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論文

Practical action levels for chelation therapy in plutonium inhalation using nose swab

栗原 治; 高田 千恵; 高崎 浩司; 伊藤 公雄; 百瀬 琢麿; 宮部 賢次郎

Radiation Protection Dosimetry, 127(1-4), p.411 - 414, 2007/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:47.42(Environmental Sciences)

我が国では、民間再処理施設の操業を目前として、プルトニウムの体外への促進を目的としたキレート剤治療のための具体的な基準について現在議論が進められている。我が国においては事故時に人にキレート剤を投与した経験がないため、国際放射線防護委員会(ICRP)によって示された医療介入レベルに準じた実用的なアクションレベルについて検討を行った。キレート剤治療には迅速かつ的確な判断が要求されるため、著者らは鼻スミアに着目し、原子力機構における過去の事故事例に基づいて、鼻スミア中の放射能から誘導される内部被ばく線量の関係式を導出するとともに、キレート剤治療のためのアクションレベルを導出した。

論文

核燃料関連施設事故に学ぶ線量管理と除染の課題

宮部 賢次郎

放射線防護医療, (2), p.11 - 14, 2006/11

原子力施設で事故が発生した場合には、事故の状況に応じて防災業務計画等に基づいた対応を行う。この際、放射線防護あるいは緊急被ばく医療の観点から被災者に対する的確な被ばく線量の評価及び身体除染等の措置が必要になる。本発表においては、サイクル工学研究所(旧東海事業所)の核燃料施設で発生した作業者の内部被ばく及び汚染の対応経験を踏まえ、原子力施設での事故時の従業員等に対する被ばく線量の評価及び身体汚染時の除染措置にかかわる課題等について紹介する。

論文

Radiation protection feature and research at nuclear fuel cycle engineering laboratories, JAEA

古田 定昭; 宮部 賢次郎

Proceedings of 2nd Asian and Oceanic Congress Radiological Protection (AOCRP-2) (CD-ROM), p.928 - 932, 2006/10

原子力機構のサイクル工学研究所では、1972年にMOX燃料製造施設において高速実験炉「常陽」燃料の製造が開始され、また、1977年には0.7t/日の処理能力を持つ我が国初の再処理工場が運転を開始し、2006年3月までに合計1,116tのおもに軽水炉使用済燃料を順調に処理している。このほか同研究所にはこれらの施設に付随する多くの核燃料取扱い施設が存在する。ここでは研究所における放射線防護の特徴と最近の研究開発の取り組みについて紹介する。

論文

核燃料サイクルから放射線防護医療への期待

宮部 賢次郎

放射線防護医療, (1), p.24 - 27, 2005/11

原子力施設において事故・災害が発生した時の緊急被ばく医療については、原子力安全委員会で策定された「緊急被ばく医療のあり方(平成13年6月)」等に基づき、国,地方自治体,原子力事業所,医療機関等において、体制の整備,資機材やマニュアルの整備,訓練を通じた機能の充実等への取り組みが進められている。日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所(H17年9月まで核燃料サイクル開発機構東海事業所)では、アスファルト固化処理施設の火災・爆発事故やJCO臨界事故の教訓等を踏まえて、緊急時対応の拠点となる防災管理棟の設置等による事故時対応の強化を図るとともに、緊急被ばく医療に必要な設備,機材の整備等に努めてきている。また、緊急時の放射線モニタリング技術の開発,汚染検査や除染に必要な資機材の整備や対応能力の向上,被ばく線量の測定及び線量評価技術の開発等を行ってきている。本稿では、日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所におけるこれまでの放射線防護にかかわる研究開発や施設の放射線管理及び緊急時被ばく医療への取り組みを踏まえ、核燃料サイクルの観点から見た今後の緊急被ばく医療に期待する事項を紹介する。

