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論文

Low-temperature thermochronology of active arc-arc collision zone, South Fossa Magna region, central Japan

末岡 茂; 小林 侑生*; 福田 将眞; Kohn, B. P.*; 横山 立憲; 佐野 直美*; 長谷部 徳子*; 田村 明弘*; 森下 知晃*; 田上 高広*

Tectonophysics, 828, p.229231_1 - 229231_17, 2022/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:22.72(Geochemistry & Geophysics)

島弧衝突帯における山地形成史の解明を目的に、中部日本の南部フォッサマグナ地域に低温領域の熱年代学を適用し、冷却・削剥史を推定した。

報告書

保安管理業務報告; 平成21年度

林 直美

JAEA-Review 2010-062, 399 Pages, 2011/01

JAEA-Review-2010-062.pdf:18.79MB

保安管理部は、労働安全衛生関連業務,危機管理業務,警備・入構管理業務,研究所にかかわる核物質防護及び品質保証業務等、多岐に渡る業務を所掌している。本報告は、核燃料サイクル工学研究所保安管理部における平成21年度(平成21年4月$$sim$$平成22年3月)の業務実績をとりまとめたものである。

報告書

保安管理業務報告; 平成20年度

林 直美

JAEA-Review 2010-002, 269 Pages, 2010/03

JAEA-Review-2010-002.pdf:25.87MB

保安管理部は、労働安全衛生関連業務,危機管理業務,警備・入構管理業務,所にかかわる核物質防護及び品質保証業務等、多岐に渡る業務を所掌している。本報告は、核燃料サイクル工学研究所保安管理部における平成20年度(平成20年4月-平成21年3月)の業務実績をとりまとめたものである。

報告書

保安管理業務報告; 平成19年度下半期

林 直美

JAEA-Review 2009-034, 208 Pages, 2009/11

JAEA-Review-2009-034.pdf:20.59MB

保安管理部は、労働安全衛生関連業務,危機管理業務,警備・入構管理業務,所にかかわる核物質防護及び品質保証業務等、多岐にわたる業務を所掌している。本報告は、核燃料サイクル工学研究所保安管理部における平成19年度下半期(平成19年10月$$sim$$平成20年3月)の業務実績をとりまとめたものである。

報告書

保安管理業務報告; 平成19年度上半期

林 直美

JAEA-Review 2008-046, 182 Pages, 2008/10

JAEA-Review-2008-046.pdf:10.21MB

保安管理部は、労働安全衛生関連業務,危機管理業務,警備・入構管理業務,所にかかわる核物質防護及び品質保証業務等、多岐に渡る業務を所掌している。本報告は核燃料サイクル工学研究所保安管理部における平成19年度上半期(平成19年4月$$sim$$平成19年9月)の業務実績を取りまとめたものである。

報告書

保安管理業務報告; 平成18年度下半期

林 直美

JAEA-Review 2007-048, 182 Pages, 2008/01

JAEA-Review-2007-048.pdf:6.17MB

保安管理部は、労働安全衛生関連業務,危機管理業務,警備・入構管理業務,所にかかわる核物質防護及び品質保証業務等、多岐に渡る業務を所掌している。本報告は、核燃料サイクル工学研究所保安管理部における平成18年度下半期(平成18年10月$$sim$$平成19年3月)の業務実績を取りまとめたものである。

論文

The H-Invitational Database (H-InvDB); A Comprehensive annotation resource for human genes and transcripts

山崎 千里*; 村上 勝彦*; 藤井 康之*; 佐藤 慶治*; 原田 えりみ*; 武田 淳一*; 谷家 貴之*; 坂手 龍一*; 喜久川 真吾*; 嶋田 誠*; et al.

Nucleic Acids Research, 36(Database), p.D793 - D799, 2008/01

 被引用回数:51 パーセンタイル:71.25(Biochemistry & Molecular Biology)

ヒトゲノム解析のために、転写産物データベースを構築した。34057個のタンパク質コード領域と、642個のタンパク質をコードしていないRNAを見いだすことができた。

