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成田 脩; 岩田 昇; 礒部 芳弘; 関 正和; 門坂 英盛; 二之宮 和重; 佐藤 治
JAEA-Technology 2006-037, 102 Pages, 2006/06
JAEA-Technology-2006-037.pdf:7.67MB
日本原子力研究所及び核燃料サイクル開発機構は、「環境情報の提供の促進等による特定事業者等の環境に配慮した事業活動の促進に関する法律」(1)(以下「環境配慮促進法」という。)に基づき、他の89の法人とともに特定事業者として各事業年度の環境配慮活動の結果を環境報告書として当該年度終了後六月(6か月)以内に作成・公表することが義務づけられた。両法人は、2005年10月1日の独立行政法人日本原子力研究開発機構の発足に伴い解散し、同年9月30日に17事業年度を終了した。業務を引き継いだ原子力機構は、6か月以内の2006年3月末までに両法人の環境報告書を作成することになった。当該報告書の作成は、環境配慮促進法に基づく最初の報告であり、また、他の法人に先駆けて報告書をまとめることになり、参考とする先例がなかったことから、データ収集から報告書の作成まで、手探り状態の試行錯誤が続けられた。この間、環境報告書の公表に耐える正確なデータの収集と整理の方法,収集したデータの解析と環境活動の評価,これらの材料から環境報告書に仕上げるための問題点の整理と解決方法,毎年繰り返される今後の作業への効率化方策等の知見が得られた。これらの知見,環境配慮活動のデータを整理することは、環境報告のダイジェスト版である公表した環境報告書のバックデータ集となるだけでなく、今後、環境報告書を作成することになる他の機関にも参考になることが考えられることから、技術資料として取りまとめることとした。
宮部 賢次郎; 二之宮 和重; 神 和美; 森藤 将之
JNC TN8410 2000-001, 159 Pages, 1999/12
核燃料サイクル開発機構(以下「サイクル機構」という。)東海事業所の再処理施設における放射線管理設備は、昭和48年度から建設された分析所や分離精製工場などの主要施設をはじめとして、プルトニウム転換技術開発施設、ガラス固化技術開発施設などの付属施設の建設とともに、約30施設に設置されてきた。再処理施設の放射線管理設備は、長年にわたる核燃料使用施設、RI取扱施設等の運転で培われてきた経験を基に適切に設計・施工が行われ、各施設の放射線管理業務において有効に活用されている。近年、廃棄物処理関連施設等の多様化等により広範囲の対応が必要となってきており、今後、東海事業所においても、新規施設としてリサイクル機器試験施設(RETF)、低放射性濃縮廃液貯蔵施設(LWSF)、低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)等の建設が計画されている。本書は、既存施設の運転から得られた経験、知見、放射線管理に係る技術の採用及び関連する指針を踏まえ、考慮すべき事項を設計基準として取りまとめたものである。今後、新規施設の放射線管理設備・機器の設計にあたっては、本書をベースとし、最新技術の推移を見定め、必要に応じ、それらを反映し設計業務を進めるものとする。
宮部 賢次郎; 今熊 義一; 山下 朋之; 塩谷 聡; 二之宮 和重
JNC TN8440 99-028, 175 Pages, 1999/04
平成9年3月11日午前10時06分、アスファルト固化処理施設(以下「ASP施設」という)におけるアスファルト充てん室(R152)内において火災が発生し、同日20時04分には爆発が生じた。これにより、施設内の多くの設備・機器が損傷を受けるとともに、封じ込め機能が損なわれたことにより、放射性物質が屋外へも漏洩した。この事故により37名(火災時におけるASP施設内での作業者34名及び爆発時のASP施設付近にいた作業者3名)の作業員が内部被ばくを受けたが、摂取量を基に計算した実効線量当量では、いずれも内部被ばく管理上の記録レベル(2mSv)未満であった。ASP施設においては、事故の直後より破壊された窓やシャッター及び扉等の補修による閉塞措置や換排気設備及び放射線管理設備類の機能復帰並びに施設内の片付け・清掃・除染等の復旧作業が鋭意進められ、その結果平成10年7月31日をもって本作業を終了した。本報告書は、今回の復旧作業における放射線管理の対応等について資料としてまとめたものである。
