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Kim, M.; Malins, A.*; 町田 昌彦; 吉村 和也; 斎藤 公明; 吉田 浩子*
日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 22(4), p.156 - 169, 2023/11
福島県木造家屋内外の空間線量率分布の特徴を明らかにすることを目的に、空間線量率の連続測定が可能な
プロッター等を用いて実測調査を行った。その結果、舗装面と非舗装面で空間線量率が明確に異なりまた、家屋近辺は家屋から離れた場所に対して低い空間線量率を示すことが分かった。また、家屋内の空間線量率は屋外に比べて空間線量率のバラツキが小さいことが分かった。
斎藤 公明; 栗原 治*; 松田 規宏; 高原 省五; 佐藤 哲朗*
Radioisotopes, 65(2), p.93 - 112, 2016/02
福島第一原子力発電所事故に起因する被ばくにおいて重要な位置を占める外部被ばくの線量評価に関する最新の知見を紹介する。まず、外部被ばく線量評価の基本的な考え方を提示し、空間線量率に基づく線量評価ならびに個人線量計を用いた測定の長所と問題点について基礎データを示しながら議論する。さらに、線量評価の新たな試みについても紹介する。
曽我部 敏明; 石原 正博; 馬場 信一; 橘 幸男; 山地 雅俊*; 伊与久 達夫; 星屋 泰二*
Materials Science Research International, 9(3), p.235 - 241, 2003/09
2D-C/C複合材料は、次期の高温ガス炉(HTGRs)の炉心材料として有力な候補材の一つである。2D-C/C複合材料の空気酸化が、熱拡散率に及ぼす影響について検討した。熱拡散率は、室温から1673Kまで測定した。本2D-C/C複合材料は、PAN系の炭素繊維の二次元クロスと黒鉛マトリックスからなる。熱拡散率測定用の試験片は、この材料を823Kの大気中で1から11パーセントの間で重量減少させて製作した。酸化消耗は、マトリックス部分とりわけ炭素繊維束に近い部分から優先的に起こった。11パーセントまでの酸化消耗による室温での熱拡散率の減少率は、クロスの積層方向に平行方向では10
20パーセント、垂直方向では59パーセントであった。クロスの積層方向に平行方向では、酸化消耗が進むにしたがって熱拡散率が減少する傾向を示したが、垂直方向では酸化の初期に熱拡散率が低下しその後あまり変化しない傾向を示した。この違いについては、複合材料の構造と酸化挙動から検討した。熱伝導率も得られた熱拡散率の値から求めた。
竹田 武司; 橘 幸男
Nuclear Engineering and Design, 223(1), p.25 - 40, 2003/07
被引用回数：2 パーセンタイル：18.9(Nuclear Science & Technology)HTTR(高温工学試験研究炉)の16対の制御棒は反応度変化を制御するため用いられる。HTTRは日本初の高温ガス炉であり、原子炉出口ガス温度は950
C,熱出力は30MWである。原子炉圧力容器の上部に取り付けられている制御棒用スタンドパイプには、制御棒駆動装置が1個ずつ収納されている。制御棒駆動装置の温度が180Cを越える場合、電磁クラッチの電気絶縁性が低下し、制御棒駆動装置が正常に機能しない恐れがある。31本のスタンドパイプはスタンドパイプ室に林立しており、中央にある制御棒用スタンドパイプを効果的に冷却すべきである。そこで、適切な空気吹出しノズルと空気吸込口を有する1対のリング状ダクトを介して、空気の強制循環により制御棒駆動部を間接的に冷却することとした。解析結果に基づくリング状ダクトをスタンドパイプ室に据え付けた。HTTRの出力上昇試験の評価結果から、全出力運転及びスクラム時において、制御棒用スタンドパイプ内の電磁クラッチ及びその回りのヘリウムガス雰囲気温度はそれぞれ180C,75Cを下回ることが明らかになった。
森田 健治*; 鈴木 宏規*; 曽田 一雄*; 岩原 弘育*; 中村 博文; 林 巧; 西 正孝
Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1461 - 1465, 2002/12
