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論文

Study of the screening survey using an ambient dose equivalent rate survey meter in criticality accidentsy

星 勝也; 辻村 憲雄; 吉田 忠義; 栗原 治*; Kim, E.*; 矢島 千秋*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.152 - 155, 2019/01

When a criticality accident occurs, a screening survey to triage high-dose radiation exposed persons is performed. We have established a rapid method for the screening survey by measuring the $$gamma$$ dose rate mainly from $$^{24}$$Na on the victims' body surface with a conventional NaI(Tl) scintillation survey meter. In this study, a water-filled slab phantom containing NaCl was irradiated with neutrons from a $$^{252}$$Cf neutron source. The radioactivity concentration of $$^{24}$$Na produced in the phantom was determined by means of both $$gamma$$-ray spectrometry and simulations using the Monte Carlo N-Particle Transport Code. The ambient dose equivalent rates at the phantom's outer surface were simulated by the MCNP, and also were directly measured with a NaI(Tl) scintillation survey meter. From the experiments and calculations, we obtained the results that 1 Gy (neutron absorbed dose) corresponded to 18-76 $$mu$$Sv h$$^{-1}$$ (ambient dose equivalent rate) at the surface of the victim's body, which can be easily distinguished from normal background levels. Therefore, this method allows us to rapidly screen high-dose radiation exposed victims.

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

 パーセンタイル:100(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。

論文

福島周辺における空間線量率の測定と評価,5; 福島周辺における空間線量率分布の特徴

三上 智; 松田 規宏; 安藤 真樹; 木名瀬 栄; 北野 光昭; 川瀬 啓一; 松元 愼一郎; 山本 英明; 斎藤 公明

Radioisotopes, 64(9), p.589 - 607, 2015/09

福島周辺における空間線量率や放射性核種沈着量の地域的分布及び経時変化の特徴について、様々な手法による大規模環境調査の解析結果に基づいて紹介する。また、除染モデル実証事業後の継続的な環境測定結果を基に、除染効果の継続性に関する議論を行う。さらに、土地利用状況ごとの環境半減期の解析結果、及びこれをベースにした空間線量率の将来予測の例について紹介する。

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。

報告書

Proceedings of the IAEA/RCA Workshop on Calibration of Dosimeters & Survey Instruments for Photons; November 28$$sim$$December 2, 1994, Tokai, Japan

村上 博幸; 高橋 史明

JAERI-Conf 95-014, 160 Pages, 1995/06

JAERI-Conf-95-014.pdf:3.94MB

IAEAはアジア太平洋地域における原子力関連技術の普及のため地域協力協定(RCA)を締結し、技術的、経済的援助を行っている。本報文集はRCA放射線防護プロジェクトの一環として1994年11月28日$$sim$$12月2日に日本原子力研究所東海研究所において開催された「$$gamma$$(x)線用線量計およびサーベイ機器較正に関するワークショップ」の報文を収録したものである。同ワークショップは、RCA加盟各国の放射線防護のための線量測定および測定器較正の現状と問題点を相互に把握してその技術力の向上を図るとともに、ICRUの新しい計測用線量の理解を深め、この分野の国際的統一、調和に資することを目的として開催されたものである。本報文集は、上記ワークショップの参加者だけでなく、広に関連業務に携わる技術者・研究者にとってきわめて有効な情報を提供するものと期待される。

論文

皮膚汚染を模擬した線量評価用$$beta$$線源を用いたサーベイメータの校正

吉田 真; 備後 一義

保健物理, 28, p.187 - 193, 1993/00

皮フ汚染時の線量評価に使用するサーベイメータの校正方法を検討した。電離箱式及びGM式サーベイメータの二種類のサーベイメータを新しく開発した皮フ汚染を模擬した$$beta$$線源を用いて校正した。校正用線源の作製には、イオン交換膜線源が用いられた。線源による皮フ組織の吸収線量率は、外挿電離箱を用いて直接決定された。線量率に対するサーベイメータの指示値の比が、$$beta$$線最大エネルギー、放射能分布面積、線源-検出器間距離に関して測定された。無限平板線源については、6個の校正用線源と多数の小面積線源を用いてその比を合理的に決定することができた。校正を通じて、本方法の妥当性及び信頼性について考察した。

