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眞田 幸尚; 近藤 敦哉*; 杉田 武志*; 西澤 幸康; 結城 洋一*; 池田 和隆*; 荘司 泰敬*; 鳥居 建男
Exploration Geophysics, 45(1), p.3 - 7, 2014/11
被引用回数：34 パーセンタイル：71.34(Geochemistry & Geophysics)福島第一原子力発電所の事故により、放射性物質が発電所近傍に飛散した。計画区域内を中心に、無人ヘリコプター放射線測定システムにより、放射性セシウムの沈着量分布及び河川を介した移行状況について調査を行った。ここではシステムの開発及び河川敷で計測したデータから放射性物質の移行について考察する。
眞田 幸尚; 杉田 武志; 西澤 幸康; 近藤 敦哉*; 鳥居 建男
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.76 - 80, 2014/04
福島第一原子力発電所の災害により放出された放射能の日本全域に対する影響を調査するために、周辺線量当量率と放射性セシウムの沈着量について、ヘリコプターを用いて測定した。その結果、放射性セシウムの沈着量の分布が得られ、汚染の範囲は、東北南部から関東まで及んでいることが明らかになった。
眞田 幸尚; 西澤 幸康; 山田 勉; 池田 和隆*; 松井 雅士*; 土田 清文; 佐藤 義治; 平山 弘克; 高村 善英; 西原 克哉; et al.
JAEA-Research 2013-049, 129 Pages, 2014/03
JAEA-Research-2013-049.pdf:15.5MB
2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所の事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が考えられる。近年、無人ヘリコプターの開発が進んでおり、プログラミングによる自律飛行が可能な機種もある。原子力機構では、事故直後から、無人ヘリコプターによる放射線測定システムの開発に着手し、広範囲のモニタリングを実施している。無人ヘリコプターは、ヘリコプター(検出器)と操作する作業員に距離がとれるため、被ばくを抑制できること、プログラミングにより同じ場所を何度でも測定できることから、除染前後などの変化の観測が可能であることなどの特徴がある。モニタリングは、2011年12月から本格的に開始し、これまで、原子力発電所周辺のモニタリング、河川敷のモニタリング、発電所敷地内上空のモニタリング及び除染前後のモニタリングを行ってきた。ここでは、システムの詳細及びモニタリングの方法、結果についてまとめる。
久語 輝彦; 石川 眞; 長家 康展; 横山 賢治; 深谷 裕司; 丸山 博見*; 石井 佳彦*; 藤村 幸治*; 近藤 貴夫*; 湊 博一*; et al.
JAEA-Research 2013-046, 53 Pages, 2014/03
JAEA-Research-2013-046.pdf:4.42MB
本報告書は、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の収束に貢献することを目的として、日本原子力研究開発機構と日立GEニュークリア・エナジーが、2011-2012年度の2年間にわたって共同で実施した研究の成果をまとめたものである。本研究ではまず、現状の福島第一原子力発電所において再臨界に到るシナリオを検討した。引き続いて、そのシナリオに応じた投入反応度及び反応度フィードバックメカニズムをモデル化して、シビアアクシデント後の原子力発電所における再臨界事象を評価できる手法を開発し、汎用炉心解析システムMARBLE上で稼働する臨界事故シミュレーションツールPORCASとして整備した。さらに、このPORCASを用いて、福島第一原子力発電所における代表的な再臨界シナリオの挙動解析を行い、この結果を用いて被ばく線量を評価することにより、公衆への影響の程度を概算した。
