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線ダストモニタの開発佐川 直貴; 藤澤 真; 細見 健二; 森下 祐樹; 高田 千恵
保健物理(インターネット), 58(3), p.135 - 140, 2023/11
作業環境中の空気中放射性物質濃度は、作業者の内部被ばくの防護(呼吸保護具の選定)や線量評価のために重要な測定値である。福島第一原子力発電所の廃炉作業のように空気中放射性物質濃度が10
Bq/cm
(
Srの空気中濃度限度の約30倍相当)を超えることが想定される作業環境を連続的に監視することを目的として、超極薄のプラスチックシンチレータを用いた高濃度用可搬形線ダストモニタを開発した。試作機による性能試験の結果から、開発した可搬形線ダストモニタは、1Bq/cmの空気中放射性物質濃度における連続モニタリングが可能であると評価した。
particle diameters using an alpha-particle imaging detector森下 祐樹; 佐川 直貴; 高田 千恵; 百瀬 琢麿; 高崎 浩司
Radiation Protection Dosimetry, 199(13), p.1376 - 1383, 2023/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Environmental Sciences)内部被ばく線量を評価するためには、二酸化プルトニウム(PuO)粒子の直径(放射能中央空気力学直径)を評価することが非常に重要である。本研究では、
線イメージング検出器を用いてPuO粒子径を評価する手法を開発した。モンテカルロシミュレーションにより粒径の異なるPuO粒子をモデル化し、粒径ごとのエネルギースペクトルの形状の変化を評価した。
PuOの場合とPuO(Puの同位体組成を含む)の場合をモデル化した。得られたパラメータから重回帰分析を行い、PuO粒子径を求めた。シミュレートされた直径と回帰モデルで得られた直径はよく一致した。アルファ粒子イメージング検出器を使用する利点は、個々の粒子のアルファエネルギースペクトルを測定できることであり、これにより粒子径分布の正確な測定が可能になる。
佐川 直貴; 井崎 賢二; 水庭 春美*
JAEA-Technology 2013-029, 28 Pages, 2013/11
JAEA-Technology-2013-029.pdf:3.35MB
MOX燃料製造施設の放射線管理において汚染の可視化及びその定量化は、作業環境の汚染管理における汚染状況の迅速な把握に極めて有効である。現在用いているIPの基本的な取扱方法や解析方法、Puの検出及び定量方法は、露光条件や解析条件が一定であることが条件である。しかし、現場で汚染が発生した場合、汚染試料はPuのみの状態ではなく、RnTnやPbが含まれている場合もある。そして、IP操作をしている同室で他作業を行っている場合には、室内を暗くすることが困難なため、IP露光面に光が当たりPSLの減少が起こる。本研究では、MOX燃料製造施設におけるさらなる放射線防護の高度化を図るため、露光条件の変化として、Pu露光時に鉛が混在した場合やIP露光面に光が照射されPSLの減衰が起きた場合について調査した。また、解析条件の変更として、解像度を変更した場合における解析方法について調査した。
篠原 正憲; 柳 俊樹; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 野尻 直喜; 大和田 博之; 佐藤 直; 佐川 浩; 梅田 政幸
JAEA-Technology 2011-029, 39 Pages, 2011/12
JAEA-Technology-2011-029.pdf:3.03MB
原子力機構では、高温ガス炉技術の高度化の一環として、高温ガス炉固有の安全性を実証するために、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験を計画・実施している。炉心冷却喪失コールド試験は、試験手順やプラント挙動を確認する目的で安全性実証試験前に実施した。試験は、核熱を伴わない状態で段階的に実施し、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機の入熱のみにより、原子炉圧力容器温度を120
