Relation between neutron dosemeter readings and calibration fields for various workplace spectra

三枝 純; 谷村 嘉彦; 吉澤 道夫

Proceedings of 11th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/05

異なる中性子場において校正された中性子線量計をさまざまな中性子作業場において使用した場合に得られる、線量計の指示値と作業場の線量当量との関係について数多くのデータをもとに分析した。その結果、線量計の校正が行われるべき中性子場は線量計のエネルギー応答特性の違いにより異なることがわかった。精度良い中性子線量評価を行うためには、線量計のエネルギー応答特性の改善を図るとともに、作業場と校正場の中性子スペクトルの違いを十分考慮したうえで測定を行う必要がある。

さまざまな中性子スペクトルに対する中性子線量計の応答評価

三枝 純; 吉澤 道夫; 谷村 嘉彦; 吉田 真

Radioisotopes, 51(1), p.26 - 33, 2002/01

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.51.26

2001年4月の放射線防護法令の改正において中性子のフルエンスから実用量への換算係数が変更された。このため代表的な線量計について、法令改正に伴う影響を考察したが、線量換算係数の変更により、線量当量レスポンスの形はあまり変わらないことがわかった。また、各種の線量計を、さまざまなスペクトルを有する場において使用した場合に得られる指示値と真の線量当量との比について検討した。その結果、Cf-252線源を用いて校正した線量計を、さまざまなスペクトルを有する場において使用した場合、指示値と真の線量との比が1~2の範囲にあるのは、代表的なレムカウンタで23~77%、各種個人線量計で9~82%程度であることが判明した。

JCO臨界事故の終息作業について

金盛 正至

JNC TN8440 2001-018, 50 Pages, 2001/12

JNC-TN8440-2001-018.pdf:1.31MB

平成11年9月30日10時35分頃、茨城県東海村にある核燃料加工会社ジェーシーオー(以下「JCO」という)において臨界事故が発生した。本資料は国の防災対策の専門家としての現地での活動についてとりまとめたものである。JCOでは臨界事故の発生を想定していなかったため、中性子測定器がなく、臨界を終息させる機材もなかった。サイクル機構には国等から通報と派遣専門家の派遣の要請があった後、速やかに専門家を派遣した。この段階における事故対策上の課題は以下の4点であった。(1)事故状況、放射線状況等の事実関係の把握、(2)臨界事故の終息可能性の検討、(3)サイト周辺住民の退避のための情報発信、(4)女性を含め100名を超える社員等の身体汚染の把握と退避の検討。これらの課題については、JCOサイト内で検討を行い、臨界事故を終息させることができた。この報告は、これらの課題の関係者による解決の経過について報告するものである。

遮蔽計算によるJCO臨界事故時の線量分布・中性子スペクトル評価

坂本 幸夫

KEK Proceedings 2001-14, p.236 - 242, 2001/06

日本原子力学会の放射線工学部会の関係者では5グループが遮蔽計算コードによりJCO臨界事故時の敷地内外での中性子強度、スペクトル及び線量(率)の評価を行っている。これらのグループ間の評価結果特に臨界時の出力に違いが見られる。この原因を明らかにするために、各グループ間での計算条件を比較した。この結果、建家の壁材及び天井材である軽量気泡コンクリートの密度及び含有する水分量の取り扱いに大きな差が見られた。事故調査委員会の事故シナリオによる臨界状態の出力を再現する軽量気泡コンクリート中の水分量は0.050.10g/ccである。また、250m~1,700mの線量(率)実測データと計算値の距離に対する傾向がほぼ同じであることを確認した。

平成12年度安全研究成果発表会(核燃料サイクル分野-状況等とりまとめ-)