報告書

JCO臨界事故に対するサイクル機構の支援活動

金盛 正至; 河田 東海夫; 渡辺 均; 飛田 吉春; 杉山 俊英; 宮部 賢次郎; 小林 博英

JNC TN8450 2003-009, 506 Pages, 2004/03

JNC-TN8450-2003-009.pdf:14.21MB

核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構という)は、1999年9月30日に発生したJCO臨界事故に際して、事故発生直後に東海事業所内に事故対策支援本部を設置し、本社理事長の指示の下、東海事業所、大洗工学センター等全社の緊密な連携を図り、臨界事故の終息、全身カウンターによる被ばく評価、事故後の周辺住民の被ばく量低減のための土嚢積み、地域住民の汚染検査、周辺環境モニタリング、県、村の支援、住民相談、放射線測定等技術的支援に当たった。また、臨界事故終息後も、科学技術庁の事故対策本部及び、原子力安全委員会のウラン加工工場臨界事故調査委員会、健康管理委員会に協力し、臨界事故の原因究明、作業員、国、地方自治体の防災業務関係者、マスコミ等の被ばく線量評価等、長期間にわたって種々の協力を行ってきた。本報告は、サイクル機構が実施した臨界事故の終息のための活動、臨界事故評価、環境モニタリング、被ばく線量評価等の活動について取りまとめたものである。

論文

市販洗浄剤の放射性皮膚汚染に対する除染効果の比較

高崎 浩司; 宮部 賢次郎; 泉 雄一*; 安中 秀雄*; 宮部 賢次郎

保健物理, 38(2), p.140 - 147, 2003/00

本研究では、市販洗浄剤の除染性能を実験的に評価するために、144Ce、137Cs、106Ru又は60Coを含む硝酸溶液を屠殺直後の豚生皮の試験片に滴下汚染させ、各種洗浄剤で洗浄を行い、汚染の除去率を実験的に求めた。試験の結果、調査した市販洗浄剤の除去率は酸化チタンペーストとほぼ同等であり、市販洗浄剤であっても十分な除染効果を有するものがあることが分かった。

論文

東海再処理施設における放射線管理支援システムの開発

川崎 位; 宮部 賢次郎; 水庭 春美; 秋山 聖光; 米澤 理加

保健物理, 37(3), 222- Pages, 2002/09

東海再処理施設における放射線管理支援システムの機能概要、及び運用実績をもとにした利用効果等を紹介する。

報告書

排気モニタ用サンプリングポンプの動特性と運転保守実績

小林 博英; 吉田 忠義; 長谷川 市郎; 圓尾 好宏; 宮部 賢次郎; 鈴木 秀樹*

JNC TN8410 2002-006, 82 Pages, 2002/08

JNC-TN8410-2002-006.pdf:2.58MB

排気モニタは、原子力施設から放出される空気中の放射性物質を測定、監視、記録する設備である。排気モニタの構成は一般的に、排気を吸引するためのサンプリングポンプを有するポンプユニット、試料捕集部及び検出器を有するサンプリングユニット及び検出器からの信号を測定・記録する測定部から構成される。サンプリングポンプはサンプリングユニットの中でも重要な機器であり、連続的なモニタリングを行う上で適切な運転管理が要求される。ところが、1998年に排気モニタ用のポンプについて、吐出側圧力や吸気側圧力が規定の圧力を超えたことによるポンプ停止事象等が相次いで発生した。そこでサンプリングポンプの故障を未然に防止するために、過負荷時の動特性や平均故障時間について調査を実施した。結果として、急激な圧力上昇ならば数分の間、常用定格圧力の2$$sim$$3倍程度の運転に耐えられるが、その後OCRが働き停止することが分かった。また、平均故障時間を過去10年間の保守記録より調査した結果、7,600$$sim$$35,500時間であることが分かった。これらの結果を基に、予防保全及び適正条件でのサンプリングポンプの運転を行う体制の整備を行った。

