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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

再処理施設における放射線監視・管理のシステム開発に関する研究(平成10年度報告)

宮部 賢次郎; 今熊 義一; 江尻 英夫; 水庭 春美; 秋山 聖光; 川崎 位

JNC TN8410 99-054, 175 Pages, 1999/10

JNC-TN8410-99-054.pdf:10.06MB

再処理施設の工程運転状況に応じた的確な放射線管理上の対応を図るため、蓄積された熟練放射線管理員の対応経験や過去の実績情報(定置式モニタの変動等、特殊放射線作業報告書等)を反映した放射線監視・管理支援システムを研究開発する。本研究は、平成8年度からの国の原子力施設等安全研究年次計画に登録している。平成10年度は、支援システム構築に係る概念設計とし、1・機能設計、2・知識データベース設計、3・プロトシステムの試作、4・支援方式の評価、5・システム構成設計を実施した結果、各システムについて、以下の結果が得られた。(1)放射線監視支援システムの開発 定置式モニタの変動時における推論方法について、プロトシステムを試行し、その妥当性を評価できた。(2)放射線作業管理対応支援システムの開発 線量当量の推定、過去実績データ検索、実績情報管理機能についてプロトシステムを試行し、各種機能の必要性を評価できた。

報告書

再処理施設における放射線監視・管理のシステム開発に関する研究(平成9年度報告)

石田 順一郎; 今熊 義一; 江尻 英夫; 水庭 春美; 秋山 聖光; 川崎 位; 田中 裕史; 米澤 理加; 栗俣 智行*; 小沢 友康*; et al.

JNC TN8410 98-002, 112 Pages, 1998/09

JNC-TN8410-98-002.pdf:6.27MB

再処理施設の工程運転状況に応じた的確な放射線管理上の対応を図るため、蓄積された熟練放射線管理員の対応経験や過去の実績情報(モニタ変動、特殊放射線作業報告書等)を反映した放射線監視・管理支援システムを研究開発する。本研究は、平成8年度からの国の原子力施設等安全研究年次計画に登録している。平成9年度は、支援システムの構築に係る検討・調査とし、1.各種データ収集、2.業務分析、3.支援システム構築案の検討、4.市場調査を実施した結果、各システムについて、以下の成果が得られた。(1)放射線監視支援システムの開発定置式モニタ及び排気モニタによる放射線監視について、システムとして迅速かつ的確に支援するために必要な知識・経験等のデータを整理・分類した。また、システム構築に必要な作業状況、過去の履歴、放射線管理員の基本行動等の項目を抽出することによって、具体的な推論方法について案を整理することができた。(2)放射線作業管理対応支援システムの開発放射線作業計画時における「線量当量の推定」の助言・指導業務の全体像を明確化し、システム構築に必要な作業場所の線量当量率・作業時間等の情報項目の抽出・システム化の概念設計を行った。また、抽出した項目について熟練者の知識・経験データを収集し、作業内容・作業場所等の項目で分類した。 データを収集し、作業内容・作業場所等の項目で分類した。

報告書

再処理施設における放射線監視・管理のシステム開発に関わる研究(平成8年度報告)

石田 順一郎; 今熊 義一; 江尻 英夫; 水庭 春美; 川崎 位; 田中 裕史; 米澤 理加

PNC TN8410 98-061, 87 Pages, 1997/10

PNC-TN8410-98-061.pdf:4.72MB

再処理施設の工程運転状況に応じた的確な放射線監視・管理を行うため、蓄積された経験を反映した放射線管理支援システムの開発を行うことが必要である。本研究は、(1)放射線監視支援システムの開発(2)放射線作業管理対応支援システムの開発の2項目からなり、国の原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)に登録されている。本研究を通し、放射線監視・管理の高度化を図り、施設の安全性の向上に努めていく。本報告書は、初年度である平成8年度の研究成果をとりまとめたものである。

