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論文

内部被ばくの評価法

木名瀬 栄

Isotope News, (724), p.82 - 85, 2014/08

放射線取扱主任者の復習のきっかけになるよう、これまで一般的に実施してきた内部被ばくの評価法について概要を述べるとともに、福島第一原子力発電所事故後の内部被ばくの評価法に関する課題を紹介する。内部被ばくモニタリングである直接法, 間接法ともに、体内負荷量、排泄(率)、空気中濃度で表現される放射能について、信頼性高く測定評価することが日常的な課題であり、特に、直接法には被検者の測定条件と同一条件となる人体形状ファントムを用いた校正法が、間接法には十分な量の試料採取と迅速かつ高感度な組成分析法が極めて重要になると考えられる。評価対象核種によっては、直接法、間接法ともに、長所と短所があり、いずれがよいかを選択することは困難になるが、最終的には測定結果の不確かさなどを考慮して、預託実効線量を評価しなければならない。

論文

計算シミュレーション手法に基づく体外計測法の高度化に関する研究

木名瀬 栄

RIST News, (37), p.10 - 19, 2004/03

本研究では、ICRP1990年勧告の要件である内部被ばく線量測定に必要な精度,摂取時期不明などを起因とする不確かさファクター3を満たした高精度体外計測法の確立を目的として、モンテカルロ法を用いた計算シミュレーションによる体外計測装置の数学的校正手法を開発するとともに、体外計測装置校正の体格依存性補正法の開発,体外計測装置による体内放射能評価の不確かさ解析を行った。開発した数学的校正手法は、被検者について多種多様な人体形状,放射能分布の模擬を容易にし、放射能を含有した人体形状模型である物理ファントムを要さない体外計測装置の校正を可能にした。また、数学的校正手法を用いて、体外計測装置校正にかかわる体格依存性補正法を開発し、体表面積を補正因子とした体格補正式を考案した。さらに、実測及び計算シミュレーションにより、体外計測装置による体内放射能評価の不確かさについて解析し、体内放射能評価の不確かさにおいて体内放射能分布による体外計測装置計数効率の変動などが大きく影響することを明らかにした。

論文

Relations between tooth enamel dose and organ doses for the Electron Spin Resonance dosimetry against external photon exposure

高橋 史明; 山口 恭弘; 岩崎 みどり*; 宮澤 忠蔵*; 浜田 達二*

Radiation Protection Dosimetry, 95(2), p.101 - 108, 2001/09

 被引用回数:26 パーセンタイル:13.12(Environmental Sciences)

光子外部被ばくに対して、歯エナメル質を用いたESR線量計測法による臓器線量及び実効線量の推定を可能とする技術を確立するため、エナメル質における線量の解析を行った。エナメル質への吸収線量及び臓器線量は、EGS4コード及び新たに歯が定義された数学人体模型を用いたモンテカルロ計算により得られた。計算により、いくつかの光子外部被ばくの条件におけるエナメル質の線量と臓器線量または実効線量との間の定量関係が明らかとなった。また、エナメル質の線量の入射光子エネルギーに対する依存性は、ほかの臓器線量及び実効線量よりも大きいことが明らかとなった。得られたデータは、歯を用いたESR線量計測法により過去の放射線被ばくにおける個人線量を推定する際に有益なものとなる。

論文

研究グループ紹介; 日本原子力研究所那珂研究所核融合工学部核融合中性子工学研究室

西谷 健夫; 沓掛 忠三; 堀 順一

プラズマ・核融合学会誌, 77(6), p.609 - 610, 2001/06

核融合中性子工学研究室は1980年に原研東海研究所原子炉工学部に核融合炉物理研究室として発足し、1999年4月に那珂研究所核融合工学部の組織となった。本研究室では、D-T中性子源Fusion Neutronics Source(FNS)を用いて、核融合の中性子に関連する、各種断面積測定,遮蔽特性,中性子計測法開発,増殖ブランケット核特性等の研究を行っている。FNSは整流器型の加速器を用いた中性子源で、D$$^{+}$$を約400keVに加速し、トリチウムターゲットに当てて、D-T反応により14MeV中性子を発生している。FNSにはターゲット室が2つあります。第1ターゲット室は0.37TBq(10Ci)のトリチウムを吸着させた固定トリチウムターゲットを使用しており、2nsパルスからDCまでの運転が可能で、おもに中性子計測法開発,増殖ブランケット核特性等に使用している。第2ターゲット室には本施設の目玉である37TBq(1000Ci)の回転トリチウムターゲットがあり、おもに材料の中性子照射損傷や各種断面積測定に使用している。