報告書

可搬型ゲルマニウム検出器を用いた再処理施設内における器材及び作業環境の$$gamma$$線スペクトル測定

眞田 幸尚; 秋山 聖光; 若山 正喜*; 吉崎 裕一; 宮部 賢次郎

JNC TN8410 2002-003, 75 Pages, 2002/07

JNC-TN8410-2002-003.pdf:39.78MB

可搬型ゲルマニウム検出器を使用した再処理施設における、$$gamma$$線スペクトルの測定を行った。本検討の目的としては、(1)廃棄物などに含まれる放射性物質の簡便な定性および定量、また(2)作業環境の被ばく線量評価に必要な$$gamma$$線エネルギー情報の入手の2点である。具体的には、(1)を目的とし定常廃棄物容器、気送用容器(jug)、入気フィルター、鉛容器の$$gamma$$線スペクトルを測定した。また、定量値の推定にはISOCS(In-situ Object Counting System)による自動効率校正システムを使用した。また(2)を目的とし、プルトニウム転換技術開発施設のグローブボックス周辺作業環境中の$$gamma$$線スペクトルを測定した。放射性核種の定量については検出限界値、線源分布(点状線源の存在)、低エネルギー$$gamma$$線核種(241Am等)の自己吸収の影響などの問題点が抽出された。また、線量の評価においては作業環境の$$gamma$$線エネルギー情報について詳細なデータを採取した。上記の検討結果から、今後、可搬型ゲルマニウム検出器によって$$gamma$$線スペクトルを測定することにより、管理区域内物品の汚染評価や作業環境測定等の現場放射線管理の高度化に活用できる。

論文

Experience of Radioactive Effluent Monitoring at Tokai Reprocessing Plant

小嵐 淳; 宮部 賢次郎; 三上 智

The First Asian and Oceanic Congress for Radiation Protection, 0 Pages, 2002/00

再処理施設の運転および放射線管理の経験を踏まえて、再処理施設の運転に伴って環境中に放出される気体・液体廃棄物のモニタリング技術の開発や放出実績、工程内の放射性核種の挙動、施設周辺の環境モニタリング、公衆の被ばく線量評価、廃棄物の放出量低減化対策などに関して得られた知見を報告する。

報告書

市販洗浄剤の放射性汚染に対する除染効果比較試験(その3)

宮部 賢次郎; 高崎 浩司; 安中 秀雄*; 泉 雄一*

JNC TN8420 2000-007, 100 Pages, 2000/08

JNC-TN8420-2000-007.pdf:7.66MB

本調査報告書は、核燃料サイクル開発機構が(株)日本環境調査研究所に委託した平成11年度の「市販洗浄剤の放射性汚染に対する除染効果比較試験(その3)」の成果をまとめたものである。管理区域内における放射線作業では、トラブルにより身体・皮膚の放射性汚染を生じる場合がある。放射性物質による身体汚染(皮膚汚染)をできるだけ速やかに除去できるように放射線管理上の措置を講じる必要がある。現在配備してある除染剤の酸化チタンペーストは、実際の使用実績を有する信頼性の高い身体除染剤であるが、使用できる状態の保存期間が数ヶ月と短いために、交換・補給整備に難点がある。このことから、平成10年度のCs-137及びRu-106での試験に引き続き、22種類の各種市販洗浄剤について、今回はCo-60の身体・皮膚除染剤に関する調査・試験を実施した。除染試験は、豚皮の試料にCo-60の放射性溶液を滴下し、5分及び40分放置した後、各種洗浄剤にて洗浄し、洗浄前後の試料の放射能比を求めた。試験の結果、Co-60の除染効果については、Cs-137及びCe-144の除染効果とほぼ同様の傾向が見られた。また、これまでの試験結果より、酸化チタンペーストの除去率と同等以上の除去率を示す洗浄剤が11種選ばれ、その中で製造中止や入手困難なものを除いた7種の洗浄剤が最終的に選定された。

