検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 46 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

茨城県東海・大洗地区における福島第一原子力発電所事故後の環境放射線モニタリングデータの共有と課題検討活動

中野 政尚; 細見 健二; 西村 周作; 松原 菜摘; 大倉 毅史; 倉持 彰彦; 川崎 将亜; 竹内 絵里奈; 藤井 裕*; 神野 職*; et al.

保健物理(インターネット), 55(2), p.102 - 109, 2020/06

2011年3月の東京電力福島第一原子力発電所事故以降、茨城県の環境放射線モニタリング結果の一部に上昇が観測された。技術的観点からモニタリングデータの変動等について意見交換する場として、「福島第一原発事故による環境影響検討会」を設置し、4つの原子力事業所からモニタリングデータを収集し、変動傾向, $$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Cs放射能比等を検討した。本報告では線量率と、降下じん, 表土, カレイ・ヒラメ, 海底土中$$^{137}$$Csの検討結果について紹介する。また、検討会における課題解決についても紹介する。

論文

クリアランスの現状と課題,3; 物品搬出ガイドラインとクリアランス

橋本 周

日本原子力学会誌, 61(7), p.525 - 528, 2019/07

管理区域で使用した物品について、法令に基づく管理基準への適合を確認する表面汚染測定の後に一般区域へ搬出することができる。この管理基準は1960年代から事実上同じ数値が使われている。この手順は、規制対象について一定の条件を満足することを確認したうえで管理対象から外す手法として運用されており、クリアランスの考え方にきわめて近いと考えられる。日本保健物理学会放射線防護標準化委員会では、「計画被ばく状況における汚染した物の搬出のためのガイドライン」を2016年に制定し、管理区域からの物の搬出に関する放射線防護上の考え方を整理した。そこでは、現行の物品搬出管理基準については、クリアランス規準の考え方と比較しても、見劣りのしない放射線防護レベルの管理基準であることが示された。

報告書

燃料研究棟の汚染に係る空気力学的放射能中央径の評価; イメージングプレートを用いたPu粒子径の分析

高崎 浩司; 安宗 貴志; 橋本 周; 前田 宏治; 加藤 正人; 吉澤 道夫; 百瀬 琢麿

JAEA-Review 2019-003, 48 Pages, 2019/03

JAEA-Review-2019-003.pdf:3.81MB

平成29年6月6日に大洗研究開発センター燃料研究棟の管理区域内において、貯蔵容器の点検等作業中、貯蔵容器内にある核燃料物質が入った容器を封入した樹脂製の袋が破裂した。室内で作業をしていた作業員5名は半面マスクを着用していたが、5名全員が飛散したPu等のダストで汚染され、体内摂取による内部被ばくが生じた。国際放射線防護委員会は作業者による放射性核種の吸入摂取について、空気力学的放射能中央径(AMAD)の1$$mu$$mと5$$mu$$mの実効線量係数を示しており、内部被ばく線量の評価において、放射性粒子のAMADは重要な情報である。事象発生後に採取した室内のスミヤ試料14枚とPuダストモニタのサンプリングろ紙1枚について、イメージングプレートで測定し、画像解析により室内に飛散したPu等の粒子のAMADを評価した。評価の結果、スミヤ試料からは硝酸Pu塩と仮定した場合のAMADは4.3$$sim$$11$$mu$$m以上、酸化Puと仮定した場合のAMADは5.6$$sim$$14$$mu$$m以上と評価された。また、Puダストモニタの集塵ろ紙については、硝酸Pu塩とした場合のAMADは3.0$$mu$$m以上、酸化Puとした場合は3.9$$mu$$m以上と評価された。

論文

希ガス計数を利用したプルーム通過時間帯決定によるモニタリングポスト測定値を用いた空気中$$^{131}$$I濃度推定手法の改良

山田 純也; 橋本 周; 瀬谷 夏美; 羽場 梨沙; 武藤 保信; 清水 武彦; 高崎 浩司; 横山 須美*; 下 道國*

保健物理, 52(1), p.5 - 12, 2017/03

本研究では、現在開発が進められているモニタリングポスト測定値を用いた迅速性のある空気中$$^{131}$$I濃度推定手法を改良することを目的としている。本推定手法はモニタリングポストのNaI(Tl)検出器で測定した空気由来の$$^{131}$$I計数率に、濃度換算係数を乗ずることで空気中$$^{131}$$I濃度を推定するものである。先行研究では、空気由来の$$^{131}$$I計数率を弁別するために必要となるプルーム通過時間帯の決定方法の不確定性により、推定精度が低下することが指摘されていた。本研究では、沈着のない$$^{133}$$Xe計数率の時間変化からプルーム通過時間帯を決定する方法を考案し、開発中の空気中$$^{131}$$I濃度推定手法に適用した。その結果、空気中$$^{131}$$I濃度の推定値は実測値に対しファクタ3以内になることを示した。

