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報告書

試験研究用原子炉の解体により発生する廃棄物の放射能濃度評価方法の検討

村上 昌史; 星野 譲; 中谷 隆良; 菅谷 敏克; 福村 信男*; 三田 敏男*; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2019-003, 50 Pages, 2019/06

JAEA-Technology-2019-003.pdf:4.42MB

試験研究用原子炉施設の解体廃棄物に対する共通的な放射能濃度評価方法の構築に向けて、立教大学のTRIGA-II型炉を対象として、アルミニウム合金, 炭素鋼, 遮蔽コンクリート及び黒鉛構造材中の放射化生成核種の放射能を、放射化学分析及び放射化計算により評価した。採取した構造材サンプルは放射化学分析及び構造材組成分析の両方に使用した。放射能を測定した核種はアルミニウム合金について$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni、炭素鋼について$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{152}$$Eu、遮蔽コンクリートについて$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{152}$$Eu、黒鉛について$$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{152}$$Euであった。中性子束分布の計算にはDORTコード、誘導放射能の計算にはORIGEN-ARPコードを使用した。アルミニウム合金, 炭素鋼及び遮蔽コンクリートでは、概ね保守的かつよい精度で放射能濃度を評価できる見通しが得られた。一方で黒鉛では、材料組成分析では全ての元素が定量下限値未満であったにも拘らず、全測定核種の放射能分析値が得られた。

論文

$$beta$$放射能測定法と核実験フォールアウト

辻村 憲雄

Isotope News, (763), p.42 - 43, 2019/06

核実験フォールアウトによる雨水中全$$beta$$放射能の観測値が、1960年代に、放射能対策暫定指標として様々なフォールアウト対策に利用された経緯について解説する。

論文

1954年に日本各地で観測された雨水中全$$beta$$放射能の再検討

辻村 憲雄

保健物理, 54(1), p.40 - 44, 2019/03

1954年のビキニ核実験を機に国内で始まった雨水中全$$beta$$放射能の観測は長い歴史を持っているが、初期の観測と現在の観測とでは、雨水試料の採取方法が大きく異なる。そこで、新旧の観測値を直接比較することを目的に、1954年のビキニ水爆実験のときの観測値を例に、現在の方法での値への換算を行った。その結果、1954年5月に京都で観測された雨水中全$$beta$$放射能は、1L当たり1,800 Bq及び1km$$^{2}$$当たり11,000 MBqとなり、1966年12月の中華人民共和国の核実験後に国内で観測された過去最大値の10分の1未満であった。

報告書

JRR-2及びJRR-3保管廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討

林 宏一; 出雲 沙理; 仲田 久和; 天澤 弘也; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2018-001, 66 Pages, 2018/06

JAEA-Technology-2018-001.pdf:4.12MB

日本原子力研究開発機構では、研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物を対象とした浅地中埋設処分における廃棄体確認に向けて、廃棄体に含まれる放射性物質の種類ごとの放射能濃度評価方法を構築しておく必要がある。このため、試験研究炉であるJRR-2及びJRR-3の保管廃棄物をモデルに、放射性核種(H-3, C-14, Cl-36, Co-60, Ni-63, Sr-90, Nb-94, Tc-99, Ag-108m, I-129, Cs-137, Eu-152, Eu-154, U-234, U-238, Pu-239+240, Pu-238+Am-241及びCm-243+244)を対象とした放射化学分析データに基づき放射能濃度評価方法の検討を行った。検討の結果、相関係数やt検定により対象核種とKey核種の相関関係を確認することでスケーリングファクタ法を適用できる見通しを得た。また、分散分析検定(F検定)によるグループ分類の要否を確認することでJRR-2及びJRR-3施設共通のスケーリングファクタを適用できる見通しを得た。スケーリングファクタ法の適用の見通しが得られなかった核種については、平均放射能濃度の裕度を確認することで平均放射能濃度法を適用できる見通しを得た。これらの結果は、放射能濃度評価方法を構築する雛形として今後の検討に適用可能である。

