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森下 祐樹; 星 勝也; 鳥居 建男
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 966, p.163795_1 - 163795_8, 2020/06
これまでに、福島第一原子力発電所(FDNPS)の原子炉建屋でアルファおよび高
粒子エミッターが検出された。FDNPS原子炉建屋の放射線レベルは非常に高いため、ガイガーミュラー(GM)カウンターなどの市販のベータ測量計では、汚染レベルを測定できない。この問題を解決するために、極薄のプラスチックシンチレータを使用して、アルファおよびベータ汚染の検出器を開発した。検出器の評価のため、7, 22, 24, 31, 39、および55
mのさまざまな厚さの超薄型プラスチックシンチレータを準備した。それらの感度をテストするために、各シンチレータをガラスプレートと2インチの位置に敏感な光電子増倍管に光学的に結合し、アルファ, ベータ、またはガンマ線源に曝露した。アルファ分光法の結果は、厚さ55mのプラスチックシンチレータのみがアルファ粒子(5.5MeV)を完全に吸収し、半値全幅が16.7%であった。高ベータバックグラウンド下でのアルファイメージングの場合、厚さ7mのプラスチックシンチレータが最良の選択であり、アルファ対ベータ比が652であることがわかった。また、厚さ7mのプラスチックシンチレータは1MBq 
Sr/Y線源に直接コンタクトして測定しても41.74
0.93cpsのカウントレートであり、非常に低感度であるため飽和せずに測定を行うことが可能である。したがって、厚さ7mのプラスチックシンチレータを使用して、以前の方法では不可能だったFDNPSサイトのベータの表面汚染レベルをリアルタイムで直接測定することができる。
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。
森下 祐樹; 山本 誠一*; 井崎 賢二; 金子 純一*; 星 勝也; 鳥居 建男
Radiation Measurements, 112, p.1 - 5, 2018/05
被引用回数：17 パーセンタイル：85.18(Nuclear Science & Technology)高線量・
バックグランド下でプルトニウム同位体を検出するため、低・感度の線検出器が必要となる。そこで、線検出器のためのGAGGシンチレータの厚みの最適化を行った。0.05mm, 0.07mm, 0.1mmの厚みのシンチレータを用い、角厚みのシンチレータに対し, , 線をそれぞれ照射し、波高スペクトルを得た。線のエネルギー分解能は0.05mm厚のGAGGシンチレータが最も良かった。0.05mm、0.07mm、0.1mm、全ての厚みで感度は問題とならなかった。感度は0.05mm厚のGAGGシンチレータを用いることで、0.1mm厚のGAGGシンチレータに対し1/100に減少した。したがって、0.05mm厚のGAGGシンチレータを用いた線検出器は、高線量・バックグランド下でのプルトニウム同位体に検出に期待できる。
井上 彰一郎; 松尾 龍介; 星 蔦雄; 岡本 拓也*
原子力工業, 42(2), p.14 - 55, 1996/00
原子力船「むつ」は、国の基本計画に沿って出力上昇試験、海上試運転により性能を確認した後、海洋環境下における振動、動揺、負荷変動等が原子炉に与える影響等に関する知見を得るため平成3年2月から約1年をかけて計4回の実験航海を行った。実験終了後直ちに「むつ」の解役工事に着手し、平成7年6月に「むつ」から原子炉室を撤去し陸上の保管建屋に設置した。原子炉撤去後の船体は同年6月30日に海洋科学技術センターへ引き渡された。本稿では、これまでの「むつ」の研究開発の背景を概説し、実験航海の成果、解役工事の状況、今後の原子力船研究開発と将来展望等について紹介するとともに、「むつ」の後利用についても触れる。