論文

モニタリングポストのNaI(Tl)検出器で測定する波高分布から空気中$$^{131}$$I濃度を推定するための換算係数の計算

山田 純也; 橋本 周; 瀬谷 夏美; 羽場 梨沙; 武藤 保信; 清水 武彦; 高崎 浩司; 横山 須美*; 下 道國*

Radioisotopes, 65(10), p.403 - 408, 2016/10

モニタリングポストの測定データを利用した迅速性のある空気中$$^{131}$$I濃度推定手法の開発を目指している。本手法はモニタリングポストのNaI(Tl)検出器で測定した$$^{131}$$Iの全吸収ピーク計数率に濃度換算係数を掛け算することで空気中$$^{131}$$I濃度を推定する。モンテカルロ計算コードEGS5を用いて原子力機構大洗研究開発センターのモニタリングポストに対する濃度換算係数を計算した。計算の結果、無限空気線源に対する濃度換算係数は25.7Bq/m$$^{3}$$/cpsと評価された。

論文

5年間統計気象資料の年間平均地表空気中濃度への適用性について; JAEA大洗研究開発センターで観測された20年間の気象データの評価から

瀬谷 夏美; 橋本 周; 根本 浩司*; 清水 武彦; 高崎 浩司

保健物理, 49(1), p.29 - 38, 2014/03

気体廃棄物等の拡散計算から年間の平均的な気象条件を用いて試算する年間平均地表空気中濃度(以下、「年間平均濃度」)は原子炉等施設における平常運転時の線量評価の主要因子である。したがって線量評価は年間平均濃度の年変動の影響を受けるため、評価には敷地を代表する年間平均濃度の選定が必要である。原子力機構大洗研究開発センター(JAEA大洗)では、任意の連続する5年間の気象データを1年間に規格化した統計処理から年間平均濃度(以下、「5年平均濃度」)を評価している。これは年変動の相殺が期待されるためである。本報告では、5年平均濃度の代表性を確認するため、JAEA大洗にて同条件で継続観測した1991年$$sim$$2010年までの気象観測データをもとに平常運転時の解析に用いる年間平均濃度を1年平均濃度と5年平均濃度とで解析し、20年間の変動の範囲及びその濃度分布のなす一般的統計特性を評価した。結果は、いずれの5年平均濃度も1年平均濃度の変動より小さく、また5年平均濃度の分布は、20年間で不良標本検定(危険率5%のF検定)により棄却される濃度はなかった。平常運転時の安全評価に用いる上で、いずれの5年平均濃度もJAEA大洗を代表させる解析に適用し得ることが確認された。

論文

Accelerator neutron dosimetry using composite-gas-filled proportional counting tube

薄井 利英; 三上 智; 橋本 周; 中山 直人; 鈴木 ちひろ*; 谷 幸太郎*; 山崎 敬三*; 三澤 毅*

KURRI Progress Report 2010, P. 209, 2011/10

中性子場に応じた線量評価ができる可搬型中性子線量計の開発を行っている。この可搬型中性子線量計は熱中性子と速中性子それぞれによる反応に基づく出力から被ばく線量推定するものである。この可搬型中性子線量計を用いた中性子線量評価は、現場におけるスペクトル情報がなくとも、中性子場の状況を的確に反映した線量評価を可能にする技術として期待される。本線量計を用いた線量評価手法の有効性の検証及び線量評価性能の向上のため、特有の中性子エネルギー分布が予想される京都大学の加速器駆動未臨界炉にて、検出器の特性試験を実施した。

論文

Dose evaluation from multiple detector outputs using convex optimisation

橋本 周; 飯本 武志*; 小佐古 敏荘*

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.65 - 68, 2011/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

複数検出器を使った線量評価は閉凸空間最適化法で向上できる。これにより、放射線場に応じた柔軟な線量評価を可能にする。中性子周辺線量当量は混合ガス比例計数管で評価した。線量評価値の信頼性は現行の線量計と同程度であった。また、個人線量計への適用も検討した。応答特性の直交性の高い線量計の組合せが、線量評価の適性が高い傾向にあることがわかった。