論文

東海再処理施設における放射線管理情報集中監視システムの構築・運用

米澤 理加; 宮部 賢次郎; 水庭 春美

保健物理, 35(2), p.238 - 243, 2000/06

東海再処理施設における放射線管理情報集中システムの機能概要、及び運用実績をもとにした利用効果等を紹介する。

報告書

再処理施設放射線管理設備設計基準

宮部 賢次郎; 二之宮 和重; 神 和美; 森藤 将之

JNC TN8410 2000-001, 159 Pages, 1999/12

JNC-TN8410-2000-001.pdf:4.0MB

核燃料サイクル開発機構(以下「サイクル機構」という。)東海事業所の再処理施設における放射線管理設備は、昭和48年度から建設された分析所や分離精製工場などの主要施設をはじめとして、プルトニウム転換技術開発施設、ガラス固化技術開発施設などの付属施設の建設とともに、約30施設に設置されてきた。再処理施設の放射線管理設備は、長年にわたる核燃料使用施設、RI取扱施設等の運転で培われてきた経験を基に適切に設計・施工が行われ、各施設の放射線管理業務において有効に活用されている。近年、廃棄物処理関連施設等の多様化等により広範囲の対応が必要となってきており、今後、東海事業所においても、新規施設としてリサイクル機器試験施設(RETF)、低放射性濃縮廃液貯蔵施設(LWSF)、低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)等の建設が計画されている。本書は、既存施設の運転から得られた経験、知見、放射線管理に係る技術の採用及び関連する指針を踏まえ、考慮すべき事項を設計基準として取りまとめたものである。今後、新規施設の放射線管理設備・機器の設計にあたっては、本書をベースとし、最新技術の推移を見定め、必要に応じ、それらを反映し設計業務を進めるものとする。

報告書

再処理施設における放射線監視・管理のシステム開発に関する研究(平成10年度報告)

宮部 賢次郎; 今熊 義一; 江尻 英夫; 水庭 春美; 秋山 聖光; 川崎 位

JNC TN8410 99-054, 175 Pages, 1999/10

JNC-TN8410-99-054.pdf:10.06MB

再処理施設の工程運転状況に応じた的確な放射線管理上の対応を図るため、蓄積された熟練放射線管理員の対応経験や過去の実績情報(定置式モニタの変動等、特殊放射線作業報告書等)を反映した放射線監視・管理支援システムを研究開発する。本研究は、平成8年度からの国の原子力施設等安全研究年次計画に登録している。平成10年度は、支援システム構築に係る概念設計とし、1・機能設計、2・知識データベース設計、3・プロトシステムの試作、4・支援方式の評価、5・システム構成設計を実施した結果、各システムについて、以下の結果が得られた。(1)放射線監視支援システムの開発 定置式モニタの変動時における推論方法について、プロトシステムを試行し、その妥当性を評価できた。(2)放射線作業管理対応支援システムの開発 線量当量の推定、過去実績データ検索、実績情報管理機能についてプロトシステムを試行し、各種機能の必要性を評価できた。

報告書

アスファルト固化処理施設火災爆発事故における復旧作業時の放射線管理

宮部 賢次郎; 今熊 義一; 山下 朋之; 塩谷 聡; 二之宮 和重

JNC TN8440 99-028, 175 Pages, 1999/04

JNC-TN8440-99-028.pdf:13.68MB

平成9年3月11日午前10時06分、アスファルト固化処理施設(以下「ASP施設」という)におけるアスファルト充てん室(R152)内において火災が発生し、同日20時04分には爆発が生じた。これにより、施設内の多くの設備・機器が損傷を受けるとともに、封じ込め機能が損なわれたことにより、放射性物質が屋外へも漏洩した。この事故により37名(火災時におけるASP施設内での作業者34名及び爆発時のASP施設付近にいた作業者3名)の作業員が内部被ばくを受けたが、摂取量を基に計算した実効線量当量では、いずれも内部被ばく管理上の記録レベル(2mSv)未満であった。ASP施設においては、事故の直後より破壊された窓やシャッター及び扉等の補修による閉塞措置や換排気設備及び放射線管理設備類の機能復帰並びに施設内の片付け・清掃・除染等の復旧作業が鋭意進められ、その結果平成10年7月31日をもって本作業を終了した。本報告書は、今回の復旧作業における放射線管理の対応等について資料としてまとめたものである。

