Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
崔 炳賢; 西田 明美; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 古屋 治*; 牟田 仁*; 村松 健
Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2016/10
本研究では、原子力施設のフラジリティ評価における認識論的不確定性評価に関する検討を行っている。検討のひとつとして、フラジリティ評価にかかわる重要因子の抽出と定量化のため、3次元有限要素モデルと質点系モデルを用いた原子炉建屋の地震応答解析結果の感度解析を実施し、主要因子に起因するばらつきを評価した。その結果を活用し、原子力施設のフラジリティ評価フローにおける認識論的不確定性レベルを段階的に区分し、将来のフラジリティ評価に活用可能な形で「専門知ツリー」を提案した。
西田 明美; 崔 炳賢; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 古屋 治*; 村松 健*
Transactions of the 23rd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-23) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2015/08
本研究では、原子力施設の地震リスク評価手法の信頼性向上を目的とし、これまでに開発してきた3次元仮想振動台技術を用いたフラジリティ評価における認識論的不確実さの評価に関する検討を実施している。具体的には、対象とする原子力施設建屋の3次元詳細モデルおよび従来モデルを作成し、モデル化のための感度解析として地震応答解析を実施した。本論文では、得られた3次元詳細モデルの結果を従来モデルの結果に対するばらつきとして評価し、認識論的パラメータごとに不確実さ評価を試みた結果について報告する。
牟田 仁*; 村松 健*; 古屋 治*; 内山 智曜*; 西田 明美; 高田 毅士*
Transactions of the 23rd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-23) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2015/08
地震PRAは、基準地震動を超える地震に対するリスクに係る原子力発電所の安全性をさらに確保するための対策と改良を検討するための有効な手段である。しかし、現在までの地震PRAの適用は十分とは言い難い。その理由の一つは、利害関係者の間で意思決定のための評価方法や不確実さ検討に対して十分なコンセンサスが存在しないことにある。本研究では、地震PRAの利用強化と信頼性向上のために、地震による炉心損傷頻度の評価に関連する不確実性を適切に扱うための数学的枠組みや専門的知識を利用したフラジリティ評価方法、認識論的不確実さを扱うための確率モデルを提案する。
高田 毅士*; 糸井 達哉*; 西田 明美; 古屋 治*; 村松 健*
Transactions of the 23rd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-23) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2015/08
原子力施設の耐震安全評価は地震PRAにおける不確実性を識別し定量化することによって行われている。評価プロセスでは、すべての不確実性は、偶然的不確実性と認識論的不確実性のいずれかに分類される。本研究では、建屋や機器のフラジリティに関する認識論的不確実性の系統的な評価が検討され、モデルプラントに対して適用される。本研究では、建物や地盤にかかわる専門家Gと配管や機器の専門家の2つの専門家グループを設置した。関連する十分な感度解析結果をもとに得られた専門家意見は慎重に処理され、いくつかの特定の領域に分類され、そしてそのすべてが将来のフラジリティ評価に利用できるように知識ツリー(KTT)として統合された。
西田 明美; 高田 毅士*; 糸井 達哉*; 古屋 治*; 村松 健*
Proceedings of 12th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-12) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/06
本研究では、地震起因事象に関するリスク評価(地震PRA)の信頼度を向上させ、活用促進に資するため、確率モデル及び認識論的不確実さの取り扱いに関する検討、フラジリティ評価における認識論的不確実さの評価に関する検討、モデルプラントでの試行研究による有用性の実証を実施している。本論文では、2番目のフラジリティ評価における認識論的不確実さの取り扱いに関する検討について述べる。認識論的不確実さについては、ハザード評価においては、既往関連資料の調査に加えて、重大な課題に対して複数の多分野の専門家から組織的に意見抽出・集約をする方法が採用されている。本研究では、建屋地盤関係の専門家と機械系の専門家の2グループを組織し、フラジリティ評価においてはじめて本手法を採用している。