報告書

界面面積輸送モデルに関する基礎研究,1(委託研究)

三島 嘉一郎*; 中村 秀夫

JAERI-Review 2001-012, 51 Pages, 2001/03

JAERI-Review-2001-012.pdf:2.26MB

原子炉事故時挙動最適評価解析コードの予想精度向上を目的として、二流体モデルに界面面積輸送モデルを組み込み、気液二相流モデルに予測する試みがなされている。しかし本モデルは開発途上のため、依然として多くの理論的考察と実験データの蓄積が必要である。本研究は、界面面積輸送モデルの開発に寄与するため、大口径円管内の多次元的な気液二相流で界面面積分布を測定し、流動特性の把握とデータベースの構築を目指すものである。11年度は、本モデルの開発及び大口径管内気液二相流の特性解明にかかわる研究をレビューした。その結果、1次元的に気泡形状が球形に近い気泡流では、ダブルセンサプローブが良い計測結果を出しているが、スラグ流やプラグ流等の多次元的流動では、界面面積計測法、理論的考察ともに未完成で、開発要素が大きいことを明らかにした。これらの結果を今後の研究計画に反映させる。

論文

被ばく線量の測定・評価マニュアル; 内部被ばくについて

山口 武憲

保健物理, 36(1), p.11 - 17, 2001/03

放射線障害防止法令が平成12年10月に改正されて公布された。法令では内部被ばくの評価方法が改正されている。本マニュアルではICRPの新しい報告書の内容を取り入れ、法令に基づく具体的な内部被ばくの評価方法を解説しており、平成13年度からの法令の施行に対応していくうえで参考となるものである。本報告書は、このマニュアルの内容の中から特に重要と考えられる事項について解説したものである。

論文

中性子ラジオグラフィー高速度撮像法の沸騰流計測への応用,1; 計測誤差評価とボイド率計測

呉田 昌俊; 日引 俊*; 三島 嘉一郎*; 秋本 肇

日本機械学会論文集,B, 67(653), p.179 - 188, 2001/01

中性子ラジオグラフィー高速度撮像法を沸騰流のボイド率計測に応用した。本報では、(a)瞬時ボイド率及び時間平均ボイド率の計測誤差を実験的、解析的に総合評価し、(b)計測結果をもとに流動パラメータがボイド率に及ぼす影響を評価することを目的とした。瞬時ボイド率(計測時間=0.89ms)の計測誤差(標準偏差/平均値)は18%以内であり、誤差最大条件で誤差の44%が中性子数の統計的変動誤差に起因し、36%が画像増幅ノイズに起因し、18%が蒸気泡の移動に起因することがわかった。また時間平均ボイド率の計測誤差は2%以内であった。瞬時ボイド率分布の時間変化量から気泡情報(寸法、移動速度等)を計測するとともに、流動パラメータが時間平均ボイド率に及ぼす影響を計測しボイド率マップを作成した。加熱長が同じ場合、流路間隙が小さいほどボイド率及び気泡寸法が大きく、限界熱流束が低く計測された。

報告書

ガンマ線分光法による核データ測定精度の高度化に関する研究

古高 和禎

JNC-TN8400 2000-028, 70 Pages, 2000/10

JNC-TN8400-2000-028.pdf:1.71MB

本報告は、著者が核燃料サイクル開発機構において、平成9年11月から平成12年10月までの期間に博士研究員として行った研究内容をまとめたものである。本報告は、二つの内容に分かれる。すなわち、一つは、熱中性子吸収断面積の測定の高度化に関する研究である。今一つは、HHS検出器を用いた光核反応断面積の微細構造測定の高度化に関する研究である。1)放射化法を用いた$$gamma$$線測定による熱中性子吸収断面積測定において、得られる結果の精度に影響を及ぼす主な要因には、$$gamma$$線収量の統計精度の他に(1)$$gamma$$線ピーク検出効率の校正精度、及び(2)$$gamma$$線放出率の精度があげられる。本研究では、高速三次元同時計測システムを作成することにより、(1)$$gamma$$線ピーク検出効率を精密に校正するための、$$gamma$$-$$gamma$$同時計測法を用いた標準$$gamma$$線源放射能の精密測定、及び(2)短寿命核の$$gamma$$線放出率の精密測定に用いるための、$$beta$$線検出器にプラスチックシンチレータを用いた$$beta$$-$$gamma$$同時計測法の開発及び、それを使用した100Tcの$$gamma$$線放出率の精密測定を行い、熱中性子吸収断面積測定の高度化を図った。2)熱中性子吸収断面積が小さい核種に対しては、巨大共鳴領域の$$gamma$$線を用いた光吸収反応による核変換が提案されている。光吸収反応による核変換を効率的に行うためには、光吸収断面積の入射$$gamma$$線エネルギー依存性を詳細に知る必要がある。本研究では、高分解能高エネルギー$$gamma$$線スペクトロメータ(HHS)を用いた光吸収断面積の微細構造測定をより精密で信頼できるものとするために、精密なモンテカルロシミュレーション計算を実施し、検出器の標準$$gamma$$線応答関数の整備を行った。

