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(Al,Ga)
O
scintillator Compton camera mounted on an unmanned helicopter志風 義明; 西澤 幸康; 眞田 幸尚; 鳥居 建男; Jiang, J.*; 島添 健次*; 高橋 浩之*; 吉野 将生*; 伊藤 繁樹*; 遠藤 貴範*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.1907 - 1918, 2016/12
被引用回数：41 パーセンタイル：96.26(Nuclear Science & Technology)無人ヘリ搭載用に軽量・低消費電力のコンプトンカメラ方式のガンマカメラを開発した。検出器に関して、散乱体・吸収体の各層のGAGGシンチレータ・アレイの4
4から88への増加、及び、2層間の距離の拡張により、それぞれ、検出効率と角度分解能が改善した。改良したコンプトンカメラを用いた測定を福島県浪江町の請戸川河川敷で実施した。飛行経路と速度のプログラミングが可能な無人ヘリの機能を用いて、6560mの範囲を5mの測線間隔の13測線で、及び、65180mの範囲を10mの測線間隔の19測線で、高度10m・速度1m/sにて櫛形に往復させながら、それぞれ、20分間と30分間で測定した。測定データと校正用データの解析により、地上1m高さでの空間線量率分布マップが、高度10mから約10mの位置分解能に相当する角度分解能にて精度よく得られた。また、ホバリングフライトでは、ホットスポット上で高度5-20mで10-20分間程度測定を行った。再構成ソフトの使用後に検出効率の補正や線量換算を経て、ホットスポットを含む
線の画像を得た。再構成線画像の角度分解能は測定位置をシフトさせた結果の比較より、室内実験での性能(約10度)と同程度であることを確認した。
pellets for Mo-99 production, 2西方 香緒里; 石田 卓也; 米川 実; 加藤 佳明; 黒澤 誠; 木村 明博; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.
KURRI Progress Report 2014, P. 109, 2015/07
JMTRを用いた産業利用の一環として、医療診断用アイソトープである
Tcの親核種である(n,)法を用いた
Moの製造を計画している。日本はこのMoを全量海外からの輸入に依存しているため、JMTRを用いたMo国産化製造に関する技術開発を行っている。本研究では、高密度MoOペレットを京都大学にあるKURで中性子照射し、JMTRホットラボにおいてMoから核変換により生成したTcを溶媒抽出法により抽出し、得られたTcの回収率評価及び品質検査を行った。この結果、溶媒抽出法によるMo/Tc製造工程を実証するとともに、得られたTc溶液の品質が基準値を満足するものであることを明らかにした。
pellets for Mo-99 production西方 香緒里; 石田 卓也; 米川 実; 加藤 佳明; 黒澤 誠; 木村 明博; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.
KURRI Progress Report 2013, P. 242, 2014/10
JMTR再稼働後の産業利用の拡大の一環として、JMTRを用いた(n,)法によるMo-99/Tc-99m(Mo/Tc)製造技術開発を行っている。本研究では、照射ターゲットとなる高密度MoOペレットについて、KURを用いた予備照射試験を行い、Mo-99(Mo)生成量の評価及び照射特性を調べた。その結果、Mo生成量は、全中性子エネルギーを考慮することにより、精度のよい評価が可能であること、24時間照射したMoOペレットは、未照射と比べ粒子径が約3倍に成長すること及び本照射量では結晶構造に変化がないことを確認した。
黒澤 亮平; 坂井 章浩; 仲田 久和; 天澤 弘也; 坂本 義昭
JAEA-Technology 2014-013, 89 Pages, 2014/06
JAEA-Technology-2014-013.pdf:23.93MB
