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論文

Feasibility study of advanced measurement technology for solution monitoring at reprocessing plant; Dose rate measurement for the solution including Pu with FP

松木 拓也; 山中 淳至; 関根 恵; 鈴木 敏*; 安田 猛; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣; LaFleur, A. M.*; Browne, M. C.*

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2017/07

東海再処理施設(TRP)では、高放射性廃液貯槽(HAW貯槽)で貯蔵している核分裂生成物(FP)を含んだ高放射性廃液(HALW)中に含まれるプルトニウム(Pu)量の監視を目的とした新たな検出器の開発を2015年から2017年までの計画で進めている。これによりHALW中のPu量をリアルタイムに監視することが可能となるため、国際原子力機関が長期課題として掲げている「より効果的・効率的な再処理施設の保障措置」に貢献することが可能となる。本計画の第2段階では、第3段階として予定しているHAW貯槽を格納しているセル内の放射線(中性子及び$$gamma$$線スペクトル)測定用検出器の遮へい設計及び設置位置の検討に必要なセル内の線量分布を調査するため、HAW貯槽セル内に設置しているガイドレール中の線量測定、及び線量分布のMCNPシミュレーション計算結果との比較を実施した。本論文では、セル内の線量測定結果、シミュレーション計算結果との比較により明らかとなったシミュレーションモデルの改良点、今後の展開について報告する。

論文

福島周辺における線量測定と評価に関する問題点,6; 個人の外部被ばく線量評価の現状と課題

斎藤 公明; 栗原 治*; 松田 規宏; 高原 省五; 佐藤 哲朗*

Radioisotopes, 65(2), p.93 - 112, 2016/02

福島第一原子力発電所事故に起因する被ばくにおいて重要な位置を占める外部被ばくの線量評価に関する最新の知見を紹介する。まず、外部被ばく線量評価の基本的な考え方を提示し、空間線量率に基づく線量評価ならびに個人線量計を用いた測定の長所と問題点について基礎データを示しながら議論する。さらに、線量評価の新たな試みについても紹介する。

論文

福島周辺における空間線量率の測定と評価,4; 環境中における空間線量率測定の実際

津田 修一; 吉田 忠義; 安藤 真樹; 松田 規宏; 三上 智; 谷垣 実*; 奥村 良*; 高宮 幸一*; 佐藤 信浩*; 関 暁之; et al.

Radioisotopes, 64(4), p.275 - 289, 2015/04

環境中における空間線量率測定に関する実用面で役に立つ情報を提供する。この中で、精度の高い測定に必要とされる基本的要件について実データを例示しながら説明するとともに、信頼のおける環境測定に広く使用されている手法の特徴や測定例について紹介する。また、これまでに公的機関を中心に測定された空間線量率やこれに関連したデータを閲覧できるインターネットサイトに関する情報を提供する。

論文

福島周辺における空間線量率の測定と評価,1; 連載講座のねらいと概要

斎藤 公明

Radioisotopes, 63(11), p.515 - 517, 2014/11

「福島周辺における空間線量率の測定と評価」と題して6回にわたって掲載する連載講座のねらいと概要について記載した。福島をはじめとして環境測定・評価で用いられる線量概念を整理して専門家以外にもわかりやすく紹介するとともに、福島での大規模環境測定結果に基づいて放射性物資が沈着した地域における空間線量率分布の特徴やそれによる外部被ばくの様子についてまとめて紹介することを目標とした。

論文

Analysis of time evolution of neutron intensity measured with a high-sensitive neutron collar during the JCO criticality accident

遠藤 章; 山口 恭弘; 住田 健二*

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(8), p.628 - 630, 2003/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:64.81(Nuclear Science & Technology)

JCO臨界事故による被ばく線量の評価は、JCOの$$gamma$$線モニタ,原研那珂研の中性子モニタ及び現場周辺で測定されたモニタリングデータに基づいて行われた。臨界継続中、事故現場から約1km離れた三菱原子燃料において、高感度の燃料集合体非破壊測定システム(UNCL)を用いた中性子計測が行われていたことがわかった。日本原子力学会JCO事故調査委員会はこのデータを入手し、委員会メンバーである著者らは、その解析から臨界に伴い発生した中性子強度の推移を評価した。その結果、事故発生から約1時間半後から臨界状態終息までの中性子強度の変化は、$$gamma$$線モニタ,中性子モニタの記録と一致することが明らかとなった。本解析結果は、線量評価に用いられた線量率の時間推移に関するモデルが適切なものであったことを示している。

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

 パーセンタイル:100(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

A Method of exposure-dose-rate measurement with a NaI(Tl) crystal

東條 隆夫

Nuclear Instruments and Methods, 205, p.517 - 524, 1983/00

NaI(Tl)結晶中のエネルギー吸収率Emaと平均吸収エネルギーEaに着目した新しい照射線量率測定法を開発した。本法では、ADCを用いて、エネルギースペクトルを積分することなく、EmaとEaを簡単に測定する方法を用いた。NaI(Tl)中のEmaから照射線量率Xを得るための変換因子を平均$$gamma$$線エネルギーEの関数として、実験と半径験的計算の両面から求めた。また、EはEaの測定によって評価し得ることが、種々のスペクトルを有する$$gamma$$線源を用いた実験によって明らかになった。本法の低レベル線量率測定に対する有効性が、1)本法と電離箱による両測定結果の一致、2)$$^{2}$$$$^{2}$$$$^{6}$$Ra線源に対する本法と計算による両者の積分線量率分布の一致、などの実験結果によって明らかになった。本法の線量率測定精度は、NaI(Tl)結晶が、3$$^{d}$$ia.$$times$$3'、2$$^{d}$$ia.$$times$$2'および1$$^{d}$$ia.$$times$$1'の場合、それぞれ、$$pm$$8%、$$pm$$10%および$$pm$$15%と推定された。

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