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論文

放射性気体廃棄物中のトリチウム捕集に用いる疎水性パラジウム触媒の酸化性能評価

古谷 美紗; 米谷 達成; 中川 雅博; 上野 有美; 佐藤 淳也; 岩井 保則*

保健物理(インターネット), 55(2), p.97 - 101, 2020/06

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所では、放射性気体廃棄物中に存在するトリチウムガス(HT)をトリチウム水蒸気(HTO)に酸化するため、酸化触媒を600$$^{circ}$$Cに加熱して使用している。本研究では、酸化触媒の加熱温度を低下させ、より安全な$$^{3}$$Hモニタリング手法を確立することを目的として、疎水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒, CuO触媒、及びPt/Al$$_{2}$$O$$_{3}$$触媒の異なる温度条件下における水素ガスに対する酸化効率を検証した。その結果、疎水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒及びPt/Al$$_{2}$$O$$_{3}$$触媒の水素に対する酸化性能はCuO触媒と比較して優れており、25$$^{circ}$$Cの室内温度条件下においても水素を十分に酸化する能力があることが明らかとなり、$$^{3}$$Hモニタリングにおける安全性の向上が期待できる。

報告書

原子力施設等の緊急時における被ばく評価事例集

川崎 将亜; 中嶌 純也; 吉田 圭佑; 加藤 小織; 西野 翔; 野崎 天生; 中川 雅博; 角田 潤一; 菅谷 雄基; 長谷川 里絵; et al.

JAEA-Data/Code 2017-004, 57 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-004.pdf:2.34MB

原子力施設の事故発生時においては、事故による影響及びその範囲を迅速に把握するために、放出された放射性物質による一般公衆への影響や事故による作業者の個人被ばく線量を早期に評価し報告することが求められる。そのため、原子力科学研究所放射線管理部においては、事故発生時の迅速な対応に資するために、一般公衆及び作業者の被ばく線量評価について、評価方法及び必要となる各種パラメータ等を想定される事故事例ごとにまとめ、事例集を整備した。本事例集では、原子力科学研究所で想定される各種事故に加え、過去の原子力事故で放出された放射性物質による被ばく評価について扱っており、これらは緊急時における被ばく評価についての知見・技術の継承にも用いることができる。

論文

放射性気体廃棄物中の$$^{14}$$C捕集に用いる疎水性パラジウム触媒の酸化性能評価

上野 有美; 中川 雅博; 佐藤 淳也; 岩井 保則

保健物理, 51(1), p.7 - 11, 2016/03

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所では、放射性気体廃棄物中の炭素14($$^{14}$$C)を$$^{14}$$CO$$_{2}$$へ酸化し捕集するため、酸化銅(CuO)触媒を600$$^{circ}$$Cに加熱して使用している。我々は、酸化触媒の加熱温度を低下させ、より安全な$$^{14}$$Cモニタリング手法を確立することを目的として、二酸化ケイ素(SiO$$_{2}$$)の表面に疎水化処理を施した疎水性パラジウム二酸化ケイ素(Pd/SiO$$_{2}$$)触媒を新たに開発した。その酸化性能についてCuO触媒,白金アルミナ(Pt/Al$$_{2}$$O$$_{3}$$)触媒,パラジウム二酸化ジルコニウム(Pd/ZrO$$_{2}$$)触媒および親水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒と比較を行った。その結果、疎水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒の酸化性能が最も優れていることが確認できた。現在使用しているCuO触媒を疎水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒に変更することで、管理区域内で使用する加熱炉の温度を600$$^{circ}$$Cから300$$^{circ}$$Cへ低下させることができ、モニタリングの安全性を向上させることが可能となる。

報告書

東京電力(株)福島第一原子力発電所事故に関する放射線管理の基準の根拠及び課題について

山田 克典; 藤井 克年; 神田 浩志; 東 大輔; 小林 稔明; 中川 雅博; 深見 智代; 吉田 圭佑; 上野 有美; 中嶌 純也; et al.

