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C, and its application to surface and soil air天野 光; 駒 知孝*; 安藤 麻里子; 小嵐 淳; 飯田 孝夫*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 252(2), p.353 - 357, 2002/00
被引用回数：6 パーセンタイル：39.48(Chemistry, Analytical)空気中H-3,C-14について、化学形別同時サンプリング装置を開発し、その特性を調べた。また、その装置を用い、屋外空気,土壌空気についてサンプリングを行い、化学形ごとの濃度を定量した。本装置では、H-3について水蒸気,水素ガス,及びメタンの化学形を、C-14について二酸化炭素及びメタンの化学形のものを同時に採取できる。
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(
放射能:8.2
10-3Bq/cm2、
放射能:1.210-2Bq/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
加藤木 賢; 助川 泰弘*; 鈴木 敏*; 吉田 充宏; 野原 尚史; 松野 洋一*; 三代 広昭
JNC TN8440 2000-022, 180 Pages, 2000/10
JNC-TN8440-2000-022.pdf:12.16MB
廃棄物屋外貯蔵ピットについては、平成9年8月26日に保管されている廃棄物の容器が腐食、浸水していることが確認された。その後、改善措置に取り組み、廃棄物の取り出し作業を平成10年4月10日に終了し、平成10年12月21日の漏水調査等報告をもって改善措置を終了した。その後、廃棄物屋外貯蔵ピット内を一般のコンクリート中の放射能程度まではつり除染し、管理区域を解除したのち、コンクリートを打設してピットを閉鎖した。本データ集は、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIIとして、ピットの閉鎖措置に係る作業において実施した汚染検査等についてまとめたものである。なお、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIとして、廃棄物屋外貯蔵ピットの改善措置等に係る写真集がある。
吉田 充宏; 鈴木 敏*; 助川 泰弘*; 三代 広昭
JNC TN8440 2000-021, 180 Pages, 2000/10
JNC-TN8440-2000-021.pdf:42.37MB
廃棄物屋外貯蔵ピットについては、平成9年8月26日に保管されている廃棄物の容器が腐食、浸水していることが確認された。このため、直ちにピット周辺の汚染の有無を確認するための調査、ピット内への増水を防止するためのシート布設、ピット内滞留水の汲み上げ、ピット内廃棄物の取り出しを行うための作業建家及び廃棄物処理設備等の設計並びに許認可を開始した。作業建家の建設後、廃棄物取り出し作業を行い、平成10年4月10日に取り出しを終了し、その後、滞留水の流入調査及びピットからの漏水調査を行い、国、県、村等への報告(平成10年12月21日)を以て改善措置を終了した。その後、ピットの閉鎖措置として、ピット内壁を一般のコンクリート中に含まれる放射能のバックグランド程度まではつり除染を行った後、管理区域を解除し、コンクリートを打設して閉鎖する工事を行った。ピットの閉鎖措置は、平成11年8月中旬より作業準備を行い、その後、廃棄物保管エリア確保のためのグリーンハウス縮小及び資器材の解体撤去を開始するとともに、9月上旬よりピット内壁のはつり除染作業を開始し、ピット内はつり除染及び内装設備の解体撤去を平成12年6月30日までに終了した。ピット内へのコンクリート打設を平成12年8,9月に実施し、ピットを閉鎖した。本報告書は、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIとして、平成9年8月のピット内滞留水問題の確認時から平成12年9月のピット閉鎖終了までのピットの改善措置等に係る工事、作業等の状況を写真にまとめたものである。なお、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIIとして、廃棄物屋外貯蔵ピット内の汚染測定、除染後の確認測定等関連データ集がある。