報告書

不飽和領域の原位置計測手法および解析モデルの研究(平成9年度)

今井 久*; 西田 薫*; 蓑 由紀夫*; 雨宮 清*; 林 為人*

PNC-TJ1449 98-004, 231 Pages, 1998/02

PNC-TJ1449-98-004.pdf:16.85MB

岩盤内に空洞を掘削した場合、その周辺岩盤には不飽和領域が発生すると考えられる。この不飽和領域では、酸素を含んだ空気の浸入により岩盤の酸化還元状態が変北し、これに伴い岩盤中の物質移行特牲が変化することが考えられる。しかし、現段階ではこの不飽和領域の範囲を定量的に把握する手法は確立されていない。本研究は、今後数年のうちに岩盤中の不飽和領域をある程度定量的に把握できる計測手法を開発することを最終目標としている。今年度は(1)不飽和領域のメカニズムに関する基礎研究、(2)不飽和領域の計測手法に関する基礎研究に関して、岩石試料を用いた室内実験及び原位置において孔間レーダを用いた予備検討的な計測を行った他、TDRプローブの設置と計測を行って、基礎的な知見を得た。

論文

赤外線放射温度計による核融合炉ダイバータ構造物接合不良部の可視化診断に関する研究; 可視化診断に与える加熱法の影響

石井 敏満; 衛藤 基邦; 秋場 真人; 稲垣 照美*; 岡本 芳三*

可視化情報学会誌, 18(67), p.36 - 42, 1997/10

本研究では、核融合炉のプラズマ中不純物を制御するためのダイバータ構造物の不良部検出に対して、赤外線放射温度計による非破壊検査法を適用する場合に、検査対象物の加熱法が可視化診断に与える影響を明らかにした。ダイバータ構造物は、炭素繊維材料製タイルと銅製冷却部を接合した物であり、これを模擬した試験体をハロゲンランプ加熱、高温ガス加熱、温水加熱の3種類の方法で加熱して接合不良部検出を行った結果、いずれの加熱法でも接合不良欠陥を検出できた。特に温水加熱法は、タイル接合面積の25%の接合不良部まで検出でき、他の加熱法より検出限界の点で優れていた。更に、実機のダイバータが冷却管を有する構造であることから、赤外線放射温度計によるダイバータ構造物の非破壊検査では、温水加熱法の適用性が高いと結論付けることができた。

報告書

体内放射能計測技術高度化研究(II)

not registered

PNC-TJ1603 97-002, 66 Pages, 1997/03

PNC-TJ1603-97-002.pdf:1.7MB

動力炉・核燃料開発事業団東海事業所では、体内放射能の定量のため鉄室内に相対検出効率61%のHPGe検出器が2台設置されていて、ヒューマン・カウンターとして使用されている。得られた測定結果から内部被爆線量を評価するためには検出効率の校正が重要である。この校正のために水ボックス・ファントムを用いているが、体格補正は行われていない。しかし、異常時には個人の体格情報に基づく評価が必要で、特に男女間や成人と子供などのように体格が大きく異なる場合には大きな差をもたらす。この様な観点から、体格による検出効率補正を必要としない$$gamma$$-$$gamma$$同時計測法による放射能絶対測定法を体内放射能測定に適用するため、その基礎研究を行った。複数の60Co線源および46Sc線源を作製し、4$$pi$$$$beta$$-$$gamma$$同時計測法により崩壊率を決定し、これらの線源を用いて$$gamma$$-$$gamma$$同時計測法により絶対測定を行った。60Coの場合、20cm程度までの線源-検出器間距離では、10-80kBqの放射能を10%以内の精度で決定できた。一方、複数の線源を幾何学的効率が異なるように分布させた場合でも、実際の値よりも測定値が小さく評価されるが、配置を考慮すれば10%程度の系統的ずれ以内で測定しうることが判明した。46Scの場合にも60Coと同等の結果が得られ、この方法が一般的に適用可能であることが証明された。

