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論文

水晶体の放射線防護に関する専門研究会追加報告,2; いつどのように$$beta$$線3ミリメートル線量当量を測定・評価すべきか?

赤羽 恵一*; 飯本 武志*; 伊知地 猛*; 岩井 敏*; 大口 裕之*; 大野 和子*; 川浦 稚代*; 黒澤 忠弘*; 立崎 英夫*; 辻村 憲雄; et al.

保健物理, 50(4), p.257 - 261, 2015/12

光子と$$beta$$線の混合フィールドでは、皮膚に割り当てられた同じ線量は、$$H_{rm p}$$(3)の保守的な推定として水晶体への線量に一般に割り当てられる。しかしながら、線量限度と同じオーダーの非常に高い$$beta$$線量が与えられるかもしれない例外的なケースでは、その保守的にバイアスのかかった線量はあまりにも制限的であり、$$H_{rm p}$$(3)の正確な評価は望ましい。この記事は、$$beta$$$$H_{rm p}$$(3)の線量測定をどんなときに、どのようにしてなすべきかについて実用的な提案をする。

報告書

黒鉛パイルを用いた熱中性子校正場の特性評価

内田 芳昭*; 三枝 純; 梶本 与一; 谷村 嘉彦; 清水 滋; 吉澤 道夫

JAERI-Tech 2005-012, 31 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-012.pdf:4.58MB

日本原子力研究所東海研究所・放射線標準施設棟には、中性子個人線量計やサーベイメータを校正するための熱中性子校正場が整備されている。この校正場では、中性子源を黒鉛パイル内に設置し、中性子を減速させることによって熱中性子場を得ている。2003年1月に行った黒鉛パイルの更新及びサイズの変更に伴い、熱中性子フルエンス率及び中性子エネルギー分布を測定した。また、平行場における個人線量当量を求めるため、熱中性子入射角度分布を計算により評価した。金箔放射化法を用いた測定により、等方場及び平行場の熱中性子フルエンス率を決定した。また、ボナー球型スペクトロメータを用いて、平行場における中性子エネルギー分布を評価した結果、全エネルギーに対する熱外中性子の割合は線量当量で南側校正場が9%であり、西側校正場が12%であることがわかった。平行場における個人線量当量を評価する際、熱中性子が平行に入射すると仮定した場合と、入射する熱中性子の角度を考慮した場合で、前者が後者に比べて約40%高い値であることがわかった。

論文

Evaluation of energy responses for neutron dose-equivalent meters made in Japan

三枝 純; 吉澤 道夫; 谷村 嘉彦; 吉田 真; 山野 俊也*; 中岡 弘*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 516(1), p.193 - 202, 2004/01

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.49(Instruments & Instrumentation)

国産レムカウンタ3機種のエネルギーレスポンスを、熱中性子,15.2MeVまでの単色中性子,$$^{252}$$Cf等のRI中性子線源について、モンテカルロ計算と実測により評価した。レスポンスの方向依存性及び線量当量レスポンスについても評価を行った。計算では、レムカウンタを構成する比例計数管,減速材,吸収材を詳細に模擬することにより、実測によるレスポンスとよく一致する結果が得られた。また、比例計数計数管内の$$^{3}$$He充填気圧とエネルギーレスポンスとの関係について考察を行った。広いエネルギー範囲について得られたレスポンスの計算結果を用い、さまざまな中性子作業場においてこれらのレムカウンタを使用した際の、指示値と真の線量当量との差異についても検討を加えた。

論文

Shutdown dose evaluation experiment for ITER

森本 裕一*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 堀 順一; 山内 通則*; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.643 - 648, 2003/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.71

ITERでは、運転停止後にクライオスタット内で人間による直接保守作業を実現することが重要な課題であり、停止後の線量を精度よく評価する必要がある。しかしながら停止後線量評価手法の精度は実験的に確認されていなかった。原研FNS(Fusion Neutronics Source)では、線量評価手法の精度評価を目的としたベンチマーク実験を実施した。実験は、線源領域と直管ダクトでつながれたキャビティー(作業空間)を模擬した体系で実施し、14MeV中性子を合計60時間照射後、冷却期間をITERで想定されている10$$^6$$秒(11.6日)として線量を測定した。ITER JCTで開発されたモンテカルロ法に基づく線量評価手法を用いて、照射10$$^6$$秒後における1cm線量当量率を評価した結果、この手法は実験値を10%以内の精度で再現可能であることがわかった。

