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福田 整司*; 三浦 信; 石黒 秀治*; 武田 伸荘*; 野村 幸広*
PNC TN841 81-03, 233 Pages, 1980/12
中間報告書の中性子線量当評価法の開発に継続して,今回は個人被曝管理するガンマ線,ベータ線をも含めた総合的な個人被曝線量計の開発及び各線量当量評価法の開発を実施した。その結果,まずTLD(SUP6/Li/SUB2/SUP10/B/SUB4/O/SUB7:Cu,SUP7/Li/SUB2/SUP11/B/SUB4/O/SUB7:Cu)素子の中性子感度,ガンマ線感度の向上を目ざした素子の改良を検討した。更に被曝線量の評価は,全身被曝線量,特にガンマ線について従来の身体表面での照射線量を被曝線量であると見なす考えから人体組織の深部線量当量指標を評価する新しい考えを導入した線量計の作製により実施した。ベータ線による皮膚被曝線量は,混在場でのフィールドのベータ線実効最大エネルギー情報が得られ,かつ皮膚不感層直下7mg/cm/SUP2での吸収線量の評価可能である線量計の作製により実施した。中性子線量当量については,中性子エネルギースペクトルの変動によるアルベド率の変化に伴う線量当量評価の信頼性について検討し,中性子とガンマ線の混在場でも分離評価が約+-20%の誤差で速中性子線量当量,熱中性子線量当量及び熱外中性子線量当量が評価しうる線量計の作製及び線量評価式を得ることができた。
南 賢太郎; 佐藤 信之; 福田 整司*
Health Physics, 37(3), p.383 - 389, 1979/00
被引用回数：1半導体検出器を用いて、濾紙に集塵したプルトニウムの5.2MeVの
線を選択的に計測する場合、プルトニウムよりも高いエネルギーの線を放出するラドン、トロンのスペクトルのなまりにより、プルトニウム計測チャンネルのバックグランド計数率(Nb)が増加する。Nbはラドン、トロンの計数率と相関性がある。そこでラドン、トロンの計数率を任意に分周することができるランダムパルス分周器を用いて、Nbと等価な計数率を作り、この計数率をプルトニウム計測チャンネルから自動的に差し引き、バックグランドの補償を行う方式のプルトニウムエアモニタを開発した。本プルトニウムエアモニタの回路的特徴は、ランダムパルスを任意に分周し、差引演算をリアルタイムに行うことである。したがって従来方式のモニタよりも回路的に簡単で、高検出感度であり、しかも調整が容易である。
岩崎 皓二*; 福田 整司*; 平山 昭生*; 北原 義久*; 岸本 洋一郎; 倉林 美積*; 黒須 五郎; 野村 保*
PNC TN841 78-69VOL2, 393 Pages, 1978/12
PNC-TN841-78-69VOL2.pdf:18.82MB
本法には鉄バリウム共沈法と硫化コバルト共沈法とがある。鉄バリウム共沈法は核分裂生成物を効率的に共沈できる。また,硫化コバルト共沈法は海水にコバルトを担体として加え塩基性で硫化コバルトを共沈させる方法で,89Fe,60Co,65Zn,106Ruなどを有効に共沈できる。試料からの
線をエネルギー区分なしに測定し,標準線源(ウラン)の放射能との比較により試料中の放射能を〔pCi/l〕単位で示す方法である。
岩崎 皓二*; 福田 整司*; 平山 昭生*; 北原 義久*; 岸本 洋一郎; 大和 愛司; 倉林 美積*; 吉村 征二; 黒須 五郎; 圷 憲; et al.
