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報告書

屋外器材ピット(Bピット)内廃棄物取出し作業に係わる放射線管理について

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($$alpha$$放射能:8.2$$times$$10-3Bq/cm2、$$beta$$$$gamma$$放射能:1.2$$times$$10-2Bq/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

報告書

静電捕集型ダストモニタの開発(基礎試験結果)

伊東 康久; 野田 喜美雄; 石川 久; 井崎 賢二; 江花 稔*

JNC TN8410 2001-007, 81 Pages, 2001/03

JNC-TN8410-2001-007.pdf:3.42MB

核燃料物質取扱施設では非密封の放射性物質を取扱う場合、グローブボックス(以下「GB」という)等の包蔵性を有した設備を配置している。放射性安全の立場からは包蔵性の一時的な機能低下等を考慮し、放射性物質漏洩の早期発見及び作業者の吸入を防止する目的で種々の施策を講じている。その中の一つに作業環境中の空気中放射性物質濃度を連続監視するためのダストモニタがあげられる。一般的にダストモニタは吸引ポンプを使用して空気を吸引し空気中に浮遊するダストをろ紙に捕集する方式であり、吸引ポンプの連続運転能力、可搬性及び排気場所の確保並びに騒音等に構造的問題を持っていた。このため、ダストの捕集方法に関し、従来技術である吸引ポンプを使用しない技術開発を進めることとした。上記目的を遂行するために、静電気により空気中のダストをイオン化し、ろ紙に捕集する市販の集塵器に着目し、静電捕集型のダストサンプラ及びダストモニタを試作し、特性試験及び操作性について評価した。静電捕集方式は空気吸引方式と違い吸引量の定量化が課題であり、捕集量を定量化するためにマスクマンテストで使用している装置を用い、塩化ナトリウム(以下「NaCl」という)による捕集量の定量化と捕集分布の解析評価を実施した。また、既存の空気吸引方式であるエアスニファとラドントロン子孫核種を対象に捕集量の比較を実施した結果、ほぼ同等の捕集性能を有していることが分った。一方、静電捕集方式の機能を明確にすることと、実際に使用する管理区域内を想定して操作性等の評価を実施した結果、十分実用に耐えうることも分った。今回の試験で使用したダスト捕集用ろ紙は市販されている集塵機の付属品を用いたが、放射性ダストの捕集には適していなかった。今後、集塵ろ紙の材質適正化を行うとともに、装置の小型化と捕集効率向上を検討し、また、試作機の構造は汚染防護対策が十分ではないので、これらを考慮した再設計を行う必要がある。

報告書

プルトニウム粒子径迅速測定評価法の開発

江花 稔; 松本 盛雄; 伊東 康久; 岡崎 良仙

PNC TN8410 95-250, 75 Pages, 1995/08

PNC-TN8410-95-250.pdf:2.01MB

$$alpha$$放射性粉塵の粒子径測定方法のひとつとしてオートラジオグラフ法がある。この方法を日常の放射線管理により使い易いものにするため、1978年に曝射用カメラと蛍光膜を組み合わせたオートラジオグラフ装置(以下「ARG」という)が製作され、その装置を用いて粒子径測定方法が確立された。筆者らは、この粒子径測定方法での、ARG写真からのスポット像の読み取り及びデータ処理に、多大の労力と時間を費やしていることに着目し、読み取り装置とデータ処理を含くむシステムの自動化の検討と試作機(以下「画像解析装置」という)の製作並びに性能試験を実施した。この結果、以下のことがわかった。(1)スポット径の測定を自動化することで、分単位で粒子径の測定が可能となった。(2)PuO2粒子の最小検出径は、0.35MMが得られた。従来は光学顕微鏡の測定でオートラジオグラフのスポット径が0.42MMであった。(3)放射能強度よってもARG写真の露光時間が異なるが、最小検出径0.35MMを評価するためには、曝射用35disintegrationsが必要となりARGに要する露光時間は20時間50分となる。(4)プルトニウム燃料第三開発施設の粒度分布の測定結果は、質量中央径(MMD)で3.18$$sim$$6.24$$mu$$m、幾何標準偏差($$sigma$$g)で1.27$$sim$$2.25、空気力学的質量中央径(MMAD)で10.8$$sim$$21.1$$mu$$mであった。