報告書

高エネルギー光子・電子・中性子・陽子に対する線量換算係数

坂本 幸夫; 佐藤 理*; 津田 修一; 義澤 宣明*; 岩井 敏*; 田中 俊一; 山口 恭弘

JAERI 1345, 103 Pages, 2003/01

JAERI-1345.pdf:4.95MB

国際放射線防護委員会(ICRP)1990年勧告に沿った光子,電子及び中性子に対する実効線量への線量換算係数は、ICRP Publication 74においてそのエネルギー範囲が限られ、加速器施設で生じる高エネルギー放射線に対する実効線量への線量換算係数は未整備である。今後原研が開発する高エネルギーの加速器施設の設計に役立てるため、HERMESコードシステムをもとにした高エネルギー放射線の被ばく線量評価システムを整備するとともに、10GeVまでの光子,中性子及び陽子並びに100GeVまでの電子に対する実効線量及び実効線量当量への線量換算係数を評価した。得られた実効線量への換算係数は、FLUKAコードシステムで最近評価された換算係数に比べて、光子及び電子並びに500MeV以下の中性子及び陽子で良く一致していた。1GeV以上の中性子及び陽子の実効線量への換算係数には差違が見られたが、これは核反応モデルによる断面積データの違いと考えられる。また、放射線荷重係数を用いる実効線量は線質係数を用いる実効線量当量に比べて過大評価であり、高エネルギー中性子及び陽子に対する放射線荷重係数の見直しの必要があることがわかった。

報告書

東海再処理施設におけるC-14の挙動

永里 良彦; 山口 俊哉; 藤田 秀人; 大森 栄一

JNC-TN8410 2001-021, 33 Pages, 2001/09

JNC-TN8410-2001-021.pdf:4.37MB

原子力施設から放出されるC-14は、環境への蓄積及び食物連鎖を通じての内部被ばくの観点から安全評価上重要な核種であり、東海再処理施設においては、平成3年10月から再処理施設から放出される放射性気体廃棄物に含まれる主要な核種として定常的な測定を開始している。一方、再処理施設内においては、C-14の工程内での挙動を解明するため、文献調査を行うとともに、実際の使用済燃料の再処理運転を通じて工程内での分配、挙動等について調査を行った。東海再処理施設におけるC-14の挙動調査結果から得られた結果をまとめると、以下のとおりである。1.使用済燃料のせん断処理により放出されるC-14はわずかであり,使用済燃料に含まれるC-14の大部分は、溶解処理に伴い発生する溶解オフガスとともに溶解オフガス処理工程へ移行する。溶解オフガス処理工程へ移行したC-14は、アルカリ洗浄塔などで一部が捕獲されたのち、残りが主排気筒から放出される。主排気筒からのC-14の放出量は、使用済燃料処理1トンあたり約4.1$$sim$$6.5GBqであった。2.溶解オフガス処理工程及び槽類オフガス処理工程のアルカリ洗浄塔で捕獲されたC-14は、低放射性廃液貯槽に移行する。同貯槽への移行量は、使用済燃料処理1トンあたり約5.4$$sim$$9.6GBqであった。3.使用済燃料の処理に伴い主排気筒から放出されたC-14と、低放射性廃液貯槽へ移行したC-14の合計を再処理施設へのC-14の入量とすると、使用済燃料1トンあたりのC-14は約11.9$$sim$$15.5GBqとなった。また、この結果をもとにC-14の生成に寄与する照射前燃料中の窒素含有率を推定すると15 $$sim$$22ppmとなった。4.低放射性廃液貯槽の廃液は,蒸発缶により蒸発濃縮され、この際、C-14のほとんどは低放射性の濃縮液へ移行する。5.平成6年度以降、ガラス固化技術開発施設の運転に伴い第二付属排気筒からのC-14の放出が確認されており、その放出量はガラス固化体1 本を製造するにあたり約0.6GBqであった。

報告書

Basic characteristics examination of DIS(Direct Ion Storage) dosimeter

Dung, N. P.; 村山 卓; 尾辻 勝洋*; 小畑 一一; 村上 博幸

JAERI-Tech 2001-047, 28 Pages, 2001/07

JAERI-Tech-2001-047.pdf:10.97MB

RADOS Technology社により製造されたDIS線量計の特性試験を行った。試験は、DIS線量計の均一性、フェーディング特性、線量直線性及び種々の光子エネルギーに対するエネルギー特性、方向特性について行った。照射には、国家標準とのトレーサビリティが確保されている放射線標準施設棟のX線発生装置、$$gamma$$線照射装置を用いた。測定した線量は、個人線量当量、Hp(10),Hp(0.07)である。特性試験の結果は、個人及び環境モニタリングのためのTLD国際規格(CEI/IEC 1066)を満足しており、DIS線量計は、正式な個人線量測定システムとして適用できることがわかった。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果(2000年度業務報告)