PNC TN841 78-69VOL1, 127 Pages, 1978/12
PNC-TN841-78-69VOL1.pdf:9.43MB
動力炉・核燃料開発事業団(以下事業団と略す)東海事業所再処理施設のホット試験は1977年9月より開始された。このホット試験期間中の1977年11月末より翌1978年6月までの約7ケ月の間,再処理施設からの低レベル放射性廃液の放出に伴なう放出口周本海域における廃液の拡散について調査を実施した。廃液は,1.8Km沖合までパイプラインにより運ばれ,海面下約16mの海中放出管ノズルから鉛直上方に向け放出される。調査は,ノズル放出による廃液の海表面に達するまでの希釈およびそれに続く海水による拡散状況を確認する目的で実施された。このため,廃液の放出時あるいは放出後の適当な時期に海水を採取し,全ベータ放射能,トリチウム,および137Csの濃度を測定した。その結果,トリチウム測定値によると放出口から海面に達するまでに,廃液は約1/1200に希釈され,また潮流に乗って流れ,流下350mの地点では約1/5000に希釈されることがわかった。さらに放出口を中心とした海域における海水中のトリチウム濃度は放出終了後ある程度の期間は,一時的に上昇するが,その後時間の経過とともに希釈され,バックグランドレベルの変動範囲内におさまる過程がこの調査を通して把握された。
線皮膚線量の評価龍福 廣; 中戸 喜寄; 備後 一義; 立田 初己; 福田 整司; 南 賢太郎
JAERI-M 7354, 59 Pages, 1977/11
種々の形状をもつ線源からの皮膚線量率をCrossの表を基に計算する方法について述べた。40種類の核種について、点状および面状線源からの線量率を、線源と皮膚表面との間隔、不感層の厚さ、面状線源の半径などをパラメータとして計算した結果を表および図で示した。さらに、本法の適用限界の検討および従来の方法との比較について述べた。
福田 整司*; 斉藤 節子*; 野田 喜美雄; 小林 保*
PNC TN841 77-51, 23 Pages, 1977/10
TLD(UD-200S)を各施設に設置してバックグラウンド線量(以下BG線量とする)の測定を行い、設置日間に対するBG線量の関係を求めた。BG線量(DBG)はTLDの設置日間(d)に対し指数関数で近似できることがわかり、BG線量算出式DBG=0.28d (mR)が得られた。また、ガンマ線被曝線量の検出限界は線量計の着用期間により異なり、1ケ月着用を実施した場合は2.0mR、が得られた。
福田 整司*; 斉藤 節子*; 野田 喜美雄; 小泉 勝三
PNC TN843 77-07, 19 Pages, 1977/08
個人被曝線量測定の精度に影響を及ぼす要因のうちリーダーの感度変化について調査をし、リーダーの校正方法について考察を行った。
線標準照射装置奥山 登; 南 賢太郎; 清水 滋; 福田 整司
JAERI-M 5293, 21 Pages, 1973/06
大洗研究所安全管理棟校正室に設置した小型の放射線計測器校正用線標準照射装置を紹介する。この装置は、20mCi程度の
Ra標準線源を装荷したもので、便利に使用できるよう工夫する一方、取扱作業者の無用の被曝をさけるための十分な遮蔽とその他安全を確保するための十分な防護措置を考慮して製作したものである。
成冨 満夫; 吉田 芳和; 福田 整司
Journal of Nuclear Science and Technology, 10(5), p.292 - 300, 1973/05
放射性浮遊ヨウ素のモニタリングに当って、その捕集材である活性炭濾紙およびカートリッジの捕集効率は、ヨウ素の化学的な性状、サンプリング時の雰囲気条件などに著しく影響される。実際のサンプリングではこれら条件が相互に影響しあって、再現性のある高い捕集効率を得ることが極めて困難である。ここでは、最も過酷な条件と考えられる湿度および性状の浮遊ヨウ素に対する活性炭捕集材の性能改善について、空気加熱法と沈着活性炭法とを比較した。空気加熱法はサンプリングする空気を70°~90
Cの範囲の温度に加熱して、活性炭への水蒸気吸着を除去することによりヨウ素の吸着を堅固にするものである。その結果、空気加熱法は沈着法より優れており、捕集性能に影響する種々の因子に対する捕集効率の依存性が一挙に解決され、かつ再現性のある高い捕集効率が得られることが分った。
成冨 満夫; 福田 整司
空気清浄, 10(2), p.79 - 94, 1972/06
原子炉事故時に放出される核分裂生成物を吸入摂取した時に受ける内部被曝線量の中では放射性ヨウ素によるものが支配的であることから、浮遊性ヨウ素の捕集とその空気中の濃度評価に関する技術開発が1960年頃より各国で広く取りあげられた。
成冨 満夫; 福田 整司
JAERI-M 4803, 11 Pages, 1972/04
放射性沃素捕集の目的で開発した活性炭カートリッジおよび活性炭濾紙の補修性能を改善するために、各種の化学物質を添着し、化学処理プラントから排出される放射性沃素を用いて比較実験を行なった。TEDAまたはSnI
を添着した活性炭においては、捕集性能は著しく向上し、14時間サンプリングにおいても活性炭力ートリッジで85%以上、括性炭濾紙で80%の捕集効率が得られた。一方KI
