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川崎 将亜; 中嶌 純也; 吉田 圭佑; 加藤 小織; 西野 翔; 野崎 天生; 中川 雅博; 角田 潤一; 菅谷 雄基; 長谷川 里絵; et al.
JAEA-Data/Code 2017-004, 57 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2017-004.pdf:2.34MB
原子力施設の事故発生時においては、事故による影響及びその範囲を迅速に把握するために、放出された放射性物質による一般公衆への影響や事故による作業者の個人被ばく線量を早期に評価し報告することが求められる。そのため、原子力科学研究所放射線管理部においては、事故発生時の迅速な対応に資するために、一般公衆及び作業者の被ばく線量評価について、評価方法及び必要となる各種パラメータ等を想定される事故事例ごとにまとめ、事例集を整備した。本事例集では、原子力科学研究所で想定される各種事故に加え、過去の原子力事故で放出された放射性物質による被ばく評価について扱っており、これらは緊急時における被ばく評価についての知見・技術の継承にも用いることができる。
天野 英俊; 長谷川 圭佑; 山原 武; 鈴木 康文; 古田 照夫
JAERI-M 93-103, 75 Pages, 1993/05
軽水炉将来技術開発計画特別チームでは、1990年7月以来、軽水炉将来技術と総合試験施設構想(試験炉、燃料関連試験施設、炉工学関連試験施設等)の検討を行ってきた。燃料関連試験施設のうち燃料製作・試験施設では、超高燃焼度を目指した高プルトニウム富化MOX燃料、TRU含有燃料等新型燃料の照射試験用燃料の製作並びにその確性及び特性試験が行えることを想定している。また照射後試験施設では、これらの燃料の照射後試験が行えること、特に物性試験が行えることを想定している。加えて試験後の継続照射を行えるよう考慮している。本報告書は、燃料製作・試験施設及び照射後試験施設の概念、具備機能、施設構造について述べたものであり、さらにこれら施設・設備の安全予備解析を行い、その結果、基本的にはこれまでの施設設計概念で充分施設の安全性が確保しうることが確認された。
藪田 肇; 重田 幸博; 澤畠 啓; 長谷川 圭佑
Proc. of Asia Congress on Radiation Protection, p.216 - 219, 1993/00
現在原研において、プルトニウム溶液燃料を用いた臨界実験装置、TRU廃棄物処理処分試験設備等が設置された大規模多目的施設(NUCEF)が建設中である。本施設では、潜在的な空気汚染の可能性が比較的大きいと考えられるため、空気中放射性ダストの管理を有効かつ効率的に行うことが重要となる。このため、データ記憶式フィルタホルダ、フィルタホルダ自動交換型ダストモニタ、フィルタホルダ自動測定装置等の機器を新たに開発し、既設のダストモニタリングシステムを改良した。本発表では、これらの開発機器を中心に、NUCEFのダストモニタリングシステムの概要を紹介する。
重田 幸博; 木村 義隆*; 藪田 肇; 長谷川 圭佑; 池沢 芳夫
Proc. of the Int. Radiation Protection Association,Vol. II, p.1654 - 1657, 1993/00
人工知能(AI)技術を放射線管理に適用することにより、専門家の知識や経験を共有化し、また、放射線防護に関する新たな知見を導入することが容易となる。そこでAI適用の第一ステップとして、放射性物質の輸送に関するエキスパートシステムのプロトタイプを開発した。本システムは、「輸送容器の判定」、「容器区分の適合性診断」、「放射性物質数量限度の判定」の3つのサブシステムから構成されている。本システムの開発により、放射性物質輸送時における解釈、判断業務の合理化と信頼性の向上を図ることができた。
佐藤 信行; 早坂 寿夫; 小林 誠; 仲澤 隆; 横須賀 美幸; 長谷川 圭佑; 池沢 芳夫
Proc. of the Int. Conf. on Radiation Effects and Protection, p.440 - 445, 1992/00
