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報告書

KURAMA-IIを用いた広域走行サーベイによる2012年から2019年までの空間線量率測定結果

安藤 真樹; 斎藤 公明

JAEA-Technology 2021-032, 66 Pages, 2022/03

JAEA-Technology-2021-032.pdf:3.84MB

日本原子力研究開発機構では、東京電力福島第一原子力発電所事故の発生後、モニタリング装置KURAMA-IIを用い、東日本の1都12県の広い範囲にわたり走行サーベイを実施してきた。本報告では、広域走行サーベイの概要をまとめるとともに、各県及び地域での経時変化の特徴を明らかにするため、主に2012年から2019年までに得られた空間線量率測定データを用い、(1)2014年から2019年の6年間の各県単位での平均値及び最大値、(2)2012年から2019年にかけての各県での平均値、(3)2012年から2019年にかけての福島県内の避難指示区域区分・地域区分・相双地域北部市町村ごとの平均値、(4)2012年から2018年までの測定結果のうち4回(ほぼ2年間隔)の各都県の区市町村単位での平均値及び最大値について調べた。

論文

C12137-01型CsI(Tl)検出器を搭載したKURAMA-IIによるバックグラウンド測定のための評価式の決定

安藤 真樹; 松田 規宏; 斎藤 公明

日本原子力学会和文論文誌, 20(1), p.34 - 39, 2021/03

福島第一原子力発電所事故由来の放射性物質の影響のない11地点において、高感度型CsI(Tl)検出器であるC12137-01型を搭載したKURAMA-IIによるバックグラウンド評価式を求めた。高感度型KURAMA-IIでは計数率はC12137型CsI(Tl)検出器を搭載した標準型KURAMA-IIを用いた場合の10倍以上となり、標準型KURAMA-IIより測定時間が短くとも精度よいバックグラウンド評価が可能であることが示された。1400-2000keVの計数率と空間線量率のフィッティング式を補正して得られたバックグラウンド評価式は、y($$mu$$Sv/h)=0.062x(cps)であった。走行サーベイ測定データを用い、71区市町の平均値としてバックグラウンド空間線量率を示すとともに、これまでの標準型KURAMA-IIでの測定結果と比較した。高感度型と標準型のKURAMA-IIによるバックグラウンドはほぼ一致しており、高感度型KURAMA-IIでのバックグラウンド測定に適用可能なバックグラウンド評価式を求めることができた。

論文

Calculations for ambient dose equivalent rates in nine forests in eastern Japan from $$^{134}$$Cs and $$^{137}$$Cs radioactivity measurements

Malins, A.; 今村 直広*; 新里 忠史; 高橋 純子*; Kim, M.; 佐久間 一幸; 篠宮 佳樹*; 三浦 覚*; 町田 昌彦

Journal of Environmental Radioactivity, 226, p.106456_1 - 106456_12, 2021/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:38.15(Environmental Sciences)

Understanding the relationship between the distribution of radioactive $textsuperscript{134}$Cs and $textsuperscript{137}$Cs in forests and ambient dose equivalent rates ($textit{.{H}}$*(10)) in the air is important for researching forests in eastern Japan affected by the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident. This study used a large number of measurements from forest samples, including $$^{134}$$Cs and $textsuperscript{137}$Cs radioactivity concentrations, densities and moisture contents, to perform Monte Carlo radiation transport simulations for $textit{.{H}}$*(10) between 2011 and 2017. Calculated $textit{.{H}}$*(10) at 0.1 and 1 m above the ground had mean residual errors of 19% and 16%, respectively, from measurements taken with handheld NaI(Tl) scintillator survey meters. Setting aside the contributions from natural background radiation, $textsuperscript{134}$Cs and $textsuperscript{137}$Cs in the organic layer and the top 5 cm of forest soil generally made the largest contributions to calculated $textit{.{H}}$*(10). The contributions from $textsuperscript{134}$Cs and $textsuperscript{137}$Cs in the forest canopy were calculated to be largest in the first two years following the accident. Uncertainties were evaluated in the simulation results due to the measurement uncertainties in the model inputs by assuming Gaussian measurement errors. The mean uncertainty (relative standard deviation) of the simulated $textit{.{H}}$*(10) at 1 m height was 11%. The main contributors to the total uncertainty in the simulation results were the accuracies to which the $textsuperscript{134}$Cs and $textsuperscript{137}$Cs radioactivities of the organic layer and top 5 cm of soil, and the vertical distribution of $textsuperscript{134}$Cs and $textsuperscript{137}$Cs within the 5 cm soil layers, were known. Radioactive cesium located in the top 5 cm of soil was the main contributor to $textit{.{H}}$*(10) at 1 m by 2016 or 2017 in the calculation results for all sites.

