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平山 昭生*; 江花 稔*; 石田 順一郎; 白井 謙二*
PNC TN841 80-28, 68 Pages, 1980/04
核燃料物質取扱施設で有意の空気汚染が発生した場合にその濃度評価を迅速に行う必要がある。この際,天然に存在するラドン,トロン及びその娘核種が迅速な測定を妨げるためこれら天然の放射性物質を除去をして捕集できるサンプリング系が必要である。迅速測定が可能なサンプリング系を開発し,その性能評価試検を早稲田大学理工学研究所に委託した。上記目的を遂行するために,核燃料物質とラドン等娘核種の慣性パラメータの差を利用した分離補集器を試作し,試験,検討した。試作器を用い70
90%のラドン等娘核種の濃度ならびに粒度分布を測定した結果を報告する。
平山 昭生*; 石田 順一郎; 坂本 源二*; 竹田 誠一
PNC TN841 79-16, 48 Pages, 1979/02
報告書(I)、(II)では空気中に漏洩した六フッ化ウランを対象とする、放射性物質濃度、フッ化水素濃度、粒度分布等測定法の検討結果を述べた。本報では、これら基礎技術をふまえ、大型の密封容器(30m
)ならびに小型の密封容器(3 m)中へ漏洩した六フッ化ウランエアロゾルを対象として、漏洩の状況、空気汚染と表面汚染の関係、粒度分布の経時変化等について調べた結果を報告する。六フッ化ウランが空気中に漏洩する際には、ウランの娘核種の大部分を容器中に残し、親核種だけが漏洩する。これら空気中に漏洩した六フッ化ウランは直ちに空気中の水分により加水分解され、粒子状物質とフッ化水素が生じる。粒子状物質の粒度分布は、発生条件により異なるが、空気力学的放射能中央径で0.61.8
mのものが得られた。顕微鏡写真との対比により、密度は2.9g/cmと求まった。放射性物質濃度とフッ化水素濃度の関係はほぼ反応式通りの値が得られた。
岩崎 皓二*; 福田 整司*; 平山 昭生*; 北原 義久*; 岸本 洋一郎; 倉林 美積*; 黒須 五郎; 野村 保*
PNC TN841 78-69VOL2, 393 Pages, 1978/12
PNC-TN841-78-69VOL2.pdf:18.82MB
本法には鉄バリウム共沈法と硫化コバルト共沈法とがある。鉄バリウム共沈法は核分裂生成物を効率的に共沈できる。また,硫化コバルト共沈法は海水にコバルトを担体として加え塩基性で硫化コバルトを共沈させる方法で,89Fe,60Co,65Zn,106Ruなどを有効に共沈できる。試料からの
線をエネルギー区分なしに測定し,標準線源(ウラン)の放射能との比較により試料中の放射能を〔pCi/l〕単位で示す方法である。
岩崎 皓二*; 福田 整司*; 平山 昭生*; 北原 義久*; 岸本 洋一郎; 大和 愛司; 倉林 美積*; 吉村 征二; 黒須 五郎; 圷 憲; et al.
PNC TN841 78-69VOL1, 127 Pages, 1978/12
PNC-TN841-78-69VOL1.pdf:9.43MB
動力炉・核燃料開発事業団(以下事業団と略す)東海事業所再処理施設のホット試験は1977年9月より開始された。このホット試験期間中の1977年11月末より翌1978年6月までの約7ケ月の間,再処理施設からの低レベル放射性廃液の放出に伴なう放出口周本海域における廃液の拡散について調査を実施した。廃液は,1.8Km沖合までパイプラインにより運ばれ,海面下約16mの海中放出管ノズルから鉛直上方に向け放出される。調査は,ノズル放出による廃液の海表面に達するまでの希釈およびそれに続く海水による拡散状況を確認する目的で実施された。このため,廃液の放出時あるいは放出後の適当な時期に海水を採取し,全ベータ放射能,トリチウム,および137Csの濃度を測定した。その結果,トリチウム測定値によると放出口から海面に達するまでに,廃液は約1/1200に希釈され,また潮流に乗って流れ,流下350mの地点では約1/5000に希釈されることがわかった。さらに放出口を中心とした海域における海水中のトリチウム濃度は放出終了後ある程度の期間は,一時的に上昇するが,その後時間の経過とともに希釈され,バックグランドレベルの変動範囲内におさまる過程がこの調査を通して把握された。
