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仲宗根 峻也*; 横山 須美*; 高橋 知之*; 太田 雅和; 柿内 秀樹*; 杉原 真司*; 平尾 茂一*; 百島 則幸*; 玉利 俊哉*; 島 長義*; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 16, p.2405035_1 - 2405035_5, 2021/02
液体シンチレーションカウンタによる環境水試料のトリチウム分析では、試料に含まれる溶存有機物等の不純物の除去が必要である。一般的に用いられている前処理法は試料の蒸留であるが、蒸留は時間を要する(24時間程度)という欠点がある。発表者らは、イオン交換樹脂を用いた迅速な前処理法を提案してきた。本研究では、イオン交換樹脂を用いた前処理法の定量評価を目的としてバッチ実験を実施し、実験結果から不純物の除去が短時間(5分程度)で完了することを確認した。
仲宗根 俊也*; 横山 須美*; 高橋 知之*; 太田 雅和; 柿内 秀樹*; 杉原 真司*; 平尾 茂一*; 百島 則幸*; 玉利 俊哉*; 島 長義*; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 15, p.2405027_1 - 2405027_3, 2020/05
事故時あるいはトリチウム使用施設からのトリチウム放出時の環境影響評価においては、環境試料中のトリチウムの迅速な分析が求められる。液体シンチレーションカウンタによる水試料のトリチウム分析では、その前処理として、水試料に含まれる有機物やイオンといった不純物の除去が必要である。一般的に用いられている前処理法は、試料の蒸留である。しかしながら、蒸留は時間を要するという欠点がある。本研究は、イオン交換樹脂を用いた迅速な前処理法の検討を目的とする。このために、陸水試料を用いて不純物除去のバッチ実験およびカラム実験を実施したところ、イオン交換樹脂の使用により、試料に含まれる不純物の除去が短時間(5分以内)で達成されることが確認された。
横山 須美*; 高橋 知之*; 太田 雅和; 柿内 秀樹*; 杉原 真司*; 平尾 茂一*; 百島 則幸*; 玉利 俊哉*; 島 長義*; 安藤 麻里子; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 14(Sp.2), p.3405099_1 - 3405099_4, 2019/06
核融合科学研究所は、2017年に大型ヘリカル装置を用いたD-D実験を開始した。施設の安全確保のためにはD-D反応で生成するトリチウムの環境中移行評価法の確立が重要となる。大気及び土壌中のトリチウム水(HTO)は植生に移行し、光合成を経て有機物トリチウム(OBT)が生成される。OBTは植生中に滞留し、経口摂取による被ばくを引き起こすため、トリチウム放出においてはOBT生成の予測が重要となる。本研究は、簡易なコンパートメントモデルと実用性の高いパラメータを使用して上述した環境中トリチウム移行を推定することを目的とする。これまでに、大気・土壌・植生系から成る簡易なコンパートメントモデルを提案し、精緻なモデルであるSOLVEGとの比較によりモデルの検証を図った。本研究では、簡易モデルへの湿性沈着過程の導入及び土壌の通気性や大気・土壌・植生中トリチウム濃度の測定によるパラメータの取得、更にはOBT分析時の簡便な前処理手法の確立を計画している。
安藤 麻里子; 天野 光; 柿内 秀樹; 一政 満子*; 一政 祐輔*
Health Physics, 82(6), p.863 - 868, 2002/06
被引用回数：6 パーセンタイル：39.54(Environmental Sciences)トリチウムの環境中での挙動を調べるため、安定同位体である重水を使用して放出実験を行い、稲による重水の取り込みと有機結合型重水素(OBD)の生成及び生成したOBDの収穫までの残留について調べた。結果として、昼のOBD生成が夜間の2-3倍であること、昼の実験で生成されたOBDの方が夜間に生成されたOBDに比較して収穫時まで残留する割合が高いことなどが示された。また、昼夜の差について、生成過程が光合成によるかそのほかの反応によるかによる違いを考慮したモデルを用いて解析を行い、実験値と一致する結果が得られることを確認した。
