 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 ( まとめ ) ALPS 処理水の分析結果に基づくタンク群毎の放射能濃度の推定 ( まとめ ) ( 単位 :m 3 ) 62 核種告示比総和の推定値 トリチウム告示比推定値 ~1 1~10 10~20 20~30 30~40 40~ 計 ~1 1, ,900 7, ,700 1~5 19,400 97,900 81,500 75,100 34,100 11, ,500 5~ ,700 35, ,100 9,100 25, ,400 10~ ,900 95,300 50, , ~ 0 25,100 40, ,200 計 20, , , ,000 43,200 37, ,800 設備運用開始初期の処理水等 クロスフローフィルタの透過水 放射能濃度の高い Sr 処理水の残水に ALPS 処理水が混合された水 15
17 2. タンク群毎の放射能濃度実測値 16
18 2. タンク群毎の放射能濃度実測値 エリア K4 Gr 9.00E E E E E E E E+04 主要 7 核種告示比総和 [-] A1 平均 1.16E E E E E E E E E A1 上段 7.37E-02 <9.32E E E-01 <7.95E-01 <6.41E E E E A1 中段 8.37E-02 <8.53E E E-01 <8.11E-01 <7.38E E E E A1 下段 1.92E-01 <9.90E E E-01 <8.28E-01 <6.83E E E E A6 平均 6.60E E E E E E E E E A6 上段 6.35E E E E-01 <8.55E-01 <7.45E E E E A6 中段 6.52E E E E-01 <8.47E-01 <7.92E E E E A6 下段 6.94E E E E-01 <7.91E-01 <7.88E E E E B1 平均 3.54E E E E E E E E E B1 上段 2.87E-01 <9.62E E E-01 <8.03E E E+01 - B1 中段 3.67E-01 <1.41E E E-01 <8.72E E E E E B1 下段 4.08E-01 <1.04E E E-01 <8.44E E E+01 - B6 平均 7.02E E E E E E E E E B6 上段 7.16E E E E E E E+01 - B6 中段 6.72E E E E E E E E E B6 下段 7.20E E E E E E E+01 - D1 平均 1.56E E E E E E E E E D1 上段 1.82E-01 <1.60E E E-01 <9.95E E E+00 - D1 中段 1.38E-01 <9.26E E E-01 <8.30E-01 <7.43E E E E D1 下段 1.48E-01 <1.15E E E-01 <1.05E E E+00 - 上段 中段 下段の平均値を示す 今回の新たに整理した値 当該数値は暫定値であり 確定後あらためて当社 HP にて公開予定 17
19 2. タンク群毎の放射能濃度実測値 エリア K4 J8 J9 Gr 9.00E E E E E E E E+04 主要 7 核種告示比総和 [-] C5 平均 6.59E E E E E E E E E C5 上段 6.29E E E-01 <1.99E-01 <8.37E E E+00 - C5 中段 6.57E-01 <1.23E E-01 <2.80E-01 <1.06E+00 <7.84E E E E C5 下段 6.90E-01 <7.84E E-01 <2.95E E E E+00 - E1 平均 4.86E E E E E E E E E E1 上段 4.29E E E E E E E+01 - E1 中段 5.46E E E E E E E E E E1 下段 4.83E-01 <1.13E E E E E E+01 - E5 平均 7.36E E E E E E E E E E5 上段 7.42E-01 <1.05E E E E E E+00 - E5 中段 7.08E E E E E E E E E E5 下段 7.57E E E E E E E+01 - A1 1.38E+00 <1.74E E-01 <5.78E-01 <1.31E E E E E A4 7.44E-01 <1.91E E-01 <4.95E-01 <1.26E E E E E A5 8.09E-01 <2.22E E E E E E E E B1 1.22E+00 <2.18E E-01 <6.26E-01 <1.38E E E E E B3 6.91E-01 <1.77E E E E E E E E A1 2.71E-01 <2.73E E-01 <4.19E E E E E E A3 2.76E-01 <1.62E E-01 <5.92E-01 <1.31E E E E E A6 3.34E-01 <1.34E E-01 <4.21E-01 <1.21E E E E E B1 2.65E-01 <1.99E E E E E E E E B4 2.42E-01 <1.69E E-01 <6.05E-01 <1.31E E E E E B6 3.06E-01 <3.06E E E-01 <1.18E+00 <8.48E E E E 今回の新たに整理した値 当該数値は暫定値であり 確定後あらためて当社 HP にて公開予定 上段 中段 下段の平均値を示す 18
20 2. タンク群毎の放射能濃度実測値 エリア H1E J4 Gr 9.00E E E E E E E E+04 主要 7 核種告示比総和 [-] A1 1.05E+00 <1.55E E-01 <4.39E-01 <1.28E E E E E A4 7.16E-01 <1.83E E-01 <4.80E-01 <1.23E E E E E A7 7.32E-01 <2.66E E-01 <4.13E E E E E E B1 5.35E-01 <2.68E E-01 <4.18E-01 <1.29E E E E E B3 6.58E-01 <3.02E E-01 <4.36E-01 <1.46E E E E E B5 8.22E-01 <1.46E E-01 <5.49E-01 <1.23E E E E E B7 6.02E-01 <2.18E E-01 <4.40E-01 <1.19E E E E E C1 6.82E-01 <1.61E E-01 <4.67E-01 <1.27E E E E E C3 7.33E-01 <1.48E E-01 <4.72E-01 <1.34E E E E E C6 6.87E-01 <2.18E E E-01 <1.24E E E E E C8 5.83E-01 <1.19E E-01 <4.18E-01 <1.20E E E E E L1 7.19E-01 <1.82E E E-01 <1.19E E E E E L3 5.83E-01 <1.79E E-01 <4.38E-01 <1.12E E E E E L5 6.76E-01 <3.35E E-01 <4.41E-01 <1.16E E E E E
