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報告書

JMTRの廃止措置移行後の事故影響評価

永田 寛; 大森 崇純; 前田 英太; 大塚 薫; 中野 寛子; 花川 裕規; 井手 広史

JAEA-Review 2023-033, 40 Pages, 2024/01

JAEA-Review-2023-033.pdf:1.39MB

JMTR原子炉施設は2017年4月の「施設中長期計画」において廃止施設に位置付けられたことから、廃止措置計画認可申請書を原子力規制委員会に提出するに当たり、廃止措置計画に記載する必要がある、廃止措置の工事上の過失等があった場合に発生すると想定される原子炉施設の事故の種類、程度、影響等の評価をするため、廃止措置計画の第1段階で想定される事故について、その種類の選定と程度、一般公衆への被ばく影響の評価を行った。廃止措置計画の第1段階で想定される事故として燃料取扱事故及び廃棄物の保管中の火災を選定し、大気中に放出された放射性物質による一般公衆への被ばく線量の評価を行ったところ、最大でも1.9$$times$$10$$^{-2}$$mSv(廃棄物の保管中の火災)であり、判断基準(5mSv)に比べて小さく、一般公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはないことが分かった。

論文

Materials science and fuel technologies of uranium and plutonium mixed oxide

加藤 正人; 町田 昌彦; 廣岡 瞬; 中道 晋哉; 生澤 佳久; 中村 博樹; 小林 恵太; 小澤 隆之; 前田 宏治; 佐々木 新治; et al.

Materials Science and Fuel Technologies of Uranium and Plutonium mixed Oxide, 171 Pages, 2022/10

プルトニウム燃料を使用した革新的で先進的な原子炉が各国で開発されている。新しい核燃料を開発するためには、照射試験が不可欠であり、核燃料の性能と安全性を実証する必要がある。照射試験を補完する技術として、照射挙動を正確にシミュレートする技術を開発できれば、核燃料の研究開発にかかるコスト,時間,労力を大幅に削減でき、核燃料の照射挙動をシミュレーションすることで、安全性と信頼性を大幅に向上させることができる。核燃料の性能を評価するためには、高温での燃料の物理的および化学的性質を知る必要がある。そして、照射中に発生するさまざまな現象を記述した行動モデルの開発が不可欠である。以前の研究開発では、モデル開発の多くの部分で、フィッティングパラメータを使用した経験的手法が使用されてきた。経験的手法では、データがない領域では非常に異なる結果が得られる可能性がある。したがって、この研究では、燃料の基本的な特性を組成と温度に外挿できる科学的記述モデルを構築し、モデルが適用される照射挙動分析コードの開発を行った。

論文

茨城県東海・大洗地区における福島第一原子力発電所事故後の環境放射線モニタリングデータの共有と課題検討活動

中野 政尚; 細見 健二; 西村 周作; 松原 菜摘; 大倉 毅史; 倉持 彰彦; 川崎 将亜; 竹内 絵里奈; 藤井 裕*; 神野 職*; et al.

保健物理(インターネット), 55(2), p.102 - 109, 2020/06

2011年3月の東京電力福島第一原子力発電所事故以降、茨城県の環境放射線モニタリング結果の一部に上昇が観測された。技術的観点からモニタリングデータの変動等について意見交換する場として、「福島第一原発事故による環境影響検討会」を設置し、4つの原子力事業所からモニタリングデータを収集し、変動傾向, $$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Cs放射能比等を検討した。本報告では線量率と、降下じん, 表土, カレイ・ヒラメ, 海底土中$$^{137}$$Csの検討結果について紹介する。また、検討会における課題解決についても紹介する。

論文

Spallation and fragmentation cross sections for 168 MeV/nucleon $$^{136}$$Xe ions on proton, deuteron, and carbon targets

Sun, X. H.*; Wang, H.*; 大津 秀暁*; 櫻井 博儀*; Ahn, D. S.*; 合川 正幸*; 福田 直樹*; 磯部 忠昭*; 川上 駿介*; 小山 俊平*; et al.

