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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I計数率に、濃度換算係数を乗ずることで空気中I濃度を推定するものである。先行研究では、空気由来の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
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I濃度推定手法に適用した。その結果、空気中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。
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
/cpsと評価された。
全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.
日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00
本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。
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。
線線量率,大気中放射性物質,気象観測の結果山田 純也; 瀬谷 夏美; 羽場 梨沙; 武藤 保信; 沼里 秀幸*; 佐藤 尚光*; 根本 浩司*; 高崎 浩一*; 清水 武彦; 高崎 浩司
JAEA-Data/Code 2013-006, 100 Pages, 2013/06
JAEA-Data-Code-2013-006.pdf:12.04MB
平成23年3月11日の東北地方太平洋沖地震を発端とした福島第一原子力発電所事故にかかわる原子力機構大洗研究開発センターにおける環境放射線モニタリングのうち、事故直後から平成23年5月31日までに実施した空間線線量率、大気中放射性物質及び気象観測の結果について取りまとめた。また、主要な大気中放射性物質の吸入摂取による内部被ばく線量について試算した。原子力機構大洗研究開発センターは福島第一原子力発電所の南西130kmの地点に位置している。平成23年3月15日から21日に、放射性プルームによる空間線線量率の上昇を確認し、大気中からはTe-129m, Te-132, I-131, I-133, Cs-134, Cs-136及びCs-137などの核種が検出された。
高嶋 秀樹; 高崎 浩司; 清水 武彦; 栗原 良一
原子力eye, 57(5), p.72 - 76, 2011/05
2010年10月11日(月)に「原子力・放射線部門」の技術士第一次試験が実施された。技術士第一次試験は、例年通り、基礎,適性,共通,専門の4科目から構成され、すべて択一式問題であった。本誌では、これら4科目のうちから専門科目35問について、3月号と4月号,5月号の3号に分けて設問と解答の解説を掲載する。本5月号では、出題された35問のうち放射線分野の14問について設問と解答の解説を行う。
竹安 正則; 武石 稔; 清水 武彦; 飯田 孝夫*
保健物理, 39(4), p.382 - 390, 2004/00
東海事業所および大洗工学センター内の原子力施設から放射性物質が異常放出した場合に、環境中の線量を計算するために開発した計算機システム(SIERRA-II)の概要と、東海再処理施設平常運転時のモニタリングデータを用いて性能評価を行った結果について報告する。
竹安 正則; 武石 稔; 中野 政尚; 清水 武彦
サイクル機構技報, (23), p.71 - 78, 2004/00
東海事業所および大洗工学センター内の原子力施設から放射性物質が異常放出した場合に、環境中の線量を計算するために開発した計算機システム(SIERRA-II)の概要と、東海再処理施設平常運転時のモニタリングデータを用いて性能評価を行った結果について報告する。
細谷 梨沙; 佐藤 尚光*; 清水 武彦; 小林 秀雄
サイクル機構技報, (25), p.25 - 32, 2004/00
空間線量率の監視を行うために、大洗工学センターの周辺監視区域境界にモニタリングポストを設置している。このモニタリングポストの電離箱検出器で不定期で原因不明の指示値の上昇が観測された。電離箱検出器の設置場所の状況から電磁波によるノイズの可能性が示唆されため、現地での電界強度測定ならびに電波暗室でイミュニティ試験等を行った。その結果、特定の周波数帯の非電離電磁波により指示値が上昇することが確認された。また、対策としてフェライトコア、シールドチューブの装着が有効であることがわかり、現地の電離箱検出器にフェライトコアを装着した結果、指示値の上昇を抑えることができた。
中野 政尚; 渡辺 均; 清水 武彦; 宮河 直人; 森田 重光; 片桐 裕実
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 243(2), p.319 - 322, 2002/00
被引用回数：2 パーセンタイル：19.44(Chemistry, Analytical)1997年3月11日、PNC東海アスファルト固化処理施設で火災・爆発事故が発生した。数GBqの放射性物質が放出され、そのための環境モニタリングを行った。以下に本事故に係るモニタリングの特徴、結果、知見を記す。1.固化処理施設の風下方向及び近傍において空気中塵埃中の測定を行った結果、監視区域内で濃度が最大であった地点においても、周辺監視区域外における空気中濃度限度レベルであり、一般環境及び公衆の健康への影響は認められなかった。2.線量評価の観点からPuとAmがこの事故放出の決定核種であったと考えられること、また、汚染状況把握のためにPuとAmが核種とともに大部分の試料に対して分析された。3.事故放出の影響は東海事業所内で採取したダストと表土試料の一部に認められた。また、核種挙動の違いがダクトと表土試料の間で見られた。4.PuとAmの分析には現在では少なくとも一週間を要する。非常時において
