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報告書

保安管理業務報告; 平成21年度

林 直美

JAEA-Review 2010-062, 399 Pages, 2011/01

JAEA-Review-2010-062.pdf:18.79MB

保安管理部は、労働安全衛生関連業務,危機管理業務,警備・入構管理業務,研究所にかかわる核物質防護及び品質保証業務等、多岐に渡る業務を所掌している。本報告は、核燃料サイクル工学研究所保安管理部における平成21年度(平成21年4月$$sim$$平成22年3月)の業務実績をとりまとめたものである。

報告書

保安管理業務報告; 平成20年度

林 直美

JAEA-Review 2010-002, 269 Pages, 2010/03

JAEA-Review-2010-002.pdf:25.87MB

保安管理部は、労働安全衛生関連業務,危機管理業務,警備・入構管理業務,所にかかわる核物質防護及び品質保証業務等、多岐に渡る業務を所掌している。本報告は、核燃料サイクル工学研究所保安管理部における平成20年度(平成20年4月-平成21年3月)の業務実績をとりまとめたものである。

報告書

保安管理業務報告; 平成19年度下半期

林 直美

JAEA-Review 2009-034, 208 Pages, 2009/11

JAEA-Review-2009-034.pdf:20.59MB

保安管理部は、労働安全衛生関連業務,危機管理業務,警備・入構管理業務,所にかかわる核物質防護及び品質保証業務等、多岐にわたる業務を所掌している。本報告は、核燃料サイクル工学研究所保安管理部における平成19年度下半期(平成19年10月$$sim$$平成20年3月)の業務実績をとりまとめたものである。

報告書

保安管理業務報告; 平成19年度上半期

林 直美

JAEA-Review 2008-046, 182 Pages, 2008/10

JAEA-Review-2008-046.pdf:10.21MB

保安管理部は、労働安全衛生関連業務,危機管理業務,警備・入構管理業務,所にかかわる核物質防護及び品質保証業務等、多岐に渡る業務を所掌している。本報告は核燃料サイクル工学研究所保安管理部における平成19年度上半期(平成19年4月$$sim$$平成19年9月)の業務実績を取りまとめたものである。

報告書

保安管理業務報告; 平成18年度下半期

林 直美

JAEA-Review 2007-048, 182 Pages, 2008/01

JAEA-Review-2007-048.pdf:6.17MB

保安管理部は、労働安全衛生関連業務,危機管理業務,警備・入構管理業務,所にかかわる核物質防護及び品質保証業務等、多岐に渡る業務を所掌している。本報告は、核燃料サイクル工学研究所保安管理部における平成18年度下半期(平成18年10月$$sim$$平成19年3月)の業務実績を取りまとめたものである。

論文

日米欧で実績,MOX利用; 57基・累積装荷5666体

林 直美

原子力年鑑2007, p.61 - 66, 2006/10

世界のMOX燃料利用の歴史は古く、1960年頃までに建設,初臨界に達した初期の高速実験炉では金属燃料が用いられたが、1960年代後半以降に初臨界に達した実験炉や原型炉では、インドのFBTR(混合炭化物燃料)を除き、MOX燃料が利用されている。また、MOX燃料のプルサーマル利用は、1960年代ベルギー(1963年:PWR)を皮切りに、アメリカ(1965年:PWR),ドイツ(1966年:BWR),イタリア(1968年:BWR)と続き、その後1970年代になってオランダ(1971年:BWR),フランス(1974年:PWR),スウェーデン(1974年:BWR),スイス(1978年:PWR)で開始された。1980年代になって日本(1986年:BWR,1988年:PWR)でも試験的装荷が行われ、1990年代になってインド(1994年:BWR)が加わった。これまで、世界のプルサーマルによるMOX利用は、2004年12月現在で総計4,894体に上ると報告されている。2006年現在、運転可能な高速炉を保有しているのはロシア,フランス,インド及び日本の4か国だけとなっており、いずれも開発段階にある。したがって、現在の世界のMOX燃料利用はプルサーマルが主流となっている。

報告書

「常陽」燃料製造に係る実績

柳橋 勝美; 林 直美

JNC-TN8450 2004-009, 6 Pages, 2005/01

JNC-TN8450-2004-009.pdf:0.19MB

本資料は、サイクル機構(旧動燃を含む)が昭和47年から製造を開始した「常陽」炉心燃料集合体の製造実績をまとめたものである。

論文

EARLY FECAL EXCRETION OF INHALED PLUTONIUM

栗原 治; 田崎 隆; 百瀬 琢麿; 林 直美; 篠原 邦彦

Radiation Protection Dosimetry, 102(2), p.137 - 141, 2002/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:52.97(Environmental Sciences)