論文

核燃料物質の安全輸送の現状; 核燃料物質安全輸送,放射線と測定技術

松井 浩; 田村 勝裕

原子力工業, 35(10), p.39 - 44, 1989/10

核燃料物質の安全輸送に係る放射線測定技術を中心に放射能と放射線、単位、放射線測定器、測定法、保守点検、輸送物からの放射線、管理規準、輸送時の測定例について平易に解説した。

論文

$$beta$$-ray survey meter for measuring absorbed dose rate independently of $$beta$$-ray energy

備後 一義; 須賀 新一; 梶本 与一; 沼宮内 弼雄

Health Physics, 39(1), p.21 - 28, 1980/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.59(Environmental Sciences)

入射$$beta$$線のエネルギーにほぼ無関係に、線量率を直接測定評価可能な$$beta$$線用サーベィメータを開発した。このサーベィメータは、表面汚染検査計としても使用できる。最大エネルギー0.4MeV以上の$$beta$$線に対するレスポンスは$$pm$$10%で一定である。線量率の測定範囲は5$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$~10$$^{3}$$mrad/hr(皮膚の線量率測定…表皮厚7mg/cm$$^{2}$$),3$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$~10$$^{3}$$mrad/hr(指先の線量率測定…同40mg/cm$$^{2}$$)である。汚染検査計として使用するときの測定範囲は0.3~1.7$$times$$10$$^{3}$$cm$$^{-}$$$$^{2}$$・sec$$^{-}$$$$^{1}$$(2$$pi$$方向)である。

報告書

ROSA-III試験のためのBWR/6 LOCA解析

北口 秀美*; 鈴木 光弘; 傍島 真

JAERI-M 8185, 120 Pages, 1979/03

JAERI-M-8185.pdf:2.47MB

本報は、BWRのLOCA/ECCS現象を模擬して行われるROSA-III試験の予備解析の1つとして、炉心の燃料温度に及ぼすギャップコンダクタンス等の影響を実炉条件下で検討したものである。これは実炉のLOCA解析において、炉心の燃料棒温度が熱的に厳しくなるような解析上のパラメータを見い出すことによって、ROSA-IIIの試験条件決定の参考にしようとするものである。パラメータとして、ヒートスラブ、ギャップコンダクタンス、崩壊熱、破断口高さなど8つのパラメータをとり、更に最適評価(BE)指向のコードと安全評価(EM)コードの違いについても検討した。ROSA-III試験においては、実炉燃料からの流体への伝熱を模擬するために、炉心電気出力の制御のしかたを工夫してみることが必要である。

論文

電離箱型およびGM計数管型サーベイメータの校正,2; 皮膚汚染の$$beta$$線線量率測定のための試験

須賀 新一; 備後 一義; 梶本 与一

保健物理, 14(1), p.1 - 10, 1979/00

電離箱型サーベィメータ5器種、GM計算管型サーベィメータ1器種について、皮膚汚染による線量率を測定するための校正試験を実施した。皮膚汚染による線量率を測定評価するには、皮膚表面から検出器前面までの距離を10mmに保ちながら、フィルタを開いた状態および閉じた状態で2度測定し、その差から正味の測定値を得る。線量率は、正味の測定値に換算倍率を乗ずることによって求める。換算倍率は線源の直径が小さいときには、直径の逆2乗にほぼ比例し、線源の直径が検出器の直径よりも大きくなるに従って徐々に一定の値に近づく。電離箱型サーベィメータの場合、換算倍率は$$pm$$30%差を容認すれば5器種とも同じ値となり、また、エネルギー依存性も無視できる。GM計数管型の場合は、エネルギー依存性があり、$$^{2}$$$$^{0}$$$$^{4}$$Tl$$beta$$線線源に対する換算倍率は、天然ウラン$$beta$$線線源の場合の約3倍である。測定距離が10mmから$$pm$$2mm変化したとき換算倍率の変化は$$pm$$20%以内である。

