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論文

Measurement of depth distributions of $$^{3}$$H and $$^{14}$$C induced in concrete shielding of an electron accelerator facility

遠藤 章; 原田 康典; 川崎 克也; 菊地 正光

Applied Radiation and Isotopes, 60(6), p.955 - 958, 2004/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:45.16(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

東海研究所の電子リニアックは、核物理研究,放射性同位元素の製造等に用いられる強力中性子,光子及び電子線源として33年間利用され、1993年にその運転を停止した。本研究では、コンクリート遮へい体中に生成された誘導放射性核種量を調査するために、ボーリングにより遮へい体から試料を採取し、$$^{3}$$H及び$$^{14}$$Cの濃度分布を測定した。測定結果は、加速器施設のデコミッショニング,廃棄物管理における有用なデータとして利用することができる。

報告書

高エネルギー加速器施設対応中性子レムモニタのエネルギー応答特性評価

中根 佳弘; 原田 康典; 坂本 幸夫; 小栗 朋美*; 吉澤 道夫; 高橋 史明; 石倉 剛*; 藤本 敏明*; 田中 進; 笹本 宣雄

JAERI-Tech 2003-011, 37 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-011.pdf:1.73MB

原研とKEKが共同で建設している大強度陽子加速器施設(J-PARC)に適用する中性子レムモニタの開発を行った。熱エネルギーから中高エネルギー領域までの広範な中性子による線量率を精度よく測定できるモニタの開発を目的として、鉛ブリーダ付き中性子レムモニタを試作した。試作レムモニタのエネルギー応答に関し、遮蔽体を透過した後の中性子による被ばく評価において重要な、熱エネルギーから150MeVまでの中性子に対する応答特性を中性子輸送計算により評価するとともに、この評価精度を確認する目的で、65MeVまでの中性子場を用いて応答特性を測定した。得られたエネルギー応答特性を中性子の線量換算係数と比較した結果、試作中性子レムモニタは、熱エネルギーから150MeVまでの広範なエネルギー領域において優れたエネルギー応答特性を有することが確認でき、加速器施設用中性子レムモニタとして実用化の目処がついた。

報告書

大強度陽子加速器施設における放射線安全管理設備設計上の基本的考え方

宮本 幸博; 池野 香一; 秋山 茂則*; 原田 康典

JAERI-Tech 2002-086, 43 Pages, 2002/11

JAERI-Tech-2002-086.pdf:5.7MB

大強度陽子加速器施設の放射線防護上の特徴と、放射線安全管理設備を設計するうえでの基本的な考え方についてまとめた。大強度陽子加速器施設は、世界最高強度の高エネルギー陽子加速器を中核とした大規模複合施設であり、施設固有の特徴を多く有している。本報告では、大強度陽子加速器施設の特徴を考慮のうえ、整備すべき放射線安全管理設備の仕様について議論した。

論文

Mesurement of absorbed dose distributions in a plastic phantom irradiated by 40- and 65-MeV quasi-monoenergetic neutrons

中根 佳弘; 坂本 幸夫; 原田 康典

JAERI-Review 2000-024, TIARA Annual Report 1999, p.262 - 264, 2000/10

加速器施設の遮蔽設計に重要な中間エネルギー領域中性子に対する線量評価手法を確立するため、これまでにTIARAの40及び65MeV準単色中性子入射による平板ファントム内での中性子束分布を測定し、計算結果と比較して良い一致を得ている。今回はファントム内での吸収線量を人体組織等価型の比例計数管及び電離箱により測定するとともに、粒子輸送計算コードによる解析結果と比較した。15MeV以上の中性子に対してはHETC-3STEPコードにより2次粒子が検出器に付与するエネルギーから吸収線量を求めた。一方で15MeV以下の中性子に対してはMORSE-CGコードとJENDL-3.1を処理した100群の断面積からファントム中での中性子フルエンスを計算し、これに中性子Kerma係数を乗じて吸収線量を得た。得られた計算結果は実験値を概ね10%以内で一致した。

報告書

SPring-8における高エネルギー加速器の放射線管理の現状と問題点

宮本 幸博; 植田 久男; 原田 康典

JAERI-Tech 98-039, 44 Pages, 1998/09

JAERI-Tech-98-039.pdf:2.21MB

SPring-8における高エネルギー加速器施設の放射線管理の現状と問題点をまとめた。第3世代放射光施設であるSPring-8においては、放射線管理を行う上で、高エネルギー大型加速器特有の問題点が多い。本報告では、パルス状放射線のモニタリング技術、低エネルギー及び高エネルギー放射線のモニタリング技術について現状と問題点を記述するとともに、放射化の問題、電磁波ノイズの問題等について議論した。

論文

原研電子線形加速器施設における空気及び遮蔽体中の誘導放射能

遠藤 章; 原田 康典

KURRI-KR-30, p.48 - 53, 1998/00

原研電子リニアック施設において、空気及びコンクリート遮蔽体中に生成される放射性核種の濃度、化学形等について調べた結果をまとめた。高エネルギー制動放射線の光核反応により空気中に生成される$$^{11}$$C,$$^{13}$$N,$$^{15}$$Oの濃度、化学形を測定するとともに、化学反応シミュレーションモデルを開発し、実測データの解析を行った。その結果、核種の化学形に影響する因子、化学組成の時間変化等を明らかにした。また、コンクリート遮蔽体中の$$gamma$$線放出核種濃度を測定し、制動放射線及び光中性子による生成核種の分布の特徴を明らかにした。以上の結果から、高エネルギー電子加速器施設における作業者等の被ばく防護、施設のデコミッショニングの観点で重要な知見を得た。