槇 彰; 佐本 寛孝; 田口 克也; 佐藤 武彦; 清水 亮; 庄司 賢二; 中山 治郎
JNC TN8410 2001-012, 185 Pages, 2001/04
JNC-TN8410-2001-012.pdf:9.61MB
本資料は、平成13年3月14日に日本原燃(株)六ヶ所事務所にて開催した「第三回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。東海再処理施設技術報告会は、これまでに2回開催されており、第一回は「東海再処理施設の現状、今後の計画」について、第二回は「東海再処理施設の安全性確認作業」について、東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等を紹介してきた。今回第三回は、「東海再処理施設の腐食・ISIに関する実績と今後の計画」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。
11月2日)篠原 邦彦; 片桐 裕実; 宮河 直人; 渡辺 均; 清水 武彦; 叶野 豊; 今泉 謙二
JNC TN8440 2001-004, 62 Pages, 2001/02
JNC-TN8440-2001-004.pdf:4.17MB
平成11年9月30日10:35頃に発生した、株式会社ジェー・シー・オー(JCO)東海事業所の臨界事故対応については、サイクル機構では同日12:35頃に本社と東海事業所の合同で「サイクル機構対策本部」を設置し、同年10月12日に本部業務「JCO臨界事故対策・調査支援会議」及び通常のライン業務に移行するまでの間、各事業所の協力のもと国・関係自治体・JCOに対し人的・物的・技術的な支援を行った。本報告は、JCO臨界事故対応として国及び自治体等からの要請に基づき、平成11年9月30日11月2日にサイクル機構が実施した、環境モニタリング結果について取りまとめたものである。
片桐 裕実; 篠原 邦彦; not registered; 清水 武彦; 今泉 謙二; 竹安 正則; 中野 政尚
JNC TN8440 2000-007, 141 Pages, 2000/06
JNC-TN8440-2000-007.pdf:3.02MB
東海事業所では、「核燃料サイクル開発機構東海事業所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、1999年4月から2000年3月までに間に実施した環境モニタリングの結果及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量当量算出結果を取りまとめたものである。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。
片桐 裕実; 渡辺 均; 清水 武彦; 今泉 謙二; 森田 重光; 森澤 正人; 中野 政尚
JNC TN8440 99-008, 146 Pages, 1999/06
東海事業所では、「核燃料サイクル開発機構東海事業所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、1998年4月から1999年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量当量算出結果を取りまとめたものである。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。
大森 栄一; 須藤 俊幸; 清水 武彦; 小坂 一郎; 駿河谷 直樹; 清水 義雄; 角 洋貴
JNC TN8410 99-005, 274 Pages, 1999/02
アスファルト固化処理施設火災・爆発事故の原因究明活動の結果、過去の施設についても最新の知見を取り入れて火災爆発等に対する安全性を確保すべきとの反省点が摘出された。そこで東海再処理施設についての最新の知見やこれまでに蓄積した運転経験等を基に、火災爆発を中心とした施設の安全性を確認した。本報告書は、上記の安全性確認作業のうち、東海再処理施設の事故の拡大防止策及び影響緩和策の検討並びに仮想的事故の評価についてまとめたものである。事故の拡大防止策及び影響緩和策の検討では、有機溶媒火災、ヒドラジンの急激な分解反応、放射性物質の漏洩、短時間の全動力電源の喪失を想定した検討を行い、火災、爆発に対するフィルタの有効性や漏洩に対する回収系の有効性等を確認し、一部漏洩に伴う事故拡大防止に係る改善項目を摘出し、設備改善や運転要領書の改訂などの対応をとることとした。また、仮想的事故の評価では、溶解槽の臨界事故、抽出器の有機溶媒火災事故を想定した評価を行い、東海再処理施設と一般公衆との離隔が適切に確保されていることを確認した。
大森 栄一; 須藤 俊幸; 清水 武彦; 駿河谷 直樹; 高谷 暁和; 中村 博文; 槇 彰
JNC TN8410 99-002, 205 Pages, 1998/11