論文

日米欧で実績,MOX利用; 57基・累積装荷5666体

林 直美

原子力年鑑2007, p.61 - 66, 2006/10

世界のMOX燃料利用の歴史は古く、1960年頃までに建設,初臨界に達した初期の高速実験炉では金属燃料が用いられたが、1960年代後半以降に初臨界に達した実験炉や原型炉では、インドのFBTR(混合炭化物燃料)を除き、MOX燃料が利用されている。また、MOX燃料のプルサーマル利用は、1960年代ベルギー(1963年:PWR)を皮切りに、アメリカ(1965年:PWR),ドイツ(1966年:BWR),イタリア(1968年:BWR)と続き、その後1970年代になってオランダ(1971年:BWR),フランス(1974年:PWR),スウェーデン(1974年:BWR),スイス(1978年:PWR)で開始された。1980年代になって日本(1986年:BWR,1988年:PWR)でも試験的装荷が行われ、1990年代になってインド(1994年:BWR)が加わった。これまで、世界のプルサーマルによるMOX利用は、2004年12月現在で総計4,894体に上ると報告されている。2006年現在、運転可能な高速炉を保有しているのはロシア,フランス,インド及び日本の4か国だけとなっており、いずれも開発段階にある。したがって、現在の世界のMOX燃料利用はプルサーマルが主流となっている。

報告書

「常陽」燃料製造に係る実績

柳橋 勝美; 林 直美

JNC TN8450 2004-009, 6 Pages, 2005/01

JNC-TN8450-2004-009.pdf:0.19MB

本資料は、サイクル機構(旧動燃を含む)が昭和47年から製造を開始した「常陽」炉心燃料集合体の製造実績をまとめたものである。

論文

EARLY FECAL EXCRETION OF INHALED PLUTONIUM

栗原 治; 田崎 隆; 百瀬 琢麿; 林 直美; 篠原 邦彦

Radiation Protection Dosimetry, 102(2), p.137 - 141, 2002/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:44.35(Environmental Sciences)

核燃料サイクル開発機構東海事業所における過去20年間のプルトニウムの吸入事例を取りまとめ、個人の線量評価に関する知見を得た。それは以下の通りである。1.鼻スミアの放射能と初期糞中放射能の比は平均値としてPuO2については約2倍、Pu(NO3)4については約10倍となった。2.初期糞中の放射能の排泄パターンは、体内動態モデル(ICRP Pub.78)とも比較的良い一致をみた。

報告書

内部被ばく線量評価高度化に係わる共同研究(名古屋大学-核燃料サイクル開発機構共同研究成果報告書)

宮原 信*; 成田 憲彦*; 池田 圭一*; 加藤 義親*; 藤木 一雄*; 百瀬 琢麿; 田崎 隆; 栗原 治; 林 直美

JNC TY8400 2001-002, 81 Pages, 2001/07

JNC-TY8400-2001-002.pdf:2.35MB

内部被ばく線量を推定するためには、摂取された放射性物質の量(崩壊率)とその分布を知ることが重要である。この目的を達成するために、大きな2台のHPGe検出器を使用して$$gamma$$-$$gamma$$同時計測を適用する実験を試みた。測定は相対効率60%の2台のHPGe検出器と2次元データ集積システムよりなる$$gamma$$-$$gamma$$同時計測装置を用いてリストモードでデータ集積を行い、測定後フィルター処理により必要スペクトルを取得した。得られたスペクトルより、カスケード$$gamma$$線の各々の強度及び同時計数率より崩壊率を計算する。その際、この方法では偶然同時計数成分の補正も可能である。実験は4$$pi$$$$beta$$-$$gamma$$同時計測で1%以下の不確かさで崩壊率を決定した$$^{24}$$Na、$$^{60}$$Co、$$^{134}$$Cs線源を用いて種々の条件で測定し、得られた崩壊率と比較することで評価した。点線源の測定では、3核種とも$$pm$$10%以内でほぼ一致し、統計的精度が得られる範囲では線源の位置依存性も認められなかった。その際、線源の崩壊率を10kBqから300kBqまで変えても$$pm$$10%以内で一致した。又、線源の位置を推定するために、スペクトルの強度が幾何学的には線源検出器間距離の2乗に反比例することを利用して、ピーク面積比と距離の2乗の逆数比を比較した。その結果両者には直線関係が認められたので、この測定系で2次元的な位置の推定がある程度可能と考えられる。3核種混合線源に対しては、スペクトルの重なりの影響が多少あり、測定値は$$pm$$20%以内での一致となった。分布線源に対する測定では、導出した崩壊率計算式に含まれる幾何学的検出効率の依存性が確かめられ、2個の線源を垂直に配置した測定値は多少小さくなり、水平に配置した場合は大きくなった。その影響は間隔とともに増大した。実際の測定を考慮して、点線源を連続で移動しながら測定を行った結果$$pm$$10%以内で一致した。これらの結果より、ヘリカルX線CTを応用したベット下部に測定系を配置する実際のシステムの構築が望まれる。