JAEA-Review 2013-033, 51 Pages, 2013/12

JAEA-Review-2013-033.pdf:2.73MB

平成23年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故以降、放射線防護・放射線管理にかかわるさまざまな基準が策定された。インターネット等を通じて、これらの基準を調査した結果、下記13項目があげられた。(1)ヨウ素剤の服用基準値、(2)避難住民等に対するスクリーニングレベル、(3)避難区域、屋内退避等、(4)食品規制値(暫定規制値、基準値)、(5)放射線業務従事者の緊急時被ばく限度、(6)水浴場開設の判断基準、(7)学校・校庭の利用の判断基準、(8)作付基準、(9)飼料の暫定許容値、(10)堆肥の暫定許容値、(11)船舶、コンテナ等の除染基準、(12)廃棄物の取扱、処分等、(13)除染作業にかかわる基準。これらの基準の根拠を調査・整理し、今後の放射線防護、放射線管理の課題を検討した。

論文

呼吸追随型電動ファン付全面マスクの防護性能試験

中川 雅博; 野嶋 峻; 藤井 克年; 宍戸 宣仁; 酒井 俊也; 梅原 隆; 清水 勇

保健物理, 47(3), p.189 - 193, 2012/10

内部被ばくを防護する手段として防塵マスク等の呼吸用保護具の着用がある。呼吸用保護具の一種として、電動ファン付呼吸用保護具があるが、近年では、着用時の呼吸を補助し、バッテリーやフィルタの消耗を抑える呼吸追随型電動ファン付全面マスクが開発されている。本試験では、呼吸追随型電動ファン付全面マスクについて、マンテスト装置を用いて防護性能試験を行い、ファンのない全面マスクと比較するとともに放射線作業において使用する際の着用基準となる防護係数の算出を行った。測定終了後にはマスク着用時の作業者の負担に関するアンケート調査を行った。試験の結果、呼吸追随型電動ファン付全面マスクはファンのない全面マスクと比較して安定した防護性能を維持でき、着用基準として防護係数2000以上の設定が可能であることが確認できた。また、アンケート調査により着用時の作業者の負担軽減が確認できた。

論文

Identified charged hadron production in $$p + p$$ collisions at $$sqrt{s}$$ = 200 and 62.4 GeV

Adare, A.*; Afanasiev, S.*; Aidala, C.*; Ajitanand, N. N.*; 秋葉 康之*; Al-Bataineh, H.*; Alexander, J.*; 青木 和也*; Aphecetche, L.*; Armendariz, R.*; et al.

Physical Review C, 83(6), p.064903_1 - 064903_29, 2011/06

 被引用回数:134 パーセンタイル:0.69(Physics, Nuclear)

200GeVと62.4GeVでの陽子陽子の中心衝突からの$$pi, K, p$$の横運動量分布及び収量をRHICのPHENIX実験によって測定した。それぞれエネルギーでの逆スロープパラメーター、平均横運動量及び単位rapidityあたりの収量を求め、異なるエネルギーでの他の測定結果と比較する。また$$m_T$$$$x_T$$スケーリングのようなスケーリングについて示して陽子陽子衝突における粒子生成メカニズムについて議論する。さらに測定したスペクトルを二次の摂動QCDの計算と比較する。

論文

Azimuthal correlations of electrons from heavy-flavor decay with hadrons in $$p+p$$ and Au+Au collisions at $$sqrt{s_{NN}}$$ = 200 GeV

Adare, A.*; Afanasiev, S.*; Aidala, C.*; Ajitanand, N. N.*; 秋葉 康之*; Al-Bataineh, H.*; Alexander, J.*; 青木 和也*; Aphecetche, L.*; Aramaki, Y.*; et al.