近藤 裕昭*; 山田 哲二*; 茅野 政道; 岩崎 俊樹*; 堅田 元喜; 眞木 貴史*; 斉藤 和雄*; 寺田 宏明; 鶴田 治雄*
天気, 60(9), p.723 - 729, 2013/09
第93回米国気象学会年会は、2013年1月6日から1月10日に米国テキサス州オースチン市で開催された。この初日の1月6日に、日米気象学会の共催のシンポジウムとして「福島第一原子力発電所からの汚染物質の輸送と拡散に関する特別シンポジウム; 現状と将来への課題(Special Symposium on the Transport and Diffusion of Contaminants from the Fukushima Dai-Ichi Nuclear Power Plant; Present Status and Future Directions)」が開催された。本シンポジウムへの参加者は40名程度で、日本からは発表者を含めて約20名の参加者があり、発表はすべて主催者側の招待講演という形で実施された。発表件数は20件で、概要、放出源推定、観測結果、領域モデルによる解析、全球、海洋モデルによる解析と健康影響、国際協力の6つのセッションに分かれて発表された。本稿は、日本からの発表を中心に、セッション順にその概要を報告するものである。
鳥居 建男; 眞田 幸尚; 杉田 武志; 近藤 敦哉*; 志風 義明; 高橋 昌樹; 石田 睦司; 西澤 幸康; 卜部 嘉
JAEA-Technology 2012-036, 182 Pages, 2012/12
JAEA-Technology-2012-036.pdf:41.89MB
東京電力福島第一原子力発電所事故により大気中に放出され地表面に沈着した放射性セシウムの影響を調査するために、日本全域における広域航空機放射線モニタリング(以下、航空機モニタリング)を実施した。航空機モニタリングは、市街地から山林まで広範囲に渡って迅速に
線を測定することにより、空間線量率や放射性セシウムの沈着量分布を"面"的に把握できる利点があり、視覚的にもわかりやすい。我が国において航空機モニタリングの機器や手法については、整備されていたものの、今回のような広域なモニタリングに対応できるだけの準備はされておらず、全放射線量への換算の方法や、放射性物質濃度への換算方法及びマッピングの方法について、米国エネルギー省の方法をもとに整備することから行った。方法は、データ採取と並行して改良を加え、西日本測定時には、バックグラウンドとの識別まで可能とした。本モニタリングにより、日本全域の空間線量率や放射性セシウムの沈着量の分布状況について確認することができた。ここでは、測定手法と結果について述べる。
眞田 幸尚; 近藤 敦哉; 杉田 武志; 鳥居 建男
放射線, 38(3), p.137 - 140, 2012/12
日本の全域において、2011年3月11日の東北-太平洋地震及び津波によって引き起こされた東京電力福島第一原子力発電所の災害により大気中へ放出された放射能の影響を調査するために4機のヘリコプターを使用することにより、空間線量率及び放射性セシウムの沈着量を測定した。本稿では、測定法と結果について報告する。
石川 眞; 永田 敬; 近藤 悟
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09
本報告は、日本の高速炉サイクル技術開発プロジェクト(FaCT)における均質アクチニドリサイクルのシナリオを要約したものである。最初に、日本における核エネルギー政策を簡単にレビューする。続いて、すべてのマイナーアクチニド(MA)核種をリサイクルする日本の基本計画を述べる。この目的は、ウラン資源の効率的な利用,環境負荷低減,核不拡散能力の増加にある。次に、MAを装荷した高速炉に関する炉物理研究の成果をまとめる。さらに、将来の高速炉平衡サイクル社会において、すべてのMAをリサイクルすることが、実現可能であることを示すために、FaCTプロジェクトの中で行ってきた設計研究の結果をまとめる。最後に、MAリサイクルを実現するための日本及び国際協力による研究開発計画を紹介する。