トレンチ処分施設の安全評価では、廃棄物層を地下水位より上部に設置するため、放射性物質の環境中への流出は、降雨による浸透水が廃棄体層へ浸透することにより生じることが想定される。そのため、トレンチ処分施設の被ばく線量評価では、上部覆土内の層構成を設計して、廃棄体層への浸透水量を評価し、抑制することが重要となる。そこで、国内の気象条件を用いて、蒸発散量及び表面流出量を除いたトレンチ処分施設の上部覆土内への浸透水量を評価した。更に付加機能型トレンチ処分施設の低透水層土壌層又は遮水シートを備えた上部覆土内を移行して廃棄体層に至る浸透水量の評価を実施した。評価結果として、上部覆土表層の植生状態等の影響により、上部覆土へは降水量の約1/5倍から約3/5倍の水量が浸透していくことが分かった。上部覆土から廃棄体層への浸透水量は、低透水土壌層の透水係数を粘土にあたる値を設定することで、上部覆土に遮水シート設置した場合では降雨から上部覆土への浸透水量の1/100以下に、遮水シートが劣化した場合又は遮水シート設置しない場合では1/10以下に低減できることが分かった。
黒澤 誠; 加藤 佳明; 米川 実; 田口 剛俊
UTNL-R-0486, p.9_1 - 9_11, 2014/03
JMTRホットラボ施設では、コンクリートセル、顕微鏡鉛セル、材料試験用鉛セル及び鉄セル内にて照射済燃料及び原子炉構造材等の照射後試験を行っている。これら各セルにおける負圧、セル内空気吸収線量率、遮へい扉開閉表示等の集中監視及び制御を行うために、コントロール室にコンクリートセル、顕微鏡鉛セル、材料試験用鉛セル及び鉄セル用の監視盤を設置している。これらの監視盤は供用開始後、約30年から40年以上が経過しており、高経年化による故障や不具合の発生が懸念されたため、JMTR再稼働後約20年間の運転を考慮して更新することにした。
坂井 章浩; 黒澤 亮平; 原 弘典*; 仲田 久和; 天澤 弘也; 有川 眞伸*; 坂本 義昭
JAEA-Technology 2013-039, 228 Pages, 2014/02
JAEA-Technology-2013-039.pdf:24.05MB
日本原子力研究開発機構は、研究施設等廃棄物のコンクリートピット及びトレンチ埋設処分施設の立地基準及び手順の策定を進めている。この立地基準の技術的根拠とするため、旧原子力安全委員会が示した基本的立地条件を踏まえ、地質や水理などの管理期間終了後の安全評価に影響を与える様々な環境条件について、統計的な手法により安全評価の感度解析を実施した。その結果、想定した全ての評価経路で、概念設計における埋設施設の仕様、または追加の人工バリアを施工する対応により、97.5%以上の計算ケースについてめやす線量(10
Sv/y)以下とできる結果が得られた。これより、基本的立地条件の地質や水理等の埋設施設の安全評価に影響を及ぼす項目については、埋設施設の設計により合理的に対応が可能であると考えられる。また、埋設事業所の規模に係る立地条件を検討するため、埋設施設の操業中の安全評価において、埋設施設等の配置及び形状毎に、各施設からの直接線及びスカイシャイン線による敷地境界での線量を評価した結果、概念設計の施設仕様で各施設から敷地境界まで120m以上離れていれば、敷地境界でめやす線量(50Sv/y)以下となる結果が得られた。
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。
Mo国産化に向けた照射後試験設備の整備田口 剛俊; 米川 実; 加藤 佳明; 黒澤 誠; 西方 香緒里; 石田 卓也; 川又 一夫
UTNL-R-0483, p.10_5_1 - 10_5_13, 2013/03
現在、医療診断用ラジオアイソトープ(Mo)は海外からの輸入に頼っており、製造原子炉の老朽化や自然災害なとの交通障害により安定供給の確保が重要な課題になっている。このため、JMTRでは放射化法に着目し、Mo製造に向けた照射試験として既存の照射設備を用いた予備試験及び最先端研究開発戦略的強化事業で整備している照射設備を用いて実証試験を行い、日本におけるMo需要に対して約25%を供給し、放射性医薬品の安定供給に寄与できる研究開発を実施している。本報告は、JMTRにおけるMo製造のための研究開発の準備としてJMTRホットラボでの施設内の試験装置の整備及び京都大学原子炉実験所(KUR)で照射したMoOペレットを用いて、Mo製造のための予備試験状況についてまとめたものである。これらによりJMTRで照射したMoOペレットを用いた実証試験にかかわる計画策定が可能となり、JMTRを用いた医療用ラジオアイソトープの国産化に寄与し、JMTRの産業利用拡大に貢献できる。
天澤 弘也; 坂井 章浩; 仲田 久和; 原 弘典; 黒澤 亮平; 山本 正幸*; 河田 陽介*; 坂本 義昭