論文

個人線量計校正用ファントムとしてのTLD内蔵中性子線量当量計の適用検討

辻村 憲雄; 金井 克太; 百瀬 琢麿; 林 直美

保健物理, 36(2), p.137 - 140, 2001/06

理化学研究所と松下産業機器株式会社によって開発された「TLD内蔵中性子線量当量計」は原子力施設周辺での長期間にわたる積算中性子線量の測定を目的に開発された線量当量計である。著者らは、立方体型という本線量計に着目し、線量が不明な場で簡便に個人線量計を校正する手法を考案した。MOX燃料施設を模擬した中性子校正場で、通常の校正用ファントムを使用した場合と本線量計をファントムとして適用した場合とを比較し、本線量計の校正用ファントムとしての適用性を実験的に示した。

論文

法令改正に対応した外部被ばくによる線量の測定・評価

辻村 憲雄; 小嶋 昇; 林 直美

サイクル機構技報, (11), p.1 - 5, 2001/06

法令改正によって新たに導入・変更される1cm線量当量(個人線量当量、周辺線量当量)について解説するとともに、それに伴う外部被ばくによる線量の測定・評価上の対応について記した。作業場所のモニタリングに使用する中性子サーベイメータ(レムカウンタ)については、法令改正に伴うレスポンスの相対的な変化を示し、校正ファクターを20%程度変更するだけで実務適用上の問題のないことを示した。また、個人モニタリングについては、$$gamma$$線及び中性子による線量がそれぞれ減少、増加すること、両者の合計では法令改正前と大きな変化がないことを示した。

報告書

Preliminary characterization of the passive neutron dose equivalent monitor with TLDs

辻村 憲雄; 金井 克太; 百瀬 琢麿; 林 直美

JNC TN8400 2001-004, 13 Pages, 2001/02

JNC-TN8400-2001-004.pdf:1.25MB

TLDを内蔵した積算型中性子線量当量計の中性子エネルギー特性を調査した。この線量当量計は、立方体状のポリエチレン減速材とその中心位置のTLDから構成され、長期間にわたる積算中性子線量の測定を目的に設計されている。本研究では、このTLD内蔵中性子線量当量計について、その中性子エネルギー応答特性をモンテカルロ計算及び$$^{241}$$Am-Be、$$^{252}$$Cf及び$$^{252}$$Cfの減速中性子校正場における照射実験から評価した。一般的に使用されている既存の中性子線量当量計(レムカウンタ)と比較して、本TLD内蔵中性子線量当量計は同等のエネルギー応答特性を持っており、上記の中性子場に対して10%程度の不確かさで線量を評価できる性能を有していることが明らかとなった。

論文

IAEA/RCA個人線量計国際相互比較の結果

辻村 憲雄; 百瀬 琢麿; 林 直美

サイクル機構技報, (7), p.11 - 18, 2000/06

国際原子力機関は、アジア地域原子力協定協定の放射線防護の強化プロジェクトの一環として、1990年からアジア諸国を対象とした個人線量計の相互比較を開始した。サイクル機構は、1990年から1996年まで計6回この相互比較に参加し、また相互比較の実施にあたっては一部の線量計の照射も担当した。本稿では、相互比較プログラムの概要並びに機構のTLDバッジによる線量当量評価結果について報告する。

論文

サイクル機構東海事業所における内部被ばく管理について

林 直美

放影協ニュース, (25), p.0 - 0, 2000/00

核燃料サイクル開発機構東海事業所で実施している内部被ばく管理について、管理の方法や肺モニターなどの体外計測機器の整備状況等について報告する。

報告書

旧東海製錬所に関連する施設、残材等の調査報告

大島 博文; 林 直美; 柏原 文夫; 武藤 重男; 岡村 繁紀; 大澤 隆康; 渡辺 文隆

JNC TN8420 99-003, 46 Pages, 1998/11

JNC-TN8420-99-003.pdf:8.16MB

平成9年8月に発生した「ウラン廃棄物屋外貯蔵ピット問題」を契機に、旧東海製錬所における製錬事業の終了に伴い残された旧鉱さいたい積場および原料鉱石の状況、各施設の解体後の状況を調査した。この結果、事業所構内の限定された場所に埋設している残材等があることが判明したため、調査結果とその後の調査計画をとりまとめ、平成9年9月18日に「旧東海製錬所に関連する残材等の調査について」を国、関係自治体等に報告するとともに、公表した。その後、この調査計画に従って実施した結果、鉱さいや鉱石等の残材の埋設場所を特定した。また、平成10年6月に発生した「プルトニウム燃料工場屋外器材ピット問題」における廃棄物(一般器材等)保管状況の改善措置に係る水平展開として、再処理施設から発生した非放射性器材や焼却灰の処置状況等の調査についても実施した。これらの結果から周辺環境への影響の観点からも問題のないことが確認できた。