21 2. タンク群毎の放射能濃度実測値 エリア Gr 9.00E E E E E E E E+04 主要 7 核種告示比総和 [-] H2 H4N H4 A1 1.03E-01 <1.82E E E-01 <9.73E E E E E A5 1.90E-01 <1.78E E E-01 <1.00E+00 <7.19E E E E B1 3.11E-01 <2.22E E E E E E E E B4 3.74E-01 <1.20E E E-01 <9.44E E E E E C1 1.06E+00 <1.58E E E-01 <9.29E-01 <5.93E E E E C4 4.94E-01 <2.05E E E-01 <9.37E-01 <5.60E E E E D1 3.56E-01 <1.48E E E E+00 <8.42E E E E D3 3.14E-01 <1.26E E E E E E E E E1 3.71E-01 <1.78E E E E E E E E E4 2.25E-01 <1.42E E E E E E E E F1 5.02E-01 <1.27E E E-01 <1.04E+00 <6.39E E E E G5 5.31E E E E-01 <9.29E-01 <5.45E E E E J1 4.45E-01 <1.28E E E E+00 <6.36E E E E J3 3.96E-01 <1.27E E E-01 <9.45E E E E E K4 2.70E-01 <1.90E E E E E E E E L1 1.35E-01 <1.33E E E-01 <9.45E E E E E A1 4.55E-01 <1.52E E E E E E E E A6 3.37E-01 <1.68E E E E E E E E A7 5.92E-01 <1.25E E E-01 <9.37E-01 <6.04E E E E B1 2.40E-01 <1.90E E E-01 <1.03E+00 <5.88E E E E C1 <8.87E-02 <1.22E E E E+00 <5.27E E E E C5 1.41E E E E-01 <9.38E-01 <6.68E E E E D1 1.68E-01 <1.25E E E-01 <1.04E E E E E D4 3.38E-01 <1.88E E E-01 <9.28E E E E E A1 <9.03E-02 <1.35E E E E E E E E A11 <9.01E-02 <1.54E E E-01 <1.11E E E E E
22 3. タンク群毎の放射能濃度推定値とタンク群毎の放射能濃度実測値の比較 21
23 3. タンク群毎の放射能濃度推定値と実測値の比較 (K4 エリア ) K4 エリア 放射能濃度 1,000, ,000 Bq/L 10,000 1, K4-A1( 実測値 ) K4-A6( 実測値 ) K4-B1( 実測値 ) K4-B6( 実測値 ) K4-D1( 実測値 ) K4-C5( 実測値 ) K4-E1( 実測値 ) K4-E5( 実測値 ) K4-A( 推定値 ) K4-B( 推定値 ) K4-C( 推定値 ) K4-D( 推定値 ) K4-E( 推定値 ) 告示比 主要 7 核種 告示比総和 実測値はタンク上層 中層 下層部の平均値を示す [-] 22
24 3. タンク群毎の放射能濃度推定値と実測値の比較 (J4 エリア ) J4 エリア 1,000,000 1 J4-L1( 実測値 ) 100,000 10,000 J4-L3( 実測値 ) J4-L5( 実測値 ) J4-L( 推定値 ) 放射能濃度 Bq/L 1, 告示比 主要 7 核種 告示比総和 実測値はタンク中層部の平均値を示す [-] 23
25 3. タンク群毎の放射能濃度推定値と実測値の比較 (J8 エリア ) J8 エリア 1,000,000 1 J8-A1( 実測値 ) 100,000 J8-A4( 実測値 ) J8-A5( 実測値 ) 10,000 J8-B1( 実測値 ) J8-B3( 実測値 ) 放射能濃度 Bq/L 1, J8-A,B( 推定値 ) 告示比 主要 7 核種 告示比総和 実測値はタンク中層部の平均値を示す [-] 24
26 3. タンク群毎の放射能濃度推定値と実測値の比較 (J9 エリア ) J9 エリア 放射能濃度 Bq/L 1,000, ,000 10,000 1, J9-A1( 実測値 ) J9-A3( 実測値 ) J9-A6( 実測値 ) J9-B1( 実測値 ) J9-B4( 実測値 ) J9-B6( 実測値 ) J9-A,B( 推定値 ) 告示比 主要 7 核種 告示比総和 実測値はタンク中層部の平均値を示す [-] 25
27 3. タンク群毎の放射能濃度推定値と実測値の比較 (H1E エリア ) H1E エリア 放射能濃度 Bq/L 1,000, ,000 10,000 1, H1E-A1( 実測値 ) H1E-A4( 実測値 ) H1E-A7( 実測値 ) H1E-B1( 実測値 ) H1E-B3( 実測値 ) H1E-B5( 実測値 ) H1E-B7( 実測値 ) H1E-C1( 実測値 ) H1E-C3( 実測値 ) H1E-C6( 実測値 ) H1E-C8( 実測値 ) H1E-A,B( 推定値 ) H1E-C( 推定値 ) 告示比 主要 7 核種 告示比総和 実測値はタンク中層部の平均値を示す [-] 26
28 3. タンク群毎の放射能濃度推定値と実測値の比較 (H2 エリア ) H2 エリア 放射能濃度 1,000,000 Bq/L 100,000 10,000 1, H2-A1( 実測値 ) H2-A5( 実測値 ) H2-B1( 実測値 ) H2-B4( 実測値 ) H2-C1( 実測値 ) H2-C4( 実測値 ) H2-D1( 実測値 ) H2-D3( 実測値 ) H2-A( 推定値 ) H2-B( 推定値 ) H2-C( 推定値 ) H2-D( 推定値 ) 告示比 主要 7 核種 告示比総和 実測値はタンク中層部の平均値を示す [-] 27
29 3. タンク群毎の放射能濃度推定値と実測値の比較 (H2 エリア ) H2 エリア 放射能濃度 Bq/L 1,000, ,000 10,000 1, H2-E1( 実測値 ) H2-E4( 実測値 ) H2-F1( 実測値 ) H2-G5( 実測値 ) H2-J1( 実測値 ) H2-L1( 実測値 ) H2-J3( 実測値 ) H2-K4( 実測値 ) H2-E( 推定値 ) H2-F( 推定値 ) H2-G( 推定値 ) H2-J,K,L( 推定値 ) 告示比 主要 7 核種 告示比総和 実測値はタンク中層部の平均値を示す [-] 28
