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操上 広志; 新里 忠史; 鶴田 忠彦; 加藤 智子; 北村 哲浩; 菅野 光大*; 黒澤 直弘*
JAEA-Research 2016-020, 50 Pages, 2017/01
JAEA-Research-2016-020.pdf:6.02MB
本報告では、河川(二級河川)流域規模での放射性物質(特に放射性セシウム)の動態に伴う被ばく経路を考慮したコンパートメントモデルを構築し、試行的な解析を行った。その結果、各コンパートメントのインベントリや濃度、コンパートメント間のフラックスはおおよそ現実的な値となった。一方で、堆積物や外洋への移行、農林水産物への移行について実測値との比較によるモデル検証は十分でなく、今後、実測値との比較を詳細に実施し、コンパートメント設定やパラメータの設定の妥当性を確認していく必要がある。
仲田 久和; 天澤 弘也; 坂井 章浩; 黒澤 亮平; 菅野 直弘*; 加島 孝浩*; 坂本 義昭
JAEA-Technology 2013-036, 47 Pages, 2014/02
JAEA-Technology-2013-036.pdf:5.27MB
埋設事業推進センターが設置を計画している研究施設廃棄物の浅地中処分施設においては、埋設設備として比較的濃度のレベルの低い廃棄物を埋設するコンクリートピット型埋設設備と極めて放射能濃度のレベルの低い廃棄物を埋設するトレンチ型埋設設備を設けることとしている。このうち、トレンチ型埋設設備においては、埋設する廃棄物中に含有する生活環境影響物質の観点から、素掘りのトレンチ埋設設備と、これに遮水工部材を具備した設備の2種類の埋設設備を設置する予定である。遮水工部材は、長期にわたり自然環境条件に曝されることから、埋設設備の設計にあたっては、その長期耐久性に係る基本特性を事前に把握しておくことが必要である。本報告書は、研究施設等廃棄物の浅地中処分施設の概念設計で用いた遮水工部材(遮水シート)を対象として、耐候性試験により透水性,引張強さを測定し、遮水シートの劣化特性値と時間との関係を確認して、将来の浅地中埋設処分施設の基本及び詳細設計に活用するものである。
竹安 正則; 中野 政尚; 住谷 秀一; 根本 宏美*; 菅野 光大*; 黒澤 直弘*
Proceedings of 3rd Asian and Oceanic Congress on Radiation Protection (AOCRP-3) (CD-ROM), 4 Pages, 2010/05
原子力施設の想定事故時の一般公衆の線量評価は、気象指針に記述された拡散式をもとに解析が行われる。しかし、気象指針の拡散式では放出核種の大気拡散中での放射性崩壊を考慮していない。そのため、半減期が数分以内の極短半減期核種が放出されることが想定される事故時においては、崩壊を考慮しないと線量を過大に評価することになる。本研究では、短半減期核種の大気拡散時の放射性壊変を考慮し想定事故時の線量を計算できるコードを開発・検証した。さらに、仮想的臨界事故時の線量を試算し、放射性壊変と考慮した場合と考慮しなかった場合について比較・検討を行った。
栗原 治; 波戸 真治; 金井 克太; 高田 千恵; 高崎 浩司; 伊藤 公雄; 池田 浩*; 大枝 幹拓*; 黒澤 直弘*; 福津 久美子*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 44(10), p.1337 - 1346, 2007/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)放射性核種による体内汚染時において、放射線防護の観点から内部被ばく線量評価が必要となる。この目的のために、国際放射線防護委員会(ICRP)では、種々の放射性核種の線量係数や残留/排泄率を示している。しかしながら、これらの諸量は、代表的な条件でのみ計算されたものであり、事故時において体内汚染時の詳細な状況や個人の代謝特性等を考慮して遡及的に線量評価を行わなければならない場合には必ずしも十分ではない。本研究では、このような観点から、遡及的な詳細な線量評価を行うことを目的としたソフトウエア(REIDAC)の開発を行った。本論文では、REIDACの概要について紹介するとともに、検証結果及び具体的な適用例について示した。
