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Malins, A.; 越智 康太郎; 町田 昌彦; 眞田 幸尚
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.147 - 154, 2020/10
Compton-to-peak analysis is a method for selecting suitable coefficients to convert count rates measured with in situ gamma ray spectrometry to radioactivity concentrations of 
Cs & 
Cs in the environment. The Compton-to-peak method is based on the count rate ratio of the spectral regions containing Compton scattered gamma rays to that with the primary Cs & Cs photopeaks. This is known as the Compton-to-peak ratio (RCP). RCP changes as a function of the vertical distribution of Cs & Cs within the ground. Inferring this distribution enables the selection of appropriate count rate to activity concentration conversion coefficients. In this study, the PHITS Monte Carlo radiation transport code was used to simulate the dependency of RCP on different vertical distributions of Cs & Cs within the ground. A model was created of a LaBr
(Ce) detector used in drone helicopter aerial surveys in Fukushima Prefecture. The model was verified by comparing simulated gamma ray spectra to measurements from test sources. Simulations were performed for the infinite half-space geometry to calculate the dependency of RCP on the mass depth distribution (exponential or uniform) of Cs & Cs within the ground, and on the altitude of the detector above the ground. The calculations suggest that the sensitivity of the Compton-to-peak method is greatest for the initial period following nuclear fallout when Cs & Cs are located close to the ground surface, and for aerial surveys conducted at low altitudes. This is because the relative differences calculated between RCP with respect to changes in the mass depth distribution were largest for these two cases. Data on the measurement height above and on the Cs & Cs activity ratio is necessary for applying the Compton-to-peak method to determine the distribution and radioactivity concentration of Cs & Cs in the ground.
Malins, A.; 操上 広志; 北村 哲浩; 町田 昌彦
Remediation Measures for Radioactively Contaminated Areas, p.259 - 272, 2019/00
Mechanical strategies for remediating radiocesium contaminated soils, e.g. at farms, schoolyards, gardens or parks, lower air dose rates in one of two characteristic ways. The first is to physically remove radiocesium from the environment, for example by stripping topsoil and sending it for disposal. The second is to redistribute the radiocesium deeper within the ground, e.g. by mixing the topsoil or switching the positions of different soil layers, in order that soil attenuates radiocesium gamma rays before they reach the surface. The amount that air dose rates reduce because of remediation can be calculated using radiation transport methods. This chapter summarizes modelling results for the effect of topsoil removal (with and without recovering with a clean soil layer), topsoil mixing, and soil layer interchange on dose rates. Using measurements of the depth profile of Cs and Cs activity in soil at un-remediated sites across North East Japan, the potential effectiveness of remediation work was estimated considering remediation to different soil depths and different time lags after the accident. The results show that remediation performance would have been essentially constant irrespective of the time at which it was undertaken in the initial five year period following the fallout.
