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論文

Determination of emission rates and spectra of neutrons from $$^{241}$$Am-Li sources

星 勝也; 西野 翔; 吉田 忠義; 辻村 憲雄

JPS Conference Proceedings (Internet), 24, p.011020_1 - 011020_6, 2019/01

核物質査察用装置に内蔵されていたAmLi線源を校正用線源として利用することを検討した。中性子放出率を決定するために可搬型ロングカウンタを用いてフルエンスの角度分布を取得した。中性子放出率は1.00$$times$$10$$^{6}$$n/s ($$pm$$4.1% (${it k}$=2)) (2015年10月23日時点)と決定された。また、ボナー球スペクトロメータを用いたエネルギースペクトル測定によって、線源から1.0mの周辺線量当量率は、7.5$$mu$$Sv/hと決定された。

論文

Characteristics of commercially available CdZnTe detector as gamma-ray spectrometer under severe nuclear accident

谷村 嘉彦; 西野 翔; 吉富 寛; 古渡 意彦; 大石 哲也

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.134 - 138, 2019/01

福島第一原子力発電所事故のような原子力災害時においては、様々な放射性物質が環境中に放出され、線量を増加させることが考えられる。$$gamma$$線スペクトルを測定し、核種を同定することは外部被ばくと内部被ばくの両方に対する放射線防護上重要である。そこで、市販のCdZnTeスペクトロメータを選び、$$gamma$$線入射角度依存性と使用可能な線量率範囲をFRSの校正場で試験した。その結果、全体の85%をカバーできる$$pm$$135$$^{circ}$$において感度低下は15%以下であり、200$$mu$$Gy/h以下の空気カーマ率の場においてスペクトルが測定できることがわかった。

論文

Comprehensive study on the response of neutron dosimeters in various simulated workplace neutron calibration fields

西野 翔; 星 勝也; 辻村 憲雄; 古渡 意彦; 吉田 忠義

Proceedings of 14th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-14), Vol.3 (Internet), p.1258 - 1263, 2017/11

連続中性子場における線量計の応答特性を理解するために、日本原子力研究開発機構の放射線標準施設棟(FRS)及び計測機器校正施設(ICF)に整備された種々の作業環境模擬中性子校正場において、形状・検出方式の異なる4種類の中性子サーベイメータの特性試験を実施した。その結果、1MeV以下のエネルギー領域にのみ中性子フルエンス分布をもつ校正場においては、いずれのサーベイメータも、中性子線量を大きく過大または過小評価することが分かった。本発表では、場の中性子スペクトルと線量計応答の関係を示し、中性子線量計の校正のあり方について議論を行う。

論文

Assessment of equivalent dose of the lens of the eyes and the extremities to workers under nonhomogeneous exposure situation in nuclear and accelerator facilities by means of measurements using a phantom coupled with Monte Carlo simulation

吉富 寛; 萩原 雅之*; 古渡 意彦; 西野 翔; 佐波 俊哉*; 岩瀬 広*

Proceedings of 14th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-14), Vol.3 (Internet), p.1188 - 1195, 2017/11

放射線業務従事者の眼の水晶体や末端部の等価線量については、線量限度を超えていないことを確認するため、適切に評価される必要がある。さらに近年、眼の水晶体に係る線量限度引き下げがICRPにより勧告されたこと、高放射化物等の取り扱いによる末端部被ばくが懸念されることなどから、より妥当な評価が要求されている。これらの部位は体幹部から離れた位置にあることから、場の不均等性によって大きく影響を受けるが、原子力・学術分野で、その不均等性を判断するための仕組みが十分であるとは言えない。本研究では、計算と実験を組み合わせて、不均等性を判断する枠組みを提案した。新たに提案した不均等性を表す指標を数学ファントムを用いたモンテカルロ計算により求め、その妥当性をベンチマーク実験により検証した。さらに、線源条件などのパラメータを変化させたいくつかのケースについて不均等性を調べ、水晶体被ばくにおいて不均等性を判断する上で考慮すべき因子を明らかにした。一連の実験と計算により、本指標の有用性と信頼性を確認することができた。