核燃料サイクル開発機構東海事業所における過去20年間のプルトニウムの吸入事例を取りまとめ、個人の線量評価に関する知見を得た。それは以下の通りである。1.鼻スミアの放射能と初期糞中放射能の比は平均値としてPuO2については約2倍、Pu(NO3)4については約10倍となった。2.初期糞中の放射能の排泄パターンは、体内動態モデル(ICRP Pub.78)とも比較的良い一致をみた。

報告書

内部被ばく線量評価高度化に係わる共同研究(名古屋大学-核燃料サイクル開発機構共同研究成果報告書)

宮原 信*; 成田 憲彦*; 池田 圭一*; 加藤 義親*; 藤木 一雄*; 百瀬 琢麿; 田崎 隆; 栗原 治; 林 直美

JNC-TY8400 2001-002, 81 Pages, 2001/07

JNC-TY8400-2001-002.pdf:2.35MB

内部被ばく線量を推定するためには、摂取された放射性物質の量(崩壊率)とその分布を知ることが重要である。この目的を達成するために、大きな2台のHPGe検出器を使用して$$gamma$$-$$gamma$$同時計測を適用する実験を試みた。測定は相対効率60%の2台のHPGe検出器と2次元データ集積システムよりなる$$gamma$$-$$gamma$$同時計測装置を用いてリストモードでデータ集積を行い、測定後フィルター処理により必要スペクトルを取得した。得られたスペクトルより、カスケード$$gamma$$線の各々の強度及び同時計数率より崩壊率を計算する。その際、この方法では偶然同時計数成分の補正も可能である。実験は4$$pi$$$$beta$$-$$gamma$$同時計測で1%以下の不確かさで崩壊率を決定した$$^{24}$$Na、$$^{60}$$Co、$$^{134}$$Cs線源を用いて種々の条件で測定し、得られた崩壊率と比較することで評価した。点線源の測定では、3核種とも$$pm$$10%以内でほぼ一致し、統計的精度が得られる範囲では線源の位置依存性も認められなかった。その際、線源の崩壊率を10kBqから300kBqまで変えても$$pm$$10%以内で一致した。又、線源の位置を推定するために、スペクトルの強度が幾何学的には線源検出器間距離の2乗に反比例することを利用して、ピーク面積比と距離の2乗の逆数比を比較した。その結果両者には直線関係が認められたので、この測定系で2次元的な位置の推定がある程度可能と考えられる。3核種混合線源に対しては、スペクトルの重なりの影響が多少あり、測定値は$$pm$$20%以内での一致となった。分布線源に対する測定では、導出した崩壊率計算式に含まれる幾何学的検出効率の依存性が確かめられ、2個の線源を垂直に配置した測定値は多少小さくなり、水平に配置した場合は大きくなった。その影響は間隔とともに増大した。実際の測定を考慮して、点線源を連続で移動しながら測定を行った結果$$pm$$10%以内で一致した。これらの結果より、ヘリカルX線CTを応用したベット下部に測定系を配置する実際のシステムの構築が望まれる。

論文

個人線量計校正用ファントムとしてのTLD内蔵中性子線量当量計の適用検討

辻村 憲雄; 金井 克太; 百瀬 琢麿; 林 直美

保健物理, 36(2), p.137 - 140, 2001/06

理化学研究所と松下産業機器株式会社によって開発された「TLD内蔵中性子線量当量計」は原子力施設周辺での長期間にわたる積算中性子線量の測定を目的に開発された線量当量計である。著者らは、立方体型という本線量計に着目し、線量が不明な場で簡便に個人線量計を校正する手法を考案した。MOX燃料施設を模擬した中性子校正場で、通常の校正用ファントムを使用した場合と本線量計をファントムとして適用した場合とを比較し、本線量計の校正用ファントムとしての適用性を実験的に示した。

報告書

Preliminary characterization of the passive neutron dose equivalent monitor with TLDs

辻村 憲雄; 金井 克太; 百瀬 琢麿; 林 直美

JNC-TN8400 2001-004, 13 Pages, 2001/02

JNC-TN8400-2001-004.pdf:1.25MB

TLDを内蔵した積算型中性子線量当量計の中性子エネルギー特性を調査した。この線量当量計は、立方体状のポリエチレン減速材とその中心位置のTLDから構成され、長期間にわたる積算中性子線量の測定を目的に設計されている。本研究では、このTLD内蔵中性子線量当量計について、その中性子エネルギー応答特性をモンテカルロ計算及び241Am-Be、252Cf及び252Cfの減速中性子校正場における照射実験から評価した。一般的に使用されている既存の中性子線量当量計(レムカウンタ)と比較して、本TLD内蔵中性子線量当量計は同等のエネルギー応答特性を持っており、上記の中性子場に対して10%程度の不確かさで線量を評価できる性能を有していることが明らかとなった。