論文

Initial decrease in the ambient dose equivalent rate after the Fukushima accident and its difference from Chernobyl

吉村 和也; 三枝 純; 眞田 幸尚

Scientific Reports (Internet), 10(1), p.3859_1 - 3859_9, 2020/03

 被引用回数:16 パーセンタイル:66.81(Multidisciplinary Sciences)

The initial decrease in the ambient dose equivalent rate (air dose rate) in 2011 after the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident was studied using in-situ monitoring data obtained from March 16, 2011. The air dose rate showed a rapid decrease during the first 0.05 years followed by slow decrease, and the decrease was represented by combining two exponential functions. The air dose rate obtained in the area dominated by paved surfaces and buildings showed a quicker decrease than the unpaved-dominant field. The decrease in the air dose rate was facilitated in residential areas compared to the evacuation zone. These results suggest that urbanized areas and human activities could reduce external exposure of local residents. Comparison of decrease rates between this study and the simulations based on the parameters obtained in Europe suggests that radionuclide migration such as penetration into the soil and horizontal migration in Fukushima were smaller than those in Europe.

論文

Decreasing trend of ambient dose equivalent rates over a wide area in eastern Japan until 2016 evaluated by car-borne surveys using KURAMA systems

安藤 真樹; 三上 智; 津田 修一; 吉田 忠義; 松田 規宏; 斎藤 公明

Journal of Environmental Radioactivity, 192, p.385 - 398, 2018/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:46.9(Environmental Sciences)

福島第一原子力発電所周辺の空間線量率分布調査の一環として、KURAMAシステムを用いた走行サーベイが2011年から東日本広域において実施されてきた。2016年までに蓄積された大量の測定データ(2012年までについては既報)を解析し、福島第一原子力発電所から80km圏内の空間線量率の避難指示区域内外、土地利用状況、当初線量率及び県単位について減少傾向を評価した。福島第一原子力発電所から80km圏内の平均線量率は、放射性セシウムの物理減衰に比べ顕著に減少し、環境半減期の速い成分と遅い成分はそれぞれ0.4年及び5年と求められた。土地利用状況では、森林での線量率減少が他より遅く、建物用地において最も速い傾向にあった。福島県に比べて宮城県や栃木県では事故後早い時期において線量率の減少が早いことが分かった。走行サーベイにより測定された線量率の経時変化は、攪乱のない平坦地上においてNaI(Tl)サーベイメータを用いた測定結果より事故後1.5年後まで減少が早く、その後は同じ減少速度であることが分かった。

論文

Measurement of ambient dose equivalent rates by walk survey around Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant using KURAMA-II until 2016

安藤 真樹; 山本 英明*; 菅野 隆*; 斎藤 公明

Journal of Environmental Radioactivity, 190-191, p.111 - 121, 2018/10

 被引用回数:14 パーセンタイル:54.09(Environmental Sciences)

福島第一原子力発電所から80km圏内での2013年から2016年までのKURAMA-IIを用いた歩行サーベイにより、生活環境での空間線量率が測定された。歩行サーベイ測定地点では42ヶ月間に38%にまで線量率が低下した。放射性セシウムの物理半減期による線量率の減少は55%に比べて明らかに早い減少となった。避難指示区域の区分ごとに空間線量率減少を調べた結果、人間生活の活発な地域において減少速度がより早いことが分かった。歩行サーベイにより測定した空間線量率は走行サーベイによる測定結果とよい相関を示しており、道路上の走行サーベイ結果は歩行サーベイによる道路周辺での空間線量率を反映したものとなっている。また、走行サーベイでの100m四方において、歩行サーベイによる空間線量率は大きく変化していることが分かった。歩行サーベイによる測定結果は、走行サーベイと攪乱のない平坦地上での測定結果の中間に位置した。歩行サーベイによる空間線量率は平坦地上での測定結果に比べて減少が早いことが分かった。