加藤木 賢; 石橋 祐三; 吉田 充宏; 三代 広昭; 助川 泰弘*; 井坂 正明*; 鈴木 敏*
JNC TN8440 2000-020, 500 Pages, 2000/10
JNC-TN8440-2000-020.pdf:25.91MB
廃棄物屋外貯蔵ピットについては、平成9年8月26日に保管されている廃棄物の容器が腐食、浸水していることが確認された。このため、直ちにピット周辺の汚染の有無を確認するための調査、ピット内への増水を防止するためのシート布設、ピット内滞留水の汲み上げ、ピット内廃棄物の取り出しを行うための作業建家及び廃棄物処理設備等の設計並びに許認可を開始した。作業建家の建設後、廃棄物取り出し作業を行い、平成10年4月10日に取り出しを終了し、その後、滞留水の流入調査及びピットからの漏水調査を行い、国、県、村等への報告(平成10年12月21日)を以て改善措置を終了した。その後、ピットの閉鎖措置として、ピット内壁を一般のコンクリート中に含まれる放射能のバックグランド程度まではつり除染を行った後、管理区域を解除し、コンクリートを打設して閉鎖する工事を行った。ピットの閉鎖措置は、平成11年8月中旬より作業準備を行い、その後、廃棄物保管エリア確保のためのグリーンハウス縮小及び資器材の解体撤去を開始するとともに、9月上旬よりピット内壁のはつり除染作業を開始し、ピット内はつり除染及び内装設備の解体撤去を平成12年6月30日までに終了した。なお、はつり除染後の状況については、科学技術庁の状況確認を受けるとともに、平成12年7月7日に県、村、隣接市町村の確認を受けた。ピット内へのコンクリート打設作業については、ピットの管理区域を解除した平成12年7月6日以降から準備を開始し、3回(3層)に分けてコンクリートを打設(約1,200m3)し、平成12年8月31日までに塗り床を含め終了した。なお、本報告書の別冊として、廃棄物屋外貯蔵ピットの改善措置等に係る写真集(別冊PartI)及び廃棄物屋外貯蔵ピット内の汚染測定、除染後の確認測定等関連データ集(別冊PartII)がある。
三代 広昭; 吉元 勝起; 工藤 健治; 助川 泰弘*
JNC TN8440 99-005, 864 Pages, 1999/03
平成9年8月26日、東海事業所敷地の北に位置する廃棄物屋外貯蔵ピット(以下「ピット」という。)に保管されている廃棄物の容器が腐蝕、浸水していることが確認された。このため、平成9年9月1日、県及び村等から廃棄物屋外貯蔵ピットに係る改善等の措置についての要求を受け平成9年9月3日及び平成9年9月18日に要求に対する中間報告を行い、平成10年12月21日に最終報告を行った。それと平行して、平成9年11月14日に異常事態報告第1報、平成10年12月21日に異常事態報告第2報の報告を行った。また、平成9年9月1日、国から9項目の改善指示を口頭で受け、平成9年9月5日に報告、平成10年12月21日に漏水調査の報告を行った。更に、「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定」第11条に基づき県及び隣接市町村の立入り調査(平成9年8月27日、9月4日、9月24日、平成10年1月7日、6月4日の計5回)が実施された。本報告書は、国、県、村等からの指示、要求に対する報告資料及び立入り調査資料をまとめたものである。
鈴木 良宏; 佐藤 俊一; 鈴木 満; 岡本 成利; 渡辺 直樹; 品田 健太; 吉田 忠義
PNC TN8440 98-025, 111 Pages, 1998/07
平成9年9月に茨城県、東海村が実施した「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定」第15条に基づく東海事業所放射性固体廃棄物貯蔵施設に係わる現地調査の結果、放射性廃棄物に関して改善処置を求められた。これを受けて事業団は科学庁、県及び村に対して平成10年3月完了を目標に保管容器の点検・補修作業を開始することとなった。この内プルトニウム系廃棄物の点検・補修は計画どおり進み、平成10年3月をもって終了した。本報告書は、プルトニウム廃棄物保管容器の内、プルトニウム廃棄物貯蔵施設(PWSF)及び屋外固体廃棄物貯蔵庫(17棟)に保管されている保管容器の点検・補修作業に係わるものであり、今度の廃棄物保管容器の点検・補修作業の一助となるものである。