Physical Review C, 83(4), p.044912_1 - 044912_16, 2011/04

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.98(Physics, Nuclear)

重いフレーバーのメソンの崩壊からの電子の測定は、このメソンの収量が金金衝突では陽子陽子に比べて抑制されていることを示している。われわれはこの研究をさらに進めて二つの粒子の相関、つまり重いフレーバーメソンの崩壊からの電子と、もう一つの重いフレーバーメソンあるいはジェットの破片からの荷電ハドロン、の相関を調べた。この測定は重いクォークとクォークグルオン物質の相互作用についてのより詳しい情報を与えるものである。われわれは特に金金衝突では陽子陽子に比べて反対側のジェットの形と収量が変化していることを見いだした。

論文

Electronic properties of femtosecond laser induced modified spots on single crystal silicon carbide

富田 卓朗*; 岩見 勝弘*; 山本 稔*; 出来 真斗*; 松尾 繁樹*; 橋本 修一*; 中川 圭*; 北田 貴弘*; 井須 俊郎*; 齋藤 伸吾*; et al.

Materials Science Forum, 645-648, p.239 - 242, 2010/04

フェムト秒レーザーを用いて炭化ケイ素(SiC)の改質を試みた。フーリエ変換赤外分光法(FTIR)法を用いて改質領域を調べた結果、残留線バンドの強度が減少し、この現象が結晶性の劣化によるものと説明できた。また、残留線バンドが偏波依存性を有することがわかり、この特性を活かすことで赤外領域で動作する光学素子への応用が期待できる。電流電圧特性測定とホール係数測定の結果、改質後の電気伝導度が改質前に比べて4桁以上も大きい5.9$$times$$10$$^{-2}Omega$$mになることがわかり、フェムト秒レーザーによりSiCの電気特性を改質できることを明らかにした。

報告書

Conceptual study for new $$^{99}$$Mo-production facility in JMTR

木村 明博; 飯村 光一; 細川 甚作; 出雲 寛互; 堀 直彦; 中川 哲也; 菅野 勝; 石原 正博; 河村 弘

JAEA-Review 2009-072, 18 Pages, 2010/03

JAEA-Review-2009-072.pdf:9.29MB

JMTRは$$^{99m}$$Tcの親核種である$$^{99}$$Moの製造計画を立てている。放射線や放射性同位元素は疾病の診断や治療に使われている。その中でも$$^{99m}$$Tcは放射性医薬品としての需要が年々増加しており、今後もさらなる増加が考えられる。しかし、日本では$$^{99m}$$Tcの唯一の親核種である$$^{99}$$Moをすべて海外から輸入している。そのため、国内での安定供給が望まれる。$$^{99}$$Moは2つの方法で製造される。1つは核分裂を利用した(n,f)法でもう一つは$$^{98}$$Moを使用した(n,$$gamma$$)法である。JMTRでは、シンプルな(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Moの製造について検討を行った。その結果、新しい水力ラビット照射装置を使用することにより一定量の$$^{99}$$Moを安定的に供給できることがわかった。

報告書

Current status of JMTR refurbishment project

神永 雅紀; 新見 素二; 堀 直彦; 高橋 邦裕; 菅野 勝; 中川 哲也; 長尾 美春; 石原 正博; 河村 弘

JAEA-Review 2009-056, 20 Pages, 2010/02

JAEA-Review-2009-056.pdf:8.35MB

JMTRは、軽水減速・冷却,ベリリウム反射体付きタンク型炉で、その熱出力は50MWである。最大高速中性子束及び熱中性子束は、ともに4$$times$$10$$^{18}$$m$$^{-2}$$s$$^{-1}$$である。1968年3月に初臨界を達成した後、2006年8月まで利用運転を継続して設備更新のために停止した。更新は2007年度初頭から2010年にかけて実施し、2011年度に運転再開予定である。2007年度当初に、JMTR原子炉建家,排気筒等のコンクリート構造物,1次冷却系タンク類,熱交換器,2次冷却系配管等の健全性を確認するための経年劣化調査を実施した。その結果、今後の信頼性向上の観点から更新すべき機器,修理すべき機器や構造物を決定した。2008年度は、水中カメラを用いた原子炉圧力容器の目視検査を実施し、有害な損傷のないことを確認した。現在まで、機器等の更新は、計画したスケジュールに従って順調に進んでいる。2009年度には1次冷却系ポンプ電動機,2次冷却系ポンプ,ベリリウム反射体枠の更新等が予定されている。核計装設備,プロセス計装設備等は、2010年度に更新する予定である。本稿では、JMTR更新計画の現状について示す。