高田 千恵; 栗原 治*; 金井 克太; 中川 貴博; 辻村 憲雄; 百瀬 琢麿
NIRS-M-252, p.3 - 11, 2013/03
2011年3月11日の巨大な地震と津波は、莫大な量の放射性物質を環境中に放出した。地震発生の翌日、原子力機構は緊急時放射線モニタリングを開始した。福島から帰ってきた作業者を対象とした全身カウンタが開始されたのは3月末であった。この測定で得られた
Iの体内残留量は検出下限値未満から7kBq、福島での作業開始日で推定された当初の吸入量は1kBq未満から60kBqであった。
Cs及び
Csの測定値は検出下限値未満から3kBqであった。IのCsに対する比の中央値は11であった。最大の預託実効線量は0.8mSvで、これは3月13日から14日までに派遣された第2陣のモニタリング・チームのメンバーの値である。
I in the thyroids of employees involved in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident栗原 治*; 金井 克太; 中川 貴博; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 百瀬 琢麿; 古田 定昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 50(2), p.122 - 129, 2013/02
被引用回数：6 パーセンタイル：44.02(Nuclear Science & Technology)2011年3月11日に発生したマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震に起因する大津波により、東京電力福島第一原子力発電所は全交流電源喪失からメルトダウンに至る深刻な事故に至った。福島第一原子力発電所作業員の放射線防護システムは、この事故によりほとんどの機能を喪失した。原子力機構では、この事故支援の一環として、車載型全身カウンタによって作業員の内部被ばくモニタリングを開始したものの、さらに正確な、さらに高感度な、甲状腺沈着Iの計測がさらに求められた。本論文では、著者らの研究所で行った高純度Ge半導体検出器及び遮へい室を利用した、甲状腺計測について述べる。4月20日から8月5日までに測定した被検者の総数は560名であった。甲状腺I量の最大値及びその次に高い数値である9760Bq及び7690Bqが、5月23日に測定した2名の男性被検者から検出された。われわれの計測から得られた知見を本論文で述べる。
小林 孝典; 佐近 三四治; 高田 修; 羽鳥 雅一; 坂本 勉; 佐藤 俊行; 風間 明仁*; 石沢 義宏*; 井川 克久*; 中江 秀雄*
JAEA-Review 2011-047, 48 Pages, 2012/02
JAEA-Review-2011-047.pdf:9.58MB
高速増殖原型炉もんじゅ(以下「もんじゅ」という)では、設備点検中の平成22年12月28日に非常用ディーゼル発電機(以下「ディーゼル発電機」という)C号機の点検後の負荷試験中に、No.8シリンダライナー部にひび割れを確認したため、当該ディーゼル発電機を停止した。その後、現地並びに工場での調査を実施するとともに、点検を行った作業員からの聞き取り調査などを実施した。その結果、原因は、「作業要領書の記載不足」、「作業体制の不備」、「油圧ジャッキの取扱いの周知不足」による作業不備があり、シリンダライナーを取り外す際に油圧計を取付けず、油圧管理を適切に行わなかったことから、シリンダライナーに過大な応力をかけたことにより、ひび割れが発生し、破損に至ったものと推定した。今回の調査の過程で、一部のシリンダライナーの材料強度の低下が確認されたが、これはシリンダライナーの製造時の鋳造過程で材料に鉛成分が混入したことにより、ウィドマンステッテンと呼ばれる黒鉛形状の異常が発生し、材料強度が低下したものであることが判明した。また、このウィドマンステッテン黒鉛発生による強度低下を容易に判別する手法として、超音波速度測定が有効であることを検証した。
百瀬 琢麿; 栗原 治; 高田 千恵; 古田 定昭
Proceedings of 1st International Symposium on Radiation Emergency Medicine at Hirosaki University, p.65 - 72, 2010/07
核燃料取扱施設等で扱われているプルトニウム等の人工放射性核種の放射線管理方法について紹介する。再処理施設で行われている放射能除染方法,汚染管理のためのさまざまな測定方法及び内部被ばくを検知するモニタリング方法について述べる。その中でも特に、オートラジオグラフィを利用したスミヤ試料の
