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報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動; 平成25年度

佐藤 猛; 武藤 重男; 秋山 聖光; 青木 一史; 岡本 明子; 川上 剛; 久米 伸英; 中西 千佳; 小家 雅博; 川又 宏之; et al.

JAEA-Review 2014-048, 69 Pages, 2015/02

JAEA-Review-2014-048.pdf:13.91MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」として、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処において、原子力機構の防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国、地方公共団体、警察、消防、自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施する。平成25年度においては、原子力機構の年度計画に基づき、以下の業務を推進した。(1)国, 地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動、(2)国, 地方公共団体等の原子力防災関係者の人材育成及び研修・訓練、(3)原子力防災に係る調査・研究の実施及び情報発信、(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災に係る国際貢献。また、指定公共機関としてこれまでに培った経験及び福島事故への初動時からの対応等を活かし、国レベルでの防災対応基盤の強化に向け、専門家として技術的な支援を行うとともに、支援・研修センターの機能の維持・運営及び国との連携を図った自らの対応能力強化などに重点的に取り組んだ。

論文

GM管式サーベイメータの計数値とOIL4の初期設定値との対応関係

中西 千佳; 平山 悠介; 秋山 聖光

保健物理, 49(3), p.139 - 144, 2014/09

原子力災害対策指針では、不注意な経口摂取、皮膚汚染からの外部被ばくを防止するため、除染を講じるための基準として、OIL4を設定した。OIL4の初期設定値は$$beta$$線で13000cpmであるが、計測器の仕様によっては、計数率の換算が必要である。そこで代表的なGMサーベイメータ4機種について、各計測器におけるOIL4の初期設定値に相当する計数率の目安値について検討した。その結果、OIL4の初期設定値に相当する計数率は、計測器により7,000-9,000cpmと異なることがわかった。また、スクリーニング時に検出器が身体表面等から離れた場合として、検出窓と線源間の距離が5cmの場合のOIL4の初期設定値に相当する計数率を算出したところ、3,000-6,000cpmとなった。各防災関係機関においては、予め所有機器の計数率と表面密度との関係及び検出器または検出窓と線源間の距離と計数率との関係を求めておき、それぞれOIL4の初期設定値に相当する計数率を把握しておくことが肝要である。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動; 平成24年度

佐藤 猛; 武藤 重男; 奥野 浩; 片桐 裕実; 秋山 聖光; 岡本 明子; 小家 雅博; 池田 武司; 根本内 利正; 斉藤 徹; et al.

JAEA-Review 2013-046, 65 Pages, 2014/02

JAEA-Review-2013-046.pdf:11.18MB

原子力機構は、指定公共機関として、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処において、防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修の他、国、地方公共団体、警察、消防、自衛隊等の原子力防災関係者のための訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施する。平成24年度においては、上記業務を継続して実施するとともに、国の原子力防災体制の抜本的見直しに対し、これまでに培った経験及び東京電力福島第一原子力発電所事故への対応を通じた教訓等を活かし、国レベルでの防災対応基盤の強化に向け、専門家として技術的な支援を行うとともに、当センターの機能の維持・運営及び国との連携を図った自らの対応能力強化などに取り組んだ。なお、福島事故への対応については、人的・技術的な支援活動の主たる拠点が福島技術本部に移行することとなったため、平成24年9月をもって終了した。

報告書

排気中放射性ヨウ素のモニタリング手法の検証(再評価)と高度化への提言

小嵐 淳; 三上 智; 宮内 亨; 小沢 友康*; 横田 友和*; 中田 陽; 秋山 聖光; 百瀬 琢麿

JAEA-Technology 2010-039, 34 Pages, 2010/12

JAEA-Technology-2010-039.pdf:1.13MB
JAEA-Technology-2010-039(errata).pdf:0.08MB

より安定で信頼性が高く、効率的な排気中放射性ヨウ素のモニタリング手法を確立することを目的として、東海再処理施設で実施しているモニタリング手法の基礎となる捕集・測定技術及び放出評価法に関する試験・検討を行った。特に、(1)活性炭含浸フィルターと活性炭カートリッジを組合せたヨウ素捕集方法の捕集効率の評価と、そのサンプリング流量率依存性の解明,(2)活性炭カートリッジに捕集されたヨウ素の放射能定量法の確立,(3)活性炭カートリッジによるヨウ素捕集の適用限界の評価,(4)排気中放射性ヨウ素の連続監視システムの構築を目指した。得られた結果に基づいてモニタリング手法を再評価し、現在のモニタリング手法の妥当性を検証するとともに、手法の高度化へ向けた技術的要件を提示した。

