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論文

Concept of moderation applicable to the environmental protection in nuclear energy(Abstract)

熊沢 蕃; 井沢 庄治

Int. Symp. on Nuclear Energy and the Environment (96 NEE), 0, p.74 - 75, 1996/00

本報は多岐の解析に要する原子力利用に伴う環境影響評価に中庸(過大・過小対応の回避)の考え方を適用することにある。放射線防護の経験から、影響の大小により管理上の対応には違いが認められる。この違いを数量的に1つの尺度で計り、総合的な対応の様子を特徴付ける方法を示した。この方法は環境影響管理を効果的に行った場合の線量変動を対数尺度と線形尺度のハイブリッド尺度上に位置付けてその特徴を捉える。本方法では従来の尺度が中庸的な対応の場合に適用できない点を改善している。例として、世界全体の原子力発電に伴う公衆への集団線量の変動(1970年から1989年まで)を単位発電量あたりとして調べ、この変動が中庸的な対応に相当する性質を示すことを明らかにした。この他、放射性よう素の炉放出物年変動にも同様な性質が認められるなど、環境影響評価への本方法の適用性を示した。

論文

Characteristics of the chemical forms of $$^{11}$$C, $$^{13}$$N, and $$^{15}$$O induced in air by the operation of a 100MeV electron linear accelerator

遠藤 章; 菊地 正光; 井沢 庄治; 池沢 芳夫

Health Physics, 68(1), p.80 - 88, 1995/01

 被引用回数:6 パーセンタイル:54.86(Environmental Sciences)

高エネルギー電子加速器施設では、電子と物質との相互作用の結果発生する制動放射線による光核反応で空気汚染が発生する。本研究では、100MeV電子加速器施設のターゲット室内空気中に生成される$$^{11}$$C,$$^{13}$$N,$$^{15}$$Oの組成及びそれらの化学形を、各種フィルターによる空気捕集法、通気型電離箱及びラジオガスクロマトグラフ法を用いて調べた。$$^{11}$$C,$$^{13}$$N,$$^{15}$$Oは、いずれも98%以上がガス状で存在し、それらの化学形は、CO$$_{2}$$,N$$_{2}$$,O$$_{2}$$,NO$$_{x}$$(NO)等であった。加速器の運転条件、室内の換気条件と生成される空気汚染核種の組成との関係、さらにそれが被ばく評価に及ぼす影響について述べる。

論文

ICRP Publication 37「放射線防護の最適化における費用-利益解析」について

井沢 庄治; 岸田 昌美

保建物理, 19, p.45 - 50, 1984/00

ICRPは1977年勧告で、放射線利用の正当性、放射線防護の最適化及び線量制限を基本原則とする線量制限体系を勧告し、1982年にこの基本原則の一つである最適化を適用するための原理ならびに方法に関する報告書をPublication37として刊行した。このPublicationは、「放射線防護の最適化における費用-利益解析」の基本概念、手法及び実際の利用法をのべたものであり、本稿は、数式及び例題に重点を置いて基本概念と手法を「解説」として紹介したものである。

論文

鼻孔内汚染検査による内部被曝線量評価のための調査レベルの検討

佐々木 幸男; 井沢 庄治; 吉田 芳和

保健物理, 6(2), p.97 - 99, 1972/00

放射性塵埃を吸入した場合の被曝線量評価は全身カウンタや排泄物分析などにより行なわれているが,これらによる検査が必要か否かの判断の目安の一つとして,作業現場における空気汚染モニタリングがある。この方法において個人の吸入量を代表していると考えられる個人サンプラの示す値と定置サンプラの示す値を比較すると,長期間の平均値を解釈する場合に個人サンプラの測定値が定置サンプラのそれの10倍と仮定することが適切であるが,短期間に採取した試料からの単一な結果を解釈する場合には100$$sim$$1,000倍になることさえあると報告されている。このことからも明らかなように一般に空気汚染モニタリングから評価された吸入量と実際の吸入量との関連づけはむずかしく,また事故時など不測の場合にはモニタリングされていないことが多いなどの問題がある。これを補い,しかも現場で簡単に行なえるものとして,鼻孔内汚染検査や呼気測定がある。

論文

BWR運転時の放射性気体廃棄物の放出基準の検討

井沢 庄治; 吉田 芳和; 佐々木 幸男

保健物理, 7(2), p.85 - 91, 1972/00

原子炉施設などの運転に当っては,その施設から放出される放射性物質による施設周辺住民の被曝線盟を基準線量以下に抑えることが必要である。このために,施設局辺における被曝線量を直接測定監視することにより,施設の運転条件を規制する方法もあるが,一般には,つぎの方法が用いられる。すなわち,放出条件や気象条件を考慮し,一定期間における環境の被曝線量が基準線量以下になるような放射性物質の放出率,すなわちDWLとしての放出基準値を定め,これを基準に放出規制を行なう。この場合,周辺住民に対する被曝の基準線量は,同ー地域にある施設から放出される放射性物質による被曝の重畳効果や自然環境により決定されるが,最大値は年間の線量限度500mremである。

論文

放射性浮遊沃素に対する7FE活性炭フィルタの除去性能,1; 沃素-131製造施設における濾過装置設計のための実地試験

成冨 満夫; 福田 整司; 井沢 庄治

保健物理, 3(4), p.339 - 347, 1968/00

放射性沃素の製造あるいは照射済燃料の再処理および試験などを行なう施設のように、定常運転時に放射性沃素の排出が予想される建家においては、一般に活性炭フィルタが排気の濾過装置の構成要素の1つとして装着されている。

論文

Airborne iodine monitoring at the radioisotope test production plant, JAERI

福田 整司; 成冨 満夫; 井沢 庄治; 泉 幸男

Proc.1st Intern.Cong.of Radiation Protection,Rome, p.1153 - 1166, 1966/09

抄録なし

報告書

外部被曝による$$beta$$線吸収線量の評価

福田 整司; 神永 博史; 井沢 庄治

JAERI 1065, 48 Pages, 1964/10

JAERI-1065.pdf:3.05MB

放射性物質を取り扱う実験または作業において、$$gamma$$線の外部被曝の防衛に対して払われる考慮の大きさにくらべて、$$beta$$線の外部被曝はとかくおろそかにされがちである。このような状況から、放射線作業現場における$$beta$$線被曝評価に適応できることを第1の目的として、$$beta$$の点、面および対線源からの外部被曝による吸収線量率を線源からの距離の関数として計算した。かつ日常の放射線管理に使われているGMおよび電離箱型サーベイ・メータを用いて$$beta$$線吸収線量率を求める換算計数を与えた。特に身体表面の汚染によってうける$$beta$$線と$$gamma$$線の吸収線量率、depth doseおよびintegrsl doseについて比較検討し、皮膚汚染に対する基準表面密度について考察をおこなった。

論文

スミヤ法による表面汚染密度の測定に関する実験

吉田 芳和*; 佐々木 幸男*; 村田 幹生*; 井沢 庄治; 池沢 芳夫

日本原子力学会誌, 6(2), p.77 - 81, 1964/00

スミヤ法は表面汚染度を測定するために用いられるが、得られる測定値は表面材料、R.I.の種類とその化学的形態、スミヤするときの表面にかかる圧力等により大きく変化するものと考えられる。これらの諸条件がスミヤ測定値に及ぼす影響を調べ、2、3の興味ある結果を得たので報告する。

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