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論文

原子力・放射線部門

小野寺 淳一; 栗原 良一; 関 泰

技術士一次試験の傾向と対策; 電気電子,情報工学,原子力・放射線部門編, p.137 - 178, 2005/08

国の資格制度である技術士において「原子力・放射線部門」が平成16年度に新設されたことに伴い、一次試験の傾向と対策を示す参考書を執筆する。特に、一次試験の「原子力・放射線部門」の専門科目において、30問の中から25問を選んで解答する五肢択一問題の解き方について解説する。

論文

なぜ、技術士試験か

小野寺 淳一

Isotope News, (616), P. 20, 2005/08

平成16年度から技術士二次試験に新設された「原子力・放射線」部門の受験動機,業務における技術士の必要性等を述べ、今後、技術士試験の受験を考える人の参考としたい。

論文

放射線誘発がんの疫学とチェルノブイル事故の影響

小野寺 淳一

エネルギーレビュー, 21(7), p.23 - 26, 2001/07

2000年10月に国連総会へ報告された「原子放射線の影響に関する国連科学委員会(UNSCEAR)」報告書のうち、放射線誘発がんの疫学及びチェルノブイル事故の影響に関する主文及び附属書の概要を述べた。放射線誘発がんの影響については、我が国の広島・長崎の原爆被爆者のデータが重要であり、1990年までの調査では、高線量から約100mSvまで、放射線誘発がんのリスクが認められている。チェルノブイル事故の影響については、事故時の小児集団に甲状腺がんの増加が認められている他は、放射線被ばくに起因する健康影響は、これまでは認められていない。

論文

チェルノブイリ事故による放射線の環境への影響の現状

大畑 勉; 小野寺 淳一; 倉林 美積*; 長岡 鋭; 森田 重光*

原子力工業, 42(10), p.11 - 17, 1996/00

チェルノブイリ原子力発電所事故により環境中へ放出された放射性物質の、大気、土壌、水系、森林等における分布の現状、移行挙動に関する研究等について解説するとともに、原研とウクライナのチェルノブイリ国際研究センターとの研究協力の概要を紹介した。

論文

Reduction of workers' exposure and dose allocation

小野寺 淳一; 西薗 竜也

IAEA-CN-54/65P, 0, p.306 - 309, 1996/00

JPDR解体実地試験における被ばく低減対策について、費用対効果比の評価及び集団線量の低減以外の便益並びに線量の配分について、検討した。この結果、費用対効果比としては、ICRPに示されている、単位集団線量に割り当てる防護費用の値($$alpha$$値:20000$/man-Sv,Publication 55)と比較すると、費用対効果比が高くないと評価された。しかし、これまではあまり検討されていない線量低減以外の便益として、作業者の意識の向上、技能者の被ばく低減、時間制限の緩和による作業者へのストレスの低減がある。また、集団線量低減の観点からは、不利となる作業者の線量の均等化については、リスク配分の公平化による作業者の協調性の確保という利点がある。これまで、放射線防護に関連する要因としてはあまり重視されていなかった、作業者の精神的側面も放射線防護において重要な要因である。

論文

改良型放射性エアロゾルサンプリング用セルロース・ガラス繊維濾紙の特性

木内 伸幸; 小野寺 淳一; 吉野 敏明; 村田 幹生; 山崎 敏克*

保健物理, 30, p.309 - 314, 1995/00

代表的な放射性エアロゾルサンプリング用濾紙であるHE-40T濾紙に比べて、サブミクロン領域における捕集性能をさらに向上させる目的で、HE-40T改良濾紙が東洋濾紙(株)において試作された。本報告は、この改良濾紙の捕集効率、圧力損失および機械的強度を実用性の観点から調べた結果をまとめたものである。HE-40T改良濾紙の圧力損失特性は従来のHE-40T濾紙と同程度であるが、サブミクロン領域における捕集効率は、従来のHE-40T濾紙に比べて顕著に向上した。また、実際の施設のモニタリングに適用した結果、十分な機械的強度を有していることも確認された。

論文

Radiation protection on the decommissioning of JPDR

中村 力; 西薗 竜也; 小野寺 淳一; 富居 博行; 池沢 芳夫

Proc. of the Int. Conf. on Radiation Effects and Protection, p.434 - 439, 1992/00