論文

わかりやすい放射線物理学; 改訂3版

多田 順一郎*; 中島 宏; 早野 龍五*; 小林 仁*; 浅野 芳裕*

わかりやすい放射線物理学; 改訂3版, 305 Pages, 2018/03

本書は、放射線物理学の入門書である。高校卒業程度の学力のある読者を対象に、「高校の物理と放射線物理学をつなぐ」というコンセプトの下に、定性的な説明を主体としたできるだけ平易な解説を行っている。本書は、「放射線物理とは何か」から始まり、特殊相対性理論入門、量子論入門、原子及び原子核の構造、放射線、放射能、放射線と物質との相互作用、加速器、放射線量などの12章から構成される。

論文

Establishment of a Laboratory for $$gamma$$-ray Spectrometry of Environmental Samples Collected in Fukushima

三枝 純; 依田 朋之; 前田 智史; 岡崎 勤; 大谷 周一; 山口 敏夫; 栗田 義幸; 波澄 篤; 米澤 仲四郎*; 武石 稔

Proceedings of 14th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-14), Vol.3 (Internet), p.1078 - 1085, 2017/11

2011年3月の福島第一原子力発電所の事故後、原子力機構は新たに放射能分析施設を福島に立ち上げた。分析施設では高分解能$$gamma$$線スペクトロメトリに基づき、土壌や水、ダストフィルタ、植物といった環境試料の放射能分析を月当たり約1,000件のペースで行っている。2012年9月の施設立上げ以来、分析結果の信頼性や、分析依頼者及び機器オペレータの利便性向上を目指した技術開発を実施し、制度的・技術的な課題を継続的に改善することで、ISO/IEC 17025規格に適合する試験所としての認定を得た。

報告書

照射後試験施設から発生する廃棄物の放射能評価方法の検討,2

辻 智之; 星野 譲; 坂井 章浩; 坂本 義昭; 鈴木 康夫*; 町田 博*

JAEA-Technology 2017-010, 75 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-010.pdf:2.31MB

研究施設等廃棄物の埋設処分に向けた合理的な廃棄物確認手法確立のために、照射後試験施設から発生した放射性廃棄物に対する放射能濃度評価手法を検討する必要がある。このため、ニュークリア・デベロップメントの照射後試験施設をモデルに理論計算を主体とする新たな放射能濃度評価手法の検討を行った。この結果、埋設処分の安全評価上重要と考えられる17核種(H-3, C-14, Co-60, Ni-63, Sr-90, Tc-99, Cs-137, Eu-154, U-234, U-235, U-238, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-241, Am-241, Cm-244)のうち、Sr-90, Tc-99, Eu-154等の14核種に対し、理論計算手法を適用できる可能性を得た。

論文

Development of the reasonable confirmation methods concerning radioactive wastes from research facilities

林 宏一; 岡田 翔太; 出雲 沙理; 星野 譲; 辻 智之; 仲田 久和; 坂井 章浩; 天澤 弘也; 坂本 義昭

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

日本では、原子力発電所から発生した低レベル放射性廃棄物の浅地中埋設処分は実施されているが、それ以外の研究炉やRI使用施設等から発生する放射性廃棄物の浅地中埋設処分は実施されていない。このため、原子力機構は日本における研究施設等廃棄物の実施主体となり、処分に向けた活動を行っている。本報告では、研究施設等から発生した廃棄物の合理的な廃棄確認方法の開発に焦点を当てた活動の成果を報告する。

論文

東京電力福島第一原子力発電所事故以降の5年間における環境放射能研究のとりまとめ; 「環境放射能」研究会における発表を中心に

飯本 武志*; 木下 哲一*; 坂口 綾*; 杉原 真司*; 高宮 幸一*; 田上 恵子*; 長尾 誠也*; 別所 光太郎*; 松村 宏*; 三浦 太一*; et al.