Physical Review C, 101(6), p.064623_1 - 064623_12, 2020/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:55.09(Physics, Nuclear)

理化学研究所RIビームファクトリーにて逆運動学法を使用し、核子当たり168MeVの陽子, 重陽子, 炭素イオン入射による$$^{136}$$Xeのスポレーションおよびフラグメンテーション反応からの同位体生成断面積を測定した。炭素イオンの場合は全運動エネルギーが高くなるため、質量数の小さな同位体の生成断面積が大きくなった。また、今回新たに測定されたデータを以前により高い入射エネルギーで測定されたデータと比較することで、同位体生成断面積の入射エネルギー依存性を調査した。さらに、測定データをPHITS, SPACS, EPAX, DEURACSの計算値と比較した。本研究で測定したデータは、理論計算の良いベンチマークになると考えられる。

論文

Enhancement of element production by incomplete fusion reaction with weakly bound deuteron

Wang, H.*; 大津 秀暁*; 千賀 信幸*; 川瀬 頌一郎*; 武内 聡*; 炭竃 聡之*; 小山 俊平*; 櫻井 博儀*; 渡辺 幸信*; 中山 梓介; et al.

Communications Physics (Internet), 2(1), p.78_1 - 78_6, 2019/07

 被引用回数:10 パーセンタイル:56.67(Physics, Multidisciplinary)

陽子(あるいは中性子)過剰核の効率的な生成経路を探索することは、原子核反応研究の主な動機のひとつである。本研究では、$$^{107}$$Pdに対する核子当たり50MeVの陽子および重陽子入射による残留核生成断面積を逆運動学法によって測定した。その結果、重陽子入射ではAgやPd同位体の生成断面積が大きくなることを実験的に示した。また、理論計算による解析から、この生成断面積の増大は重陽子の不完全融合反応に起因することを示した。これらの結果は、陽子過剰核の生成において重陽子のような弱束縛核の利用が有効であることを示すものである。

論文

Production and separation of astatine isotopes in the $$^7$$Li + $$^{nat}$$Pb reaction

西中 一朗; 横山 明彦*; 鷲山 幸信*; 前田 英太*; 渡辺 茂樹; 橋本 和幸; 石岡 典子; 牧井 宏之; 豊嶋 厚史; 山田 記大*; et al.

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 304(3), p.1077 - 1083, 2015/06

 被引用回数:10 パーセンタイル:60.46(Chemistry, Analytical)

29-57MeVの$$^7$$Liビームと$$^{nat}$$Pb標的核の反応においてアスタチン同位体$$^{207-211}$$Atの生成断面積を$$alpha$$線, $$gamma$$線スペクトルメトリーで測定した。生成断面積の励起関数を統計模型モデル計算と比較することで、$$^7$$Li + $$^{nat}$$Pbの反応機構を調べた。44MeVより大きい入射エネルギーでの$$^{210}$$Atと$$^{209}$$Atの生成断面積が理論値よりも小さいことから、分解反応が存在することを明らかにした。照射した鉛標的からのアスタチンの化学分離を乾式蒸留法に基づいて調べ、アスタチン製造の相補的な手法を開発した。

論文

Extraction of astatine isotopes for development of radiopharmaceuticals using a $$^{211}$$Rn-$$^{211}$$At generator

前田 英太*; 横山 明彦*; 谷口 拓海*; 鷲山 幸信*; 西中 一朗

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 303(2), p.1465 - 1468, 2015/02

 被引用回数:12 パーセンタイル:67.00(Chemistry, Analytical)

アルファ放射性同位体$$^{211}$$Atは、放射性同位体治療に有効であると注目されている。$$^{211}$$Rn-$$^{211}$$Atジェネレータによるアスタチンの利用促進を目指し、アスタチンの有機溶媒への抽出挙動を調べた。有機溶媒の中でも溶媒極性の大きいジイソプロピルエーテルとメチルイソブチルケトンへの分配比が大きいことがわかった。また、ジイソプロピルエーテルへの抽出において、高い塩酸濃度でより分配比が大きくなることが分かった。$$^{211}$$Rn-$$^{211}$$Atジェネレータ開発に有益なアスタチンの有機溶媒への抽出挙動を明らかにした。

口頭

Fabrication of 2-cm thick TlBr detectors

人見 啓太朗*; 前田 茂貴; 野上 光博*; 伊藤 主税; 渡辺 賢一*

no journal, , 

本研究において厚さ2cmのピクセル化されたTlBr検出器を製造した。直径50mmのTlBr結晶は、ゾーン精製された材料を使用してBridgman-Stockbarger法によって成長させた。ピクセル化されたTlBr検出器は、20mm $$times$$ 20mm $$times$$ 20mmの寸法で成長した結晶から製造した。平面カソードおよびピクセル化アノードは、Tlの真空蒸着によって結晶上に構築された。アノードは、ガードリングで囲まれた16ピクセルの電極(3mm $$times$$ 3mm)で構成した。電荷に敏感なプリアンプがデバイスのピクセル電極に接続した。プリアンプからの出力信号はデジタイザーで記録した。取得した信号波形は、パルス高さスペクトルを取得するために、イベントごとにPCイベントで分析した。ピクセル化されたTlBr検出器の陰極表面に、室温でAm-241ガンマ線源を照射した。陰極に印加されたバイアス電圧は2000Vである。59.5keVのガンマ線に対応する明確な全エネルギーピークが検出器から得られた。59.5keVのガンマ線の明確な全エネルギーピークは、TlBr結晶の優れた電子輸送特性を示している。

