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石井 克典; 守田 圭介; 野口 弘喜; 青木 健; 水田 直紀; 長谷川 武史; 永塚 健太郎; 野本 恭信; 清水 厚志; 飯垣 和彦; et al.
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2023/09
JAEA initiated the HTTR heat application test project coupling a hydrogen production facility to the HTTR (high temperature engineering test reactor). The project aims to establish "coupling technologies" between HTGR and hydrogen production achieving large-scale, stable and economically competitive carbon-free hydrogen production using the HTGR heat. Important considerations towards establishment of coupling technologies are development of system technologies for HTGR hydrogen production systems and components required for coupling between two facilities. This paper explains a system concept of the HTTR heat application system which can maintain safe and stable operation of the HTTR against temperature transients induced by abnormal events in a hydrogen production plant with the results of operational scheme as well as heat and mass balance of the system. Development plans for hot gas duct, high temperature isolation valves and helium gas circulators are also presented.
石井 克典; 青木 健; 井坂 和義; 野口 弘喜; 清水 厚志; 佐藤 博之
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
JAEA initiated High Temperature engineering Test Reactor (HTTR) heat application test project to establish coupling technologies between HTGR and a hydrogen production plant necessary to achieve large-scale, low cost, and carbon-free hydrogen production. One important element for the coupling technologies is a system analysis code which can simulate dynamic behavior of a HTGR hydrogen production system to design a plant control system for the effects of circulated helium heat through both facilities. The code is required to deal with a complex system which involves several subsystems and different physics with different timescales. As a first step of the development, we developed a heat and mass balance evaluation model of a helium-heated steam reformer. This report will present the outline of the developed model and simulation results with comparison to the experimental results.
野本 恭信; 水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; et al.
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05
JAEA initiated an HTTR heat application test plan to develop for coupling technology between HTGR and hydrogen production facility. The principal objective of this test plan is to establish the high safety coupling technology for coupling a hydrogen production facility to HTGR through the demonstration of a hydrogen production by the proven technology of methane steam reforming method utilizing the HTTR as a high temperature heat source. The other objective is to develop for coupling equipment such as a high temperature isolation valve, a helium gas circulator and a high temperature insulation pipe. This paper describes the overview of an HTTR heat application test plan such as a draft test schedule and test targets for the demonstration of a hydrogen production. This paper also presents basic specifications of an HTTR heat application test facility such as the HTTR modification strategy, overall system configuration and heat and mass balance at rated test operation for the demonstration of a hydrogen production. Furthermore, the operation plan during the normal start-up and shut-down processes is proposed.
水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; 野口 弘喜; et al.
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 6 Pages, 2023/05
High temperature gas-cooled reactor (HTGR) is expected to extend the use of nuclear heat to a wider spectrum of industrial applications such as hydrogen production, high efficiency power generation, etc., due largely to high temperature heat supply capability as well as inherent safe characteristics. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been contracted by the Agency for Natural Resources and Energy, part of the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI) of Japan, to conduct its Hydrogen Production Demonstration Project Utilizing Very High Temperature. The primary objective of this project is to establish "coupling technology" between HTGR and hydrogen production facility in accordance with "Green Growth Strategy Through Achieving Carbon Neutrality in 2050". From this fiscal year, JAEA initiated a program to produce hydrogen using an HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor) to develop coupling technologies between HTGR and hydrogen production facility required for a massive, cost-effective and carbon-free hydrogen production technology. This paper describes the development plan for coupling equipment which is required for an HTTR heat application test as coupling technologies between an HTTR and a hydrogen production facility. The coupling equipment is composed of a high temperature isolation valve to prevent the ingress of the flammable gas and/or the leakage of radioactive materials for nuclear facility, a secondary helium gas circulator to feed a high temperature helium gas, and a high temperature insulation pipe to transport of a high temperature helium gas from an Internal Heat Exchanger (IHX) to a hydrogen production facility. The development plan of coupling equipment contains each target and draft schedule.