口頭

高温多湿,高放射線環境下における放射線防護設備の適用にかかわる研究; 放射線作業における身体負荷量の調査

海野 基義; 江橋 勤; 川崎 位; 友常 祐介; 秋山 聖光; 江尻 英夫; 小林 博英

no journal, , 

本研究は、重装備の身体的負荷の緩和を目指して実施しているものである。本件は、最適な防護装備の選定や防護装備の性能評価を行ううえで、重要なパラメータの一つである身体負荷の定量的な指標として生理学的指標に着目し、東海再処理施設の放射線作業において、データの収集・調査を行い、まとめたものである。その結果、作業前後の体重の減少量が身体負荷の定量的な指標として有効であることが確認された。

口頭

東海再処理施設における手部被ばく管理

塩谷 聡; 作山 光広*; 鹿志村 勝也*; 川崎 位; 遠藤 邦明; 大関 清

no journal, , 

東海再処理施設では、セル内に設置されている機器類を手作業で点検・補修する場合、作業環境が高線量・高汚染環境下であるため、等価線量(手部)の被ばく管理が重要となる。このセル内の$$beta$$線の被ばくに寄与する主な核種としては$$^{90}$$Sr-Y, $$^{137}$$Csがあり各工程にこれらの核種が混在し$$beta$$/$$gamma$$比で$$beta$$線が約10倍$$sim$$100倍程度高い。そのため、鉛含有防護手袋又は革手袋を装着し、作業者のローテーションにて$$beta$$線による手部被ばくの低減を図ってきた。しかし、鉛含有防護手袋又は革手袋装着作業は作業効率の低下及び廃棄物低減の観点から再使用(複数回)が多く、さらに、一番外側の手袋であるため表面に汚染物が付着し計画外の$$beta$$線による被ばくを生じたこともあり対策が必要になっていた。第44回研究発表会において適切な防護装備や時間管理等について紹介したが、今回は、汚染付着防止を図るため鉛含有防護ゴム手袋装着時の減衰ファクター及び作業性等についてセル内で試験を行い得られた試験データ及び知見について示す。

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,1; サーベイメータによる測定

滝本 美咲; 山崎 巧; 今橋 淳史; 星 勝也; 川崎 位; 吉田 忠義; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 岡田 和彦; 石川 久

no journal, , 

原子力機構核燃料サイクル工学研究所では、セル内での機器点検・補修作業などにおいて$$beta$$線による被ばくがある。これまでの経験から、この被ばく線量レベルは、(1)体幹部の70$$mu$$m線量当量で数mSv程度であり、眼の水晶体の等価線量限度に比べて十分に小さいこと、(2)こうした作業では内部被ばく防止のための顔全体を覆う呼吸保護具(全面マスク)によって眼が防護される。このため、水晶体の等価線量は、胸部(又は頚部)に取り付けた個人線量計の指示値をもとに、マスクによる遮へい効果等を考慮することなく評価されてきた。しかしながら、この方法は、線量を過大に記録することになり、線量限度に近づくような高線量の被ばくが想定される状況下では適切とは言えない。そこで、$$^{90}$$Sr-$$^{90}$$Y$$beta$$線による高線量被ばくの想定のもと、水晶体の等価線量に対応する3mm線量当量の適切な測定方法について検討するともに、呼吸保護具の$$beta$$線遮へい効果を実験的に検証する。

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

MOX燃料施設における電動ファン式半面マスクの$$alpha$$線管理への適用化検討

田村 健; 畑中 延浩; 根本 修直; 木村 泰久; 平野 宏志*; 川崎 位

no journal, , 

現在、市販されている電動ファン式半面マスクは、粉塵の多い工事現場に向けて製造されているものが大半であり、マスクフィルタの構造上、プルトニウム粒子が吸引された場合、放出される$$alpha$$線の汚染検査が困難である。このため、汚染の見逃しや最悪の場合、内部被ばくにつながることも考えられ、MOX燃料施設における適用には不向きである。このことから、マスクフィルタ表面で$$alpha$$線に対する汚染検査ができるよう汚染検知用プレフィルタ及び取付けアタッチメントを検討した。

口頭

核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料第二開発室の管理区域内における汚染について,3; 身体汚染措置要領書の改善

吉田 忠義; 磯崎 航平; 田村 健; 中川 貴博; 川崎 位; 百瀬 琢麿

no journal, , 

平成31年1月30日に発生した核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料第二開発室の管理区域内における汚染事象において、作業員に身体汚染が発生した。身体汚染発生時の措置方法については、平成29年6月に発生した大洗研究開発センター燃料研究棟における汚染事象の反省から原子力機構共通のガイドラインが制定され、それを基に放射線管理部として要領書が制定されていたが、今回の事象で有効に活用できない部分があった。そこで今回の反省を踏まえた改善を行ったので、その概要について紹介する。

