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田村 勝裕; 芝沼 行男; 高崎 浩一*; 北野 匡四郎; 大畑 勉
JAERI-Review 98-005, 203 Pages, 1998/03
JAERI-Review-98-005.pdf:8.96MB
本資料は、大洗研究所における現環境監視体制が確立された昭和60年度から平成6年度までの10年間の環境監視結果をまとめるとともに、統計解析したものである。日常の環境監視業務の中で、地理的条件、気象条件等による日変動や季節変動を包含した線量率や放射能濃度から異常値を検出するためには、各監視項目毎の長期的変動調査から通常の平均値と変動幅を知るとともに、統計解析結果から異常値の出現確率を予測しておくことが必要である。本資料では、環境監視結果の統計値を示すとともに、各核種の農産物への移行係数や、海産物の濃縮係数、全データの分布性について解析している。
角田 昌彦; 北野 匡四郎; 池沢 芳夫
保健物理, 32(2), p.185 - 191, 1997/00
放射性廃棄物の低減化のためには、HEPAフィルタの有効使用が必要対策のひとつであり、長期間使用における性能変化の特性を知っておくことは大変重要である。本試験では、大気じんとほぼ同一の粒度分布を有する線香燃焼粒子を重量濃度0.84mg/m
でHEPAフィルタユニットに負荷し続け、圧力損失及び透過率の変化を調査し、以下の結果を得た。圧力損失は、負荷量の増加とともに2次関数的な上昇傾向を示し、負荷量が約60g/m
に達したとき、圧力損失が初期圧力損失の2倍に達する。その負荷時間は約550時間である。透過率は、圧力損失の上昇とともに増加し、その増加は粒子径に依存し、粒子径が最大透過率粒子径から大きくなるにしたがって高くなる。面速が3.42cm/secにおける0.5
mの場合において、圧力損失が初期圧力損失の2倍に到達したとき、透過率は無負荷時の約16倍である。
土田 昇; 白石 忠男; 高橋 豊; 稲田 征二; 北野 匡四郎; 斎藤 実; 二村 嘉明
ANL/RERTR/TM-19, CONF-9209266, 0, p.259 - 266, 1995/00
JMTR炉心をMEU燃料からLEU燃料へ変更するための安全評価及び立地評価において線量評価を実施した。安全評価では、環境への放射性核分裂生成物の放出を伴う設計基準事故時の敷地周辺公衆に対する実効線量当量を評価した。立地評価では、重大事故及び仮想事故における公衆に対する最大線量を評価した。評価の結果、事故時の公衆に対する放射線被ばくのリスクは非常に小さいこと及びLEU炉心においても現在のMEU炉心と同様に立地条件が適切であることが確認された。
土田 昇; 北野 匡四郎; 白石 忠男; 高橋 豊; 稲田 征二; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-152, 92 Pages, 1992/10
JMTR燃料の低濃縮(LEU)化に係る安全評価及び立地評価において事故時の敷地周辺の公衆に対する線量の評価を行った。安全評価では、放射性核分裂生成物の環境への放出を伴う事象として燃料取扱事故及び炉心流路閉塞事故について敷地周辺の公衆の実効線量当量を評価した。立地評価では、放射性物質の放出の拡大の可能性のある炉心流路閉塞事故を立地評価事象に選定し、多量の放射性核分裂生成物の環境への放出を仮定し、敷地周辺公衆の最大線量を評価した。評価の結果、事故時における公衆に対する放射線被ばくのリスクは十分小さいこと、立地条件が適切であることが確認された。
沢 和弘; 塩沢 周策; 新藤 雅美; 田沢 勇次郎*; 伊与久 達夫*; 山口 幸四郎*; 見上 寿*; 北野 匡四郎
JAERI-M 91-158, 69 Pages, 1991/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の立地評価のため重大事故及び仮想事故の評価を行った。これらの事故を評価する目的は、対象となる原子炉施設と周辺の公衆との隔離が適切に確保されていることを示すことである。HTTRは、燃料として被覆燃料粒子、減速材及び炉心構造材として黒鉛を用いた高温ガス炉であり、事故条件下においても急激な温度の上昇が無く、燃料粒子被覆層の瞬時大量破損は生じない。従って、立地評価事故の事象選定及び線量評価は、軽水型原子炉と異なる方法で行っている。HTTRの重大、仮想事故としては、1次冷却設備二重管破断事故を選定した。線量の評価にあたっては、HTTRの特徴を考慮して、炉心内に蓄積している核分裂生成物の時間遅れ(時間依存)放出を仮定した。本報は、HTTRの立地評価事故の事象選定の考え方、線量評価方法、評価結果について述べたものである。
北野 匡四郎; 池沢 芳夫; 原田 康典; 国分 守信; 梶本 与一
保健物理, 8(2), p.67 - 71, 1973/02
トリチウム表面汚染を評価するためスミヤ法が多く採用されているが、本実験では、25w/oグリセリン含浸スミヤ濾紙を用いてトリチウム表面汚染を評価する上で問題となる種々の因子について実験的検討を行なった。その結果、主として次のようなことがわかった。(1)スミヤ濾紙によるトリチウム表面汚染の採取効率は、非浸透性表面汚染材に対しては約10%、浸透性表面汚染材に対しては約1%である。(2)2
ガスフローカウンタに対する計数効率は約10%であったが、トリチウウム表面汚染の全量を評価する場合、総合効率(計数効率に採取効率を乗じたもの)を用いるのが実用的で、その値は、非浸透性の表面汚染材については約1%、浸透性の表面汚染材については約0.1%である。(3)トリチウムスミヤ試料からのトリチウムの離脱する割合は、採取後40分以内であれば20%以下におさまり、管理上は補正する必要はない。
吉田 芳和; 北野 匡四郎; 村田 幹生; SEIZABRO.MORIYASU*
Proc.1st Intern.Cong.of Radiation Protection Rome, p.1561 - 1567, 1966/09
抄録なし
吉田 芳和; 北野 匡四郎; 芹沢 正彦; 白石 忠男
JAERI 1063, 33 Pages, 1964/06
原研20MeV LINACは1963年2月に50m中性子飛行管が完成した。本稿は、LINACの放射線管理のためにおこなわれたモニタリングの結果および放射線防護施設と放射線管理の概要について述べたものである。高放射線区域への立入りはインターロック、安全キィ、非常スイッチ盤等により管理されている。漏洩放射線の測定結果に基いて遮蔽の補強、管理区域の拡大設計がなされ、現在問題になるような放射線の漏洩は認められない。運転中、空気の放射化により生成されるガスとしてNの(r、m)反応生成物
Nのほかに、Arの(r、p)反応生成物
C1が検出されたが、いずれも許容濃度以下であり、障害上問題にはならない。ターゲット容器、加速管の構成材の誘導放射能は、その核種が主に
放射体であるために全身被曝のほか、線による皮ふ線量が問題になる。その線量率は被曝時間で制御できる程度以上であって、治具の使用、遠隔操作による被曝の防衛が必要であり、その被曝の監視と防衛に留意しなければならない。
