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森田 卓; 谷澤 輝明*; 森藤 将之; 高崎 浩司; 鈴木 秀樹*; 鈴木 一教; 小林 博英
JNC TN8410 2004-011, 83 Pages, 2004/07
JNC-TN8410-2004-011.pdf:5.88MB
高レベル放射性物質研究施設(Chemical Processing Facility,以下「CPF」という。)では,施設設備の改造更新工事を終えて、平成14年12月から平成16年3月まで先進湿式再処理試験が実施された。試験では排気筒から85Krが放出され,クリプトン広帯域検出器を用いたガスモニタにより放出量の測定評価を実施した。CPF排気モニタのガスモニタは平成6年度にGM検出器からクリプトン広帯域検出器に更新され、今回の先進湿式再処理試験での排気監視がCPFのクリプトン広帯域検出器による更新後はじめての
Krの実測となった。今回,従来のGM検出器の仮設ガスモニタを設置し,測定値及びインベントリの比較を実施した。本報告では,先進湿式再処理試験におけるクリプトン広帯域検出器による放出監視についてまとめた。GM検出器等との比較評価の結果、クリプトン広帯域検出器による排気監視結果は妥当であることを確認した。
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。
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。
森藤 将之; 根本 典雄
no journal, ,
MOX施設(ウラン・プルトニウム混合燃料製造施設)の放射線管理においては、プルトニウム等のアルファ線放出核種による内部被ばくの防止及びPu-241から生成されるAm-241等からの低エネルギー線とプルトニウム同位体等からの中性子線による外部被ばくの低減が重要である。今回は、MOX施設での内部被ばく防止の観点から実施しているアルファ放射能に対する汚染管理の特徴,これまでの経験を踏まえた汚染管理における改善策等について紹介する。
佐川 直貴; 小田野 隆之*; 森藤 将之; 井崎 賢二; 水庭 春美
no journal, ,
現在MOX燃料製造施設の放射線管理で用いられているARGは、測定対象物が限られ、廃棄物が発生し、今後ポラロイドフィルムの入手も困難になることから代替技術としてデジタルカメラを用いたARGを検討した。Pu試料の露光は、ISOの感度を高くすることや露光時間を長くすることで感光を強くすることができるが、暗電流ノイズや長時間ノイズ,高感度ノイズなどのノイズも多く発生してしまうため、Pu試料の光点とノイズを区別することが難しくなる。今回試したシンチレータのうち、最も発光が良好であったのは、厚さ5
m,密度10mg/cm
のものであった。また、ISOの設定としてはノイズの発生が少なく、Pu試料の発光が十分に確認できるものとしてISO3200が良好であった。Pu試料とシンチレータの間に空間が発生すると発光量が低下するため、Pu試料とシンチレータの間に空間ができないよう密着させた状態で露光する必要がある。
森藤 将之; 浜高 一仁; 國分 祐司; 吉田 忠義; 柴 浩三
no journal, ,
日本原子力研究開発機構の核燃料サイクル工学研究所では、原災法及び事業者防災業務計画に基づき、緊急時活動レベル(EAL)に基づく排気モニタの通報レベルが定められているが、排気モニタのベータ線ダストモニタ部(GM管又はプラスチックシンチレーション検出器)については、通報レベルが排気モニタの測定上限を上回るため、測定上限値をもって通報することとなり、過度に低い放出量でEAL到達を判断する問題がある。そこで本研究では、排気モニタの測定上限を超える異常放出が発生した場合、回収したろ紙上に付着した放射能からEALを超えているかを迅速に測定する方法を検討した。通常、排気中の放射性物質濃度を定量する場合、排気モニタによる測定とは別に、ろ紙を回収し放射能測定装置を用いて放射能を定量している。しかし、EALに達する放射能では、数え落としや窒息現象により、放射能を正しく測定できない。そこで、放射能が付着したろ紙を、薄窓付電離箱式サーベイメータを用いて測定することで、迅速に放射能を定量する方法を検討した。距離の増加に伴い、指示値はほぼ直線的に減少すること、距離50mmの指示値は距離0mmに対し約1/3に減少することが分かった。また、電離箱式サーベイメータの測定上限を考慮した上で、ろ紙と検出器間の距離を50mm離すことでEAL相当の放射能を測定できることが分かった。これらの結果を基に、指示値に換算係数を乗ずることで放射能(Bq)を算出する方法を整備した。
高橋 映奈; 横田 友和*; 森藤 将之; 西村 周作; 井崎 賢二
no journal, ,
東海再処理施設 クリプトン回収技術開発施設では、使用済燃料の再処理で発生した放射性クリプトンガスを回収・固定化する技術開発試験のために回収・貯蔵していた。しかし、放射性クリプトンガスを使用する試験は終了し、今後の使用計画がなく、また、廃止措置への移行に伴うリスク低減化のため、貯蔵している放射性クリプトンガスの全量が令和4年2月14日
令和4年4月26日に放出量を管理しながら放出(管理放出)された。今回、放出中の対応をまとめ、監視状況及び放出実績を評価し、適切な監視のもと管理放出が実施されたことを報告する。