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

Development of the graphite-moderated neutron calibration fields using $$^{241}$$Am-Be sources in JAEA-FRS

西野 翔; 谷村 嘉彦; 江幡 芳昭*; 吉澤 道夫

Journal of Radiation Protection and Research, 41(3), p.211 - 215, 2016/09

原子力機構・放射線標準施設に、$$^{241}$$Am-Be線源と黒鉛減速材を用いた減速中性子校正場新しく構築した。数値計算及び測定による中性子スペクトルの評価結果をもとに、校正場の基準量(平均エネルギー、線量当量率)を決定し、中性子サーベイメータ等の校正を対象として、校正場の利用を開始した。本発表では、本校正場の特性を紹介するとともに、個人線量計校正への適用性について検討した結果を報告する。

報告書

平成26年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

渡辺 均; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; 坂内 信行*; et al.

JAEA-Review 2015-030, 115 Pages, 2015/12

JAEA-Review-2015-030.pdf:25.28MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成26年4月1日から平成27年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

論文

Progress of divertor simulation research toward the realization of detached plasma using a large tandem mirror device

中嶋 洋輔*; 武田 寿人*; 市村 和也*; 細井 克洋*; 大木 健輔*; 坂本 瑞樹*; 平田 真史*; 市村 真*; 池添 竜也*; 今井 剛*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 463, p.537 - 540, 2015/08

 被引用回数:15 パーセンタイル:5.53(Materials Science, Multidisciplinary)

A divertor simulation experimental module (D-module) with a V-shaped divertor target is installed in the west end-sell in GAMMA 10 large tandem mirror device, and a hydrogen plasma irradiation experiment to the target have been started to investigate radiation cooling mechanism on the target. A gas injection system is installed in the D-module and Langmuir probe and calorie meter array are mounted on the target plate. During the plasma irradiation, the highest electron density of 2.4 $$times$$ 10$$^{18}$$ m$$^{-3}$$ and a significant reduction of the electron temperature from a few tens of eV to 2 eV are achieved on the target plate by hydrogen and noble gas injection into the D-module.

論文

水管ボイラー燃焼室内堆積物除去技術の開発

川崎 一男; 石山 道; 西野 将平; 青木 勝*

ボイラ研究, (391), p.8 - 14, 2015/06

重油のように硫黄を含む燃料を使用するボイラーは、燃焼過程で硫黄分を含んだ燃焼灰が堆積し、堆積物に水分等が含まれるとその水分が腐食性の水溶液となり、水管に腐食(硫酸腐食)が発生しやすい。腐食が発生した水管の一般的な処置としては、施栓処置または部分抜管(交換)等が実施されているが、今回開発した技術は、根本的な原因である堆積物の除去に主眼を置き、腐食発生の抑制を図り、ボイラーの健全性を確保するものである。

報告書

平成25年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

渡辺 均; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 後藤 一郎*; 木部 智*; et al.

JAEA-Review 2014-040, 115 Pages, 2015/01

JAEA-Review-2014-040.pdf:4.26MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」,「核燃料物質使用施設保安規定」,「放射線障害予防規程」,「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」,「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき,平成25年4月1日から平成26年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

論文

Development of divertor simulation research in the GAMMA 10/PDX tandem mirror

中嶋 洋輔*; 坂本 瑞樹*; 吉川 正志*; 大木 健輔*; 武田 寿人*; 市村 和也*; 細井 克洋*; 平田 真史*; 市村 真*; 池添 竜也*; et al.

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10

In the large tandem mirror device GAMMA 10/PDX, a divertor simulation experimental module (D-module) with a V-shaped divertor target have been installed in the end-mirror. A massive gas injection of hydrogen and noble gases (argon and xenon) into the D-module during hydrogen plasma irradiation onto the target was performed, and plasma detachment from the target was investigated. Electron temperature measured by Langmuir probe array on the target was significantly reduced from a few tens of eV to $$<$$ 3 eV, and particle flux was also reduced. A bright H$$alpha$$ emission in the upstream region of the D-module and strong reduction near the target were observed by a two-dimensional image of H$$alpha$$ emission in the target observed with a high-speed camera. Molecular activated recombination (MAR) process is expected to contribute to the reduction of the electron temperature and the particle flux.