核種の測定方法や鼻スミヤのサンプリング及び測定方法及び核種の体内及び体外測定について紹介する。また、核種の吸入事故の際の被ばく量推定のための計算コードについても紹介する。
栗原 治; 高田 千恵; 高崎 浩司; 伊藤 公雄; 百瀬 琢麿; 宮部 賢次郎
Radiation Protection Dosimetry, 127(1-4), p.411 - 414, 2007/11
被引用回数：7 パーセンタイル：47.34(Environmental Sciences)我が国では、民間再処理施設の操業を目前として、プルトニウムの体外への促進を目的としたキレート剤治療のための具体的な基準について現在議論が進められている。我が国においては事故時に人にキレート剤を投与した経験がないため、国際放射線防護委員会(ICRP)によって示された医療介入レベルに準じた実用的なアクションレベルについて検討を行った。キレート剤治療には迅速かつ的確な判断が要求されるため、著者らは鼻スミアに着目し、原子力機構における過去の事故事例に基づいて、鼻スミア中の放射能から誘導される内部被ばく線量の関係式を導出するとともに、キレート剤治療のためのアクションレベルを導出した。
栗原 治; 波戸 真治; 金井 克太; 高田 千恵; 高崎 浩司; 伊藤 公雄; 池田 浩*; 大枝 幹拓*; 黒澤 直弘*; 福津 久美子*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 44(10), p.1337 - 1346, 2007/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)放射性核種による体内汚染時において、放射線防護の観点から内部被ばく線量評価が必要となる。この目的のために、国際放射線防護委員会(ICRP)では、種々の放射性核種の線量係数や残留/排泄率を示している。しかしながら、これらの諸量は、代表的な条件でのみ計算されたものであり、事故時において体内汚染時の詳細な状況や個人の代謝特性等を考慮して遡及的に線量評価を行わなければならない場合には必ずしも十分ではない。本研究では、このような観点から、遡及的な詳細な線量評価を行うことを目的としたソフトウエア(REIDAC)の開発を行った。本論文では、REIDACの概要について紹介するとともに、検証結果及び具体的な適用例について示した。
Am lung monitoring system using an imaging plate廣田 昌大*; 栗原 治; 高田 千恵; 高崎 浩司; 百瀬 琢麿; 出路 静彦*; 伊藤 茂樹*; 佐瀬 卓也*; 西澤 邦秀*
Health Physics, 93(1), p.28 - 35, 2007/07
被引用回数：4 パーセンタイル：31.41(Environmental Sciences)イメージングプレートシステムを使用する遮へいを使わない新しいAm肺モニタリングシステムが考案された。Am肺を含むローレンス・リバモア国立研究所の実際的な胴体ファントムは遮光袋に入れられたイメージングプレートによって覆われた。イメージングプレートシステムは胴体ファントムの肺形の特徴を示すAm肺画像を表した。60分間の照射による14Bq及び300分間で6Bqのイメージングプレートシステムの低い検出限界は、遮へいされた部屋にあるホスウィッチ検出器及びゲルマニウム検出器の検出限界と同じレベルであった。60分の照射のイメージングプレートシステムはAm吸入による740Bqの年間の限度の約2%を検出した。イメージングプレートを使った肺モニタリングシステムは、Am肺モニタリングに適用可能である。
線測定; 方法と結果藤本 望; 野尻 直喜; 高田 英治*; 山下 清信; 菊地 孝行; 中川 繁昭; 小嶋 崇夫; 梅田 政幸; 星野 修; 金田 誠*; et al.
JAERI-Tech 2001-002, 64 Pages, 2001/02
JAERI-Tech-2001-002.pdf:3.64MB
HTTRの炉心内の情報を得ることを目的として、炉心から燃料体を取り出し再装荷する過程での燃料体からの線の測定を行った。測定は、燃料体が通過する床上ドアバルブに設置したGM管及びCZT半導体検出器と、スタンドパイプ室に設置したエリアモニタで行い、炉内のウラン濃縮度配分の対称性を考慮して4カラムの燃料体計20体について行った。測定の結果GM管及びCZT検出器による測定では、各カラムでの軸方向の相対分布は解析とほぼ一致したが、炉心上部では解析値が高く、炉心下部では低くなった。エリアモニタによる測定でも軸方向の分布を測定することができた。さらにカラム間の比較も行った。今後は測定結果について詳細な解析・評価を行い、炉内出力密度分布等の評価精度の向上に役立てる予定である。
Pu分布のイメージング廣田 昌大; 栗原 治; 高田 千恵; 高崎 浩司; 百瀬 琢麿; 出路 静彦*; 伊藤 茂樹*; 佐瀬 卓也*; 西澤 邦秀*