Kr濃度の測定平山 昭生*; 黒須 五郎; 藤岡 章*; 篠原 邦彦*; 郷田 正; 大内 一正*; 岸本 洋一郎; 須藤 雅之*
PNC TN841 78-49, 49 Pages, 1978/08
昭和53年5月におこなわれた再処理工場のPWR燃料処理試験時にKrの大気放出時における周辺地域の空気中85Kr濃度を測定した。測定方法は,10-9Ci/cm3程度のKrを,比較的簡易,迅速,かつ精度よく測定するために考案したチャコール吸着法である。空気試料の採取は日中,風向の変動が比較的少ないときに,あらかじめ定めた採取地点網のうちから風下方向の適切な地点を複数点選び,本実験用に製作したエアサンプラーを用いて,約1.5l/minの流量で1時間吸引し採取した。実験は7回おこない,約30個の試料の採取および分析に成功した。この実験の結果,採取方法および85Kr濃度測定法について,改良すべき点がいくつか明らかとなったが,概して良好な方法であることが判明した。大気拡散調査用のエアトレーサーとしては,これまでSF6ガスを用いており,10-3ppb程度までの濃度分析技術が確立しているため,本実験においてもKrの放出と同時にSF6ガスを放出し,採取試料中のSF6濃度を分析することにより,85Krの分析結果と比較したが,両者の間には極めて良い相関がみられた。
平山 昭生*; 吉村 征二*; 大和 愛司*
PNC TN841 78-39, 27 Pages, 1978/06
排水中の放射能を測定する方法として従来から全放射能測定法があるが,
放射能についてはそれぞれの核種を放射化学分析によって分離後,測定しなければならず多くの手間と時間を必要とし,短時間に測定値の要求される排水放出管理に適用する事はむずかしい。しかし,排水中のウランや超ウラン核種など線放出核種の総量を知る事は排水管理上重要であり再処理工場の保安規定上もその測定を義務づけている。この全放射能の値を全の場合と同様に蒸発乾固法を用いて測定した場合,線の飛程が短い為に残留する浮遊物や塩類における吸収によって大きな誤差を生ずる事になる。この様な欠点を除き短時間内に精度の高い測定値を得るには排水からウラン及び超ウラン核種のみを直接,金属板上に電着して全放射能及びスペクトルを測定する方法が考えられる。本報告は蒸発乾固法に匹敵する時間内で簡便に測定試料を調製する事を目標に,電着時間とその液性等の電着条件について検討した結果をもとに排水放出管理への応用とその妥当性について,検討を行なったものである。
平山 昭生*; 岸本 洋一郎; 篠原 邦彦*; 並木 篤
PNC TN843 78-03, 50 Pages, 1978/05
ALAPあるいはALARA思想の具体化に伴ない,施設周辺における低線量(率)測定が課題となってきた。このため,エネルギ補償付Nal(Tl)シンチレーション検出器や高圧電離箱といった高感度の測定装置が開発されている。しかしながら,これらの装置は,高価であり保守もめんどうであるため,多数を設置することは難かしい。環境放射線測定の目的には,また,比較的安価で取扱いが容易な熱ルミネッセンス線量計(TLD)が使用できる。このため,TLDが上記装置と併用されている。動燃東海事業所においては,昭和48年頃から,ガラス線量計に代えてTLD(CaSO4:Tm,松下電器UD-200S)を環境モニタリングに使用している。設置ポイント数は,現在47個所で,それぞれのポイントには,3あるいは4本のTLDが設置されている。測定期間は,約3カ月間であり,測定誤差は,
1015%である。本レポートは,TLDによる環境放射線測定の精度を改善するため,従来の方法をレビューしたものである。
平山 昭生*; 岸本 洋一郎; 篠原 邦彦*
PNC TN841 78-01, 67 Pages, 1978/01
急性あるいは連続した吸入および経口摂取による内部被ばく線量を計算するためのプログラムとしてACROを作成した。ACROでは,吸入モデルとしてICRPタスク・グループの肺モデル(TGLM)を使用し,経口摂取モデルルとして単純な1区画モデルを使用した。プログラムはFORTRAN IVで書かれており,実行にはおよそ260KBの記億域が必要である。
平山 昭生*; 岸本 洋一郎; 成田 脩
PNC TN841 77-65, 119 Pages, 1977/12