安藤 麻里子; 天野 光; Porntepkasemsan, B.; 柿内 秀樹; 一政 満子*; 一政 祐輔*
KURRI-KR-53, p.18 - 21, 2000/10
環境中でのH-3の挙動を調べる目的で、その安定同位体であるH-2を重水の形で、土壌や植物等さまざまな試料を入れた屋外のビニールハウス内に放出する実験を1995年より茨城大学構内で行っている。本年度は重水のみでなく、同時にC-13ラベルCO
を放出し、両元素の挙動について比較することを試みた。筆者らはこれまで、特に大気から植物への重水の移行に着目して本実験に参加してきた。植物葉の自由水中重水濃度は大気中への重水放出開発後素早く上昇し、その測定も容易であるが、実の自由水中濃度や光合成によって生成する有機体中の濃度はごく低濃度であり、測定に困難があった。これら低濃度の重水測定に安定同位体比測定装置を使用し、ごく微量の重水濃度上昇の測定可能性について検討した。また、同じく安定同位体比測定装置を使用し、放出実験中のビニールハウス内大気中CO及びCH
のC-13/C-12比を測定した。本発表では、これらの結果について報告する。
郷田 正; 安藤 秀樹
JNC TN9420 2000-001, 54 Pages, 1999/09
核燃料サイクル開発機構大洗工学センターにおいても、今後原子力施設の解体が予想されることから、JPDR等先行の施設解体の実績を調査し、施設解体の放射線管理の検討を行い、基本的な考え方及び管理に必要な技術について整理した。施設解体の放射線管理は日常の放射線作業管理の延長線上にあると考えられるが、着目すべき点は高放射線機器等の解体に伴う被ばく管理、大量に発生する建家解体廃棄物の合理的な表面密度測定及び放射化物の放射能濃度の測定である。高放射線機器等の解体は遠隔操作により被ばくを防護して行うこととなるが、装置の設置等の準備段階の被ばく管理も含めた総合的な放射線防護計画を策定しておく必要がある。建家解体で発生する廃棄物の表面密度等の測定をサーベイメータで行うと、多くの時間と要員が必要になる。このため、大面積の検出器を有する自動測定装置等を導入し、測定を合理化する必要がある。この種の装置はJPDRの解体で有効に機能を果たした実績があり、製作は既存の技術の組み合わせで可能である。
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
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。
高嶋 秀樹; 江森 修一; 荻沼 宏樹; 安藤 秀樹
PNC TN9410 97-094, 27 Pages, 1997/10
高速実験炉「常陽」では、平成7年5月10日から平成9年3月24日の期間にかけて、第11回定期検査が実施された。本定期検査は、期間延長が行なわれたため、被ばく管理については2期間に分割し実施した。その結果、前記(H7.5.10
H8.12.7:約17ヶ月)における総被ばく線量当量の実績は、予想総被ばく線量当量約280人・mSvに対して243.34人・mSv、後期(H8.12.8H9.3.24:約3ヶ月)については予想総被ばく線量当量約85人・mSvに対して44.73人・mSvとなり、定期検査期間中の総被ばく線量当量は288.07人・mSvであった。これらのことを含め、今回の定期検査は適切な放射線作業計画の基に行なわれたことが確認できた。本報告書は、第11回定期検査で行った被ばく管理及び被ばく低減対策についてこれまでの定期検査の実績を基に取りまとめた。
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
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。
野崎 達夫; 鳥居 建男; 高田 千恵; 飛田 和則; 安藤 秀樹
PNC TN9410 96-262, 96 Pages, 1996/09
