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論文

Using two detectors concurrently to monitor ambient dose equivalent rates in vehicle surveys of radiocesium contaminated land

武石 稔; 柴道 勝; Malins, A.; 操上 広志; 村上 晃洋*; 三枝 純; 米谷 雅之

Journal of Environmental Radioactivity, 177, p.1 - 12, 2017/10

AA2016-0534.pdf:1.79MB

通常の車両サーベイでは、地上1m高さの空間線量率に換算するために、同じ場所で車両の検出器及び車両を移動し1m高さの空間線量率を手持ち測定器で測定し、両者を比較している。車両測定結果を地上1m高さ値に、より正確に換算するため、2個の検出器を原子力機構の専用のモニタリング車の異なる高さに設置し、福島の避難区域等で測定、地上1m高さの測定結果と比較した。その結果、車両の異なる高さに設置した単一の検出器測定値から地上1m高さ値に換算した場合に比べて、車両2検出器を両者とも用いて換算した方が精度が高く、手持ち測定値に対して$$pm$$20%の範囲内にあった。また道路上の放射性セシウムの存在量が周辺より少ない場合は、車両の検出器の測定高さを高くすることにより道路周辺の空間線量率に近づいた。また、車両検出器の設置高さにについてモンテカルロシミュレーションコードを用いて検討した。

論文

Completion of solidification and stabilization for Pu nitrate solution to reduce potential risks at Tokai Reprocessing Plant

向 泰宣; 中道 英男; 小林 大輔; 西村 和明; 藤咲 栄; 田中 秀樹; 磯前 日出海; 中村 仁宣; 栗田 勉; 飯田 正義*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

東海再処理工場では、2007年の運転以降、長期間、プルトニウムを溶液の状態で貯蔵している。硝酸Pu溶液は、全電源喪失時に水素爆発や沸騰に伴う事故により放射性物質を施設外に放出するリスクがあり、2011年の東日本大震災以降、原子力機構は硝酸Pu溶液貯蔵時の潜在的なリスクについて評価を実施し、2013年に貯蔵中の硝酸Pu溶液(約640kgPu)の潜在的なリスクを低減するため、当該溶液をMOX粉末に転換し、固化・安定化を図ることを目的としたプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)の運転を計画した。PCDFの運転をリスク低減化活動の一環として新規制基準の適用を受けずに実施するため、緊急安全対策等の原子力安全に係る必要な対策を実施し、原子力規制委員会より運転実施の了解が得られた。その結果、PCDFの運転を2014年の4月28日から開始し、2016年8月3日に約2年間の処理運転を計画通り無事に完遂した。

論文

福島周辺における空間線量率の測定と評価,3; 環境$$gamma$$線の特徴と被ばく線量との関係

斎藤 公明; 遠藤 章

Radioisotopes, 63(12), p.585 - 602, 2014/12

環境中における適切な外部被ばく線量評価に必要な基本情報を提供する。まず、環境中に分布する典型的な線源から放出される$$gamma$$線の基本的な性質について説明するとともに、この性質を考慮して行われた被ばくシミュレーションにより得られた、広い年齢層に対する線量換算係数をまとめて紹介する。さらに、様々な要因による被ばく線量の変動の様子、また、空間線量率の測定値と被ばく線量の関係についても議論する。

報告書

小型軽量化を極限まで追求した超安全・超小型原子炉の研究,原子力基礎研究 H11-002(委託研究)

神戸 満*; 角田 弘和*; 三島 嘉一郎*; 川崎 亮*; 岩村 公道

JAERI-Tech 2003-016, 68 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-016.pdf:4.37MB

本研究は、月面用の超安全・超小型原子炉RAPID-L(ウラン窒化物燃料リチウム冷却高速炉:電気出力200kW)に関するものである。原子炉はリチウム冷却の高速炉で、熱電変換システムにより発電し、廃熱はラジエーターパネルからの放射によって逃がす。RAPID-Lでは10年間連続運転が可能なウラン窒化物燃料の炉心を採用している。さらにRAPID燃料交換方式を採用する。これはカートリッジ式の一体型炉心を使う方式で、月面上でも迅速容易な燃料交換を可能にしている。したがって燃料交換後さらに10年間の運転が可能になる。本原子炉では従来型の制御棒を削除し、液体ポイズンのリチウム-6を使用する反応度制御装置(Lithium Expansion Module: LEM),原子炉停止装置(Lithium Injection Module: LIM)及び原子炉起動装置(Lithium Release Module: LRM)を採用し、無人での完全自動運転を可能とした。原子炉は総重量7.6tonで、通常のロケットにより1回で打ち上げが可能な寸法及び重量である。原子炉構造は直径2m,高さ6.5mである。信頼性向上のため可動機器を削除する方針で、エネルギー変換方式としては筆者らが開発中の高性能熱電変換システムを採用する。

