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報告書

捨石たい積場周辺環境の監視測定結果,平成21年度; 鳥取県内

伊藤 公雄; 相馬 丞; 小野 高行; 石森 有; 川崎 悟

JAEA-Review 2011-011, 20 Pages, 2011/03

JAEA-Review-2011-011.pdf:1.59MB

人形峠環境技術センターでは、良好な自然環境の確保等を目的として岡山県・鳥取県と締結した環境保全協定に従って、センターやウラン鉱山跡の捨石たい積場周辺等の環境監視測定を実施している。これらの監視測定結果は、各々の県に定期的に報告するとともに、専門家で構成される岡山県環境放射線等測定技術委員会(岡山県)や鳥取県放射能調査専門家会議(鳥取県)において審議され異常は見られないことが確認された。本資料は鳥取県に報告し、鳥取県放射能調査専門家会議において評価を受けた平成21年度の捨石たい積場周辺の環境監視結果についてまとめたものである。

報告書

人形峠周辺環境の監視測定結果(平成21年度); 岡山県内

伊藤 公雄; 相馬 丞; 小野 高行; 石森 有; 川崎 悟

JAEA-Review 2011-010, 44 Pages, 2011/03

JAEA-Review-2011-010.pdf:2.5MB

人形峠環境技術センターでは、良好な自然環境の確保等を目的として岡山県・鳥取県と締結した環境保全協定に従って、センターやウラン鉱山跡の捨石たい積場周辺の環境監視測定を実施している。また、回収ウラン転換実用化試験(平成6年$$sim$$平成11年)に伴ってセンター周辺でのプルトニウムについての環境測定も実施している。また、県境鳥取県側において方面掘削土を原料としてレンガを製造する計画に伴い、県境周辺の環境測定を平成18年度より実施している。これらの監視測定結果は、各々の県に定期的に報告するとともに、専門家で構成される岡山県環境放射線等測定技術委員会(岡山県)や鳥取県放射能調査専門家会議(鳥取県)において審議され、異常値は認められないことが確認された。本資料は岡山県に報告し、岡山県環境放射線等測定技術委員会において評価を受けた平成21年度の環境監視測定結果についてまとめたものである。

報告書

人形峠周辺環境の監視測定結果(平成20年度); 岡山県内

相馬 丞; 小野 高行; 石森 有; 川崎 悟

JAEA-Review 2009-070, 43 Pages, 2010/03

JAEA-Review-2009-070.pdf:6.63MB

人形峠環境技術センターでは、良好な自然環境の確保等を目的として岡山県・鳥取県と締結した環境保全協定に従って、センターやウラン鉱山跡の捨石たい積場周辺の環境監視測定を実施している。また、回収ウラン転換実用化試験(平成6年$$sim$$平成11年)に伴ってセンター周辺でのプルトニウムについての環境測定も実施している。また、県境鳥取県側において方面掘削土を原料としてレンガを製造する計画に伴い、県境周辺の環境測定を平成18年度より実施している。これらの監視測定結果は、各々の県に定期的に報告するとともに、専門家で構成される岡山県環境放射線等測定技術委員会(岡山県)や鳥取県放射能調査専門家会議(鳥取県)において審議・評価を受けている。本資料は岡山県に報告し、岡山県環境放射線等測定技術委員会において評価を受けた平成20年度の環境監視測定結果についてまとめたものである。

報告書

人形峠周辺環境の監視測定結果(平成19年度); 岡山県内

相馬 丞; 田子 格; 小野 高行; 石森 有; 川崎 悟

JAEA-Review 2009-069, 43 Pages, 2010/03

JAEA-Review-2009-069.pdf:7.21MB

人形峠環境技術センターでは、良好な自然環境の確保等を目的として岡山県・鳥取県と締結した環境保全協定に従って、センターやウラン鉱山跡の捨石たい積場周辺の環境監視測定を実施している。また、回収ウラン転換実用化試験(平成6年$$sim$$平成11年)に伴ってセンター周辺でのプルトニウムについての環境測定も実施している。また、県境鳥取県側において方面掘削土を原料としてレンガを製造する計画に伴い、県境周辺の環境測定を平成18年度より実施している。これらの監視測定結果は、各々の県に定期的に報告するとともに、専門家で構成される岡山県環境放射線等測定技術委員会(岡山県)や鳥取県放射能調査専門家会議(鳥取県)において審議・評価を受けている。本資料は岡山県に報告し、岡山県環境放射線等測定技術委員会において評価を受けた平成19年度の環境監視測定結果についてまとめたものである。