国府田 信之; 楠 剛; 渡邊 雅範; 小島 正男*; 近藤 眞
UTNL-R-0426, p.5_1 - 5_9, 2003/03
昭和63年まで原研の試験・研究炉の使用済燃料は再処理のため主に米国等の再処理工場に輸送してきたが米国内の事情により平成元年以降中止された。その後、米国政府は1996年に決定された「外国研究炉使用済燃料に関する核不拡散政策の決定」に基づき、米国籍のウランを使用した外国研究炉の使用済燃料等の引き取りを1996年5月より開始した。原研は、平成9年2月、米国エネルギー省との間に使用済燃料の引取契約を締結し、平成9年度から使用済燃料の対米輸送を開始した。以降毎年度1回の対米輸送を実施している。本発表では、これまで実施してきた研究炉使用済燃料の対米輸送について、その現状と安全管理の取り組みを中心に発表する。
傍島 眞; 及川 哲邦; 近藤 雅明; 水野 義信*; 村松 健; 蛯沢 勝三
10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 1, p.629 - 636, 1996/00
原子炉の炉心損傷に至り得る外的事象のうち、我が国で重要と考えられる地震について、PSA手法の研究と開発を実施し、炉心損傷に至る機器損傷の頻度を評価する手法を確立した。当初は比較的単純なモデルにより、BWRに適用し、得られた理解をモデルの改良に反映し、設計条件等の影響因子を特定した。炉心損傷頻度まで求めるコードによる計算から、交流電源の機器の耐力すなわち機能維持が、炉心損傷に大きな影響を及ぼすことが認識された。ディーゼル発電機は構成要素の総体としての耐力で破損が決定付けられ、軸受の損傷が代表的モードとなることなどが明らかになった。他の機器についても個別の方法で耐力評価を行っており、地震ハザードの不確実性を小さくし、地震PSAの利用、免振への応用などを通じて原子炉の安全向上を図って行く。
近藤 駿介*; 傍島 眞
日本原子力学会誌, 38(5), p.369 - 370, 1996/00
本会議は、ANSにより2年毎に開催されている確率論的安全評価(PSA)をテーマにした歴史あるものであるが、今回はKAERI(韓国原子力研究所)が主催し、共同主催として原研が協力して初めてアジアで開催されたものである。公表論文数は209件に上り、会議参加者数は400人で、この分野の国際会議としてはかなりの規模のものとなった。会議は特別講演、パネル討論、セッション発表等からなり、PSAに関する多くのテーマについて議論が展開された。その概要を紹介する。
須田 直英*; 石川 眞*; 近藤 悟*
PNC TN941 84-86, 100 Pages, 1984/05
高速増殖炉における炉心崩壊事故(CDA‥coredistuptiveaccident)の機械的炉心崩壊過程の解析は通常VENUS型の解析コードで行われる。我が国ではVENUS―PM2コードが開発され,この過程の解析に利用されてきた。このコードは基本的にはラグランジェ型流体力学を1点近似動特性モデル(反応度変化を1次の摂動で評価)と結合したものである。しかし,1次近似動特性モデルの妥当性は,物質移動による中性子束分布形状の歪みが許容し得る範囲内でのみ正当化されるものである。本研究ではSIMMER―2コードの空間-時間依存の動特性オプションを用いて機械的炉心崩壊過程を解析し,従来のVENUS―PM2の結果と比較した。その際,動特性モデルの相違の効果を分離するために,SIMMER―2で計算される物質移動をVENUS―PM2の物質移動と一致させるべく,流体力学モデルのパラメータの調整を行なった。本研究の解析対象としたのは,CDAの遷移過程後期の全炉心沸騰プールが急速に凝縮したと想定した際の再臨界の結果起る機械的炉心崩壊過程である。本研究で得られた主な結論は以下の通りである。1)SIMMER―2の空間依存動特性オプション(拡散及び輸送)が機械的炉心崩壊過程の解析に適用可能であることが示された。