動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センターの量子工学試験施設において,核分裂生成物の消滅処理に用いる大電力電子線形加速器の開発のための基礎試験が行われている。将来の消滅処理の実証段階では,加速器の運転に伴い放出される高エネルギーの制動放射線による光核反応で空気等が放射化し,
N,
Oが生成することが予想される。しかし,従来のガスモニタでは,このN,Oに対する管理区域から放出される排気中の濃度限度(610
Bq/cm
)まで検出することが不可能であった。そこで,プラスチックシンチレーションファイバーを検出素子として用い,N,Oに対する排気中の濃度限度まで測定可能なガスモニタ検出器の開発を行ってきた。本検出器の開発にあたり,計算機によるシミュレーション応答解析(電子・光子輸送計算コードEGS4)を行い,検出器形状の最適化を図った上で検出器を製作し,
線チェッキングソースおよび実ガスを用いて感度特性等の試験を行った。試験の結果,本研究で開発したU字管検出器の
Krに対する検出限界濃度は,5.410Bq/cmであることがわかった。また,シミュレーション解析結果によれば,Nに対する計数効率がKrに対する計数効率より40%高いことから,Nに対する検出限界濃度は,3.910Bq/cm程度と考えられる。さらに,Oの線エネルギ ーがNの線エネルギーよりも高いことから,0に対する検出限界濃度は,Nに対する検出限界濃度より良いと判断される。以上に示すように,U字管型プラスチックシンチレーションファイバーガスモニタの開発により,NおよびOの対する排気中の濃度限度(610Bq/cm)までの測定が可能となった。
江本 武彦; 鳥居 建男; 野崎 達夫; 齋藤 圭; 江森 修一; 安藤 秀樹
PNC TN9410 96-299, 74 Pages, 1996/08
線の線量率分布を容易に測定する目的で、検出器にプラスチックシンチレーションファイバー(以下、PSFという)を用い、飛行時間法によりシンチレーション光の到達時間差を計測することによって線量率分布を測定する手法を開発した。また、測定装置を試作し、コリメートした線の照射による位置分解能の測定と、線照射装置等を用いて線量率測定範囲とエネルギー特性の測定を実施した。本装置を現場での線線量率分布測定に適用し、本測定法の実用化試験を実施した。主な結果は以下のとおりである。(1)本手法を用いれば、1本の検出器で線量率の連続分布が測定でき、結果が直ちに装置の画面に図示される。(2)計数率測定範囲の上限は10
cpsまである。0.25mm
1本、10m長の検出器を用いた場合の線量率測定範囲の上限は、1Sv/h(計算値)である。(3)今回測定を実施した500KeV1.5MeVの範囲では、検出効率は線のエネルギーに依存しない。(4)線量率分布測定に用いる検出器として使用可能なPSFの長さは、約10mまでである。(5)線量率分布が鋭いピークを持っている場合、検出器の出力は分解能に起因して実際の分布よりも平坦化される。この影響は、アンフォールディング法を用いて補正することができる。(6)マルチパラメータ測定法を用い、光電子増倍管の波高値を1個1個の放射線の入射位置で補正することによって、放射線のエネルギー及び種類の弁別が可能である。
核種及び・核種が混在する施設の実際的な汚染管理手法安藤 秀樹; 人見 順一
PNC TN9100 96-007, 32 Pages, 1996/03
燃料破損のない軽水炉では,^60Co及^54Mn等の・核種に対して汚染管理が必要である。これに対して,照射後燃料を取り扱っている施設では,核種及び・核種の多くの種類に対して汚染管理を必要とする。大洗工学センターには,照射後燃料及び材料の破壊試験を実施している3施設がある。これらの施設では,核種組成比が比較的安定している。このため,日常の汚染管理を^239Pu,^241Pu,^90Sr等の代表的核種に着目しながら全・放射能を測定することにより行っている。核種組成比の調査,汚染管理の考え方及び現場における汚染管理の実際が報告されている。
安藤 秀樹; 人見 順一
PNC TN9100 96-006, 23 Pages, 1996/02