報告書

HTTR出力上昇試験における放射線モニタリングデータ; 高温試験運転モード30MWまでの結果

足利谷 好信; 川崎 朋克; 吉野 敏明; 石田 恵一

JAERI-Tech 2005-010, 81 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-010.pdf:16.65MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、平成11年9月16日から出力上昇試験が開始され、出力上昇試験(4)の定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}$$C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転に続いて、平成16年3月21日から平成16年7月7日にかけて、出力上昇試験(5)として高温試験運転モード(原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$C,原子炉熱出力30MW)の単独・並列運転を実施し試験は無事終了した。本報は、高温試験運転モードの出力上昇試験(単独・並列運転)における原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果についてまとめたものである。高温試験運転モードの放射線モニタリング結果は、定格運転モードと同様に、原子炉運転中における作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、定格運転モード(原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}$$C,原子炉熱出力30MW)の出力上昇試験における放射線モニタリングデータについても一部掲載した。

報告書

HTTR出力上昇試験における放射線モニタリングデータ; 定格運転モード30MWまでの結果

足利谷 好信; 吉野 敏明; 安 和寿; 黒沢 義昭; 沢 和弘

JAERI-Tech 2002-094, 80 Pages, 2002/12

JAERI-Tech-2002-094.pdf:12.8MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、定格運転モード9MW(単独・並列運転),定格運転及び高温試験運転モードの20MW(単独・並列運転)の出力上昇試験に続いて平成13年10月20日から定格運転モード(原子炉出口温度850$$^{circ}C$$),定格熱出力30MWの出力上昇試験(単独・並列運転)を実施し、平成14年3月11日に無事終了した。本報は、定格運転モード30MW出力上昇試験(単独・並列運転)における原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果についてまとめたものである。定格運転モード30MW出力上昇試験の放射線モニタリング結果、原子炉運転中に作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の有意な放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、平成14年5月20日~平成14年7月6日に実施した第1サイクル運転時の放射線モニタリングデータについても一部掲載した。

報告書

放射線輸送計算によるJCO臨界事故時の線量当量率分布評価

坂本 幸夫

JAERI-Research 2002-025, 34 Pages, 2002/11

JAERI-Research-2002-025.pdf:1.91MB

原子力施設の防災対策では、施設内外での放射線の線量当量率分布及びエネルギースペクトルの評価が必要であり、施設独自の建家構造を考慮した詳細解析には3次元放射線輸送計算コードが有用なツールとなる。平成11年9月30日に発生したJCOウラン加工工場の臨界事故解析を、モンテカルロ法の放射線輸送計算コードで行い、線量率分布及びエネルギースペクトルの信頼性,敷地外側での線量率分布に影響する因子を検討した。事故現場の転換試験棟を直接見通すことのできる事務棟2階会議室での実測値を再現し、「中性子計数率の時間変化パターン」に従った臨界状態の出力を満たす放射線輸送計算の条件を検討した。壁材及び天井材に用いられている軽量気泡コンクリートに水分量を0.15g・cm$$^{-3}$$程度追加すれば、妥当な結果が得られることを見いだした。また、他のモニタリング位置に関してはファクター3の範囲内で実測値を再現できる値を得た。さらに、事故終息後の$$gamma$$線の線量当量率評価から、臨界直後の変動の大きい期間の核分裂数とその後の事故終息までの変動の小さい期間の核分裂数の比率を評価し、「中性子計数率の時間変化パターン」と矛盾のないことを確認した。

報告書

HTTRでの出力分布測定時の線量当量率測定及び放射線モニタリング結果

高田 英治*; 藤本 望; 野尻 直喜; 梅田 政幸; 石仙 繁; 足利谷 好信

JAERI-Data/Code 2002-009, 83 Pages, 2002/05

JAERI-Data-Code-2002-009.pdf:3.51MB

HTTRの燃料体からの$$gamma$$線を測定する出力分布測定を行う時点で、燃料交換機,制御棒交換機,スタンドパイプ室周辺,メンテナンスピット周辺での線量当量率の測定を行った。出力分布測定作業は、炉心で照射された燃料体を取り扱う初めての機会であるので、機器の遮へい性能の確認,想定外のストリーミングパスの有無の確認を目的とした測定及び作業中の放射線モニタリングを行った。その結果、線量当量率は予測値以下であり、機器の遮へい上問題は見つからなかった。また、作業環境の測定によるデータを取得することができ、将来の作業環境予測のためのデータを取得することができた。