論文

Rapid detection and estimation of an unexpected atmospheric release of $$^{129}$$I

小嵐 淳; 三上 智; 秋山 聖光; 武石 稔

保健物理, 43(4), p.366 - 370, 2008/12

大気中への放射性ヨウ素($$^{129}$$I)の異常放出を迅速に検出し、放出量を推定するサンプリングシステム及び手法を開発した。このサンプリングシステムでは、ヨウ素捕集材を用いた排気中$$^{129}$$Iのバッチサンプリング期間中に、ヨウ素捕集材からの放射線をNaI(Tl)シンチレーション検出器をベースとしたヨウ素モニタで連続的に監視する。検出された放射線計数とバッチサンプリング終了後に$$gamma$$線スペクトロメトリによって定量された捕集材中$$^{129}$$I放射能の関係から、このシステムの見かけの検出効率を算出し、バッチサンプリング期間中の任意の時間における$$^{129}$$I放出率の推定を可能にした。使用済燃料再処理時に放出されるクリプトン($$^{85}$$Kr)の影響によって排気中$$^{129}$$I放出率の連続監視が困難になる。そこで、エネルギー分解能の優れたGe半導体検出器をベースとしたヨウ素モニタの連続監視への適用性を試験し、$$^{85}$$Krの影響を受けない$$^{129}$$Iの放出率のリアルタイムモニタリングの可能性を示した。

報告書

再処理施設放射性気体廃棄物の放出; 1998年度$$sim$$2007年度

中田 陽; 宮内 亨; 秋山 聖光; 百瀬 琢麿; 小沢 友康*; 横田 友和*; 大友 寛之*

JAEA-Data/Code 2008-018, 134 Pages, 2008/10

JAEA-Data-Code-2008-018.pdf:3.23MB

核燃料サイクル工学研究所再処理施設の放射性気体廃棄物の測定・監視は、1977年度のホット試験開始の年から開始された。これらの測定結果は、法令及び茨城県原子力安全協定に基づいて定期的に国(半期及び四半期ごと)及び地方自治体(四半期ごと)に報告され、その都度公開されている。しかし、公開されているデータは、月間値もしくは3か月値である。本書は、当該施設からの過去10年間の放射性気体廃棄物に関する放出管理データをまとめたものである。本書の編集にあたっては、$$^{85}$$Krについては日放出量を記載し、その他の核種(全$$alpha$$,全$$beta$$, $$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{129}$$I, $$^{131}$$I)については、週間放出量を記載することとした。本書が、放射性気体廃棄物の大気中における挙動を解析するための基礎データとして有効に活用されることを期待する。

論文

Monitoring methodologies and chronology of radioactive airborne releases from Tokai reprocessing plant

小嵐 淳; 三上 智; 中田 陽; 秋山 聖光; 小林 博英; 藤田 博喜; 武石 稔

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(Suppl.5), p.462 - 465, 2008/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:70.64(Nuclear Science & Technology)

原子力機構サイクル工学研究所では、1977年の再処理施設運転開始以来、大気中へ放出される主な放射性核種:トリチウム, 炭素14, クリプトン85, ヨウ素129に対する排気モニタリングを通して、再処理施設のような特殊な状況下における排気モニタリングに適した手法を開発してきている。トリチウムについては、コールドトラップ法で気体廃棄物中の水分を捕集し、その捕集効率に依存しないで濃度を評価できる。炭素14については、モノエタノールアミンで捕集し、混在する可能性のあるトリチウムやクリプトン85の影響を除外して放射能を定量することができる。クリプトン85については、2つの異なる検出器を併用することによって運転状況によって数桁にわたって変動する濃度の測定を可能にしている。ヨウ素129については、長期間・大流量のサンプリングに耐えうる捕集方法・濃度評価方法を確立している。これらに加えて、近年の新手法の開発によって、気体廃棄物中のトリチウムや炭素14の化学形態に関する情報も得られている。本論文では、これらの手法及びその特徴を示すとともに、実際のモニタリング結果を海外の再処理施設における結果と比較する。

