光ルミネッセンス測定装置への密封線源の導入と放射線管理; 日本原子力研究開発機構土岐地球年代学研究所での例

徳安 佳代子; 古田 定昭*; 國分 陽子; 梅田 浩司

日本放射線安全管理学会誌, 15(1), p.80 - 87, 2016/07

http://doi.org/10.11269/jjrsm.15.80

地質試料の年代測定を行うため、日本原子力研究開発機構土岐地球年代学研究所に光ルミネッセンス測定装置(Riso TL/OSL DA-20)が導入された。本装置では、試料に人工放射線を繰返し照射して試料に蓄積された線量を求めるため、密封線源を装置へ据付ける必要がある。しかし、本装置の放射線管理に関する情報はほとんどない。そこで本稿では、線源を受入れるまでの流れを紹介するとともに、線源の据付や使用における放射線管理について報告する。

福島第一原子力発電所事故後の大気中放射性物質濃度測定結果に基づく線量の評価; 東海村周辺住民を対象として

竹安 正則; 住谷 秀一; 古田 定昭

保健物理, 48(3), p.141 - 149, 2013/11

https://doi.org/10.5453/jhps.48.141

核燃料サイクル工学研究所での大気中放射性物質濃度測定結果をもとに、線量評価にかかわるパラメータ値として現実的な値を設定し、東海村での吸入摂取にかかわる成人の預託実効線量及び小児甲状腺の預託等価線量を試算し、予測線量の安全裕度を検討した。その結果、試算された線量は、予測線量に対し、成人の預託実効線量について約7分の1、小児甲状腺の預託等価線量について約10分の1であった。これらのことから、予測線量は成人の預託実効線量についてファクター7程度、小児甲状腺の預託等価線量についてファクター10程度の安全裕度があることが示唆された。なお、試算された線量が予測線量に対し低く見積もられた要因として、屋内の空気中濃度を屋外の濃度より低く設定したことが考えられた。

Measurements and calculations of dose rates on contaminated ground at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Site

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 古田 定昭

Proceedings of 13th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-13) (Internet), 10 Pages, 2012/05

The accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant resulted in a substantial release of radionuclides to the environment. Consequently, the emergency operation workers were exposed to both external and radiations arising from the fallout; however, their doses were scarcely recorded at the time. To solve the problem, the authors performed Monte-Carlo simulations which estimated the and dose equivalent rates in outdoor work environments during the initial weeks of the accident. The computer model consisted of air-ground interface and a person was assumed to be standing on the uniformly contaminated ground. The source term used was based on the isotopic compositions of soil samples identified by a HPGe spectroscopy analysis. The calculated results were benchmarked by comparison with both the dose rates measured for contaminated soil samples collected from the site and those measured by stationary and portable instruments on-site in the mid March. The computed -to- dose ratio ranged from 9 at 50 cm to 3 at 130 cm above the ground. The maximum possible exposure to the unprotected skin of the worker, engaged in the outdoor operations, was estimated to be 1 Sv, with the expectation of further dose reduction reflecting the effects due to the ground surface roughness and protective clothes.

Results of environmental radiation monitoring at the Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories, JAEA, following the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

竹安 正則; 中野 政尚; 藤田 博喜; 中田 陽; 渡辺 均; 住谷 秀一; 古田 定昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(3), p.281 - 286, 2012/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2012.660014

東京電力福島第一原子力発電所事故への対応として、核燃料サイクル工学研究所において特別環境放射線モニタリングを実施した。本報告は、2011年5月31日までに得られた空間線量率,空気中放射性物質濃度、及び降下じん中放射性物質濃度の測定結果について速報的にとりまとめた。空間線量率は、3月15日1時前頃から徐々に上昇し始め、3月15日7時過ぎ、3月16日5時過ぎ、及び3月21日4時過ぎに、数千Gy/hほどの3つのピークがある上昇を示した。空気中放射性物質濃度及び降下量は、空間線量率と同様な経時変化を示した。空気中のI及びCsの揮発性及び粒子状の合計の濃度の比(I/Cs)は、日によって大きく変動した。3月15日から4月15日の1か月間の降下量は、Csについて、1986年5月のチェルノブイリ事故後と比較して約120倍、1963年6月の東京都高円寺(旧気象研究所)での大気圏内核実験フォールアウト時と比較して約30倍であった。核燃料サイクル工学研究所で屋外に居たと仮定して吸入摂取にかかわる内部被ばくにかかわる線量を試算した。