報告書

捨石たい積場周辺環境の監視測定結果,平成20年度; 鳥取県内

相馬 丞; 小野 高行; 石森 有; 川崎 悟

JAEA-Review 2009-068, 20 Pages, 2010/03

JAEA-Review-2009-068.pdf:4.54MB

人形峠環境技術センターでは、良好な自然環境の確保等を目的として岡山県・鳥取県と締結した環境保全協定に従って、センターやウラン鉱山跡の捨石たい積場周辺等の環境監視測定を実施している。これらの監視測定結果は、各々の県に定期的に報告するとともに、専門家で構成される岡山県環境放射線等測定技術委員会(岡山県)や鳥取県放射能調査専門家会議(鳥取県)において審議・評価を受けている。本資料は鳥取県に報告し、鳥取県放射能調査専門家会議において評価を受けた平成20年度の捨石たい積場周辺の環境監視結果についてまとめたものである。

報告書

捨石たい積場周辺環境の監視測定結果,平成19年度; 鳥取県内

相馬 丞; 田子 格; 小野 高行; 石森 有; 川崎 悟

JAEA-Review 2009-067, 20 Pages, 2010/03

JAEA-Review-2009-067.pdf:4.54MB

人形峠環境技術センターでは、良好な自然環境の確保等を目的として岡山県・鳥取県と締結した環境保全協定に従って、センターやウラン鉱山跡の捨石たい積場周辺等の環境監視測定を実施している。これらの監視測定結果は、各々の県に定期的に報告するとともに、専門家で構成される岡山県環境放射線等測定技術委員会(岡山県)や鳥取県放射能調査専門家会議(鳥取県)において審議・評価を受けている。本資料は鳥取県に報告し、鳥取県放射能調査専門家会議において評価を受けた平成19年度の捨石たい積場周辺の環境監視結果についてまとめたものである。

報告書

グローブボックス等解体における切断・溶断作業の技術基準WG報告

浅妻 新一郎; 武田 伸荘; 大西 俊彦; 相馬 丞; 小野瀬 憲; 田島 松一; 岡田 尚

JNC-TN8420 2004-001, 122 Pages, 2004/11

JNC-TN8420-2004-001.pdf:167.0MB

グローブボックス(GB)等の解体作業は、放射性物質による汚染拡大防止を図るため、主としてグリーンハウス等の汚染管理エリアの設置や作業員の汚染防護措置のためのエアラインスーツ着用を必要した作業である。グリーンハウスのテントシートやエアラインスーツ等は主として酢酸ビニールでできており、切断機器(溶断機器を含む)の取り扱いに際しては特に火災・損傷や負傷に対する注意が必要である。このため切断機器は一般の取り扱い方法に加え、使用環境・状況に応じた取り扱い方法及び安全対策を定め、それを遵守させる必要がある。本WGでは、東海・大洗事業所混成メンバによりGB等解体における安全な切断、溶断作業に係る作業管理要領を、これまで機構内各所で実施してきた安全対策も盛り込みながら検討・整備した。なお、本結果は東海事業所共通安全作業基準管理要領に反映している。

報告書

防護マスクの装着試験報告書-東海事業所におけるマスクマンテスト-

鴨志田 強; 相馬 丞; 山中 克之; 阿部 顕*; 樫村 弘道*

JNC-TN8410 2004-017, 100 Pages, 2004/10

JNC-TN8410-2004-017.pdf:22.38MB

放射線管理第一課では、半面マスク着用者に対して装着試験(マスクマンテストと呼ぶ)を定常的に実施している。本報告書は、1970年から2003年まで東海事業所で実施してきた防護マスクの装着試験に関わる試験装置の開発経緯、各種防護具の性能試験、半面マスク装着試験の実績及び現状の問題点等についてまとめたものである。

報告書

重コンクリート遮へい性能試験

江花 稔; 野田 喜美雄; 小林 博英; 相馬 丞; 三上 智; 豊田 素子; 大柳 勝美*

PNC-TN8410 98-075, 36 Pages, 1998/07

PNC-TN8410-98-075.pdf:1.62MB

原子力施設においてコンクリートは、放射線に対しての遮へい体として使用されている。その中でも主に原子炉などの遮へい体には、普通コンクリート(密度2.35g/cm$$^{3}$$)より密度の大きいコンクリート(約3.0$$sim$$3.5g/cm$$^{3}$$)が使用されており、遮へい効果が大きいのが特徴である。今回、遮へい性能を試験した重コンクリートは、密度が普通コンクリートに比べ約2倍(4.99g/cm$$^{3}$$)と大きいため、遮へい体として利用した場合、放射線に対する遮へい性能の更なる向上が期待できる。本試験では、新しい重コンクリートおよび普通コンクリートについて厚さを10cm、20cm、30cmと変えて照射試験を行い、その遮へい性能を比較した。また、照射試験だけでなく遮へい計算コードを用いた評価や散乱線評価試験を行った。その結果、今回試験した重コンクリートは普通コンクリートに比べ、$$gamma$$線に対して2倍、中性子に対してはおよそ1.2倍の遮へい性能を示した。通常$$gamma$$線に対する遮へい性能は遮へい体の密度に比例するため、$$gamma$$線についての遮へい結果は妥当である。また、重コンクリートの組成成分中の鉄などによる非弾性散乱の寄与で、中性子の遮へい性能にも向上がみられたものと考えられる。