論文

Conversion rate of HTO to OBT in plants

安藤 麻里子; 天野 光; 一政 満子*; 一政 祐輔*

Fusion Science and Technology, 41(3), p.427 - 431, 2002/05

環境中に放出されたトリチウムは、植物体中で有機化することにより食物連鎖に組み込まれることになるため、トリチウム水(HTO)から有機結合型トリチウム(OBT)への転換速度を求めることが、被ばく線量評価のために必要である。1994年にカナダで行われたHTガス放出実験の結果より、食用植物に関して、植物体中でのHTOからOBTへの転換速度を求めた。HTガスは、小松菜,二十日大根,ミニトマトが栽培されている11m$$times$$11mの実験場に、濃度ができるだけ均一になるように調整しながら12日間放出された。植物の葉に関するHTOからOBTへの転換速度は約0.2 (% h$$^{-1}$$)であったが、若い葉においてはより速くなる傾向が見られた。二十日大根の根、及びミニトマトの実については葉よりも遅く、それぞれ、0.07,0.05 (% h$$^{-1}$$)の値が得られた。

論文

Criticality accident at Tokai-mura

内田 正明

IAEA Regional Workshop on Accident Management and Emergency Response for Research Reactors, 11 Pages, 2002/00

1999年東海村で起こった核燃料再処理転換工場での臨界事故について、主として原子力安全委員会の報告書をもとに概説する。内容は、加工工場における特殊少量生産という特殊性を含めた事故の背景,事故の経過と終息させるための活動,核分裂数と被曝量の推定等で構成する。原研,サイクル機構という2つの大規模研究機関を立地させている東海村で起こったという事故の特殊性,及びその経験に反映された防災オフサイトセンターの設置等,事故等の改善策についてもふれる。

論文

Measurement of flux tilt and eigenvalue separation in axially decoupled core

安藤 真樹; 三澤 毅*; 仁科 浩二郎*; 代谷 誠治*

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(5), p.445 - 453, 1997/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:49.28(Nuclear Science & Technology)

核的結合度が弱いような軸方向非均質炉心の核特性を調べることを目的とし、京都大学臨界集合体(KUCA)の固体減速架台において実験を行った。実験体系は内部ブランケットにより炉心が上下に分割された結合炉心であり、2炉心間の核的結合度が弱く中性子束歪(Flux Tilt)が発生しやすい体系である。測定した制御棒の微分反応度曲線は上下炉心間で非対称となり、これは制御棒挿入に伴い生じたFlux Tiltの影響であると考えられる。Flux Tiltの発生を金線の反応率分布測定により詳細に調べた結果、制御棒を上部炉心の一部に挿入することによりFlux Tiltが顕著に発生し、また、中性子束分布の歪み方は炉心部では一様であり、エネルギー依存性もないことが分かった。一次モード固有値間隔とFlux Tiltの関係式をEHP法により導出し、金線反応率分布の測定結果よりFlux Tiltを定量的に求め固有値間隔を得た。得られた固有値間隔は計算値と良く一致した。

報告書

Estimates of external dose-rate conversion factors and internal dose conversion factors for selected radionuclides released from fusion facilities

本間 俊充; 外川 織彦

JAERI-Data/Code 96-034, 47 Pages, 1996/11

JAERI-Data-Code-96-034.pdf:1.64MB

核融合施設の安全評価に重要と考えられる放射性核種に対して、最新の評価済み核構造データファイルの崩壊データを使用して計算した外部被曝線量率換算係数と内部被曝線量換算係数を表にまとめた。外部被曝については21の標的器官に対して、汚染空気中、地表汚染土1mの高さ及び汚染水中の3つの被曝形態に対する線量率換算係数を、内部被曝については吸入と経口摂取の経路に対して単位摂取量当りの預託線量当量として与えた。ここで提示したデータは、今後核融合施設の安全評価に一般的に使用することができる。

論文

Modified conversion ratio measurement in light water-moderated UO$$_{2}$$ lattices

中島 健; 赤井 昌紀

Nuclear Technology, 113, p.375 - 379, 1996/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:46.08(Nuclear Science & Technology)

種々の中性子スペクトル場における核計算手法の精度を調べるために、4種類の軽水減速UO$$_{2}$$燃料格子の修正転換比(MCR:$$^{238}$$U捕獲反応率の全核分裂率に対する比)を測定した。本測定では、軽水臨界実験装置TCAで照射した燃料棒内に蓄積した$$^{239}$$Npと$$^{143}$$Ceの$$gamma$$線スペクトルを非破壊的に測定し、$$^{238}$$U捕獲と全核分裂の相対反応率を求める。測定した格子の減速材対燃料体積比(Vm/Vf)は1.50(減速不足)から3.00(減速過剰)の範囲である。測定したMCRは、0.477$$pm$$0.014(Vm/Vf=1.50)、0.434$$pm$$0.013(1.83)、0.383$$pm$$0.011(2.48)及び0.356$$pm$$0.011(3.00)であった。JENDL-3ライブラリを用いたモンテカルロ計算は、稠密UO$$_{2}$$格子と同様にMCRの増加に伴い過大評価する傾向を示してはいるが、全ての炉心に対して実験値と良く一致した。