論文

サイクル機構東海事業所における内部被ばく管理について

林 直美

放影協ニュース, (25), p.0 - 0, 2000/00

核燃料サイクル開発機構東海事業所で実施している内部被ばく管理について、管理の方法や肺モニターなどの体外計測機器の整備状況等について報告する。

報告書

旧東海製錬所に関連する施設、残材等の調査報告

大島 博文; 林 直美; 柏原 文夫; 武藤 重男; 岡村 繁紀; 大澤 隆康; 渡辺 文隆

JNC-TN8420 99-003, 46 Pages, 1998/11

JNC-TN8420-99-003.pdf:8.16MB

平成9年8月に発生した「ウラン廃棄物屋外貯蔵ピット問題」を契機に、旧東海製錬所における製錬事業の終了に伴い残された旧鉱さいたい積場および原料鉱石の状況、各施設の解体後の状況を調査した。この結果、事業所構内の限定された場所に埋設している残材等があることが判明したため、調査結果とその後の調査計画をとりまとめ、平成9年9月18日に「旧東海製錬所に関連する残材等の調査について」を国、関係自治体等に報告するとともに、公表した。その後、この調査計画に従って実施した結果、鉱さいや鉱石等の残材の埋設場所を特定した。また、平成10年6月に発生した「プルトニウム燃料工場屋外器材ピット問題」における廃棄物(一般器材等)保管状況の改善措置に係る水平展開として、再処理施設から発生した非放射性器材や焼却灰の処置状況等の調査についても実施した。これらの結果から周辺環境への影響の観点からも問題のないことが確認できた。

報告書

原因究明のための運転状況調査-アスファルト固化処理施設火災・爆発事故の原因究明・再発防止に関する調査(4/7)-

not registered; 藤田 秀人; 黒沢 明; 林 直美; 小林 健太郎; 北嶋 卓史; 佐藤 嘉彦

PNC-TN8410 98-047, 278 Pages, 1998/02

PNC-TN8410-98-047.pdf:19.5MB

平成9年3月11日10時6分頃、アスファルト固化処理施設のアスファルト充てん室においてアスファルト固化体を充てんしたドラムから火災が発生した。さらに、同日、20時4分頃、同施設内で爆発が発生した。この火災・爆発事故の原因を究明し事故の再発を防止するために、アスファルト固化処理施設火災・爆発事故原因究明・再発防止対策班が設置され、事故発生時の状況や事故当時の運転操作などの調査及び分析・試験を実施し、その結果を科学技術庁が設置した「東海再処理施設アスファルト固化処理施設における火災爆発事故調査委員会」へ提出すると伴に、自らの火災・爆発事故の原因究明及び再発防止対策に資した。本報告書は、アスファルト固化処理施設の火災・爆発事故の原因究明及び再発防止対策のために、アスファルト固化処理施設の運転状況について調査した結果をまとめたものである。

論文

A Radioanalytical method for samarium-151 and promethium-147 in environmental samples

住谷 秀一; 林 直美; 片桐 裕実; 成田 脩

Science of the Total Environment, 130-131, p.305 - 315, 1993/03

A radioanalytical method for low level Samarium-151 (Sm-151) and Promethium-147 (Pm-147) in environmental samples has been studied for the environmental assessment around nuclear facilities. In this study, we use the separation method with HPLC to determine Sm-151 and Pm-147 in environmental samples such as sea sediment and marine organisms. Samarium-151 and Pm-147 in environmental samples are coprecipitated with other lanthanoids after adding a stable neodymiun (ND). these nuclides are purified by anion exchange methods in methanol-mineral acid media. After the purification, Sm-151 and Pm-147 are separated with HPLC in lactic acid-sodium hydroxide media, and determined with liquid scintillation counting, respectively. The Nd is determined by inductively coupled plasma atomic emission spectrometry (ICP-AES) to correct chemical recoveries of these nuclides. The detection limits for 151Sm and 147Pm in this method are about 0.01 Bq/sample

報告書

放射能トレーサビリティ体系の基本的考え方

並木 篤; 片桐 裕実; 林 直美; 鹿志村 芳範; 宮河 直人; 渡辺 均; 成田 脩

PNC-TN8520 91-004, 195 Pages, 1991/03

PNC-TN8520-91-004.pdf:4.02MB

環境安全課では、再処理施設周辺環境放射線(能)モニタリング及び事業所内各施設から環境へ放出される放射性排水の測定等を目的として、多種多様の放射線測定機器が使用されている。これらの放射線測定機器の校正には、その測定対象に応じ様々な核種・形状及び形態の標準線源を使用している。従来から、校正の精度を確保するため国家標準(工業技術院電子技術総合研究所)とのトレーサービリティの維持に努めてきた。昭和63年に安全管理部放射能トレーサービリティワーキンググループが設置され、安全管理部内のトレーサービリティ体系が整備された。特に環境安全課においては、沈殿状の当課製作線源を使用するため、安全管理部内において特殊な環境化にあり、部内のトレーサービリティ体系をそのまま受入れることが出来ない部分がある。このため、環境安全課トレーサービリティワーキンググループを設置し、当課のトレーサービリティ体系を部の体系に照らし整理を行うと同時に、特殊性を考慮したは基本的考え方をまとめた。本報告は、このトレーサービリティワーキンググループ検討結果をまとめたものである。主な検討内容としては、トレーサービリティ体系の明確化を主体に実施したが、品質管理の向上をさらに図るため、測定器及び標準線源の維持管理と当課製作線源のマニュアル化についても実施した。

