検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 13 件中 1件目~13件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

屋外器材ピット(Bピット)内廃棄物取出し作業に係わる放射線管理について

伊東 康久; 野田 喜美雄; 菊地 正行; 石川 久

JNC TN8410 2001-018, 67 Pages, 2001/04

JNC-TN8410-2001-018.pdf:2.96MB

プルトニウム燃料工場屋外器材ピット(Bピット)(以下「Bピット」という。)の廃棄物取出し作業は、平成9年9月、安全総点検において確認事項として摘出し、一般作業計画により平成10年6月8日から開始された。平成10年6月25日、廃棄物整理作業中、廃棄物中に放射能汚染物を発見し、さらに、作業者3名の作業衣及び靴底等にも汚染が検出された。作業者の身体サーベイ、鼻スミヤの結果、また、肺モニタ及び精密型全身カウンタでの測定の結果、皮膚汚染はなく内部被ばくもなかった。発見された汚染物等について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムによる汚染と判明した。その後、Bピット内の放射線モニタリングを実施し、廃棄物表面から有意な値($$alpha$$放射能:8.2$$times$$10-3Bq/cm2、$$beta$$$$gamma$$放射能:1.2$$times$$10-2Bq/cm2)を検出したことから当該廃棄物について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムを確認した。なお、廃棄物周辺の線量当量率、空気中放射性物質濃度については検出下限値未満であった。上述のとおりピット内に保管されていた廃棄物の一部の表面に汚染が検出されたため、6月25日にテントハウス内を一時管理区域に設定し、ピットからの汚染拡大防止策として、ピット上部をビニルシート及び防炎シートにて密封した。その後の廃棄物取出し作業は、ピット上部に作業囲いを設置し、作業囲い内にグリーンハウス(以下「GH」という)を3段(GH-1.2.3、ピットはGH-1内)設置して、特殊放射線作業で実施した。作業区域の空気中放射性物質濃度の管理は、GH-1内を連続監視ができるようにダストモニタを設置し、その他についてはエアスニッファを設置して実施した。線量当量率、表面密度の管理は、定点を定め測定した。また、ピット内は第2種酸素欠乏危険場所として指定し、有毒ガス及び酸素濃度の管理が行われた。作業は防護装備を全面マスク及びタイベックスーツ並びに保護手袋着用とし、3名/班で実施された。作業中、毎日GH-1.2.3内の放射線状況を確認し作業者へ周知してきた。放射線状況は全て検出下限値未満であった。廃棄物取出し作業は平成10年11月中旬に終了し、ピット内の清掃後、平成10年12月初旬からピット内の汚染検査及び一時管理区域解除の為の処置を実施して、平成11年1月13日に屋外器材ピット(Bピット)の一時管理区域を解除した。取

報告書

HTTRにおける放射線監視システム

仲澤 隆; 菊地 寿樹; 安 和寿; 吉野 敏明; 足利谷 好信; 佐藤 浩一; 箕輪 雄資; 野村 俊文

JAERI-Tech 2001-010, 125 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-010.pdf:7.4MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、熱出力30MWの高温ガス試験研究炉として、1998年11月10日に初臨界に達し、現在、放射線監視システムを活用して出力上昇試験における放射線管理データの測定を行っているところである。本報告書は、出力上昇試験、定期自主検査などにおける放射線管理を実施するうえで役立つように関連するHTTRの施設の概要を含めてHTTR放射線監視システムの設計方針、放射線管理設備及び放射線管理計算機システム等についてまとめたものである。

報告書

抵抗溶接法の開発(3)(ODS鋼強度評価用試験片の製作)