2)SIMMER-2の流体力学モデルによりVENUS―PM2で計算される物質移動を再現し得る。3)VENUS―PM2の1点近似動特性により計算された出力,反応度履歴は,核的なエネルギー放出が重要となる時間スケールにおいては,SIMMER―2の輸送計算および拡散計算の結果と非常に良く一致した。これは本研究で想定した全炉心プール体系での再臨界による機械的炉心崩壊過程においては,物質移動に伴う中性子束分布の歪みが比較的小さかったためと考えられる。4)この結論を確証するためには,中性子束分布の変形が大きく,空間依存動特性の効果がより重要となる様な機械的炉心崩壊過程に関する解析を行なう必要がある。
東條 隆夫; 近藤 眞
JAERI-M 7910, 28 Pages, 1978/10
中性子捕獲線のスペクトロスコピを目的として、効率14.9%のGe検出器と直径および長さが8インチのアニュラス型NaI(Tl)検出器からなる検出器系を用いたペアおよびエスケープ抑制型線スペクトリメータを組立て、その特性を測定した。検出機器の特性として、i)Ge結晶外へ消滅光子が逃れる確率0.694
0.021、ii)Nal(Tl)の消滅光子に対する全検出効率74.53.7%が得られた。エスケープ抑制型スペクトロメータの特性として、i)シングル・エスケープ・ピーク抑制係数4.0、ii)ダブル・エスケープ・ピーク抑制係数12.9、が得られた。ペア・スペクトロメータの特性として、i)電子対生成の発生率11.6%をダブル・エスケープ・ピークとして検出できること、ii)2,4および6MeV線に対する相対効率(シングル・スペクトロメータの全吸収ピークに対する)として、2,17および40%が得られる、などが明らかになった。ペアおよびエスケープ抑制型スペクトロメータの低バックグランド性とスペクトルの単純化から、その有効性が明らかになった。
線スペクトロメータの製作とその低レベル計測への応用東條 隆夫; 近藤 眞
JAERI-M 6555, 45 Pages, 1976/05
低レベルの放射性核種分析および集束線測定による複雑なエネルギー・スペクトルを有する高レベル線源の核種分析を目的として、アンチコンプトンNaI(Ti)検出器を用いたコンプトン・スペクトル抑制型Ge(Li)線スペクトロメータを試作した。本レポートにはこのスペクトロメータの基礎的動作特性と低レベル試料測定への応用結果が述べられている。使用した検出部は2KeVのFWHMと10%の相対効率を有するGe(Li)検出器と8in.Dia.
8in.Longのアニュラス型および3in.Dia.3in,thickのアンチコンプトンNaI(Ti)検出器によって構成されている。
Csに対するコンプトン・スペクトルに抑制因子としては4以上の値が得られ、自然バックグランドはシングル・スペクトの半分以下になる結果が得られた。Cs、
Coおよび
Ceに対する検出限界壊変率としてはそれぞれ、5.8、17.1、および33.5dpmが得られた(50%誤差、1000分計測)。
H(d,n)He neutron source by total absorption method using water bath中島 雅; 東條 隆夫; 山口 博司; 近藤 眞
Journal of Nuclear Science and Technology, 12(8), p.491 - 501, 1975/08
被引用回数：0高速中性子源の中性子強度の測定に際し、定常または非定常な場合、従来から水(減速)・金(放射化)方法がある。本報ではこれをさらに拡張し、強度の時間変化の大きい非定常な高速中性子源にも使えるようにした。コックロフト・ワルトン型加速器のD(d、n)He中性子源をえらび、上記方法を適用して、中性子強度の測定を行なったときの結果が記載されている。本報では2つの中性子検出器を用い、一つは水槽内の定点で熱中性子束の時間変化を、他は源まわりの熱中性子束空間分布を測定し、これから中性子釣合式で強度を決定する。この際、強度の絶対値を確定するため、後者の検出器の較正を必要とする。その手段としてここに提案されたのは、在来のように別途定常中性子源で作った熱中性子場を利用せず、本実験実施中に水槽内の定点で金箔中に生成した誘導放射能を新しい生成方程式で求め、これから直接に検出器の較正を行なう方式である。