報告書

東海再処理施設から大気放出された$$^{14}$$Cの米への移行; モニタリングデータと簡易モデリングアプローチ

小嵐 淳; 藤田 博喜; 小沼 利光*; 三上 智; 秋山 聖光; 武石 稔

JAEA-Technology 2007-042, 32 Pages, 2007/07

JAEA-Technology-2007-042.pdf:3.22MB

炭素14($$^{14}$$C)は使用済燃料の再処理に伴って再処理施設から大気中へ放出される主要な核種の一つであり、公衆の線量評価の観点から重要な核種である。1991年から2001年の10年間に渡り東海再処理施設からの$$^{14}$$C放出量及びその周辺環境において得られた大気中$$^{14}$$CO$$_{2}$$濃度,米中$$^{14}$$C濃度のモニタリングデータを整理し、その考察を行った。東海再処理施設から放出された$$^{14}$$Cの大気拡散及び米への取り込みに関して、$$^{14}$$C放出源情報及び気象データを入力データとして用いた簡単なモデル計算を行い、施設周辺3地点の大気中CO$$_{2}$$$$^{14}$$C濃度及び3地点から収穫された米中の$$^{14}$$C濃度を予測した。モデル計算結果は、観測結果の$$^{14}$$C濃度レベル及びその変動傾向とよく一致し、$$^{14}$$Cの環境中や植物への取込みにおける複雑な移行過程を省略した簡単なモデリングアプローチが原子力施設から定常的に大気中へ放出される$$^{14}$$Cの環境影響評価に適用できる可能性が示された。

論文

A New digital autoradiographical method for identification of Pu particles using an imaging plate

小嵐 淳; 西藤 文博; 秋山 聖光; Rahman, N. M.*; 飯田 孝夫*

Applied Radiation and Isotopes, 65(4), p.413 - 418, 2007/04

 被引用回数:17 パーセンタイル:19.37(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

フィルタに捕集されたプルトニウムを迅速に弁別測定するイメージングプレートを用いた手法を開発した。本手法は、イメージングプレートの輝尽発光量を利用してプルトニウムと天然放射性核種を弁別するとともに、その放射能をプルトニウム粒子ごとに測定することができる。本手法は、取り扱いが極めて簡便であり複雑な技術を必要とせず、短い測定時間でも比較的低い検出限界を有し、多量のフィルタ試料を同時に測定することができる。そのため、本手法は複数の試料に対する迅速かつ定量的なスクリーニングツールとして有用である。

論文

Airborne radioiodine monitoring at Tokai reprocessing plant

三上 智; 小嵐 淳; 宮内 亨; 秋山 聖光; 小林 博英

Proceedings of 2nd Asian and Oceanic Congress Radiological Protection (AOCRP-2) (CD-ROM), p.308 - 312, 2006/10

東海再処理施設においては、周辺環境への影響評価のために1週間単位で放射性ヨウ素(I-129)の放出量を正確に評価しているが、併せて施設運転管理上重要な放射性ヨウ素放出率の急激な上昇等の情報を迅速に捉えるため放射性ヨウ素の連続モニタリングも実施している。さらに、クリプトンガス(Kr-85)の放出が伴う燃料処理運転時における放射性ヨウ素の放出監視機能を強化する目的で、クリプトンガスの影響を受けない放射性ヨウ素連続監視装置を開発し運用している。このように原子力機構では再処理施設の排気に特有な放射線状況に応じた排気中放射性ヨウ素モニタリング技術を開発,確立している。

論文

A Simple and reliable monitoring system for $$^{3}$$H and $$^{14}$$C in radioactive airborne effluent

小嵐 淳; 三上 智; 秋山 聖光; 小林 博英; 武石 稔

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 268(3), p.475 - 479, 2006/06