口頭

Am-241の$$gamma$$線に着目した排気中$$alpha$$放射能モニタリングの経験

伊東 康久; 三上 智; 宮内 亨; 秋山 聖光; 小林 博英; 小沢 友康*; 横田 友和*

no journal, , 

再処理施設における排気中の$$alpha$$放射能の濃度評価は、通常Rn-Tn子孫核種減衰後(3日後)に測定を行い評価している。しかし、放出源の調査及び放出濃度の低減化措置を速やかに進めるには、調査に伴うサンプリング結果を作業ごとに短時間で得ることが必要である。そこで、Rn-Tn子孫核種の影響を受けることがない、Am-241の$$gamma$$線に着目したモニタリング手法を採用した。採用した手法により作業管理,排気筒の放出濃度の推定を行った。

口頭

核燃料サイクル工学研究所における緊急被ばく医療への取り組み

中川 貴博; 堀越 義紀; 伊東 康久; 伊藤 公雄; 百瀬 琢麿; 高田 千恵

no journal, , 

一般に、「緊急被ばく医療」とは原子力災害や放射線事故により重篤に被ばくした患者、もしくは放射性物質による体表面汚染を伴う救急患者に対する医療を指す。「いつでも、どこでも、誰でも最善の医療を受けられる」という命の視点に立脚することは他の医療と同じであるが、実際の救急搬送もしくは医療措置にあたる者にとって「放射線被ばく」や「放射性物質による汚染」は決してなじみがあるものではなく、不安を持ちながらの対応となる恐れがある。本発表では、核燃料サイクル工学研究所で緊急被ばく医療措置の必要な傷病者が発生した場合に備えて行っている取り組みを紹介する。

口頭

Radiation protection feature and research at Tokai reprocessing plant

百瀬 琢麿; 遠藤 邦明; 伊東 康久; 山下 朋之; 並木 篤; 眞田 幸尚; 秋山 聖光; 武石 稔; 田子 格; 古田 定昭

no journal, , 

原子力機構の核燃料サイクル工学研究所では日本で最初の再処理工場が1977年から運転されてきた。再処理施設における全般的な放射線管理は、連続モニタリングやサンプリング手法による作業環境の監視により行われている。連続モニタとしては、$$gamma$$線,中性子線,空気中$$alpha$$$$beta$$放射能のためのモニタが無用な被ばくを防止するため集中監視システムとして設置されている。また、再処理施設からの排気・排水については規制値を遵守するため、連続測定やサンプリング測定により確認している。さらに、施設からの公衆と環境の影響を評価するため、周辺環境における監視が行われてきた。この発表では再処理施設における放射線防護の特徴と最近の研究開発の取り組みについて紹介する。

口頭

東海再処理施設の放射線管理; 30年の経験と技術的課題への取り組み

遠藤 邦明; 飯嶋 信夫; 吉次 雄一; 伊東 康久; 百瀬 琢麿

no journal, , 

東海再処理施設は、1977年のホット試験開始以来、2007年5月までに約1140トンの使用済燃料の再処理を行ってきた。この間、再処理施設の放射線管理は、それまでの原子炉や研究開発施設では経験していなかった技術的な課題について取り組む必要があった。ここでは、約30年に渡る再処理施設の運転における放射線管理上の技術的課題と取り組みについて一例を紹介する。

口頭

$$alpha$$$$cdot$$$$beta$$線同時測定型体表面モニタの開発

伊東 康久; 秋山 聖光; 百瀬 琢麿; 田口 静雄*; 石井 慎哉*

no journal, , 

身体の広い範囲の$$alpha$$線と$$beta$$線を同時に検出することができる体表面汚染検査用のモニタを開発した。本モニタの検出器は、ZnS(Ag)シンチレータ+プラスチックシンチレータを用い、検出面と身体の密着性を向上させるため、湾曲型検出器(10ch)と平面型検出器(4ch)を組合せた一体型の構造とした。性能試験はJIS:Z4338に準拠し、線源依存性,エネルギー特性,警報精度,シーケンス検査,他の放射線による影響,電源電圧の変動に対する安定度等の試験を実施した結果、JISに示されている性能を満足する結果が得られた。

