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常盤 哲也; 澤田 純之; 落合 彰二; 宮川 和也
第13回岩の力学国内シンポジウム講演論文集(CD-ROM), p.1021 - 1025, 2013/01
高透水性の割れ目の産状を把握するため、グラウト材の注入状況に着目した地質観察を換気立坑の深度250
350mで行った。換気立坑の本深度に認められる割れ目はおもに剪断割れ目であり、断層岩類を伴う連続性の良い割れ目(断層)や引張割れ目を伴う。また、掘削に伴う割れ目も多数観察された。注入されたグラウト材は断層から派生した割れ目に多く認められ、断層自体に多くのグラウト材が入っているのではないことがわかった。この結果は、高透水性の割れ目は断層から派生した割れ目であることを示唆する。
佐藤 紘一*; 井上 和也*; 義家 敏正*; Xu, Q.*; 若井 栄一; 沓掛 忠三; 落合 謙太郎
Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.203 - 205, 2009/04
被引用回数：2 パーセンタイル：17.04(Materials Science, Multidisciplinary)室温又は473Kの高温において、V-4Cr-4Ti合金,F82H鋼,ニッケル及び銅に核分裂中性子と核融合中性子をそれぞれ照射し、陽電子消滅寿命測定法による欠陥構造を解析することで、ミクロ組織構造の変化について調べた。測定結果から以下のことが明らかとなった。残留欠陥の総量を反映するポジトロンの平均寿命は照射量とともに増加した。室温下で照射されたニッケルからはカスケード損傷による効果が観測された。473Kの核分裂中性子照射では欠陥クラスターの大きさとその量は、はじき出し率による影響を受けなかった。10
から10
dpaの範囲における473Kで照射されたV-4Cr-4Ti合金は欠陥クラスターを形成しなかった。F82Hの場合、欠陥成長が既存の欠陥によって抑制される。核分裂中性子照射によるポジトロンの平均寿命は473Kでの核融合中性子照射よりも寿命が短いことが明らかとなった。多くの密集したサブカスケードが核融合中性子照射によって形成され、大きな欠陥クラスターへ成長しないことが明らかとなった。
中島 節男; 小形 佳昭; 落合 和哉; 福原 純一; 早川 剛
PNC TN8410 91-276, 76 Pages, 1991/11
使用済燃料受入貯蔵監視システム(RIAS)の開発は,1983年東海再処理工場においてJASPAS(Japan Support Programme for Agency Safeguards) プログラムとして実施された。RIASは,使用済燃料の受入れから払出し区域までの燃料集合体の移動を連続的に監視することにより,使用済燃料の在庫量,移動経路等を即時再現することが可能で,保障措置の実施に対して有効な計測システムである。この装置は1985年10月末に取付けられ,1985年11月より再処理工場でフィードテストが行われた。この結果,RIASは東海再処理工場のプールにおける使用済燃料の在庫量の管理に対して有効で,効果的であることが証明された。1988年2月には,IAEAに対してデモンストレーションが実施された本報告書は,東海再処理工場使用済燃料受入貯蔵区域における燃料ハンドリング,移動操作とRIASの機能について記述している。
中島 節男; 小形 佳昭; 岡本 弘信; 大西 徹; 落合 和哉; 福原 純一; 早川 剛
PNC TN8410 91-275, 126 Pages, 1991/11
東海再処理工場の使用済燃料移動プール(FTP)R0108内にある使用済燃料は,CCTVを用いた監視システムにより監視される。この監視システムは,カメラ,ランプ,VTR,タイマー,TVモニター,及び異常検出装置から成っている。それらは,連続的な無人監視のために改良された。IAEAによるデモンストレーションとフィールドテストは,問題なく終了した。JD-8タスクは,最終報告書で終了する。日本とIAEA間で,第8回JASPAS合同委員会において,本監視システムを平成元年末から東海再処理工場で査察用機器として使用することが合意された。本報告書は,本監視システムの機能,IAEAによるデモンストレーションとフィールドテストの結果等について述べる。
武田 維博; 金子 洋光; 渡部 一良; 落合 和哉
PNC TN841 84-63, 10 Pages, 1984/10
None
落合 和哉; 武田 維博; 渡部 一良; 小巻 順*
PNC TN841 84-62, 22 Pages, 1983/09
None
阿部 智久; 吉村 和也; 舟木 泰智; 中西 貴宏; 落合 伸也*; 長尾 誠也*
no journal, ,
放射性核種の吸入による内部被ばく線量の評価には、空気力学的放射能中央径が重要な情報である。ICRPは想定される空気力学的放射能中央径として1
mと5mをデフォルト値として勧告しているが、それぞれの空気力学的放射能中央径で換算されるCs-137の実効線量係数は1.4倍程度の違いが生じる。適切な被ばく線量評価のためには、福島第一原子力発電所の事故の影響を受けた地域で、より実際的な空気力学的放射能中央径を評価する必要がある。本研究では、特定復興再生拠点区域を調査地点とし、内部被ばく線量の評価に資する情報として空気力学的放射能中央径を評価した。
阿部 智久; 吉村 和也; 舟木 泰智; 中西 貴宏; 落合 伸也*; 長尾 誠也*
no journal, ,
大気浮遊塵中のSPM濃度、Cs-137濃度それぞれを基準とした粒径分布を把握するため、特定復興再生拠点で調査を実施した。併せて、内部被ばく線量の評価に資する情報として空気力学的放射能中央径を評価した。
阿部 智久; 吉村 和也; 舟木 泰智; 中西 貴宏; 落合 伸也*; 長尾 誠也*
no journal, ,
In this study, we investigated the behavior of bulk SPM and radioactive SPM in the area surrounding the FDNPP under conditions similar to those of the human breathing environment at ground level. We evaluate the relationship between mass concentration and 
Cs concentration and obtain particle size distributions for each SPM and radioactive SPM. Additionally, we aim to evaluate the AMAD of radioactive SPM.
阿部 智久; 吉村 和也; 舟木 泰智; 眞田 幸尚; 落合 伸也*; 長尾 誠也*
no journal, ,
大気浮遊じん中の放射性セシウムの再浮遊は、吸入による長期的な内部暴露の経路の一つとなる可能性が報告されている。そのため、大気浮遊じん中の放射性セシウム濃度及び再浮遊係数の変動傾向を把握することは重要である。また、大気浮遊塵中の放射性セシウム濃度と推定内部被ばく線量は、帰還困難区域の立入制限解除のための重要な情報であり、継続的な測定データに基づく被ばく評価が必要である。我々は、帰還困難区域における内部被ばく線量率を評価することを目的として、長期的な大気浮遊塵モニタリングを実施してきた。本発表では、原子力機構が実施してきた長期的な大気モニタリング結果の解析事例について報告する。