原子力施設から大気放出される廃棄物中の$$^{3}$$H及び$$^{14}$$Cに対する簡易かつ信頼性の高いサンプリングシステムを設計した。本システムでは、市販の冷却トラップ装置を用いた冷却凝縮により$$^{3}$$Hを、モノエタノールアミンを用いたCO$$_{2}$$吸収により$$^{14}$$Cをワンススルーで同時に捕集することができる。再処理施設からの気体廃棄物に対して本システムの性能評価を行った結果、サンプリング流量0.4lmin$$^{-1}$$による1週間のサンプリングにおいて安定して高い捕集効率が得られることが示された。本システムによる$$^{3}$$H及び$$^{14}$$Cの捕集により、液体シンチレーション法による放射能測定のための試料調製が容易になり、それに要する時間も短縮できる。本システムを用いたモニタリングにおける$$^{3}$$H及び$$^{14}$$Cの検出下限濃度は、それぞれ3.0Bq/m$$^{3}$$, 1.6Bq/m$$^{3}$$であり、さまざまな原子力施設のモニタリングにも適用できると考えられる。

論文

A Practical method for monitoring $$^{129}$$I concentration in airborne release

小嵐 淳; 秋山 聖光; 浅野 智宏; 小林 博英

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 267(1), p.155 - 159, 2006/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.75(Chemistry, Analytical)

排気中ヨウ素の実際的なモニタリング手法を確立するために,実際の排気試料を用いてヨウ素捕集材の捕集効率の評価を行った。その結果,活性炭フィルタと活性炭カートリッジの併用によって,排気中ヨウ素は1週間のサンプリング期間に対して90%以上の捕集効率で捕集できることを示した。また,捕集効率のサンプリング流量依存性も認められなかった。以上の結果に基づいて,ヨウ素モニタリングに求められるサンプリング条件を示した。

報告書

排気中$$^{14}$$Cモニタリング手法の検証(再評価)と高度化への提言

小嵐 淳; 井坂 圭輔*; 横田 友和*; 小沢 友康*; 三上 智; 秋山 聖光; 小林 博英

JNC-TN8410 2005-005, 55 Pages, 2005/05

JNC-TN8410-2005-005.pdf:2.0MB

より安定で信頼性が高く、効率的な排気中$$^{14}$$Cのモニタリング手法を確立することを目的として、現在東海再処理施設で実施しているモニタリング手法の基礎となる捕集・測定技術および放出評価法に関する試験・検討を行った。得られた結果に基づいてモニタリング手法を再評価し、現在のモニタリング手法の妥当性を検証するとともに、手法の高度化へ向けた技術的要件を提示した。

報告書

排気中トリチウムモニタリング手法の検証(再評価)と高度化への提言

小嵐 淳; 横田 友和*; 小沢 友康*; 井坂 圭輔*; 三上 智; 秋山 聖光; 小林 博英

JNC-TN8410 2005-004, 73 Pages, 2005/05

JNC-TN8410-2005-004.pdf:2.48MB

より安定で信頼性が高く、効率的な排気中トリチウムのモニタリング手法を確立することを目的として、現在東海再処理施設で実施しているモニタリング手法の基礎となる捕集・測定技術および放出評価法に関する試験・検討を行った。得られた結果に基づいてモニタリング手法を再評価し、現在のモニタリング手法の妥当性を検証するとともに、手法の高度化へ向けた技術的要件を提示した。

論文

Determination of chemical forms of $$^{3}$$H released to the atmosphere from the Tokai Reprocessing Plant

小嵐 淳; 三上 智; 秋山 聖光; 浅野 智宏

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 262(3), p.569 - 572, 2005/01

東海再処理施設から大気中に放出されるトリチウムの化学形を明らかにするための方法を示した。本手法では、2つのサンプリングユニットを持つトリチウムサンプラーを使用する。本手法の主な特徴は、トリチウム水素やトリチウム化メタンのトリチウム比放射能が高い場合は、サンプリングにおいてキャリアガスを必要としないことである。本手法を用いて、使用済燃料の再処理が行われた期間において、東海再処理施設から大気中へ放出されるトリチウムの化学形を評価した。その結果、約19-28%のトリチウムがトリチウム水素として放出されていることが分かった。また、その割合と処理される燃料のタイプの間に明確な関連性は見られなかった。

