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論文

光ルミネッセンス測定装置への密封$$beta$$線源の導入と放射線管理; 日本原子力研究開発機構土岐地球年代学研究所での例

徳安 佳代子; 古田 定昭*; 國分 陽子; 梅田 浩司

日本放射線安全管理学会誌, 15(1), p.80 - 87, 2016/07

地質試料の年代測定を行うため、日本原子力研究開発機構土岐地球年代学研究所に光ルミネッセンス測定装置(Riso TL/OSL DA-20)が導入された。本装置では、試料に人工放射線を繰返し照射して試料に蓄積された線量を求めるため、密封線源を装置へ据付ける必要がある。しかし、本装置の放射線管理に関する情報はほとんどない。そこで本稿では、線源を受入れるまでの流れを紹介するとともに、線源の据付や使用における放射線管理について報告する。

論文

除染基準0.23$$mu$$Sv/hは本当に年間1mSvなのか?

古田 定昭

Isotope News, (718), p.46 - 49, 2014/02

環境省から福島第一原子力発電所事故による放射性物質の放出による追加被ばく線量として年間1mSvに相当する空間線量率が、NaIサーベイメータで測定して0.23$$mu$$Sv/hとして示されている。そしてその根拠として、この数値は自然放射線の全国平均値0.04$$mu$$Sv/hに、事故により追加された被ばく線量として1mSv/yに相当する追加線量0.19$$mu$$Sv/hを加えたものと説明されているが、実際は計算に用いられている自然放射線と追加線量が同じSv単位でも、その内容は自然放射線が実効線量、追加線量が1cm線量当量であり大きく異なるものである。サーベイメータで測定(1cm線量当量で測定)する場合は、自然放射線は0.06$$mu$$Sv/hとなり、自然放射線を含めた管理すべき基準は、科学的には現行の0.23$$mu$$Sv/hではなく、年間1mSvを1cm線量当量とすれば、0.25$$mu$$Sv/hであり、実効線量とすれば0.38$$mu$$Sv/hである。

論文

福島第一原子力発電所事故後の大気中放射性物質濃度測定結果に基づく線量の評価; 東海村周辺住民を対象として

竹安 正則; 住谷 秀一; 古田 定昭

保健物理, 48(3), p.141 - 149, 2013/11

核燃料サイクル工学研究所での大気中放射性物質濃度測定結果をもとに、線量評価にかかわるパラメータ値として現実的な値を設定し、東海村での吸入摂取にかかわる成人の預託実効線量及び小児甲状腺の預託等価線量を試算し、予測線量の安全裕度を検討した。その結果、試算された線量は、予測線量に対し、成人の預託実効線量について約7分の1、小児甲状腺の預託等価線量について約10分の1であった。これらのことから、予測線量は成人の預託実効線量についてファクター7程度、小児甲状腺の預託等価線量についてファクター10程度の安全裕度があることが示唆された。なお、試算された線量が予測線量に対し低く見積もられた要因として、屋内の空気中濃度を屋外の濃度より低く設定したことが考えられた。

論文

Measurements of $$^{131}$$I in the thyroids of employees involved in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident

栗原 治*; 金井 克太; 中川 貴博; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 百瀬 琢麿; 古田 定昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(2), p.122 - 129, 2013/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:42(Nuclear Science & Technology)

2011年3月11日に発生したマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震に起因する大津波により、東京電力福島第一原子力発電所は全交流電源喪失からメルトダウンに至る深刻な事故に至った。福島第一原子力発電所作業員の放射線防護システムは、この事故によりほとんどの機能を喪失した。原子力機構では、この事故支援の一環として、車載型全身カウンタによって作業員の内部被ばくモニタリングを開始したものの、さらに正確な、さらに高感度な、甲状腺沈着$$^{131}$$Iの計測がさらに求められた。本論文では、著者らの研究所で行った高純度Ge半導体検出器及び遮へい室を利用した、甲状腺計測について述べる。4月20日から8月5日までに測定した被検者の総数は560名であった。甲状腺$$^{131}$$I量の最大値及びその次に高い数値である9760Bq及び7690Bqが、5月23日に測定した2名の男性被検者から検出された。われわれの計測から得られた知見を本論文で述べる。