30 4.K4 エリアタンクの 62 核種測定結果 29
31 4.K4 エリアタンクの 62 核種評価結果 K4 エリアタンクのコンポジット試料 について 測定及び評価結果をまとめたもの当該数値は暫定値であり 確定後あらためて HP に掲載予定 サンプリング試料を平均化のため混合した試料 核種 ( 半減期 ) Rb-86 ( 約 19 日 ) Sr-89 ( 約 51 日 ) ( 約 29 年 ) Y-90 ( 約 64 時間 ) Y-91 ( 約 59 日 ) Nb-95 ( 約 35 日 ) Tc-99 ( 約 年 ) Ru-103 ( 約 40 日 ) ( 約 370 日 ) Rh-103m ( 約 56 分 ) Rh-106 ( 約 30 秒 ) Ag-110m ( 約 250 日 ) Cd-113m ( 約 15 年 ) 限度 処理水の放射能濃度 3E+02 < 1.9E-01 3E+02 < 1.0E-01 3E E-01 備考 3E E-01 と放射平衡 3E+02 < 2.2E+00 1E+03 < 1.0E-02 1E E-01 1E+03 < 1.0E-02 1E E+00 2E+05 < 1.0E-02 Ru-103 と放射平衡 3E E+00 と放射平衡 3E+02 < 5.6E-03 4E+01 < 1.8E-02 30
32 4.K4 エリアタンクの 62 核種評価結果 核種 ( 半減期 ) Cd-115m ( 約 45 日 ) Sn-119m ( 約 290 日 ) Sn-123 ( 約 130 日 ) Sn-126 ( 約 年 ) Sb-124 ( 約 60 日 ) ( 約 3 年 ) Te-123m ( 約 120 日 ) Te-125m ( 約 58 日 ) Te-127 ( 約 9 時間 ) Te-127m ( 約 110 日 ) Te-129 ( 約 70 分 ) Te-129m ( 約 34 日 ) ( 約 年 ) 限度 処理水の放射能濃度 3E+02 < 6.4E-01 備考 2E+03 < 1.7E-01 Sn-123 の測定値より評価 4E+02 < 1.2E+00 2E+02 < 2.7E-02 3E+02 < 9.5E-03 8E E-01 6E+02 < 9.2E-03 9E E-01 と放射平衡 5E+03 < 3.2E-01 3E+02 < 3.2E-01 Te-127 の測定値より評価 1E+04 < 8.1E-02 3E+02 < 3.2E-01 9E E+00 31
33 4.K4 エリアタンクの 62 核種評価結果 核種 ( 半減期 ) ( 約 2 年 ) Cs-135 ( 約 年 ) Cs-136 ( 約 13 日 ) ( 約 30 年 ) Ba-137m ( 約 3 分 ) Ba-140 ( 約 13 日 ) Ce-141 ( 約 32 日 ) Ce-144 ( 約 280 日 ) Pr-144 ( 約 17 分 ) Pr-144m ( 約 7 分 ) Pm-146 ( 約 6 年 ) Pm-147 ( 約 3 年 ) Pm-148 ( 約 5 日 ) 限度 処理水の放射能濃度 6E E-02 備考 6E E-06 の測定値より評価 3E+02 < 3.0E-02 9E E-01 8E E-01 と放射平衡 3E+02 < 9.5E-02 1E+03 < 2.5E-02 2E+02 < 6.3E-02 2E+04 < 6.3E-02 Ce-144 と放射平衡 4E+04 < 6.3E-02 Ce-144 と放射平衡 9E+02 < 9.8E-02 3E+03 < 1.9E-01 Eu-154 の測定値より評価 3E+02 < 5.0E-01 32
34 4.K4 エリアタンクの 62 核種評価結果 核種 ( 半減期 ) Pm-148m ( 約 41 日 ) Sm-151 ( 約 87 年 ) Eu-152 ( 約 13 年 ) Eu-154 ( 約 9 年 ) Eu-155 ( 約 5 年 ) Gd-153 ( 約 240 日 ) Tb-160 ( 約 72 日 ) Pu-238 ( 約 88 年 ) Pu-239 ( 約 年 ) Pu-240 ( 約 6600 年 ) Pu-241 ( 約 14 年 ) Am-241 ( 約 430 年 ) Am-242m ( 約 150 年 ) 限度 処理水の放射能濃度 5E+02 < 8.4E-03 備考 8E+03 < 9.0E-04 Eu-154 の測定値より評価 6E+02 < 2.8E-02 4E+02 < 1.2E-02 3E+03 < 3.3E-02 3E+03 < 3.2E-02 5E+02 < 2.8E-02 4E+00 < 6.3E-04 全 α の測定値より評価 4E+00 < 6.3E-04 全 α の測定値より評価 4E+00 < 6.3E-04 全 α の測定値より評価 2E+02 < 2.8E-02 Pu-238 の測定値より評価 5E+00 < 6.3E-04 全 α の測定値より評価 5E+00 < 3.9E-05 Am-241 の測定値より評価 33
35 4.K4 エリアタンクの 62 核種評価結果 核種 ( 半減期 ) Am-243 ( 約 7400 年 ) Cm-242 ( 約 160 日 ) Cm-243 ( 約 29 年 ) Cm-244 ( 約 18 年 ) Mn-54 ( 約 310 日 ) Fe-59 ( 約 45 日 ) Co-58 ( 約 71 日 ) ( 約 5 年 ) Ni-63 ( 約 100 年 ) Zn-65 ( 約 240 日 ) 全 α 限度 処理水の放射能濃度 備考 5E+00 < 6.3E-04 全 α の測定値より評価 6E+01 < 6.3E-04 全 α の測定値より評価 6E+00 < 6.3E-04 全 α の測定値より評価 7E+00 < 6.3E-04 全 α の測定値より評価 1E+03 < 6.7E-03 4E+02 < 1.7E-02 1E+03 < 8.0E-03 2E E-01 6E E+00 2E+02 < 1.5E-02 < 6.3E-04 限度比総和 (62 核種 ):
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
<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
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
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