C程度に保持し、炉容器冷却設備の1系統又は2系統を停止させる試験(Phase1)、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機3台を停止させて炉容器冷却設備の1系統を停止させる試験(Phase2)を実施した。本試験により試験手順の確認を行うとともに、解析に必要なデータを得ることができ、2次元水平断面モデルによる温度解析は、実測値をほぼ再現することができた。
高崎 浩司; 佐川 直貴; 黒澤 重行; 水庭 春美
Journal of Nuclear Science and Technology, 48(6), p.911 - 918, 2011/06
被引用回数：12 パーセンタイル：66.82(Nuclear Science & Technology)プルトニウムを取扱施設において、プルトニウム汚染を分析するためのイメージングプレート(IP)を使ったオートラジオグラフィ法が開発し、ウランプルトニウム混合酸化物(MOX)燃料製造施設の作業場所のモニタリングに適用された。フェーディングの影響を考慮し、IPの光刺激蛍光(PSL)強度と放射線計測器で測定された放射能量との良い関係が、最小二乗法により得られた。このIP法によりプルトニウム汚染の放射能量はPSL画像から得られた。そして、それらの相対誤差は照射時間から評価された。
佐川 直貴; 山崎 巧; 黒澤 重行*; 井崎 賢二; 水庭 春美; 高崎 浩司
JAEA-Technology 2010-051, 35 Pages, 2011/03
JAEA-Technology-2010-051.pdf:1.83MB
イメージングプレートを用いた画像解析手法は最近の技術であり、放射能強度分布の情報をPSLという単位で得ることができるものである。われわれはMOX燃料製造施設の放射線管理にイメージングプレート(IP)を適用させるため、放射線管理試料を用いてプルトニウム(Pu)のPSL画像について調査を行った。また、バックグラウンドを約99%除外する閾値によってPSL画像からスポットを抽出し、さらに40ピクセル以上のスポットを抽出することによってプルトニウムの識別を行った。そして識別したPuのスポット領域のPSL強度から平均バックグラウンドを差し引き、フェーディングを考慮した換算計数によってPuのスポットの放射能量を評価した。
辻村 憲雄; 吉田 忠義; 佐川 直貴; 庄司 茂
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 1, p.154 - 157, 2011/02
The Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories (NCL) of the Japan Atomic Energy Agency fabricates MOX fuels for FBRs Monju and Joyo in the Plutonium Fuel Production Facility (PFPF). The MOX pellet contains plutonium of 20-30w%; therefore neutron exposures to workers in the fabrication process are of concern for radiation protection. For a good knowledge on spectra, during the second reload-fuel production campaign for the Joyo reactor, neutron spectrum measurements were made at 20 locations representative of the PFPF using the Bonner multisphere spectrometer. The unfolding code SAND-II was used to determine the neutron spectrum from each set of count data. The unfolded results show that the range of average neutron energies for all locations is from 0.35 to 1.6 MeV; spectrum-averaged fluence-to-ambient dose equivalent conversion coefficients 100 to 340 pSv cm