動力試験炉(JPDR)では、全ての装置、建物を解体撤去することを目的として1986年に解体作業がスタートした。作業者の外部被ばく低減のために、高レベルに放射化、汚染された炉内構造物、原子炉圧力容器は原研で新しく開発した遠隔操作による水中解体工法を使用して解体撤去された。また、放射性エアロゾルの拡大防止のために、エアカーテン装置、汚染防止囲い等が設置された。本発表では1986年12月から1991年12月までに実施された主な解体撤去作業における作業者の被ばく防護装置、被ばく状況、および放射線防護上得られた知見、データ等について報告する。

論文

Radiation control experience during JPDR decommissioning

小野寺 淳一; 中村 力; 藪田 肇; 横須賀 美幸; 西薗 竜也; 池沢 芳夫

Proc. of the Int. Radiation Protection Association,Vol. 1, p.1412 - 1414, 1992/00

JPDRでは、1986年から原子炉解体実地試験が行われている。1991年3月までに、炉内構造物、原子炉圧力容器及び冷却系統の大半の解体撤去が終了した。解体開始からの累積の集団線量は、0.28人・nSvであり、炉内構造物、原子炉圧力容器の撤去に従事した作業者の集団線量はそれぞれ、0.073人・nSv、0.11人・nSvであり、その線量分布は混成対数正規分布を示した。ディスクカッター工法による再循環配管切断は、ガス切断と比較して集団線量を著しく低減することができた。空気汚染発生の可能性がある作業では、汚染防止囲い、エアカーテン等を設置し、空気汚染の拡大を防止した。汚染配管の切断作業では熱的切断工法より、機械的切断工法の方が放射性エアロゾルの発生量が多かった。

論文

1991年ツーソン廃棄物管理会議

平林 孝圀; 小野寺 淳一

日本原子力学会誌, 33(7), p.674 - 675, 1991/07

米国アリゾナ州ツーソン市において1991年2月24日から28日まで開催された「Waste Management 91」国際会議の参加報告。18ヶ国から約1500名が参加。本会議では、「より清浄な環境へ向けての作業」と題して、米、英、仏、日の廃棄物管理の現状が紹介された後、34のセッションに分かれて、低レベル放射性廃棄物の管理、処理、処分、輸送等、高レベル及びTRU廃棄物関係、環境回復、混合廃棄物等について、約300件の発表が行なわれた。

論文

Characterization of aerosols from dismantling work of experimental nuclear power reactor decommissioning

小野寺 淳一; 藪田 肇; 西薗 竜也; 中村 力; 池沢 芳夫

Journal of Aerosol Science, 22(SUPPL.1), p.S747 - S750, 1991/00

解体作業時の空気中放射能濃度を評価する場合、切断作業等に伴って発生するエアロゾル発生量、移行率、粒度分布等のパラメータを知ることは、放射線防護上重要である。1986年から動力試験炉(JPDR)で行われている解体実地試験において、これらのパラメータについて収集、評価を行った。汚染配管の熱的気中切断時の移行率は、配管材質の場合及び放射性物質の場合ともにほぼ同じ10%オーダーであったが、機械的気中切断時の移行率は、配管材質の場合が0.01%以下であったのに対して、放射性物質の場合は、数%オーダーとなった。一方、炉内構造物、原子炉圧力容器の水中切断では、移行率は10$$^{-3}$$~10$$^{-2}$$%程度であり、エアロゾルの粒度分布は単分散に近くサブミクロン領域の小さなものであった。また、エアロゾル発生量の水中切断による低減効果を定量的に評価することができた。

論文

Dispersion and resuspension factors of radioactive dusts derived from air monitoring data in JAERI

松井 浩; 池沢 芳夫; 泉 幸男; 富居 博行; 小野寺 淳一; 穴沢 豊; 山本 峯澄; 吉田 芳和*

7th Int. Congress of the IRPA, Radiation Protection Practice, Vol. 2, p.673 - 676, 1988/00

放射性塵埃を発生する作業の内部被曝防護計画に必要な放射性塵埃の飛散率と再浮遊計数とについて、原研におけるこれまでの各種放射線モニタリングデータから求めたものを整理して報告する。対象とした主な放射線作業は、ホットラボにおける燃料切断、JPDRデコミッショニングにおける一次系配管の切断、廃棄物処理場における圧縮処理、プルトニウム研究棟における除染、等である。

論文

Estimation of doses to workers and the public in the JPDR

中村 力; 足利谷 好信; 小野寺 淳一; 池沢 芳夫; 松井 浩; 沼宮内 弼雄

7th Int. Congress of the IRPA, Radiation Protection Practice, Vol. 3, p.1260 - 1263, 1988/00