宮部 賢次郎; 二之宮 和重; 高崎 浩司; 堀内 信治; 安中 秀雄*; 泉 雄一*
JNC TN8420 99-013, 110 Pages, 1999/04
本調査報告書は、平成9年度に動力炉・核燃料開発事業団(現 核燃料サイクル開発機構)が(株)日本環境調査研究所に「市販洗浄剤の放射性汚染に対する除染効果比較試験(その1)」の実施を委託し、得られた結果をまとめたものである。管理区域内における放射線作業ではトラブルにより身体・皮膚の放射性汚染を生じる場合がある。放射性物質による身体汚染(皮膚汚染)を出来るだけ速やかに除去できるように放射線管理上の措置を講じる必要がある。現在配備してある除染剤の酸化チタンペーストは、実際の使用実績を有する信頼性の高い除染剤であるが、使用できる状態の保存期間が数ヶ月と短い為に、交換・補給整備上の難点がある。このことから、今回約60種類の市販洗浄剤について身体・皮膚除染剤に関する調査・試験を実施した。除染試験は、豚皮の試料にCe-144の放射性溶液を滴下し、5分及び40分放置した後、各種洗浄剤にて洗浄し、洗浄前後の試料の放射能比を求めた。試験の結果、酸化チタンペーストと同等の除染性能を持つ、洗顔剤から浴用洗剤、産業用ハンドクリーナ等の22種類の市販洗浄剤を抽出した。また、試験では40分放置した試料や傷をつけた試料では、どの洗浄剤でも除染効果が低くなることを確認した。
加藤 哲朗; 酒井 伸一; 前川 嘉治; 二之宮 和重; 加藤 一馬; 島田 満*
JNC TN2420 99-003, 75 Pages, 1999/03
もんじゅは、平成7年12月に発生した二次主冷却系ナトリウム漏洩事故以来プラントは停止している。プラントは停止中であっても系統の安全確保のため主要機器は冷却等最低限の状態で運転が維持されている。そのためドレン等の廃液は放射性液体廃棄物処理系に移送され、濃縮・減容後プラスチック固化が行なわれる。本処理設備には廃液の蒸発・濃縮を行なう廃液蒸発濃縮器、濃縮器を加熱する廃液加熱器および蒸発・濃縮処理後の蒸気を冷却した凝縮液の脱気を行なう脱気器が設置されている。本報告書は廃液加熱器と脱気器の両機器で熱源として使用している補助ボイラ蒸気ドレン(凝縮水)の水質のうち、導電率の変動現象について、原因調査とその対策について取りまとめたものである。調査の結果、導電率の変動は補助ボイラ給水に脱酸素剤として注入されているヒドラジンの熱分解により発生したアンモニカが原因となっていることが判明した。このため、補助ボイラ給水へのヒドラジン注入方法を見直し、適正なヒドラジン濃度管理を維持することにより本事象が改善され、同時に補助ボイラ給水中のヒドラジン濃度の安定化も図られ、水質管理の向上に寄与することが確認できた。
高橋 哲郎; 大脇 剛; 石黒 信治; 瓜生 満; 神 和美; 二之宮 和重
動燃技報, (105), p.67 - 72, 1998/03
高速炉燃料再処理機器の開発のために動燃事業団が現在建設を進めているリサイクル機器試験施設の放射線管理設備について、基本方針、モニタの配置、設備構成の概要を報告する。
宮部 賢次郎; 水谷 啓一; 神 和美; 堀内 信治; 二之宮 和重; 猿田 順一; 並木 篤
PNC TN8440 98-038, 253 Pages, 1998/01
平成9年3月11日に東海事業所環境施設部が所掌するアスファルト固化処理施設においてセル内火災及び爆発事故が発生した。この事故の発生に伴い、施設内の放射線管理モニタの警報吹鳴、作業者の放射性物質体内摂取、策1付属排気筒排気モニタの指示値の上昇がおきた。また、爆発の発生に伴って放射線管理モニタの一部を含む施設内の各設備が損傷するとともに、建屋の窓、ドア、シャッターが破損し、放射性物質が施設外に飛散、漏洩するに至った。この火災・爆発事故における放射線管理としては、火災時には放射線管理モニタによる監視強化、作業者の鼻スミヤ、汚染状況の確認等を実施しており、爆発後においては施設内外の放射線状況調査、区域管理、作業者の被ばく管理、排気監視及び損傷した放射線管理用モニタの仮復旧作業等に対応してきた。本報告書は、この火災・爆発事故における放射線管理対応等に関し、事故発生から平成9年9月末までのデータ等についてとりまとめたものである。
