Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
平山 英夫*; 川崎 将亜; 松村 宏*; 大倉 毅史; 波戸 芳仁*; 佐波 俊哉*; 滝 光成; 大石 哲也; 吉澤 道夫
Insights Concerning the Fukushima Daiichi Nuclear Accident, Vol.4; Endeavors by Scientists, p.295 - 307, 2021/10
A method of deducing the I-131 concentration in a radioactive plume from the time history of peak count rates determined from pulse height spectra obtained from an NaI(Tl) scintillation detector employed as a detector of a monitoring post was presented. The concentrations of I-131 in the plumes were estimated from the count rates using the calculated response of the NaI(Tl) detector with egs5 for a model of a plume uniformly containing I-131. This method was applied to the data from the monitoring posts at Nuclear Science Research Institutes of Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The estimated time history variation of I-131 concentrations in plumes was in fair agreement with those measured directly by an air sampling method. The difference was less than a factor of 4 for plumes that arrived on March 15 and March 21, indicating relatively high I-131 concentrations among the plumes studied in this work.
平山 英夫*; 川崎 将亜; 松村 宏*; 大倉 毅史; 波戸 芳仁*; 佐波 俊哉*; 滝 光成; 大石 哲也; 吉澤 道夫
日本原子力学会和文論文誌, 13(3), p.119 - 126, 2014/09
モニタリングポストの検出器として使用されるNaI(Tl)シンチレーション検出器から得られるパルス波高スペクトルから得られるピーク計数率の時系列変化から放射性プルーム中のI-131濃度を推測する方法が示された。プルーム中のI-131濃度は、I-131を一様に含むプルームのモデルに対して、egs5を用いたNaI(Tl)検出器の応答計算を用いて計数率から推定された。この方法を日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のモニタリングポストで得られたデータに適用した。プルーム中のI-131濃度の推定された時系列変化は、空気サンプリング法で直接測定されたものとよく一致した。今回調査した比較的高いI-131濃度を示す3月15日と3月21日に飛来したプルームでは、その差はファクター4以下であった。
I released from HanfordThiessen, K. M.*; Napier, B. A.*; Filistovic, V.*; 本間 俊充; Kany
r, B*; Krajewski, P.*; Kryshev, A. I.*; Nedveckaite, T.*; N
nyei, A.*; Sazykina, T. G.*; et al.
Journal of Environmental Radioactivity, 84(2), p.211 - 224, 2005/00
被引用回数：9 パーセンタイル：21.59(Environmental Sciences)IAEAの主催するBIOMASS計画の線量再構築ワーキンググループでは、1963年に米国ハンフォードの化学分離施設から事故で環境に放出されたヨウ素-131に関するモニタリングデータを用いて、環境移行モデル,線量評価モデル等の妥当性の検証を行った。サイト周辺数カ所の沈着量のモデル予測は、参加機関及び評価地点により、ファクター5から80の違いがあった。また、子供に対する食物摂取線量の予測は、評価法の違い,パラメータ値の選択の相違等により、参加機関によって1桁の開きがあった。この検証作業は、概念モデルと数学的評価手法の比較,モデル予測の実測データによる検証,不確かさに寄与する因子の同定の点で有意義であった。予測結果に影響を及ぼす重要な要因として、不完全なデータの取り扱い方法,入力情報の解釈,パラメータ値の選択,サイト特有な状況へのモデルの調整,不確かさの取り扱いが見いだされた。
Thiessen, K. M.*; Napier, B. A.*; Filistovic, V.*; 本間 俊充; Kanyr, B*; Krajewski, P.*; Kryshev, A. I.*; Nedveckaite, T.*; Nnyei, A.*; Sazykina, T. G.*; et al.
