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廣木 章博; 佐藤 裕一*; 長澤 尚胤; 太田 朗生*; 清藤 一; 山林 尚道*; 山本 幸佳*; 田口 光正; 玉田 正男; 小嶋 拓治
Physics in Medicine & Biology, 58(20), p.7131 - 7141, 2013/10
被引用回数：18 パーセンタイル：54.35(Engineering, Biomedical)New polymer gel dosimeters consisting of 2-hydroxyethyl methacrylate (HEMA), triethylene glycol monoethyl ether monomethacrylate (TGMEMA), polyethylene glycol 400 dimethacrylate (9G), tetrakis (hydroxymethyl) phosphonium chloride as an antioxidant, and gellan gum as a gel matrix were prepared. They were optically analyzed by measuring absorbance to evaluate a dose response. The absorbance of the polymer gel dosimeters that were exposed to 
Co
-rays increased with increasing dose. The dosimeters comprising HEMA and 9G showed a linear increase in absorbance in the dose range from 0 to 10 Gy. The dose response depended on the 9G concentration. For others comprising HEMA, 9G, and TGMEMA, the absorbance of the polymer gel dosimeters drastically increased above a certain dose, and then leveled off up to 10 Gy. The optical variations in these polymer gel dosimeters were also induced by X-irradiation from Cyberknife radiotherapy equipment. Furthermore, the exposed region of the latter polymer gel dosimeter exhibited a thermo-responsive behavior.
加藤 佳明; 山本 敏雄; 高田 文樹; 近江 正男; 中川 哲也
JAEA-Testing 2008-004, 22 Pages, 2008/06
JAEA-Testing-2008-004.pdf:5.88MB
本報告は、平成19年度に実施したJMTRホットラボにおける鉛セル内放射線モニターの更新についてまとめたものである。鉛セル内放射線モニター7系統のうち2系統の更新を実施した。その設計,製作,据付、及び調整検査について記述した。
n eigenmodes藤堂 泰*; 中島 徳嘉*; 篠原 孝司; 武智 学; 石川 正男; 山本 聡*
Proceedings of 20th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/11
JT-60Uにおける高エネルギーイオン駆動不安定性の線形性質及び非線形時間発展を磁気流体と高エネルギー粒子のためのシミュレーションコードを用いて調べた。不安定モードの空間分布は安全係数分布が平坦なプラズマ中心付近で最大値をとる。この不安定モードの実周波数は、実験における速い周波数掃引モードの開始周波数に近い値である。シミュレーション結果は、高エネルギーイオン軌道幅と高エネルギーイオン圧力が不安定モード動径方向分布幅を非常に大きくすることを示している。調べた高エネルギーイオン軌道幅の中で最小値の場合は、不安定モードは小半径の20%以内に局在している。これは、磁気流体効果のみで誘導できる空間分布幅の上限を与える。JT-60Uの実験条件においては、高エネルギーイオンは不安定モード空間分布の半径方向の幅を、最小軌道幅の場合と比較して3倍に広げている。この不安定モードは主として高エネルギー粒子によって誘導されているのである。非線形発展においては、速い周波数掃引モードに近い率で周波数が上下に変化することが示される。JT-60Uにおける高エネルギー粒子モードに加えて、ヘリカル座標系のためのシミュレーションコードによるLHD的プラズマにおけるTAEの研究が報告される。