報告書

JRR-3シリサイド燃料炉心近傍の遮蔽に関する安全解析

木名瀬 政美

JAERI-Tech 99-002, 50 Pages, 1999/01

JAERI-Tech-99-002.pdf:1.71MB

JRR-3Mでは、使用済燃料発生本数の低減等を図るために、現在のアルミナイド燃料に代わって、ウラン含有量が多いシリサイド燃料を使用する計画が進められている。この計画では、炉心近傍機器を含むその他の機器及び設備の変更は行わない。シリサイド燃料化に伴い、原子炉施設の安全性確認の観点から、通常運転時におけるJRR-3シリサイド燃料炉心近傍での線量当量率及び放射線分布の計算を実施した。本報告書は、その計算結果を述べるとともに、計算結果とJRR-3遮蔽設計基準線量率を比較することにより、シリサイド燃料炉心に対する炉心近傍の即設設備の遮蔽性能についても述べる。

報告書

Experimental data on polyethylene shield transmission of quasi-monoenergetic neutrons generated by 43- and 68-MeV protons via $$^{7}$$Li(p,n) reaction

中尾 徳晶*; 中島 宏; 中尾 誠*; 坂本 幸夫; 中根 佳弘; 田中 進; 田中 俊一; 中村 尚司*

JAERI-Data/Code 98-013, 46 Pages, 1998/03

JAERI-Data-Code-98-013.pdf:2.14MB

原研高崎研の90MV-AVFサイクロトロンに設置された、ビーム状準単色中性子発生装置において、43及び68MeV陽子の$$^{7}$$Li(p,n)反応により生じる中性子を用いて、厚さ183cmまでのポリエチレン遮蔽体を透過する中性子の測定を行った。中性子のエネルギースペクトルを、BC501Aシンチレーション検出器及びボナーボール検出器を用いて、中性子反応率分布を、核分裂計数管及び固体飛跡検出器を用いてそれぞれ測定した。また、中性子レムカウンターを用いて、中性子線量当量を測定した。本報告書は、ベンチマーク計算に供するために、これら実験データを数値によって公開したものである。

報告書

Experimental data on concrete shield transmission of quasi-monoenergetic neutrons generated by 43-and 68-MeV protons via the $$^{7}$$Li(p,n) reaction

中尾 徳晶*; 中島 宏; 坂本 幸夫; 中根 佳弘; 田中 俊一; 田中 進; 中村 尚司*; 秦 和夫*; 馬場 護*

JAERI-Data/Code 97-020, 46 Pages, 1997/06

JAERI-Data-Code-97-020.pdf:1.53MB

原研高崎研の90MeV-AVFサイクロトロンに設置された43及び68MeV陽子の$$^{7}$$Li(p,n)反応によるビーム状準単色中性子源を200cm厚さまでのコンクリート遮蔽体に入射して行った遮蔽実験データをまとめた。本データは、BC501Aシンチレーション検出器、ボナ-ボール検出器で測定された中性子エネルギースペクトルデータ、ボナ-ボール検出器、核分裂計数管、TLD,固体飛跡検出器で測定した中性子反応率、そして中性子レムカウンターで測定した中性子線量当量についてまとめたものである。ベンチマーク計算に供するため、これらの実験データを数値によって公開した。

論文

JPDR解体実地試験; 放射線管理

富居 博行; 清木 義弘

デコミッショニング技報, 0(15), p.24 - 34, 1996/12

解体実地試験の放射線管理では、作業者の放射線防護とともに、将来の原子炉解体に必要となるデータを取得するため、日常モニタリングと切断で発生するエアロゾルの調査を目的とした特殊モニタリングを行った。本報告は、解体実地試験において集団線量当量が95%を占めた原子炉格納容器内解体作業における放射線管理データから、解体工法と集団線量との関連を解析した結果及び、切断で発生したエアロゾルの粒度分布や飛散率等の評価結果を示したものである。加えて、これらの評価・解析結果から、放射線管理面から見た原子炉解体における知見を述べる。

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。

報告書

Experiments on iron shield transmission of quasi-monoenergetic neutrons generated by 43- and 68-MeV protons via the $$^{7}$$Li(P,n) reaction

中島 宏; 中尾 徳晶*; 田中 俊一; 中村 尚司*; 秦 和夫*; 田中 進; 明午 伸一郎; 中根 佳弘; 高田 弘; 坂本 幸夫; et al.