Radiation protection at nuclear fuel cycle facilities

遠藤 邦明; 百瀬 琢麿; 古田 定昭

Radiation Protection Dosimetry, 146(1-3), p.119 - 122, 2011/07

https://doi.org/10.1093/rpd/ncr132

Radiation protection methodologies concerned to individual monitoring, workplace monitoring and environmental monitoring in nuclear fuel facilities have been developed and applied to facilities in NCL of JAEA over 40 years. External exposure to photon, beta-ray and neutron and internal exposure to alpha emitter are important issue for radiation protection in these facilities. Airborne monitoring, surface contamination monitoring to alpha emitters and beta/photon emitters are also essential to workplace monitoring to avoid internal contamination of the personnel. Criticality accident alarm system developed by JAEA has been proven through the application to the facilities for long time. Centralized area monitoring system has been effective for emergency situation. Air and liquid effluents from the facilities are monitored by continuous monitors or sampling methods to comply with regulations.

Installation places of criticality accident detectors in the plutonium conversion development facility

眞田 幸尚; 辻村 憲雄; 清水 義雄; 井崎 賢二; 古田 定昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(Suppl.5), p.74 - 77, 2008/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2008.10875789

国内外の規定基準類を調査し対象施設の特徴を考慮した臨界警報装置の配置設計を行った。臨界事故時の線量評価は、MCNP及びANISNで計算したパラメータを使用した簡易式にて行った。検出端における線量評価の結果から、施設内の3か所に臨界警報装置の検出器を設置するように設計した。本設計の結果をもとに、プルトニウム転換技術開発施設の臨界警報装置を更新した。

Simulation of long-term behaviour of Cs and Pu in the Japan Sea

中野 政尚; 武石 稔; 古田 定昭

Proceedings of 2nd Asian and Oceanic Congress Radiological Protection (AOCRP-2) (CD-ROM), p.795 - 799, 2006/10

核燃料サイクル施設からの放出に伴う世界的・広域的な環境影響を評価するため、LAMER(海洋環境放射能による長期的地球規模リスク評価モデル)を開発した。LAMERの一部として、海洋大循環モデルと組合せた移流・拡散・スキャベンジングモデルを日本海について開発し、日本海におけるCs及びPu濃度鉛直分布の実測値と比較・検証したところ、Cs及びPu濃度の計算値は実測値とおおむねよく一致した。日本海では水平拡散係数が310cms、鉛直拡散係数が0.3cm sの場合に計算値と実測値が最もよく一致した。本研究でのシミュレーションは、日本海におけるCs及びPuの定量的由来,挙動を明らかにした。また、日本海におけるCs及びPuの挙動は太平洋での挙動とは大きく異なっていることがわかった。

人形峠周辺環境の監視測定結果(平成13年度); 岡山県内

古田 定昭; 小野 高行

JNC TN6440 2002-002, 47 Pages, 2002/08

JNC-TN6440-2002-002.pdf:0.82MB

人形峠環境技術センターでは、良好な自然環境の確保等を目的として、岡山県・鳥取県えお締結した環境保全協定に従って、センターやウラン鉱山跡の捨石たい積場周辺環境の監視測定を実施している。また、回収ウランの使用に従ってセンター周辺及び対象地域でのプルトニウムについての監視測定も実施している。これらの監視結果は、両県に定期的に報告するとともに、専門家で構成される岡山県環境放射線等測定技術委員会(岡山県)や放射能調査専門家会議(鳥取県)において審議・評価を受けれいる。本資料は、岡山県に報告し、岡山県放射線等測定技術委員会にて評価を受けた平成13年度の環境監視データについてまとめたものである。

Radon and its progeny monitoring Closed Uranium Mine

小野 高行; 石森 有; 古田 定昭; 伊藤 公雄

AOCRP-1(第1回アジア・オセアニア放射線防護会議), 0 Pages, 2002/00

サイクル機構では、人形峠周辺の鉱山跡地の環境評価を目的として、ラドンとその子孫核種の監視を実施している。今回、この監視プログラムについて紹介するとともに、2000年度までのデータについて要約した。また、F値を用いた評価の妥当性について検討を行った。

Measurements and Evaluation of Radon from Closed Uranium Mine

古田 定昭; 伊藤 公雄; 石森 有

International Workshop on Distribution and Specia, 0 Pages, 2002/00

我が国におけるウラン探鉱は1956年から開始され,重荷10年程度続けられ、人形峠では1987年に全ての探鉱活動を終了したが、鳥取、岡山両県に捨石堆積場が残された。捨石堆積場からラドンが周辺環境に及ぼす影響について、測定と拡散モデルの両方により評価を行なった。その結果、測定により堆積場内はラドン濃度が高いものの、平衡等価濃度では濃度がそれほど高くないことを確認した。また、一部の捨石堆積場で、連続測定により敷地境界で年間1mSv以下であることを確認した。