平成7年12月 管理区域立ち上げから使用前検査合格まで)石田 順一郎; 二之宮 和重; 大西 俊彦; 堀越 義紀; 長谷川 憲一
PNC TN8440 96-008, 183 Pages, 1996/03
ガラス固化技術開発施設は、平成4年4月に施設が竣工し、同年5月からコールド試運転を行い、平成6年9月2日に管理区域を設定した。その後、平成7年1月31日からホット試験運転(HT-95-1)を開始したが、同年2月22日に溶融炉ガラス流下停止事象が発生したため同年3月1日に試験運転を終了し、引き続き本事象に係わる復旧作業を行い、同年8月31日に復旧作業が全て終了した。同年9月18日からホット試験運転(HT-95-2)を開始し、同年10月26日に最終使用前検査(線量当量率等の検査)を受検し、翌日ホット試験運転(HT-95-2)が無事終了した。同年12月1日に使用前検査合格証が交付された。管理区域設定からホット試験運転(HT-95-2)終了までの間、個人被ばく管理及び作業環境管理において特に問題はなかったが、排気監視において第2付属排気筒から14Cが放出基準値未満であるものの検出下限値を若干上回る放出が確認された。本報告書は、ガラス固化技術開発施設の放射線管理について、管理区域立ち上げから使用前検査合格まで実施した業務の経緯、定常放射線管理、作業管理、排気の監視及び管理区域立ち上げ時の改善等について取りまとめたものである。
石田 順一郎; 二之宮 和重; 猿田 順一; 神 和美; 森藤 将之; 米澤 理加
PNC TN8410 95-048, 143 Pages, 1995/03
再処理施設の放射線管理上の特徴は、1.酸・アルカリ等の化学形態の異なる特殊なプロセスにおいて、多量の放射性物質が随所に存在・移動すること、2.管理対象の放射線が、原子炉等で想定される
線だけでなく、
線、
線、低エネルギ-線及びn線が混在すること等にある。したがって広範な作業エリアをカバーすることはもとより、個々のプロセスの特性に応じた多種多様な放射線監視や管理技術を備え、施設の安全確保を図ることが必要である。当初、再処理施設における放射線管理情報は、中央安全管理室(分析所G220)において集中一元化さていたが、昭和52年頃から廃棄物処理、貯蔵関係施設等の関連施設が相次いで増設されたことに伴い、放射線管理設備は増設各建屋の安全管理室やプロセス制御室等に分散配置される状況となった。これら分散化した放射線管理設備を、再度、一元化して集中管理し、効果的な安全管理支援を行うためには、計算機に接続したシステムを構築することにより本来の機能を一層有効に活用できるものと考え、平成元年度から放射線管理情報処理システムを構築・整備してきている。本報告書は、既に構築されている放射線管理情報処理システムの概要を総括するとともに、今後、より一層の充実化を図ることを目的として、放射線管理業務処理手法、計算機化処理区分・処理方式、最適化システム及び実施工程等の整備方法について再検討した結果を取りまとめたものである。関連業務を展開していくうえでの基礎資料として活用していく。
石田 順一郎; 二之宮 和重; 猿田 順一; 田崎 隆
PNC TN8410 95-078, 38 Pages, 1995/01