論文

Temperature evaluation of core components of HTGR at depressurization accident considering annealing recovery on thermal conductivity of graphite

角田 淳弥; 柴田 大受; 中川 繁昭; 塙 悟史; 伊与久 達夫; 石原 正博

Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), p.4822 - 4828, 2005/08

黒鉛材料は、熱・機械的特性が優れているため、HTGR炉心の構成要素として用いられる。原子炉の運転中に、黒鉛構造物の熱伝導率は中性子照射によって低下するが、照射温度以上に加熱されるとアニーリング効果が期待されるため、熱伝導率がある程度回復すると考えられる。本研究では、HTGRの減圧事故時についてアニーリング効果を考慮した温度解析を実施し、アニーリング効果が燃料最高温度に及ぼす影響について検討した。検討の結果、アニーリング効果を考慮した燃料最高温度の解析値は約100$$^{circ}$$C低くなり、燃料最高温度をより精度よく評価できることが明らかになった。また、HTTRで実施した安全性実証試験について、アニーリング効果を考慮した評価手法を適用し解析を行った。

論文

Reactor internals design

角田 淳弥; 石原 正博; 中川 繁昭; 菊地 孝行; 伊与久 達夫

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.81 - 88, 2004/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:67.96(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉(HTGR)は、黒鉛減速ヘリウム冷却型中性子炉であり、高温のヘリウムガスの取り出しが可能であるとともに高い固有の安全性を有している。炉内構造物は、高温のヘリウムガスを得るため耐熱性に優れた黒鉛材料を用いている。HTTRの炉内構造物は、黒鉛構造物,金属製炉心支持構造物及び金属製遮へいブロックから構成される。本報では、特にHTTRの炉心支持構造物についての設計方針及び供用期間中検査(ISI)の計画について述べる。

論文

ベントナイトにおける2価鉄、マンガンイオンの関与するイオン交換の選択係数

佐伯 和利*; 中川 啓*; 和田 信一郎*; 柴田 雅博; 広城 吉成*; 神野 健二*

粘土科学, 42(1), p.1 - 5, 2002/08

還元状態を保持しながら、カルシウムを飽和させたベントナイトに対するFe$$^{2+}$$, Mn$$^{2+}$$のイオン交換選択性を求める実験を行った。Fe$$^{2+}$$とMn$$^{2+}$$ともにCa$$^{2+}$$とのイオン交換選択係数はだいたい1前後を示した。よって、ベントナイトに対するFe$$^{2+}$$とMn$$^{2+}$$の吸着特性はほぼアルカリ土類金属イオンと同様であると推察できた。

口頭

呼吸連動型全面マスクの防護性能試験

中川 雅博; 野嶋 峻; 藤井 克年; 宍戸 宣仁; 酒井 俊也; 梅原 隆; 清水 勇

no journal, , 

内部被ばく防護の手段として呼吸用保護具の着用がある。近年では安全性の高い電動ファン付全面マスクが開発されている。今回、電動ファン付全面マスクのうち呼吸連動型について、マンテスト装置を用いて防護性能試験を行い、ファンのない全面マスクと比較するとともに現場で使用するための防護係数を求めた。試験は通常の装着状態の他に、防護性能を低下させる状況を想定し、フィルタに詰まりが発生した状態、マスクと皮膚の間に隙間が生じた状態での漏れ率測定を行った。その結果、呼吸連動型全面マスクは安定した防護性能を維持することが確認できた。また、ファンを停止させた状態での漏れ率がファンのない全面マスクと同等以上であることを確認した。