Zhang, Z.*; 鳴海 一雅; 楢本 洋; Wu, Z.*; 山本 春也; 宮下 敦巳; 玉田 正男
Journal of Applied Physics, 86(3), p.1317 - 1321, 1999/08
被引用回数：11 パーセンタイル：48.49(Physics, Applied)水素化炭素薄膜をSi(001)上に形成した。ここでプラズマ出力を調整することにより、密度や光学バンドギャップの異なる結晶性薄膜を作成可能であることを見いだした。その中で、水素を最も多く含有する薄膜についていくつかの物性値を評価した結果についての報告である。(1)密度:1.20gr/cm
,(2)光学バンドギャップ2.75eV、(3)膜中の水素は200
C以上で放出され、それに伴い光学バンドギャップ値の減少が見られた。
山本 正男; 武田 精悦*; 佐々木 憲明
PNC TN1410 94-091, 47 Pages, 1994/11
動燃事業団は、原子力委員会の方針に基づき、高レベル放射性廃棄物のガラス固化技術開発を進めるとともに、中核推進機関として地層処分の研究開発を進めてきている。ガラス固化技術開発については、昭和50年頃に小規模のガラス固化試験を開始し、実規模の溶融炉を用いたコールド試験及び実験室規模でのホット試験等の研究開発を進め、これらの成果の集大成として、平成4年4月には東海事業所にガラス固化技術開発施設(TVF)が完成した。本施設では竣工後、約2年間のコールドの試験運転を行い、模擬廃液を用いた固化プロセスの性能及び運転特性の把握、設備・機器の遠隔操作性等の確認を終了した。本年9月からはホットの試験運転の段階へ移行し、今後実廃液を用いて施設の安全性、固化プロセスの性能を確認して、ガラス固化技術のプラント規模での開発運転を進めていく計画である。TVFがホットの試験運転の段階に入ったことは、我が国における高レベル放射性廃棄物対策上の大きな前進である。
近藤 育朗; 堀池 寛; 閨谷 譲; 松川 誠; 安東 俊郎; 芳野 隆治; 新井 貴; 二宮 博正; 山本 正弘; 小池 常之; et al.
Proc. of the 14th Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, p.177 - 180, 1992/00
JT-60は大電流化の改造が行われ(JT-60U)、本年3月末に運転開始したが、今回の改造が、運転挙動にどう反映されているかについて報告する。真空容器は薄板二重構造多円弧型で応力集中を避ける設計となっているが6MAに近いプラズマがディスラプションを起こしたときの挙動をしっかりおさえておく必要がある。その他、C/C材ダイバータの熱集中とエロージョン、そのプラズマ特性への影響、真空容器にベローズがなくなったことによる変位発生のメカニズムの第一壁取付状態との関係、トロイダル磁場コイル補強後の挙動、排気系の半分を撤去したことによる特に放電洗浄に要する時間への影響等について実測データに基づいて評価を行う。
山本 正男; 坪谷 隆夫; 朝倉 祥郎
Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '91), 1, A-1-8 Pages, 1991/04
現在我が国においてTRU核種を含む廃棄物として約9万本、高レベル廃液をして約370立方メ-トルが存在している。これらの廃棄物は、動燃事業団における再処理、燃料製造、研究開発活動より生じている。動燃事業団では、これまでの技術開発成果に基づき、これらの廃棄物処理技術の実証施設の運転もしくは建設段階にある。また、動燃事業団では、TRU核種を含む廃棄物の発生量低減、高減溶化に係る高度処理技術の開発を行っている。高レベル廃棄物の処分に係る研究開発としては、次のような観点から動燃事業団において進められている。(1)処分実施段階に至る前に、地層処分概念に係る国民の受容が最も重要(2)現在、我々国の広範囲の地層環境を考慮し、柔軟な多重バリアシステムが重要(3)地層処分研究においては多重バリアシステムの性能評価が最重要(4)安全性はニアフィ-ルドの多重バリアで確保