材料試験施設では、PWR等の使用済み燃料の照射後試験がセル内で実施されている。試験を確実に遂行するために、定期的にセル内の各種照射後試験装置及び設備の保守点検作業が行われる。保守点検作業者の被ばくを低減するために、セル内除染作業が、前もって実施される。各セルの汚染レベル、核種組成は、照射後試験及び使用済み燃料の種類により異なるため、線量当量率の分布を把握するとともに表面汚染密度から空気中放射性物質濃度を推定し、これらのデータと作業内容を基に適切な防護方法について事前検討を行い、除染作業者の被ばく低減化を図っている。本発表では、1991年に同施設で行われたセル除染作業時の作業者の被ばく防護について、防護措置、被ばく状況等を報告する。
木村 義隆*; 長谷川 圭佑; 池沢 芳夫
保健物理, 25, p.11 - 17, 1990/00
近年、科学の様々な分野で解釈・判断業務を支援するための人工知能(AI)が適用されている。放射線管理業務へAIを適用する第一段階として放射性物質等運搬時の輸送区分、容器等の判断を支援するエキスパートシステムを開発した。システムは、ルール化した法令等に記載されている運搬手続きに従い、運搬する核種、数量、性状、輸送方法等のユーザー入力情報をもとに前向き推論法で運搬物の輸送区分、容器、標識および枚数を解釈・判断する機能を有している。本システムの開発により、放射性物質等搬出時の解釈・判断事項の合理化、均一化および信頼性の向上が図られ、AI適用の有効性を確認することができた。
木村 義隆*; 長谷川 圭佑; 池沢 芳夫
Proc. Int. Conf. on Supercomputing in Nuclear Applications, p.540 - 545, 1990/00
本報は、高度化放射線管理システム構築に、AI(人工知能)を適用するための第一段階として開発した放射性物質輸送時のエキスパートシステムのプロトタイプについてまとめたものである。本システムは、輸送物および輸送容器の区分に関する判断、輸送容器の適合性診断と複数の放射性物質を限定された容器で輸送する場合の輸送可能放射能の組合せに関する判断を行う3つのサブシステムで構成されている。本システムの開発により、放射性物質の輸送準備段階における放射線管理上の解釈・判断業務の合理化と信頼性の向上が図れ、高度化放射線管理システムのデータベース構築に有効なデータベースも構築することができた。
森山 昇; 松鶴 秀夫; 土尻 滋; 松尾 栄司*; 早瀬 雄司*; 渡辺 秀明; 大部 誠; 服部 洋司良; 鈴木 正樹; 渡部 孝三; et al.
JAERI-M 9932, 60 Pages, 1982/02
水性均質臨界実験装置(AHCF)は重水減速均質炉の臨界実験装置として建設され、昭和36年に臨界となり、以後41年まで運転を行い所期の目的を達成した。従って、昭和42年12月25日付で設置許可の取消しを行い、一部解体撤去した後、残存物は安全に保管管理されていた。今回、原子炉のデコミッショニングに関して何らかの知見を得ることおよび施設の跡地利用を目的として、本臨界実験装置を完全に解体することとした。本報告は、実際の解体手順、方法、廃棄物の発生量、燃料の処理、燃料取扱施設の撤去、解体撤去時の放射線管理について述べたものである。
吉田 芳和; 奥山 登; 中村 清宣; 長谷川 圭佑
日本原子力学会誌, 10(12), p.684 - 685, 1968/00
大洗研究所のJMTRでは、原子炉等の2次冷却排水中の漏洩放射能を監視するために、排水モニタが設置されているが、そのサンプリングピットには雨水も集められている。降雨時に冷却水などを放出していない場合でも、このモニタの指示値が上昇することが観測され、その原因は雨水中の自然放射能によるものと推定された。この現象は東海研究所の排水溝の水モニタについても観測されている
。またJacobiら
は雨水中におけるRn娘核種の濃度が10
~10
Ci/cm
になることを報告している。著者らは、排水モニタを用いて雨水中の放射能について調査し、雨水中の自然放射能が水モニタによる排水監視に及ぼす影響について検討した。