報告書

液体シンチレーション計測法を用いたプルトニウム241の測定法の検討と環境試料への適用

渡邊 美紀*; 天野 光

JAERI-Research 97-016, 28 Pages, 1997/03

JAERI-Research-97-016.pdf:1.18MB

液体シンチレーションカウンター(LSC)を用いて$$alpha$$線及び$$beta$$線からのパルスを全て測定する従来の測定法は簡便ではあるが、バックグラウンド計数(BG)が高い等の欠点を有する。一方、$$alpha$$線及び$$beta$$線によるパルスの立ち上がり時間の違いを利用する$$alpha$$-$$beta$$線分別法は、バックグラウンド計数を減少させるため、分析目標値を低減する方法として有用である。本研究では、環境試料中に含まれる超ウラン元素のうち、長期にわたる影響が考えられる$$^{241}$$Amの親核種で$$beta$$線放出核種である$$^{241}$$Puを取り上げ、LSCによる$$alpha$$-$$beta$$線分別法を用いた簡便で精度の高い測定法の検討を行った。測定液量の異なる二種の液体シンチレーションカウンターの測定精度の比較、従来の測定手法と$$alpha$$-$$beta$$線分別法における測定比較を行い、それぞれの装置及び測定法の特性を明らかにし、$$^{241}$$Pu測定に最適な測定条件を調べた。

報告書

長半減期放射性核種の定量法に関する調査研究(3)

not registered

PNC-TJ1545 95-001, 150 Pages, 1995/03

PNC-TJ1545-95-001.pdf:5.28MB

本報告では、核燃料サイクルに関連した長半減期放射性核種の分析定量法の調査研究の最終年度に当り、一昨年および昨年度の成果を踏まえ、我が国でのこの方面の最先端の研究成果を中心にまとめ上げた。本委員会委員は、環境放射能分析はもとより環境放射能動態研究の第一線で活躍されている数少ない研究者であり、委員一人一人の研究の現状を知ることは大変有意義なことと考えた。そこで各委員の環境放射能研究を歴史的背景や周辺の研究状況をも勘案して報告書としてまとめることにした。質量分析を用いた環境放射能分析については総論としての纏めのほか、99Tc、237Np分析定量への実際の適用例と報告している。そのほか、食品、人体中のトリチウム分析や液体シンチレーション法とパルス時間間隔解析法を併用した$$alpha$$放射体の分析を纏めている。更に、これら環境放射能のバックグラウンド調査結果について最後に記述した。

論文

体内放射能の測定法

服部 隆充

放計協ニュース, (12), 6 Pages, 1993/03

放射性物質の体内汚染量の測定には、体外計測法とバイオアッセイ法とが用いられている。体外計測法は、体内の放射能を体外に設置した検出器によって直接測定する方法である。これに対し、バイオアッセイ法は、尿、糞などを化学分析することにより排泄された放射能を測定し、この測定結果から体内汚染量を間接的に求める方法である。ここでは、これらの体内放射能の測定法について、特徴及び問題点を簡潔に解説し、測定技術に関する知識を放射線管理担当者等に提供する。

論文

ヘリウム-空気置換流の流速分布計測および可視化

川橋 正昭*; 細井 健司*; 文沢 元雄

可視化情報学会誌, 12(SUPPL.1), p.135 - 138, 1992/07

外気と密度の異なる気体で満たされた容器に、開口部が生じると、内部の気体と外気との間で置換流が生じる。この置換流の流動状態は、開口部形状およびその傾きによって変化する。容器内気体の密度が外気に比べて小さい場合には、開口部傾斜角により置換流量が最大となることがある。本研究ではシングルビームスィープ照明を用いたレーザライトシート法による粒子像の光処理を行った流速計測法を適用し、ヘリウム-空気置換流についての流動特性を調べた。その結果、置換流は短い周期で揺らぐ非定常流となること、及び置換流量は開口部、形状比(長さと直径の比)が0.5の場合が最も多く、形状比が大きくなると置換流量が減少することが分かった。

