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田原 義壽*; 深堀 智生
JAEA-Conf 2006-009, 191 Pages, 2006/11
JAEA-Conf-2006-009.pdf:41.22MB
2005年度核データ研究会が、2006年2月2日と3日の両日、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所において開催された。口頭発表では、革新炉開発及び現行炉高度化のための核データ,核データ研究の過去と未来,最新評価済み核データの現状と性能分析,最新の核データ測定についての16件の報告があった。ポスター発表では、21件の発表があり、それらは、核データの測定,評価や評価済核データのベンチマークテスト及び応用等に関するものであった。本報文集は、それらの論文の一部をまとめたものである。
田原 義壽*; 深堀 智生
JAERI-Conf 2005-003, 254 Pages, 2005/03
JAERI-Conf-2005-003.pdf:32.21MB
2004年核データ研究会が、2004年11月11日と12日の両日、日本原子力研究所東海研究所において開催された。この研究会は、日本原子力研究所のシグマ研究委員会と核データセンターが主催して開いたものである。口頭発表では、軽水炉及び核燃料サイクルと核データ,ADS開発のための核データ,JENDL-3.3の使用経験とJENDL-4への要望,最近の断面積測定,物質生命科学と核データ,海外の核データニーズと活動についての19件の報告があった。ポスター発表では、21件の発表があり、それらは、核データの測定,評価や評価済核データのベンチマークテスト及び応用等に関するものであった。本報文集は、それらの論文をまとめたものである。
吉田 正*; 岡嶋 成晃; 桜井 健; 中島 健; 山根 剛; 片倉 純一; 田原 義壽*; 瑞慶覧 篤*; 親松 和浩*; 大澤 孝明*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.136 - 139, 2002/08
核データファイルJENDL-3.3の評価に寄与するために、
U,
U,
Puの遅発中性子データの評価を行い、推奨値を求めた。遅発中性子収率に関しては、臨界実験装置FCAとTCA(原研),MASURCA(フランスCEA)における、最近の
の積分実験の結果を用いてJENDL-3.2の遅発中性子収率を調整した。その結果、高速炉や熱中性子炉の炉物理計算において重要なエネルギー領域で、収率の調整結果を誤差
5%以内で得ることができた。特に、Uに関しては、調整によりJENDL-3.2の値と比べて約3%小さな収率を得た。遅発中性子の6群崩壊定数等の評価も行った。これは、核データ評価の国際ワーキングパーティー(WPEC)の遅発中性子データ評価サブグループの活動においてSpriggsが収集した遅発中性子の放出率の実験データを、最小二乗法により処理することにより行った。さらに、臨界実験装置VHTRC,TCAとTRACY(原研),VIPEX(ベルギーSCK/CEN)におけるペリオド測定やロッドドロップ測定の結果を用いて、得られた6群定数の検証を行った。その結果、新たな6群定数を用いると、JENDL-3.2の定数を用いた場合に比べて反応度価値が約3%増加し、反応度効果のC/E値を改善する傾向にあることがわかった。
北原 義久; 桜井 直行*; 亀井 満*
ASIA CONGRESS ON RADIATION, 0 Pages, 1993/10
原子力安全委員会の策定した原子力開発利用長期計画によると、開発途上国の研究基盤・技術基盤の整備に重点を置き、協力を進めていくこととしている。動燃はこの趣旨に従い、1985年から科学技術庁の原子力研究交流制度に基づき、アジア諸国から約130名を受け入れている。放射線安全関係では研究テーマとして、放射線管理、環境モニタリング、個人被ばく管理、測定器の保守・校正等があり、研究者は3