JAERI-Data/Code 96-005, 46 Pages, 1996/03

JAERI-Data-Code-96-005.pdf:1.54MB

中間エネルギー領域中性子の鉄遮蔽体透過に関するベンチマークデータを取得するために、原研高崎研の90MV-AVFサイクロトロンの単色中性子発生装置を用いて、43及び68MeV陽子により薄い$$^{7}$$Liターゲットから発生するビーム状疑似単色中性子が0cmから130cmの厚さの鉄遮蔽体を透過したときの、遮蔽体後面における中性子エネルギースペクトル及び遮蔽体内部の中性子反応率の分布を測定した。本報告書には、5種類の検出器、即ちBC501Aシンチレーション検出器、ボナーボール検出器、$$^{238}$$U及び$$^{232}$$Th核分裂計数管、$$^{7}$$LiF及び$$^{nat}$$LiF TLD、固体飛跡検出器を用いて測定した。$$^{7}$$Li(P,n)反応による中性子ピークエネルギーから10$$^{-4}$$eVに至るエネルギー範囲に対する測定値の数値データが記載されている。

論文

Waste characterization in decommissioning the Japan Power Demonstration Reactor by computer code systems

助川 武則; 荻原 博仁; 白石 邦生; 柳原 敏

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1779 - 1784, 1995/00

原子炉施設解体では、放射性物質が内在する多くの機器等を解体する必要があり、解体作業を効率的に実施するためには、予想される作業に対する作業者の被ばくの低減を考慮しつつ、人工数、費用等の管理データを評価することが重要となる。JPDR解体技術開発では、これらの管理データの評価作業を効率よく行うプロジェクト管理のための計算コードシステム(COSMARD)を作成した。また、機器、構造物の残存放射能量を評価する計算コードシステムを作成し、解体される機器ごとの放射能インベントリを評価した。放射能インベントリデータは物量データベースに収納し、COSMARDによる廃棄物発生量、作業者被ばく線量当量等の評価に用いるとともに、炉内構造物・圧力容器等の解体作業の計画、保管容器の設計、生体遮蔽体の解体及び解体後の管理方法の決定に活用した。

論文

Comparison between measured and design dose rate equivalents on board of nuclear ship Mutsu

山路 昭雄; 坂本 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(9), p.926 - 945, 1993/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

原子力船「むつ」出力上昇試験は1990年3月に再開され、1991年2月に成功裡に終了した。実験航海は約1年かけて行われ、全ての実験は1992年2月に終了した。船内の線量当量率の測定値と設計値との比較が遮蔽改修設計手法とともに述べられている。測定値は、一次遮蔽体と二次遮蔽体との間の空間、二重底内、二次遮蔽体外側および主冷却水ループ表面において示されている。遮蔽計算は、遮蔽体の製作上の許容誤差に基づき、遮蔽性能の最も悪い形状および材料組成にて行われた。この他、計算コードの形状に関する制限から近似を行う場合は、保守側のモデルが選ばれた。計算精度は種々の実験解析により評価され、評価値が設計値として用いられた。真の値は設計値を越えないとして遮蔽形状が定められた。この判断が妥当であることが船内の測定から確認された。線量当量率の測定値は船内の全ての箇所で設計基準を満足した。

論文

熱出力90MWのJPDRの解体撤去における作業者の外部被曝による集団線量当量の評価

芝本 真尚*; 柳原 敏; 助川 武則; 田中 貢

日本原子力学会誌, 33(6), p.574 - 584, 1991/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

JPDR(熱出力90MWtのBWR型動力炉)の解体撤去時の外部被曝による作業者集団線量当量を計算により評価した。まず、運転履歴に従った炉内構造物等の放射化計算から残留している放射能インベントリを評価し、これらを線源として線量当量率を計算した。次に、解体撤去作業の各解体工程を準備、解体、収納、輸送及び後片付けに分類し、各工程に対して職種毎(工事監督、放射線管理要員及び解体作業者)の放射線下の延作業時間を求めた。以上の結果より、作業者集団線量当量は約300人・mSvであった。この結果は米国エルクリバー炉の解体時の集団線量当量(750人・mSv)と比較して少なく、解体において遠隔装置が有効に働くことが予想された。また、実測値と比較し、本手法の有効性が明らかになった。

論文

新法令施行後の対応; 作業環境現場の実態

松井 浩; 池沢 芳夫

フィルムバッジニュース, 0(161), p.7 - 10, 1990/05

ICRP勧告(Publ.26)を取り入れて改訂された新法令が施行されて以来、放射線作業現場では、放射線管理の面で幾つかの変更または強化策が取られてきた。その問題について順を追って記述する。作業場の管理、排出放射性物質の管理、管理区域、作業者の区分、等に係る問題についての現場における対応と問題点を述べる。

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