口頭

Development of direct-type alpha dust monitor for in-situ measurement of airborne concentration during fuel debris retrieval and decommissioning of nuclear fuel cycle facilities

坪田 陽一; 本田 文弥; 中川 貴博; 川崎 位; 池田 篤史; 玉熊 佑紀*; 床次 眞司*; 百瀬 琢麿

no journal, , 

福島第一原子力発電所における燃料デブリの本格取り出し時や核燃料サイクル施設の廃止措置においては、大量の放射性微粒子、特に$$alpha$$粒子の飛散が想定される。従来型の1チャンネルのSi半導体と捕集ろ紙を用いた$$alpha$$線用ダストモニタでは計数率上限が高くないことや、ろ紙への捕集であるためその場の空気中濃度の算出が困難である等の課題があった。本件では前述の課題解決を目指し、捕集ろ紙を使わず、扁平型流路を流れるエアロゾルからの$$alpha$$線をシンチレータと多チャンネル光電子増倍管にて直接計測するダストモニタを設計し、試作した。同試作機のU$$_{3}$$O$$_{8}$$線源に対する検出効率は約80.8%であり、約3MBqの$$^{241}$$Am線源を用いた試験においては20Mcpm以上での測定が可能であった。従来型のSSBDを用いたダストモニタの10倍以上の高計数率でも動作することが確認された。ラドンチャンバーを用いた試験において空気中の$$alpha$$核種の濃度変化にスムーズに追従することを確認した。

口頭

核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料第二開発室の管理区域内における汚染について,2; 放射線管理上の問題点と対策

田村 健; 磯崎 航平; 吉田 忠義; 中川 貴博; 川崎 位; 百瀬 琢麿

no journal, , 

平成31年1月30日に発生したプルトニウム燃料第二開発室の管理区域内における汚染について原子力機構は、汚染の原因に加え、作業員が身体汚染検査を受けて管理区域から退出するまでに実施した処置対応の問題も含めて原因究明を行い、再発防止策を策定した。このうち特に作業員が管理区域退出するまでに実施した放射線管理対応について挙げられた問題点と再発防止対策について報告する。

口頭

核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料第二開発室の管理区域内における汚染について,1; 事象の概要

磯崎 航平; 田村 健; 吉田 忠義; 中川 貴博; 川崎 位; 百瀬 琢麿

no journal, , 

平成31年1月30日に核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料第二開発室の管理区域内において、室内に設置された$$alpha$$線用空気モニタが吹鳴する空気汚染が発生した。警報が吹鳴した時点で、室内には作業員9名がいたが、皮膚汚染や内部被ばくはなかった。事象の概要、問題点と対策及び身体汚染措置要領書の改善をシリーズで報告する。このうち本発表では事象の概要について報告する。