口頭

原子力施設における使用を目的としたマスクフィッティングテスターの性能試験

中川 雅博; 加藤 拓也; 野嶋 峻; 酒井 俊也; 宍戸 宣仁; 梅原 隆

no journal, , 

マスクフィッティングテスターMT-03は、医療機関や産業機関における労働衛生教育用の装置として普及している。しかし、原子力施設において汚染区域での作業前に呼吸用保護具の防護性能を確認する目的で導入されている例は少ない。そこで、MT-03の性能試験を実施し、原子力施設において、汚染区域での作業前に行う呼吸用保護具の漏れ率確認に使用できるかを検証した。本試験では、MT-03を用いて漏れ率の測定試験を実施し、現在原子力科学研究所燃料試験施設において使用しているマスクマンテスト装置MT-100Nとの比較を行った。その結果、MT-100Nよりも測定結果の変動が大きく、高めの値となる傾向があるものの、呼吸用保護具の防護性能を適切に確認でき、汚染区域での作業前に行う呼吸用保護具の漏れ率確認に使用できることがわかった。

口頭

東北地方太平洋沖地震により荷崩れした廃棄物保管体の再配置作業における放射線管理

野嶋 峻; 坂井 純; 中川 雅博; 白土 佳宏; 青柳 寛之; 大塚 義和; 酒井 俊也; 宍戸 宣仁; 梅原 隆

no journal, , 

解体分別保管棟保管室では、解体,分別及び減容処理された放射性固体廃棄物を保管容器に収納(以下、「保管体」という。)し、3段積みで保管している。2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震により、保管体の一部が荷崩れ及び転倒したため、再配置作業を実施した。作業は、2011年度から行われている作業であり、2012年8月から12月に行われた保管体再配置作業の放射線管理について報告する。

口頭

旧JRR-3の改造工事に伴って発生したコンクリートのクリアランス作業における放射線管理

古谷 美紗; 青柳 寛之*; 白土 佳宏; 野嶋 峻; 中川 雅博; 大塚 義和; 新沼 真一*; 酒井 俊也; 武藤 康志; 南里 朋洋; et al.

no journal, , 

2005年の核原料物質,核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律の改正によって「クリアランス制度」が導入された。原子力機構では本制度に基づき、旧JRR-3の改造工事に伴って発生した、第2保管廃棄施設の保管廃棄施設・NLピットに保管廃棄している放射能レベルの非常に低いコンクリート(クリアランス対象物)をクリアランスするため、2007年に放射能濃度の測定及び評価方法の認可申請を行い、2008年に認可された。2009年度から2013年度の約5年間で全クリアランス対象物(約4000トン)の測定及び評価を終了している。本発表ではクリアランス作業における放射線管理について報告する。

口頭

放射性気体廃棄物中の$$^{3}$$He捕集に用いる疎水性パラジウム触媒の酸化性能評価

米谷 達成; 古谷 美紗; 中川 雅博; 上野 有美; 佐藤 淳也

no journal, , 

放射性気体廃棄物中$$^{14}$$Cモニタリングの高度化のために開発した疎水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒は$$^{3}$$Heに対しても優れた酸化性能を有していると考えられる。本研究では、疎水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒と現在原子力科学研究所において使用しているCuO及びPt/Al$$_{2}$$O$$_{3}$$触媒の水素酸化効率の比較試験を行った。試験は以下の手順で行った。水素標準ガス(100ppm)を加熱した触媒に通気し、通気後のガスをアルミニウムバッグに捕集し、ガスクロマトグラフ装置によって水素濃度を測定した。通気前のガスの水素濃度と通気後のガスの水素濃度を比較し、水素酸化効率を算出した。加熱温度を変化させて試験を行い、各触媒の異なる温度条件下における水素酸化効率を比較した。その結果、疎水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒及びPt/Al$$_{2}$$O$$_{3}$$触媒は、CuOと比較して優れた水素酸化性能を有していることが分かった。