口頭

$$beta$$線3mm線量当量の測定方法と水晶体の防護策の検討,3; 作業への適用

滝本 美咲; 奥山 駿; 山崎 巧; 伊東 康久; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 柴 浩三; 岡田 和彦; 並木 篤

no journal, , 

現在、眼の水晶体の被ばく管理においては、3mm線量当量を測定する義務はなく、1cm線量当量あるいは70$$mu$$m線量当量のうち、放射線の種類やエネルギー等を考慮して適切と判断される値をもって眼の水晶体の等価線量とする管理がなされている。原子力機構核燃料サイクル工学研究所においては、体幹部に着用した個人線量計にて測定した70$$mu$$m線量当量を3mm線量当量に換算し、水晶体の等価線量を評価している。一方、これまでにわれわれは、内部被ばく防護のために着用した全面マスクが$$beta$$線に対する十分な遮へい効果を持つ、例えば$$^{90}$$Sr-$$^{90}$$Y$$beta$$線源に対しては、全面マスク(MSA製Ultra-Twin)の着用により、3mm線量当量を未着用のときの1割未満に低減できるという結果を得ている。本発表では、核燃料サイクル工学研究所における過去の放射線作業について、放射線防護装備及び個人線量計着用位置(防護装備の上か下か、等)を考慮して3mm線量当量を評価した結果を報告する。

口頭

大洗研究開発センター燃料研究棟 汚染・内部被ばく事故,4; 半面マスクの防護性能の調査

高畠 英治; 伊東 康久; 川崎 位; 高田 千恵; 橋本 周; 高崎 浩司; 吉澤 道夫; 百瀬 琢麿

no journal, , 

はじめに2017年6月に発生した原子力機構大洗研究開発センターでの汚染・内部被ばく事象において、作業員5名は半面マスクを着用していたにも関らず、内部被ばくした。この放射性物質の体内への摂取に至った要因の推定に資するため、事象発生当時に作業員が着用していた防じん用半面マスクの防護性能について試験((1)着用状態の違い等による面体と顔面の密着性、(2)飛散した粒子の面体内部への侵入、(3)顔面に付着した粒子の面体内部への侵入)した結果を報告する。

口頭

核燃料サイクル施設での放射線管理経験と今後の課題; 日常管理・緊急被ばく医療への取り組み

高田 千恵; 伊東 康久; 百瀬 琢麿

no journal, , 

原子力機構核燃料サイクル工学研究所は、「使用済燃料の再処理(施設の廃止措置)」、「MOX燃料製造」に関する研究開発等を行っている。また、これらの研究開発を通して培った研究基盤を活用し、東京電力福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた研究開発、高レベル放射性廃棄物の減容化・有害度低減に向けた研究開発等にも取り組んでいる。このため、取り扱う放射性物質、核燃料物質の種類は多岐にわたり、幅広い放射線計測・放射線防護の知見を踏まえた放射線管理を行う必要がある。本発表では当研究所の日常的な放射線管理の概要及び緊急被ばく医療への取り組みとともに、発表者がこれらの活動を通じて感じている課題を紹介する。

口頭

原子力機構における自動火災報知設備の誤報とその対策について

坂下 慧至; 伊東 康久; 中田 陽; 植頭 康裕

no journal, , 

日本原子力研究開発機構(以下、「機構」という。)は全国に11の研究開発拠点を有している。令和2年度末、機構内の複数の施設において、火事が起きていないにもかかわらず自動火災報知設備が吹鳴する誤報の発生件数が増加していることが、機構内で問題視された。誤報の低減に向けた対策の検討を目的として、自動火災報知設備の設置状況、誤報の発生状況の調査を実施した。調査では主に各拠点に設置されている感知器の設置台数、推定される設置時期、平成30年度から令和2年度までの期間における誤報の有無及び発生時の主な原因について調べた。調査の結果、機構全体の自動火災報知設備は、約34,400台あり、その7割以上は、設置後20年以上経過していることが分かった。また、誤報の主な原因は、設備の設置環境から受ける影響が、全体の6割を占めることが分かった。

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