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報告書

DETRASシステムユーザーガイド,2; DETRASシステムの設定と起動

山口 勇吉*

JAEA-Testing 2006-007, 42 Pages, 2007/01

JAEA-Testing-2006-007.pdf:10.17MB

DETRASシステムは原子炉シミュレータを使って加圧水型原子炉の運転操作を訓練するための実習ツールであり、本システムの特徴は、インターネットを介してシミュレータ用計算機設置サイトから遠隔の地においても運転操作ができる機能を備えている点である。本報告書はDETRASシステムのユーザーガイド3部作のうちの第2番目であり、シミュレータエリア(原子炉シミュレータを設置しているネットワークエリア)におけるDETRASシステムの起動方法を説明し、次にシミュレータエリア外からのシステムの起動・停止方法について説明している。

報告書

DETRASシステムユーザーガイド,3; シミュレータ上で模擬する原子炉プラントの説明

山口 勇吉*

JAEA-Testing 2006-008, 130 Pages, 2006/12

JAEA-Testing-2006-008.pdf:22.2MB

DETRASシステムは原子炉シミュレータを使って加圧水型原子炉の運転操作を訓練するための実習ツールであり、本システムの特徴は、インターネットを介してシミュレータ用計算機設置サイトから遠隔の地においても運転操作ができる機能を備えている点である。本報告書はDETRASシステムのユーザーガイド3部作のうちの第3番目であり、まず模擬原子炉システムの概要を説明するとともに、本プラントの運転操作をするためのユーザインターフェースの説明をする。最後に停止状態からの原子炉の起動及び定格運転状態からの停止までの一連の運転手順を示す。

報告書

DETRASシステムユーザーガイド,1; 原子力研修センターシミュレータ室における原子炉シミュレータ運転操作環境の構築と使用

山口 勇吉*

JAEA-Testing 2006-006, 21 Pages, 2006/12

JAEA-Testing-2006-006.pdf:3.16MB

DETRASシステムは原子炉シミュレータを使って加圧水型原子炉の運転操作を訓練するための実習ツールであり、本システムの特徴は、インターネットを介してシミュレータ用計算機設置サイトから遠隔の地においても運転操作ができる機能を備えている点である。本報告書はDETRASシステムのユーザーガイド3部作のうちの第1番目であり、原子力研修センターに設置した計算機システムなど機器構成ネットワークの設定について説明し、これらの機器の起動停止手順について解説している。

論文

インターネット上で原子炉シミュレータを運転する遠隔教育訓練システムの原型版構築

山口 勇吉; 今井 雄輝*; 田辺 文也

ヒューマンインタフェースシンポジウム2005講演論文集, p.779 - 782, 2005/09

大規模複雑な技術システムの典型である原子力システムに対する、さまざまな社会階層レベルにまたがる意思決定当事者のシステム理解促進のために、インターネットを介したフルスコープ原子炉シミュレータの運転操作,その運転操作状況のモニタリング及びインストラクションを可能とする遠隔教育訓練システムDETRASを開発した。

論文

JCO臨界事故にかかわる生産システムと工程の特性の分析

田辺 文也; 山口 勇吉

日本原子力学会誌, 43(1), p.48 - 51, 2001/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:40.34(Nuclear Science & Technology)

JCO臨界事故の認知システム工学的方法による分析の一環として実施した、システムと工程の特性に関する分析の結果を報告する。工程における貯液機能の重要性、化学的労働災害リスク、作業負荷の重要性とそのレベルの変遷と工程の変遷との関連を分析している。また許認可段階での貯塔の役割についても明らかにした。

論文

JCO臨界事故にかかわる作業実態の分析

田辺 文也; 山口 勇吉

日本原子力学会誌, 43(1), p.52 - 55, 2001/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.49(Nuclear Science & Technology)

JCO臨界事故の認知システム工学的方法による分析の一環として実施した操業記録の分析結果を報告する。作業シーケンスのパターンとして二つのタイプが明らかにされるとともに、操業初期の段階から貯液装置(貯塔,加水分解塔,など)において数バッチ分のウラン溶液を貯めることが常態化していたことを明らかにした。

論文

JCO臨界事故で作業者には何が見えていたか?; 認知システム工学的方法による事故の分析

田辺 文也; 山口 勇吉

日本認知科学会第17回大会発表論文集, p.16 - 17, 2000/06

認知システム工学的方法によりJCO臨界事故を分析した。事故分析のフレームワークはシステム的視点と当事者的視点の分析により構成されている。分析の結果は化学的労働災害リスクが安全上の制約として重要な役割を果たしたことを明らかにするとともに、作業者の不適切なメンタルモデルが重要な役割を持ったことを明らかにした。そのメンタルモデル形成に寄与したと考えられる教育、訓練、現場での臨界管理情報等の問題が論じられた。分析に基づきいくつかの再発防止策が導出された。

報告書

線量換算係数の算出のために使用される核構造データファイルの更新と保守

外川 織彦; 山口 勇吉

JAERI-Data/Code 96-003, 25 Pages, 1996/02

JAERI-Data-Code-96-003.pdf:1.04MB

原研で開発した被曝線量換算係数算出コードシステムDOSDACでは、放射線データを算出するための基礎データとしてENSDF崩壊データを使用している。ENSDF崩壊データを直接用いる場合、データの不備・欠陥などの注意を要する点が時として見受けられる。DOSDACコードシステムでは、ENSDF崩壊データの更新時あるいは使用時に、4つの支援計算コードを通じてデータの不備・欠陥をチェック・修正することによって、誤った放射線データの算出を避ける工夫をしている。本報告では、線量換算係数の算出のために使用されるENSDF崩壊データの更新と保守の方法を記述した。