星 蔦雄
日本原子力学会誌, 38(3), p.216 - 218, 1996/00
中小型動力炉は局地的な電力、熱供給等に有望であることから、小規模電力需要国や発展途上国において導入に強い関心を示し、各国で開発が進められている。IAEAでは、今後需要が見込まれること、各国が強い関心を示していることから、関係各国の参加のもとに情報交換活動を進めている。ここでは、これまでのIAEAの会議の議事録をもとに、(1)諸外国における中小型動力炉の開発状況、(2)利用の動向、(3)技術的課題等について、現状、各国の認識、今後の動向について紹介する。
星 蔦雄
日本原子力学会誌, 37(9), p.792 - 794, 1995/00
次世代にその利用が予測される新型軽水炉の開発に関する特集記事の一つとして、原研で開発中の小型一体型炉MRXについて紹介する。MRXは改良型舶用炉として開発中のものであるが、受動的安全系等の採用により、小型化を達成するとともに系統の簡素化による信頼性の向上、経済性の向上を目ざした原子炉である。小型炉の特徴を生かし、舶用はもとより、海洋開発、小規模発電、熱供給、海水淡水化等への幅広い利用が期待される。寄稿においては、MRXの基本概念、採用した新技術、安全性評価等について述べる。
星 蔦雄
IAEA-SR-179, 15 Pages, 1992/00
原子炉の老朽化に伴い原子炉施設の廃止措置は今後重要な課題となりつつある。我国の廃止措置のあり方については、原子力委員会が長期計画の中で基本方針を示した。それによると、原子炉施設は跡地の有効利用を図るため解体撤去方式が望ましいこと、必要なR&Dを進めること等の考えを示し、現在とくに発電炉に対する基本手順等の検討とJPDRにおける技術開発等が進められている。規制については、原子炉等規則法のもとに解体届の提出が義務づけられているが、原子力安全委員会は安全確保の一そうの向上の面から指針が示され、これらはJPDRの解体実施計画の中へ反映され、各種のデータ取得とともに妥当性の評価が行われている。このように、我国は原子炉廃止措置に対しては実経験も含めて世界的に進んだ原子炉廃止措置に対しては実経験も含めて世界的に進んだ状況にあることから、とくに実状を中心に発表する。
星 蔦雄; 打越 忠昭; 長谷川 哲雄*; 渡辺 俊朗*; 山下 善孝*; 斉藤 正直*; 高橋 周男*; 在田 浩徳*
FAPIG, 0(129), p.28 - 32, 1991/11
JPDRでは、科学技術庁の委託事業として将来の商業用原子力発電施設の解体に備えて、各種の原子炉解体技術の開発を行うとともに、JPDRの解体実地試験に適用してこれまでに、原子炉内構造物、原子炉圧力容器、圧力容器接続配管等の鋼構造物の解体撤去を終了した。平成2年9月からは原子炉を囲む放射線遮蔽体突出部上部コンクリートの解体撤去に着手し平成3年1月に終了した。放射線遮蔽体は、鉄筋が密に配置され、また各種の配管等が埋設されかつ炉心部近くにあるため放射化の程度が比較的高い堅牢な鉄筋コンクリート構造物である。このため、解体には、ダイヤモンドカッタとコアーボーリングを組み合わせて鉄筋コンクリートを切断できる機械的切断工法を用いた。本書では、放射線遮蔽体突出部の解体実施状況、機械的切断工法の切断性能、作業者の外部被曝線量等の解体実地試験を通して得られた経験、知見等を紹介する。
金子 義彦; 水本 元治; 西田 雄彦; 中原 康明; 岩本 昭; 舩橋 達; 数又 幸生; 竹田 辰興; 星 三千男; 篠原 伸夫; et al.