論文

Measurements and calculations of $$beta$$ dose rates on contaminated ground at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Site

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 古田 定昭

Proceedings of 13th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-13) (Internet), 10 Pages, 2012/05

The accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant resulted in a substantial release of radionuclides to the environment. Consequently, the emergency operation workers were exposed to both external $$gamma$$ and $$beta$$ radiations arising from the fallout; however, their $$beta$$ doses were scarcely recorded at the time. To solve the problem, the authors performed Monte-Carlo simulations which estimated the $$gamma$$ and $$beta$$ dose equivalent rates in outdoor work environments during the initial weeks of the accident. The computer model consisted of air-ground interface and a person was assumed to be standing on the uniformly contaminated ground. The source term used was based on the isotopic compositions of soil samples identified by a HPGe spectroscopy analysis. The calculated results were benchmarked by comparison with both the dose rates measured for contaminated soil samples collected from the site and those measured by stationary and portable instruments on-site in the mid March. The computed $$beta$$-to-$$gamma$$ dose ratio ranged from 9 at 50 cm to 3 at 130 cm above the ground. The maximum possible $$beta$$ exposure to the unprotected skin of the worker, engaged in the outdoor operations, was estimated to be 1 Sv, with the expectation of further dose reduction reflecting the effects due to the ground surface roughness and protective clothes.

論文

Special environmental monitoring around Tokai-mura after the accident of the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station

藤田 博喜; 永岡 美佳; 河野 恭彦; 竹安 正則; 川崎 将亜; 大倉 毅史; 辻村 憲雄; 住谷 秀一; 百瀬 琢麿; 古田 定昭

Proceedings of 13th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-13) (Internet), 7 Pages, 2012/05

福島第一原子力発電所事故が発生し、その事故により放出された放射性物質が、われわれの研究所まで到達し、その周辺における環境モニタリングを強化した。その特別モニタリングにおいては、線量率の監視,大気中塵埃及び降下塵の採取,測定を独自に行った。さらに、通常の環境モニタリングで行っている雨水や大気中水分についても分析を行った。幾つかの試料では、福島第一原発から放出された放射能を含んで$$^{90}$$Sr, $$^{131}$$I, $$^{134}$$Csや$$^{137}$$Csが検出された。また、通常の環境モニタリングとして行っている海水や海底土等でも福島原発事故の影響が見られた。

論文

Results of environmental radiation monitoring at the Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories, JAEA, following the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

竹安 正則; 中野 政尚; 藤田 博喜; 中田 陽; 渡辺 均; 住谷 秀一; 古田 定昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(3), p.281 - 286, 2012/03

 被引用回数:19 パーセンタイル:82.61(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所事故への対応として、核燃料サイクル工学研究所において特別環境放射線モニタリングを実施した。本報告は、2011年5月31日までに得られた空間線量率,空気中放射性物質濃度、及び降下じん中放射性物質濃度の測定結果について速報的にとりまとめた。空間線量率は、3月15日1時前頃から徐々に上昇し始め、3月15日7時過ぎ、3月16日5時過ぎ、及び3月21日4時過ぎに、数千$$mu$$Gy/hほどの3つのピークがある上昇を示した。空気中放射性物質濃度及び降下量は、空間線量率と同様な経時変化を示した。空気中の$$^{131}$$I及び$$^{137}$$Csの揮発性及び粒子状の合計の濃度の比($$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs)は、日によって大きく変動した。3月15日から4月15日の1か月間の降下量は、$$^{137}$$Csについて、1986年5月のチェルノブイリ事故後と比較して約120倍、1963年6月の東京都高円寺(旧気象研究所)での大気圏内核実験フォールアウト時と比較して約30倍であった。核燃料サイクル工学研究所で屋外に居たと仮定して吸入摂取にかかわる内部被ばくにかかわる線量を試算した。

報告書

福島第一原子力発電所事故にかかわる特別環境放射線モニタリング結果; 中間報告(空間線量率, 空気中放射性物質濃度, 降下じん中放射性物質濃度)

古田 定昭; 住谷 秀一; 渡辺 均; 中野 政尚; 今泉 謙二; 竹安 正則; 中田 陽; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 森澤 正人; et al.