およびKSCNを添着した場合はほとんど捕集効果は認められなかった。また、再処理プラントにおいては、排気系にNOxやDBP等が存在するため、添着物質の分解等により、添着効果が滅殺されることが分った。この報告では、沃素製造施設および再処理試験施設で行なった性能試験の結果を述べるとともに、沃素捕集に対する添着物質の有効性について論及する。
福田 整司
保健物理, 6(3), p.194 - 195, 1972/00
ジュネーブ会議と呼びならされている第3回の原子力平和利用国際会議が開催されたのは1964年である。それ以来8年ぶりでスイス・ジュネーブのレマン湖の西北岸の岡にあるPalais des Nationsにおいて第4回の会議が9月6日から9月16日にわたって行なわれた。日本からは科学技術庁長官をはじめとして5人の代表,顧問70名,随員19名などから成る代表団がこの会議に参加した。会議の内容は,核融合,再処理,保障措置,燃料,保健物理と放射線防護,廃棄物管理と環境影響,アイソトープ利用,高速炉開発などきわめて広範囲にわたるものであった。その中で筆者が出席した保健物理関係のセッションについて概要を紹介する。
成冨 満夫; 福田 整司
日本原子力学会誌, 14(10), p.531 - 539, 1972/00
放射性ヨウ素による空気汚染のモニタリングには,活性炭を捕集材として用いたサンプラが最も有効であり,また最も普及している。しかし,多数の報告において指摘されているように,活性炭を使用した場合でもその捕集効率は,(1)ヨウ素の物理的,化学的な性状,(2)雰囲気条件とくに湿度,(3)サンプリング時間および表面流速,などに依存する。これら因子の影響を小さくし,捕集効率の改善をはかるためにイギリス,アメリカおよびわが国では日本原子力研究所などにおいて,種々の化学物質を活性炭に添着する方法が開発されている。
福田 整司; 吉田 芳和
Proceedings 4th International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, 11, p.259 - 274, 1972/00
抄録なし
大西 武; 南 賢太郎; 佐藤 信之; 新野 二男; 大内 正房; 渡部 孝三; 福田 整司
保健物理, 6, p.137 - 141, 1971/00
原研の再処理試験施設は,JRR-3の使用済燃料を用いて,燃料再処理の工学的試験を行なうことを目的に建設されたものである。ホット試験を実施するに先立って,3回のコールド試験(末使用燃料要素を用いた試験)を行なって施設の整備をはかり,1968年3月末からホット試験を開始し,1969年3月末までに3回にわたる試験を終了した。
南 賢太郎; 大西 武; 佐藤 信之; 新野 二男; 大内 正房; 渡部 孝三; 福田 整司
保健物理, 6, p.143 - 148, 1971/00
日本原子力研究所の再処理試験施設において1968年3月より約1年間にわたりJRR-3の使用済燃料を用いて再処理試験が実施された。原研の再処理方式はPurex法で,脱被覆,ウラン溶解工程,抽出分離工程,プルトニウム精製濃縮工程などの一連の作業によりプルトニウムが回収される。
佐藤 信之; 大西 武; 南 賢太郎; 新野 二男; 大内 正房; 渡部 孝三; 福田 整司
保健物理, 6, p.177 - 181, 1971/00
日本原子力研究所の再処理試験施設において1968年3月より約1年間にわたりJRR-3の使用済燃料を用いて再処理試験が実施された。原研の再処理方式はPurex法で,脱被覆,ウラン溶解工程,抽出分離工程,プルトニウム精製濃縮工程などの一連の作業によりプルトニウムが回収される。
渡部 孝三; 大西 武; 南 賢太郎; 佐藤 信之; 新野 二男; 大内 正房; 福田 整司
保健物理, 6, p.183 - 187, 1971/00
日本原子力研究所の再処理試験施設において1968年3月より約1年間にわたり,JRR-3の使用済燃料を用いて再処理試験が実施された。原研の再処理方式はPurex法で,脱被覆,ウラン溶解,抽出分離,プルトニウム精製濃縮工程などの一連の作業によりプルトニウムが回収れる。
成冨 満夫; 福田 整司
日本原子力学会誌, 13(4), p.174 - 181, 1971/00
放射性浮遊ヨウ素のエアモニタリングのためのサンプラは,原子力施設の事故時はいうまでもなく日常のモニタリングに使用する観点から,構造的に簡単であり取扱いやすいことが要求される。この目的のため,浮遊ヨウ素の捕集材として活性炭含浸濾紙がアメリカおよびイギリスにおいて製品化された。これらの原紙は,いずれも実験室における浮遊ヨウ素捕集実験では非常によい捕集効率が得られている。しかし,その後行われた作業現場から放出あるいは漏洩する浮遊ヨウ素の提案実験では,サンプリング場所あるいは雰囲気条件によって,捕集効率が一般に低下し,同時に再現性が悪くなることが報告された。この現象は,原子力施設から実際に排出される浮遊ヨウ素の質量濃度が活性炭と反応性のある雰囲気ガス(例えば水蒸気)の濃度に比べて極めて小さいこと,また浮遊ヨウ素の物理的および化学的な性状が複雑であることに起因している。
Puによる預託線量当量の計算