遠藤 秀男; 関 正之; 石橋 藤雄; 平 一仁*; 塚田 竜也*

JNC TN8410 2000-007, 89 Pages, 2000/03

JNC-TN8410-2000-007.pdf:6.28MB

1.目的 平成9年度に試作したODS鉄製被覆材(フェライト系ODS鋼(以下、「F系ODS」と称す。)とマルテンサイト系ODS鋼(以下、「M系ODS」と称す。))の強度特性及び抵抗溶接部の接合強度を確認することを目的として、内圧封入型クリープ試験片、引張試験試験片、内圧バースト試験及び急速加熱バースト試験片を製作した。2.試験方法 抵抗溶接法を用いて試験片の製作を行うあたり、溶接条件設定試験を兼ねてODS鋼の溶接特性を確認するとともに、試験片製作時には、接合部の健全性を保証するために必要な項目の洗い出しと検証を実施した。また、接合強度を確認するために、引張試験(RT,600,700,800$$^{circ}C$$)と参考までに内圧クリープ試験を実施した。3.試験結果と考察 3.1溶接特性について(1)被覆管の肉厚が厚くなると、接合界内部における被覆管内厚の減少が生じた。これは、被覆管側のコレットチャックによる冷却効果が弱まり、接合部近傍における加熱範囲が拡張し、バリとして接合面外へ排出されたものと考える。また、被覆管の偏肉が大きくなると、肉厚の薄い方は異常発生を生じた。均一な接合継ぎ手を得るためには、予熱電流を下げ、時間を長くし、高加圧力で行い、溶接時における接触抵抗を低く抑えられる条件にする必要がある。(2)M系ODS及びF系ODS被覆管と高強度フェライトマルテンサイト鋼(以下、「62PFS」と称す。)端栓の組合せでは、接合部近傍の硬さが増加した。しかし、溶接後熱処理(710$$^{circ}C$$-10分)を行うと、その硬さは、母材と同等の硬さまで回復した。これらの材料を溶接する場合は、溶接後に熱処理が必要となる。3.2接合強度について(1)引張試験結果は、一部を除き母材と概ね同様な強度を示した。しかし、F系ODS被覆管と62FS端栓の組合せでは、接合部に細粒組織が、M系ODS被覆管では、接合部近傍の被覆管側に炭化物が析出した。これらの析出物等が高温(800$$^{circ}C$$)引張試験において接合部から破断した要因と考えられる。(2)M系ODS(M91材)材を用いて参考のために、内圧クリープ試験を実施した。破断設定時間は、100hと300hの2試料とし、いずれも管部からの破断であり、接合部は健全であった。(3)今後は、析出物等と接合強度の関係を確認する目的からシャルピー衝撃試験等を行い、接合部の破壊ジン性評価を行う。また

報告書

ダストモニタ校正用線源の標準化に関する調査研究

not registered

PNC TJ1500 95-002, 62 Pages, 1995/03

PNC-TJ1500-95-002.pdf:4.12MB

動力炉・核燃料開発事業団は、核燃料サイクル施設を運転しており、これらの多様な施設の排気放射能をダストモニタにより測定している。このダストモニタによる測定において、ダストモニタの校正定数が校正に使用される$$beta$$線面線源にどのように依存するかを評価しておくことが重要である。本報告書においては、現状で一般に使用されているGM計数管式およびプラスチックシンチレーシン検出器式ダストモニタを対象として、ダストモニタの放射能測定器の校正に使用される$$beta$$線面線源の違いによる校正定数の変化の基礎的データを収集するとともに、ルーチン校正において使用すべき$$beta$$線面線源について検討を行った。

論文

原子炉安全工学講座,8; 冷却材の漏洩検出

村主 進; 川崎 稔

原子力工業, 20(4), p.46 - 52, 1974/04

原子炉冷却材圧力バウンダリに貫通亀裂が発生した場合は、冷却材の漏洩検出によってこれを検知することができる。ここでは漏洩と亀裂長さおよび限界亀裂長さの関係について説明し、現在までに開発された漏洩検出装置の内容および原子力発電所における漏洩検出の実例について述べた。

口頭

Development of direct-type alpha dust monitor for in-situ measurement of airborne concentration during fuel debris retrieval and decommissioning of nuclear fuel cycle facilities