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
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
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)
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
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
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
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
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
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
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
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
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
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)
PowerPoint プレゼンテーション
2004 3 3 2 3 4 5 6 7 8 9 10 T. Ito, A. Yamamoto, et al., J. Chem. Soc., Chem. Commun., 136 (1974) J. Chem. Soc., Dalton Trans., 1783 (1974) J. Chem. Soc., Dalton Trans., 1398 (1975) 11 T.Ito, A. Yamamoto,
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
hv (%) (nm) 2
HOLLOW CATHODE LAMPS hv 1 2 1 8 5 3 4 6 (%) 6 4 7 8 2 16 2 24 28 32 36 4 44 (nm) 2 1 328.7 346.5 Ag 47-47NB(AG) 338.28 1 2 Re 75-75NB(RE) 346.47 2 25 39.27 343.49 Al 13-13NB(AL) 396.15 1 2 Rh 45-45NB(RH)
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)
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,
:010_ :3/24/2005 3:27 PM :05/03/28 14:39
:010_896300101703 :3/24/2005 3:27 PM :05/03/28 14:39 :010_896300101703 :3/24/2005 3:27 PM :05/03/28 14:39 :010_896300101703 :3/24/2005 3:27 PM :05/03/28 14:39 :010_896300101703 :3/24/2005 3:27 PM :05/03/28
Al アルミニウム Cu 銅 Fe 鉄 Ni ニ
Al アルミニウム 30000 30000 30000 26000 26000 26000 28000 Cu 銅 140000 140000 140000 110000 110000 110000 130000 Fe 鉄 86000 87000 88000 140000 140000 140000 110000 Ni ニッケル 13000 13000 14000 23000 23000 23000
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
K 吸収端 XAFS 用標準試料 Ti Ti-foil 金属箔 縦 1.3 cm 横 1.3 cm 厚さ 3 µm TiO2 anatase ペレット φ 7 mm 厚さ 0.5 mm 作製日 TiO2 rutile ペレット φ 7 mm 厚さ 0.5 mm 作製日 2017.
あいち SR BL5S1 硬 X 線 XAFS ビームライン Ⅰ 標準試料リスト 周期表のリンクをクリックすると 各元素の標準試料リストに飛びます 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 H He Li Be B C N O F Ne Na Mg Al Si P S Cl Ar K Ca Sc Ti V Cr Mn Fe Co Ni Cu Zn Ga
希少金属資源 -新たな段階に入った資源問題-
H 耐用 TMR 占有増大 Li 94.5 4CL 0 Na 56 0 K 800 6CA 99 Rb 0. Cs 0.0 Fr Be.5 86US 4 Mg 5500 0.07 8CN 5 Ca 0.09 7 Sr 0.5 48ES Ba 0.5 47 Ra Sc. Y 6.7 7 (Ln) 800-97CN 6 (An) Center for Strategic Material NIMS,Japan
新入_本文.smd
52 28 220 28 4 1 017-777-1511 2 2 8 2 9 8 9 47.2% 12.8% 11.5% 6.0% 4 2 (49.6%)(13.0%) (14.7%) (7.4%)(8.4%) (52.3%)(9.1%) (11.4%) (10.0%) 33.0% 23.4% 15.6% 9.6% (26.0%) (18.3%) (46.5%) (30.0%) (20.0%) 2
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
1. 2 A B B A B 0 y A + y B A Burner FP SRAC FP CBZ BurnupChainGenerator 197 FP BurnupChainGenerator 1
1 CBZ/BurnupChainGenerator 27 4 27 1 (n,g) (n,γ) (n,2n) U-235 (n,g) U-236 (n,2n) U-234 α β Cm-242 α 2 2 Pu-238 heavy nuclides 30 fission product, FP 1,000 ORNL ORIGEN ORIGEN UO 2 MOX MOX CBZ/Burner Burner