論文

線量率直読式$$beta$$線用サーベイメータの開発

備後 一義; 須賀 新一; 上沢 輝夫; 梶本 与一; 武藤 貢; 沼宮内 弼雄

日本原子力学会誌, 21(8), p.668 - 675, 1979/00

皮膚または指先の吸収線量率を直読可能なサーベィメータを開発した。このサーベィメータは表面汚染検査計としても使用可能である。吸収線量率測定に用いるとき、最大エネルギー0.4MeV以上の$$beta$$線に対する線量感度は$$pm$$10%範囲内で一定値である。吸収線量率の測定範囲は3.1$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$~10$$^{3}$$mrad/hr(皮膚に対する線量率)および1.7$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$~10$$^{3}$$mrad/hr(指先に対する線量率)である。表面汚染検査計として用いるとき、測定範囲は1.9$$times$$10$$^{-}$$$$^{1}$$~1.7$$times$$10$$^{3}$$n/cm$$^{2}$$・sec(2$$pi$$方向)である(但し、汚染は厚さ27mg/cm$$^{2}$$のAlフィルタ付天然ウラン線源の場合と同じであると仮定した場合)。従来の50mm$$phi$$GM計数管型表面汚染検査計の測定範囲(1.7$$times$$10$$^{-}$$$$^{1}$$~4.2$$times$$10$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$・sec)よりも、測定範囲が広く秀れている。

論文

サーベイメータによる放射化鋼材の放射能濃度の評価

神永 博史; 大久保 勝一; 須賀 新一; 梶本 与一

保健物理, 13(2), p.103 - 111, 1978/00

原子炉に設置された各種の実験装置、原子炉施設の解体、改造にともなって中性子照射を受けて放射化した金属や遮蔽材の廃棄物が生じる。これらの廃棄物の放射能濃度をサーベイメータで簡単に評価できれば、その重量から放射能を求めることができる。この目的のため、各種のサーベイメータについて放射化した鋼試料の放射能濃度を求める換算係数と、得られた換算係数とバックグランド計数率の関係から放射能濃度の検出限界値を求めた。放射能濃度を求める換算係数は直径10,20,30cm、厚さ0.9,1.8,2.7cmの鋼円盤および外径2.5cm、肉厚0.2cm、長さ50cmのステンレス鋼管について求めた。GM管を用いたサーベイメータの鋼円盤に対する検出限界放射能濃度は約10$$^{-}$$$$^{4}$$$$mu$$Ci/g以下であり、1in$$phi$$$$times$$1inのNaI(Tl)を用いたシンチレーションサーベイメータでは約10$$^{-}$$$$^{5}$$$$mu$$Ci/g以下であった。

論文

電離箱型およびGM計数管型サーベイメータの校正,1; 作業環境の$$beta$$線線量率測定のための試験

備後 一義; 梶本 与一; 須賀 新一

保健物理, 13(4), p.279 - 285, 1978/00

$$beta$$線の線量率を、フィルタを開いた状態および閉じた状態で測定したときのサーベィメータの指示値の差に、線量率への換算計数を乗ずることにより求める方法を採用し、この換算計数を決定するための試験を実施した。電離箱型サーベィメータの場合、体表面(表皮層7mg/cm$$^{2}$$)の線量率を求めるための換算計数は、$$beta$$線の最大エネルギーに依存して異なる値となることがわかった。しかし、指先(表皮層40mg/cm$$^{2}$$)の線量率を求めるときは、入射$$beta$$線の最大エネルギーに関係なく、換算計数の値として、4(mrad/h)/(mR/R)を採用することができる。GM計数管型サーベィメータの場合、換算計数は、電離箱型サーベィメータの場合よりも、$$beta$$線最大エネルギーに大きく依存することがわかった。

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