JAEA-Technology 2012-031, 338 Pages, 2012/10
JAEA-Technology-2012-031.pdf:19.43MB
埋設処分業務の実施に関する計画に基づいて、原子力機構は事業の実施主体となり、研究施設等廃棄物の埋設処分施設の立地選定にかかわる手続きの透明性の確保及び公平性の観点から立地基準及び立地手順を策定し、これに基づいて立地選定を行う。また、本立地基準及び立地手順の策定にかかわる検討の一環として、関係法令等に定められた技術基準、一般的な自然及び社会環境等の立地条件、埋設対象廃棄物の廃棄体の種類,性状,含有核種,放射能濃度及び発生予測数量等に基づいて埋設施設の概念設計を行い、安全審査指針における基本的立地条件等を踏まえ、我が国において想定されうる種々の自然及び社会環境条件下において線量評価,費用試算を行い、埋設施設の安全性及び経済性に関する評価・検討を行う。本報告書は、このうち研究施設等廃棄物にかかわる浅地中埋設処分事業の操業から閉鎖後措置までの業務に供するすべての施設,設備,機器類等について、埋設施設の被ばく線量評価等に基づいた合理的な設備仕様、レイアウト等の概念設計の検討結果を取りまとめた。
篠原 伸夫; 井上 洋司; 打越 貴子*; 小田 哲三*; 熊田 政弘; 黒沢 義昭; 広田 直樹*; 伯耆田 貴憲; 中原 嘉則*; 山本 洋一
第25回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, p.51 - 58, 2005/00
原研は、核兵器を究極的に廃絶し、原子力の平和利用を推進する国の基本的な政策に基づき、包括的核実験禁止条約(CTBT)に関して、条約遵守を検証するための国際・国内体制のうち放射性核種にかかわる施設・システム等の整備・開発を行っている。条約議定書に記載された国際監視システム(IMS)のうち、原研では沖縄監視観測所(RN37),高崎監視観測所(RN38),東海公認実験施設(RL11)、及び国内データセンター(NDC)にかかわる技術開発研究と整備・運用を行っている。本発表では、原研におけるCTBT検証制度に関連する核不拡散技術開発研究の状況について報告する。発表の主題は、(1)CTBT検証制度の概要,(2)RN37, RN38並びにRL11の整備及び運用,(3)放射性核種データのためのNDCの整備である。このうちNDCでは、国際データセンター(IDC)から世界中の観測所で測定されたデータを受信して試験的に解析評価するとともに、大気拡散モデルコード(WSPEEDI: Worldwide Version of System for Prediction of Environmental Emergency Dose Information)を用いた放出源情報推定のためのシステム開発を行っている。
広田 直樹*; 伯耆田 貴憲; 井上 洋司; 熊田 政弘; 黒沢 義昭; 宮本 ユタカ; 中原 嘉則; 小田 哲三; 篠原 伸夫; 打越 貴子*; et al.
JAERI-Review 2003-021, 68 Pages, 2003/08
JAERI-Review-2003-021.pdf:9.73MB
本報告書は、包括的核実験禁止条約(CTBT)検証制度に関連する放射性核種データ解析研究グループの研究活動について述べたものである。本報告書の主題は、(1) CTBT検証制度の概要,(2) 放射性核種データの為の国内データセンターの準備,(3) 日本における高崎と沖縄の放射性核種監視観測所及び東海の公認実験施設の建設・運用である。また当グループは既に公認実験施設のための国際比較試験への参加を果たしており、本報告書にはその試験結果を示す。さらにCTBT関連技術の環境研究への科学的応用についても言及している。
足利谷 好信; 吉野 敏明; 安 和寿; 黒沢 義昭; 沢 和弘
JAERI-Tech 2002-094, 80 Pages, 2002/12
JAERI-Tech-2002-094.pdf:12.8MB
高温工学試験研究炉(HTTR)は、定格運転モード9MW(単独・並列運転),定格運転及び高温試験運転モードの20MW(単独・並列運転)の出力上昇試験に続いて平成13年10月20日から定格運転モード(原子炉出口温度850