報告書

市販洗浄剤の放射性汚染に対する除染効果比較試験(その2)

宮部 賢次郎; 高崎 浩司; 堀内 信治; 安中 秀雄*; 泉 雄一*

JNC TN8420 99-014, 145 Pages, 1999/04

JNC-TN8420-99-014.pdf:5.53MB

本調査報告書は、動力炉・核燃料開発事業団(現 核燃料サイクル開発機構)が(株)日本環境調査研究所に委託した平成9年度の「市販洗浄剤の放射性汚染に対する除染効果比較試験(その1)」の成果をもとに、平成10年度に除染効果比較試験(その2)として委託を実施し、得られた結果をまとめたものである。管理区域内における放射線作業ではトラブルにより身体・皮膚の放射性汚染を生じる場合がある。放射性物質による身体汚染(皮膚汚染)を出来るだけ速やかに除去できるように放射線管理上の措置を講じる必要がある。現在設備してある除染剤の酸化チタンペーストは、実際の使用実績を有する信頼性の高い身体除染剤であるが、使用できる状態の保存期間が数ヶ月と短い為に、交換・補給整備に難点がある。このことから、平成9年度のCe-144による試験結果から抽出した22種類の各種の市販洗浄剤について、今回はCs-137及びRu-106の身体・皮膚除染剤に関する調査・試験を実施した。除染試験は、豚皮の試料にCs-137またはRu-106の放射性溶液を滴下し、5分及び40分放置した後、各種洗浄剤にて洗浄し、洗浄前後の試料の放射能比を求めた。試験の結果、Cs-137の除染効果については、Ce-144の除染効果と同様の傾向が見られた。一方、Ru-106については、Ce-144及びCs-137に比べ除染効果は低い結果となった。また、40分放置汚染した試料についてもCe-144及びCs-137に比べ著しく除染効果が低くなることを確認した。

報告書

市販洗浄剤の放射性汚染に対する除染効果比較試験(その1)

宮部 賢次郎; 二之宮 和重; 高崎 浩司; 堀内 信治; 安中 秀雄*; 泉 雄一*

JNC TN8420 99-013, 110 Pages, 1999/04

JNC-TN8420-99-013.pdf:4.43MB

本調査報告書は、平成9年度に動力炉・核燃料開発事業団(現 核燃料サイクル開発機構)が(株)日本環境調査研究所に「市販洗浄剤の放射性汚染に対する除染効果比較試験(その1)」の実施を委託し、得られた結果をまとめたものである。管理区域内における放射線作業ではトラブルにより身体・皮膚の放射性汚染を生じる場合がある。放射性物質による身体汚染(皮膚汚染)を出来るだけ速やかに除去できるように放射線管理上の措置を講じる必要がある。現在配備してある除染剤の酸化チタンペーストは、実際の使用実績を有する信頼性の高い除染剤であるが、使用できる状態の保存期間が数ヶ月と短い為に、交換・補給整備上の難点がある。このことから、今回約60種類の市販洗浄剤について身体・皮膚除染剤に関する調査・試験を実施した。除染試験は、豚皮の試料にCe-144の放射性溶液を滴下し、5分及び40分放置した後、各種洗浄剤にて洗浄し、洗浄前後の試料の放射能比を求めた。試験の結果、酸化チタンペーストと同等の除染性能を持つ、洗顔剤から浴用洗剤、産業用ハンドクリーナ等の22種類の市販洗浄剤を抽出した。また、試験では40分放置した試料や傷をつけた試料では、どの洗浄剤でも除染効果が低くなることを確認した。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ建設所における気象調査報告書(平成8年度)