.
高崎 浩司; 佐川 直貴; 黒澤 重行*; 塩谷 聡; 鈴木 一教; 堀越 義紀; 水庭 春美
JAEA-Technology 2008-028, 73 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-028.pdf:5.88MB
近年、イメージングプレートが開発され、各種の放射能測定への応用が研究されている。日本原子力研究開発機構においても先行工学基礎研究でイメージングプレートによるPu分析が実施され、Puの検出及びラドン子孫核種弁別の有効性が示された。本研究は、これらの研究成果をもとにイメージングプレートの放射線管理現場への適用として、Puの放射能評価,ラドン子孫核種とPuの弁別,Pu粒子の空気力学的放射能中央径の簡便な評価等の実用化を目的とするものである。従来のポラロイドフィルムによるオートラジオグラフィでは目視によるPuの汚染状態の把握のみであるが、イメージングプレートでは位置ごとの放射線に比例した数値データが得られ、目視では不可能なレベルの検出及びPu粒子の放射能評価が可能となる。今回の研究の結果、イメージングプレートは従来オートラジオグラフィと同様に線に適用可能であるとともに、
線にも適用可能であった。また、Pu粒子の測定では、Image J(汎用画像解析ソフト)の解析機能は非常に有効であった。スペクトルによる感度の影響が見られたものの、Puの放射能の評価が可能であった。
水庭 春美; 高崎 浩司; 堀越 義紀; 鈴木 一教; 塩谷 聡; 佐川 直貴; 黒澤 重行*
no journal, ,
イメージングプレートをMOX燃料製造施設の放射線管理に適用させる研究を行っている。現在、現場管理に使用しているZnSとポラロイドフィルム式のオートラジオグラフィと同様にイメージングプレートをプルトニウム等の線へ適用するとともに、
線への適用を検討した。また、現場放射線管理試料のプルトニウムについてImage J(汎用画像解析ソフト)を使用し、イメージングプレート画像からの検出及び放射能量の評価方法を検討した。
吉田 忠義; 辻村 憲雄; 佐川 直貴; 庄司 茂
no journal, ,
MOX燃料製造施設では、Pu同位体による自発核分裂中性子と、
Pu等からの粒子と
O等との(,n)反応による中性子に対する放射線管理が必要である。中性子線量計のエネルギー特性を考慮したうえで、作業場に適した線量計の選定や、必要に応じて補正等を実施するためには、作業場の中性子スペクトルを把握することが重要である。そこで、原子力機構核サ研のプルトニウム燃料第三開発室(Pu-3)において、平成19年3月より製造を開始した高速実験炉「常陽」Mk-3第2次取替燃料の製造工程20地点における中性子スペクトルの測定を実施した。
佐川 直貴; 黒澤 重行*; 高崎 浩司; 水庭 春美
no journal, ,
MOX燃料製造施設の放射線管理にイメージングプレート(IP)を適用させるため、画像解析技術によるIP画像からのプルトニウム(Pu)検出,放射能量の評価方法を検討した。本研究の結果、平均BGをもとにしたBGを99%カットする閾値を求めPuの識別方法を考案した。閾値で識別したPuスポットのPSLからフェーディングの効果を確認するとともに、フェーディング補正したPuスポットのPSLと積算放射能量(放射能量
測定時間)を比較し、換算係数を0.6Bq・分/PSLと評価した。相対誤差(90%信頼度)は約
50%であった。これはIPの測定が線エネルギーに依存するため、試料の状態に起因する線エネルギーのバラツキによるものと考えられる。線照射装置によりIP感度の均一性を確認したが定量評価上影響は小さかった。
線放射能強度分布測定への取り組み山崎 巧; 佐川 直貴; 井崎 賢二; 水庭 春美
no journal, ,
医療用カメラなどに用いられるフラットパネルPMTに線用のシンチレータを取付けることで線放射能強度分布をリアルタイムで検出することができる。本装置を用いて試料の線放射能強度分布を測定・解析することでプルトニウムとラドン子孫核種の弁別や放射能評価の現場適用性を評価した。これまで、核種判定と放射能測定はそれぞれ別の装置を用いていたため、現場適用が可能となれば放射線管理対応が合理化できる。また、本検出器を放射能測定装置や空気モニタに用いれば、プルトニウム汚染の検知が比較的容易になり、将来的に、線のエネルギー弁別が可能なシンチレータを適用することにより、さらに弁別精度の向上が期待できる。