JAEA-Review 2011-035, 89 Pages, 2011/08

JAEA-Review-2011-035.pdf:2.97MB

東京電力福島第一原子力発電所事故への対応として、核燃料サイクル工学研究所において特別環境放射線モニタリングを実施した。本報告は、平成23年5月31日までに得られた空間線量率,空気中放射性物質濃度,降下じん中放射性物質濃度の測定結果、並びに気象観測結果について速報的にとりまとめた。空間線量率は、3月15日7時過ぎ、3月16日5時過ぎ、及び3月21日4時過ぎに、数千nGy/hほどの3つのピークがある上昇を示した。空気中放射性物質濃度及び降下量は、空間線量率と同様な経時変化を示した。空気中のI-131/Cs-137の濃度比は、100程度まで上昇した。揮発性のTe-132, Cs-134, Cs-137は、3月30日以降定量下限値未満となった。Te-132とCsの揮発性/粒子状の濃度比は、濃度が上昇した際、値が小さくなった。3月15日から4月15日の1か月間の降下量は、Cs-137について、チェルノブイリ事故時に同敷地内で観測された降下量と比較して約100倍であった。吸入摂取による内部被ばくにかかわる線量を試算した結果、暫定値として、成人及び小児の実効線量はそれぞれ0.6mSv, 0.9mSv、甲状腺の等価線量はそれぞれ8mSv, 20mSvと見積もられた。

論文

Radiation protection at nuclear fuel cycle facilities

遠藤 邦明; 百瀬 琢麿; 古田 定昭

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.119 - 122, 2011/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:41.32(Environmental Sciences)

Radiation protection methodologies concerned to individual monitoring, workplace monitoring and environmental monitoring in nuclear fuel facilities have been developed and applied to facilities in NCL of JAEA over 40 years. External exposure to photon, beta-ray and neutron and internal exposure to alpha emitter are important issue for radiation protection in these facilities. Airborne monitoring, surface contamination monitoring to alpha emitters and beta/photon emitters are also essential to workplace monitoring to avoid internal contamination of the personnel. Criticality accident alarm system developed by JAEA has been proven through the application to the facilities for long time. Centralized area monitoring system has been effective for emergency situation. Air and liquid effluents from the facilities are monitored by continuous monitors or sampling methods to comply with regulations.

論文

Radiation detection and measurement in patients contaminated with alpha emitters

百瀬 琢麿; 栗原 治; 高田 千恵; 古田 定昭

Proceedings of 1st International Symposium on Radiation Emergency Medicine at Hirosaki University, p.65 - 72, 2010/07

核燃料取扱施設等で扱われているプルトニウム等の人工放射性核種の放射線管理方法について紹介する。再処理施設で行われている放射能除染方法,汚染管理のためのさまざまな測定方法及び内部被ばくを検知するモニタリング方法について述べる。その中でも特に、オートラジオグラフィを利用したスミヤ試料の$$alpha$$核種の測定方法や鼻スミヤのサンプリング及び測定方法及び$$alpha$$核種の体内及び体外測定について紹介する。また、$$alpha$$核種の吸入事故の際の被ばく量推定のための計算コードについても紹介する。

論文

Installation places of criticality accident detectors in the plutonium conversion development facility

眞田 幸尚; 辻村 憲雄; 清水 義雄; 井崎 賢二; 古田 定昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(Suppl.5), p.74 - 77, 2008/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.65(Nuclear Science & Technology)