線の変動シミュレーションと東アジア域におけるラドンの移流拡散鳥居 建男; 杉田 武志*; 城戸 寛子*; 菅野 光大*; 黒澤 直弘*
大気電気研究, (69), p.32 - 33, 2006/00
雷雲中で逃走絶縁破壊をもたらす可能性のある荷電粒子として2次宇宙線とラドン子孫核種があげられる。本研究では、ラドン子孫核種が放出する線の雷雲電界中での挙動解析を行った。その結果、雷雲中で光子束は変動しないものの、電子束は急激に増加するため、雷雲中の電子密度上昇にラドンが寄与している可能性があることがわかった。また、地域気象モデルを用いたラドンの移流拡散計算では、冬季は中国大陸からの移流によるラドンが支配的であり、雷雲が高電界領域を形成する高度1
2kmでもラドン濃度が高いことがわかった。このことから、大陸からのラドンが雷活動に寄与している可能性が出てきた。
横山 須美; 野口 宏; 黒澤 直弘*
保健物理, 40(4), p.376 - 384, 2005/12
事故時にトリチウムが放出された場合の公衆被ばく線量評価コードとして、ACUTRIコードの開発を行った。本コードは、大気中に放出されたトリチウムガス(HT)及びトリチウム水(HTO)について評価することができ、1次プルーム及び2次プルームの大気拡散,HT及びHTOの土壌への沈着,HTの土壌での酸化,土壌からのHTOの再放出などを計算することができる。さらに、わが国の原子力安全委員会の指針に基づいた従来の線量評価手法と整合性のある線量評価が可能である。このコードを用いて、さまざまな条件下で線量を計算し、計算結果に対する入力パラメータの影響を調べるとともに、野外実験結果を用いて計算値と実験値を比較し、コードの検証を行った。
橘 晴夫; 菊地 正光; 関田 勉; 山口 武憲; 大枝 幹拓*; 黒澤 直弘*
JAERI-Data/Code 2004-010, 19 Pages, 2004/06
JAERI-Data-Code-2004-010.pdf:1.92MB
JAERI-Data-Code-2004-010-appendix(CD-ROM).zip:12.12MB
本報告は、ICRP(国際放射線防護委員会)1990年勧告の取り入れによる原子力関係法令の改正や原子力安全委員会の各指針の改定に基づき、以前刊行した「排気筒から放出される放射性雲の等濃度分布図及び放射性雲からの等
線量率分布図,2」(JAERI-M 90-206)の改訂版として作成したものである。本改訂版での変更箇所は、空気吸収線量率を空気カーマ率に変更し、放射能濃度及び空気カーマ率の分布図をCD-ROMに収録した。このCD-ROMから必要とする分布図をパーソナルコンピュータで印刷したり、電子地図等へ張り付けることができる。
天野 光; 高橋 知之*; 内田 滋夫*; 松岡 俊吾*; 池田 浩*; 林 寛子*; 黒澤 直弘*
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(11), p.975 - 979, 2003/11
被引用回数：2 パーセンタイル：18.89(Nuclear Science & Technology)環境中に放出される放射性核種等の環境負荷物質について、挙動を予測するための汎用計算コードシステムMOGRAを開発した。MOGRAは動的コンパートメントモデルを基本とし、コンパートメント内の物質量が時間で変動する系を解析できる。MOGRA はPC上で放射性核種等の挙動が評価できるシステムであり、使い易さを基本としGUIやMOGRA用に開発した種々のデータベースを用いることができる。複数の土地利用形態から構成される仮想的陸域環境が
Csで汚染したと仮定してMOGRAの機能試験を行い、正常に作動することを確認した。