no journal, ,
自然放射線遮蔽用鉄室内において、肺部に180kBqのPuを有する人体胴ファントムの前面に35cm
43cmのBAS-MSイメージングプレート(IP)を密着させて照射したところ、照射時間が2.5時間以上でPuの分布を反映した肺画像を取得することができた。画像は、汚染の有無を判断するうえで十分に明瞭であった。照射時間が1時間では視認可能な画像は得られなかったものの、画像を解析することによってバックグラウンドより有意に高い計数を得ることができた。IPの肺内Puに対する検出下限は、照射時間が1, 2.5, 4, 8, 12時間のときそれぞれ2563, 1873, 925, 393, 277Bqであった。Ge検出器の肺内Puに対する検出下限は、測定時間が30分で3500Bqと報告されている。IPの検出下限は、Ge検出器の検出下限と同レベル以下であったが、Puの年摂取限度に相当する肺沈着量130Bqよりも高いことから、さらに低下させる必要がある。
Pu分布の画像化廣田 昌大; 栗原 治; 高田 千恵; 高崎 浩司; 百瀬 琢麿; 出路 静彦*; 伊藤 茂樹*; 佐瀬 卓也*; 西澤 邦秀*
no journal, ,
イメージングプレートを用いて、人体胴ファントムの肺内に分布する
の画像化に、世界で初めて成功した。これによって、画像で汚染位置を特定した後、定量測定を行うことができるため、より正確なモニタリングが期待できる。IPの肺内に対する検出下限は、照射時間が1, 2.5, 4, 8, 12時間のときそれぞれ1666, 1500, 927, 349、及び245Bqであった。検出下限は、従来肺モニタリングに使用されてきたGe検出器と同レベル以下であったが、の年摂取限度に相当する肺沈着量130Bq(酸化Pu)及び30Bq(その他)よりも高かった。検出下限をさらに低くする方法を検討する必要がある。
金井 克太; 栗原 治; 寺門 義則*; 高田 千恵; 伊藤 公雄; 百瀬 琢麿
no journal, ,
原子力機構サイクル工学研究所では、我が国における核燃料サイクル技術の確立を目的として、数十年にわたってMOX燃料製造施設及び再処理施設を稼動してきた。これらの施設において、工程中に存在するプルトニウムは、内部被ばく管理上、特に留意すべき放射性元素である。本発表では、プルトニウムに対するサイクル研での内部被ばくモニタリング技術の開発状況に加え、過去の体内摂取事例の解析結果等を紹介する。
線スペクトロメトリによる考察栗原 治; Kim, E.*; 結城 政則*; 中田 章史*; 高島 良生*; 高田 実佐紀*
no journal, ,
豚皮組織片に241Am硝酸溶液を滴下・蒸発させた試料をシリコン半導体検出器で測定し、得られた線スペクトルから核種の皮膚組織への浸透の状況を考察した。自己吸収のない電着線源と比べ、試料の線スペクトルはピークの拡がりを示すとともに、試料の線源効率は数割減少した。この結果は、核種の皮膚組織への浸透には、上皮組織中への浸透と毛根への浸入の双方が関与していることを示しており、蛍光色素を滴下した試料の観察でもこれを裏付ける結果を得た。上皮組織中への核種の浸透は、線スペクトルのシミュレーション計算により数
m程度であると評価した。
甲斐 哲也; 原田 正英; 及川 健一; 酒井 健二; 前川 藤夫; 大井 元貴; 篠原 武尚; 相澤 一也; 高田 慎一; 新井 正敏; et al.
no journal, ,
J-PARCに設置された中性子源特性試験装置(NOBORU)を用いたパルス中性子によるイメージング技術の開発が2008年12月より始まった。最初の3か月における結果,将来の研究計画、及びJ-PARCでの新しいイメージング装置についての議論を紹介する。
金井 克太; 栗原 治*; 高田 千恵; 中川 貴博; 森下 祐樹; 外間 智規; 滝本 美咲; 圓尾 好宏; 百瀬 琢麿
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故の発生時から2か月程度の期間に敷地内で作業された方約560名に対し、内部被ばくの精密検査を実施した。測定は4月から8月にかけて、精密型全身カウンタ(Ge半導体検出器)等を用い、全身及び頚部(甲状腺)を対象として行った。検査の概要・結果及びこの活動を通じて明確になった作業者の内部被ばく測定にかかわる課題等について報告する。
村松 健*; 高田 毅士*; 糸井 達哉*; 西田 明美; 内山 智曜*; 古屋 治*; 藤本 滋*; 平野 光将*; 牟田 仁*
no journal, ,
本研究では、地震起因事象に関するリスク評価(地震PRA)の信頼度を向上させ、活用促進に資するため、確率モデル及び認識論的不確実さの取り扱いに関する検討、フラジリティ評価における認識論的不確実さの評価に関する検討、モデルプラントでの試行研究による有用性の実証、及びそのまとめを実施している。本報では、その1として、全体計画について述べる。