横山 須美*; 立崎 英夫*; 谷村 嘉彦; 吉富 寛; 平尾 茂一*; 青木 克憲; 立木 秀一*; 江崎 巌*; 星 勝也; 辻村 憲雄
Journal of Radiological Protection, 42(3), p.031504_1 - 031504_17, 2022/09
被引用回数：1 パーセンタイル：31.61(Environmental Sciences)日本では、2021年4月に水晶体の等価線量限度が改定された。その結果、眼の水晶体の線量限度と実効線量の線量限度が等しくなった。放射線作業者,放射線安全管理者,免許取得者は、放射線防護に関連する規制を遵守し、防護を最適化する必要がある。日本保健物理学会が新たに開発した水晶体の線量モニタリングガイドラインでは、水晶体の線量が管理基準に近づいたり超えたりした場合、正確な推定のために目の近くで線量を測定することを推奨している。しかし、原子力発電所従事者の不均一な被ばくに関する情報は限られている。本研究では、日本の4つの商業用原子力発電所(RWR: 3基,BWR: 3基)において、高線量率作業場の線量当量および88名の作業員の個人線量を測定し、作業員の不均一な被ばくを分析した。
鶴留 浩二; 鈴木 一; 青木 克憲
JAEA-Review 2021-031, 186 Pages, 2021/12
JAEA-Review-2021-031.pdf:11.79MB
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、2010年度から東濃鉱山閉山措置計画書にしたがって東濃鉱山の閉山措置を進めてきた。東濃鉱山の閉山措置は、鉱業法および鉱山保安法並びに労働安全衛生法などの関連法規に則って作業を行うことになるが、東濃鉱山の閉山措置に関連する技術的事項および周辺環境のモニタリング状況について審議検討を行うため、2013年度から東濃鉱山閉山措置技術検討委員会を東濃地科学センターに設置し、年1回の頻度で、前年度実績と当該年度の計画等について報告し、審議を頂いた。その結果、「閉山措置は計画通り進捗している。また、モニタリングの結果から判断して、鉱山周辺の環境は法令上求められる基準を満たしていると確認できる。」との評価を頂いた。本資料は、2013年度から2019年度にかけて開催した8回の委員会の会議資料を取りまとめたものである。
青木 克憲; 山中 浩揮*; 渡辺 和彦*; 杉原 弘造
JAEA-Data/Code 2020-018, 45 Pages, 2021/02
JAEA-Data-Code-2020-018.pdf:4.54MB
JAEA-Data-Code-2020-018-appendix(DVD-ROM).zip:6.8MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を行っており、瑞浪超深地層研究所(以下、研究所)の研究坑道を深度500mレベルまで展開している。花崗岩には一般的に微量のウランが含まれており、花崗岩地域の坑道内では、通気の状態により坑道内の空気中のラドン濃度が高くなる可能性がある。このため、研究所では研究坑道の掘削や通気方法の変更等に合わせて、適宜、ラドン濃度測定を実施してきた。この測定データは花崗岩地域の地下空間におけるラドン濃度の実測値として貴重なデータと言える。このため、平成22年度から令和元年度までの測定結果を、ラドン濃度に影響を与える坑内通気や気温の情報とともにデータ集として取りまとめ、合わせて実測値に基づいて平衡係数の検討を行った。その結果、坑内のラドン濃度は、季節による坑内と外気との温度差で発生する自然通気の影響を受け夏季は高く冬季は低くなること、また、通気開始時におけるラドンの平衡係数の一時的な上昇は、坑内の粉塵の巻き上げ等によるエアロゾルの増加が原因と考えられる等の知見が得られた。
Sr+Y beta field; Full-face mask respirator shielding and dosemeter positioning辻村 憲雄; 星 勝也; 山崎 巧; 百瀬 琢麿; 青木 克憲; 吉富 寛; 谷村 嘉彦; 横山 須美*
KEK Proceedings 2020-5, p.21 - 28, 2020/11
To investigate the shielding effects of full-face respirator masks and the suitable positioning of lens dosemeters, irradiation experiments of Sr+Y beta particles were performed using an anthropomorphic head phantom into the eyes of which small thermoluminescence dosemeters (TLDs) were loaded, and the lens doses measured by these TLDs were compared with the doses measured by commercially available personal dosemeters attached around the eyes of the phantom. The three tested masks reduced the beta lens dose to 9-14% as compared to the lens doses in the absence of a mask. As for the suitable positioning of lens dosemeters, the 
(0.07) evaluated by the (0.07) dosemeter attached at the center of the forehead gave an over-response to the lens dose by a factor of 2.5-8.4 regardless of the presence of masks. The (3) evaluated by the (3) dosemeters, even though placed at extreme positions near the outside corners of the eyes, provided better lens dose estimates with a response of 0.38-1.7.