論文

Applicability of convex hull in multiple detector response space for neutron dose measurements

橋本 周; 飯本 武志*; 小佐古 敏荘*

Radiation Protection Dosimetry, 136(1), p.1 - 10, 2009/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.43(Environmental Sciences)

中性子場の変動に柔軟に対応する新しい中性子線量測定手法が、原子力機構で開発されている。これは、複数検出器の出力で定義される応答空間の閉凸空間を用いて中性子線量評価を行う多検出器法(1970年代に最初に紹介された)を適用するものである。閉凸空間は、入射中性子スペクトルに対応した中性子線量の取り得る範囲を与えるものである。この手法の実現性について、混合ガス比例計数管の応答シミュレーションを用いて検証した。単色中性子は、この閉凸空間を描き出すのに、原理的に適しているとみなされた。また、例えば、核分裂中性子を起源として理論的に導き出された中性子スペクトルのような、あらかじめわかっている物理的に可能性のある入射中性子の情報を考慮すると、閉凸空間は大幅に縮小できることが示された。

論文

Simulation study on unfolding methods for diagnostic X-rays and mixed $$gamma$$ rays

橋本 周; 大高 雅彦; 荒 邦章; 神野 郁夫; 今邨 亮*; 三上 研太*; 野宮 聖一郎*; 尾鍋 秀明*

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(1), p.76 - 82, 2009/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

X線のエネルギー分布を測定する光子検出器について、先に報告したが、ここでは、その検出器を用いた、診療X線と$$^{137}$$Csと$$^{60}$$Coの混合$$gamma$$線源の測定に用いるアンフォウルディング手法について論じる。さまざまな診療X線に対する応答関数は相互の区別がほとんどつかず、誤差低減法によるアンフォウルディング手法は十分に機能しない。この場合、スペクトルサーベイ手法が有効である。しかしながら、混合$$gamma$$線の測定では誤差低減法は適用可能である。両ケースにおいて、ニューラルネットワーク手法の適用が期待できることも示された。

論文

Dose evaluation with closed space in vector space composed of radiation detector outputs

橋本 周; 飯本 武志*; 小佐古 敏荘*

Proceedings of International Symposium commemorating the First Anniversary of the Foundation of GoNERI "Key to the Future; Energy Security and Nuclear Education & Research", p.247 - 252, 2008/10

中性子場の変動に柔軟に対応する中性子線量評価手法を開発している。そのために、多検出器法を導入した。多検出器法では、複数検出器の出力と目的量の比で構成される位相ヴェクトル空間における凸集合を活用する。凸集合は、周囲の状況に基づいて、目的量を求めるための換算係数が取り得る範囲を与えることができる。凸集合体は、それぞれの中性子場を形成する要素中性子スペクトルにより改善される。混合ガス比例計数管を用いて、凸集合を用いた線量評価手法の有効性について評価した。

論文

Improvement of the FP gas discharge quantification method preparing for reactor accident

橋本 周; 薄井 利英

Proceedings of 2nd Asian and Oceanic Congress Radiological Protection (AOCRP-2) (CD-ROM), p.1175 - 1181, 2006/10

原子炉施設において気体状放射性物質の放出が発生した場合に、既存のガスモニタを用いて放出管理を行う必要がある。一般的にガスモニタは、放出ガスの放射能を連続的に評価するための十分な情報を得ることができない。そのため、核種組成を決定する手法の一つとして、放出ガスをサンプリングし、Ge-PHAで核種分析を実施している。ところが現状では、核分裂生成物(FP)の希ガス核種に対する感度の評価が不十分であったり、複数核種が放出された場合の評価手法の整備も不十分であった。そこで、FPガス核種に対するガスモニタの応答について、モンテカルロ法を用いて計算的に評価を行った。その結果、FPガス核種に対するガスモニタの換算定数を与えることができた。複数核種が放出された場合の評価手法の改善として、ガスサンプリング容器の整備を行った。従来の金属製容器から樹脂製容器に変更したことで低エネルギー$$gamma$$線の検出感度が上昇した。また、この分析結果に基づき、ガスモニタの測定値から個々のガス濃度を導く方法について具体化を図り、ガスモニタを用いたモニタリングと放出評価の手法について整備することができた。