報告書

複雑な幾何形状によって表現された体系におけるMCNPコードの適用性に関する検討; 人体模型に基づく実効線量当量の算出

樋口 健二; 山口 勇吉

JAERI-M 94-057, 68 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-057.pdf:2.01MB

人間動作シミュレーションの研究の一環として開発を進めている被曝線量評価システムの開発における、粒子輸送計算用モンテカルロ・コードMCNPの複雑形状に対する適用性の検討について述べる。今回、極めて複雑な体系を持ち、かつ計算結果の検討が比較的容易に行える系として、人体模型及び連続エネルギー粒子輸送モンテカルロ・コードMCNPを用い、各臓器における線量当量及び人体に対する実効線量当量を算出した。算出値をICRP刊行物51に示されている値と比較・検討し、MCNPコードの適用性を検討した。本報告書においては、今回検討したMCNPコードの複雑形状への適用性、実効線量当量算出に用いた手法と計算結果、複雑体系を記述するために新たに開発した粒子輸送モンテカルロ・コード用可視化システムについて述べる。

報告書

加速器施設で生成される核種の年摂取限度、濃度限度等の検証

須賀 新一; 外川 織彦; 田村 務*; 山口 勇吉; 河合 勝雄; 押野 昌夫

JAERI-M 92-110, 74 Pages, 1992/07

JAERI-M-92-110.pdf:1.63MB

加速器から生成する放射性核種の中には、ICRP Publ.30で扱われていない核種も多い。それら78核種の年摂取限度がコードシステムPIEDEC-Rによって計算され、また関係法令に対応する濃度限度等を求める計算が東大核研グループによってなされた。その結果をまとめた論文の発表に先立って、計算の方法と結果を比較し、検証してみることが提案された。本報告は、その提案を受けて、上記78核種中の12核種を選び、コードシステムDOSDACを用いて、それらの年摂取限度を計算し、DOSDACとPIEDEC-Rの結果を比較したものである。また78核種について、PIEDEC-Rで計算された年摂取限度から空気中濃度限度等の算出についても計算結果を比較した。

報告書

電離放射線防護関係法令に準拠するためのアクチニド元素に関する単位摂取量当りの預託実効線量当量等の一覧表; JAERI-M87-172補遺

河合 勝雄; 外川 織彦; 山口 勇吉; 須賀 新一; 沼宮内 弼雄

JAERI-M 90-022, 16 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-022.pdf:0.92MB

本報告は、JAERI-M87-172に掲載した預託実効線量当量等の値を現行法令に準拠したものとするために、ICRP Publication48によって勧告されたアクチニド元素について、吸入あるいは径口摂取した場合の単位摂取量当りの預託実効線量当量及び非確率的影響によって年摂取限度が決まる預託組織線量当量を一覧表にまとめ、JAERI-M87-172の補遺として、放射線防護に関する線量算定の便に供するものである。

報告書

The VADMAP code to calculate the sAF of photon; Code description and the performance

山口 勇吉; 外川 織彦; 本間 俊充

JAERI-M 87-186, 143 Pages, 1987/11

JAERI-M-87-186.pdf:3.35MB

光子の比吸収割合SAFの算出を目的とする計算コードVADMAPを開発した。

報告書

ALI and DAC for transuranic elements based on the metabolic data presented in ICRP publication 48

外川 織彦; 山口 勇吉; 本間 俊充

JAERI-M 87-099, 293 Pages, 1987/07

JAERI-M-87-099.pdf:4.31MB

最近刊行されたICRPの報告書、ICRP Publication 48にはICRP Publication 30の年摂取限度(ALI)と誘導空気中濃度(DAC)の計算に採用されたデータと比較して、いくつかの超ウラン元素について新しい代謝データが示されている。

論文

Revision of average $$beta$$ energy of radioactive nuclides decaying mainly with non-unique $$beta$$ transition and its effect on does estimation

山口 勇吉

Radiation Protection Dosimetry, 19(2), p.111 - 116, 1987/00

既刊の放射線テーブル間にみられる平均$$beta$$エネルギーの相異を解明するために、主として非ユニーク$$beta$$転移で崩壊する放射性核種の検索をおこなった。

論文

Population doses due to the operation of LWRs in Japan

飯嶋 敏哲; 山口 勇吉; 本間 俊充; 日高 昭秀; 宮永 一郎

IAEA-CN-42/289, p.499 - 508, 1983/00

わが国において稼動中及び建設中のBWR(17基)及びPWR(15基)から放出される放射性気体廃棄物による国民線量を推定した。推定にあたり、希ガス、ヨウ素の年間放出量には安全審査で見積られた値を使用、トリチウム,炭素-14の放出量は国連科学委員会の基準化放出量を基に想定した。また粒子状放射性物質の放出も考慮した。重要と考えられるすべての被曝経路について求めた国民線量は、多くの仮定を用いているが1000man・rem/yを下回る。そのほとんどは希ガスの寄与である。この結果を基に、現在稼動中のLWRの放出実績から現実の国民占領を推定した。さらに今後建設が予定されているLWRによる国民線量の増加分を検討した。また国連科学委員会の推定結果と比較し、わが国の国民線量の特徴を論じた。

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