被引用回数：2 パーセンタイル：16.96(Materials Science, Multidisciplinary)原研と名古屋大学との協力研究に基づいて実施された酸化物セラミックス中に注入したトリチウムと大気中水蒸気の軽水素との同位体交換反応について報告する。実験は、まず、原研のイオン源により1試料あたり約7.4GBqの純トリチウムを注入した。トリチウム注入した試料を3グループに分け、それぞれ、大気(水分濃度約9000ppm),窒素ガス(水分濃度約100ppm),乾燥窒素(水分濃度0.01ppm以下)の環境に24時間曝露した後、0.5K/sec,1273Kまでの等速昇温脱離試験を実施した。試験の結果、水蒸気中の軽水素と材料表面に存在するトリチウムとの同位体交換反応が観察されるとともに、酸化物セラミックス中に打ち込まれたトリチウムは酸化物中の酸素原子と結合していることが明らかとなった。これらの結果をもとに、名古屋大学で考案された固体内水-水素同位体交換反応モデルに基づく解析を実施し、観察されたトリチウムの放出挙動との良い一致を得た。
田村 勝裕; 芝沼 行男; 高崎 浩一*; 北野 匡四郎; 大畑 勉
JAERI-Review 98-005, 203 Pages, 1998/03
JAERI-Review-98-005.pdf:8.96MB
本資料は、大洗研究所における現環境監視体制が確立された昭和60年度から平成6年度までの10年間の環境監視結果をまとめるとともに、統計解析したものである。日常の環境監視業務の中で、地理的条件、気象条件等による日変動や季節変動を包含した線量率や放射能濃度から異常値を検出するためには、各監視項目毎の長期的変動調査から通常の平均値と変動幅を知るとともに、統計解析結果から異常値の出現確率を予測しておくことが必要である。本資料では、環境監視結果の統計値を示すとともに、各核種の農産物への移行係数や、海産物の濃縮係数、全データの分布性について解析している。
竹田 武司; 國富 一彦; 大久保 実; 斉藤 利二*
Nucl. Eng. Des., 185(2-3), p.229 - 240, 1998/00
被引用回数：12 パーセンタイル：68.65(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の補助冷却設備に新たに考察した設計の妥当性を確認するため、モデル試験を行った。まず、HTTRの補助冷却器(AHX)の出口側水室の滞留空気を抜くため、ポンプを用いた強制水循環により生じる、AHX出口側水室内の曲がり管両端の差圧を利用して空気を抜くことを提案した。流れ試験の結果、ポンプの最大容量分水を循環させることにより、曲がり管を介して空気を抜くことが可能であることを確認した。つぎに、HTTRの補助冷却設備二重管(ACHGD)のライナ摺動部の使用温度950Cにおける焼付きおよび過度の摩擦を防止するため、ニッケル基超合金であるハステロイXRから成るACHGDライナ摺動部の表面に熱化学蒸着法を用いて窒化チタン(TiN)をコーティングすることを提案した。焼付き及び摩耗試験の結果、ハステロイXR表面のTiNのコーティング厚3
mは、十分な厚さであることを確認した。
日引 俊*; 三島 嘉一郎*; 米田 憲司*; 藤根 成勲*; 鶴野 晃; 松林 政仁
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 351, p.423 - 436, 1994/00
被引用回数：36 パーセンタイル：92.83(Instruments & Instrumentation)定常熱中性子ビーム場において中性子ラジオグラフィ高速度撮像システムを用い、金属容器内における流動現象の可視化実験を行った。実験は、撮影場における熱中性子束が1.5
10
n/cm
sに達するJRR-3M熱中性子ラジオグラフィ装置の第2撮影室で行った。この実験で使用した中性子ラジオグラフィ高速度撮像システムは、中性子用高感度蛍光コンバータLiF/ZnSiAg、最大増幅率100000倍のイメージ・インテンシファイア、1000フレーム/秒で14分間記録可能な高速度ビデオカメラシステムから構成される。試験部は2.4mmのギャップを持つ40mm幅の矩形流路で、空気-水二相流の1000フレーム/秒の撮影速度での可視化に成功した。気泡及び液膜の形状並びに振る舞いがはっきりと観察でき、気泡の上昇速度及び流動様式も計測できた。
鈴木 友雄*; 長谷川 明; 田中 俊一; 中島 宏
JAERI-M 93-143, 82 Pages, 1993/07
高精度の遮蔽計算を行うコードシステムの完成を目標に、その計算手法の基礎を確立するため、1~3次元の各形状に対する放射線輸送コードシステムBERMUDAを開発した。本コードシステムでは直接積分法と、エネルギーに関する多群モデルを組合わせて定常状態での輸送方程式を数値的に解き、中性子、ガンマ線あるいは隨伴中性子の各線束の空間、角度、エネルギー分布を求めている。平成4年に第I部中性子輸送コードがJAERI-1327として報告された。本報告書は第II部としてガンマ線輸送コードの開発について報告している。計算法の概要を述べると共に、主目的としては、次の4個のガンマ線輸送コード:1)BERMUDA-1DG、2)同-2DG、3)同-2DG-S16及び、4)同-3DGの使用マニュアルとして、ジョブ制御文と入力データの準備、更に出力データの概要について述べている。