報告書

原子力安全に係る安全研究課題の構成要素の体系図

石川 敬二; 石井 愛典; 黒須 勝也; 相馬 丞; 福沢 義晴

PNC-TN1440 96-004, 61 Pages, 1996/04

PNC-TN1440-96-004.pdf:1.14MB

本資料は、動燃の安全研究課題の目的及び位置付けと反映先をより明確にし、もって安全研究の合目的的かつ効率的な推進に資することを目的として作成した原子力安全に係る安全研究課題の構成要素の体系図である。本体系図は、原子力施設の安全確保、環境放射能、放射性廃棄物処分の安全確保の3体系で構成されるとともに、原子力施設については動力炉と核燃料施設に関して共通的な考え方で研究課題要素が展開できるように工夫して体系化されている。さらに本体系図には原子力安全に係る安全研究課題要素の全体を概観できるように、動燃以外で実施可能な課題要素も組み入れられている。加えて、本体系図は、必要性の観点から合目的的な関連付けが可能となるように安全研究課題の構成要素の細分化が図られている。本体系図を基に、本体系図中に示された要素で構成される具体的な個々の安全研究課題がその目的及び位置付けと反映先について明確にされ、緊急性の観点も考慮された上で優先度に基づき実施されていくことが期待される。本体系図は、平成6年9月に「安全研究基本計画」(平成8年度$$sim$$平成12年度)の課題策定に当たり、研究課題抽出の参考とするため提案したものである。また、一部は、原子力安全委員会の「安全研究年次計画」(平成8年度$$sim$$平成12年度)の策定時にも活用され、その際の検討を踏まえて、安全研究委員会分科会において、一部見直しを行った。なお、新型転換炉の実証炉計画が中止されたこと(平成7年8月25日、原子力委員会決定)に伴い、ATR施設の体系図については、大幅な見直しを行った。また、高速増殖炉分野については、今後「もんじゅ」2次系のナトリウム漏洩事故を踏まえた見直しを行うものとする。

報告書

放射線管理機器便覧

江花 稔; 野村 幸広; 渡辺 敏幸; 白井 謙二; 大高 正; 相馬 丞; 神 和美; 住谷 秀一; 深沢 国男

PNC-TN8530 87-004, 196 Pages, 1987/09

PNC-TN8530-87-004.pdf:13.8MB

動燃東海事業所では再処理施設,プルトニウム燃料製造施設等核燃料サイクルに関連する数多くの施設が運転され,運転に合わせた約30年間の放射線管理の経験を有している。放射線管理の実施にあたっては,各施設の放射線の状況に応じて多種多様な放射線測定器を中心として,広範囲にわたる放射線管理機器が使用されている。本便覧は,東海事業所の放射線管理に現在使用している機器のうち代表的な機種を選定し,機器の概要,使用方法,特性,保守・点検及び仕様等についてその概要をまとめたものである。機器の区分は,個人モニタリング機器,作業環境モニタリング機器,環境モニタリング機器,保守・校正機器に大別し,さらに用途により分類した。記載内容については,各器とも2$$sim$$3ページに統一した。メーカー仕様をもとにして,使用方法及び保守・点検については放射線管理の実務において必要な情報に限定されているが,機器の概要を知るには適当と考える。本便覧は,原子力施設の放射線管理機器全般について,仕様等その概要を知るための資料として利用されたい。また今後必要に応じ,記載する機器を追記して行く予定である。

口頭

$$gamma$$線スペクトロメータへのマルチチャンネル波高分析レートメータの適用

齋藤 圭; 高嶋 秀樹; 江森 修一; 相馬 丞; 高田 千恵

no journal, , 

マルチチャンネル波高分析レートメータ(MCRM)とは、既存技術であるマルチチャンネル波高分析器(MCA)の分布表示機能に、計数率分布表示できる機能を付加した計測機器である。今回、ファイバーエリアモニタ用の線量分布表示装置として開発してきたMCRM試作機を改良し、Ge検出器を用いた$$gamma$$線核種分析装置に適用した。特性試験として、Ge検出器による出力波形をパルス発生器で模擬し、計数率の経時変化を確認した。また任意の経過時間ごとに得られる計数率分布と実際に同等時間積算して得られるMCA積算分布を比較した。$$^{60}$$Co標準線源を用いた確認では、既存MCAの核種同定結果と今回MCRMで得られる任意の経過時間ごとの計数率分布から算定した核種同定結果について、その放射能強度の予測度を比較した。その結果、計数率表示動作については、経時変化及び分布について動作原理通りの挙動を示すことが確認できた。また、核種同定の結果については、MCAによる1000秒測定結果に対してMCRMにおける100秒程度の核種同定結果でも、ほぼ追従できることが確認できた。今後、$$gamma$$線核種分析装置による有意核種の定性分析について迅速化が期待できる。

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