理工学部無機化学ノート
2 周期表と元素の性質の周期性 電子配置 通常の長周期型周期表 非金属元素と金属元素 e Cs Ba f Ta W Re Os Ir Pt Au g Tl Pb Bi Po At Rn Fr Ra Rf Db Sg Bh s Mt Ds Rg Cn Fl Lv 元素の大半は金属元素である 14 族や 15 族は 周期が下がるにつれ 性質が大幅に変化することが分かる La Ce Pr Nd Pm Sm
2 6 8 10 12 14 18 20 22 24 26 29 32 34 36 1 40 42 44 39 47 48 50 52 54 56 58 60 62 64 68 70 72 74 76 78 80 67 83 84 86 88 90 92 94 96 97 98 100 102 103 104 106 110 112 114 116 118 120 122 124 126 128 130
CH 2 CH CH 2 CH CH 2 CH CH 2 CH 2 COONa CH 2 N CH 2 COONa O Co 2+ O CO CH 2 CH N 2 CH 2 CO 9 Change in Ionic Form of IDA resin with h ph CH 2 NH + COO
CH 2 CH CH 2 CH CH 2 CH CH 2 CH 2 COONa CH 2 N CH 2 COONa O Co 2+ O CO CH 2 CH N 2 CH 2 CO 9 Change in Ionic Form of IDA resin with h ph CH 2 NH + COOH COOH COOH COO - CH 2 NH + + CH 2 NH COO - COO - COO
2 (1) a = ( 2, 2), b = (1, 2), c = (4, 4) c = l a + k b l, k (2) a = (3, 5) (1) (4, 4) = l( 2, 2) + k(1, 2), (4, 4) = ( 2l + k, 2l 2k) 2l + k = 4, 2l
ABCDEF a = AB, b = a b (1) AC (3) CD (2) AD (4) CE AF B C a A D b F E (1) AC = AB + BC = AB + AO = AB + ( AB + AF) = a + ( a + b) = 2 a + b (2) AD = 2 AO = 2( AB + AF) = 2( a + b) (3) CD = AF = b (4) CE
apple ｦ0 09 apple ｦ apple0309apple076 56ｦ fl 0603apple6ｦ
1305ｨｬ00010204ｨｦ00ｨｦ07ｨ ｨｹ ｨ 0500090502ｨｦ00ｨｦ07ｨ ｨｹ, 2009, 6ｧ8 6, 06. 1ｨC18 ｨｬ0501 551.23/21;558.42 07ｨ 05ｨｺｨｦ0700ｨｦ07ｨ 02ｨ ｨｹ ｨｪ00ｨｺ020200ｨｲ040107 ｨ 05ｨｪｨｦｨｮ04ｨ 01ｨｦ05 05ｨｬ0001020402 02ｨｬｨｪ04ｨｦ050501ｨ
IS(A-3)- 1 - IS 技術情報 (A3) 遮へい計算ソフト IsoShieldⅡ(Standard) の基礎データ核データ表 五十棲泰人株式会社イソシールド IsoShieldⅡ(Basic) には放射性同位元素からの放射線 (α 線 β 線 γ/x 線および内部転換 / オージェ電子 )
IS(A-3)- 1 - IS 技術情報 (A3) 遮へい計算ソフト IsoShieldⅡ(Standard) の基礎データ核データ表 五十棲泰人株式会社イソシールド IsoShieldⅡ(Basic) には放射性同位元素からの放射線 (α 線 β 線 γ/x 線および内部転換 / オージェ電子 ) のスペクトル表示や線量計算のため 428 の核種の核データを装填してある IsoShieldⅡ(Standard)
Agilent 7900 ICP-MS 1 1 Ed McCurdy 2 1 Agilent Technologies, Japan 2 Agilent Technologies, UK
Agilent 7900 ICP-MS 1 1 Ed McCurdy 2 1 Agilent Technologies, Japan 2 Agilent Technologies, UK Na P K Ca Co Cu Sr Cd Ce Cs Tl 11 [1]18 [2] (FAO) (WTO) (Codex) Pb Cd As Sn Pb 0.3 mg/kg Cd 0.4 mg/kg 0.2 mg/kg
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
SIｻｲｴﾝｽ株式会社 stable isotope metal
12 マグネシウム Magnesium 24 Mg 酸化物 78.99 99.7 12 マグネシウム Magnesium 25 Mg 酸化物 10.0 97.0 12 マグネシウム Magnesium 26 Mg 酸化物 11.01 97.0 12 マグネシウム Potassium 39 K 塩化物 93.11 99.97 12 マグネシウム Potassium 40 K 塩化物 0.011 2.10
Microsoft PowerPoint - 基礎化学4revPart1b [互換モード]
![Microsoft PowerPoint - 基礎化学4revPart1b [互換モード]](/thumbs/101/152457308.jpg "Microsoft PowerPoint - 基礎化学4revPart1b [互換モード]")
化学結合と分 の形 なぜ原 と原 はつながるのかなぜ分 はきまった形をしているのか化学結合の本質を理解しよう 分子の形と電子状態には強い相関がある! 原子 分子 基礎化学 ( 化学結合論 構造化学 量子化学 ) 電子配置分子の形強い相関関係 ( 電子状態 ) ( 立体構造 ) 分子の性質 ( 反応性 物性 ) 先端化学 ( 分子設計 機能化学 ) 機能 分子の形と電子配置の基礎的理解 基礎 ( 簡単
JAEA-Data/Code 2011-017 Preparation of Fast Reactor Group Constant Sets UFLIB.J40 and Kazuteru SUGINO, Tomoyuki JIN, Taira HAZAMA and Kazuyuki NUMATA January 2012 JFS-3-J4.0 Based on the JENDL-4.0 Data
地域開発の事後的分析 －経済指標と社会指標による考察－