Proceedings from the International Conference on Radioactivity in the Environment, p.313 - 316, 2002/09
IAEAの主催するBIOMASS計画の線量再構築ワーキンググループでは、1963年に米国ハンフォードの化学分離施設から事故で環境に放出されたヨウ素-131に関するモニタリングデータを用いて、環境移行モデル,線量評価モデル等の妥当性の検証を行った。サイト周辺数カ所の沈着量のモデル予測は、参加機関及び評価地点により、ファクター6から7,最大2桁の違いがあった。また、子供に対する食物摂取線量の予測は、評価法の違い,パラメータ値の選択の相違等により、参加機関によって1桁の開きがあった。この検証作業は、アセスメント手法と概念的なアプローチの比較,モデル予測の実測データによる検証,不確かさに寄与する因子の同定の点で有意義であった。予測結果に影響を及ぼす重要な要因として、不完全なデータの取り扱い法,入力情報の解釈,パラメータ値の選択,サイト特有な状況へのモデルの調整,不確かさの取り扱いが見出された。
石川 裕彦
Journal of Applied Meteorology, 34(7), p.1653 - 1665, 1995/07
粒子型長距離大気拡散モデルにおける水平拡散の影響について調べた。チェルノブイルから放出された放射能の広域拡散を、種々の拡散係数の値を用いて計算し、ヨーロッパ各地における測定データと統計的に比較した。水平拡散係数の値が、3.3
10
~1.010
m
s
の時、計算結果と測定値との相関は最も良い事がわかった。水平拡散幅(
y)に関する経験的な式に基づいた拡散計算についても同様な評価を行った。移流・拡散だけでは説明できない測定値について、地表に沈着した放射能の再浮遊の効果が考慮された。平均的に10
mの再浮遊係数を用いると計算値と測定値のfitが、最良となることがわかった。
石渡 名澄; 山本 克宗; 永井 斉; 広田 徳造; 伊丹 宏治; 都甲 泰正*
JAERI-M 9792, 27 Pages, 1981/11
この報告書は、軽水炉燃料のためのFP放出実験データ集の第3報である。報告書には、第8回FP放出実験の結果の1部分および第9回FP放出実験の結果が記載され、その内容は、第9回実験の照射用燃料棒および吊り下げ棒付き照射用燃料棒の外観、JMTRとOWL-1の運転条件、実験期間中のループ1次冷却水中のI-131とCs-137のレベル変動、そして第8回と第9回の両実験に用いた各燃料棒の照射後試験の記録写真から構成されている。
石渡 名澄
日本化学会誌, (6), p.1021 - 1026, 1981/00
UO
ペレットからペレット外に、および燃料棒被覆管のピンホールからループ1次冷却水中に放出される
Iの量とその様相を追求するため、原子炉内水ループにおいて、人工的にピンホールを付けた燃料棒を用いてFP放出実験を行った。 人工的にピンホールを付けた燃料棒は、沸騰水型運転モードにおいて照射されたが、照射時間は21.2日であった。冷却水中のIの量は、試料採取後に化学分離してから
線スペクトロメトリーにより測定した。 照射終了時点において、人工的にピンホールを付けた燃料棒からループ1次冷却水中に放出されたIの量は1.9Ciであった。照射期間を通して、Iの平均放出率は2.5
Ci/sであった。
石渡 名澄
日本化学会誌, (6), p.1027 - 1033, 1981/00
人工欠陥燃料と炉内水ループを用いたFP放出実験において、I-131とCs-137の放出挙動に対するループ1次冷却水温度の条件変動の影響を追及した。 JMTR定格出力運転等価時間として約12日間の照射後に、ループ1次冷却水温度降温操作が始まり、それから6時間後に原子炉停止操作が行われた。上述のような操作が行われている間に、燃料棒から放出されるI-131の様相を明らかにするため、ループ1次冷却水中のI-131量を測定した。併せてCs-137量の測定も行った。 I-131の平均放出率よりも大きい放出率のピークは、ループ1次冷却水温度降温操作時および原子炉停止操作時に出現した。Cs-137の平均放出率よりも大きい放出率のピークは、ループ1次冷却水温度降温操作時に出現した。
石渡 名澄; 山本 克宗; 永井 斉; 中崎 長三郎; 武田 常夫; 伊丹 宏治; 林 清純*; 都甲 泰正*
JAERI-M 8332, 110 Pages, 1979/07
この報告書は、軽水炉燃料のためのFP放出実験データ集の第2報である。第3回から第7回まで、5回のFP放出実験の結果を記載した。報告書の内容として、燃料ペレットの仕様と形状を含む使用前検査の結果、照射用燃料試料の構成部品および組立状況の概観、JMTRとOWL-1の運転条件、ループ冷却水中のよう素131レベルの経時変化、そして照射済み燃料試料の照射後試験データの一部分が含まれている。
石渡 名澄
JAERI-M 7983, 18 Pages, 1978/11
軽水型動力炉の破損燃料からFPよう素が追加放出される現象を明らかにするため、あらかじめ被覆管に欠陥穴を作った二酸化ウランペレット-ステンレススチール被覆管型燃料試料を製作し、水冷却型インパイル・ループの炉内管において照射し、ループ冷却水中にFPを放出させた。実験パラメータとして、ループ冷却水の圧力低減及び温度降下、そして燃料試料被覆管欠陥穴の直径と位置を選定した。各実験について、それぞれ燃料系内および冷却水系内におけるよう素131インベントリーおよびその移行に関する経時変化の様相を求めた。よう素131の追加放出量に関して、ループFP放出実験の結果と実用の軽水型動力炉プラントの測定結果の比較を試みた。