論文

放射線防護計測における最近の進歩と課題、3; 内部被曝モニタリング

藤田 稔*; 水下 誠一; 服部 隆充; 小泉 勝三*; 吉田 真; 山本 峯澄; 南 賢太郎

Radioisotopes, 39(4), p.178 - 187, 1990/04

体外計測法による内部被曝モニタリングには、全身カウンタによる全身負荷量の測定と、甲状腺モニタや肺モニタなどの装置による特定の器官吸着量の測定とがある。測定の対象が人間であるため遮蔽および検出器は必然的に大がかりとなり、また測定のために人を拘束できる時間は最大1時間である。測定の誤差は概ね20~50%である。内部被曝モニタリングには全身カウンタが最も多く用いられている。検出可能な体内量は$$^{137}$$Csに対して、精密型の全身カウンタでは30分の測定時間で30Bg以下であり、簡易型の全身カウンタでは2分の測定時間で200~1000Bgである。内部被曝線量の評価は、全身カウンタにより測定された体内量と科学技術庁告示別表第1に示されている年摂取限度との比較により簡便に評価することができる。より詳しい線量評価を行うためには追跡測定による体内残留の調査が行われる。

論文

Measurement of relative power distribution at fast critical assembly by using gamma counting method

大野 秋男; 大杉 俊隆; 佐藤 邦雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(1), p.76 - 78, 1985/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.08(Nuclear Science & Technology)

相対出力分布の測定は炉心特性を評価する上で重要である。$$gamma$$線計測法は相対出力分布を測定する上で炉心内の任意の位置の測定が可能であることに加え、測定系が簡便である等の利点を有する。この手法は照射中に燃料板内に蓄積されたF.Pからの$$gamma$$線強度を計測することにより相対出力を求める。この手法をFCAXI-1(均質)およびXI-2(軸方向非均質)炉心に適用し相対出力分布を測定した。さらに測定された分布から軸方向ピーキング係数を算出し、FCAXI-1炉心について1.25$$pm$$2.5%,XI-2炉心について1.16$$pm$$2.5%を得た。内部ブランケットを用いたXI-2炉心のピーキング係数は均質炉心XI-1に較べ約8%減少している。また拡散計算で得られた出力分布は内部ブランケット領域で約20%の差が認められるが炉心部では一致している。これらの測定結果から$$gamma$$線計測法は相対出力分布の測定に有効であることを示した。

論文

透過高速中性子検出方式による不飽和土壌中水流の非破壊計測法

大貫 敏彦; 山本 忠利

応用物理, 52(3), p.268 - 273, 1983/00

透過高速中性子検出方式により通気層土壌中の水流速を非破壊的に計測する方法を提案し、その有効性を確証した。土壌中の水流速は、透過高速中性子の検出幅a,水浸透に伴う検出計数率の変化量N$$_{0}$$-N$$_{1}$$、検出計数率の時間的な減少率tan4により、v=a(tan4)/N$$_{0}$$-N$$_{1}$$と表わせる。高速中性子源として$$^{2}$$$$^{Omega}$$Cf(273$$mu$$Ci)を、検出器としてNE-213液体シンチレータ-(2$$^{Phi}$$$$times$$2$$^{l}$$)を用いて実験を行った結果、カラム内土壌中の水流速を任意の深さ位置において、カラムの径が3~40cmの範囲で10%以内の測定誤差で測定できた。また、測定感度はカラムの径が大きいほど良好であることもわかった。

論文

放射性コバルトの生体内挙動と被曝評価; 被曝評価

矢部 明

KURRI-TR-235, p.63 - 71, 1982/00

主として作業者の放射性コバルトによる被曝に関連して、次の内容について記している。 1.軽水または重水炉における放射性コバルトからの体内被曝の重要性 2.ICRP Publication 30における体内被曝線量推定法 3.$$^{6}$$$$^{0}$$Co酸化物の吸入による肺の預託線量当量の計算 4.体外計測法とバイオアッセイによる放射性コバルトの体内被曝線量の推定法 5.ICRP Publication30の体内被曝線量推定法を一般公衆の環境線量を推定するのに利用する場合の問題点等

報告書

核融合実験炉の計測制御系の設計研究

炉設計研究室

JAERI-M 8411, 113 Pages, 1979/09

JAERI-M-8411.pdf:2.61MB

日本原子力研究所が設計を進めているトカマク型核融合実験炉(JXFR)の計測制御系の設計研究を行なった。プラズマの制御項目としては、出力制御、位置断面形状制御を考え、計測項目としては、これらの制御に必要な物理量の計測法を対象とし、計測・制御系に要求される特性、機能および構成について検討し、技術的な問題点および今後の研究開発項目を摘出した。

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