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報告書

福島第一原子力発電所事故後の汚染地域における外部被ばく線量の決定論的評価手法の開発

高原 省五; 飯島 正史; 嶋田 和真; 串田 輝雄; 白鳥 芳武

JAEA-Research 2014-024, 57 Pages, 2015/01

JAEA-Research-2014-024.pdf:5.49MB

福島第一原子力発電所事故後の汚染地域において代表的個人の外部被ばく線量を決定論的に評価するために、居住地の放射線量率及び生活行動に関する調査を実施するとともに、統計分析を行ってこれらの被ばく要因の統計分布を特定した。居住地の放射線量率は対数正規形で分布していた。また、自宅滞在者、屋内作業者及び屋外作業者の生活行動を調査したところ、屋外での滞在時間の分布形は職業によって異なっており、自宅滞在者及び屋内作業者の屋外滞在時間は対数正規分布、屋外作業者の屋外滞在時間は正規分布形となっていた。これらの被ばく要因と個人線量との関係を分析するために、個人線量の実測値を目的変数とする重回帰分析を実施したところ、汚染の地域差や生活行動の個人差によって生ずるこれら被ばく要因の変動によって個人線量にも統計的に有意な違いが生じていることが明らかになった。被ばく要因の統計情報をもとに、決定論的な線量評価モデルを作成して代表的個人の線量を評価した。評価結果を個人線量の実測値と比較したところ、評価値は実測値の95パーセンタイルよりも高い値となっており評価の保守性を確認することができた。

論文

Statistical characterization of radiation doses from external exposures and relevant contributors in Fukushima Prefecture

高原 省五; 安陪 達哉*; 飯島 正史; 嶋田 和真; 白鳥 芳武

Health Physics, 107(4), p.326 - 335, 2014/10

AA2013-0905.pdf:0.46MB

 被引用回数:7 パーセンタイル:55.77(Environmental Sciences)

原子力事故後の汚染地域において被ばくを適切に管理するためには、住民の線量を合理的に評価する手法が必要である。確率論的線量評価手法は、線量分布を評価することで住民の被ばく状況を包括的に把握できる方法の一つである。この評価手法を利用するためには、被ばく要因に係る統計データが必要となる。本研究では、第一に、福島事故後の被ばく状況について外部被ばくに係る被ばく要因の統計データを決定すること、第二に、個人線量の変動性の原因を特定することを目的とした。これらの目的を達成するために、福島県内の屋内作業者や屋外作業者などの協力を得て、住民の個人線量および自宅の空間線量率を測定するとともに、生活行動時間を調査した。また、個人線量を目的変数として、空間線量率と職場屋外での滞在時間を説明変数とする多重回帰分析を実施した。これらの分析の結果として、第一に、被ばく要因の統計分布と統計値を決定できた。第二に、空間線量率や屋外滞在時間のような被ばく要因は汚染の地域差や生活行動時間の個人差・団体差に応じて変動しており、その変動に応じて個人線量にも統計的に有意な違いが観察されることがわかった。

報告書

福島第一原子力発電所事故に係る避難区域等における除染実証業務; 個人線量調査事業編(受託研究)

高原 省五; 飯島 正史; 串田 輝雄; 白鳥 芳武

JAEA-Research 2013-029, 36 Pages, 2013/12

JAEA-Research-2013-029.pdf:2.7MB

生活習慣の違いが住民の被ばくに及ぼす影響を明らかにするために、福島第一原子力発電所事故の影響を受けた地域において生活行動時間を調査するとともに、外部被ばくによる個人線量の測定を行った。また、個人線量の評価モデルを作成し、放射線量率の測定結果と生活行動時間の調査結果をもとに個人線量を評価して、実測値との比較より評価の妥当性を検証した。住民の生活行動時間には、職業によって屋外での滞在時間に明らかな差がみられ、屋外作業者の個人線量と屋内作業者の個人線量には有意な違いが観察された。事故の影響を受けた地域で生活を続ける住民の線量をより正確に評価するためには、職業などによる生活行動時間の違いを反映して評価を実施すべきである。

論文

Analysis of Mixed Oxide Fuel Loaded Cores in the Heavy Water Reactor FUGEN

大谷 司; 飯島 隆; 白鳥 芳武

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(11), p.959 - 969, 2003/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:38.02(Nuclear Science & Technology)

炉心設計コードWIMS-ATR/POLESTARを開発し、「ふげん」の運転データ及び$$gamma$$スキャン測定による精度評価を行なうとともに、近代ノード法の採用など炉心設計コードの改良を行なってきた。重水炉「ふげん」では25年間の運転の間に、プルトニウム組成の異なる様々な種類のMOX燃料を装荷してきた。MOX燃料炉心に対する炉心設計コードの精度は、出力分布$$pm$$5%、臨界固有値1.001+-0.002、臨界10B濃度$$pm$$0.2ppm(有効運転日数7日に相当)、冷却材ボイド反応度係数$$pm$$3.0$$times$$10マイナス5乗[デルタk/k/%Void]、出力係数$$pm$$1.5$$times$$10マイナス5乗[デルタk/k/%Power]であり、「ふげん」の炉心管理を実用上十分な精度を持って行なってきた。