坪田 陽一; 本田 文弥; 中川 貴博; 川崎 位; 池田 篤史; 玉熊 佑紀*; 床次 眞司*; 百瀬 琢麿

no journal, , 

福島第一原子力発電所における燃料デブリの本格取り出し時や核燃料サイクル施設の廃止措置においては、大量の放射性微粒子、特に$$alpha$$粒子の飛散が想定される。従来型の1チャンネルのSi半導体と捕集ろ紙を用いた$$alpha$$線用ダストモニタでは計数率上限が高くないことや、ろ紙への捕集であるためその場の空気中濃度の算出が困難である等の課題があった。本件では前述の課題解決を目指し、捕集ろ紙を使わず、扁平型流路を流れるエアロゾルからの$$alpha$$線をシンチレータと多チャンネル光電子増倍管にて直接計測するダストモニタを設計し、試作した。同試作機のU$$_{3}$$O$$_{8}$$線源に対する検出効率は約80.8%であり、約3MBqの$$^{241}$$Am線源を用いた試験においては20Mcpm以上での測定が可能であった。従来型のSSBDを用いたダストモニタの10倍以上の高計数率でも動作することが確認された。ラドンチャンバーを用いた試験において空気中の$$alpha$$核種の濃度変化にスムーズに追従することを確認した。

口頭

廃炉や廃止措置における空気中放射性物質濃度のその場測定に向けた$$alpha$$線用ダストモニタの要素技術開発

坪田 陽一; 本田 文弥; 中川 貴博; 川崎 位; 玉熊 佑紀*; 床次 眞司*; 百瀬 琢麿

no journal, , 

燃料デブリの本格取り出し時のデブリ切断や核燃料施設の廃止措置における核燃料付着物の解体においては、大量の放射性微粒子の飛散が想定される。従来型のSi半導体を用いたダストモニタでは耐湿性や耐ノイズ性、ろ紙の目詰まり等の課題があった。本件では捕集ろ紙を使わず、扁平型流路を流れるエアロゾルからの$$alpha$$線をシンチレータと多チャンネル光電子増倍管にて直接計測するダストモニタを設計し、試作した。同試作機は20Mcpm以上の高計数率での測定が可能であり、空気中の$$alpha$$核種の濃度変化にスムーズに追従することを確認した。

口頭

デブリ取り出しや廃止措置のための「その場」$$alpha$$ダストモニタの要素技術開発

坪田 陽一; 吉田 将冬; 本田 文弥; 床次 眞司*; 中川 貴博; 川崎 位

no journal, , 

「その場」における空気中放射性物質濃度のリアルタイム測定を目指し、捕集ろ紙を使わず、扁平流路内の$$alpha$$粒子濃度を直接計測するダストモニタを試作し、性能評価を実施した。試作機は高湿度環境で動作し、従来のSSBDを用いた機器の10倍以上の計数率を測定可能であった。

口頭

大気モニタにおける人工放射性核種の弁別手法の検討

橋本 啓来*; 山田 椋平; 山口 栞奈*; 佐々木 耕一*; 玉熊 佑紀*; 細田 正洋*; 赤田 尚史*; 床次 眞司*

no journal, , 

原子力施設からの予期しない人工放射性核種の異常放出の早期検出のためには大気中放射性物質濃度を連続測定する必要がある。一方、平常時から大気中には天然放射性核種が存在しており、具体的には核燃料施設からの放出が予想される人工放射性核種の一つである$$^{239}$$Puと$$alpha$$線エネルギーが近い$$^{218}$$Poや$$^{212}$$Biなどが存在する。そのため、天然放射性核種と人工放射性核種の弁別方法の確立が求められるが、現在の弁別方法には不十分な点も存在する。そこで本研究では、$$^{218}$$Po及び$$^{212}$$Biの関心領域と$$^{239}$$Puの関心領域における計数比を用いた弁別法の検討を行った。本発表では、関心領域の設定方法、計数比の評価方法・結果及び実環境測定データとの比較による$$^{239}$$Puの弁別性能について報告する。

