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論文

福島第一原子力発電所事故後のウェブサイト「専門家が答える暮らしの放射線Q&A」の活動内容分析と得られた教訓; この経験を未来に伝承するために

河野 恭彦; 下 道國*; 早川 博信*; 谷口 和史*; 田中 雅人*; 田中 仁美*; 尾上 洋介*; 長屋 弘*; 鳥居 寛之*; 宇野 賀津子*

保健物理(インターネット), 55(4), p.226 - 238, 2020/12

福島第一原子力発電所事故後、放射性セシウムや放射性ヨウ素等の人工放射性核種が環境中に放出され、福島第一原子力発電所周辺だけではなく、日本各地の方々に大きな不安を与える結果となった。日本保健物理学会の会員がボランティアとして、住民の方々からの放射線の健康影響に関する不安を軽減させるために、福島第一原発事故直後、暮らしの放射線Q&Aウェブサイトを立ち上げ、住民の方々からの放射線に関する質問に回答をする活動を行ってきた。その後、2011年8月からは学会の常設委員会の1つとして「暮らしの放射線Q&A活動委員会」が設置され、学会の責任のもとに本活動を2013年2月まで実施してきた。その結果、われわれがウェブサイト活動を通じて、一般の方々の質問に対応してきたことが、放射線の健康影響に関する不安軽減に一定の貢献を果たしてきたといえるのでないかと思っている。本論文では、暮らしの放射線Q&Aウェブサイトの約2年間の活動を振り返り、われわれの活動スタンス、得られた課題、そして本ウェブサイトに関連する情報に基づき、Twitterの解析結果等をまとめた。また、そこからこれらの活動により得られた知見や経験をもとに得られた、放射線防護の専門家だけでなく、他分野の専門家の間でも緊急時の初期対応の場面において活用できる課題や経験を示した。

報告書

火災時の通気挙動の検証(委託研究)

阿部 寛信; 畠山 信也; 山崎 雅直; 奥園 昭彦*; 坂井 哲郎*; 井上 雅弘*

JAEA-Research 2009-019, 192 Pages, 2020/02

JAEA-Research-2009-019.pdf:8.07MB

日本原子力研究開発機構は、北海道幌延町において、立坑を主体とした地下研究施設を建設中である。建設地点の地質は、新第三紀の堆積岩でメタンを主成分とした可燃性ガスを賦存するため、地下施設内で火災等が発生した場合を想定し、入坑者を安全に地上まで避難可能な坑内構造および防災システムを構築することが重要な課題である。立坑主体の地下施設内において、火災発生時は、火災ガスが浮力効果等により複雑な挙動をしめし、強制換気の下でも予期しない箇所まで影響を及ぼす可能性がある。しかし、このような火災ガスの挙動に関する研究はこれまでほとんど実施されていなかった。このため、地下施設建設時及び運用時の火災時防災システムの構築に資する観点から、地下研究施設の通気挙動を実験的に明らかにし、また、通気解析手法の妥当性の検証を目的として、地下坑道を模擬した室内立坑火災実験を実施し、火災で発生する浮力による火災ガスの逆流現象、通気主流の逆転現象、水平坑道の風門を開閉した場合の通気挙動を把握した。また、把握した諸現象をある程度再現可能で計算時間が現実的な解析手法に基づき、プロトタイプの解析システムを構築し、火災実験と同様の条件でシミュレーションを実施した。その結果、構築した解析手法は、火災実験で把握した諸現象を概ね再現できることを確認した。本成果を地層処分施設の建設を念頭においた地下施設における火災時の通気挙動予測ツールとして適用するため、今後は、(1)通気挙動予測ツールとして定量的な解析精度を得るために必要な機能の開発、(2)火災ガス濃度等の表示機能やメンテナンス環境機能の整備、(3)ユーザーフレンドリーでメンテナンスが容易なソフトにするための設計と開発を行い、実用的で一般性の高いプログラムを開発していく予定である。