中村 力; 西薗 竜也; 小野寺 淳一; 富居 博行; 池沢 芳夫
Proc. of the Int. Conf. on Radiation Effects and Protection, p.434 - 439, 1992/00
動力試験炉(JPDR)では、全ての装置、建物を解体撤去することを目的として1986年に解体作業がスタートした。作業者の外部被ばく低減のために、高レベルに放射化、汚染された炉内構造物、原子炉圧力容器は原研で新しく開発した遠隔操作による水中解体工法を使用して解体撤去された。また、放射性エアロゾルの拡大防止のために、エアカーテン装置、汚染防止囲い等が設置された。本発表では1986年12月から1991年12月までに実施された主な解体撤去作業における作業者の被ばく防護装置、被ばく状況、および放射線防護上得られた知見、データ等について報告する。
池沢 芳夫
空気清浄, 28(3), p.630 - 647, 1990/08
エアフィルタを用いた空気浄化装置の性能は、粒子捕集率、粒子保持容量、圧力損失の3項目が最も重要な要素である。これらの性能は、試験に用いられる粒子の種類や粒度分布によって異なる。したがって、エアフィルタの性能試験は、選定したエアフィルタの除去対象となる粒子の基本特性(物理化学的特性、組成、粒度分布など)に適合した試験粒子を用いて行うことが極めて重要となる。本報では、エアフィルタの性能試験に用いられる粒子の基本特性、各種試験法に用いられる試験粒子の特徴などを述べる。
池沢 芳夫; 松井 浩
原子力工業, 32(9), p.70 - 74, 1986/09
原子炉解体における放射線管理の特殊性を簡単に述べ、それを考慮して、原研で進めてきた放射線管理技術の現状について紹介した。その技術開発項目は,高放射線量率測定装置、搬出物品自動汚染検査装置、コンクリート廃材等区分管理用測定装置、定型廃棄物容器表面汚染・線量率自動測定装置、極低レベル廃棄物の埋没処分による環境影響評価である。
鈴木 友雄; 長谷川 明; 金子 邦男*; 中島 宏
JAERI-M 84-177, 20 Pages, 1984/10
1983年度までに中性子輸送計算部分が作成されたBERMUDAコードシステムにガンマ線輸送計算機能を付加するため、まず1次元ガンマ線輸送コードBERMUDA-1DGを作成した。群定数ライブラリーは中性子120群・ガンマ線36群の2次ガンマ生成定数とガンマ線36群の全断面積を30核種について格納している。コンプトン散乱と電子対生成・消滅による群・角度還移マトリックスはコード内で計算し、特に前者ではエネルギーと散乱角の相関をクライン・仁科の式を数値積分することにより精密に取入れた。角度束を求めるための輸送方程式の解法には、群モデルによる直接積分法を用いている。ガンマ線のみの計算、中性子とガンマ線の接続計算のいずれも可能である。本報告書では計算法の概要とコードの使用法について述べている。
吉田 芳和; 成冨 満夫; 村田 幹生
日本原子力学会誌, 16(9), p.478 - 485, 1974/09
Na冷却高速増殖炉(LMFBR)における空気汚染モニタリング方式は他の原子炉のそれと本質的には同じと思われるが、核分裂生成物を伴なったNaエアロゾルが空気汚染モニタリングの対象となる点で異なる。LMFBRの空気汚染モニタリング技術を確立するため、冷却材の漏洩などによって生ずるNaエアロゾルの挙動、Naエアロゾル中における核分裂生成物とくにヨウ素の挙動に関してレビューし、それらの空気汚染に対するモニタリング技術について述べた。また放射性ヨウ素以外の核分裂生成物や腐蝕生成物の場合についても触れた。
福田 整司; 成冨 満夫; 井沢 庄治; 泉 幸男
Proc.1st Intern.Cong.of Radiation Protection,Rome, p.1153 - 1166, 1966/09
抄録なし
上澤 伸一郎; 小野 綾子; 山下 晋; 吉田 啓之
no journal, ,
多孔質体と考えられている、東京電力福島第一原子力発電所のPCV内燃料デブリの熱挙動を推定するため、JUPITERを用いた空冷時における燃料デブリ熱挙動解析手法の開発を進めている。前報までは、多孔質体モデルを追加したJUPITERの妥当性確認や東京電力福島第一原子力発電所2号機PCV内の予備解析結果について報告した。本報では、多孔質体モデルにおける有効熱伝導率モデルの違いがPCV内熱挙動へ与える影響について報告する。本解析結果から、モデルの違いにより燃料デブリの温度や流速分布が異なり、燃料デブリの除熱量が大きく異なることが確認された。このことから、PCV内の熱挙動を推定するためには、燃料デブリ等の多孔質体としての内部構造の把握と、それに応じたモデルの適切な選択が必要である。