圓尾 好宏; 渡辺 均; 武石 稔; 宮河 直人; 今泉 謙二; 竹安 正則; 中野 政尚

JNC-TN8440 2001-011, 146 Pages, 2001/06

JNC-TN8440-2001-011.pdf:2.98MB

東海事業所では、「核燃料サイクル開発機構東海事業所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2000年4月から2001年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量当量算出結果を取りまとめたものである。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

論文

遮蔽計算によるJCO臨界事故時の線量分布・中性子スペクトル評価

坂本 幸夫

KEK Proceedings 2001-14, p.236 - 242, 2001/06

原子力学会の放射線工学部会の関係者では5グループが遮蔽計算コードによりJCO臨界事故時の敷地内外での中性子強度、スペクトル及び線量(率)の評価を行っている。これらのグループ間の評価結果特に臨界時の出力に違いが見られる。この原因を明らかにするために、各グループ間での計算条件を比較した。この結果、建家の壁材及び天井材である軽量気泡コンクリートの密度及び含有する水分量の取り扱いに大きな差が見られた。事故調査委員会の事故シナリオによる臨界状態の出力を再現する軽量気泡コンクリート中の水分量は0.05~0.10g/ccである。また、250m~1,700mの線量(率)実測データと計算値の距離に対する傾向がほぼ同じであることを確認した。

報告書

屋外器材ピット(Bピット)内廃棄物取出し作業に係わる放射線管理について

伊東 康久; 野田 喜美雄; 菊地 正行; 石川 久

JNC-TN8410 2001-018, 67 Pages, 2001/04

JNC-TN8410-2001-018.pdf:2.96MB

プルトニウム燃料工場屋外器材ピット(Bピット)(以下「Bピット」という。)の廃棄物取出し作業は、平成9年9月、安全総点検において確認事項として摘出し、一般作業計画により平成10年6月8日から開始された。平成10年6月25日、廃棄物整理作業中、廃棄物中に放射能汚染物を発見し、さらに、作業者3名の作業衣及び靴底等にも汚染が検出された。作業者の身体サーベイ、鼻スミヤの結果、また、肺モニタ及び精密型全身カウンタでの測定の結果、皮膚汚染はなく内部被ばくもなかった。発見された汚染物等について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムによる汚染と判明した。その後、Bピット内の放射線モニタリングを実施し、廃棄物表面から有意な値($$alpha$$放射能:8.2$$times$$10-3Bq/cm2、$$beta$$$$gamma$$放射能:1.2$$times$$10-2Bq/cm2)を検出したことから当該廃棄物について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムを確認した。なお、廃棄物周辺の線量当量率、空気中放射性物質濃度については検出下限値未満であった。上述のとおりピット内に保管されていた廃棄物の一部の表面に汚染が検出されたため、6月25日にテントハウス内を一時管理区域に設定し、ピットからの汚染拡大防止策として、ピット上部をビニルシート及び防炎シートにて密封した。その後の廃棄物取出し作業は、ピット上部に作業囲いを設置し、作業囲い内にグリーンハウス(以下「GH」という)を3段(GH-1.2.3、ピットはGH-1内)設置して、特殊放射線作業で実施した。作業区域の空気中放射性物質濃度の管理は、GH-1内を連続監視ができるようにダストモニタを設置し、その他についてはエアスニッファを設置して実施した。線量当量率、表面密度の管理は、定点を定め測定した。また、ピット内は第2種酸素欠乏危険場所として指定し、有毒ガス及び酸素濃度の管理が行われた。作業は防護装備を全面マスク及びタイベックスーツ並びに保護手袋着用とし、3名/班で実施された。作業中、毎日GH-1.2.3内の放射線状況を確認し作業者へ周知してきた。放射線状況は全て検出下限値未満であった。廃棄物取出し作業は平成10年11月中旬に終了し、ピット内の清掃後、平成10年12月初旬からピット内の汚染検査及び一時管理区域解除の為の処置を実施して、平成11年1月13日に屋外器材ピット(Bピット)の一時管理区域を解除した。取

論文

高エネルギー放射線に対する線量換算係数の現状

津田 修一; 山口 恭弘

保健物理, 36(1), p.51 - 60, 2001/03

近年、高エネルギー加速器は、基礎科学研究、原子力開発等に利用される高エネルギー放射線源として注目されている。これらの加速器施設における遮へい設計,放射線管理等において、線量換算係数を用いた高エネルギー放射線に対する線量評価は極めて重要である。いくつかのグループは、ICRP74に含まれていない放射線や、より高いエネルギーの放射線に対する線量換算係数を計算している。本報告では、10MeV以上の種々の放射線に対する実効線量,実効線量当量,及び国際放射線単位測定委員会が推奨している計測実用量に関する線量換算係数の現状を整理し、問題点をまとめた。