KEK Report 2016-3, 134 Pages, 2017/03

本報告書は、東電福島第一原子力発電所事故の後、高エネルギー加速器研究開発機構で開催された第13回(2012年)$$sim$$第17回(2016年)「環境放射能」研究会で報告された同事故に関連する取り組みを中心に、事故後5年間の関連する環境放射能研究をとりまとめたものである。

論文

核物質の確実な検知システム及び検知・被疑物の安全解体のための内部構造・性状把握システムの必要性(提案)

瀬谷 道夫; 羽島 良一*; 呉田 昌俊

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 10 Pages, 2017/02

港湾で扱われる貨物コンテナは容積が大きく重量物も運べるため、核物質が隠されて持ち込まれる危険性が高い。核セキュリティを強化する上では、重遮へい物中の規制外核物質の確実な検知、及び、重遮へい物体の安全な解体により中から核物質を取出すことが不可欠である。このための対応として、(1)確実な核物質検知システムの導入、(2)検知物の正確な内部構造把握、及び(3)核物質性状把握(核兵器か否か、爆発物の混入等)が要求され、これらの情報を使うことにより検知物の安全な解体と核物質の取出しが可能となる。この発表では、(1)については、X線スキャン装置と単色$$gamma$$線利用NRFベース非破壊検知装置の組合せを提案する。後者の装置は重遮へい体に対しては、(2)及び(3)の機能も有している。また、取出された核物質部分に関する(2)及び(3)の機能を持つものとして、小型中性子線源(D-T中性子源)を用いるアクティブNDA装置を提案する。

論文

特異値分解を用いた放射性核種の摂取量推定

波戸 真治*; 木名瀬 栄

日本原子力学会和文論文誌, 15(3), p.146 - 150, 2016/09

It is significant to accurately estimate the intake quantity for the reliable internal exposure assessments. The intake quantity has been estimated by using least squares method. However, to conduct the least squares method, the number of radioactivity measurements must be more than the number of intakes. To remedy this restriction, this study suggests the estimation method using a singular value decomposition that is available regardless the relation of numbers between measurements and intakes. Moreover, this study introduces the procedure to calculate the intake quantity from the measurements with uncertainty.

報告書

クリギングに基づく放射能分布推定プログラムESRAD2の開発; 使用手引

石神 努; 島田 太郎; 関 優哉; 向井 雅之

JAEA-Data/Code 2015-019, 122 Pages, 2015/12

JAEA-Data-Code-2015-019.pdf:3.65MB

原子力施設の廃止措置の最終段階となるサイト解放検認では、測定で得られた敷地放射能濃度が基準値以下であることを確認することが想定される。そこでは、対象領域内の幾つかの測定データから空間的相関を考慮して領域全体の空間的放射能濃度分布および平均濃度を推定すること、また、推定平均濃度を濃度基準値と比較して、それに適合するか否かの判断を行うことが必要である。この推定平均濃度には測定データの数(測定点数)に依存して不確かさが含まれているため、判断には不確かさの度合いに応じてある確率で過誤が伴う。安全確保のためには、この過誤率と測定点数の関係を明らかにして測定点数を決定することが重要である。そこで、サイト解放の判断を支援するために、既存の放射能分布推定プログラムESRAD (Estimation of Spatial RadioActivity Distribution)の拡張版として、対象領域の平均放射能濃度を推定するとともに過誤率に応じて必要とされる測定点数を算出するESRADの第2版(ESRAD2)を整備した。本報告書は、サイト解放検認手法の概要、ESRAD2の構成と機能、入力ファイルの仕様と出力例、プログラムの実行方法およびサンプルランについてまとめたものである。

報告書

研究施設等廃棄物の浅地中処分のための基準線量相当濃度の計算方法及び結果

岡田 翔太; 黒澤 亮平; 坂井 章浩; 仲田 久和; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2015-016, 44 Pages, 2015/07

JAEA-Technology-2015-016.pdf:5.8MB

本報告書では、研究施設等廃棄物に含まれる可能性のある核種について浅地中処分の基準線量相当濃度を試算した。その結果から、研究施設等廃棄物の放射能評価を行う核種を検討した。多様な施設から発生する研究施設等廃棄物の廃棄体に含まれると想定され、半減期が30日以上である220核種を選定し、そのうち、過去に計算されていない40核種について、原子力安全委員会のモデルを用いて、浅地中処分の管理期間終了後の基準線量(10$$mu$$Sv/y)に相当する廃棄物中の放射能濃度を計算した。また、計算した濃度が比放射能を超えるため基準線量相当濃度が設定されない核種について操業期間中のスカイシャイン線量を計算した。それらの結果を踏まえ、220核種についてトレンチ処分、ピット処分の基準線量相当濃度を整備し、研究施設等廃棄物の浅地中処分の安全評価において放射能インベントリ評価の対象とする核種を検討した。各核種の基準線量相当濃度は、今後、廃棄物の放射能インベントリを評価して、トレンチ処分、ピット処分に区分する際の区分値として、また、処分サイトを特定しない一般的な条件における重要核種の予備選定に利用できるものである。