JAERI-M 91-095, 137 Pages, 1991/06
陽子加速器の長半減期核種の消滅処理への適用について、昭和63年原子力委員会は群分離消滅処理研究の強化を求める決定を行い、これに従い、科学技術庁はオメガ計画を発足させた。一方OECD/NEAも国際協力計画をまとめた。このような情勢に対応するため、原子炉工学部は物理部、核融合研究部、化学部の協力を得て、大型加速器の性能、その開発手順、加速器利用研究計画などについて検討を進め、大強度陽子加速器計画としてまとめた。この計画の目標は、1.5GeV、10mAの工学試験用加速器である。技術開発用加速器(10MeV,10mA)の建設を中心にした大出力化のための技術開発ステップと工学試験用加速器の構成についてのデザインを示した。さらにこの加速器によって拓かれる核物理、核データ、固体物理、核融合、核化学等の基礎科学領域における先端研究についての展望をまとめた。
星 蔦雄
日経コンストラクション, 0(42), p.24 - 29, 1991/06
現在原研で進めているJPDR解体実地試験のうち、とくに放射線しゃへいコンクリートのダイヤモンドソー及びコアリングによる遠隔解体について紹介する。放射線しゃへいコンクリートのうち原子炉に近い内壁側は放射能が高いため遠隔作業が要求される。原研ではこのため、ダイヤモンドソー及びコアリング法及び水ジェット切断法を開発し、昨年11月より前者による解体を開始し、今年2月に予定部分の解体を完了した。当誌では当該工法の概要、作業状況を写真等を中心に述べる。
富井 格三; 横田 光雄; 星 蔦雄; 森高 勇*; 清木 義弘; 塙 幸光; 井坂 興; 志知 隆弘; 上家 好三; 立花 光夫; et al.
原子力工業, 37(2), p.14 - 59, 1991/02
科学技術庁からの受託研究として、原研はこれまで開発した解体機器を使用し、放射線環境下でJPDR解体実地試験を進めている。本論文では、炉内構造物、原子炉圧力容器等の設備・機器の解体撤去、解体除染、解体廃棄物の管理、作業管理等これまでのJPDR解体実地試験を通し得られた総合的な知見や原研が進めている原子力施設のデコミッショニングに関する国際協力等について記している。なお、今回の投稿は、原子力工業の原子力施設のデコミッショニングについての特集記事として掲載するため作成されたものである。
横田 光雄; 星 蔦雄; 立花 光夫
Low and Intermediate Level Radioactive Waste Management,Vol. 1, p.189 - 195, 1991/00
JPDRの解体実地試験では、これまでに高放射化物の主要は綱構造物を解体撤去した。これには各種の開発技術が適用された。すなわち、原子炉内構造物には水中プラズマ切断技術、原子炉圧力容器接続配管にはディスクカッター及び成型爆薬工法、原子炉圧力容器には水中アークソー切断技術を適用した。解体試験は、開発技術の適用の仕方に一部の不調もあったが、総体的に順調に進捗した。会議では、解体の方法、作業監視の方法、開発機器等の切断性能、解体中の原子炉水及び作業環境等の汚染の状況、切断ドロスの処理状況、解体廃棄物量、作業日数、作業者の放射線被曝の状況等の技術的知見を経験に基づき発表し、討議する。
立花 光夫; 星 蔦雄; 見喜 一朗
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.81 - 84, 1991/00
原子炉解体の特殊性の一つには、高放射化した圧力容器と炉内構造物の撤去にあり、そのためには高い切断性能と遠隔性に優れた技術が必要である。JPDRの解体計画ではそれらの解体のために水中アークソーと水中プラズマアーク切断技術の開発を進めてきた。水中プラズマアークによる炉内構造物の解体は1989年2~9月に、また水中アークソーによる圧力容器の切断は1990年4~6月にかけて実施した。この解体作業を通して、水中プラズマ及び水中アークソーが十分な切断性能を有していること、発生する放射性のダストが水中切断により最小限に抑えられることが確認でき高放射化した機器の解体における水中切断工法の有用性が実証できた。一方、遠隔操作機器及び水封容器等の放置に多大の作業時間を有することから簡便な工法の開発が必要であることが判った。本論文では、各工法における切断結果と、解体実地試験より得られた経験を述べる。
安中 秀雄; 畠山 睦夫; 助川 武則; 小崎 完; 山下 茂; 星 蔦雄
Proc. of the 1989 Joint Int. Waste Management Conf., Vol. 1, p.183 - 187, 1989/10