いかなる放射線作業においても,経済的及び社会的要因を考慮のうえ,放射線被ばくは,合理的に達成できる限り低く保たれなくてはならない(ALARA)。この目的を達成するためには,以下が重要である。1.基本的な要求事項と管理要素(1)全ての作業からの個人職業被ばくは,線量限度を超えてはならない。(2)作業の集団総実効線量当量は,最小化されなければならない。(3)作業の管理レベルは,被ばくの量に応じたものでなければならない。(4)放射線作業管理のための実務的な手順書が作成されていなければならない。(5)放射線防護を管理する組織ができていなければならない。2.現場組織と責任(1)放射線管理者は,他のライン管理者から独立性を維持していなければならない。(2)全体の責任は,施設管理者にある。(3)作業活動の適切な計画及び管理を保証する責任は,ライン管理者にある。(4)放射線防護管理者の責任は,次のとおりである。・施設管理者に専門的な放射線防護アドバイスを提供する。・ライン管理者の放射線作業計画立案を助ける。・放射線防護手順のあらゆる面の承認及び見直しを行う。・放射線防護サービスを提供する。3.放射線被ばくの低減(1)外部被ばく 線源の除去,放射線の衰退,汚染の除去,専用治具の使用,被ばくの時間の短縮(2)内部被ばく 汚染の除去,換気,閉じ込め,放射線の衰退,専用防護衣及び呼吸器の使用,被ばく時間の短縮
橋本 周; 鳥居 建男; 安藤 秀樹
PNC TN9410 95-189, 69 Pages, 1995/08
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。
江本 武彦; 鳥居 建男; 野崎 達夫; 安藤 秀樹
放射線, 21(3), p.49 - 58, 1995/07
検出器としてプラスチックシンチレーションファイバー(PSF)を用い、そのOSFの両端に到達する光による飛行時間測定法は、放射線の空間分布の測定手法として有効であることが示されている。我々は、線の線量当量率分布測定に重点を置いて、実験および解析を行った。その結果、位置分解能は半値幅で約30cmであり、検出効率は約0.33cps/
Sv/hであった。また線量当量率特性として10mSv/hまで、エネルギー特性として514Kev1400Kevの範囲で依存性のないことが確認された。また、実際の原子力施設において測定実験を行い、良好な線量当量率分布測定結果が得られた。しがって本手法は原子力施設の線線量当量率分布測定への適用が可能なことがわかった。さらに繰り返し計算によるアンフォールディングコードを開発し、実験データに適用したところ位置分解能が改善されることもわかった。
江本 武彦; 鳥居 建男; 安藤 秀樹
PNC TN9410 93-186, 65 Pages, 1993/09
放射線防護および放射線遮へい評価の観点から、原子力施設内作業環境におけるストリーミングの検出や加速器からのビーム損失の測定評価など、放射線の位置情報把握の必要性が高まっている。一方、高エネルギー物理学の分野では、プラスチックシンチレーションファイバー(PSF)が一般的な検出器となりつつある。そこで、PSFを用いた放射線位置検出器を開発することとし、今回は位置検出器としての定量的な基礎特性の測定を目的として、PSFの特性の調査と試験を行った。調査方法は、昨年度実施した委託研究の成果とともに文献調査を中心におこなった。また、試験は線に対する効率の向上とPSFの長尺化を狙い、PSFの効率,分解能の、1.長さ,バンドル数といった形態の違いによる影響や、2.照射位置の違いによる影響に特に重点を置いた。調査および試験の結果、以下の様なことがわかった。(1) PSFのシンチレーション光の到達時間差を用いる方法は、比較的簡便で精度の高い放射線の入射位置の測定法として有望である。(2) 分解能はコリメートされた137Csの線を用いて半値幅で20cm30cmであった。また、PSF10本にバンドルすることは効率や分解能の向上に有効である。(3) PSFの端に近い照射では効率,分解能ともに10%30%ほど悪くなる。
西 正孝; 安藤 俊就; 礒野 高明; 杉本 誠; 小泉 徳潔; 吉田 清; 河野 勝己; 高橋 良和; 小野 通隆*; 辻 博史; et al.