国内外の規定基準類を調査し対象施設の特徴を考慮した臨界警報装置の配置設計を行った。臨界事故時の線量評価は、MCNP及びANISNで計算したパラメータを使用した簡易式にて行った。検出端における線量評価の結果から、施設内の3か所に臨界警報装置の検出器を設置するように設計した。本設計の結果をもとに、プルトニウム転換技術開発施設の臨界警報装置を更新した。

論文

Selective detection using pulse time interval analysis for correlated events in Rn-progeny with a microsecond lifetime

眞田 幸尚; 小林 博英; 古田 定昭; 根本 和彦*; 川井 啓一*; 橋本 哲夫*

Radioisotopes, 55(12), p.727 - 734, 2006/12

時間間隔解析法を利用したウラン系列子孫核種によるバックグラウンドを低減しアルファ線を測定する方法を開発した。まず、時間間隔解析法の理論を用いて$$^{222}$$Rnの子孫核種で半減期の短い$$^{214}$$Po(164microsecond)とその上位核種である$$^{214}$$Biの相関事象ペアを測定する方法について検討を行った。検討結果から、測定に必要な装置の設計・開発を行った。測定システムには、検出器にSi半導体検出器を用い、システム全体として不感時間ができ得る限り短くなるような設計とした。製作したシステムについて、$$^{230}$$Th電着線源を使用し相関事象を測定できることを確認するとともに、測定効率である相関事象率の測定を行った。また、実際に作業環境中で空気粉塵を採取し、相関事象の測定を行った。今回の研究から以下の事項が確認された。(1)時間間隔解析法による$$^{214}$$Poの測定理論が示された。(2)$$^{214}$$Poを測定できる装置を開発した。(3)相関事象測定の確認方法として、$$^{230}$$Th電着線源を使用する方法を示した。今後、トリウム系列の子孫核種の測定方法等を検討し、実際の放射線管理に反映する予定である。

論文

Simulation of long-term behaviour of $$^{137}$$Cs and $$^{239,240}$$Pu in the Japan Sea

中野 政尚; 武石 稔; 古田 定昭

Proceedings of 2nd Asian and Oceanic Congress Radiological Protection (AOCRP-2) (CD-ROM), p.795 - 799, 2006/10

核燃料サイクル施設からの放出に伴う世界的・広域的な環境影響を評価するため、LAMER(海洋環境放射能による長期的地球規模リスク評価モデル)を開発した。LAMERの一部として、海洋大循環モデルと組合せた移流・拡散・スキャベンジングモデルを日本海について開発し、日本海における$$^{137}$$Cs及び$$^{239,240}$$Pu濃度鉛直分布の実測値と比較・検証したところ、$$^{137}$$Cs及び$$^{239,240}$$Pu濃度の計算値は実測値とおおむねよく一致した。日本海では水平拡散係数が3$$times$$10$$^{7}$$cm$$^{2}$$s$$^{-1}$$、鉛直拡散係数が0.3cm$$^{2}$$ s$$^{-1}$$の場合に計算値と実測値が最もよく一致した。本研究でのシミュレーションは、日本海における$$^{137}$$Cs及び$$^{239,240}$$Puの定量的由来,挙動を明らかにした。また、日本海における$$^{137}$$Cs及び$$^{239,240}$$Puの挙動は太平洋での挙動とは大きく異なっていることがわかった。

論文

Radiation protection feature and research at nuclear fuel cycle engineering laboratories, JAEA

古田 定昭; 宮部 賢次郎

Proceedings of 2nd Asian and Oceanic Congress Radiological Protection (AOCRP-2) (CD-ROM), p.928 - 932, 2006/10

原子力機構のサイクル工学研究所では、1972年にMOX燃料製造施設において高速実験炉「常陽」燃料の製造が開始され、また、1977年には0.7t/日の処理能力を持つ我が国初の再処理工場が運転を開始し、2006年3月までに合計1,116tのおもに軽水炉使用済燃料を順調に処理している。このほか同研究所にはこれらの施設に付随する多くの核燃料取扱い施設が存在する。ここでは研究所における放射線防護の特徴と最近の研究開発の取り組みについて紹介する。