日高 昭秀; 横山 裕也
Proceedings of Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia 2017 (AWC 2017) (USB Flash Drive), p.29 - 42, 2017/09
福島第一原子力発電所事故後期に東海村で測定された空気中のCsの性状が3月30日にガス状から粒子状に変わったことに関し、B
C制御材を用いたPhebus FPT3実験やWSPEEDIコードによるソースターム逆算の結果を参照して、CsOHがBC起源のH
BOと反応して生成するCsBO
が再蒸発したことが原因であること、また、CsBOは環境中に放出後、逆反応を起こし、HBOが水に溶けたことがBの測定を難しくしているとの仮説を提案した。本仮説に基づく計算は、3月20日以降の炉心冷却注水量の最適化に伴う温度上昇時の環境中への放出量増大と合わせ、放出挙動を的確に再現できたが、推論の実証が重要である。今後は、様々な測定データを詳細に分析し、Bの存在を確認することが重要と考える。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所保安管理室放射線管理課; 関西研究所管理部安全管理課; むつ事業所管理部保安管理課
JAERI-Review 2005-028, 232 Pages, 2005/08
JAERI-Review-2005-028.pdf:13.23MB
本報告書は、日本原子力研究所の東海,那珂,高崎,大洗,関西研究所及びむつ事業所における2004年度の保健物理部門の業務について、保健物理研究及び放射線管理業務の2部門に分けて概要を記述したものである。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所保安管理室放射線管理課; 関西研究所管理部安全管理課; むつ事業所管理部保安管理課
JAERI-Review 2004-024, 209 Pages, 2004/11
JAERI-Review-2004-024.pdf:26.17MB
本報告書は、日本原子力研究所の東海,那珂,高崎,大洗,関西研究所及びむつ事業所における2003年度の保健物理部門の業務について、保健物理研究及び放射線管理業務の2部門に分けて概要を記述したものである。
14年度安全性試験研究センター計画調査室
JAERI-Review 2003-040, 298 Pages, 2004/01
JAERI-Review-2003-040.pdf:24.14MB
日本原子力研究所は、国の安全規制を技術的に支援するために、原子力安全委員会が定める安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで原子力安全性研究を実施している。研究対象の分野は、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究,放射性廃棄物安全性研究,安全性向上及び評価に関する先進技術の研究等である。本報告書は、平成13年4月から平成15年3月までの2年間に原研において実施された原子力安全性研究の概要についてまとめたものである。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所保安管理室放射線管理課; 関西研究所管理部安全管理課; むつ事業所管理部保安管理課
JAERI-Review 2003-034, 208 Pages, 2003/11
JAERI-Review-2003-034.pdf:13.41MB
本報は、日本原子力研究所の東海,那珂,高崎,大洗,関西研究所及びむつ事業所における2002年度の保健物理業務について、研究,放射線管理及び技術開発の3部門に分けて概要を記述したものである。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; 関西研究所管理部安全管理課; むつ事業所管理部保安管理課
JAERI-Review 2002-036, 219 Pages, 2002/12
JAERI-Review-2002-036.pdf:15.01MB
本報は、2001年度の日本原子力研究所の東海,那珂,高崎,大洗,関西研究所及びむつ事業所における保健物理業務について、研究,放射線管理及び技術開発の3部門に分けて概要を記述したものである。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; 関西研究所管理部安全管理課; むつ事業所管理部保安管理課
JAERI-Review 2001-041, 221 Pages, 2001/12
JAERI-Review-2001-041.pdf:14.1MB
本報は、2000年度の日本原子力研究所の東海,那珂,高崎,大洗,関西研究所及びむつ事業所における保健物理業務について、研究,放射線管理,及び技術開発の3部門に分けて概要を記述したものである。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; 関西研究所管理部安全管理課; むつ事業所管理部保安管理課
JAERI-Review 2001-007, 213 Pages, 2001/03
JAERI-Review-2001-007.pdf:10.77MB
本報は、1999年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗、関西研究所及びむつ事業所における保健物理業務について、研究、放射線管理及び技術開発の3部門に分けて概要を記述したものである。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; 関西研究所管理部技術課; むつ事業所管理部保安管理課
JAERI-Review 2000-001, p.225 - 0, 2000/03
JAERI-Review-2000-001.pdf:9.42MB
本報は、1998年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗、関西研究所及びむつ事業所における保健物理業務について、放射線管理、技術開発及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