報告書

JCO臨界事故に係る環境モニタリング結果(1999年9月30日$$sim$$11月2日)

篠原 邦彦; 片桐 裕実; 宮河 直人; 渡辺 均; 清水 武彦; 叶野 豊; 今泉 謙二

JNC-TN8440 2001-004, 62 Pages, 2001/02

JNC-TN8440-2001-004.pdf:4.17MB

平成11年9月30日10:35頃に発生した、株式会社ジェー・シー・オー(JCO)東海事業所の臨界事故対応については、サイクル機構では同日12:35頃に本社と東海事業所の合同で「サイクル機構対策本部」を設置し、同年10月12日に本部業務「JCO臨界事故対策・調査支援会議」及び通常のライン業務に移行するまでの間、各事業所の協力のもと国・関係自治体・JCOに対し人的・物的・技術的な支援を行った。本報告は、JCO臨界事故対応として国及び自治体等からの要請に基づき、平成11年9月30日$$sim$$11月2日にサイクル機構が実施した、環境モニタリング結果について取りまとめたものである。

報告書

HTTR出力上昇試験(1)及び(2)'における放射線管理測定データ報告書

仲澤 隆; 吉野 敏明; 安 和寿; 足利谷 好信; 菊地 寿樹

JAERI-Tech 2001-001, 101 Pages, 2001/02

JAERI-Tech-2001-001.pdf:5.15MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、定格熱出力30MW原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}C$$の低濃縮二酸化ウラン被覆粒子燃料を用いた「黒鉛減速・ヘリウムガス冷却型」で日本最初の高温ガス試験研究炉として平成10年11月10日に初臨界に達し後、平成11年9月16日から平成12年7月8日の間で出力上昇試験(1)の9MW単独・並列運転を終了し、引き続き出力上昇試験(2)の単独運転による出力上昇中に自動スクラム停止した。本報告書は、今後予定している出力上昇試験及び定期自主検査作業等における放射線レベルの測定評価に役立てるため、これまで実施した出力上昇試験(1)及び(2)'において得られた放出放射線物質濃度、線量当量率などのモニタリングデータをまとめたものである。

論文

Fluence to effective dose conversion coefficients for electrons with energy from 1 MeV to 100 GeV

津田 修一; 遠藤 章; 山口 恭弘; 佐藤 理*

Radiation Protection Dosimetry, 95(1), p.5 - 16, 2001/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:51.48(Environmental Sciences)

1MeVから100GeVまでの電子に対する実効線量換算係数を計算した。計算は、MIRD型数学人体型と、電磁カスケードモンテカルロコードEGS4を用いて行った。計算条件は、14点の単色エネルギー電子に対して、前方,後方,側方,回転及び等方とした。換算係数は、電磁力カスケード過程と光核反応に対する実効線量が考慮されている。また、実効線量当量を計算して、光核反応の線量寄与を、より詳細に検討した。本研究結果は、実効線量と臓器線量への換算係数として表にまとめ、高エネルギー電子に対する放射線防護の基礎データとして活用することができる。

論文

Measurement of gas bremsstrahlung at the SPring-8 insertion device beamline using PWO scintilator

浅野 芳裕; 松村 徹; 千葉 竜一*; 橋本 朋幸*; 三浦 明夫*; 清水 肇*; 田島 靖久*; 吉田 浩司*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 451(2), p.658 - 696, 2000/11

PbWO$$_{4}$$シンチレーターを用いてSPring-8蓄積電子と残留ガスとの相互作用の結果、発生するガス制動放射線を測定した。その結果、従来この種の測定に用いられていた鉛ガラスよりエネルギー分解能が3倍程良いことが観測された。測定は蓄積電子状態の異なる2本のビームラインで行われ、ビームラインに混入してくるガス制動放射線が蓄積電子ビーム状態に大きく影響を受けることが観測された。また、そのときのガス制動放射線のパワーや線量当量についても議論がなされた。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果(1999年度業務報告)

片桐 裕実; 篠原 邦彦; not registered; 清水 武彦; 今泉 謙二; 竹安 正則; 中野 政尚

JNC-TN8440 2000-007, 141 Pages, 2000/06

JNC-TN8440-2000-007.pdf:3.02MB

東海事業所では、「核燃料サイクル開発機構東海事業所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、1999年4月から2000年3月までに間に実施した環境モニタリングの結果及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量当量算出結果を取りまとめたものである。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