6 5 1 (1) 44 2 611 612 2-66 - 611 45 612 3 2 16 13611 2 45 1 5 23 3-6 - 613 2 3 614 615 616-68 - 61 618 619 1 611-69 - 24 51 51 2 3 2 1 4 84 1ha 55 2 II 613 2 2 16 22628 23 - - 621 15 1 23 8 2 3 2 1.8
第１は、福島事故とチェルノブイリ事故との放射能放出量の比較です
2014 5 16 2013 9 1 2014 4 4 137 1 10 1 1 2 20 3.6 17 1 3 5 8 8 11 12 15 15 16 18 20 21 23 1-1 25 1-2 26 2 1 =E 15 27 2 2 E n E 15 28 3 29 4 30 5 32 6 33 2 1 1 2011 4 12 137 6.1E 15 1.2E 16 1-1 2012 9 8
CRA3689A
AVIC-DRZ90 AVIC-DRZ80 2 3 4 5 66 7 88 9 10 10 10 11 12 13 14 15 1 1 0 OPEN ANGLE REMOTE WIDE SET UP AVIC-DRZ90 SOURCE OFF AV CONTROL MIC 2 16 17 1 2 0 0 1 AVIC-DRZ90 2 3 4 OPEN ANGLE REMOTE SOURCE OFF
2005 17 1 19 ( 18:00 20:30 (4 ( ( ( ( 21 30 1. ( 2. 3. ( 4. ( 5. ( 6. ( 7. ( 8. ( ( ( 17 2 ; 17 2 16 (18 20 30 ; ( 2 5F(AB ; ( 21 ( ; 1 (H17.2.16( 2 3 (H17.2.16( 4 16 5 ( 5 ( 6 17 ( ( 1. ( 6,000V 4
untitled
-1- -2- -3- AED -4- 2-5- -6- -7- -8-6-1-28 048-833-1231 2-1-1 048-261-3119 4389-1 048-556-3005 1-13-11 04-2924-1311 2097-1 048-738-3111 1172 04-2953-7111 990-1 048-565-1919 537 048-775-1311 2-2-2 048-924-2111
clover-375.pdf
8:4511:00 9:0012:30 9:0016:3003-5986-3188 AM PM AM PM AM PM AM PM AM PM AM PM - - - - - - 1 2 3 5 6 7 8:4515:00 9:0016:30 AM PM AM PM AM PM AM PM AM PM AM PM - - - - - - - - - () - - - - - - - 8 10 12
90 0 4
90 0 4 6 4 GR 4 7 0 5 8 6 9 0 4 7 00 0 5 8 0 6 9 4 7 0 5 8 6 9 0 4 7 00 0 5 8 0 6 9 4 7 0 5 8 6 9 0 4 7 00 0 5 8 0 6 9 0 0 4 5 6 7 0 4 6 4 5 7 5 6 7 4 5 6 4 5 6 7 4 5 7 4 5 6 7 8 9 0 4 5 6 7 5 4 4
Microsoft Word - Jmol リソースの使い方－２.doc
Moodle での Jmol リソースの 使 い 方 1. 表 示 例 分 子 構 造 データファイルを 指 定 して 分 子 の 3 次 元 構 造 と 分 子 軌 道 などを 表 示 することができます 1.1. DNA PDB 形 式 データファイル 1.2. タンパク 質 の 表 示 GFP の 一 種 1 1.3. 波 動 関 数 の 表 示 -アセトアルデヒド 2. リソースの 追 加
Basic Welding 1. welding processes and equipments
オーステナイト FCC: 面心立方格子 Face Centered Cubic = 最密 (closed pack)! α,δ- フェライト BCC : 体心立方格子 Body Centered Cubic A1 変態温度 (A1 変態線 ) A3 変態温度 (A3 変態線 ) 変形 = 転位の動き 最大せん断応力方向 刃状転位 変形 = 転位の動き 最大せん断応力方向 刃状転位 粒界 鉄鋼材料の熱処理
untitled
1 IPCC1988 WMOUNEP 2 3 4 CO2 CO2 2 2 2 2 2 2 CO2 CO2 CO2 CO2 5 6 CO2 CO2 7 5 A. A-1 A-2 B. 1 6 (a)(b)(c) (d)(e)(f) (g)(h)(i) (j)(k)(l) B-1 3 B-2 C. 10 3 2 0 9 9 1 C. 5 8,2009,,
Microsoft PowerPoint - 生成核種
原子炉内で生成される 放射性物質の種類 緊急的に作成した資料のため他のホームページなどから画像などを無断引用しています ご理解 ご容赦のほどお願い申し上げます 放射線ってよくわからない よくわからないから 得体が知れないから 怖い みなさまの 得たいが知れない怖さ を軽減する一助になればと思い 作成しています 235 Uに中性子が 1 個ぶつかると 235 Uは核分裂をする 放射性同位元素 放射性同位元素
2
1 2 2005 15 17 21 22 24 25 67 95 3 1 2 3 4 17 4 5 6 7 8 9 PR PR PR 10 11 12 PR 419 844 1,490 950 590 20 12 50 13 12/20 2/28 3/30 14 17 349 666 15 59 6 11 15 17 14 15 15 17 3,525,992 15 59 15 17 18 910
表1_表4
HN- 95 HN- 93 HN- 90 HN- 87 HN- 85 HN- 82 HN- 80 HN- 77 HN- 75 HN- 72 HN- 70 HN- 67 HN- 65 HN- 60 HN- 55 HN- 50 HN- 45 HN- 40 HN- 35 HN- 30 HN- 25 HN- 20 HN- 15 HN- 10 H02-80H H02-80L H02-70T H02-60H H05-60F
10 2 2 10 6.5 78 1 65 / 30 / - 2 -
- 1 - 10 2 2 10 6.5 78 1 65 / 30 / - 2 - 3 3 30 8 4 8 6 11 14 45 14 7 8 1-3 - 4 1 () 20 4 9 4 9 3 9 4 PR 4 3-4 - - 5 - PR 15 4 PR 7 8 4 9 10-6 - 9 10 9 10 4 9 10 3 9 10 9 9 9 10 PR 1-7 - PR - 8 - 30 100-9