口頭

放射性廃棄物容器内部の汚染確認を可能とするダストモニタ用密封型穿孔集塵アダプタの開発

鈴木 隆太; 吉岡 輝; 田村 健

no journal, , 

プルトニウムを含む放射性固体廃棄物(以下、「廃棄物」という)を点検するため、ドラム缶などの廃棄物容器(以下、「容器」という)を開封するには、セル等を用いた汚染拡大防止策を図る必要がある。セル等での点検は、点検対象の放射線量が高い場合等においては合理的な方法である。しかしながら、廃棄物は材質,Pu量,放射線量等が多種多様であるため、セル等での点検作業が必ずしも合理的とはいえない。廃棄物及び容器の状態に応じた汚染拡大防止策を採用し、廃棄物の点検作業を安全かつ効率的なものにすることが求められている。本件では、容器内部の汚染状況に着目し、容器の蓋を開けずに、容器内部の汚染の有無を確認する装置を開発した。本装置を用いることで、点検作業前に容器内部の汚染状況を確認し、その状況に適した汚染拡大防止策を採用することができ、より合理的な点検作業に繋がる。

口頭

放射性ダストモニタにおける人工放射性核種の弁別手法の検討; $$^{214}$$Po-全$$alpha$$計数値相関関係法

山田 椋平; 橋本 啓来*; 玉熊 佑紀*; 大森 康孝*; 細田 正洋*; 赤田 尚史*; 内山 怜; 中田 陽; 遠藤 倫崇*; 今城 裕介*; et al.

no journal, , 

原子力施設周辺においては、予期しない人工放射性核種の異常放出に備え、平常時から大気中放射性物質濃度を測定している。一方、大気中には平常時から天然放射性核種が存在し、これらと人工放射性核種を弁別する必要がある。本研究では、天然放射性核種の計数値の相関関係を利用した人工放射性核種の弁別手法を検討した。そこで本発表では、原子力災害対策指針補足参考資料を含む大気中放射性物質濃度測定に係る背景から、弁別手法の着想に至った経緯やその方法・結果について紹介する。

口頭

新型$$alpha$$線ダストモニタ検出器の性能試験について

佐々木 一樹; 佐川 直貴; 細見 健二; 高嶋 秀樹

no journal, , 

核燃料サイクル工学研究所に配備されている$$alpha$$線ダストモニタ(以下、既設モニタ)は、放射線測定部に用いている半導体検出器がサンプリングした空気に直に接触する構造のため、設置場所の環境に起因すると考えられる不具合が多発している。この背景を踏まえて、富士電機(株)にて開発された$$alpha$$線ダストモニタ(以下、新型モニタ)に着目した。この新型モニタの特徴は、半導体検出器が窒素充填された筒の中に収納されており、既設モニタと異なりサンプリングした空気が直に接触しない構造となっているため、半導体検出器の表面が劣化しにくく、設置場所の環境影響を受けにくいことが期待される。本件では、新型モニタに対する性能試験の結果及び既設モニタとの比較結果を報告する。新型モニタの$$^{241}$$Amのピークチャンネルを元に測定領域を設定したときの計数効率は13.0%と既存モニタの基準を満たしていることを確認した。また、ラドン子孫核種及び$$beta$$線核種による妨害影響については、着目核種の測定領域を適切に設定することで除去できることを確認した。管理区域内において2週間の連続測定を行った結果は、既設モニタと新型モニタの指示値変動は同様の結果を示した。

口頭

$$alpha$$線空気モニタの高経年化に係る取り組み

今橋 淳史; 佐川 直貴; 金澤 信之*; 田村 敏寛*; 細見 健二; 高嶋 秀樹

no journal, , 

日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所内の核燃料物質等取扱施設では、$$alpha$$線空気モニタを用いて作業環境におけるプルトニウム等の$$alpha$$線放出核種の空気中濃度を常時監視している。当研究所内に設置している$$alpha$$線空気モニタは、常時監視している空気中濃度に異常があった際は、作業者を退避させるための警報を発報する機能を備えているが、30年以上運用されていることから、測定部の半導体検出器の劣化や前置増幅器の作動不良が原因と推定される誤計数による警報誤吹鳴事象が年々増加する傾向にあった。$$alpha$$線空気モニタの高経年化対策として、測定部を耐久性の高いイオン注入型半導体検出器へ部品交換し、前置増幅器については耐ノイズ性の高い回路基盤を製作して部品交換を進めた結果、誤計数による警報誤吹鳴事象の発生は減少し、設備の信頼性を確保することができている。本発表では、これら高経年化に係る取り組み内容について報告する。

13 件中 1件目~13件目を表示
  • 1