論文

核燃料施設におけるセキュリティ対策,2; サイバーセキュリティにおける内部脅威対策

河野 壮馬; 山田 博之; 後藤 敦志*; 山崎 勝幸; 中村 仁宣; 北尾 貴彦

日本核物質管理学会第39回年次大会論文集(インターネット), 2 Pages, 2018/11

近年、コンピュータシステムの脆弱性を狙った侵害事例が多発しており、サイバーセキュリティが着目されつつある。サイバー攻撃を行う者の可能性として、外部者がネットワークを通じて施設外のコンピュータから実行する「外部脅威」と、内部者が施設内のコンピュータを直接操作して不正行為を実行する「内部脅威」が挙げられる。東海再処理施設では、重要度の高いコンピュータシステムはインターネットと繋がっておらず、各々の施設に独立して設置されており互いに物理的に繋がっていないことから、外部脅威によるサイバー攻撃の可能性は極めて低いと考えられる。これらのことから、東海再処理施設では主として内部脅威に着目した適切なサイバーセキュリティ対策を実現すべく検討を進めている。本論文では、東海再処理施設で実施しているサイバーセキュリティ対策のうち、内部脅威対策を中心に紹介する。

論文

Discussion of effective insider threat mitigation method at reprocessing plant

中村 仁宣; 北尾 貴彦; 山田 博之; 河野 壮馬; 木村 隆志; 田崎 隆

Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2018/07

To reduce security risks by outsider and insider, JAEA is on-going to raise the security level in accordance with the Japanese domestic regulation for reprocessing plant and through constant voluntary improvements. In the reprocessing plant, since a large amount and several types of nuclear material (NM) are handled, the effective physical protection measures have to be considered them for the unauthorized removal and sabotage appropriately. For the insider, since effective and timely detection manner is applied to a part of inner areas and it seems to be very difficult to doubt our employee at the viewpoint of common sense, we are thinking that applying several effective physical protection measures comprehensively as one of rules are very effective. In Tokai Reprocessing Plant, to reduce insider risks, implementation of many security culture efforts for employee and executive managers, implementation of trustworthiness program including observation of acting, implementation of surveillance to inner area, etc. by camera, access control, introduction of two person rule and implementation of planned education and training, etc. are being conducted. By engaging those measures, we believe that the security risks by insider can be minimized. In this paper, we introduce our insider mitigation methods and discuss their effectiveness and best approach for enhancing the security in the reprocessing plant.

論文

環境試料中ストロンチウム-90分析用自動化システムの性能試験

藤田 博喜; 野島 健大; 永岡 美佳; 大澤 崇人; 横山 裕也; 小野 洋伸*

KEK Proceedings 2016-8, p.168 - 172, 2016/10

平成25年1月から平成27年3月までの期間において、復興促進プログラム(マッチング促進)として、「環境試料中ストロンチウム-90($$^{90}$$Sr)分析用自動化システムの開発」に取り組んだ。灰試料(農畜産物及び海水産物)を対象としてストロンチウムを単離するまでの工程を自動化することはできたが、実際の試料中$$^{90}$$Sr濃度測定を行うことができていなかったため、本システムによる分析を実施し、作業者による分析・測定結果と比較することにした。また、システムを改良し、各分析工程における装置の性能を向上させることができたので、その内容についても報告する。

論文

環境試料中ストロンチウム-90分析用自動化システムの開発

野島 健大; 藤田 博喜; 永岡 美佳; 大澤 崇人; 横山 裕也; 小野 洋伸*

KEK Proceedings 2015-4, p.111 - 115, 2015/11

$$^{90}$$Sr分析を放射性ストロンチウム分析法(文部科学省、放射能測定法シリーズ2)に従って、環境レベルの$$^{90}$$Sr濃度を自動で分析するシステムを開発したので、その成果を報告する。本研究では、この分析における湿式灰化、化学分離、イオン交換に係るそれぞれの工程を、ロボットや自動加熱装置等を組み合わせて、自作の制御プログラムにより、自動で分析できるようになった。

論文

Feasible evaluation of neutron capture therapy for hepatocellular carcinoma using selective enhancement of boron accumulation in tumour with intra-arterial administration of boron-entrapped water-in-oil-in-water emulsion

柳衛 宏宣*; 熊田 博明*; 中村 剛実; 東 秀史*; 生嶋 一朗*; 森下 保幸*; 篠原 厚子*; 藤原 光輝*; 鈴木 実*; 櫻井 良憲*; et al.