横山 須美*; 江崎 巌*; 立崎 英夫*; 立木 秀一*; 平尾 茂一*; 青木 克憲; 谷村 嘉彦; 星 勝也; 吉富 寛; 辻村 憲雄
Radiation Measurements, 138, p.106399_1 - 106399_5, 2020/11
被引用回数：2 パーセンタイル：24.28(Nuclear Science & Technology)In Japan, the possibility to change the current dose limit of the lens of the eye for the radiation workers working in the planned exposure situation (normal controlled situations) to a new ICRP dose limit was discussed. It was further discussed how to appropriately monitor and manage the equivalent dose of the eye lenses for these workers exposed to radiation at their workplaces, such as nuclear and medical facilities. Among the workers exposed to a high-dose radiation at the water storage flange tank deconstructed Sr/Y dominant areas and the nuclear reactor buildings (high dose gamma-ray) of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F-NPP), H
(10), H(3), and H(0.07) at the head and the chest (or the upper arm) were estimated by passive personal dosimeters using thermoluminescence dosimeters (TLDs) and radio photoluminescence glass dosimeters (RPLGDs). The relationship between H(10), H(3), and H(0.07) along with the effects of the sites of wearing dosimeters on the head inside a full-face mask and the chest (or upper arm) were discussed.
辻村 憲雄; 星 勝也; 青木 克憲; 吉富 寛; 谷村 嘉彦; 横山 須美*
Radiation Measurements, 134, p.106305_1 - 106305_5, 2020/06
被引用回数：3 パーセンタイル：35.51(Nuclear Science & Technology)We performed a field study of eye lens dosimetry for workers involved in the decommissioning operation at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. In this study, humanoid phantoms equipped with different personal dosemeters were placed at selected locations in the workplace. The experiment showed that (3) at the head is about 20% higher than (10) (or (3)) at the trunk. This level of dose gradient is generally interpreted as being "almost uniform" in radiological control; therefore, tasks conducted in open areas with such relatively small dose gradients (
1.2) will not require specific monitoring with eye lens dosemeters, except when the eye lens dose approaches the dose limit.
星 勝也; 吉富 寛; 青木 克憲; 谷村 嘉彦; 辻村 憲雄; 横山 須美*
Radiation Measurements, 134, p.106304_1 - 106304_5, 2020/06