報告書

MK-III性能試験における放射線管理関係試験結果報告

干場 英明; 橋本 周; 色川 弘行; 薄井 利英; 佐藤 隼人; 江森 修一

JNC-TN9410 2004-017, 170 Pages, 2004/08

JNC-TN9410-2004-017.pdf:18.93MB

「常陽」のMK-III計画では、2000年10月から本格的な冷却系改造工事が実施され、総合機能試験を経て、2003年6月から設計性能の確認及び照射炉としての基本特性の確認を目的に、性能試験が実施された。性能試験は、全体で28項目の試験が実施され、この内、放射線管理課は、空間線量率分布、放射線管理、廃ガス濃度測定の3項目を担当した。放射線管理課が担当した性能試験は、2003年6月27日の原子炉起動前から開始し、原子炉熱出力が約40MWt、約70MWt、約105MWt、約125MWt、定格熱出力(140MWt)の状態で実施した。放射線管理課が担当した使用前検査については、原子炉運転中及び停止中の線量率測定検査、放射性物質濃度測定検査、処理能力検査を担当し、2003年11月27日に最終検査である原子炉停止中の線量率測定検査を受検し、合格をもって全ての試験が終了した。性能試験で得られた主な結果は以下の通りである。1)全ての試験項目について、判定基準以下であることが確認できた。2)空間線量率測定、放射線管理で得られたデータについては、全体的にMK-II運転時と比べて低い値であることが確認できた。今回の性能試験では、全ての試験項目について判定基準以下であることが確認できたが、これから状況が変化する可能性もあることから、今後も今回の試験項目について適宜確認していく必要があると考える。

論文

個人被ばく管理用線量計に関する性能の調査

橋本 義大; 橋本 周; 石川 正康; 江森 修一

保健物理, 39(3), 229- Pages, 2004/00

個人被ばく管理用新型線量計に関する性能の調査を実施した。その中で、現行型のTLDと最近普及が進んだ 光刺激線量計、ガラス線量計、電子式線量計、固体飛跡検出器を比較する。また、それぞれの運用方法に ついついても調査した。

報告書

重水臨界実験装置(DCA)廃止措置における放射性廃棄物に関する評価

今野 将太郎; 福田 誠司; 吉澤 俊司; 羽様 平; 遠藤 浩太郎; 橋本 周

JNC-TN9410 2002-015, 59 Pages, 2002/10

JNC-TN9410-2002-015.pdf:2.3MB

重水臨界実験装置(DCA)は、1969年に初臨界を達成した最大熱出力1kWの臨界実験装置であり、2001年9月26日に運転を停止した。その後、解体届を文部科学省に提出して廃止措置に移行した。 解体届作成に必要となる残存放射性物質の評価および放射性廃棄物量の推定を行うために、炉室内の中性子束計算値や汚染放射性物質量などに関する評価を実施した。評価結果を以下に示す。 (1)高速、熱外、熱中性子束は、ほとんどの箇所で計算値が測定値を上回っている。よって、計算値により算出される放射化放射性物質濃度は実際のものよりも大きく見積もっている。 (2)トリチウムを除く汚染放射性物質量は合計で3.0$$times$$10の7乗Bq、トリチウム汚染放射性物質量はコンクリーで最大約4.1$$times$$10の1乗Bq/g、アルミニウム配管内表面で約7.6$$times$$10の-2乗Bq/gであると推定した。 (3)放射性廃棄物における解体付随廃棄物(固体廃棄物)は約30t、液体廃棄物は試験体減速材が1.4立方メートル、解体付随廃液が300立方メートル発生すると推定した。 (4)トリチウム放出量(気体廃棄物)は重水系設備、計測制御系統施設および原子炉解体撤去工事でそれぞれ約7.25$$times$$10の8乗Bqと推定した。

論文

Construction of OHJEK the Date Shating System for Radiation Monitoring

高田 千恵; 高嶋 秀樹; 穂積 稔彦; 橋本 周

Proceedings of 1st Asian and Oceanic Congress for Radiation Protection (AOCRP-1) (CD-ROM), p.20 - 24, 2002/00

緊急時の初期対応の迅速・確実化を図るため、大洗工学センター全ての施設を対象とした、放射線管理情報を遠隔監視する計算機システムを構築した。このシステムにより、当初の目的を達成することができたほか、通常の放管業務の効率化も実現することができ、よい成果をあげることができた。