一宮 勉*; 成田 孟; 喜多尾 憲助*
JAERI-Data/Code 98-008, 73 Pages, 1998/03
JAERI-Data-Code-98-008.pdf:26.34MB
この表は、基礎的なデータである評価済み核構造データファイルから、自然放射性核種が放出する
線を選び、ゲルマニウム検出器による線スペクトロメトリを行う利用者向けに編集したものである。この表によってバックグラウンドとなる自然線の同定を行うことができるが、それと共に例えば野外での環境放射線サーベイやモニタリングのさい、環境に放出された人工放射性核種からの線をバックグラウンドと区別し、その人工放射性核種の検知も容易になる。また宇宙線中性子と検出器の周辺にある物質との相互作用による直接線、相互作用の結果生成した放射性核種の放出する線のうち、放出の割合の大きいものも表に含めた。なお参考として自然放射線のスペクトル図の例を付録として掲げた。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; 関西研究所管理部寝屋川事務所; むつ事業所管理部保安管理課
JAERI-Review 97-016, 248 Pages, 1997/12
JAERI-Review-97-016.pdf:7.82MB
本報は、1996年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗研究所、関西研究所及びむつ事業所における保健物理業務について、放射線管理、技術開発及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
柴田 勝之
Nucl. Eng. Des., 174(1), p.79 - 90, 1997/00
被引用回数：1 パーセンタイル：14.49(Nuclear Science & Technology)原研では、安全研究年次計画に従って、軽水炉の構造安全研究として構造機器の経年変化と健全性評価に係わる研究を進めている。年次計画の目標に沿って、「経年変化メカニズムと予測法の研究」、「経年変化の検出・評価法の研究」、「経年化機器の健全性評価法の研究」を実施している。安全性への重要度と交換の難易度から原子炉圧力容器、コンクリート構造物、電線を重要機器として抽出し、これらを対象に研究を進めている。本報告では、上記の研究の進展と今後の計画および安全研究の一環として実施した破断前漏洩研究の結果について概要を述べる。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所放射線管理課; むつ事業所保安管理課
JAERI-Review 96-014, 236 Pages, 1996/10
JAERI-Review-96-014.pdf:7.25MB
本報は、1995年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗研究所、むつ事業所及び原子力船「むつ」における保健物理業務において、放射線管理、技術開発及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; むつ事業所管理部保安管理課; 原子力船「むつ」機関部
JAERI-Review 95-020, 264 Pages, 1995/11
JAERI-Review-95-020.pdf:8.68MB
本報は、1994年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗研究所、むつ事業所及び原子力船「むつ」における保健物理業務について、放射線管理、技術開発、及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; むつ事業所管理部保安管理課; 原子力船「むつ」機関部
JAERI-Review 94-007, 262 Pages, 1994/11
JAERI-Review-94-007.pdf:7.85MB
本報は、1993年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗研究所、むつ事業所及び原子力船「むつ」における保健物理業務について、放射線管理、技術開発、及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; むつ事業所管理部保安管理課; 原子力船「むつ」機関部
JAERI-M 93-172, 291 Pages, 1993/09
本報は、1992年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗研究所、むつ事業所及び原子力船「むつ」における保健物理業務について、管理、技術開発及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
関 泰; 斉藤 正樹*; 青木 功; 岡崎 隆司*; 佐藤 聡; 高津 英幸
Journal of Fusion Energy, 12(1-2), p.11 - 19, 1993/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉を一般公衆及び作業員にとって十分に安全で且つ環境的にも受容できるものとするためには、かなりのR&Dが必要となる。核融合実験炉を建設するためには核融合炉の安全許認可手続きが確立されなければならない。安全許認可手続きの確立と並行して、現行の核融合実験炉であるITER/FERの安全解析の不確かさを減らすためのR&Dを実施する必要がある。本文では安全で環境にやさしい核融合実験炉を開発するために必要なR&Dを紹介するものである。
保健物理部; バックエンド技術部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所管理部放射線管理課; 大洗研究所管理部放射性廃棄物処理課; むつ事業所管理部保安管理課; むつ事業所施設部施設第1課; 原子力船「むつ」機関部
JAERI-M 92-144, 301 Pages, 1992/10
本報は、1991年度の日本原子力研究所の東海、那珂、高崎、大洗研究所、むつ事業所及び原子力船「むつ」における放射性廃棄物処理を含む保健物理業務について、管理、技術開発及び研究の3部門に分けて概要を記述したものである。