岡 努; 谷川 勉*; 戸室 和子*

JNC TN8200 2001-001, 42 Pages, 2001/01

JNC-TN8200-2001-001.pdf:3.16MB

平成12年12月14日、核燃料施設、環境放射能及び廃棄物処分を対象とした平成12年度安全研究成果発表会を核燃料サイクル開発機構(以下「サイクル機構」という。)アトムワールド(東海事業所)で開催した。本発表会は従来、職員相互の意見交換の場として、社内の発表会として開催されたが、平成8年より公開の発表会とし、社外(科技庁、大学、原研、電力、メーカ)からも多数の方々の参加をいただき、学識経験者等のご意見、ご要望を広く拝聴する方式で開催することとした。本発表会の発表課題は、サイクル機構が「安全研究基本計画」に基づいて実施している核燃料施設、環境放射能、廃棄物処分及び確率論的安全評価(核燃料施設に係るもの)分野の安全研究課題(全41課題)の中から、選定された13課題である。平成11年度の成果について各課題の発表を行った。本資料は、今後の安全研究の推進・評価に資するため、各発表における質疑応答、総括コメント等についてとりまとめたものである。なお、発表会で使用したOHP等はJNCTW1409 2000-004「平成12年度安全研究成果発表会資料(核燃料サイクル分野)」で取りまとめている。また、サイクル機構が実施している核燃料サイクル分野の安全研究の成果をJNCTN1400 2000-013「安全研究成果の概要(平成11年度-核燃料サイクル分野-)」でとりまとめている。

原子力災害時の放射線管理対応の経験; アスファルト固化処理施設火災・爆発事故及びJCO臨界事故の放射線管理対応

野田 喜美雄; 篠原 邦彦; 金盛 正至

JNC TN8410 2001-010, 35 Pages, 2000/10

JNC-TN8410-2001-010.pdf:3.85MB

核燃料サイクル開発機構東海事業所の放射線管理部門においては、アスファルト固化処理施設の火災・爆発事故及びJCOにおける臨界事故という二つの大きな原子力施設事故の放射線管理対応や支援活動を経験した。これらの事故はいずれも従業員の避難を伴うものであった。特に臨界事故に於いては住民の避難や屋内退避が行われるなど、一般公衆を巻き込んだ大規模な放射線防護活動が必要となった。また、臨界事故に於いては、継続している臨界状態を終息するための作業や、事故施設からの放射線量を低減するための作業など、原子力防災業務が実施された国内初めての事故であった。この二つの事故に対し、放射線管理部門は事故時の初期対応、作業者や施設の放射線管理、事業所周辺の環境測定等を実施した。さらにJCO臨界事故に対しては、臨界終息や遮蔽強化作業に対する放射線管理、環境モニタリング、避難住民のサーベイ、事故発生施設の排気管理などに協力したほか、各種管理資機材の貸与等を実施した。これらを通じて、これまで蓄積してきた放射線管理経験や技術等により円滑に事故対応業務を遂行したが、日頃の訓練は事故対応活動を円滑化すること、放管情報の提供は正確性に加え公衆の視点からの考慮が必要であること、事故対応には豊富な知識と経験を有する放射線管理員が必要であること、各支援組織の有機的活動には後方支援体制の確立が重要であること等を改めて確認した。

遮蔽安全解析コードの検証研究(VI)

澤村 卓史*

JNC TJ1400 99-002, 73 Pages, 1999/03

JNC-TJ1400-99-002.pdf:2.34MB

核燃料施設からの直接線およびスカイシャイン線による線量評価は、施設の環境評価項目の1つに位置づけられており、遮蔽計算コードにより解析が行われている。しかし、ベンチマークデータが極めて少ないこと等もあり、評価においては十分な安全裕度が見込まれている。このため、合理的な評価を行うためには、スカイシャイン線に係わる実測データの取得が不可欠である。本研究は、施設からのスカイシャイン線のベンチマークデータの取得および各種計算コードの検証を目的として実施するものである。今年度は、中性子を対象とした同期方式によるパルス状放射線測定装置を改良し、北大45MeV電子線型加速器施設内および周辺の中性子到来時間分布測定を実施することにより、作製した装置がスカイシャイン線による線量測定に有効であることを実験的に明らかにすると共に汎用ユ一ザ一ズ版EGS4およびMCNPコードによる北大45MeV施設のスカイシャイン線評価への適用を検討するため以下の研究を行った。・同期法によるパルス状放射線測定装置を改良し、ゲート動作の有効性とバックグランド低減率の測定等の基礎実験を行った。装置の改良の結果、施設建て屋外においても信号中性子、バックグランド中性子および中性子到来時間分布を同時に測定することが可能になった。・北大45MeV電子線型加速器施設の建て屋内および周辺の中性子到来時間分布測定を実施した。その結果、中性子スカイシャイン線の測定に対しても同期測定法が適用できること示した。中性子に対しても排気筒が中心的な漏洩源であることが分かった。・シミュレーションによる北大45MeV電子線型加速器施設からの中性子スカイシャイン線評価のための基礎的計算を開始した。その結果を示す。