報告書

A Radioanalytical Method for Samarium-151 and Promethium-147in Environmental Samples

住谷 秀一; 林 直美; 片桐 裕実; 成田 脩

PNC-TN8430 91-001, 45 Pages, 1990/12

PNC-TN8430-91-001.pdf:0.85MB

環境影響評価の観点から、環境試料中のSm-151及びPm-147の分析法を開発した。環境試料中のSm-151及びPm-147は、試料中または添加した安定Nbを分析回収率補正用キャリアーに用い、しゅう酸カルシュウム共沈、水酸化鉄共沈、鉱酸-メタノール系陰イオン交換法により精製した後、乳酸-水酸化ナトリウム溶液を溶離液とした高速液体クロマトグラフ装置を用い単離し、それぞれを液体シンチレーションカウンタで定量した。本分析法による検出下限値は、測定時間500分で約10mBq/サンプルである。本報告書は、安全管理部環境安全課における環境安全研究の一環として、これまで検討してきた「環境試料中Sm-151及びPm-147分析法の開発」について、その検討結果をとりまとめたものである。また、平成2年9月19日から9月21日までの3日間にわたり、英国マンチェスタ大学で開催された"6th International Symposium on Environmental Radiochemical Analysis;Royal Society of Chemistry"(第6回環境放射化学分析国際シンポジウム;王立化学協会主催)において発表した本研究報告内容についてもとりまとめた。

報告書

動力炉・核燃料開発事業団東海事業所標準分析作業法ー周辺環境管理編

成田 脩; 片桐 裕美*; 林 直美*; 渡辺 均*; 他5名*

PNC-TN8520 89-004, 1 Pages, 1989/08

PNC-TN8520-89-004.pdf:17.61MB

東海事業所周辺環境管理を行う上で必要な大気,陸上及び海洋環境試料の採取法,前処理法,化学分析法並びに測定法について,東海事業所標準分析作業法の基準に従って作成したマニュアルである。本マニュアル(第6版)は1986年4月に改訂作成(PNCT N8520-83-11)されたものを全面的に見直し改訂するとともに,機器編の整備及び安全編を追加したものである。今後さらに改訂する必要が生じた場合は,適宜改訂し,本資料に追加或いは差し替えることとする。

報告書

動燃再処理排水環境影響詳細調査結果(昭和53年7月$$sim$$昭和63年9月)

成田 脩; 石田 順一郎; 片桐 裕実; 林 直美; 宮河 直人; 渡辺 均; 小林 満; 並木 篤; 住谷 秀一; 黒須 五郎; et al.

PNC-TN8420 89-009, 238 Pages, 1989/08

PNC-TN8420-89-009.pdf:4.32MB

動燃再処理排水環境影響詳細調査は、海中放射能監視確認調査(再処理ホット試験期間中実施)の後を受け、また、再処理施設の本格運転に伴う茨城県からの要請に基づき、昭和53年7月から実施している。本資料は、調査を開始して以来10年が経過したことから、今回これまでに得られたデータの整理を行ったものである。10年間の調査実績を基に評価すると、海域全体としての放射能水準の変動は全く見られていない。また、再処理施設排水に起因すると思われる測定値は、$$^{3}$$Hについてスポット的に検出された以外は見出されなかった。

報告書

再処理施設周辺環境放射線監視年報 1988年(1月$$sim$$12月)

石田 順一郎; 片桐 裕実*; 林 直美*; 成田 脩; 他12名*

PNC-TN8440 89-004, 163 Pages, 1989/02

PNC-TN8440-89-004.pdf:5.69MB

東海事業所では,「動力炉・核燃料開発事業団東海事業所再処理施設保安規定,第6編環境監視」に従い,再処理施設の周辺地域において環境放射線(能)モニタリングを実施している。本報告書は1988年1月から12月までの間に実施した環境監視の結果をまとめたものであり,放出記録に基づく周辺公衆の被ばく線量の算定結果についても合わせて収録した。 また,付録として,環境監視計画の概要,・測定方法の概要,測定結果及びその経時変化,気象統計結果,放射性廃棄物の放出状況,被ばく線量算定結果の詳細等を収録した。

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