論文

Incorporating Tritiated Water into a $$^{14}$$C-Sampling System for Quantitative Estimation of$$^{14}$$C Activity in Airborne Effluent

小嵐 淳; 秋山 聖光; 浅野 智宏; 横田 友和*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 262(3), p.771 - 774, 2005/01

$$^{14}$$Cサンプリングシステムにトリチウム水が混入した場合に、液体シンチレーション測定のための試料調製や$$^{14}$$C放射能測定値にどのような影響を及ぼすかを実験的に調査した。その結果、サンプリングに要求される空気の相対湿度限界が明らかになり、この湿度未満の空気に対しては、$$^{3}$$Hが混入していたとしてもその影響を受けずに排気中の$$^{14}$$C放射能を評価できることが示された。

論文

Chemical Composition of$$^{14}$$C in Airborne Release from the Tokai Reprocessing Plant, Japan

小嵐 淳; 秋山 聖光; 浅野 智宏; 小林 博英

Radiation Protection Dosimetry, 114(4), p.551 - 555, 2005/00

 被引用回数:16 パーセンタイル:22.9(Environmental Sciences)

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報告書

東海再処理施設における排気中トリチウム,炭素14および放射性ヨウ素の捕集方法と捕集効率

小嵐 淳; 小沢 友康*; 横田 友和*; 井坂 圭輔*; 秋山 聖光; 浅野 智宏

JNC-TN8410 2004-003, 49 Pages, 2004/07

JNC-TN8410-2004-003.pdf:1.45MB

東海再処理施設では,放射性気体廃棄物中のトリチウム,炭素14および放射性ヨウ素を各種捕集方法によって捕集し,その後の放射能測定によって濃度および放出量を評価している。本報告では,気体廃棄物中に含まれるこれらの放射性核種の(1)捕集方法,(2)放出評価法,および(3)各捕集方法の捕集効率を評価するために行われた試験について記述する。試験の結果は,東海再処理施設で実施している捕集方法は,トリチウムおよび放射性ヨウ素については90%以上,炭素14についてはほぼ100%の捕集効率を有していることを示した。さらに,放射性核種の捕集技術に係わる各種検討を行い,より信頼性の高いモニタリング手法を開発・確立するために必要な技術的要件を提言する。

論文

東海再処理施設における放射線管理支援システムの開発

川崎 位; 宮部 賢次郎; 水庭 春美; 秋山 聖光; 米澤 理加

保健物理, 37(3), 222- Pages, 2002/09

東海再処理施設における放射線管理支援システムの機能概要、及び運用実績をもとにした利用効果等を紹介する。

報告書

可搬型ゲルマニウム検出器を用いた再処理施設内における器材及び作業環境の$$gamma$$線スペクトル測定

眞田 幸尚; 秋山 聖光; 若山 正喜*; 吉崎 裕一; 宮部 賢次郎

JNC-TN8410 2002-003, 75 Pages, 2002/07

JNC-TN8410-2002-003.pdf:39.78MB

可搬型ゲルマニウム検出器を使用した再処理施設における、$$gamma$$線スペクトルの測定を行った。本検討の目的としては、(1)廃棄物などに含まれる放射性物質の簡便な定性および定量、また(2)作業環境の被ばく線量評価に必要な$$gamma$$線エネルギー情報の入手の2点である。具体的には、(1)を目的とし定常廃棄物容器、気送用容器(jug)、入気フィルター、鉛容器の$$gamma$$線スペクトルを測定した。また、定量値の推定にはISOCS(In-situ Object Counting System)による自動効率校正システムを使用した。また(2)を目的とし、プルトニウム転換技術開発施設のグローブボックス周辺作業環境中の$$gamma$$線スペクトルを測定した。放射性核種の定量については検出限界値、線源分布(点状線源の存在)、低エネルギー$$gamma$$線核種(241Am等)の自己吸収の影響などの問題点が抽出された。また、線量の評価においては作業環境の$$gamma$$線エネルギー情報について詳細なデータを採取した。上記の検討結果から、今後、可搬型ゲルマニウム検出器によって$$gamma$$線スペクトルを測定することにより、管理区域内物品の汚染評価や作業環境測定等の現場放射線管理の高度化に活用できる。

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