天野 光; 池田 浩*; 佐々木 利久*; 松岡 俊吾*; 黒澤 直弘*; 高橋 知之*; 内田 滋夫*
KEK Proceedings 2003-11, p.239 - 244, 2003/11
MOGRAコードはPC上でGUIを用いて放射性核種等の挙動が評価できるシステムであり、動的コンパートメントモデルを基本とし、コンパートメント内の物質量が時間で変動する系を解析できる。付加システムとして種々のデータベースを有するMOGRA-DB、及び地図情報システムMOGRA-MAPが利用できる。本発表では、これらMOGRA及び付加システムの機能,MOGRAを用いた解析例について紹介する。
天野 光; 高橋 知之*; 内田 滋夫*; 松岡 俊吾*; 池田 浩*; 林 寛子*; 黒澤 直弘*
JAERI-Conf 2003-010, p.112 - 121, 2003/09
原研が中心となって開発した環境負荷物質陸域移行予測コードMOGRAを使用して、原子力施設の事故等によって放射性核種等の環境負荷物質が地表に沈着した場合の陸域移行予測を実施している。本研究では、土地利用形態別にコンパートメントモデルを構築し、負荷物質が種々の土地利用形態間を移行するような仮想的陸域環境系について解析することにより、MOGRAの機能を検証した。すなわち、整備されたテンプレートを用いて仮想的広域環境を構築し、地表がCs-137(1.0Bq/m
)で汚染したという仮定のもとでの機能評価を行った。
天野 光; 高橋 知之*; 内田 滋夫*; 松岡 俊吾*; 池田 浩*; 林 寛子*; 黒澤 直弘*
JAERI-Conf 2003-010, p.32 - 36, 2003/09
陸域に負荷される放射性物質や重金属等の挙動を解析・予測する目的で、動的コンパートメントモデル解析部を中核とする環境負荷物質陸域移行予測コードMOGRAを開発した。本発表ではMOGRA開発の現状と将来計画につき紹介する。MOGRAはさまざまな評価対象系に対応し得る汎用コードであり、動的コンパートメントモデル解析部を中核とし、グラフィカルユーザインターフェイスによる入出力部やライブラリデータ等から構成されている。本コードは、コンパートメントの作成・削除、コンパートメント間の移行の設定等がマウスによる簡単な操作で可能であるとともに、種々の核種への対応等の汎用性、拡張性に優れている。評価を行う際には、評価対象となる陸域生態圏を土地利用形態(例えば森林,畑,水田等)等によって分割(モジュール化)し、各モジュールで任意にコンパートメントモデルを設定する。モジュール間の物質の移行に関しても任意に設定できる。またMOGRAは分配係数や移行係数などの種々のデータベースを備えている。
高橋 知之*; 天野 光; 内田 滋夫*; 池田 浩*; 松岡 俊吾*; 林 寛子*; 黒澤 直弘*
環境衛生工学研究, 17(3), p.340 - 344, 2003/07
陸域生態圏に付加された放射性物質等の環境負荷物質による環境影響を評価するため、日本原子力研究所は、パーソナルコンピュータ上で環境負荷物質の挙動を予測できる計算コードMOGRA (Migration Of GRound Additions)を開発した。MOGRAを用いて陸域生態圏における環境負荷物質の挙動を解析・予測するためには、土地利用形態等に即した種々のテンプレートが必要であり、本研究ではこれらのテンプレートの整備を行った。また、本研究で整備したテンプレートを使用して圃場系に付加されたセシウムの挙動に対し、稲等への移行に関し評価解析を実施した。
横山 須美; 野口 宏; 龍福 進*; 佐々木 利久*; 黒澤 直弘*
JAERI-Data/Code 2002-022, 87 Pages, 2002/11
JAERI-Data-Code-2002-022.pdf:4.26MB