Proceedings of 14th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-14) (CD-ROM), p.157 - 160, 2010/10

In the treatment of hepatocellular carcinoma (HCC), only 30 % patients can be operated due to complication of liver cirrhosis or multiple intrahepatic tumours. Tumour cell destruction in BNCT is necessary to accumulate a sufficient quantity of $$^{10}$$B atoms in tumour cells. In this study, we prepared BSH entrapped WOW emulsion by double emulsifying technique using iodized poppy-seed oil (IPSO), BSH and surfactant, for selective intra-arterial infusion to HCC, and performed the neutron dosimetry using CT scan imaging of HCC patient. The $$^{10}$$B concentrations in VX-2 tumour obtained by delivery with WOW emulsion was superior to those by conventional IPSO mix emulsion. In case of HCC, we performed the feasibility estimation of 3D construction of tumor according to the CT imaging of a patient with epithermal neutron mode at JRR-4. Normal liver biologically weighted dose is restricted to 4.9 Gy-Eq; the max., min. and mean tumour weighted dose are 43.1, 7.3, and 21.8 Gy-Eq, respectively, in 40 minutes irradiation. In this study, we show that $$^{10}$$B entrapped WOW emulsion could be applied to novel intra-arterial boron delivery carrier for BNCT.

報告書

JMTR照射イナートマトリクス窒化物燃料の照射後試験

岩井 孝; 中島 邦久; 菊地 啓修; 本田 順一; 畠山 祐一; 小野 勝人; 松井 寛樹; 荒井 康夫

JAEA-Research 2007-026, 75 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-026.pdf:13.6MB

マイナーアクチノイドをプルトニウムで模擬し、ZrN及びTiNを母材としたイナートマトリクス窒化物ペレットを燃料ピンに封入したうえで、01F-51Aキャプセルに組み込み、JMTRで照射した。(Zr,Pu)N及び(TiN,PuN)ペレットの平均線出力及び燃焼度は、それぞれ、408W/cm, 約30000MWd/t(Zr+Pu)(約132000MWd/t-Pu)並びに355W/cm, 約38000MWd/t(Ti+Pu)(約153000MWd/t-Pu)に達した。照射キャプセルを燃料試験施設に搬入して、非破壊及び破壊試験を実施した。照射後の燃料ピンに有害な欠陥はなく、健全性が確認された。FPガス放出率は約1.6%と極めて低い値であった。ステンレス鋼被覆管内面に有意な腐食は観察されなかった。

論文

Study of stellar reactions in explosive hydrogen burning with CRIB

久保野 茂*; 寺西 高*; 野谷 将広*; 山口 英斉*; 齋藤 明登*; He, J. J.*; 若林 泰生*; 藤川 尚志*; Amadio, G.*; 馬場 秀忠*; et al.

Nuclear Physics A, 758, p.733 - 736, 2005/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Physics, Nuclear)

CRIBからの短寿命核ビーム$$^{17}F$$を用いて陽子非弾性散乱を測定した。これにより爆発的水素燃焼過程を理解するうえで重要な$$^{14}O(alpha,p)^{17}F$$における共鳴状態の核物理パラメタを求めた。$$^{23}Mg$$ビームによる非弾性散乱実験の結果も合わせて報告する。

論文

The XAFS beamline BL01B1 at SPring-8

宇留賀 朋哉*; 谷田 肇*; 米田 安宏; 竹下 邦和*; 江村 修一*; 高橋 昌男*; 原田 誠*; 西畑 保雄; 久保園 芳博*; 田中 庸裕*; et al.