佐川 直貴; 小田野 隆之*; 森藤 将之; 井崎 賢二; 水庭 春美
no journal, ,
現在MOX燃料製造施設の放射線管理で用いられているARGは、測定対象物が限られ、廃棄物が発生し、今後ポラロイドフィルムの入手も困難になることから代替技術としてデジタルカメラを用いたARGを検討した。Pu試料の露光は、ISOの感度を高くすることや露光時間を長くすることで感光を強くすることができるが、暗電流ノイズや長時間ノイズ,高感度ノイズなどのノイズも多く発生してしまうため、Pu試料の光点とノイズを区別することが難しくなる。今回試したシンチレータのうち、最も発光が良好であったのは、厚さ5
m,密度10mg/cmのものであった。また、ISOの設定としてはノイズの発生が少なく、Pu試料の発光が十分に確認できるものとしてISO3200が良好であった。Pu試料とシンチレータの間に空間が発生すると発光量が低下するため、Pu試料とシンチレータの間に空間ができないよう密着させた状態で露光する必要がある。
線波高分析装置の中性子感度について森下 祐樹; 佐川 直貴; 椿 裕彦; 井崎 賢二; 水庭 春美
no journal, ,
MOX燃料製造施設などでは、Si半導体検出器と波高分析器を組合せた可搬の線波高分析装置を用いた迅速な核種判定が行われている。この測定器が中性子に対し感度を持ち、プルトニウムと判定されるエネルギー領域に信号がみられることが確認されている。この原因を明らかにするため、中性子線源を用いた実測、及び汎用モンテカルロシミュレーションコードにより評価を行った。シミュレーションによる計算の結果、測定器に入射する中性子とSiとの核反応によって2次粒子が生じ、それらによるSi内への沈着エネルギースペクトルが、実測と同様の傾向を示し、今回の誤計数事象の原因として考えられる。
森下 祐樹; 佐川 直貴; 菅 巧; 辻村 憲雄; 吉田 忠義; 永井 博行
no journal, ,
2011年4月にICRPは、水晶体の組織等価線量に関する線量限度を現在の年間150mSvから大幅に下回る5年間平均が20mSv、単一年度に50mSvを超えないようにすべきとの声明を発表した。これに伴い、MOX燃料製造施設においても、現行の水晶体被ばく評価方法が妥当か検証する必要がある。そこで、同施設で不均等被ばくの可能性の高いグローブボックス(GB)周辺の線及び中性子線の線量率分布測定を行った。その結果、線量率が高く不均等被ばくの可能性の高い場所(GBポート部やグレーチングなど)を特定することができた。今後、これらの場所で人体形状ファントムを用いた測定を行い、現行の頚部TLDによる評価の妥当性を検証していく。
線エネルギースペクトルの測定結果とファントム上の個人線量計の応答山崎 巧; 高田 千恵; 中村 圭佑; 佐川 直貴; 星 勝也; 中川 貴博; 滝本 美咲; 谷村 嘉彦*; 高橋 史明; 百瀬 琢麿; et al.
no journal, ,
飯舘村,田村市,川内村において校正用PMMAファントム上に国内外の5種類の電子式個人線量計を設置し、線量計の読み取り値と線サーベイメータを用いてファントム設置場所の空間線量率の測定値を得た。個人線量計の指示値Dpとファントム上に個人線量計を設置した時間から算定される空間線量Daの間には個人線量計の種類毎に一定の相関があり、Dp/Da=0.6-0.7の範囲であった。また、ファントムを設置した各地点において原子力機構が開発した線エネルギースペクトロメータを用いて線エネルギースペクトルを測定し、H*(10), 実効線量E(ROT)の推定値,個人線量計の指示値の関係について考察した。
森下 祐樹; 佐川 直貴; 菅 巧; 山崎 巧; 辻村 憲雄; 吉田 忠義; 永井 博行
no journal, ,
現在、眼の水晶体の線量限度には、国際放射線防護委員会(ICRP)の1990年勧告(Publication 60)に基づき、等価線量として年150mSvという値が法律上定められている。2007年勧告(Publication 103)でも、限度として同じ数字が勧告されている。2011年4月21にICRPより出された"Statement on Tissue Reactions"の声明に、水晶体の線量限度を変更(5年平均で年間20mSv、年最大で50mSv)と記載された。これに伴い、現行の水晶体被ばく(頚部TLDにより評価)の評価方法でこの線量限度が担保できるか、検証していく必要がある。MOX燃料製造施設のうち胸腹部に比べて頭頸頚部が高い被ばく線量を受ける可能性のある作業として、グローブボックス(GB)作業がある。本研究では、GB周囲に着目し、その周囲の詳細な線量分布の測定を行い、水晶体被ばくの可能性の高いポイントを抽出するとともに、水晶体及び体表面の線量分布評価が可能なシステムの構築を行った。