口頭

再処理施設およびRI施設における排気中$$^{14}$$Cモニタリング; 最適な酸化触媒の開発および比較評価

上野 有美; 中川 雅博; 佐藤 淳也; 岩井 保則

no journal, , 

日本原子力研究開発機構の再処理施設およびRI施設では放射性気体廃棄物中の炭素14($$^{14}$$C)を$$^{14}$$CO$$_{2}$$へ酸化し捕集するため、触媒を500$$^{circ}$$C$$sim$$600$$^{circ}$$Cに加熱して使用している。我々は、酸化触媒の加熱温度を低下させ、より安全な$$^{14}$$Cモニタリング手法を確立することを目的として、二酸化ケイ素(SiO$$_{2}$$)の表面に疎水化処理を施した疎水性パラジウム二酸化ケイ素(Pd/SiO$$_{2}$$)触媒を新たに開発した。その酸化性能についてCuO触媒, 白金アルミナ(Pt/Al$$_{2}$$O$$_{3}$$)触媒, パラジウム二酸化ジルコニウム(Pd/ZrO$$_{2}$$)触媒および親水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒と比較を行った。その結果、疎水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒の酸化性能が最も優れていることが確認できた。現在使用している触媒を疎水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒に変更することで、管理区域内で使用する加熱炉の温度を500$$^{circ}$$C$$sim$$600$$^{circ}$$Cから300$$^{circ}$$Cへ低下させることができ、モニタリングの安全性を向上させることが可能となった。

口頭

MOX燃料施設における水晶体及び末端部の中性子線・$$gamma$$線被ばく評価

大津 彩織; 坪田 陽一; 内田 真弘; 中川 貴博; 川崎 位

no journal, , 

【1.背景・目的 】組織反応に関するICRP声明を受けて国内法令の見直しが検討され、水晶体の等価線量限度は実効線量と同じ「5年間で100mSvかつ年間最大50mSv」に引き下げられる見込みである。日本原子力研究開発機構核燃料サイクルエ学研究所における水晶体の線量は、均等被ばくの場合は胸部、不均等被ばくの場合は頸部に着けたTLDバッジで評価しているが、この線量限度引き下げに対し、現在の管理方法を適用できるかを検討する必要がある。本研究では、MOX燃料を取り扱うグローブボックスでのグローブ作業を模擬したファントムを実フィールドに設置し、水晶体付近(頭部)・頸部・胸部の$$gamma$$線及び中性子線量の実測による比較試験を行った。また、グローブ作業では末端部(手部)の管理も重要であることから併せて試験を実施した。【2.試験内容】 同研究所のMOX燃料施設において、中性子線量率の高いグローブボックス(以下、GBという。)を選定し、中性子線・$$gamma$$線の線量率分布を測定した。なお、中性子線量の測定には、小さく軽量の中性子線用サーベイメータ(以下、軽量型という。)とレムカウンタ(型式Studsvik 2202D)の2種類のサーベイメータを使用し、軽量型を用いてGB内外の線量率を測定した。この測定結果を元に次のファントムを用いた試験を実施した。頭部・胸部・末端部を模擬したファントムを図のように設置し、$$gamma$$線についてはTLD、中性子線については、TLD・固体飛跡検出器・バブル線量計をファントム上に配置して被ばく線量を実測した。【3.試験結果】 グローブ作業の環境における中性子線・$$gamma$$線の線量率分布を測定したところ、軽量型はレムカウンタと比較して測定部が小型であるため、GB内外の線量率を測定でき、ポートの内部と表面の線量率の比を把握することができた。作業者を模擬したファントムと線量計を用いて実測した末端部(手部)と体幹部の$$gamma$$線・中性子被ばく線量の比はポートの内部と表面の線量率の比と同程度であった。また、中性子被ばく線量は頭部(水晶体部とみなした場合)の値と胸部の値はほぼ同じであった。$$gamma$$線被ばく線量は頭部$$leq$$胸部$$<$$頸部であり、今回の試験では胸部の値を超えることはなかった。以上の結果から、今回の試験環境においては現在の管理方法でも水晶体の等価線量は過小評価にはならないと推測された。

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