プルトニウムの空気中放射性物質濃度の管理は、定置式ダストモニタによる連続監視及び空気吸引ろ紙に捕集されたプルトニウムの放射能を測定することで行っている。この時、ろ紙上には、自然放射性核種であるRn-Tn娘核種も同時に捕集されるため、集塵中及び集塵直後は、低い放射能レベルのプルトニウムの有無の判断及び定量が困難である。また、プルトニウムによる内部被ばくが発生した場合、被ばく線量の評価においては、プルトニウムの粒子径が重要となるが、これまではプルトニウムの粒子径を迅速に測定・評価することが困難であった。そこで、Rn-Tn娘核種を弁別し、迅速にプルトニウムの空気中放射性物質濃度及び粒子径の測定・評価を実施するため、放射能画像解析手法を用いたRn-Tn娘核種の弁別測定法及びプルトニウム粒子径測定法の開発を実施した。本開発の結果、空気吸引ろ紙上のRn-Tn娘核種の放射能が約2Bq/試料まで共存したとしても、プルトニウムの弁別評価が可能であり、この条件下で約0.073Bqのプルトニウムを定量することができた。また、Rn-Tn娘核種の放射能が約10Bq/試料の共存条件下で、再処理施設におけるSUP239/Puの立入規制値(4.7x10/SUP-9Bq/cm/SUP3)を評価することができた。本装置は、10分の測定時間で上記の空分中放射性物質濃度の弁別評価が可能であることから、緊急時における放射線管理対応の一つの手法として十分有効である。プルトニウムの粒子径については、カスケードインパクタ法で測定した空気力学的放射能中央径(以下、「AMAD」という。)と比較・評価した結果、カスケードインパクタ法による測定値約34
mに対して、本方法による評価では、PuO/SUB2の密度を11.46g/cm/SUP3と仮定すると約45ミューmであり、良い一致を示した。
石田 順一郎; 二之宮 和重; 田崎 隆; 小池 雄二*; 石松 信彦*
PNC TN8410 95-041, 27 Pages, 1994/12
放射性物質の吸入摂取による内部被ばく線量評価では、年摂取限度(以下「ALI」という。)が吸入した放射性物質の空気力学的放射能中央径(以下「AMAD」という。)を1mと仮定して得られた値であるため、実際に吸入した放射性物質のAMADが著しく異なる場合は粒径による補正を行う必要がある。しかし、実際の放射線作業環境中における放射性エアロゾルの粒径分布等に関する報告例はほとんどないのが現状である。そこで、プルトニウム転換技術開発施設(以下「転換施設」という。)で実施された工程設備の更新工事に伴う代表的な放射線作業環境中におけるPu(酸化プルトニウム)エアロゾルの粒径分布測定を行った。その結果、更新した各工程設備の切断作業に伴い発生するエアロゾルの粒径分布に有意な差はなく、AMADとしては約3m、幾何標準偏差(以下「
g」という。)は約2であった。
辻村 憲雄; 野村 保; 二之宮 和重
PNC TN8410 94-247, 59 Pages, 1994/03
現在のTLDバッジは線、線、中性子線が測定可能で自動測定により迅速に結果が得られる優れたシステムであるが、ICRP1990年勧告で提言された作業者の被ばく線量当量限度の引き下げや中性子線の放射線荷重係数の上昇等を考慮すると、その検出下限や評価精度の改善が望まれる。このため、より高性能な次世代のTLDバッジの開発を目的として、平成5年度より3年間の予定で新型TLDバッジの技術的基礎に係わる検討を開始した。本報告書は、この新型TLDバッジ開発の一環として行ったTLD素子の改良に関する研究成果であり、/線用TLD素子の生体等価性の改善と中性子線用TLDの高感度化、及び70m、3mm線量当量を直接測定するための構造の検討を行った。その結果、/線用TLD素子ついては科学技術庁告示第15号別表第4に与える線量当量換算係数とほぼ同じエネルギーレスポンスを持つTLD素子が得られ、中性子線用については従来よりも約5倍感度の高いTLD素子が得られた。また、70m及び3mm線量当量の直接測定が可能な構造の実現性が示唆された。
辻村 憲雄; 百瀬 琢麿; 桝山 寿子; 二之宮 和重; 野村 保
PNC TY8601 94-001, 106 Pages, 1994/01