Journal of Synchrotron Radiation, 6(Part3), p.143 - 145, 1999/05

X線吸収スペクトル(XAFS)専用ビームラインBL01B1がSPring-8の偏向電磁石光源に建設され、1997年10月より供用が開始されている。精密ステージや制御プログラムは光学素子を調整するために設計され、さまざまな実験条件下での当初の目的の性能を達成する。一般的なXAFS測定で、4.5から110keVの範囲で質の良いデータを得ることができる。

論文

XAFS study on RbC$$_{60}$$

久保園 芳博*; 三村 和江*; 高林 康裕*; 前田 裕宣*; 柏野 節夫*; 江村 修一*; 西畑 保雄; 宇留賀 朋哉*; 田中 庸裕*; 高橋 昌男*

Journal of Synchrotron Radiation, 6(Part3), p.564 - 566, 1999/05

擬一次元系ポリマーであるRbC$$_{60}$$の約50Kでの金属-絶縁体相転移の起源を明らかにするために、RbC$$_{60}$$安定相のRb-K吸収端でのXAFSが、14.6から210Kの温度範囲で測定された。XAFSによって決められたRbとCの原子間距離と平均自乗変位は50Kで異常を示さず、その金属-絶縁体相転移はSDW不安定性を起源としていることが示唆される。

口頭

乳癌局所再発に対する中性子補足療法の臨床研究に向けて

柳衛 宏宣*; 櫻井 良憲*; 熊田 博明; 仲 秀司*; 古谷 嘉隆*; 高本 眞一*; 小野 公二*; 高橋 浩之*

no journal, , 

再発乳がんに対するBNCTの臨床研究の実施に向けて、基礎データを集積するため乳房形成術に用いる乳腺ファントムを使用して中性子ビーム照射を行い、熱中性子線束の分布を測定して乳癌照射に関する考察を行った。照射実験は京都大学原子炉実験所のKURで実施し、ビームは臨床研究に用いている熱外中性子ビームを適用した。またこの実験体系をJRR-4にも適用してMCNPによる線量計算を実行した。さらに実際の医療画像データをもとにJCDSを用いて乳がんモデルを作成して線量計算を実行し、腫瘍及び周囲組織の線量を評価した。浸潤乳がん全体を照射するためにはホウ素濃度を維持しながら照射方向を検討する、もしくは肺の状態及び耐用線量を考慮して体表面から照射することが必要と考えられる。これらの評価結果を報告し、再発乳がんに対するBNCT適用のコンセンサスを得る。

口頭

種々の燃料組成における粉末輸送条件下における発熱量予測

中道 英男; 広野 謙二*; 庄司 薫*; 中村 仁宣; 松本 正喜; 藤咲 栄; 吉元 勝起

no journal, , 

高次化プルトニウム利用を想定したMOX粉末取扱に関する混合転換試験として、MOX粉末の輸送中における発熱を予測するための温度指標を得るための温度測定並びに粉末物性への影響を評価した。その結果、有効な温度指標が得られるとともに、粉末物性への影響についても知ることができた。

口頭

福島第一原子力発電所事故後における暮らしの放射線Q&Aウエブサイトを用いたリスクコミュニケーション活動を通じて得られた経験

河野 恭彦; 荻野 晴之*; 早川 博信*; 下 道國*; 谷口 和史*; 伴 信彦*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故(以下、「福島事故」という)による放射性物質の放出に伴う人々の不安に答えるため、インターネットを通して放射線・放射能に関する正しい情報を多くの人々に発信してきた。事故直後は、当学会のボランティアが中心となって、「専門家が答える暮らしの放射線Q&A」ウエブサイトを立ち上げ、投稿者から寄せられた質問に一つ一つ回答してきた。2011年8月以降には、当学会に「暮らしの放射線Q&A活動委員会」が正式に発足し、学会の責任のもとに、暮らしの放射線Q&Aウエブサイトを用いた一般公衆へのリスクコミュニケーション活動を現在もなお継続して実施している。本発表では、福島事故後約1年間において暮らしの放射線Q&Aウエブサイトに寄せられた約1500問の質問内容や、投稿者の属性傾向等を時系列的に整理して分析した結果について述べる。