1-x x µ (+) +z µ ( ) Co 2p 3d µ = µ (+) µ ( ) W. Grange et al., PRB 58, 6298 (1998). 1.0 0.5 0.0 2 1 XMCD 0-1 -2-3x10-3 7.1 7.2 7.7 7.8 8.3 8.4 up E down ρ + (E) ρ (E) H, M µ f + f E F f + f f + f X L
Ł½’¬24flNfix+3mm-‡½‡¹724
571 0.0 31,583 2.0 139,335 8.9 310,727 19.7 1,576,352 100.0 820 0.1 160,247 10.2 38,5012.4 5,7830.4 9,5020.6 41,7592.7 77,8174.9 46,425 2.9 381,410 24.2 1,576,352 100.0 219,332 13.9 132,444 8.4 173,450
untitled
NPO 2006( ) 11 14 ( ) (2006/12/3) 1 50% % - - (CO+H2) ( ) 6 44 1) --- 2) ( CO H2 ) 2 3 3 90 3 3 2 3 2004 ( ) 1 1 4 1 20% 5 ( ) ( ) 2 6 MAWERA ) MAWERA ( ) ( ) 7 6MW -- 175kW 8 ( ) 900 10 2 2 2 9 -- - 10
1. Installation of Multi-nuclide Removal Equipment Multi-nuclide Removal Equipment Excerpt from documents of Working Council on Jan. 23, 2012 Rain, Gr
Multi-nuclide Removal Equipment Feb. 27, 2012 Tokyo Electric Power Company 1. Installation of Multi-nuclide Removal Equipment Multi-nuclide Removal Equipment Excerpt from documents of Working Council on
CuSO POINT S 2 Ni Sn Hg Cu Ag Zn 2 Cu Cu Cu OH 2 Cu NH CuSO 4 5H 2O Ag Ag 2O Ag 2CrO4 Zn ZnS ZnO 2+ Fe Fe OH 2 Fe 3+ Fe OH 3 2 Cu Cu OH 2 Ag Ag
CuSO POINT S 2 Ni Sn Hg Cu Ag Zn 2 CuCu Cu OH 2 Cu NH 3 4 2 CuSO 4 5H 2O AgAg 2O Ag 2CrO4 ZnZnS ZnO 2+ Fe Fe OH 2 Fe 3+ Fe OH 3 2 Cu Cu OH 2 Ag Ag 2O Cl Cl AgCl PbCl 2 Ag Cl AgCl Pb 2 2Cl PbCl2 Cl Hg22
060407人材派遣業界における適正な健康保険年金制度の適用.doc
1 I.... 3 1.... 3 (1)... 3 (2)... 4 (3)...11 2....13 (1)...13 (2)...13 3....14...16 1....16 2....24...25 1....25 2....25 3....26 4....26 5....27 (1)...27 (2)...28 (3)...28 6....29 17 2 3 I. 1. (1) 1986
42 3 u = (37) MeV/c 2 (3.4) [1] u amu m p m n [1] m H [2] m p = (4) MeV/c 2 = (13) u m n = (4) MeV/c 2 =
![42 3 u = (37) MeV/c 2 (3.4) [1] u amu m p m n [1] m H [2] m p = (4) MeV/c 2 = (13) u m n = (4) MeV/c 2 =](/thumbs/73/68712188.jpg "42 3 u = (37) MeV/c 2 (3.4) [1] u amu m p m n [1] m H [2] m p = (4) MeV/c 2 = (13) u m n = (4) MeV/c 2 =")
3 3.1 3.1.1 kg m s J = kg m 2 s 2 MeV MeV [1] 1MeV=1 6 ev = 1.62 176 462 (63) 1 13 J (3.1) [1] 1MeV/c 2 =1.782 661 731 (7) 1 3 kg (3.2) c =1 MeV (atomic mass unit) 12 C u = 1 12 M(12 C) (3.3) 41 42 3 u
JAJP
Agilent 7500ce ORS ICP-MS Glenn Woods Agilent Technologies Ltd. 5500 Lakeside, Cheadle Royal Business Park Stockport UK Agilent 7500ce ICP-MS 5 7500ce (ORS) 1 ORS 7500ce ORS ICP-MS ( ) 7500 ICP-MS (27.12
紀要No.9_006王_CS.indd
1 2 3 4 5 87 9 2009 1937.1 6 1937.1 2 1937.3 1937.9 73 1941.6 77 1941.10 27 1943.9 1943.10 1944.12 1946.12 1947.1 5 1948.4 L 1949.9 10 1950.10 1953.1 1953.12 1956.5.16 1956.6 1966.9 30 1966.10 1967.4 1967.9
[ 708 ] , EU 48 OECD OECD
![[ 708 ] , EU 48 OECD OECD](/thumbs/49/25823398.jpg "[ 708 ] , EU 48 OECD OECD")
2013 7 540-0011 http://www.osaka.doyu.jp 1 2014 26 2757 [ 708 ] 33 1 2013 4 1 42,858 1990 2 2001 38 86 2000 EU 48 OECD 2004 6 2 OECD 2003 5 2010 2 2010 6 18 21 2 21 2013 4 1 499 416 15.1 0 4 933 33.8 783
_4th2..