山本 正男; 野島 康夫*; 横田 満*; 鶴野 弘章*
PNC TN8440 87-202, 80 Pages, 1987/09
従来、再処理施設内から発生した地下浸透水は各建家内の地下浸透水ピットに設置されている排水ポンプにより自動的に建家外の雑排水口へ排出され、地下浸透水の異常の有無については月1回の定期的なサンプリング及び分析によって確認していた。しかるに1978年2月廃棄物処理場放射性配管分岐室内の廃液漏洩事故が発生したことにより、定期的なサンプリングでは放射性物質が環境へ漏洩するおそれがあることが明らかとなった。そこで、各建家から発生する地下浸透水を連続モニタリングし、地下浸透水の管理を強化し、万一地下浸透水ピットへ放射性物質が漏洩していたとしても環境へ放出されないようにした。このためのモニタリングポットは廃棄物処理場の非放射性配管分岐室へ設置し、異常があった場合には廃液処理工程へ切り換えが可能となるようにし、モニタリング後の浸透水はC施設放出廃液貯槽へ送液、海中放出管から放出されるようにした。
山本 正男; 横田 満*; 鶴野 弘章*; 野島 康夫*
PNC TN8440 87-193, 80 Pages, 1987/08
従来、再処理施設内から発生した地下浸透水は各建家内の地下浸透水ピットに設置されている排水ポンプにより自動的に建家外の雑排水口へ排出され、地下浸透水の異常の有無については月1回の定期的なサンプリング及び分析によって確認していた。しかるに1978年2月廃棄物処理場放射性配管分岐室内の廃液漏洩事故が発生したことにより、定期的なサンプリングでは放射性物質が環境へ漏洩するおそれがあることが明らかとなった。そこで、各建家から発生する地下浸透水を連続モニタリングし、地下浸透水の管理を強化し、万一地下浸透水ピットへ放射性物質が漏洩していたとしても環境へ放出されないようにした。このためのモニタリングポットは廃棄物処理場の非放射性配管分岐室へ設置し、異常があった場合には廃液処理工程へ切り換えが可能となるようにし、モニタリング後の浸透水はC施設放出廃液貯槽へ送液、海水放出管から放出されるようにした。
新谷 貞夫*; 安 隆己; 庄司 賢二; 福島 操; 栗田 和彦*; 渋谷 淳; 倉田 英男; 林 允之; 山本 正男
PNC TN8440 87-190, 35 Pages, 1987/08
再処理工場におけるTRU廃棄物の分類は、現在までの所良い結果を得ている。TRU廃棄物の発生量は、使用済燃料を処理している時よりも、保守補修作業等に伴う発生が著しい。発生元における廃棄物の減容及び分類について一層の協力が望まれる。同時にTRU廃棄物の管理及び処理処分に適切に対応するため、区域の見直し等の検討と調査を継続して行う。
山本 正男; 安藤 久隆*; 石黒 勝彦; 佐々木 憲明
PNC TN842 84-01, 83 Pages, 1984/02
ガラス固化体を中心とする放射性廃棄物固化体の浸出試験法について,世界的に用いられている代表的な方法の詳細を調査した。また,本開発室で実施している浸出試験法についても解説を行い,今回調査した他の試験法との関連を示した。本報における浸出試験法の記述は,それに従って実際に実験を行うことを想定したため,装置,手順,解析法の細部にわたっている。調査・解説を行った試験法は以下のとおりである。(1) IAEA標準浸出試験法(2) ISO標準浸出試験法(3) ANS標準浸出試験法(4) MCC浸出試験法(MCC-1P,MCC-2P,MCC-3S,MCC-4S,MCC-5S)(5) PNC-RTDにおける浸出試験法
石黒 勝彦; 佐々木 憲明; 川西 宣男*; 永木 裕; 山本 正男
PNC TN841 82-54, 14 Pages, 1982/10
None
岡本 弘信*; 山本 正男; 永木 裕
PNC TN841 82-26, 12 Pages, 1982/04
None
山本 正男; 武田 啓二*; 川口 昭夫*; 渋谷 淳
PNC TN841 78-61, 64 Pages, 1978/10
