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論文

Results of whole body counting for JAEA staff members engaged in the emergency radiological monitoring for the Fukushima nuclear disaster

高田 千恵; 栗原 治*; 金井 克太; 中川 貴博; 辻村 憲雄; 百瀬 琢麿

NIRS-M-252, p.3 - 11, 2013/03

2011年3月11日の巨大な地震と津波は、莫大な量の放射性物質を環境中に放出した。地震発生の翌日、原子力機構は緊急時放射線モニタリングを開始した。福島から帰ってきた作業者を対象とした全身カウンタが開始されたのは3月末であった。この測定で得られた$$^{131}$$Iの体内残留量は検出下限値未満から7kBq、福島での作業開始日で推定された当初の吸入量は1kBq未満から60kBqであった。$$^{134}$$Cs及び$$^{137}$$Csの測定値は検出下限値未満から3kBqであった。$$^{131}$$Iの$$^{137}$$Csに対する比の中央値は11であった。最大の預託実効線量は0.8mSvで、これは3月13日から14日までに派遣された第2陣のモニタリング・チームのメンバーの値である。

論文

Measurements of $$^{131}$$I in the thyroids of employees involved in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident

栗原 治*; 金井 克太; 中川 貴博; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 百瀬 琢麿; 古田 定昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(2), p.122 - 129, 2013/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:53.31(Nuclear Science & Technology)

2011年3月11日に発生したマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震に起因する大津波により、東京電力福島第一原子力発電所は全交流電源喪失からメルトダウンに至る深刻な事故に至った。福島第一原子力発電所作業員の放射線防護システムは、この事故によりほとんどの機能を喪失した。原子力機構では、この事故支援の一環として、車載型全身カウンタによって作業員の内部被ばくモニタリングを開始したものの、さらに正確な、さらに高感度な、甲状腺沈着$$^{131}$$Iの計測がさらに求められた。本論文では、著者らの研究所で行った高純度Ge半導体検出器及び遮へい室を利用した、甲状腺計測について述べる。4月20日から8月5日までに測定した被検者の総数は560名であった。甲状腺$$^{131}$$I量の最大値及びその次に高い数値である9760Bq及び7690Bqが、5月23日に測定した2名の男性被検者から検出された。われわれの計測から得られた知見を本論文で述べる。

論文

Verification analysis of thermoluminescent albedo neutron dosimetry at MOX fuel facilities

中川 貴博; 高田 千恵; 辻村 憲雄

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.140 - 143, 2011/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

TLアルベド線量計(TLAD)の評価値は、中性子エネルギースペクトルに大きく依存する。このため、筆者らは固体飛跡検出器(SSNTD)を組合せたTLADを中性子被ばくが見られる作業者に対して配付してきた。これは、両線量計の指示値の比($$T$$/$$R$$$$_{rm f}$$)が中性子スペクトルの硬さの指標になるからである。ここでは、最近の$$T$$/$$R$$$$_{rm f}$$を把握すること、またTLADの換算係数の修正が必要なほど、作業環境が変化していないことを確認することを目的とした。分析の結果、$$T$$/$$R$$$$_{rm f}$$は10-20(3.363mm$$^{-2}$$)/(mSv $$^{137}$$Cs eq.)であった。これは、1991-1993年度の分析データよりも小さい値である。$$T$$/$$R$$$$_{rm f}$$の減少の原因として、作業者のグローブボックス近傍での作業の減少が考えられる。一方、90年代から作業環境中の中性子スペクトルは大きく変化していないことから、TLADでの中性子線量評価は妥当であったと言える。

口頭

中性子用個人線量計のフィールド実験のためのファントムの検討

高田 千恵; 中川 貴博; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 高安 哲也*

no journal, , 

臨界事故を含む、中性子被ばくの状況下での個人線量計の応答は、放射線の入射方向などに大きく影響を受けるため、フィールド実験等においてはそれを考慮したファントムを選択することが重要である。そこで、種々のファントム上における中性子用個人線量計のエネルギー特性及び方向特性を、Cf-252線源と減速材の組合せによるハイブリッド減速中性子校正場での実験及び計算により評価し、レスポンス変化の調査と、フィールド実験の際に使用すべきより現実的なファントムについての検討を行った。