報告書

照射後試験施設から発生する廃棄物の放射能評価方法の検討

星野 譲; 坂本 義昭; 室井 正行*; 向井 悟*

JAEA-Technology 2015-015, 96 Pages, 2015/07

JAEA-Technology-2015-015.pdf:20.34MB

照射後試験施設から発生する廃棄物の処分に向けて、廃棄物中の放射能分析結果及びその解析結果に基づき、照射後試験施設に共通的な放射能評価方法を検討する必要がある。そこで、ニュークリアディベロップメントにて保管されている可燃性廃棄物を対象として、分析試料3点から17核種(H-3, C-14, Co-60, Ni-63, Sr-90, Tc-99, Cs-137, Eu-154, U-234, U-235, U-238, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-241, Am-241, Cm-244)の放射化学分析及び実搬入燃料のデータを用いたORIGEN-2計算による廃棄物の放射能評価を実施した。本報告書では、実施した計算による廃棄物の放射能評価及び放射化学分析結果をまとめるとともに、計算結果と分析結果を比較し、適用する放射能評価方法を構築する上で課題となる点について整理した。

論文

放射能と温泉

山本 政儀*; 富田 純平

温泉科学, 64(4), p.388 - 401, 2015/03

2011年3月11日の東北地方太平洋沖でのM9.0の巨大地震とその後の津波により東京電力・福島第一原子力発電所で破局的事故が発生した。事故によって大量の放射性物質が環境に放出され、住民に対する放射線の影響、特に低線量放射線被ばくが注目されてきた。放射能・放射線については、もともと宇宙には元素誕生以来存在しながら、人間の目にも見えず五感にも感じないため、19世紀末になってやっと人間の工夫による化学分離、物理的測定法の進歩で発見され、自然界の空気、地殻の岩石や地下水, 温泉水などにも多かれ少なかれ含まれていることが明らかになった。放射能泉には、天然の放射性元素、ラジウムやラドンが含まれているのでそれらからの低線量被ばくとの関連で健康影響がどうなのかという関心も高まっている。そこで、放射能・放射線についての概念や基礎知識が深まることを期待して、最初に歴史を鑑みながら放射能のことについて簡単に触れ、本邦の放射能泉研究の現状、放射能泉の人体影響などを概観した。

論文

Residual doses with 400 MeV injection energy at J-PARC rapid cycling synchrotron

山本 風海; 金正 倫計; 林 直樹

Proceedings of 5th International Particle Accelerator Conference (IPAC '14) (Internet), p.3379 - 3381, 2014/07

2013年夏の保守作業期間に、入射時及び加速時における空間電荷効果の抑制を目的としてJ-PARC 3GeVシンクロトロンの入射エネルギーが181MeVから400MeVまで増強された。保守作業期間終了後のビーム調整の結果、300kWの出力運転条件を確立した。この状態で、加速器内のほとんどの箇所で残留線量率は入射エネルギー181MeVでの運転時と変わらないかもしくは減少した。ただし、入射用荷電変換フォイル真空容器、100度およびH$$^{0}$$ダンプは線量率が増加した。

報告書

海洋放射能測定用検出器の運用とデータ解析手法に関する研究(共同研究)

伊藤 集通; 木下 正高*; 斎藤 実篤*; 町山 栄章*; 島 茂樹*; 賀佐 信一*; 外川 織彦; 岡野 眞治*

JAERI-Research 2005-028, 121 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-028.pdf:12.45MB