原子炉施設の解体に際して、建屋の放射性汚染コンクリートの除染は、放射性廃棄物として生ずるコンクリート量の低減あるいは、建屋の無拘束解放を行う上で重要である。このため、解体前に建屋の床、壁等のコンクリートの汚染分布、汚染浸透深さ等の状況を正確に評価しておく必要がある。そこで、JPDRでは建屋の汚染状況を把握するためにコンクリート試料のサンプリング・測定法を用いて汚染状態を特定した。得られた汚染箇所から、運転記録に基づく汚染履歴との相関性が確認された。汚染分布の大半は表面汚染のみで、厚さ4mm程度を能率よく削れるプレーニングカッタあるいはスキャブラーを用いる除染工法が適する。また、汚染が浸透している所では、その殆どが2cm以内の深さにあり、一度に2~3cmの厚さのコンクリートが除去できればよく、マイクロ波照射法などの除去工法が適していることなどが判った。
星 蔦雄
ジョイテック, 5(5), p.51 - 58, 1989/05
原子炉施設は耐在、耐震性の要求から堅牢な機器、構築物が多く、運転終了後も放射能が残存し、原子炉部はとくに放射能も高い。したがって、原子炉の解体においては、切断性能に優れまた遠隔操作性の良い解体機器の採用が必要となる。現在、諸外国においては将来増大する商用炉の解体にむけて、各種の解体技術の開発が進められている。ここでは、原子炉圧力容器および炉内構造物等の鋼構造の解体技術について、要求性能についてのべるとともに、現在開発されている解体工法の原理並びに研究開発の現状についてとくにわが国、仏、英等を例に紹介する。
星 蔦雄; 田中 貢; 川崎 稔
Proc. 2nd Int. RILEM Symp. on Demolition Methods and Practice, p.463 - 472, 1988/00
JPDRの解体計画は、将来の商業用発電炉の廃止措置に役立てるため、原子炉の解体に必要な技術の開発を行うとともにこれらの成果を活用して実際にJPDRを解体撤去して、解体の知見、経験を得ることを目的とした計画である。技術開発は1981年に、実地解体は1986年にそれぞれ着手され、解体撤去の完了は1992年に予定されている。
星 蔦雄; 田中 貢
日本原子力学会誌, 29(7), p.584 - 592, 1987/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)JPDRの解体計画について、計画の意義、解体における問題点とJPDRにおける解体技術開発の成果の概要及び解体実地試験計画について紹介する。
星 蔦雄; 清木 義弘; 加藤 清
CONF-871018-Vol.1, p.3-77 - 3-89, 1987/00
原子炉の解体撤去で発生する放射性固体廃棄物は、短期間に大量に発生するためその処理処分の方法は非常に重要である。本発表では、我国の法規制の状況について述べるとともに、JPDRの解体によって発生する放射性廃棄物の量、処理処分の方法等について発表する。
星 蔦雄
エネルギーレビュー, 7(6), p.12 - 15, 1987/00
原子炉施設の解体においては、運転中に中性子照射により放射化された構造物や一次冷却系を通じて汚染した機器が残存するので、作業者の放射線被曝の防護や施設外への放射性物質の放出を少くするように考慮して解体計画を作成する必要がある。
汚染を測定するための遠隔ダストモニタリングシステムの開発宇佐美 博士; 森下 祐樹; 古田 禄大; 青木 克憲; 鶴留 浩二; 星 勝也; 鳥居 建男
no journal, ,
遠隔技術を駆使した放射線計測システムの開発は、福島第一原子力発電所(以下「1F」と称す)事故を機に目まぐるしく発展してきた。遠隔技術と放射線計測の組み合わせは、測定する作業者自身が現場に入る必要がないため、内部・外部被ばくの危険性がないという点が最大の利点である。そのため、遠隔放射線計測システムは、これまで実際に1Fの線線量率が高い環境で使用されてきた。ただし、従来の遠隔放射線計測システムはほとんどの場合、線測定に焦点を合わせており、遠隔で空気中の汚染を測定するための遠隔ダストモニタリングシステムはまだ開発されていない。そこで本研究ではポータブルダストサンプラーと遠隔操作ロボットを組合せることで遠隔ダストモニタリングシステムを構築した。また、その成立性を確認するためラドン環境中で遠隔モニタリング性能試験を実施した。講演では、これまでに実施した性能試験によって得られたシステムの利点・欠点、それを今後どのように改善していくか等、将来の展望について報告する。