東海再処理工場の主排気筒から大気中に放出される放射性物質の大気拡散と、それに起因する周辺地域における被ばく線量の算出方法ならびにこれにもとづき作成した計算コードについて述べた。計算コードについては、一般的な使用方法およびテレメータ収集資料(気象条件、放出条件)を用いた場合の所定期間における被ばく線量の算出手順と使用方法の説明を述べた。
平山 昭生*; 岸本 洋一郎; 成田 脩
PNC TN843 77-13, 151 Pages, 1977/11
再処理工場事前環境モニタリングとして,昭和46年4月から,昭和52年3月(一部4月)までに,東海事業所(動力炉・核燃料開発事業団)安全管理部環境安全課(昭和49年4月以前は,安全対策課環境係,昭和48年4月以前は,安全管理課測定係)において,計画,採取された,環境試料中放射能濃度(環境中放射線量)の測定結果を整理し,各項目ごとに,採取(測定)順に測定値を一覧表にまとめた。
平山 昭生*; 岸本 洋一郎; 成田 脩
PNC TN843 77-12, 454 Pages, 1977/11
再処理工場事前環境モニタリングとして,東海事業所(動力炉・核燃料開発事業団)安全管理部環境安全課(昭和49年4月以前は,安全対策課環境係,昭和48年4月以前は安全管理課測定係)において,昭和46年4月から昭和52年3月(一部4月)までの間に計画,採取された環境試料中放射能濃度(環境中放射線量)の測定結果を整理し,各試料の濃度(線量)の出現頻度を,累積度数分布図に表わし,編集した。
平山 昭生*; 岸本 洋一郎; 成田 脩
PNC TN843 77-11, 210 Pages, 1977/11
再処理工場事前環境モニタリングとして,昭和46年4月から昭和52年3月(一部4月)までに,東海事業所(動力炉・核燃料開発事業団)安全管理部・環境安全課(昭和49年4月以前は,安全対策課環境係,昭和48年4月以前は,安全管理課測定係)において,計画・採取し測定された,環境試料中放射能濃度(環境中放射線量)の測定結果を整理し,3ケ月間の平均値(1,2,3月,4,5,6月,7,8,9月,10,11,12月)とその期間の最高・最低値を求め,経年変化を図にまとめた。
平山 昭生*; 岸本 洋一郎; 成田 脩
PNC TN843 77-10, 102 Pages, 1977/11
再処理工場事前環境モニタリングとして,昭和46年4月から,昭和52年3月(一部4月)までに,東海事業所(動力炉・核燃料開発事業団)安全管理部環境安全課(昭和49年4月以前は,安全対策課環境係,昭和48年4月以前は,安全環理課測定係)において,計画・採取された,環境試料中放射能濃度(環境中放射線量)の測定結果を整理し,各項目ごとに算出された,統計値を一覧表にまとめた。
平山 昭生*; 岸本 洋一郎; 成田 脩; 篠原 邦彦*
PNC TN841 77-55, 83 Pages, 1977/08
東海再処理工場の海洋環境モニタリングに関し、その結果を評価する作業のひとつに、海洋放出放射能に起因する被ばく線量の算出がある。この線量算出のために必要な2つの事項、すなわち被ばく経路の記述法および被ばく線量計算の手法について述べた。また、これらを手順化した計算コードBEACH-IIIの概要および使用法について説明した。
平山 昭生*; 岸本 洋一郎; 成田 脩; 篠原 邦彦*; 田村 栄悦*
PNC TN843 77-05, 25 Pages, 1977/06
このプログラムは,排気筒から放出された放射性希ガスによる照射線量,いわゆるクラウド・ガンマ線量を計算するために作成したものである。大気拡散は,正規型分布式により表わしており,照射線量の計算は点減衰核積分法によっている。このプログラムの特徴は次のとおりである。(I)鉛直方向の拡散について,逆転層反射を取扱うことができる。(II)照射線量は,地表面上の半無限空間内の任意の位置において計算可能である。(III)放出口近傍における線源近似,放出点より遠方における浸漬近似,無限平板線源近似等の近似計算が可能である。
平山 昭生*; 岸本 洋一郎; 成田 脩; 篠原 邦彦*
PNC TN842 77-03, 96 Pages, 1977/05
昭和52年4月25日に承認された再処理施設からの低レベル廃液の海への放出に係る安全審査のために作成した外部被曝に関する資料を整理するためにまとめた。なお,計算式の導入その他において大洗工学センターの梶芳光昭放射線管理課長代理および本社安全管理室の田辺裕研究員に,御協力いただいた。