報告書

原因究明のための運転状況調査-アスファルト固化処理施設火災・爆発事故の原因究明・再発防止に関する調査(4/7)-

not registered; 藤田 秀人; 黒沢 明; 林 直美; 小林 健太郎; 北嶋 卓史; 佐藤 嘉彦

PNC TN8410 98-047, 278 Pages, 1998/02

PNC-TN8410-98-047.pdf:19.5MB

平成9年3月11日10時6分頃、アスファルト固化処理施設のアスファルト充てん室においてアスファルト固化体を充てんしたドラムから火災が発生した。さらに、同日、20時4分頃、同施設内で爆発が発生した。この火災・爆発事故の原因を究明し事故の再発を防止するために、アスファルト固化処理施設火災・爆発事故原因究明・再発防止対策班が設置され、事故発生時の状況や事故当時の運転操作などの調査及び分析・試験を実施し、その結果を科学技術庁が設置した「東海再処理施設アスファルト固化処理施設における火災爆発事故調査委員会」へ提出すると伴に、自らの火災・爆発事故の原因究明及び再発防止対策に資した。本報告書は、アスファルト固化処理施設の火災・爆発事故の原因究明及び再発防止対策のために、アスファルト固化処理施設の運転状況について調査した結果をまとめたものである。

報告書

高速炉による長半減期核分裂生成物の消滅特性の検討

日向野 直美; 若林 利男

PNC TN9410 96-248, 69 Pages, 1996/11

PNC-TN9410-96-248.pdf:2.32MB

高レベル廃棄物として処理される核種のうち、$$^{99}$$Tc及び$$^{129}$$Iはそれぞれ半減期2.13$$times$$10$$^{5}$$y、1.57$$times$$10$$^{7}$$yの長半減期核分裂生成物であり、10$$^{6}$$年以上の長期にわたりその毒性が問題となる。この2核種は熱及び共鳴エネルギー領域での中性子吸収断面積が大きいため中性子束の高い高速炉で減速された領域を作り、この位置で安定核種に変換して消滅をはかる方法が考えられる。よって本報告では高速炉内における$$^{99}$$Tc及び$$^{129}$$Iの消滅特性について検討した。60万kKWe級高速炉のブランケット第1層目の位置にFP核種を減速材入りターゲット集合体として装荷することを検討した。これらの核種の消滅には熱-共鳴エネルギー領域での反応を重視するため、連続エネルギーモンテカルロコードであるMVPコードを使用した。MVPコードではターゲット内の形状を忠実にモデル化して解析を行うことが可能であるため、ターゲット仕様やピン仕様による消滅特性への影響を詳細に調べることも可能である。本検討では第1段階として$$^{99}$$Tcに重点をおいて、パラメーターサーベイを行った。この結果をもとに数ケースの体系を選択し$$^{129}$$Iの消滅についても検討を行った。解析結果から減速材種類や減速材の量が中性子を得る場合にも$$^{99}$$Tcの消滅に支配的なエネルギー領域が異なることがわかった。$$^{99}$$Tcの消滅の場合、エネルギーの一番小さい5.6eVの共鳴ピークの効果が非常に大きいこと、第1共鳴ピーク位置で自己遮蔽効果が大きいために$$^{99}$$Tc100%の金属で装荷した場合このエネルギーを持つ中性子は$$^{99}$$Tcピンのごく表層部までしか届かないことがわかった。よって、$$^{99}$$Tcの体積に対する表面積の割合を高めるために細いFP部分を減速材で巻いた2重の構造を持つDuplexピンやRingピンを用いること、自己遮蔽効果を緩和させる目的で原子数密度を低減させることにより目標として設定した年間の消滅率10%を達成した。商用の100万kWe級PWR1基から生成される$$^{99}$$Tcは年間約24kgであるのに対し、消滅量を重視するケースでは年間40kg程度を処理できる。$$^{129}$$Iの場合はNaIとして装荷するため原子数密度が低減され同一条件下での消滅率は改善される。

報告書

アクチニドリサイクルに関わる基礎データ集 -核データ関連-

日向野 直美; 若林 利男

PNC TN9450 95-005, 332 Pages, 1995/03

PNC-TN9450-95-005.pdf:22.73MB

マイナアクチニドの消滅処理に関する研究が,原子炉,核燃料再処理,燃料製造の各分野で検討されている。しかし,この検討に不可欠な核データは不足している。そこで,以下の重要な13項目の核データを収集した。(データ:核反応断面積,断面積の形状,生成・崩壊連鎖,崩壊定数,核分裂収率,崩壊熱,レベルスキーム,毒性,中性子発生量,発熱量,群定数)。

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