放射線管理用線量測定器の新しい動向,2; 個人線量計,2-1,受動型線量計,1,ガラス線量計

山口 武憲

保健物理, 33(2), p.121 - 142, 1998/00

https://doi.org/10.5453/jhps.33.121

近年、国内で開発され、実用に供されている蛍光ガラス線量計について、個人線量測定の観点からその特徴を紹介した。現在、国内では個人線量計としてフィルムバッジが大勢を占めているが、線量測定範囲が広い、フェーディングがほとんど無い、読み取りによりデータを消失しない、自動測定である、などの長所を有しており、ガラス線量の価格がフィルムバッジの価格と同程度になれば、フィルムバッジに代わり普及すると考えられる。

TLDバッジのn/分離性能と中性子線量当量評価値の誤差の定量に関する検討

辻村 憲雄; 百瀬 琢麿; 篠原 邦彦

PNC TN8410 96-402, 90 Pages, 1996/12

PNC-TN8410-96-402.pdf:5.4MB

現在、個人被ばく管理に使用しているTLDバッジのうち、中性子線の測定に使用するTLD線量計は、線のみに感度を有する7Li211B4O7(Cu)蛍光体と線と中性子線の両者に感度を有する6Li210B4O7(Cu)蛍光体を用いたTLD素子の組み合わせから構成されている。6Li210B4O7(Cu)素子の発光量から中性子線のみによる情報を得るには、7Li211B4O7(Cu)素子の線による発光量を6Li210B4O7(Cu)素子のそれと同等と見なして両者の発光量の差し引き計算を行う必要があるが、両TLD素子の感度が必ずしも等しく揃っているわけではないことに加えて、中性子線に対する線の混在割合が多いような場合には、差し引き計算に伴う誤差が相対的に増大し、中性子線量当量の評価値の精度が著しく低下する可能性がある。本研究では、以下に示す二種類の方法で、中性子線と線の混在場におけるTLDバッジの中性子線の分離評価精度を定量的に求めた。(1)中性子線と線の混合割合を変化させた照射実験(2)シミュレーション計算による誤差評価実験値との比較から本研究で提示した誤差計算モデルの妥当性を確認した。さらに、その誤差計算モデルを用いてプルトニウム燃料製造施設の作業者の中性子線量当量評価値の精度を推定した結果、記録レベル上の中性子線量当量の検出限界0.2mSvでの精度は、中性子線に対する線の混在比12の範囲では約2030%であった。

ICRP1990年勧告に基づく外部被ばく線量の変化に関する試算

辻村 憲雄; 百瀬 琢麿; 篠原 邦彦

PNC TN8410 96-211, 37 Pages, 1996/07

PNC-TN8410-96-211.pdf:1.1MB

国際放射線防護委員会(ICRP)は、これまでの基本勧告を改訂し、1990年にICRPPublication60を勧告した。この新勧告では、線量限度の変更の他に、線量拘束値や放射線防護の概念等についても新しい考え方を示しているが、個人の被ばく線量の評価上、重要となるのは放射線荷重係数、組織荷重係数の導入及び線質係数の変更である。また、ICRPとICRU(国際放射線単位測定委員会)の合同タスクグループが実施しているOperationalQuantityの体系化の整理が進み、新たに個人線量計の校正用線量という新概念が導入されつつある。これらICRPの新勧告、あるいはICRP-ICRU合同タスクグループの報告が国内法令に適用された場合、これまでの評価線量の値は大きく変わる可能性があるため、本研究では、平成7年度に主にプルトニウム燃料取扱施設で作業を行った放射線業務従事者が着用した個人線量計の測定値から、ICRPの新勧告等が国内法令に導入された場合の被ばく線量を試算し、現行法令の下での線量値と比較した。その結果、中性子線と低エネルギー線の混在場であるプルトニウム燃料取扱施設においては、中性子線による集団線量当量は現状の約2倍、線による集団線量当量は現状の約0.60.8倍となり、両者を合算した場合では現状とほぼ同程度になることが分かった。今後、本資料が法令改正にあたって円滑な対応を行うための検討資料となることを期待する。