口頭

MOX燃料施設における水晶体及び末端部の中性子線・$$gamma$$線被ばく評価

大津 彩織; 坪田 陽一; 内田 真弘; 中川 貴博; 川崎 位

no journal, , 

【1.背景・目的 】組織反応に関するICRP声明を受けて国内法令の見直しが検討され、水晶体の等価線量限度は実効線量と同じ「5年間で100mSvかつ年間最大50mSv」に引き下げられる見込みである。日本原子力研究開発機構核燃料サイクルエ学研究所における水晶体の線量は、均等被ばくの場合は胸部、不均等被ばくの場合は頸部に着けたTLDバッジで評価しているが、この線量限度引き下げに対し、現在の管理方法を適用できるかを検討する必要がある。本研究では、MOX燃料を取り扱うグローブボックスでのグローブ作業を模擬したファントムを実フィールドに設置し、水晶体付近(頭部)・頸部・胸部の$$gamma$$線及び中性子線量の実測による比較試験を行った。また、グローブ作業では末端部(手部)の管理も重要であることから併せて試験を実施した。【2.試験内容】 同研究所のMOX燃料施設において、中性子線量率の高いグローブボックス(以下、GBという。)を選定し、中性子線・$$gamma$$線の線量率分布を測定した。なお、中性子線量の測定には、小さく軽量の中性子線用サーベイメータ(以下、軽量型という。)とレムカウンタ(型式Studsvik 2202D)の2種類のサーベイメータを使用し、軽量型を用いてGB内外の線量率を測定した。この測定結果を元に次のファントムを用いた試験を実施した。頭部・胸部・末端部を模擬したファントムを図のように設置し、$$gamma$$線についてはTLD、中性子線については、TLD・固体飛跡検出器・バブル線量計をファントム上に配置して被ばく線量を実測した。【3.試験結果】 グローブ作業の環境における中性子線・$$gamma$$線の線量率分布を測定したところ、軽量型はレムカウンタと比較して測定部が小型であるため、GB内外の線量率を測定でき、ポートの内部と表面の線量率の比を把握することができた。作業者を模擬したファントムと線量計を用いて実測した末端部(手部)と体幹部の$$gamma$$線・中性子被ばく線量の比はポートの内部と表面の線量率の比と同程度であった。また、中性子被ばく線量は頭部(水晶体部とみなした場合)の値と胸部の値はほぼ同じであった。$$gamma$$線被ばく線量は頭部$$leq$$胸部$$<$$頸部であり、今回の試験では胸部の値を超えることはなかった。以上の結果から、今回の試験環境においては現在の管理方法でも水晶体の等価線量は過小評価にはならないと推測された。

口頭

廃炉や廃止措置における空気中放射性物質濃度のその場測定に向けた$$alpha$$線用ダストモニタの要素技術開発

坪田 陽一; 本田 文弥; 中川 貴博; 川崎 位; 玉熊 佑紀*; 床次 眞司*; 百瀬 琢麿

no journal, , 

燃料デブリの本格取り出し時のデブリ切断や核燃料施設の廃止措置における核燃料付着物の解体においては、大量の放射性微粒子の飛散が想定される。従来型のSi半導体を用いたダストモニタでは耐湿性や耐ノイズ性、ろ紙の目詰まり等の課題があった。本件では捕集ろ紙を使わず、扁平型流路を流れるエアロゾルからの$$alpha$$線をシンチレータと多チャンネル光電子増倍管にて直接計測するダストモニタを設計し、試作した。同試作機は20Mcpm以上の高計数率での測定が可能であり、空気中の$$alpha$$核種の濃度変化にスムーズに追従することを確認した。

口頭

デブリ取り出しや廃止措置のための「その場」$$alpha$$ダストモニタの要素技術開発

坪田 陽一; 吉田 将冬; 本田 文弥; 床次 眞司*; 中川 貴博; 川崎 位

no journal, , 

「その場」における空気中放射性物質濃度のリアルタイム測定を目指し、捕集ろ紙を使わず、扁平流路内の$$alpha$$粒子濃度を直接計測するダストモニタを試作し、性能評価を実施した。試作機は高湿度環境で動作し、従来のSSBDを用いた機器の10倍以上の計数率を測定可能であった。

口頭

全面マスク用マグネット固定方式メガネの考案

田村 健; 周治 愛之; 平野 宏志*; 立原 丈二; 小野 洋輔; 庄司 博行*; 川崎 位

no journal, , 

作業者の内部被ばく防護のために使用する全面マスクは、顔面全体を密着性の高い面体で覆うことでマスク内の気密を担保する構造であるが、不適切な着用により内部被ばく事例が発生することがある。特に、作業者がメガネを使用する場合、顔面と面体の間にテンプル(耳にかける部分)による隙間ができ汚染を吸引する危険性が高まることから、マスクメーカーは面体内側に取り付ける専用の視力矯正用メガネを提供しているが、度数には限りがあるため、作業者の視力によっては全面マスクを用いる作業に従事できない、従事できても眼精疲労が安全面に影響を及ぼすことなどが懸念される。また、この視力矯正用メガネはマスクの型式ごとのオプション扱いであるため、型式変更等への柔軟な対応が困難であった。そこで、マグネット固定により多様な型式の全面マスクに対応できるメガネを開発することで、メガネを使用する全面マスク作業者の安全性向上を実現した。

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