口頭

Crystal quality evaluation of TlBr semiconductor detectors using neutron Bragg-dip imaging and electron backscattering diffraction

渡辺 賢一*; 野上 光博*; 人見 啓太朗*; 前田 茂貴

no journal, , 

臭化タリウム(TlBr)は、ガンマ線検出器にとって魅力的な半導体である。TlBr検出器は優れたエネルギー分解能を示すが、これらの結果は小さな結晶から得られたものである。TlBr開発の次のステップは、検出器のサイズを大きくし、検出器の生産の歩留まりを向上させることである。このため、検出器製造の歩留まりを向上させるための結晶品質評価手順を確立することを目標としている。結晶品質の評価方法として、中性子回折法に基づく中性子ブラッグディップイメージングと電子後方散乱回折を適用した。両方の手法で得られた結果を比較したところ、ほぼ同じ情報が得られた。TlBr結晶品質は、両方の手法を補完的に組み合わせることで効率的に評価できると結論付けた。

口頭

Crystal quality evaluation of a large TlBr crystal using neutron Bragg-dip imaging

渡辺 賢一*; 人見 啓太朗*; 野上 光博*; 前田 茂貴; 尾鍋 秀明*

no journal, , 

臭化タリウム(TlBr)は、ガンマ線スペクトロメータとして魅力的な化合物半導体である。TlBr検出器は優れたエネルギー分解能を示しているが、これらの結果は比較的小さな結晶検出器から得られたものである。TlBr開発の次の段階は、検出器のサイズを大きくし、検出器生産の歩留まりを改善することである。これまで、中性子回折法の一つである中性子ブラッグディップイメージングを用いてTlBrの結晶性を評価してきた。本研究では、直径50mm、厚さ12mmの大きなTlBr結晶ウェーハを用意し、中性子ブラッグディップイメージングにより、この大型結晶の品質を評価した。大きなTlBr結晶の中心領域は、均一でよく結晶方位が整列していることが確認された。今後の課題として、この大きな結晶のさまざまな位置で、検出器特定である移動度・寿命積などの電気的特性を評価する必要がある。

口頭

原子力緊急時に活躍する放射線防護専門家の確保と育成に向けて

高田 千恵; 中野 政尚; 宗像 雅広; 吉田 忠義; 横須賀 美幸; 山田 純也; 前田 英太; 渡邊 裕貴; 富岡 哲史; 百瀬 琢麿

no journal, , 

放射線安全規制研究戦略的推進事業費(放射線防護研究分野における課題解決型ネットワークとアンブレラ型統合プラットフォームの形成)事業(2017$$sim$$2021年度)の一環として、万一の緊急事態発生時に専門性を活かした支援・指導・助言等が適切に実施できる、放射線防護分野の専門家の確保と育成に向け、教育・訓練、最新情報や課題に対する関係者間での認識共有等、平常時に行うべき活動(緊急時放射線防護ネットワーク活動。以下、「NW」という。)のあり方等を検討している。

口頭

放射線管理におけるスミヤ法に用いるふき取り資材の特性評価,2

岩佐 忠敏; 中山 直人; 前田 英太; 薄井 利英; 叶野 豊; 高嶋 秀樹; 色川 弘行

no journal, , 

遊離性表面汚染の測定方法として、スミヤ法があり、その際に使用するふき取り資材には一般的にスミヤろ紙を用いることが多い。また、作業場所等の放射性物質の除染の際には、スミヤろ紙を含め、紙タオル, 化学ぞうきん等の資材を用いている。これらのふき取り資材におけるふき取り特性(ふき取り効率、除染の容易性)に関して実際の現場で表面密度管理の対象となる材質や核種を考慮し、「JIS Z4504放射性表面汚染の測定方法」に基づき実験的評価を実施した。本報告では、前回の報告後に、今後の管理に有用な情報となる試験片及び試験溶液(核種)を選定し、ふき取り資材の特性評価を実施したので、その結果について報告する。