IEEE Transactions on Magnetics, 28(1), p.597 - 600, 1992/01
被引用回数：5 パーセンタイル：52.3(Engineering, Electrical & Electronic)核融合炉超電導コイル用導体の開発作業の一環として、大型導体を試験することが可能な直径240mmの有効空間を有し、その中心に13Tの高磁界を発生する導体試験用超電導コイルを開発した。本コイルは電磁気的設計、機械的設計、熱的設計の最適化を図った結果として、従来の同規模のコイルと比較して30%以上も高い100A/mm
という高平均電流密度化を達成し、コンパクトなコイルとして完成した。また、13Tまでの励磁時間も18分30秒と短く、導体試験用コイルとして使い易いコイルに仕上がっている。本コイル開発の成功は、今後のコイル開発の基礎となるものである。
安藤 秀樹
保健物理, ,
ナトリウム付着機器の取扱いを除き、軽水炉の管理手法を適用しても、基本的な問題はない。また、その設備構造から、施設全体を放射線管理上クリ-ンに維持しやすい。主要な被ばく源は、軽水炉と同様にCPであり、高速炉特有のナトリウム放射化等の被ばくに対する寄与は小さい。「常陽」の主要な被ばくは、床下圧域、燃料法浄設備及び破棄物処理建家に集中しており、今後の高速炉においても、CPの移行経路に沿っての被ばく低減対策が重要と考えられる。高速炉の被ばくについては、「常陽」の被ばく形態、実績及び低減技術の開状況から考えて、軽水炉を下回ることが期待できる。
松井 邦浩; 山根 実; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 高野 克敏; 安藤 真次; 小泉 徳潔
no journal, ,
原子力機構は、ITER計画における日本国内機関として、9個のトロイダル磁場(TF)コイルの調達を担当しており、実機コイルの製作に先駆けて製造設計、実規模試作、TFコイル製作装置の製作をメーカと協力して進めている。この中で
0.01%の巻線精度が要求される巻線製作に関して、巻線製作装置の製作を行うとともに、TF導体を用いて実規模の試巻線を実施し、0.01%の巻線精度で管理できることを確認した。これらの結果を踏まえて、模擬導体を用いたダミー・ダブル・パンケーキ用の巻線の製作を実施し、0.01%以下での導体長さの管理を達成した。
山根 実; 松井 邦浩; 梶谷 秀樹; 辺見 努; 高野 克敏; 安藤 真次; 小泉 徳潔
no journal, ,
原子力機構は、ITER計画における日本国内機関として、9個のトロイダル磁場(TF)コイルの調達を担当しており、実機コイルの製作に先駆けて製造設計,実規模試作, TFコイル製作装置の製作をメーカと協力して進めている。この中でTFコイル巻線の超伝導生成熱処理による導体伸縮量及び巻線形状の変化を把握するために、熱処理サンプルによるTF導体熱処理試作を実施した。試作サンプルは導体表面に実機と同一仕様のブラスト処理(Ra=6.3m)を施したものを使用し、熱処理による伸びとして直線部を模擬した直状導体サンプルで約0.05%、曲線部を模擬した曲状導体サンプルで約0.08%の伸びが測定された。この伸び量はTFコイル1ターンあたりでは25mm程度の伸びに相当する。熱処理後の巻線を寸法裕度の小さいラジアルプレート(RP)の溝に精度良くはめ込むためには熱処理前の巻線形状設定へ反映させる必要があり、そのためのデータを取得できた。報告では、熱処理前後の巻線形状の計測方法、および熱処理後の巻線をRP溝に挿入するトランスファー工程に関する装置とその試験結果についても報告する。