アスファルト固化処理施設火災・爆発事故の原因究明活動の結果、過去の施設についても最新の知見を取り入れて火災爆発等に対する安全性を確保すべきとの反省点が摘出された。そこで東海再処理施設について最新の知見やこれまでに蓄積した運転経験等を基に、火災爆発を中心とした施設の安全性を確認した。本報告書は、上記の安全性確認に使用した基本データの確認についてまとめたものである。設計基準燃料、放射能収支、機器内蔵放射能量、実効線量当量の計算方法などについて、最新のコードやこれまでに得られた実データなどを使用して整理し、公衆の被ばく評価上重要な機器を洗い出した。また、整理されたデータを使用して放射線分解発生水素の検討を行い、火災爆発防止に係る改善項目を摘出し設備改善や運転要領書の改訂などの対応をとることとした。
片桐 裕実; 清水 武彦; 竹安 正則; 森澤 正人; 渡辺 均; 今泉 謙二; 森田 重光
PNC TN8440 98-022, 140 Pages, 1998/06
東海事業所では、「動力炉・核燃料開発事業団東海事業所再処理施設保安規定、第VII編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、1997年4月から1998年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量当量算出結果を取りまとめたものである。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。
野田 喜美雄; 清水 武彦; 石黒 秀治
PNC TN8420 98-018, 165 Pages, 1998/03
再処理施設のアスファルト固化処理施設において、平成9年3月11日午前10時06分頃火災事故が発生し、その約10時間経過した午後8時04分頃、同施設において爆発事故が発生した。この事故は、セルの包蔵機能喪失、作業環境への放射性物質漏洩、多くの作業者の退避、作業者の放射性物質の体内摂取、排気モニタ等多数の放射線管理用モニタの警報吹鳴、爆発による放射性物質の施設外拡散など、放射性防護を担当している部門にとっても広範な防護活動を迅速に行うことが要求された事故であった。この事故によるけが人など外的傷害は一人も発生しなかった。37名の作業者に
Cs等による体内摂取が認められ、個人の最大の預託実効線量当量は
線放出核種の影響も考慮し、0.41.6mSvの範囲と評価した。爆発により施設内の一部の機器、設備、扉等が破損、焼損した。また施設境界の窓やシャッターなども破損し、これらの開口部を通じ放射性物質が外部に放出され、事業所内環境モニタリングではCs、Sr、Pu、Amが検出され、また施設から南南西約20km離れた大洗地区では空気中浮遊じんから微量のCsが検出された。事故による放射性物質の放出量は、
線放出核種(大部分はCs核種、但し、
Cを除く)で約1約4GBq、線放出核種で約1
10
約410
GBqと評価された。これらの放出により、公衆の受ける預託実効線量当量は最大で約110約210
mSvと評価された。本報告書は、今回の事故が、今後の放射線管理体制を一層充実するために必要な要素を多く内包していると考えることから、事故発生初期における放射線管理状況の概要をとりまとめたものである。なお、本報告書でとりまとめた範囲は、事故発生直後から翌日早朝の一時管理区域設定までを中心としており、(一部のデータなどはそれ以降も含む)事故の復旧活動における放射線管理は含まれない。
not registered; 野田 喜美雄; 百瀬 琢麿*; 伊藤 公雄*; 清水 武彦; 石黒 秀治; 古田 定昭*
PNC TN8410 98-048, 176 Pages, 1998/02
アスファルト固化処理施設の火災爆発事故では、アスファルト充てん室外へ放射性物質が漏洩したことにより37名が内部被ばくした。全身カウンタ測定、鼻スミヤ採取試料やエアスニファろ紙の核種分析結果などに基づき、被ばくした者の中で最大の預託実効線量当量は約0.4約1. 6mSvの範囲と評価した。また、外部被ばくによる実効線量当量は最大でも4
Sv程度と評価した。爆発により施設の窓、シャッター等が破損し、これらの開口部から放射性物質が外部へ放出された。一部は、廃棄設備を経由して放出された。事業所内環境モニタリング結果では施設周辺でCs、Sr、Pu、Am核種が検出され、施設から約20km離れた大洗地区のモニタリング結果では空気中浮遊じんから微量のCs核種が検出された。また、施設内からは煤を採取し放射能データを取得した。これらの情報に基づき、事故による放射性物質の放出量は、線放出核種(大部分はCs核種、ただし14Cを除く)で約1約4GBq,線放出核種で約610-4約910-3GBqと評価した。これらの放出により公衆の受ける実効線量当量は最大で約110-3約210-2mSvと評価した。
小山 智造; 柴田 淳広; 佐野 雄一; 大森 栄一; 鈴木 弘; 加藤 良幸; 北谷 文人; 小杉 一正; 須藤 俊幸; 菊地 直樹; et al.
日本原子力学会誌, 40(10), p.740 - 766, 1998/00
被引用回数：1 パーセンタイル：15.03(Nuclear Science & Technology)アスファルト固化処理施設の火災爆発事故について、科技庁の事故調査委員会及びフォローアップ委員会に報告してきた内容を紹介する。火災原因は現在も検討を続けており完全に究明できた状況ではないが、エクストルーダ内での物理的発熱と、ハイドロパーオキサイドやパーオキサイドを経由した空気中の酸素を取り込んでの酸化反応等による化学的発熱の可能性が高いと考えられる。爆発原因は加熱されたドラムから発生した可燃性混合ガスが、換気系フィルタの閉塞により滞留し、槽類換気系の逆流空気により酸素濃度が上昇し爆発範囲内の予混合気体を生成し、自然発火したドラムにより着火したものと考えられる。事故による放射性物質放出量は核種で14GBq、核種で610-4910-3GBq、これらによる公衆の預託実効線量当量は最大で110-3210-2mSvと評価した。