口頭

TLDを用いた施設周辺の中性子線量モニタリング

中川 貴博; 高田 千恵; 関根 伸行*; 高安 哲也*; 辻村 憲雄; 百瀬 琢麿

no journal, , 

核燃料サイクル工学研究所のMOX施設では作業環境中に中性子が存在するため、管理区域境界の積算線量モニタリングを行う際、$$gamma$$線に加え中性子線も測定する必要があり、長年サーベイメータにより測定した線量率を用いていたが、平成14年度からTLDを用いた積算中性子線量当量計を新たに導入した。この線量計は、ポリエチレン製の立方体の中心にTLD素子を配置したものである。今回、減速中性子校正場での特性試験と方向特性について追試験を行うとともに、モンテカルロ計算を用いて性能評価を行った。その結果は市販されているサーベイメータとほぼ同じ性能であった。使用実績の一例として示す管理区域境界における中性子線の四半期ごとの積算線量トレンドでは、測定ポイント付近にあった核燃料物質の移動により見られる3か月間あたり0.1mSvという小さな変化もよく観測されている。サーベイメータでの週ごとのモニタリングに加え、積算線量を測定することで、サーベイメータでは検出下限値未満となる低線量の場合でも測定することができ、より細やかな管理が可能である。以上から、本線量計はMOX施設の管理区域境界における中性子線積算線量の測定に適切である。

口頭

窒素とリン4価イオンを注入されたポリアニリンのESR

太田 信昭*; 中川 清子*; 西山 文隆*; 森下 憲雄; 大島 武

no journal, , 

直径12mm,厚さ0.5$$sim$$1mm程度のペレット状ポリアニリンに対して、TIARAの3MVタンデム加速器を用いて窒素4価イオン(13.5MeV)及びリン4価イオン(15MeV)を注入した。イオン注入した試料を粉砕し、77Kで電子スピン共鳴(ESR)測定したところ、ポリアニリンラジカルのブロードなピークが観測された。また、ポリアニリンラジカル以外に、窒素イオン注入では2$$times$$10$$^{12}$$ions/cm$$^{2}$$以下で、リンイオン注入では6$$times$$10$$^{12}$$ions/cm$$^{2}$$以上で、新たな信号が観測された。

口頭

MOX施設管理区域境界におけるTLDによる中性子線のモニタリング

中川 貴博; 高田 千恵; 関根 伸行*; 高安 哲也*; 辻村 憲雄

no journal, , 

【はじめに】MOX施設の管理区域境界では、施設の運転状況から線量率が低く変動が小さいことを前提として、サーベイメータでの定期的な線量率測定を管理の基本としている。しかし、微小な線量率変動の影響を加味し、1.3mSv/3月間を超えないことを確認するためには、積算線量計での測定が望ましい。核燃料サイクル工学研究所では、TLDを内蔵した中性子線量当量計を平成14年に導入し、既に運用していた$$gamma$$線用TLDとともに現在まで測定を行ってきた。【性能試験】本線量当量計について、これまでに報告されていない頂点方向入射の方向特性とMOX施設への適用の再確認のためエネルギー特性に関する試験を行った。加えて、モンテカルロ計算(MCNP5)にて詳細な性能評価を行った結果、方向依存は無視できる程小さく、エネルギー特性についても、本線量当量計がMOX施設での積算線量測定に十分な性能であることが確認できた。【運用実績】あるポイントでは、サーベイメータによる測定結果は検出下限値未満であったが、積算線量計を用いることで、微小な線量変動を捉えることができ、きめ細やかな管理が可能であることが確認できた。