被引用回数：4 パーセンタイル：45.45(Nuclear Science & Technology)原子力規制庁の放射線安全規制研究戦略的推進事業において採択された「原子力・医療従事者等の標準的な水晶体の等価線量モニタリング、適切な管理・防護はどうあるべきか?水晶体被ばくの実態から探る」の一部である。本研究は2つのフェーズからなり、第一に光子に対する個人線量計の特性に関する実験室での照射試験、第二に福島第一原子力発電所の実際の作業環境で実施されたフィールド試験である。本稿は前者の研究結果について報告するものである。発電所において使用される全面マスクの遮へい効果及び線量計の装着位置依存性を明らかにするため、人体形状を精密に模擬したファントムの頭部に、水晶体線量評価用の線量計を装着し、ガンマ線及びエックス線校正場において照射試験を実施した。頭部に装着した個人線量計の指示値は、換算係数から計算される理論的な水晶体等価線量の
20%以内に一致しており、取り付け位置の違いによる差は小さいことが確認された。また、照射した光子エネルギー範囲(83662keV)において、全面マスクの遮へい効果はほとんど期待できないことが分かった。
森下 祐樹; 宇佐美 博士; 古田 禄大; 青木 克憲; 鶴留 浩二; 星 勝也; 鳥居 建男
Radiation Protection Dosimetry, 189(2), p.172 - 181, 2020/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Environmental Sciences)遠隔
ダストモニタリング装置(RCAM)システムを開発した。RCAMシステムは、パーソナルダストモニターとロボットで構成した。パーソナルダストモニター(poCAMon, SARAD、ドイツ)は、400mm
のイオン注入シリコン検出器と25mm
のメンブレンエアフィルターで構成された。パーソナルダストモニターは、任意の測定時間間隔のアルファエネルギースペクトルを取得することが可能であった。実証測定は、瑞浪超深地層研究所(MIU)および換気の悪いコンクリートの建物で地下で行われた。RCAMシステムは遠隔操作され、相対湿度(RH)がほぼ100%であっても
Rn子孫を正常に測定した。測定されたアルファスペクトルでは、
Po(6.0MeVアルファ線)および
Po(7.7MeVアルファ線)のピークが明確に識別された。我々の開発したモニターは、高ガンマ線環境または作業者が物理的に立ち入ることができない汚染場でのアルファダストモニタリングに有用である。
横山 須美*; 青木 克憲
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.788 - 792, 2014/04
モンテカルロ計算コードであるEGS5を用いて水晶体の陽電子フルエンスあたりの等価線量率を計算した。計算には頭部ボクセルファントム及び簡易眼球モデルを用いた。医療スタッフ及び介護者がPET検査で使用される18F-FDGのような放射性医薬品を床にこぼしたとき、あるいは内壁の薄い注射チューブを透過した陽電子から受ける水晶体線量を簡易眼球モデルを用いて算出した。1MeV未満のエネルギーにおいて電子又は陽電子フルエンスあたりの水晶体等価線量は簡易眼球モデルの方が頭部ボクセルファントムより最大で3桁程度低くなった。簡易眼球モデルにて得られた結果はICRP Publ.116の眼球モデルや過去の研究で報告されたモデルを使用して得られた値と同等となった。本研究にて簡易眼球モデルにより計算された18F-FDGからの水晶体線量率は5cmの距離で点線源では0.57
Sv min
MBq、管状線源では0.37Sv min MBqとなった。また、10cm位置における被ばく線量は5cm位置における被ばく線量の1/2-1/3となった。
寺田 健太郎*; 伊藤 勝範*; 日高 洋*; 吉田 敬*; 岩本 信之; 青木 和光*; Williams, I. S.*
New Astronomy Reviews, 50(7-8), p.582 - 586, 2006/10
被引用回数：6 パーセンタイル：20.42(Astronomy & Astrophysics)Eu同位体組成は漸近巨星分枝星や超新星で起こる中性子捕獲反応を調べるうえで重要なプローブとなり得る。それは、
Smと
Smでの(中性子捕獲か
崩壊かの)分岐が中性子数密度や温度に依存するためである。この研究では、高感度高分解能イオンマイクロプローブを使用して、始原隕石中のSiCグレインに対してEu同位体の組成解析を行った。そして、その結果をs過程モデルから予想されるEu同位体比と比較し、解析されたSiCグレインのEu同位体組成から漸近巨星分枝星でのs過程が起こる条件(中性子数密度や温度)に制限をつけた。
前田 亮*; 前畑 京介*; 伊豫本 直子*; 石橋 健二*; 高崎 浩司; 中村 圭佑; 青木 克憲; 満田 和久*; 田中 啓一*
no journal, ,
核燃料取扱施設における、プルトニウム等の超ウラン元素の計測を目的として、超ウラン元素から放出されるLX線を対象としたTES型マイクロカロリーメータを開発した。TES型マイクロカロリーメータは数百mKの極低温環境にて動作するエネルギー分散型のX線検出器であり、従来の半導体検出器と比較して非常に高いエネルギー分解能を持つ。開発したTES型マイクロカロリーメータを用いて、プルトニウム線源を用いたLX線スペクトル計測実験を行った。その結果、約70eVのエネルギー分解能でプルトニウムから放出されるLX線のスペクトルが得られた。
中村 圭佑; 前田 亮*; 青木 克憲; 安宗 貴志; 高崎 浩司; 前畑 京介*; 伊豫本 直子*; 石橋 健二*; 満田 和久*; 田中 啓一*