石渡 名澄
JAERI-M 7092, 27 Pages, 1977/05
BWRプラントの主蒸気管破断の事故解析に寄与するため、原子炉内破損燃料よりのFP追加放出現象の解明を追及した。JMTR・OWL-1の炉内管照射部分に一連の人口欠陥燃料試料を順次装荷して照射し、燃料試料からループ冷却中に放出されたFPを測定した。実験パラメータとして、ループ冷却水圧力の低減変動とループ冷却水温度の変動付与、および燃料試料被覆管欠陥穴の直径と位置を選定した。照射条件とFP放出率の関係および被覆管欠陥穴を経由して出入りする冷却水がFP放出に及ぼす影響を解析した。燃料試料内部の自由空間部分のFP量を推定し、その有用性を討論した。
四方 英治; 天野 恕
Journal of Nuclear Science and Technology, 10(2), p.80 - 88, 1973/02
通常行なわれている、二酸化テルルからIを乾留する方法における種々の欠点を解決するために、新しい酸化物Te
O
を含む幾つかのテルル化合物からの乾留を研究し、I放出の挙動を調べた。TeO1からのIの放出は約550
C以上で速やかに行なわれた。放出されたIの熱的挙動に関する温度クロマトグラフィーの研究から、Iは大部分が270-370Cの温度で沈着し、さらに、テルル酸、ポリメタテルル酸・三酸化テルルからの放出の実験結果と考え合せ、Iはヨー化テルルのような化合物がテルルターゲットの熱分解に伴なう格子転換に際して放出されるものと推定された。乾留されたIは装置の低温部分に沈着して収率を極度に低下させるので、乾留部から捕集部迄の経路を加熱しておく必要があった。アルカリ溶液に捕集したIの98%以上はヨー化物であった。乾留したIをモレキュラーシーブに吸着捕集することも試みた。
立川 圓造; 成冨 満夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 8(7), p.371 - 376, 1971/06
抄録なし
柴田 長夫; 四方 英治
JAERI 4027, 14 Pages, 1964/03
この報告は欧米諸国で開発されたP-32、S-35およびIー131の製造法をレビューしたもので、これら放射性同位体の製造に際して種々の方法の中から適当方法を選択するための参考となるように、それぞれの方法の概略を述べ、長所、短所、を明らかにした。また、日本原子力研究所におけるこられ放射性同位体製造の現状についても併記した。この報告の一部は1963年12月マニラで開かれたIAEA主催の"Study Group Meeting on Operation Problems of Reseach and their Use for Isotope Production and Activation Analysis"に提出された。
飯島 敏哲; 宮永 一郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 1(8), p.316 - 321, 1964/00
抄録なし
矢島 聖使; 柴 是行; 半田 宗男
Bulletin of the Chemical Society of Japan, 36(3), p.253 - 258, 1963/00
被引用回数：14抄録なし
矢島 聖使; 柴 是行; 半田 宗男
Bulletin of the Chemical Society of Japan, 36(3), p.258 - 263, 1963/00
被引用回数：10抄録なし
本田 文弥*; 木名瀬 栄
no journal, ,
To obtain reliable estimates of external dose in the early phase of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, a prediction map of ambient dose equivalent rates was developed using a prediction model. The prediction model is described using a double exponential form with ecological half-lives. It was found that the high ambient dose equivalent rate distribution stretches northwest from the F1NPP. The maximum ambient dose equivalent rate of the first month following the accident was found to be about 300 Sv/h. Main contributing radionuclides were I-131, Cs-134 and Cs-137. Radiation emitted from I-131 contributes about 50% of the ambient dose equivalent rate.