鳥居 建男; 大久保 浩一; 宮部 賢次郎; 奥山 慎一

PNC TN2420 98-008, 10 Pages, 1998/05

PNC-TN2420-98-008.pdf:0.3MB

「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」(以下「気象指針」)に基づき、高速増殖炉もんじゅ建設所(福島県敦賀市白木地区)における気象観測を実施した。「気象指針」は、発電用原子炉施設の平常運転時及び想定事故(重大事故及び仮想事故)時における線量当量評価に際し、大気中における放射性物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び大気拡散の解析方法を定めたものであり、昭和57年1月28日付の原子力安全委員会決定(平成元年3月27日及び平成6年4月21日に一部改定)によるものである。なお、白木地区における気象観測は、昭和51年11月より継続して実施している。

報告書

事故及び復旧作業における放射線管理-アスファルト固化処理施設火災爆発事故-

宮部 賢次郎; 水谷 啓一; 神 和美; 堀内 信治; 二之宮 和重; 猿田 順一; 並木 篤

PNC TN8440 98-038, 253 Pages, 1998/01

PNC-TN8440-98-038.pdf:7.96MB

平成9年3月11日に東海事業所環境施設部が所掌するアスファルト固化処理施設においてセル内火災及び爆発事故が発生した。この事故の発生に伴い、施設内の放射線管理モニタの警報吹鳴、作業者の放射性物質体内摂取、策1付属排気筒排気モニタの指示値の上昇がおきた。また、爆発の発生に伴って放射線管理モニタの一部を含む施設内の各設備が損傷するとともに、建屋の窓、ドア、シャッターが破損し、放射性物質が施設外に飛散、漏洩するに至った。この火災・爆発事故における放射線管理としては、火災時には放射線管理モニタによる監視強化、作業者の鼻スミヤ、汚染状況の確認等を実施しており、爆発後においては施設内外の放射線状況調査、区域管理、作業者の被ばく管理、排気監視及び損傷した放射線管理用モニタの仮復旧作業等に対応してきた。本報告書は、この火災・爆発事故における放射線管理対応等に関し、事故発生から平成9年9月末までのデータ等についてとりまとめたものである。

報告書

TLD自動リーダーの感度変化に関する考察

辻村 憲雄; 百瀬 琢麿; 宮部 賢次郎; 野村 保

PNC TN8410 95-098, 56 Pages, 1995/04

PNC-TN8410-95-098.pdf:1.54MB

動力炉・核燃料開発事業団東海事業所では、昭和49年度から放射線業務従事者の被ばく管理に手動読取り型のTLDバッジを使用してきたが、被ばく管理対象者の増加とその測定処理の迅速化のため、自動読取り可能なTLDバッジとその測定装置(リーダー)の開発を進め、昭和57年度より運用を開始した。TLDバッジの測定に用いるUD-710P型自動リーダーは、TLDの測定に従来から使用されている手動リーダーと比べ、加熱系や光学系の設計仕様が大きく異なっている。特にTLDの加熱方式は、UD-512型手動リーダーなどでは熱風加熱方式が用いられていたのに対して、本リーダーでは赤外線ランプによる加熱法が新たに採用されており、TLDの加熱に要する時間が大幅に短縮された。また、TLDから放出される熱蛍光の計測方法も、従来の電流積分方式から光電子計数方式に変更され、特に低線量側での測定精度が向上している。UD-710P型自動リーダーの運用上の留意点や点検・校正時の加熱条件等の設定方法に関する基礎データを得るため、UD-710P型自動リーダーの特性について多様な試験を行い、検討した結果をとりまとめた。

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