東條 隆夫; 近藤 眞; 稗田 正実*; 白石 忠男
JAERI-M 4968, 42 Pages, 1972/09
原子炉研修所において行なわれる「核燃料の非破壊検査法による燃焼率測定」、「核分裂生成物の分離」および「放射化法による中性子束制定」やその他の放射線計測実験の過程でたびたび取扱う代表的な30核種のガンマ線スペクトルをGe(Li)検出器を用いて測定し、実験の参考資料として用いるためにそれらを集録した。さらに付録として、I 8種の標準線源と放射平衡に達したRaを用いたGe(Li)の全エネルギー吸収ピーク効率の光子エネルギー依存性の測定、II Ge(Li)集束ガンマ線のスキャンニングによる有感寸法なとの測定、およびIII 水素の捕獲ガンマ線および励起状態のCからの線スペクトル(4.43MeV)、が報告されている。
中島 雅; 東條 隆夫; 近藤 眞
JAERI-M 4862, 20 Pages, 1972/06
臨界未満炉による材料バックリングの測定に当り、束分布にあらわれる高調波効果を完全に除去し基本項を抽出しなければならない。このため、我々はすでにベッセル関数の完全直交関係を利用した半径束形法を開発した。しかし、この方法は複雑なデータ処理を必要とし扱いにくい面もあるため、これをさらに改良させて、従来の燃料装荷量変化法も一部とり入れた、「改良型束形法」の確立を試みた。本報は、JAERISA(原研臨界未満炉)につき、上記方法によって材料バックリングの測定を行なったときの基本原理、実験方法、結果が詳細に述べられている。
東條 隆夫; 近藤 眞
JAERI-M 4860, 28 Pages, 1972/06
JRR-4炉心燃料装荷量や炉内垂直実験孔の配置変更にともない、新たに必要になった中性子束測定の結果がSおよびK-パイプ実験孔について報告されている。この実験での相対的な熱および熱外中性子束の測定には、銅、金およびルテシウム-アルミニウム合金などのワイヤが、熱中性子束の絶対測定には金箔が用いられ、カドミウム比法によって行なわれた。炉出力2.5MW時の熱中性子束として、KおよびS-パイプについてそれぞれ、3.0510nv5%および3.4610nv5%が得られた。本報は原子炉研修所における実験マニュアルとして利用する点も考慮し、放射化検出器を用いた中性子束測定に関する基礎的事項に重点をおいて記述されている。
東條 隆夫; 近藤 眞; 寺西 一夫*
日立評論, 54(5), p.1 - 5, 1972/05
炉内中性子測定に適していると考えられるRhおよびCoエミッターの2種の自己出力型検出器の特性測定を原研4号炉で行なった。その結果、Coエミッター検出器は即応答性であるが、その中性子感度が低いため、雑音電流や長寿命核種の生成によるバックグラウンド電流、とくにコレクターの放射化による逆電流の影響が無視できず、中性子測定に問題を残していることがわかった。一方、Rh検出器は応答時間が遅く、中性子束変化に直ちに追従できないが、中性子感度が高いため、検出器飽和出力電流にとくに逆電流などの補正を加えることなく、中性子束測定が可能であることが明らかになった。
東條 隆夫; 近藤 眞; 寺西 一夫*
日立評論, 54(5), p.399 - 403, 1972/00
炉内中性子測定に適していると考えられる
Rhおよび
Coエミッタの2種の自己出力形検出器の特性測定を原研4号炉(JRR-4)で行なった。その結果,Coエミッタの検出器は即応答性であるが,その中性子感度が低いため,雑音電流や長寿命核種の生成によるバックグランド電流,特にコレクタの放射化による逆電流の影響が無視できず,中性子束測定に問題を残していることがわかった。一方,Rh検出器は応答時間が遅く,中性子束変化に直ちに追従できないが,中性子感度が高いため,検出器飽和出力電流,特に逆電流などの補正を加えることなく中性子束測定が可能であることが明らかになった。