口頭

臨界事故時における緊急対応計画のための線源条件の検討

高田 千恵; 中川 貴博; 辻村 憲雄

no journal, , 

万一臨界事故が発生した場合に被災者及び事故対応要員の被ばくレベルがどの程度になるかを推定することは、緊急対応計画の策定又は実効性の高い訓練計画の立案のための情報として非常に有用である。これまでに国内外の核燃料施設で発生した臨界事故計22件のうち21件が溶液系臨界事故であり、JCOでの事故もこれに含まれる。また、JAEAの再処理施設及びMOX燃料施設での臨界事故もすべて溶液系で想定されている。本件は、このような溶液系臨界事故について、事故の規模及び被ばくレベルを簡便に推定するための線源条件について検討することを目的として行った。事故の規模を表す場合は臨界継続時間中の出力変化を加味する必要があるが、今回は第1パルスによる被ばくを検討の対象とし、モンテカルロコードによる計算にて評価を行った。この結果から、核分裂数だけでなく、核分裂あたりの漏洩中性子も体積の関数で表すことができることが示唆された。遮へいがない場合はn/$$gamma$$比も大きくは変化しないことから、少なくとも遮へいなしの状態での被ばくのレベルは溶液の体積から推定することができる。

口頭

臨界事故におけるスクリーニングのためのインジウム誘導放射能とサーベイメータ計数率の関係の評価

高田 千恵; 中川 貴博; 辻村 憲雄; 寺門 義則*

no journal, , 

臨界事故時に施設内の従事者等の被ばくの有無,レベルを即時に判断するためのスクリーニング検査として、対象者が着用していたインジウムの誘導放射能をサーベイメータで測定する方法がある。今回は、一般的なRI線源であるCf-252線源の照射実験とモンテカルロ計算によって、この誘導放射能とサーベイメータ計数値の関係を評価した結果を報告する。

口頭

グローブボックス作業における体幹部不均等及び末端部被ばくのデータ分析

中川 貴博; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 山崎 巧; 樫村 慎也*

no journal, , 

MOX施設のグローブボックス作業に従事する作業者は、Am-241からの$$gamma$$線に対する防護のため鉛エプロンを着用する。このため、体幹部は不均等に被ばくするとともに、手部も体幹部に比して有意に高い被ばくを受ける。このような被ばく形態における、作業者の各部位の線量当量の関係等を作業工程ごとに分析した結果を報告する。

口頭

Activity of the Nuclear Human Resources Development Center in Japan Atomic Energy Agency

山下 清信; 村上 博幸; 仲川 憲生; 新井 信義; 松浦 賢一; 大関 好之

no journal, , 

原子力人材育成センターは、その設立以後半世紀にわたり原子力分野において教育研修を幅広く途切れることなく実施してきた。最近の主な活動は、(1)国内の原子炉技術者を対象とした教育研修、(2)国外の原子炉技術者を対象とした教育研修、(3)国内大学との原子力教育に関する協力、(4)国際機関との原子力人材育成に関する協力、及び(5)原子力人材育成ネットワーク事務局としての中核的役割である。会議において、これらの最近の活動を報告する。

口頭

アジア諸国への原子力人材育成自立支援

澤田 誠; 薮内 友紀子; 新井 信義; 金井塚 清一; 山下 清信; 仲川 憲生; 村上 博幸; 中村 和幸

no journal, , 

文部科学省からの受託事業として原子力機構が実施しているアジア10か国を対象とした「国際原子力人材育成事業(講師育成事業)」の概要として、本事業が、(1)講師育成研修、(2)フォローアップ研修、(3)原子力技術安全セミナー、の3本柱からなっていること、1996年から16年間にわたって実施された結果、延べ160人ものアジア人講師や2,000人を超える現地研修生を育成したことなどを報告する。

口頭

アジア諸国における原子力人材育成の課題と展望

中村 和幸; 新井 信義; 金井塚 清一; 櫻井 健; 沢井 友次; 澤田 誠; 仲川 憲生; 村上 博幸; 薮内 友紀子; 山下 清信; et al.

no journal, , 

文部科学省からの受託事業として原子力機構は、アジア11カ国を対象とした原子力に関する人材育成事業を実施している。本講演では、事業実施の過程で浮かび上がったアジア各国の抱える人材育成上の課題とその対応等について報告する。

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