01-07 章 _4th2 了 18.8.25 6:46 PM ページ 110 110 2060 1569 2059201510 01-07 章 _4th2 了 18.8.25 6:46 PM ページ 111 111 43 26 548 795 254 1 3,686 443 283 1,668 4,129 915 6,712 2710 2730 2710 65 201729 20166,712 3,3834,081
untitled
20 16 5 9 15 -1 - -2- -3 - -4 - -5 - -6 - -7 - Excel VPI HP HP HP -8- 818 819 820 821 822-9 - - 10 - 828 8:3017:30 829 PR 8:3017:30 91 8:3017:30 92 8:3017:30 93-11- 8:3017:30 94 8:3017:30 95-12 - - 13
23 1 Section ( ) ( ) ( 46 ) , 238( 235,238 U) 232( 232 Th) 40( 40 K, % ) (Rn) (Ra). 7( 7 Be) 14( 14 C) 22( 22 Na) (1 ) (2 ) 1 µ 2 4
23 1 Section 1.1 1 ( ) ( ) ( 46 ) 2 3 235, 238( 235,238 U) 232( 232 Th) 40( 40 K, 0.0118% ) (Rn) (Ra). 7( 7 Be) 14( 14 C) 22( 22 Na) (1 ) (2 ) 1 µ 2 4 2 ( )2 4( 4 He) 12 3 16 12 56( 56 Fe) 4 56( 56 Ni)
瀬田唐橋景観検討について
3 3 12,174 /12hr 1,110 /12hr 3,066 /12hr 172.0m 51.75m 23.5+5@25.0+23.5m 3@17.25m 14.0m 15.0m 5 6 2009 12 3 2010 2 25 6/22 8/24 10/18 11/16 1/13 1797 16 15 15 13 6 (S49) 54 7 23-2 24 54 50
リサイクルデータブック2016
AppendixEU SDGs2159EU 21512UNEPOECD2165G7 2165 213 Appendix 1 EU 2 EU 3 215 i CONTENTS i 1 213 1 213 2 1 4 2 2 6 3 3 6 4 213 7 4 5 9 6 213 9 5 7 1 8 213 1 9 11 1 213 11 11 213 11 6 6.1 12 213 14 6.2 13
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]
平成20年5月 協会創立50年の歩み 海の安全と環境保全を目指して 友國八郎 海上保安庁 長官 岩崎貞二 日本船主協会 会長 前川弘幸 JF全国漁業協同組合連合会 代表理事会長 服部郁弘 日本船長協会 会長 森本靖之 日本船舶機関士協会 会長 大内博文 航海訓練所 練習船船長 竹本孝弘 第二管区海上保安本部長 梅田宜弘
![Œ{Ł¶/1ŒÊ −ªfiª„¾ [ 1…y†[…W ]](/thumbs/50/26134150.jpg "Œ{Ł¶/1ŒÊ −ªfiª„¾ [ 1…y†[…W ]")
2 of 46 07.2.10 4:30 PM
1 of 46 07.2.10 4:30 PM 2 of 46 07.2.10 4:30 PM 3 of 46 07.2.10 4:30 PM 4 of 46 07.2.10 4:30 PM 5 of 46 07.2.10 4:30 PM 6 of 46 07.2.10 4:30 PM 7 of 46 07.2.10 4:30 PM 8 of 46 07.2.10 4:30 PM 9 of 46 07.2.10
*p145-174_Œâ‡í‡ê‡é
*p145-174_ 問 われる 09.1.16 10:34 PM ページ145 2007 200708 146 147 a s 148 a s d f g 153 a s d 158 a s d f g h j 166 a s d f 171 2009 145 *p145-174_ 問 われる 09.1.16 10:34 PM ページ146 45 2007 2008 146 *p145-174_
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
( )
5 60 2 1 54 ( ) 0.8 2 37 3 180 4 1 9 123654789 1 2 3 4 5 6 7 8 9 5 32 4 9 3 8 2 5 6 0 7 30 36 24 8 8 6 450 3 9 26 5 2 2016 2013-2015 14 10 ABC 24DEF BCADAB BEF A F E B D C 11 4 4 1 5 5 2 6 6 3 12 54 24
untitled
351 351 351 351 13.0 0.0 25.8 1.0 0.0 6.3 92.9 0.0 80.5 0.0 1.5 15.9 0.0 3.5 13.1 0.0 30.0 54.8 18.0 0.0 27.5 1.0 0.0 2.5 94.7 0.0 91.7 0.0 1.3 14.7 0.0 3.8 14.4 0.0 25.0 50.5 16.0 0.0 27.5 2.0 0.0 2.5
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
/9/ ) 1) 1 2 2) 4) ) ) 2x + y 42x + y + 1) 4) : 6 = x 5) : x 2) x ) x 2 8x + 10 = 0
1. 2018/9/ ) 1) 8 9) 2) 6 14) + 14 ) 1 4 8a 8b) 2 a + b) 4) 2 : 7 = x 8) : x ) x ) + 1 2 ) + 2 6) x + 1)x + ) 15 2. 2018/9/ ) 1) 1 2 2) 4) 2 + 6 5) ) 2x + y 42x + y + 1) 4) : 6 = x 5) : x 2) x 2 15 12
EPSON エプソンプリンタ共通 取扱説明書 ネットワーク編
K L N K N N N N N N N N N N N N L A B C N N N A AB B C L D N N N N N L N N N A L B N N A B C N L N N N N L N A B C D N N A L N A L B C D N L N A L N B C N N D E F N K G H N A B C A L N N N N D D