本報告書は、日本原子力研究所(原研),海洋科学技術センター(JAMSTEC)及び(財)日本海洋科学振興財団(海洋財団)の3機関が、平成13年度から15年度に実施した共同研究「海洋放射能測定用検出器の運用とデータ解析手法に関する研究」の成果をまとめたものである。本研究では、海洋放射能測定用検出器を搭載した無人探査機等による現場放射能測定により、海洋における放射性核種の分布状況を明らかにすることを目的とする。併せて、測定データの効率的な処理,解析及び評価の手法について検討する。また、海洋に放出される放射性核種の分布状況を迅速に測定する簡易型海洋モニタリングシステムの整備に必要なデータを収集する。このため、本共同研究へ参加した各研究機関がこれまでに開発・整備した海洋放射能測定用検出器(原研:深海用小型電気冷却式Ge検出器,JAMSTEC:深海用NaI検出器,海洋財団:浅海用小型電気冷却式Ge検出器及び浅海用NaI検出器)を無人探査機等に搭載して、実海域において海洋試験を行い、海洋放射能の分布状況を調査した。また、異なる検出器及び異なる手法で測定・解析したデータを比較・検討した。

論文

訪問財団法人日本分析センター

臼田 重和

Isotope News, (617), p.20 - 24, 2005/09

わが国唯一の環境放射能(線)に関する分析専門機関である財団法人日本分析センターを訪れ、分析部を中心に、情報部,原子力艦放射能調査室,品質保証室などの各部署の業務概要を紹介するとともに、同センターの印象をまとめた。

論文

均一な無限厚試料の$$alpha$$線スペクトロメトリーによる簡易放射能定量法

亀尾 裕; 藤原 亜佐子; 渡辺 幸一; 河野 信昭; 中島 幹雄

日本原子力学会和文論文誌, 4(3), p.187 - 193, 2005/09

化学分離を行わず簡易に$$alpha$$線放出核種を定量するため、ホウ砂球反応を用いた均一な無限厚試料の作製と$$alpha$$線スペクトロメトリーによる測定手法について検討した。$$alpha$$線放出核種とホウ砂あるいは鉛ガラスを混合した後、電気炉で溶融することにより、ガラス状の均一な測定試料を調製することができた。放射性希ガスの娘核種を生成する$$^{228}$$Thとホウ砂を溶融して作製したガラス試料を測定した結果、Rnとその娘核種に起因する検出器の汚染はほとんど起こらないことがわかった。$$^{228}$$Thを含む試料の測定から得られた$$alpha$$線スペクトルとホウ砂の化学組成から求めた阻止能を用いて、ほぼ放射平衡にあるTh系列の$$alpha$$線放出核種を定量することが可能であった。さらに使用済燃料溶解液から採取した試料溶液とホウ砂から作製したガラス試料について、本測定法により定量された$$^{244}$$Cm, $$^{238}$$Pu+$$^{241}$$Am及び全$$alpha$$放射能濃度は、精密分析により求められた値とよく一致した。

論文

Estimation of radioactivity and residual $$gamma$$-ray dose around a collimator at 3-GeV proton synchrotron ring of J-PARC facility

中根 佳弘; 中野 秀生*; 阿部 輝雄*; 中島 宏

Proceedings of 11th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-11) (CD-ROM), 6 Pages, 2004/05

現在建設が進められているJ-PARCの3GeV陽子シンクロトロン施設において、入,出射部やコリメータ部ではkWオーダーのビームロスが想定されており、このエリアでの加速器機器保守時の被ばく線量評価は重要である。本研究では、3-GeVシンクロトロン加速器において最もビームロス量が大きいコリメータ部近傍における残留放射能及びそれによる被ばく線量を、PHITS, DCHAIN-SP及びQAD-CGGP2を用いて評価した。その結果、コリメータ近傍で、局所遮蔽の貫通口からコリメータが直視できる位置での1年間運転後の被ばく線量は、1か月間の冷却後でも2-12mSv/hと高いものの、加速器停止後に貫通口に遮蔽プラグを挿入することにより、作業が可能な線量率に低減できることがわかった。また、コリメータ下流部のビームダクトの放射化が比較的高く、メインテナンスのためダクト周りの局所遮蔽を外した状態では、1か月冷却後でも0.3-1.0$$mu$$Sv/hとなることがわかり、より高い精度の評価のため、今後、機器のメインテナンスシナリオと併せて検討することが必要である。

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