口頭

The Experience of risk communication activities using the Q&A web site concerning about radiation in life after Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

河野 恭彦; 荻野 晴之*; 早川 博信*; 下 道國*; 谷口 和史*; 伴 信彦*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故(以下、「福島事故」という)による放射性物質の放出に伴う人々の不安に答えるため、インターネットを通して放射線・放射能に関する正しい情報を多くの人々に発信してきた。事故直後は、日本保健物理学会のボランティアが中心となって、「専門家が答える暮らしの放射線Q&A」(以下、「暮らしの放射線Q&A」という)ウエブサイトを立ち上げ、投稿者から寄せられた質問に一つ一つ丁寧に回答してきた。本発表では、福島事故後約1年間で暮らしの放射線Q&Aウエブサイトに寄せられた約1500問の質問内容や、投稿者の属性傾向等を時系列的に整理して分析した結果について述べる。分析した結果、全期間を通して、子供を持つ専業主婦の方々から多くの質問が寄せられ、子供に対する健康影響の有無についての関心の非常に高いことがわかった。

口頭

環境試料中ストロンチウム-90分析用自動化システムの開発

野島 健大; 藤田 博喜; 永岡 美佳; 大澤 崇人; 横山 裕也; 小野 洋伸*

no journal, , 

環境レベルのストロンチウム-90濃度を測定することを目的に、放射性ストロンチウム分析法(文部科学省、放射能測定法シリーズ2)に従った供試量及び分析法で、自動分析するシステムを開発した。本システムにより、灰化試料(20g)を6件まで処理できた。湿式分解した試料を自動化学分離システム、イオン交換により、遠心分離等の一部の作業を除いて一連の化学分析を自動で行えるシステムを開発することができた。なお、シラスを用いた本システムでの分析の結果、回収率は40-70%であった。

口頭

ストロンチウム-90分析用自動化システムの環境試料分析への適用

藤田 博喜; 野島 健大*; 永岡 美佳; 大澤 崇人; 小野 洋伸*

no journal, , 

開発した環境試料中ストロンチウム-90分析用自動化システムの高度化として、湿式灰化工程における圧縮空気の吹き付け機能の追加と加熱プログラムの改善、化学分離工程における試薬投入後の試料溶液の攪拌操作の改良、イオン交換工程における試料溶液量の監視方法の改良を行い、性能を向上させることができた。この自動化システムの概要を報告するとともに、実際の灰試料分析を行い、作業者による分析・測定結果との比較結果についても報告する。

口頭

核燃料施設におけるセキュリティ対策,1; 内部脅威対策としての個人の信頼性確認

山田 博之; 河野 壮馬; 田崎 隆; 小島 順二; 北尾 貴彦; 中村 仁宣

no journal, , 

原子力機構における個人の信頼性確認制度の実施概要及び導入時の課題とその対応について発表する。個人の信頼性確認制度の導入時の課題として、(1)情報管理の方法、(2)苦情の申出等に係る受け皿の整備、(3)個人の信頼性確認制度の対象者による制度理解が挙げられる。原子力機構においては、次の対応を図っている。(1)情報管理の方法として、個人の信頼性確認制度に係る情報は2人ルールを適用することによって厳格な管理を実施している。(2)苦情の申出等に係る受け皿の整備に対して、原子力機構内の各施設の核物質防護管理者や人事部門、法務部門等の要員で構成した第3者委員会を設置している。(3)個人の信頼性確認制度の対象者への制度理解については、理解促進のために、広報誌に制度導入のお知らせを掲載したり、施設内へポスター掲示によって理解促進活動を図った。個人の信頼性確認制度の導入によって内部脅威リスクの低減が期待されるが、内部脅威対策に限らず、核物質防護措置は組み合わせが重要であることから、運用の最適化を図ることで、核燃料施設の内部脅威対策の強化に努めていく。

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