JPDRは、BWR(出力90MWt)型の実証試験炉で、1963年から13年間運転した後、1976年に運転を終了した。この試作炉は1986年から1992年の7年間にわたって解体撤去される予定になっている。本報告書は、解体作業エリアの放射線率、解体工学等を考察し、JPDRデコミッショニングのおける作業者の集団被曝線量及び一般公衆の個人最大被曝線量を推定した結果について述べる。

論文

Radiation control technology applicable to the JPDR decommissioning

池沢 芳夫; 小野寺 淳一; 中村 力; 足利谷 好信; 松井 浩

CONF-871018-Vol.2, p.5-104 - 5-113, 1987/00

JPDRの解体に適用するため、原子炉解体作業の特殊性を考慮して開発した高放射線線量率測定装置(空中及び水中用)、搬出物品自動汚染検査装置、改良型塵埃モニタ、コンクリート廃材等区分管理用測定装置及び定型廃棄物容器表面汚染・線量率自動測定装置について、開発目的、主な仕様、機能について報告する。

口頭

高速炉臨界実験装置における炉心燃料取扱作業にともなう被ばく管理について

田中 靖人; 秋野 仁志; 吉富 寛; 西藤 文博; 半谷 英樹; 小野寺 淳一

no journal, , 

FCAにおける放射線作業の特徴は、炉心燃料装荷変更作業においてプルトニウム及びウラン燃料要素を取り扱う手作業があることや、実験準備等のため炉心近傍の比較的線量の高い場所で作業すること等が挙げられる。よって事前の作業計画において計画被ばく線量を設定することが重要となり、これまで蓄積された過去のデータを統計処理し、被ばく線量を推定することが必要である。本発表では被ばく線量を推定するために、プルトニウム燃料要素及びウラン燃料要素を取り扱う作業を対象として燃料取扱枚数及び被ばく線量の統計処理を行った。一つ目の作業として、アメリシウム-241からの低エネルギー$$gamma$$線(59.5keV)の管理が重要となるプルトニウムを取り扱う炉心燃料装荷変更作業において、年間のプルトニウム燃料のべ取扱枚数と、それに対応する集団実効線量及び指の皮膚の集団等価線量との関係を調査した。二つ目の作業として、おもにウランの高エネルギーベータ線による皮膚の被ばくがあったウラン燃料要素再被覆作業において、ガラスバッジで測定された70マイクロメートル線量当量と指リング型TLDで測定された指の皮膚の等価線量との関係を調査した。その結果、これらの作業と被ばく線量との関係において、おおよその比例関係が見いだされ、今後の燃料要素取扱作業での計画被ばく線量の設定に活用できることがわかった。

口頭

マスクマンテスト装置の利用実績とその評価

吉富 寛; Pangsub, K.; 星 慎太郎; 高橋 照彦; 宍戸 宣仁; 小野寺 淳一

no journal, , 

原子力機構・原子力科学研究所の燃料試験施設では、放射線作業開始前にマスクマンテスト装置を用いて作業者の全面マスク装着状態の確認を行ってきた。装着時に得られた測定データを解析したところ、未経験者を含む全面マスク装着経験の浅い作業者の防護係数の分布は混成対数正規分布に従った。一方、熟練した作業者における分布は対数正規分布に適合し、その時の防護係数は平均3000程度であった。防護係数が200以下であった場合には、装着状態を確認しリークがないように適切に処置した後に再測定を行っているが、経験の浅い作業者においてもこの再装着の結果を反映させると防護係数が平均2000程度となり、その分布は対数正規分布によく適合した。また、作業者個人による全面マスク装着状態の違いを簡便に見積もるために、肥痩の指標であるBMI(Body Mass Index)との相関を調べた。その結果、相関係数が0.5の正の相関があることが明らかになった。以上のことから、作業者はマスクマンテスト装置を利用して全面マスク装着の経験を積むことにより、平均2000$$sim$$3000の防護係数が期待できることがわかった。さらに、BMIの値から全面マスク装着時の防護係数の個人差をある程度評価できることがわかったので、マスクの装着指導に生かすことができると考えられる。

口頭

規制と管理

小野寺 淳一

no journal, , 

我が国のトリチウムの規制に関して、法令等に定められる実効線量係数、濃度限度、放出管理目標値等について解説する。また、原子力施設におけるトリチウム取扱の経験に関連して、放出管理、作業環境管理、内部被ばく測定に関して、原子力機構での経験を中心に紹介する。

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