6月間安全管理部門の現場に滞在する。JICA制度による安全管理実務者集団研修コースは1990年に開講し、1月間にわたり放射線安全概論と実際、個人被ばく管理、環境放射線管理、保守・校正について、講義と実習を行う。本コースは、毎年1回開催しアジア諸国から5名ほど招聘している。IAEA/RCA制度による放射線防護の基礎技術に関する訓練コースは、動燃と原研により、1989年と1991年において2週間開催された。内容はJIC
北原 義久*
PNC TN8440 90-010, 113 Pages, 1990/03
平成元年度第4・四半期(平成2年1月平成2年3月)に実施した業務概要について報告します。記載内容は,安全管理業務概要,安全管理一般,放射線管理,環境安全,個人被ばく管理,小集団活動の推進,技術開発等,外部発表等について,取りまとめたものである。
北原 義久*
PNC TJ8409 90-001, 324 Pages, 1990/03
確率論的安全性研究は、近年、原子炉を中心に開発された確率論的安全評価(PSA、Probabilistic Safety Assessment)、あるいは確率論的リスク評価(PRA、Probabilistic Risk Assessment)を中心技術として著しい発展を遂げ、原子炉では特に、苛酷事故等の評価や安全目標の確立等に関連して、PSAは不可欠のものとなっている。しかし、原子炉以外の核燃料サイクル施設では、現状ではなお、利用は限定されている。本調査は動力炉・核燃料開発事業団からの委託を受けて、再処理施設およびプルトニウム燃料製造施設等、東海事業所の核燃料サイクル施設の安全研究の一環として、確率論的な安全評価手法を確立するための研究の基礎資料を得るため、諸外国での研究の動向を調査した結果を取りまとめたものである。内容は、約60件の海外文献の整理・分類(ファイル番号、重要度分類、内容区分、文献名、文献頁、文献言語、要約番号および備考)、文献の要約(和文、英文)を実施し、全体を通して東海事業所各施設との関連性、今後の研究の方向性について、総括的にとりまとめたものである。
北原 義久*
PNC TN8440 90-003, 109 Pages, 1989/12
平成元年度第3・四半期(平成元年10月平成元年12月)に実施した業務概要について報告します。記載内容は,安全管理業務概要,安全管理一般,放射線管理,環境安全,個人被ばく管理,小集団活動の推進,技術開発等,外部発表等について,取りまとめたものである。
北原 義久*
PNC TN8440 89-026, 109 Pages, 1989/09
平成元年度第2・四半期(平成元年7月平成元年9月)に実施した業務概要について報告します。記載内容に関して質問,意見があれば安全対策課まで申し出てください。
北原 義久*
PNC TN8440 89-019, 195 Pages, 1989/09
平成元年度第1・四半期(平成元年4月平成元年6月)に実施した業務概要について報告した。
北原 義久*
PNC TN8530 87-007, , 1987/12
本資料は、再処理施設の安全審査が答申された昭和44年度から61年度までの安全管理部における研究開発の成果、経験等を安全管理部安全管理技術開発推進委員会が総括し、今後の安全研究を推進していく上での参考とすることを目的として、部内各課においてこれまで取りまとめられてきた技術情報(外部発表、社内資料等)のリストをとりまとめたものである。本資料を、今後の安全管理業務の遂行及び安全研究の推進にあたって参考になれば幸いである。なお、今後定期的に追加・修正を行って行く予定である。
北原 義久*; 石田 順一郎; 浅野 智宏
PNC TN8440 87-008, 155 Pages, 1987/02
本報告書は,東海再処理施設の周辺地域において,1986年1月から12月までの期間に,動燃事業団東海事業所において実施した環境放射線モニタリングの結果をまとめたものである。 東海事業所における環境モニタリングは,「動力炉・核燃料開発事業団東海事業所再処理施設保安規定,第5編環境監視」に従い実施されている。本報告書では,保安規定に定められた環境放射能及び放射線の監視項目について,その測定結果等を掲載した。また,放出記録に基づく周辺公衆の被ばく線量の算定結果についても合わせて収録した。
北原 義久; 大和 愛司; 岩井 誠; 安全管理部 環境安全課
PNC TN8420 86-10, 166 Pages, 1986/12