),定格熱出力30MWの出力上昇試験(単独・並列運転)を実施し、平成14年3月11日に無事終了した。本報は、定格運転モード30MW出力上昇試験(単独・並列運転)における原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果についてまとめたものである。定格運転モード30MW出力上昇試験の放射線モニタリング結果、原子炉運転中に作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の有意な放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、平成14年5月20日~平成14年7月6日に実施した第1サイクル運転時の放射線モニタリングデータについても一部掲載した。
石井 敏満; 大岡 紀一; 齋藤 順市; 小林 俊一; 高橋 邦裕; 塚田 隆; 岩井 孝; 黒沢 義昭; 星屋 泰二; 辻 宏和
Proceedings of International Symposium on Case Histories on Integrity and Failures in Industry (CHIFI), p.227 - 236, 1999/00
本報では、JMTR一次冷却設備主循環系統で発生した機器の損傷事例、その原因調査及び復旧作業について述べる。第一の事例は、1996年の定期自主検査時に、圧力サージタンクで発見された微小な応力腐食割れである。割れは、非破壊試験によりタンク胴体とマンホール管を接合した補強板で検出された。応力腐食割れ発生の原因は、胴体と補強板との隙間に塩素分が濃縮された水溶液が存在したためである。タンクの交換と使用前検査は1997年7月までに終了した。第二の事例は、主循環系主熱交換器出口配管に接続されるベント弁で発見された一次冷却水の微小漏洩である。漏洩は、弁の溶接熱影響部に発生した粒界割れが弁本体外側に達したために生じた。調査の結果、割れは弁の本体と蓋の合わせ面に開口した鋳巣を起点に発生し、溶接の熱影響部の結晶粒界及び鋳巣に沿って腐食が進行していた。復旧と対策として、主循環系統の同型弁の交換を実施した。
Snの高感度分析手法の検討太田 祐貴; Do, V. K.; 古瀬 貴広; 佐野 友一; 岩橋 弘之; 本間 駿太; 一條 祐里奈; 黒澤 きよ子*; 遠藤 翼*; 元木 良明*; et al.
no journal, ,
Sn(半減期: 約21万年)は、
線放出核種であり長半減期であることから、放射能測定による低い濃度レベルでの定量では煩雑な前処理と長時間の測定を要する。近年開発されたトリプル四重極誘導結合プラズマ質量分析装置(以下、ICP-MS/MS)は、同重体や多原子イオンの影響を効果的に除去でき、簡易な前処理と短時間測定で高感度の分析が可能である。本研究では、ICP-MS/MSによるSn測定条件の最適化を行い、妨害核種のTe等によるスペクトル干渉の影響を評価することで、福島第一原子力発電所から発生する放射性がれきを対象としたSn分析に対するICP-MS/MSの適用性を検討した。
Pdの高感度迅速分析法の検討岩橋 弘之; Do, V. K.; 古瀬 貴広; 太田 祐貴; 本間 駿太; 黒澤 きよ子*; 元木 良明*; 廣沢 孝志
no journal, ,
Pdは、長半減期(650万年)線放出核種であるため、放射能分析では煩雑な分離作業と長時間の測定が必要となる。ICP-MS/MSは2つの四重極マスフィルタによる質量数の選別とコリジョンリアクションセル(CRC)によりスペクトル干渉を低減させることで、短時間で高感度な分析が可能と考えられる。そこで、本研究では、Pdに対して、高い選択性を有する抽出クロマトグラフィーと、ICP-MS/MSを組み合わせることで高感度かつ簡易迅速なPd分析手法の開発を試みた。本報では、抽出クロマトグラフィーによるPdの分離条件およびICP-MS/MSによるPd測定条件の最適化を行い、放射性がれきへの適用性を評価した結果について報告する。
Iと
Clの分析手法の検討太田 祐貴; 黒澤 きよ子*; 元木 良明*; Do, V. K.; 古瀬 貴広
no journal, ,
福島第一原子力発電所由来の放射性ガレキに対する、逐次的なIとClの化学分離とICP-MS/MS(I)及びLSC(Cl)を組み合わせた簡易な分析手法を検討した結果について報告する。ハロゲン核種であるIとClについて、Clに比べてスペクトル干渉の影響が少なく、イオン化効率の高いIは、ICP-MS/MSにおける干渉低減技術の発展により簡易な前処理での高感度分析が可能となった。一方Clは従来の線計測が一般的であり煩雑な前処理が必要である。そこで本研究では、化学的性質の類似する両核種の試料マトリクスからの粗分離を共通化し、その後の分離・精製を各測定手段に適した形で逐次的に行うことで、全体としての前処理の合理化を検討した。