報告書

レムカウンタの応答シミュレーションと線量換算係数変更への対応

橋本 周; 齋藤 圭

JNC-TN9410 2001-015, 36 Pages, 2001/07

JNC-TN9410-2001-015.pdf:1.43MB

国際放射線防護委員会(ICRP)の1990年勧告(Publication60)において、被ばく評価の見直しが勧告された。それを受けて日本でも放射線被ばく評価に係る一連の法規が改正され、2001年4月より施行された。その中で、中性子の線量を求める換算係数が見直された。中性子線量は、レムカウンタと呼ばれる測定器が広く用いられているが、換算係数が見直されたことで、その固有の特性が中性子線量評価に適切なものではなくなってしまった可能性が生じた。そこで、放射線検出器の応答シミュレーションの技術を適用して、応答特性を評価し、新しい線量評価体系への適性について調査した。その結果、従来通りの使用方法で、若干の過小評価をもたらす可能性こそあるものの大きな問題は生じないであろうことが示された。また、適切な校正を行うことで過小評価の問題も解決できることがわかった。

報告書

中性子検出器応答評価モンテカルロ計算コードNRESP98の開発;球形BF$$_{3}$$比例計数管の応答評価

橋本 周; 齋藤 圭; 安藤 秀樹

PNC-TN9410 98-061, 59 Pages, 1998/05

PNC-TN9410-98-061.pdf:2.58MB

中性子線量当量率測定器や多減速材型中性子スペクトロメータとして広く用いられている球形BF$$_{3}$$比例計数管の応答特性について計算的に評価する手法を開発した。応答評価用の計算コードとして、既存の中性子検出器応答計算コードNRESPシリーズを選んだ。従来のNRESPシリーズは適用範囲が限定されていたため、検出器形状、構成元素などを拡張し、汎用型中性子検出器応答計算コードNRESP98として整備した。NRESP98の検証は、球形BF$$_{3}$$比例計数管の応答特性について行った。検出器内の増幅率分布の影響、荷電粒子輸送の詳細評価及び統計的分散の影響を加味することで、試験結果に対して+-10%以内で、検出器の応答特性を評価することができた。

論文

Application of "EGS4" to the Development of a Radioactive Gas Monitor using Plastic Scintillation Fibers

高田 千恵; 野崎 達夫; 鳥居 建男; 安藤 秀樹; 橋本 周

First International Workshop on EGS4, P. 23, 1997/00

核分裂生成物の消滅処理を目的とした大電流電子線形加速器が開発中であるが、将来予定される実証段階では、その運転に伴い放出される高エネルギ-の制動放射線による光核反応により空気等が放射化し、13Nや15Oが生成すると考えられる。しかし、従来のガスモニタでは、この13N、15Oに対する管理区域からの排気の濃度限度(6$$times$$10^-4Bg/cm^3)までの検出が不可能であった。そこで,プラスティックシンチレーションファイバを用いた高感度ガスモニタ検出器の開発を行ってきた。この開発では,"EGS4"によるシミュレーション応答解析を行い,検出器の形状,大きさ等の最適化を図った上で実機を製作し,感度試験等を行った。この結果,U字型のガスモニタを採用し,目標を達成した。

報告書

複合型中性子線量当量測定器の開発

橋本 周; 鳥居 建男; 安藤 秀樹

PNC-TN9410 95-189, 69 Pages, 1995/08

PNC-TN9410-95-189.pdf:2.88MB

ICRl990年勧告で、被ばく評価方法について従来の線質係数に代わり新しく放射線荷重係数が導入された。この変更により、従来の中性子による線量当量の評価方法に比べて中速領域の中性子による寄与が重く評価されている。したがって、従来の勧告に基づいた中性子線量当量は、新勧告に基づいて評価した中性子線量当量に比べて過小評価となる場合があることを示唆している。そこで、新勧告に対応した中性子線量当量率計の開発を目的として、新しい中性子検出器を試作した。検出器には、従来の中性子線量当量率計に使われていた減速型検出器ではなく、多検出器法の理論による複合型検出器を採用した。本検出器の特性を把握するためにエネルギー応答計算を行うとともに、その結果に基づく試作器について中性子線源及び加速器を用いて特性試験を実施した。エネルギー応答計算の結果がらは、目的とするエネルギー範囲において多検出器法の理論を適用できることが示された。また、特性試験の結果がら線量当量率計として使用しうることかわかった。こさらに、特性試験rの過程において、241Am-Beと239Pu-Beの中性子のスペクトルの違いを検出することが可能なことが示され、中速領域の中性子に対して、そのエネルギーの違いに極めて敏感であることがわがった。今後は、より実用的な線量当量評価を行えるように改良を施すとともに、エネルギー分解能を利用した応用についても検討していく。

46 件中 1件目~20件目を表示