昭和61年4月26日、ソビエト連邦ウクライナ共和国キエフ市の北方に位置するチェルノブイル原子力発電所において原子炉建屋の損壊に到る事故が発生し、炉内に閉じ込められていた多量の放射性物質が環境に放出された。 欧州諸国においては相次いで放射能汚染が検出され、いくつかの国では食物の摂取制限等の対策が講じられた。我が国においても放射能対策本部が設けられ、全国的な放射能調査体制がとられた。東海事業所としても、定常の環境モニタリングに加え、特別調査として環境放射能調査を実施した。本資料には、東海事業所安全管理部環境安全課において実施した特別環境放射能調査の結果及びこれに基づく環境線量評価に係るパラメータの検討並びに予備的な被ばく線量の試算等を行った結果を収録した。
線被ばくの防護対策に関する手引(改訂版)北原 義久*; 中田 啓; 岸本 洋一郎; 鹿志村 攻*; 吉村 征二*; 丸山 進*; 薄井 貞次*; 椿 裕彦*
PNC TN852 83-23, 37 Pages, 1983/10
一般に線による被ばくについては,
線や中性子線による被ばくに比較して軽視されがちである。しかし,線と言えども防護対策を適切に実施しなければ予想外の局部被ばくを受ける事になる。そこで線による被ばくの防護をより適切に実施するために手引き書を作成した。本書では,外部被ばくの防護について一般的な原則を線の特性も加味しながら記載している。又,線場における作業に当っては事前モニタリングの原則にしたがって計画目標線量の設定を適切に行なうためにその算定方法と手順を記載した。一方,放射線作業は被ばく管理を念頭におき実施する必要があるので,機器の特性をふまえて線量率のモニタリング方法を記載した。最後に実際の放射線作業を実施する場合に放射線防護の3原則を適用して線被ばくの低減化方法について触れた。「P 20010620」
北原 義久*; 岸本 洋一郎; 日野田 長夫*; 菊池 正行*; 叶野 豊*
PNC TN852 82-01, 150 Pages, 1982/01
管理区域内において,密封あるいは非密封の放射性物質を取扱う作業を行なう場合,作業者の内部および外部被曝を避けるために各種の防護具を使用する。その際,それら防護具類の用途,性能等を充分理解した上で選定し,使用することが重要である。本書では,再処理工場で使用している防護具類の概要及び取扱い要領について,過去の使用実績に基づき整理して示した。放射線による被曝の形態としては,外部被曝,内部被曝,及び身体汚染に伴う被曝があるが,被曝の形態に応じ,使用する防護具も異なる。従って,使用目的に応じて防護具を分類し,それぞれの特徴,使用上における注意等を記載した。取扱い要預は,これらの防護具が併用される放射線作業に即すべく,代表的な防護装備の例をとりあげ,具体的な着装手順,脱装手順及び作業全般にわたっての注意事項等を示した。又,呼吸保護具の性能を維持するため,再処理工場の規定類には防護具の定期的な点検を業務づけているが,その点検要領についても具体的に記載した。
線被曝の防護対策に関する手引(改訂版)北原 義久*; 中田 啓; 岸本 洋一郎; 鹿志村 攻*; 吉村 征二*; 丸山 進*; 薄井 貞次*; 椿 裕彦*
PNC TN852 81-65, 44 Pages, 1981/11
一般に線による被ばくについては,線や中性子線による被ばくに比較して軽視されがちである。しかし,線と言えども防護対策を適切に実施しなければ予想外の局部被ばくを受ける事になる。そこで線による被ばくの防護をより適切に実施するために手引き書を作成した。本書では,外部被ばくの防護について一般的な原則を線の特性も加味しながら記載している。又,線場における作業に当っては事前モニタリングの原則にしたがって計画目標線量の設定を適切に行なうためにその算定方法と手順を記載した。一方,放射線作業は被ばく管理を念頭におき実施する必要があるので,機器の特性をふまえて線量率のモニタリング方法を記載した。最後に実際の放射線作業を実施する場合に放射線防護の3原則を適用して線被ばくの低減化方法について触れた。
北原 義久*; 成田 脩; 浅野 智宏; 岸本 洋一郎; 龍口 清*
PNC TN841 81-44, 73 Pages, 1981/08