口頭

Nuclear and radiochemical study of production and utilization of radioactive astatine isotopes in the Li + $$^{nat}$$Pb reaction

西中 一朗; 横山 明彦*; 鷲山 幸信*; 天野 良平*; 前田 英太*; 山田 記大*; 牧井 宏之; 渡邉 茂樹; 石岡 典子; 橋本 和幸

no journal, , 

An $$alpha$$ radioactive nuclide $$^{211}$$At with a half-life of 7.2 h is a prospective candidate for utilization in targeted alpha radiotherapy. In a general way, $$^{211}$$At is produced through the $$^{209}$$Bi($$alpha$$,2n)$$^{211}$$At reaction. However, the nuclear reactions using lithium ion beams provide the possible production routes of $$^{211}$$At. Therefore, we have measured excitation functions of At isotopes in the reaction of 29-57 MeV $$^7$$Li + $$^{nat}$$Pb at the tandem accelerator of JAEA-Tokai. The cross sections of radioactive products were determined by $$alpha$$- and $$gamma$$-ray spectrometry. The experimental excitation functions of astatine isotopes have been compared with a statistical calculation to study the reaction mechanism. Besides, a chemical separation of carrier-free radioactive astatine isotopes from an irradiated target has been studied with a dry-chemistry method. Details will be shown in the presentation.

口頭

放射線防護に関する学会連携活動と今後の展開,3; 原子力緊急時の放射線防護に関する専門家の育成・確保の取り組み

高田 千恵; 中野 政尚; 宗像 雅広; 吉田 忠義; 横須賀 美幸; 山田 純也; 前田 英太; 渡邊 裕貴; 富岡 哲史; 百瀬 琢麿

no journal, , 

万一の原子力緊急事態発生時、放射線防護分野の専門家には各所で専門性を活かした適切な情報発信・支援・指導・助言等を行うことが望まれる。放射線安全規制研究戦略的推進事業費(放射線防護研究分野における課題解決型ネットワークとアンブレラ型統合プラットフォームの形成)事業(2017$$sim$$2021年度)の一環として「緊急時放射線防護検討ネットワーク(以下、「NW」という。)」では、必要な知識・スキルを持った専門家の育成・確保に向けた取り組みを行った。

口頭

$$^7$$Li+$$^{nat}$$Pb反応でのAtの製造とAtの簡易化学分離

西中 一朗; 横山 明彦*; 鷲山 幸信*; 天野 良平*; 李 恵子*; 山田 記大*; 石黒 梨花*; 前田 英太*; 牧井 宏之; 橋本 和幸; et al.

no journal, , 

標的アルファ放射線療法で期待されるアルファ放射性核種$$^{211}$$Atの製造と利用の研究を開始した。タンデム加速器施設で29-48MeV $$^7$$Li+$$^{nat}$$Pb反応で生成する放射性同位体アスタチンの生成断面積をアルファ線,$$gamma$$線スペクトロメトリーによって求めた。加えてアスタチンの簡易化学分離法を開発した。

口頭

Production and utilization of radioactive astatine isotopes in the $$^7$$Li + $$^{nat}$$Pb reaction

西中 一朗; 横山 明彦*; 鷲山 幸信*; 天野 良平*; 前田 英太*; 山田 記大*; 牧井 宏之; 豊嶋 厚史; 渡邉 茂樹; 石岡 典子; et al.

no journal, , 

29-57MeV $$^7$$Li+$$^{rm nat}$$Pb反応におけるアスタチン同位体の生成断面積を$$alpha$$-, $$gamma$$-スペクトロメトリーによって測定し、製造の基礎となる核データを決定した。励起関数を統計モデル計算と比較することによって$$^7$$Li+$$^{rm nat}$$Pb反応の反応機構を調べ、$$^7$$Liの分解反応の寄与を明らかにした。加えて鉛標的から無担体アスタチントレーサーを高放射化学純度、高化学純度で分離できる乾式蒸留法を開発した。

口頭

$$^{7}$$Liイオンビームを用いたアスタチン、ヨウ素RIの製造と利用

西中 一朗; 横山 明彦*; 鷲山 幸信*; 天野 良平*; 前田 英太*; 谷口 拓海*; 村上 拳冬*; 渡辺 茂樹; 鈴木 博元; 石岡 典子; et al.