報告書

高速増殖炉もんじゅ建設地点における気象調査報告書(平成10年度)

not registered

JNC-TN4420 2000-009, 11 Pages, 2000/06

JNC-TN4420-2000-009.pdf:0.84MB

「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」(以下「気象指針」)に基づき、高速増殖炉もんじゅ建設所(福井県敦賀市白木地区)における気象観測を実施した。「気象指針」は、発電用原子炉施設の平常運転時及び想定事故(重大事故及び仮想事故)時における線量当量評価に際し、大気中における放射性物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び大気拡散の解析方法を定めたものであり、昭和57年1月28日付の原子力安全委員会決定(平成元年3月27日及び平成6年4月21日に一部改定)によるものである。なお、白木地区における気象観測は、昭和51年11月より継続して実施している。

報告書

ニアフィールド水理/核種移行評価モデルの信頼性評価に関する研究(核燃料サイクル開発機構 研究委託内容報告書)

野邊 潤*; 松本 昌昭*; 長坂 和佳*; 丸山 健太郎*

JNC-TJ8400 2000-006, 232 Pages, 2000/05

JNC-TJ8400-2000-006.pdf:7.75MB

本研究では、昨年度までに構築した連続体モデルによるニアフィールド多孔質岩盤中の水理/核種移行評価手法を用いて、地下水流動を特徴付けるパラメータを変化させた場合の解析を行うと共に、手法の拡張性を考慮した信頼性評価を行った。具体的には下記の項目を行った。・三次元飽和・不飽和浸透流解析から一次元核種移行解析までの一連の解析手法を用いて、第二次取りまとめに即したパラメータ設定による解析、および入力フラックスの変化に伴う影響評価を行った。・一次元核種移行解析コード「MATRICS」における、逆ラプラス変換手法の違いによる適用性把握を行った。・多要素版MATRICS(以下m-MATRICSとする)を用いて核種移行解析を行い、従来のMATRICSによる解析結果と比較し、不均質場における核種移行計算へのm-MATRICSの適用性の検討を行った。・三次元飽和・不飽和浸透流解析から一次元核種移行解析までの一連の解析手順を統合化した環境の整備を行った。

論文

Development of a detector for measuring effective dose (equivalent) for external photon exposures in natural environment

堤 正博; 斎藤 公明; 森内 茂*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(3), p.300 - 306, 2000/03

環境中における外部被ばくに対する実効線量当量(H$$_{E}$$)や実効線量(E)を測定するために、新しい形状のNaI(Tl)検出器を開発した。これらの線量は人体のリスクに関係した量で、一般には直接測定するのは難しいとされてきた。放射線場のエネルギー分布のみならず、入射角度分布に依存するためである。われわれは、検出器の形状を工夫し、人体と同じ角度依存性をもたせることにより、この問題を解決した。検出器の最適形状は、モンテカルロ法を用いた計算により決定した。開発した検出器は、角度依存性に関して、人体の実効線量(当量)とよく一致した。また、放射線場のエネルギー分布に関しては、この検出器用のG(E)関数を作成した。開発した検出器とG(E)関数の組み合わせにより、環境中における実効線量(当量)の直接測定を可能とした。

論文

Experimental analyses on radiation streaming through a labyrinth in a proton accelerator facility of several tens MeV

中島 宏; 益村 朋美*; 田中 進; 坂本 幸夫; 田中 俊一; 中根 佳弘; 明午 伸一郎; 中村 尚司*; 黒沢 忠弘*; 平山 英夫*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.197 - 201, 2000/03

日本原子力研究所TIARAの第2軽イオン室に続く迷路状通路において、67MeV陽子のp-Cu反応による中性子を用いて、中性子エネルギースペクトルと熱中性子束及び線量当量空間分布を測定した。この実験について、モンテカルロ計算手法及び簡易計算手法により解析し、その精度を検証した。その結果、線量当量分布に関して、第1脚でモンテカルロ法による計算値がファクター2程度過小評価し、第3脚では過大評価となったが、第2脚では30%以内で測定値と一致した。Teschの式については、迷路入口の線量当量で規格化して比較したところ、全体として最大ファクター3程度で測定値と一致した。迷路入口におけるエネルギースペクトルの実験値と計算値の比較から、数MeV領域で計算値が過小評価となることを示した。熱中性子束分布に関しては、ターゲット室内同様に、迷路内でもファクター2程度計算値が過大評価となった。

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