論文

Radon and its progeny monitoring Closed Uranium Mine

小野 高行; 石森 有; 古田 定昭; 伊藤 公雄

AOCRP-1(第1回アジア・オセアニア放射線防護会議), 0 Pages, 2002/00

サイクル機構では、人形峠周辺の鉱山跡地の環境評価を目的として、ラドンとその子孫核種の監視を実施している。今回、この監視プログラムについて紹介するとともに、2000年度までのデータについて要約した。また、F値を用いた評価の妥当性について検討を行った。

論文

Fallout Radioactive Nuclides in Mountainous Area of Japan

石森 有; 古田 定昭; 石黒 秀治

第8回国際アクチニド会議, 0 Pages, 2002/00

回収ウラン転換実用化試験に伴い、人形峠周辺及び対象地区におけるフォールアウト核種の環境試料中濃度の測定を実施してきた。その結果、それらの濃度は、平均的な国内の値と比較すればやや高いものの、日本海側の山岳地域としては通常のレベルであることがわかった。

論文

Measurements and Evaluation of Radon from Closed Uranium Mine

古田 定昭; 伊藤 公雄; 石森 有

International Workshop on Distribution and Specia, 0 Pages, 2002/00

我が国におけるウラン探鉱は1956年から開始され,重荷10年程度続けられ、人形峠では1987年に全ての探鉱活動を終了したが、鳥取、岡山両県に捨石堆積場が残された。捨石堆積場からラドンが周辺環境に及ぼす影響について、測定と拡散モデルの両方により評価を行なった。その結果、測定により堆積場内はラドン濃度が高いものの、平衡等価濃度では濃度がそれほど高くないことを確認した。また、一部の捨石堆積場で、連続測定により敷地境界で年間1mSv以下であることを確認した。

論文

Measurements and Evaluation of Radon from Closed Mine

古田 定昭; 伊藤 公雄; 石森 有

International Workshop on Distribution and Speciat, 0 Pages, 2002/00

我が国におけるウラン探鉱は1956年から開始され、主に10年程度続けられ、人形峠では1987年に全ての探鉱活動を終了したが、鳥取、岡山両県に捨石堆積上が残された。捨石堆積場からのラドンが周辺環境に及ぼす環境について、測定と拡散モデルの両方により評価を行なった。その結果、測定により堆積場内はラドン濃度が高いものの、平衡等価濃度では濃度がそれほど高くないことを確認した。また、プルームモデルを用いた拡散計算では、敷地外で公衆の線量当量限度である年間1mSv以下であることを確認した。さらに、一部の捨石堆積場で、連続測定により敷地境界で年間1mSv以下であることを確認するとともに、トレーサーガスを用いた拡散実験を行い、拡散の妥当性を確認した。

論文

Measurements of radon around closed uranium mines

古田 定昭; 伊藤 公雄; 石森 有

Journal of Environmental Radioactivity, 62(1), p.97 - 114, 2002/00

 被引用回数:16 パーセンタイル:37.2(Environmental Sciences)

我が国におけるウラン探鉱は1956年から開始され、主に10年程度続けられ、人形峠では1987年に全ての探鉱活動を終了したが、鳥取、岡山両県に捨石堆積場が残された。捨石堆積場からのラドンが周辺環境に及ぼす影響について、測定と拡散モデルの両方により評価を行った。その結果、測定により堆積場内はラドン濃度が高いものの、平衡等価濃度では濃度がそれほど高くないことを確認した。また、一部の捨石堆積場で、連続測定により敷地環境で年間1mSv以下であることを確認した。

論文

Environmental monitoring by integrating radon progeny monitors

石森 有; 古田 定昭

Proceedings of International Conference on Radioactivity in the Environment, 0 Pages, 2002/00

ラドンに対する法令値は、平衡等価ラドン濃度、すなわち、ラドン娘核種濃度で定められている。サイクル機構では、長期間の環境モニタリングを目的として、積分型ラドン娘核種測定器を開発した。今回、この測定器による試験測定を、1年間にわたって実環境で実施したので、その結果を報告する。

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