森嶋 彌重*; 古賀 妙子*
PNC TJ1630 97-001, 37 Pages, 1997/03
土壌中にはウランやラジウム等を含む鉱物が広く分布しており、これらがラドンの発生源として種々の形態で人の生活環境に関与し、ラドン濃度は様々な要因によって時間的にも空間的にも大きく変動している。そこで、環境大気中のラドン濃度の経時変動および場所による濃度レベルの分布を簡便にしかも、正確に評価するために特にピコラドシステムおよび液体シンチレーションスペクトロメータ(Tri-carb 2250CA)を用いて空気中ラドン濃度の測定に関する基礎的研究を行うとともに、日本でも有数のラドン温泉である鳥取県三朝温泉と、その周辺地域のラドン濃度の測定を行い、ラドンおよび崩壊生成核種の環境中挙動に関する検討を行ったので、その結果を報告する。
not registered
PNC TJ1630 95-001, 29 Pages, 1995/03
活性炭によるラドン吸着を利用したピコラド検出器および液体シンチレーションスペクトロメータを使用して、鳥取県三朝地域における空気中および水中ラドン濃度の測定を行い、ラドンおよび崩壊生成核種の環境中挙動に関する研究を行った。ピコラドシステムによるラドン濃度測定は、簡便迅速に測定可能で、採取期間24時間、計測時間200分で、空気中ラドン濃度の最小検出限界は1.7Bq/m3、水中0.43Bq/Qと有効な方法である。三朝周辺地域では、屋内ラドン濃度は19
158Bq/m3、屋外ラドン濃度は1969Bq/m3に変動、浴室においては換気などに大きく影響されるが、1002200Bq/m3と高く、そして巾広い範囲に変動した。温泉水中のラドン濃度は481066Bq/Q、三徳川、用水路などの水中ラドン濃度は最高14Bq/Qの範囲に変動している。
石崎 寛治郎*; 岡川 誠吾; 大内 康喜; 伊藤 彰彦; 簗 尚*; 浅見 晃*; 峯岸 敬一*; 和達 嘉樹; 荒木 邦夫; 天野 恕
JAERI-M 9380, 59 Pages, 1981/03
日本原子力研究所と秩父セメント株式会社で共同開発したPIC容器の安全性に関して、耐圧型と均圧型の2種類の容器を使用し、RIとしては
Csと
Csを用いた。ホット供試体はRIを布ウエス中に散布したもの(2)など4体である。外水圧試験は深海底5,000mの条件を模擬した条件で24時間保持した。ウエスを収納した容器に関しては高水圧試験後、常温常圧下で長期(400日程度)の浸出試験を実施中である。その結果、(1)均圧型PIC容器は250kg/cm
まで耐圧性を有し、以後均圧化するが均圧後も500kg/cmの外水圧力で破壊等の異常のないことが明らかとなった。(2)耐圧型PIC容器は500kg/cm外水圧力下で、十分な耐圧強度と不透水性を有し、RIの浸出抵抗性に優れていることが確認された。(3)ウエスを収納したPIC容器の長期浸出試験(144日まで)の結果、均圧型PIC容器ではCsの浸漬日数の平方根に比例して増加するのに対し、耐圧型PIC容器では全く浸出していなかった事が判明した。
島田 太郎; 三輪 一爾; 武田 聖司
no journal, ,
福島第一原子力発電所(以下、1F)敷地内に一時保管されている放射能で汚染されたがれき類を資源化して敷地内のある特定の用途に限定して再利用することが検討されている。1F敷地内のような放射線管理が実施されている現存被ばく状況において、汚染した資機材等の再利用に対し、線量のめやすとなる数値は現在まで提示されていない。そこで、本研究では、現状の1F敷地内のバックグラウンド(BG)線量率に着目し、資源化物(線源)が使用された場所において上昇する1m高さでの空間線量率が、BGの線量率変動範囲を超えないことを必要条件とした。また、算出されためやす濃度による再利用が作業者及び公衆へ影響を与えないことを、作業者の追加被ばく線量、敷地境界への線量寄与、地下水核種濃度を評価することによって確認する評価フローを構築した。さらに構築した評価フローに従い、資源化した骨材を道路路盤材及びコンクリート構造物の基礎に適用する場合を想定し、評価対象核種のめやす濃度を試算した。