計算プログラムKR85G-A Computer Programfor Calculating Cloud Gamma Doses by Kryp-ton-85 Routinely Released from Tokai FuelReprocessing Plantは再処理工場の平常運転に伴い,主排気筒から放出される85Krの放射性雲からのガンマ線に起因する被ばく線量を計算するプログラムである。放出源情報及び気象情報は,環境監視テレメータ・システムにより自動収集しているデータを,計算コードCONTEにより年間統計処理したものを用いる。クラウド・ガンマ被ばく線量は,独自に開発した照射線量率テーブルEXDOSEを用いて計算し,計算時間の短縮化とプログラムの簡潔化をはかった。KR85Gは,FORTRAN IVで書かれており,IBM370システムにより実行可能となっている。
線被曝の防護対策に関する手引北原 義久*; 中田 啓; 岸本 洋一郎; 鹿志村 攻*; 吉村 征二*; 丸山 進*; 薄井 貞次*; 椿 裕彦*
PNC TN852 81-20, 43 Pages, 1981/06
一般にベータ線による被ばくについては,ガンマ線や中性子線による被ばくに比較して軽視されがちである。しかし,ベータ線と言えども防護対策を適切に実施しなければ予想外の局部被ばくを受ける事になる。そこでベータ線による彼ばくの防護をより適切に実施するために手引き書を作成した。本書では,外部被ばくの防護について一般的な原則をベータ線の特性も加味しながら記載している。又,ベータ線場における作業に当っては事前モニタリングの原則にしたがって計画目標線量の設定を適切に行なうためにその算定方法と手順を記載した。一方,放射線作業は被ばく管理を念頭におき実施する必要があるので,機器の特性をふまえて線量率のモニタリング方法を記載した。最後に実際の放射線作業を実施する場合に放射線防護の3原則を適用してベータ線被ばくの低減化方法について触れた。
北原 義久*; 篠原 邦彦*
PNC TN843 81-05, 45 Pages, 1981/04
原子力施設から大気中に放出された放射性物質の吸入に起因する体内被曝線量をICRP Publication 30に示される計算法により評価することが求められつつある。しかしながら,ICRP Publication 2に代表される従来の計算法と比較して,相当に複雑な計算を必要とし,一般的な手法となるには時間を要するものと考えられる。本レポートにおいては,本法による線量評価をより簡便に実行出来るようコンピュータ・プログラムにより吸入放射能-線量変換係数を作成した。使用したプログラムは,ORNLで開発されたICRP TIMEDであり,ICRP専門委員会2の課題グループが使用しているものと同一である。本レポートには,プルトニウム同位体(SUP286/Pu,SUP239/Pu,SUP240/Pu,SUP241/Pu,SUP242/Pu及びSUP241/Am)についての変換係数のみを収録しているが,他の主要核種についても継続して,作成・刊行する予定である。
北原 義久*; 篠原 邦彦*
PNC TN843 81-04, 61 Pages, 1981/04
計算プログラムEFDOS-A Computer Program for Calculating Effective Committed Dose Equivalents by Inhalation of Radioactive Materials Occuring in Routine Atmospheric Releases from Nuclear Fuel Cycle Facilitiesは,原子力施設から定常的に大気放出される放射性物質の地表空気中濃度および吸人摂取に起因する被ばく線量を計算するためのプログラムである。放射性物質の大気中拡散の計算は,「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針について」を参考としており,沈着等による減損補正は計算プログラムAIRDOS-EPAを参考としている。吸入摂取に起因する内部被ばく線量の計算は,ICRP Publication30に基づき各標的器管に対する預託線量当量および実効預託線量当量を計算する。EFDOSは,FORTRAN IVで書かれており,IBM370,3033およびIBMコンパティブルの計算機で実行可能である。