代表的なFP核種について,活性炭による吸着の経時変化,平衡吸着量,連続試験時の動特性等を求めた。この結果,次の様なことが言える。○ TBPについてはK社製ビーズ炭(石油系)がC社製破砕炭(石炭系)より吸着力が大きいが,FPについては後者の方が前者より吸着力が大きい。○ 同程度の濃度の場合,活性炭に吸着し易い順序は,144Ce
95Zr-95Zr-95Nb106Ru85Sr131I137Csである。○ 137Csはほとんど吸着しない。○ 131I,85Srは吸着量が少く,短時間で破過する。○ 144Ce,95Zrは吸着量,吸着速度とも大きく,破過するのに長時間を要す。○ 106Ruは破過の始まりは早いが完全破過は遅い。以下試験のために製作した装置,および試験の概要を示す。なお,本試験は日揮(株)にて実施したものである。
瀬川 猛*; 星野 忠也*; 宮尾 英彦*; 武藤 英世*; 山本 正男; 水野 隆吉*; 岩崎 泰三*
PNC TN841 74-14, 48 Pages, 1974/06
伝熱面積0.1m2の堅型薄膜蒸発機を用いたベンチスケールのアスファルト固化処理試験装置を製作し,現在建設中の再処理工場での発生が予想される中レベル廃液の蒸発濃縮液と低レベル廃液の化学沈殿スラッジの模擬廃液を用いて実験を行なった。蒸発濃縮廃液の化学主成分である硝酸ナトリウムはアスファルトと酸化還元反応を起こす。この酸化還元反応は発熱反応であるため火災の危険性があるが,アスファルト固化処理温度を200
以下にコントロールすることにより充分防止できる。また,凝縮水のpH測定から,pHの低下により酸化還元反応を検出できる。化学沈殿スラッジ(炭酸カルシウムスラッジ)に対しては良好な作動状況であった。トレーサとして89Sr,103Ru,141Ce添加した模擬蒸発濃縮廃液を用いて実験を行なった結果,供給液に対する除染係数は凝縮液について3.1
103,1.8104,9.4104,オフガスについて6104,1105,1.1105であった。装置の洗浄に用いられるトリクロルエチレンは回収再使用が可能であり,廃溶剤の処理処分は問題ない。*外来研究員(バブコック日立KK)
星野 忠也*; 山本 正男; 宮尾 英彦*; 水野 隆吉*; 都築 清次*; 武藤 英世*; 佐々木 実*; 岩崎 泰三*
PNC TN841 73-17, 78 Pages, 1973/07
アスファルト固化体の基本的物性の測定,放射線照射による影響,浸出試験,燃焼性に関する実験結果などをまとめた。放射線照射によるアスファルトの分解ガス発生量はアスファルト1g当りほぼlcm/SUP3/10/SUP2Rであり,その主成分は水素であった。この水素による爆発の危険性は貯蔵施設の換気により容易に防止できよう。ガス発生にともなう体積膨張はブローンアスファルトとストレートアスファルトで大きな差がありブローンアスファルトの方が少ない。また,固形分混合率によっても異なり,混合率の高い程体積膨張は少なくなる。体積膨脹に関しては,照射線量率の影響,内部照射と外部照射の差異についての検討が必要であろう。浸出速度はストレートアスファルトの方がブローンアスファルトより約1桁低く,硝酸ナトリウム混合率40%のストレートアスファルト固化体よりのナトリウムの浸出速度は1年間の平均で約10/SUP-5/cm/SUP3/cm/SUP2・day程度である。硝酸ナトリウムを含むフスファルト固化体の燃焼は非常に激しいが220度C以下に保持すれば安全である。
山本 正男; 宮尾 英彦*
PNC TN851 71-03, 134 Pages, 1971/02
この資料は,1970年7月IAEAから刊行された"放射性廃棄物のアスファルト固化(Bituminization of Radioactive Wastes)"を全訳したものである。放射性廃棄物のアスファルト固化処理は,世界各国で開発が進められ,一部,実用化されている。この資料は各国のアスファルト固化処理の実情を多くの図表を用いて紹介したもので,15項目に分けてまとめてある。項目の中には,試験結果および考察は必ずしも同一ではない部分もあるが,それはこの処理法が今後さらに開発される必要があることを示している。巻末には,参考文献が豊富にリストしてある。アスファルト固化処理法の概要を知るうえで適切なテクニカル・レポートである。
山本 正男
International Seminar on Radioactive Waste Products, ,
None