no journal, , 

内用放射線治療への応用が期待されている$$alpha$$放射性同位体$$^{211}$$Atは、一般に、加速器を用いて核反応$$^{209}$$Bi($$^{4}$$He,2n)$$^{211}$$Rnで合成されるが、我々は$$^{209}$$Bi($$^{7}$$Li,5n)$$^{211}$$Rnで利用した、$$^{211}$$Rn/$$^{211}$$Atジェネレータで供給する新しいシステムの開発プロジェクトを進めている。この開発プロジェクトに必要なアスタチン、ヨウ素RIを合成するため、$$^{7}$$Liイオンビームを用いた$$^{209}$$Bi($$^{7}$$Li,xn)$$^{216-x}$$Rn, $$^{nat}$$Pb($$^{7}$$Li,xn)$$^{nat-x}$$At, $$^{nat}$$Sn($$^{7}$$Li,xn)$$^{nat-x}$$I反応の核反応断面積を測定し、基礎基盤となる核データを決定した。さらに、これらの反応で合成したアスタチン,ヨウ素RIの分離・精製方法を開発した。講演では、これらスタチン,ヨウ素RIの製造に関する研究成果を中心に報告する。くわえて、アスタチン,ヨウ素RIを利用した研究例を紹介する。

口頭

$$alpha$$線内用療法のための$$^{211}$$Rn/$$^{211}$$Atジェネレータの作成

鷲山 幸信*; 前田 英太*; 横山 明彦*; 西中 一朗; 谷口 拓海*; 山田 記大*; 牧井 宏之; 豊嶋 厚史; 天野 良平*

no journal, , 

内用療法に利用可能な$$alpha$$放射体の中でも、半減期7.2時間の$$^{211}$$Atはもっとも臨床応用が期待されるアイソトープである。しかし、半減期が短いゆえにその利用は大型サイクロトロン施設近辺に制限されている。本研究では、$$^{211}$$Atの広範囲における国内実用化を目指し、有機溶媒抽出系を用いた$$^{211}$$Rn/$$^{211}$$Atジェネレータの製造を試みた。原子力機構タンデム加速器の$$^7$$Liビームを利用した$$^{209}$$Bi($$^7$$Li,5n)$$^{211}$$Rn反応で$$^{211}$$Rnを製造した。標的Bi金属から分離した$$^{211}$$Rnを82%の収率で有機相へ抽出し、有機相中で$$^{211}$$RnのEC壊変で生成した$$^{211}$$Atを98%の回収率でメタノール溶媒へ抽出できることを確認した。本結果から$$^{211}$$Rnを利用した$$^{211}$$Atジェネレータ製造の可能性が示された。

口頭

大洗研究開発センター燃料研究棟汚染・内部被ばく事故,3; 作業員の被ばく評価にかかる放射線管理情報等の測定及び調査

加藤 祥成; 橋本 周; 宮内 英明; 安宗 貴志; 前田 英太; 高崎 浩司; 吉澤 道夫; 百瀬 琢麿

no journal, , 

本発表では、主として作業員の内部被ばく線量評価及び内部被ばく経路の推定に資するために実施した種々の測定手法及び結果について報告する。作業員が着用していた半面マスクについて調査した結果、半面マスク接顔部の広い範囲で汚染が確認された。このことから、樹脂製の袋が破裂した際に直接浴びたPu等の粒子及び顔面に付着した汚染が、半面マスクと顔面の間に入り込み、内部被ばくを引き起こした可能性が高いと推定した。

口頭

Production of alpha-emitting radioisotopes using the cyclotron facilities at Osaka University and JAEA Takasaki, and the Tandem accelerator at Tokai, JAEA

鷲山 幸信*; 天野 良平*; 前田 英太*; 横山 明彦*; 西中 一朗; 高橋 成人*; 篠原 厚*; 渡辺 茂樹; 石岡 典子

no journal, , 

$$alpha$$放射性同位体の核医学利用のため、大阪大学と原子力機構高崎量子応用研究所(高崎研)のサイクロトロン施設における30MeV $$^4$$Heを用いた$$^{209}$$Bi($$^4$$He, 2n)$$^{211}$$At反応で$$alpha$$放射性同位体$$^{211}$$Atの製造と利用の研究を開始した。加えて$$^{211}$$Atのサイクロトロン施設からの遠隔地利用のための$$^{211}$$Rn/$$^{211}$$Atジェネレータの研究を原子力機構原子力科学研究所タンデム加速器施設において実施している。これら$$^{211}$$Atの核医学利用を目指したAt化学研究と$$^{211}$$Rn/$$^{211}$$Atジェネレータ研究の研究成果、ならびに日本における$$alpha$$放射性同位体の核医学利用の現状を紹介する。

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