D-T燃焼核融合炉の燃料として使用されるトリチウムは、国際熱核融合実験炉(ITER)のような核融合実験炉の安全評価上最も重要な核種である。そこで、我が国における核融合実験炉の許認可申請や安全評価法の検討に資するため、施設の事故時に大気中に放出されるトリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードACUTRIを開発した。ACUTRIは、トリチウム特有の環境中移行モデルと国際放射線防護委員会(ICRP)の線量評価モデルに基づき個人のトリチウム線量を評価するコードである。本コードは、従来の原子力施設に対する安全評価法との整合性を図るため、原子力安全委員会の指針に準じた気象に関する統計計算も可能となっている。トリチウムガス(HT)とトリチウム水(HTO)の大気拡散モデルにはガウスプルームモデルを使用した。本コードで考慮した内部被ばく経路は、施設から大気中に放出されたトリチウムの1次プルームからの吸入被ばく及び地表面に沈着した後、大気へ再放出したトリチウムの2次プルームによる吸入被ばくである。本報告書は、ACUTRIコードの概要,使用マニュアル,試算結果等についてまとめたものである。
橘 晴夫; 山口 武憲; 松岡 俊吾*; 根本 慎太郎*; 黒澤 直弘*
Proceedings of 1st Asian and Oceanic Congress for Radiation Protection (AOCRP-1) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/10
日本原子力研究所東海研究所では、14基のモニタリングポストと4基のモニタリングステーションによる空間線量率及び大気中放射能濃度の連続測定,排水溝モニタ(2基)による排水中放射能の連続測定,気象観測設備による風向風速等の気象観測を行っている。測定結果は、環境放射線監視システムにて連続監視が行われている。環境放射線監視システムでは、原子力施設からの異常放出等の監視を行うため、測定データの異常時には環境監視員への自動通報が行われてきた。当研究所で整備した遠隔監視システムは、携帯電話の画面に環境監視データを数値及びグラフで表示することができるため、環境放射線監視員及び原子力防災関係者は何時でも何処に居ても環境監視データを確認することが可能である。このシステムの活用により、原子力施設の異常時における環境影響の有無の判断を迅速かつ的確に行うことができる。また、国や地方自治体関係者への早期通報,防災体制の構築,防災対策の策定に役立つことが期待できる。
天野 光; 高橋 和之*; 内田 滋夫*; 都築 克紀; 松岡 俊吾*; 池田 浩*; 松原 武史*; 黒澤 直弘*
KURRI-KR-80, p.48 - 49, 2001/12
陸域に負荷される放射性物質や重金属等の挙動を解析・予測する目的で開発したMOGRAにつき解説する。MOGRAはさまざまな評価対象系に対応し得る汎用コードであり、動的コンパートメントモデル解析部を中核とし、グラフィカルユーザインターフェイス(GUI)による入出力部やライブラリデータ等から構成されている。評価を行う際には、評価対象となる陸域生態圏を土地利用形態(例えば森林,畑,水田等)等によって分割(モジュール化)し、各モジュールで任意にコンパートメントモデルを設定する。モジュール間の物質の移行に関しても任意に設定できる。例えば畑モジュールの構造を大気から葉菜,土壌各層,地下水といった上下2次元構造とし、さらに隣のモジュールと接続することで擬似3次構造とし、3次元空間での物質移行を評価できる。負荷物質の存在形態ごとの移行評価も可能である。各移行経路の移行係数は、フォートランの自由な数式の記述により設定できる。現在、森林,畑,河川モジュール等のデフォルトを整備し公開準備中である。発表では、MOGRAの解析機能やユーザーインターフェイスの検証と充実化を目的とし設定した。大気-土壌-植物系におけるSr-90の移行を対象とした動的モデルを適用例として示す。MOGRAはGUIを整備した汎用動的コンパートメントモデルであるため、システムダイナミックスの解析にも容易に使える。
清水 義雄; 野尻 一郎; 黒澤 直弘*; 小田島 章*; 佐々木 利久*