論文

Conversion of tritium gas to tritiated water in air

野口 宏

Fusion Technology, 27(2T), p.56 - 61, 1995/03

トリチウム水の人体に対する線量寄与は、トリチウムガスに比べて、約4桁も大きい。したがって、核融合炉施設等の作業者の被ばく線量評価を行う上で、トリチウムガスからトリチウム水への転換反応を明らかにすることは重要である。このため、空気中における低濃度トリチウムガスの転換反応に及ぼすトリチウムガスの同位体組成割合、すなわち全トリチウムガス(T$$_{2}$$+DT+HT)に対するT$$_{2}$$割合の影響を実験的に調べた。その結果、転換反応の1次の速度定数はT$$_{2}$$の割合に比例することがわかった。このことから、低濃度トリチウムガスの転換反応に対しては、T$$_{2}$$のみが寄与することが明らかとなった。

論文

自然環境未攪乱土壌中におけるHTガスの拡散係数およびHTOへの転換速度定数の推定

村田 幹生; 野口 宏

日本原子力学会誌, 34(2), p.149 - 152, 1992/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:44.8(Nuclear Science & Technology)

元素状トリチウム(HT)の放出に伴う環境被曝線量を精度よく予測計算するにあたって不可欠な、HTガスの土壌内拡散係数D及び土壌内におけるHTからHTOへの転換速度定数Kの推定を行った。カナダにおけるHTガスの野外放出実験で実測したHTガスの空気中濃度、沈着速度及び土壌内HTO沈着量分布データと、理論式によって予測されるHTOの沈着量分布との比較から、最もよく再者がフィットするDとKの最尤推定値をもとめた。細砂ローム土壌にたいするKは2.4$$times$$10$$^{-2}$$s$$^{-1}$$、Dは1.8$$times$$10$$^{-5}$$m$$^{2}$$/s、粗砂土壌にたいするKは3.2$$times$$10$$^{-2}$$s$$^{-1}$$、Dは1.8$$times$$10$$^{-5}$$m$$^{2}$$/sであることが明らかになった。

論文

空気中における低濃度トリチウムガスの水への転換反応に及ぼす同位体組成比効果

野口 宏; 村田 幹生

日本原子力学会誌, 33(4), p.360 - 362, 1991/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:53.01(Nuclear Science & Technology)

乾燥空気中におけるトリチウムガスの同位体組成比、すなわち全トリチウムガス放射能濃度に対するT$$_{2}$$放射能濃度の割合をパラメータとして、トリチウムガスからトリチウム水への転換反応の速度定数を調べた。その結果、速度定数とT$$_{2}$$放射能濃度の割合との比はほぼ一定値となり、その値はトリチウムの崩壊定数に近い値であった。このことから、乾燥空気中における低濃度トリチウムガスのトリチウム水への転換反応は、T$$_{2}$$分子の$$beta$$崩壊によって生じた$$^{3}$$HeT$$^{+}$$にもとづく反応が支配的であり、HTとDTは反応にほとんど寄与していないことが明らかとなった。

報告書

高転換軽水炉を模擬したFCA XIV炉心における反応率の測定

大部 誠; 根本 龍男; 桜井 健; 飯島 進; 田原 義壽*; 大杉 俊隆

JAERI-M 90-052, 52 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-052.pdf:1.31MB

FCAにおいて高転換軽水炉(HCLWR)に関するPhase-1実験で構築された3種類のウラン燃料系ゾーン型炉心について、反応率を測定した。各炉心は、異なった燃料濃縮度および減速材/燃料、体積比から成る中心試験領域を有している。径方向と軸方向の$$^{235}$$U、$$^{239}$$Pu、$$^{238}$$U、$$^{237}$$Npの核分裂率分布は小型核分裂計数管をトラバースする方法で測定した。試験領域内の基本モード成立領域は、これら各種の核分裂率分布の一致を確かめる手法で検証した。$$^{235}$$U核分裂率に対する中心反応率比は、小型核分裂計数管および金属ウラン箔を用いて求め、3炉心間の反応率の変化を調べた。測定データの解析は、核データファイルJENDL-2を用いたSRACコードシステムにより行った。反応率比は、計算値が$$^{238}$$U捕獲反応率/235U核分裂率および$$^{238}$$U核分裂率/$$^{235}$$U核分裂率の実験値を3炉心共、過大に予測している事が明らかになった。

論文

3インチ直径流動層による酸化ウランの低温フッ素化

前田 充; 鏡 八留雄; 宮島 和俊; 八木 英二

日本原子力学会誌, 21(4), p.344 - 350, 1979/00

 被引用回数:2

フッ化物揮発法再処理の研究開発の一環として、低温における酸化ウランのフッ素化に関し、3インチ径流動層を用い回分・半連続操作によるフッ素化特性を明らかにした。工学フッ素化速度データ、kg量フッ素、UF$$_{6}$$取扱い上の技術経験などについて報告した。

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