論文

Mono-energetic neutron fields using 4 MV pelletron accelerator at FRS/JAEA

谷村 嘉彦; 古渡 意彦; 吉富 寛; 西野 翔; 吉澤 道夫

IAEA-TECDOC-1743, Annex (CD-ROM), p.133 - 138, 2014/07

原子力機構の放射線標準施設棟では、4MVペレトロン加速器を利用して、8keVから19MeVまでのエネルギー領域の単色中性子校正場を開発した。単色中性子は、陽子又は重陽子を加速して、ターゲット(スカンジウム,フッ化リチウム,チタン吸蔵トリチウム及び重水素ガス)に照射することにより発生させる。高圧ターミナルに設置されたパルス化装置により、加速粒子のパルス化が可能で、最小2nsのパルス中性子を発生できる。中性子フルエンスは、ボナー球測定器,リチウムガラス検出器、ポリエチレンコンバータ付き半導体検出器、BC501A有機液体シンチレーション検出器などを用いて評価した。当該校正場は、発生できる中性子フルエンス率が小さいため、放射化法を利用した核反応断面積の取得には不向きであるが、即発$$gamma$$線などを利用した測定には有効である。

報告書

平成24年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

住谷 秀一; 渡辺 均; 宮河 直人; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; et al.

JAEA-Review 2013-041, 115 Pages, 2014/01

JAEA-Review-2013-041.pdf:19.01MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成24年4月1日から平成25年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

論文

黒鉛パイルと$$^{241}$$Am-Be線源を用いた減速中性子校正場の開発

西野 翔

放計協ニュース, (52), p.2 - 4, 2013/10

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所放射線標準施設において、黒鉛パイルと$$^{241}$$Am-Be線源を用いた減速中性子校正場を新たに開発した。校正場の概要及び測定によって得られた校正場特性について報告する。

口頭

$$mu$$Sv/h線量率領域の$$gamma$$線校正場の構築と運用例

吉富 寛; 西野 翔; 川井 啓一; 海野 和重; 古渡 意彦; 谷村 嘉彦; 吉澤 道夫

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故由来の汚染環境下での空間線量率はおおむね数$$mu$$Sv/h以下である。これを測定する目的で普及した簡易型線量計に関して、測定値の信頼性が問題視されている。信頼性の確保には、トレーサビリティの確保された校正場における校正が必要である。しかしながら、このような低線量率域で利用できる信頼性の高い光子校正場がなかった。そのため、台上に強度の校正がなされていない線源を用い、線量計を一定の距離に置いて、散乱成分を考慮せず校正した事例もみられた。そこで、原子力機構放射線標準施設(FRS)では、トレーサビリティを確保した$$mu$$Sv/h線量率領域の$$gamma$$線校正場を構築し、簡易型線量計の特性試験を実施した。発表では、散乱線の寄与を含め、場の基準線量率の評価が簡易線量計の校正に与える影響を議論する。

口頭

ボイラ内堆積物(FeOHSO$$_{4}$$)除去技術の開発

西野 将平; 石山 道; 川崎 一男

no journal, , 

再処理施設の液移送等で使用する蒸気を製造している水管ボイラ内の堆積物の除去技術を開発し、水管の硫酸腐食防止を図ることを目的とする。水管ボイラは、燃焼過程中においてA重油に由来する硫黄及び材料に由来する酸化鉄等を含む燃焼灰が沈降し、対流蒸発管群下部に堆積する。この堆積物が何らかの原因で吸水した場合は、高濃度の硫酸イオンを含有する強酸性となる。平成23年12月には、この堆積物が誘発要因として、ボイラ水管の腐食孔による漏えいが発生した。堆積物は非常に強固で、高圧洗浄等では容易に除去することが難しく、また対流蒸発管群は約30mm間隔で千数百本に及ぶため、この堆積物を容易に除去する技術の開発に向け、技術調査及び浸漬試験等による材料への影響評価等を実施する。