報告書

電子リニアック施設コンクリート遮蔽体中の$$gamma$$線放出核種の測定

遠藤 章; 川崎 克也; 菊地 正光; 原田 康典

JAERI-Tech 97-027, 28 Pages, 1997/07

JAERI-Tech-97-027.pdf:1.03MB

東海研究所の電子リニアック施設において、コンクリート遮蔽体中に残留する$$gamma$$線放出核種の分布を調べた。ターゲット室、加速器室など7箇所のコンクリート遮蔽体からコアボーリングにより試料を採取し、これらについてNaI(Tl)検出器を用いた$$gamma$$線計数率及びGe半導体検出器を用いた$$gamma$$線スペクトルの測定を行った。加速器の運転に伴い生成された放射性核種として、熱中性子捕獲反応による$$^{60}$$Co,$$^{137}$$Cs,$$^{152}$$Eu,$$^{154}$$Eu,制動放射線及び速中性子の核子放出反応による$$^{22}$$Na,$$^{54}$$Mnが検出された。遮蔽体の深さ方向におけるこれらの核種の分布及び組成とコンクリート試料の採取位置との関係について検討した。

報告書

線量当量評価用パソコン版核種評価(ORIGEN-2)及び遮蔽計算(QAD,G33)コードの開発

原田 康典; 笹本 宣雄; 坂本 幸夫; 黒澤 直弘*; 富田 賢一*

JAERI-Data/Code 97-013, 196 Pages, 1997/03

JAERI-Data-Code-97-013.pdf:4.59MB

加速器施設や放射性物質取扱施設では、法令に基づく使用許可申請書作成業務における作業者の被ばく評価や作業環境の健全性確保のための線源評価ならびに遮蔽計算が行われている。これらの評価は、大型計算機による解析が一般的であるが、小規模施設や放射線管理業務の現場から大型計算機へのアクセスは、効率的ではない。そこで最近の発達が目覚ましく、一般的に普及しているパーソナルコンピュータによる計算が可能なように、ORIGEN-2,QAD及びG33コードを本来の性能を損なわないように改良した。主な改良点は、次のとおりである。(1)会話形式による入力が可能となった。(2)計算のための入出力ファイルの保存が可能となった。(3)ORIGEN-2の計算結果を直接QAD及びG33に取込めるようになった。(4)計算結果の図形出力が可能となった。

報告書

8GeV大型放射光施設のバルク遮蔽計算の検討,I

笹本 宣雄; 黒坂 範雄*; 原田 康典; 鈴木 康夫

JAERI-M 89-102, 46 Pages, 1989/08

JAERI-M-89-102.pdf:0.99MB

大型放射光施設の建屋設計に資する目的で、本施設に対するバルク遮蔽計算を実施した。計算は前方計算と側方計算に分けて考え、前者は、Swansonの式にもとづき光子と$$mu$$粒子の計算を、後者はJenkinsの式により光子と中性子の計算を行った。遮蔽体構成は、普通コンクリート、重コンクリート、鉄、鉛、土を用いた単層あるいは二重層を想定した。計算の結果、本施設のほとんどすべての遮蔽の厚みを2m以内に収められることが分かった。

論文

活性炭素繊維を用いた空気中放射性ヨウ素モニタリング用フィルタの開発

加藤 正平; 箕輪 雄資; 村田 幹生; 原田 康典; 石崎 信男*

保健物理, 21, p.9 - 15, 1986/00

空気中の放射性ヨウ素モニタリング用活性炭繊維フィルタの開発のため、表面積、細孔径などの異なる数種類の活性炭素繊維についてヨウ化メチル捕集特性を調べた。そして、これらの結果をもとに6wt%TEDA添着活性炭繊維を用いた外径60mm、厚さ4mmのヨウ素モニタリング用フィルタを試作した。これは外力に対して強く活性炭素繊維の飛散がない。通気抵抗は従来の活性炭含浸濾紙の1/14であり、ヨウ化メチル捕集効率は湿度90%、流量率50l/min、60min捕集した場合、68%で、これは活性炭含浸濾紙の約7倍である。さらに、施設排気の放射性モニタリングに適用して、その有用性を実証した。

論文

スミヤ法によるトリチウム表面汚染レベルの評価

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$$pi$$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。

論文

呼気測定によるトリチウム体内汚染の推定

古田 敏城; 成冨 満夫; 原田 康典

保健物理, 6(3), p.149 - 151, 1972/00

トリチウムによる空気汚染は重水炉,加速器等の施設においてしばしば発生するが,大量のトリチウムガスを取扱う加速器施設においては,汚染濃度分布や時間的変化の複雑さのため,内部被曝管理上特に問題となる。ここで述べるV.D.G.においても次に示す特殊な問題がある。

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