論文

「ふげん」の廃止措置における被ばく低減の取り組み

大和 義明; 井口 幸弘; 兼平 宜紀; 白鳥 芳武; 清田 史功

保健物理, 38(2), p.116 - 127, 2003/06

「ふげん」は平成15年3月に運転を終了し、その後の廃止措置準備期間(約10年)に廃止措置計画の具体化に向けた準備を進めていく。現在「ふげん」では、実際の設備の解体に向けて、解体手順・安全評価等に資する諸準備を行っており、特に被ばく低減は重要な課題である。ここでは、被ばく低減への取り組みとして、放射能インベントリの評価、除染技術の改良・合理化、重水・トリチウム除去技術の開発、VR技術を用いた被ばく評価システムの開発の現状について紹介する。

論文

Radiation activity evaluation for decommissioning of Fugen Nuclear Power Station

白鳥 芳武; 川越 慎司; 東浦 則和

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00

ふげん発電所の廃止措置の事前準備として、原子炉の運転中でなければ実施できない中性子束密度の測定、評価を優先的に行っている。放射化量の評価では、解析による評価を基本とし、解析の妥当性を少数試料のサンプリングによる測定によって確認するという手法を適用した。評価にあたっては、炉心構造材領域及びその周囲にある遮蔽体領域、遮蔽体外側領域の3領域に分類した。前者の二つの領域は解析によって中性子束密度を評価したが、遮蔽体外側領域はそれができないので、放射化箔による中性子束密度測定を多数点について行い、その結果をもとに放射化計算を行った。これらの評価手法は「ふげん」の経済的で合理的な廃止措置に資するものである。

報告書

$$gamma$$スキャニング装置によるATR燃料の出力分布測定結果

白鳥 芳武; 永松 健次; 尾崎 信治; 林 卓

PNC TN3410 92-016, 7 Pages, 1992/12

PNC-TN3410-92-016.pdf:0.2MB

新型転換炉ふげん発電所では、クラスター型燃料の燃焼度及び出力測定を行うために、サイト内で使用可能な$$gamma$$スキャニング装置を開発した。サイト内における$$gamma$$スキャニング装置はホットセルで行うPIE(照射後試験)に比べ燃焼度の測定の他、炉心から取り出した直後の燃料の出力測定が可能であること、比較的簡単な装置で多数の燃料体測定が可能であるという利点を有している。これまでの実績では、燃焼度測定7体、出力測定14体の合計21体の燃料について測定を実施している。尚、燃料の出力測定は、短半減期の核種について$$gamma$$線を測定するために、サイト内でなければ実施できない項目である。これまでの結果では、燃焼に伴い、出力分布は解析どおり平坦化していくこと、MOX燃料とウラン燃料の軸方向出力分布にほとんど差のないこと、LPFについては測定結果と解析値とは良く一致していること等を確認した。

報告書

Operation experience of MOX fuel loaded heavy water reactor

白鳥 芳武; 古林 俊幸; 松本 光雄

PNC TN3410 91-031, 47 Pages, 1991/11

None

口頭

原子力施設におけるトリチウムの取り扱い経験

白鳥 芳武

no journal, , 

「ふげん」は、平成15年に約25年間にわたる運転を終了し、現在、廃止措置を行っている。「ふげん」は減速材として使用している重水は常に高純度に維持する必要があり、2種類の原理の異なる精製装置で劣化した重水の精製を行ってきた。また、重水中に生成されたトリチウムは長期間の運転に従い、徐々にその濃度が上昇し、約5年間の運転により、約250Mbq/cm$$^{3}$$という濃度に達し、そうした状況の中で、トリチウムによる被ばく低減や放出量低減対策のために、ハード面とソフト面の両方の面で様々な対策と管理を行ってきた。そうした管理のもと、回収・再利用が困難な微量の重水については希釈して海洋放出した。それに含まれるトリチウムについては、保安規定に定められた管理目標値等を十分下回ることを常に確認してきた。「ふげん」からのトリチウム放出量は海外の重水炉に比べ十分に低く、国内の軽水炉と比べても同等以下である。今後、廃止措置を進めるにあたり、残留しているトリチウムの除染を適切に行い、安全な作業管理に努めていく。

口頭

福島第一原子力発電所事故の概要と除染及び除染技術開発の状況等について

白鳥 芳武

no journal, , 

福島第一原子力発電所の事故の概要をはじめとして、その後約3年間にわたる原子力機構の取り組みのうち、モデル除染事業、除染技術実証事業、研究開発等を中心に説明する他、最近の原子力事情など幅広く説明する。具体的には、事故の発生原因とサイト内の状況、放射性物質の拡散状況、事故後の原子力機構の緊急時支援活動、航空機や車両等によるモニタリング活動、除染モデル実証事業とその後の国の本格除染の進捗状況について説明する。また、除染技術実証事業や放射性セシウムの吸脱着メカニズムの解明研究の状況についても説明する。最後に、放射線による影響(食品や日常的な被ばく等)や福島での避難状況について概要を説明するとともに、海外の事故としてチェルノブイリ発電所との比較、代替エネルギーの可能性、原子力規制庁の設立と規制強化、国際的な原子力開発の動向など、原子力全般にわたり幅広く紹介する。

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