PNC TN8410 98-022, 145 Pages, 1998/01
核燃料サイクル施設の施設設計、安全評価等において、施設からの直接線及びスカイシャイン線による線量評価を合理的に行うため、SUNワークステーション上で中性子・ガンマ線の遮蔽計算を行うコードシステムNPSS-Wを開発した。NPSS-Wは、ORIGEN-Sコードによる線源計算、SN輸送計算コードANISN、DOT3.5による遮蔽計算を容易に行うことができるように、計算対象に応じてCAL1からCAL5の5種類のモジュールから構成されている。添付資料として、NPSS-Wの使用マニュアル、廃棄物施設を対象とした計算例及び出力データを掲載している。
原田 康典; 笹本 宣雄; 坂本 幸夫; 黒澤 直弘*; 富田 賢一*
JAERI-Data/Code 97-013, 196 Pages, 1997/03
JAERI-Data-Code-97-013.pdf:4.59MB
加速器施設や放射性物質取扱施設では、法令に基づく使用許可申請書作成業務における作業者の被ばく評価や作業環境の健全性確保のための線源評価ならびに遮蔽計算が行われている。これらの評価は、大型計算機による解析が一般的であるが、小規模施設や放射線管理業務の現場から大型計算機へのアクセスは、効率的ではない。そこで最近の発達が目覚ましく、一般的に普及しているパーソナルコンピュータによる計算が可能なように、ORIGEN-2,QAD及びG33コードを本来の性能を損なわないように改良した。主な改良点は、次のとおりである。(1)会話形式による入力が可能となった。(2)計算のための入出力ファイルの保存が可能となった。(3)ORIGEN-2の計算結果を直接QAD及びG33に取込めるようになった。(4)計算結果の図形出力が可能となった。
松鶴 秀夫; 黒澤 直弘; 鈴木 篤之*
JAERI-M 87-124, 43 Pages, 1987/08
天然バリアにおける放射性核種の移行に関するソースタームを評価するため、人工バリアからの放射性核種の漏洩をシミュレートするモデル(ENBAR)を開発した。ここで測定した系は、廃棄体(固化体と容器)が処分施設としてのコンクリートピット内の充填材中に埋設されるというものである。本モデルは次のモジュールから構成されている。(1)地表面及びピット内部での水収支、(2)廃棄体からの核種の浸出、(3)ピットの破損、(4)充填材中核種移行、及び(5)施設からの核種漏洩。本モデルは計算手順が簡易であり、且つ人工バリアの総合的要素を取扱うことが可能であるとの利点がある。また、施設の性能及びソースタームを比較的少数の主要パラメータを用いて容易に評価できることを明らかにしている。
石川 淳; 黒澤 直弘*; 森山 清史; 丸山 結; 中村 秀夫; 渡部 厚*
no journal, ,
シビアアクシデント晩期におけるソースタームの評価及び防護対策等の検討には、格納容器内でスプレイ等によって一旦液相に溶解したヨウ素が、放射線場における化学変化により格納容器気相に再放出される現象を考慮する必要がある。原子力機構では、本現象解明及び防護対策にかかわる技術的基礎情報の検討を目的に、ガス状ヨウ素基礎試験を実施している。その一環として、ヨウ素化学挙動試験及び実機ヨウ素化学挙動解析の条件検討の参考とするため、シビアアクシデント解析コードMELCOR1.8.5による4ループ大型ドライPWRプラントにおける代表的な事故シーケンスを対象とした事故解析を行い、事故晩期の格納容器内熱水力条件及びFP分布の特性を把握した。また、それをもとに遮蔽計算コードQADによる格納容器内線量分布について評価した。
操上 広志; 新里 忠史; 鶴田 忠彦; 加藤 智子; 北村 哲浩; 菅野 光大*; 黒澤 直弘*
no journal, ,
事故由来放射性物質の環境動態の把握は環境回復のための各種対策を検討するうえで重要である。本研究では、放射性物質の環境動態を記述するうえで重要なコンパートメントを網羅したモデルを開発し、その試解析を実施した。その結果、実測値と整合的な結果が得られた。