no journal, ,
Pu等のTRU核種の内部被ばく評価のための、当該核種から放出されるLX線を測定する代表的な非破壊測定の方法としては、半導体検出器を用いたX線スペクトロメトリーがある。しかし
Puの子孫核種であるAmのLX線とエネルギーが近接していることから、正確な測定が困難となる。主用なLX線の弁別のためにはエネルギー分解能で約100eVの性能が要求される。近年、高いエネルギー分解能を有する検出器として、超伝導相転移端温度計(TES)型マイクロカロリーメータが注目されている。TES型マイクロカロリーメータは、超伝導から常伝導へと遷移する時に発生する急激な抵抗変化を利用した検出器であり、極低温環境において動作させる。TES型マイクロカロリーメータをTRUのLX線計測に適用することで、より正確なTRUの非破壊測定が期待できる。今回、TES型マイクロカロリーメータを用いたTRUから放出されるLX線の分別性の評価を目的として、TRU核種のLX線計測実験を実施したのでその成果について報告する。
中村 圭佑; 青木 克憲; 高崎 浩司; 前田 亮*; 前畑 京介*; 伊豫本 直子*; 石橋 健二*; 満田 和久*; 田中 啓一*
no journal, ,
超ウラン元素(TRU)の非破壊測定法の開発を目的としてTRUから放出されるLX線を対象とした分光分析実験を行った。分光分析には高分解能検出器であるTES型マイクロカロリーメータを用い、線源にはTRUとしてPu-238,239及びAm-241を使用した。実験は原子力機構核燃料サイクル工学研究所内で行い、エネルギー分解能約40eVにてTRU核種から放出されるLX線データを取得した。
青木 克憲; 小椋 秀樹; 久保田 満; 鶴留 浩二; 池田 幸喜; 永崎 靖志; 尾方 伸久; 古田 定昭*
no journal, ,
一般的に花崗岩地帯の坑道内では、通気状態により空気中のラドン濃度が高くなることが知られている。研究坑道を有する瑞浪超深地層研究所周辺は花崗岩地帯であるため、深度300m坑道内のラドン濃度測定及び作業者・見学者の被ばく線量評価を行い、坑道内環境の確認を実施した。平成26年4月から平成27年7月の間、平衡等価ラドン濃度測定器を用い、深度300m坑道内の2箇所で断続的(約10日間/月)に測定した結果、月毎の入坑時間帯の1時間値の平均値は521,900Bq/m
であった。作業者の被ばく線量はUNSCEAR(2000年)の線量換算係数9
10
mSv/(Bq・h/m)を使用し、入坑記録より作業時間を月20時間として評価した。その結果、平成26年度の年間被ばく線量は0.661mSvとなり、公衆の線量限度である1mSvを超えていなかった。見学者に対する線量評価では、1時間程度の入坑であるため、作業者の線量評価とは異なり、月毎の入坑時間帯の1時間値の最大値を用いて保守的に評価した結果、平成26年8月以降の被ばく線量は見学1回あたり0.004mSv以下であった。今後も測定を継続し、坑道内環境を確認していく。
青木 克憲; 小椋 秀樹; 尾方 伸久; 池田 幸喜; 永崎 靖志; 鶴留 浩二; 古田 定昭*
no journal, ,
一般的に花崗岩地帯の坑道内では、通気状態により空気中のラドン濃度が高くなることが知られている。瑞浪超深地層研究所の研究坑道には花崗岩が分布していることから、深度500mステージ内のラドン濃度測定及び作業者・見学者の被ばく線量評価を行い、坑道内環境の確認を実施した。平成27年7月から平成28年6月の間、ラドン濃度測定器を用いて深度500mステージの8箇所で測定した。得られたラドン濃度に平衡係数0.4を乗じることで平衡等価ラドン濃度へ換算した結果、月毎の入坑時間帯の1時間値の平均値は165462Bq
mであった。作業者の被ばく線量はUNSCEAR(2000)の線量換算係数を使用し、入坑記録より作業時間を月20時間として評価した。その結果、年間被ばく線量は平成27年7月から平成28年6月の1年間で0.523mSvであり、公衆の線量限度である1mSv未満であった。見学者に対する線量評価では、1時間程度の入坑であるため、作業者の線量評価とは異なり、月毎の入坑時間帯の1時間値の最大値を用いて保守的に評価した。その結果、平成27年7月以降の見学1回あたりの被ばく線量は0.005mSv以下であった。今後も測定を継続し、坑道内環境を確認していく。
吉富 寛; 谷村 嘉彦; 星 勝也; 青木 克憲; 辻村 憲雄; 横山 須美*
no journal, ,
眼の水晶体被ばくは、検討されている線量限度引き下げに伴い、福島第一原子力発電所構内のような高線量率場での作業において、どのように評価するかが大きな課題となっている。場の光子スペクトル情報は、線質の観点から適切な水晶体モニタリング法を検討し、防護対策を立案するための基礎データとなる。本研究では、福島第一原子力発電所構内の高線量率作業場において光子スペクトルを測定し、実用量(Hp(3)及びHp(10))及び防護量(水晶体等価線量)を評価した。前方-後方照射(AP)を仮定した場合、実用量が防護量を過小評価することはなかった。回転照射(ROT)及び全方位照射(ISO)を仮定した場合、防護量のHp(10)に対する過小評価は10%程度にとどまり、これらの場では、Hp(10)を用いた水晶体モニタリングが可能であることが示唆された。