口頭

中性子校正場におけるトレーサビリティの維持確認に向けた取り組み

西野 翔; 古渡 意彦; 谷村 嘉彦; 吉富 寛; 吉澤 道夫

no journal, , 

原子力機構・放射線標準施設では、$$^{252}$$Cf及び$$^{241}$$Am-Be線源を用いた中性子校正場を整備している。中性子校正場におけるトレーサビリティ確保のためには、国家標準機関において5年ごとに中性子放出率を値付けすることに加え、基準の維持確認測定を定期的に行うことが望ましい。当施設では、中性子検出器を用いてフルエンス率を定期的に測定することにより、基準の維持確認を行うことを検討している。そこで、本発表では、原子力機構が新しく開発した可搬型ロングカウンタによるフルエンス率測定について、線源-検出器間距離等の測定条件についての検討結果及び今後の取り組みを報告する。

口頭

原子力機構・放射線標準施設におけるRI中性子線源を用いた減速中性子校正場の開発

西野 翔; 谷村 嘉彦; 江幡 芳昭*; 吉澤 道夫; 吉富 寛; 川崎 克也

no journal, , 

一般的に、中性子線量計のレスポンスはエネルギー依存性が大きく、線量計を校正する際は、実際の作業現場に似たエネルギースペクトルをもつ中性子校正場を利用することが望ましい。原子力機構・放射線標準施設では、コンクリートを減速材に用いた減速中性子校正場を整備していたが、東日本大震災による被害を受け、現在使用を取りやめている。そこで、放射線標準施設では、熱中性子校正場に用いられている黒鉛パイル及び$$^{241}$$Am-Be中性子線源を用いた、新しい減速中性子校正場の構築を進めている。本講演では、新校正場の基本設計、及び中性子スペクトルや線量率など校正場特性の数値計算結果を報告する。

口頭

$$^{241}$$Am-Be線源と黒鉛減速材を用いた減速中性子校正場の開発と運用

西野 翔; 谷村 嘉彦; 吉澤 道夫; 江幡 芳昭*

no journal, , 

原子力機構・放射線標準施設では、東北地方太平洋沖地震の影響で使用できなくなったコンクリート減速中性子校正場の代わりとして、$$^{241}$$Am-Be線源と黒鉛減速材を用いた減速中性子校正場を新しく構築した。数値計算及び測定による中性子スペクトルの評価結果を基に、校正場の平均エネルギー及び周辺線量当量率を決定し、中性子サーベイメータの校正を対象として校正場の運用を開始した。本発表では、新校正場の特性を紹介するとともに、複数の中性子サーベイメータについて実施した校正結果を基に、当施設で従来使用していたコンクリート減速中性子校正場との特性比較を行う。

口頭

核燃料サイクル工学研究所Cf-252中性子線源の更新に伴う中性子放出率の決定

星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 西野 翔; 岡田 和彦

no journal, , 

核燃料サイクル工学研究所 計測機器校正施設は、中性子校正場のCf-252中性子線源の減衰に伴い、新しい線源を購入した。旧線源は、国家計量標準研究所においてマンガンバス法による放出率の校正を受けていた。今回の更新にあたり、ボナー球や可搬型ロングカウンタを用いた測定によって放出率を決定することを試みた。ボナー球検出器等を用いて、放出率が既知の旧線源と未知の新線源について測定した結果、得られた計数率の比から放出率は1.48$$times$$10$$^{8}$$s$$^{-1}$$(不確かさ2.8%(k=2))と求められた。また、校正済み可搬型ロングカウンタを用いて、線源の中性子フルエンス角度分布を測定した。全立体角にわたる積分から求めた中性子放出率は、前述の測定によって決定した値とよく一致した。

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