田口 剛俊; 加藤 佳明; 米川 実; 金澤 賢治; 伊藤 正泰; 黒澤 誠; 青柳 龍彦; 田山 義伸; 相沢 静男; 川又 一夫
no journal, ,
JMTRは軽水炉長期化対策や産業利用の拡大及び原子力人材育成などの大きな役割を果たすべく再稼働の準備を進めており、ホットラボ施設においても文部科学省の最先端研究基盤事業として援択された照射後試験設備の整備を進めている。本報告は、平成22年度から平成23年度にかけて、進めてきた最先端事業に関する整備の状況についてまとめたものである。これらの整備は、照射済材料の局所的な微小領域に特化した高精度の解析を行うための透過電子顕微鏡,集束イオンビーム加工装置,X線光電子分光装置などの複合型微細組織解析装置の整備、微小試験試料や大型の照射キャプセルを効率よく、迅速,安全に取扱うための視覚機能装備型の高機能マニプレータ及び大型キャプセル取扱い用パワーマニプレータ整備、さらに、放射性医薬品として用いられているテクネチウム-99mの親核種であるモリブデン-99の抽出を行うためのRI抽出セルの整備であり、これら最先端の装置を整備することで、次世代軽水炉の開発や医療用RI製造の技術開発などの最先端の設備を活用した研究開発が可能となり、今後の技術開発に貢献が期待できる。
黒澤 亮平; 坂井 章浩; 仲田 久和; 天澤 弘也; 坂本 義昭
no journal, ,
トレンチ処分施設の安全評価では、廃棄物層を地下水位より上部に設置するため、放射性物質の環境中への流出は、降雨による浸透水が廃棄体層へ浸透することにより生じることが想定される。そのため、トレンチ処分施設の被ばく線量評価では、上部覆土内の層構成を設計して、廃棄体層への浸透水量を評価し、抑制することが重要となる。そこで、国内の気象条件を用いて、蒸発散量及び表面流出量を除いたトレンチ処分施設の上部覆土内への浸透水量を評価した。更に付加機能型トレンチ処分施設の低透水層土壌層又は遮水シートを備えた上部覆土内を移行して廃棄体層に至る浸透水量の評価を実施した。評価結果として、上部覆土表層の植生状態等の影響により、上部覆土へは降水量の約1/5倍から約3/5倍の水量が浸透していくことが分かった。上部覆土から廃棄体層への浸透水量は、低透水土壌層の透水係数を粘土にあたる値を設定することで、上部覆土に遮水シート設置した場合では降雨から上部覆土への浸透水量の1/100以下に、遮水シートが劣化した場合又は遮水シート設置しない場合では1/10以下に低減できることが分かった。
志風 義明; 鳥居 建男; 西澤 幸康; 吉田 真美*; 島添 健次*; Jiang, J.*; 高橋 浩之*; 黒澤 俊介*; 鎌田 圭*; 吉川 彰*; et al.
no journal, ,
上空から広範囲を迅速に放射性セシウムの汚染状況を確認できる手段として、無人ヘリに搭載可能なコンプトンカメラ方式のガンマカメラを開発し、フィールド試験結果などを基に改良を進めてきた。今回、GAGGシンチレータとSiPMからなる検出素子数をこれまでの4倍にした新検出器及びデータロガーで構成されるガンマカメラを無人ヘリに搭載しての撮影試験を浪江町の請戸川の河川敷において実施した。試験では、予定した櫛形の測線に沿って飛ぶプログラミングフライト及びホバリングフライトによる測定を幾つかの条件で実施した。本発表では、試験状況及び解析結果を通して得られた本ガンマカメラの基本特性の改善点について報告する。
)法によるMo製造のための高密度MoOペレットの照射特性西方 香緒里; 木村 明博; 加藤 佳明; 黒澤 誠; 石田 卓也; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; Zhang, J.*
no journal, ,
核医学検査薬に用いるTcの原料となるMoの国産化に向けて、JMTRを用いた放射化法によるMo製造のための技術開発の一環として、Moの製造量を増加するため、高い焼結密度を有する照射ターゲット(高密度MoOペレット)の開発を行っている。本研究では、京都大学研究用原子炉(KUR)を用いて、高密度MoOペレットを照射する照射場の中性子束測定及びその照射場でのMoOペレットの照射試験を行い、Mo生成量の評価及び照射特性を調べた。その結果、Mo生成量は、全中性子エネルギーを考慮することにより、精度のよい評価が可能であること、24時間照射したMoOペレットは、未照射MoOペレットと比べ粒子径が約3倍となること及び本照射量では結晶構造に変化がないことが確認できた。