菅 巧; 森下 祐樹; 佐川 直貴; 山崎 巧; 辻村 憲雄; 吉田 忠義; 永井 博行
no journal, ,
2011年4月21日にICRPより出された"Statement on Tissue Reactions"の声明で、水晶体の線量限度を5年平均で年間20mSv、年最大で50mSvを超えないように変更すべきと発表された。これに伴い、MOX燃料製造施設における現行の水晶体被ばく(頚部TLDにより評価)の評価方法でこの線量限度が担保できるか、検証していく必要がある。本研究では、MOX燃料製造施設のうち胸腹部に比べて頭頸部が高い被ばく線量を受ける可能性のあるグローブボックス(GB)作業に着目し、人体形状ファントムとSi半導体検出器を用いて、現行のGB周囲での水晶体及び体表面線量分布の測定を行った。またこの結果から水晶体被ばく評価方法の妥当性を検証した。
佐々木 一樹; 奥山 駿; 佐川 直貴; 細見 健二; 高田 千恵
no journal, ,
プルトニウム取扱施設における空気汚染管理では、天然放射線核種であるラドン子孫核種(以下、RnTn)による影響を考慮する必要があり、波高弁別によるRnTnの影響低減化に関する研究が進められている。先行研究[1][2]において、線の全エネルギーを測定するためシンチレータの厚みを調整し、波高弁別回路を付加したZnS(Ag)シンチレーション検出器(以下、ZnSダストモニタ)が開発され、そのZnSダストモニタは、現用の半導体検出器(以下、既設ダストモニタ)と同程度の基本性能を有していることがわかっている。本研究では、ZnSダストモニタの実用化に向け、先行研究で確認された交換部品が調達困難である等の保守面における問題点を解決するため、仕様を見直し、改良版のZnSダストモニタを製作した。また、ZnSダストモニタについて、既設ダストモニタと同様に管理区域内の作業環境(以下、実環境下)での連続モニタリングを実施して、通常測定が可能であるか、波高弁別によるRnTnの影響低減が可能であるかを検証した。実環境においてはRnTnだけでなく中性子源が存在するため、中性子の影響を考慮する必要がある。空気汚染管理対象となるプルトニウムについては、平常時の実環境下においては存在しないため、近いエネルギーを放出する核種のAm-241線源を使用して模擬測定を行った。Am-241線源、実環境下の中性子及びRnTnの測定結果をまとめた。その結果、中性子の影響については、10Sv/h程度の比較的中性子線量が高い場所においても、RnTnによるバックグラウンド計数率に比べて二桁以上小さいため無視できることがわかった。Am-241とRnTnの波高弁別については、エネルギースペクトルに重複する領域があることから、RnTnの除去率を高くするとAm-241に対する計数効率が低下することがわかった。今後、放射線管理に対する検出下限値(計数効率)の要求を考慮してRnTn除去率の最適化を行いダストモニタとして実用可能かどうか検証する。
線検出器の性能評価藤澤 真; 佐川 直貴; 細見 健二; 森下 祐樹; 高田 千恵
no journal, ,
現在福島第一原子力発電所(1F)での作業管理に使用されている線用ダストモニタでは、検出器性能により、10
Bq/cm程度の空気中放射能濃度の連続モニタリングが困難である。そのため、今後本格化するデブリ取り出し作業などに備え更に高濃度の環境でも適切に連続モニタリングできるダストモニタの開発が望まれている。本研究では、現行のモニタより1桁高い10
Bq/cm程度の環境で連続モニタリングできることを目標として極薄のプラスチックシンチレータを用いた線検出器を試作し、機器効率試験によりシンチレータの最適厚を求めるとともに、性能評価としてLEDによりシンチレータの高頻度発光を模擬した計数率特性試験を行った。その結果、シンチレータの厚さは8m程度が適当であり、計数率特性から10Bq/cmの濃度で約10時間連続モニタリング可能な性能を有することを確認した。今後は実試料を用いた試験や実際の作業環境での試験を行い、ダストモニタとして実際の使用環境への適用性を検証していく。