平成2年度から3年間余りにわたって、現在市販されている中性子個人被曝線量計(フィルムバッジ、固体飛跡検出器、TLDアルベド線量計、バブル線量計)及び本研究グループを中心にして新たに開発している線量計(シリコン半導体線量計、高感度型TLD線量計)についてその特性評価を行うとともに、これらの線量計の較正方法について研究を行ってきた。線量計の較正場として使用すべき中性子場とそれに使用すべきファントムについて考察し、中性子場としてSUP252/Cf中性子源とその減速場が簡便でよいこと、ファントムとしては水ファントムがよいことを明らかにした。また線量計としては、積算線量を測定する日常モニタリングには現行の単一の線量計でなく、例えばTLDと固体飛跡検出器の組合せ線量計が適し、作業中の線量を測定する作業モニタリング、緊急時等の特殊モニタリングには直読式のシリコン半導体線量計が適していることを明らかにした。さらに実際の中性子場として核燃料取扱施設を取り上げ、MOX燃料とその周辺環境における中性子スペクトルを測定し、その環境における中性子個人線量計の評価を行った。
水下 誠一; 内山 正史*; 二之宮 和重*
Assessment of the Health and Environmental Impact from Radiation Doses due to Released Radionuclides, 0, p.141 - 161, 1994/00
本発表は、原研及び放医研、動燃の日本の研究所とウクライナの放射線医学センターとの間で1989年より実施されてきた「低線量放射線影響評価」の研究協力のうち、内部被ばく測定評価に係る共同研究、特に全身カウンタの校正についてこれまでの内容をまとめて発表する。発表ではこの研究協力に関係して日本側が準備した人体計測学的ファントムについて解説し、さらにこのファントムを用いて行った日本での実験の内容と得られた結果について報告すると共に、ウクライナとベラルーシで住民の体内汚染測定に実際に使用されている全身カウンタについての比較校正実験の内容と得られた結果について報告する。
野村 保; 二之宮 和重; 小松崎 賢治; 江尻 明
PNC TN8520 93-002, 191 Pages, 1993/03
東海事業所の外部被ばく管理には、TLDバッジ、TLD指リング線量計、TLD(UD-200S、UD-300P2)、ポケット線量計を使用している。それぞれの個数は、TLDバッジが、全身・用として約7700個、中性子用として約6600個、指リング用が、約2000個、TLD(UD-200S、UD-300P2)が、約1100個また、ポケット線量計が、約400個である。さらにこれらのTLD読取り装置として、自動TLD読取り装置2台、手動TLD読取り装置6台を管理している。これらの個人線量計、TLD読取り装置については、従来から納入時検査及び定期的な検査を実施してきたが、これまでの管理経験を踏まえて従来の品質管理内容を見直すとともに、TLD読取り装置が新型になったこと等により、これらの品質管理マニュアルを改定する。本マニュアルでは、さらにTLDの品質管理用プログラムの操作手順書と自動TLD読取り装置の月例点検時における加熱調整・感度校正を効率的に処理していくためのプログラムソフトの操作手順書についても見直したものをとりまとめた。なお、従来のマニュアル(PNC N8520 86-04)は、廃止する。
dose separation with TLD albedo dosimeter桝山 寿子; 伴 信彦; 二之宮 和重; 野村 保
Research Report Dir.of Nuclear Engineering Tohoku, 0 Pages, 1993/00
TLDアルベド線量計の中性子評価に用いる蛍光体(
Li
B
O
)は、線にも感度を有するため、Pu取扱施設のように線と中性子線とが混在する場においては、分離測定精度が低下する可能性がある。そこで動燃型TLDバッジの中性子と線との分離評価精度を体系的に明らかにし、中性子線量評価の妥当性を確認するため、
Cf、加速器による中性子と
Am、
Cmによる線を組み合せて、各種の混合照射試験を実施した。その結果から、Cfの中性子及び加速器による単色中性子と、Amの線との混合照射では、/n比が0.25の範囲で良好な分離性能が確認された。この条件は、Pu燃料取扱施設における実際のn/混在場の条件に近いものであり、実際の作業場の条件でもn/の分離性能は実用上問題のないことが確認された。なお、本報告は、東北大学との共同研究の成果として、学内・実験・施設の年報に掲
