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浅妻 新一郎; 武田 伸荘; 大西 俊彦; 相馬 丞; 小野瀬 憲; 田島 松一; 岡田 尚
JNC TN8420 2004-001, 122 Pages, 2004/11
JNC-TN8420-2004-001.pdf:167.0MB
グローブボックス(GB)等の解体作業は、放射性物質による汚染拡大防止を図るため、主としてグリーンハウス等の汚染管理エリアの設置や作業員の汚染防護措置のためのエアラインスーツ着用を必要した作業である。グリーンハウスのテントシートやエアラインスーツ等は主として酢酸ビニールでできており、切断機器(溶断機器を含む)の取り扱いに際しては特に火災・損傷や負傷に対する注意が必要である。このため切断機器は一般の取り扱い方法に加え、使用環境・状況に応じた取り扱い方法及び安全対策を定め、それを遵守させる必要がある。本WGでは、東海・大洗事業所混成メンバによりGB等解体における安全な切断、溶断作業に係る作業管理要領を、これまで機構内各所で実施してきた安全対策も盛り込みながら検討・整備した。なお、本結果は東海事業所共通安全作業基準管理要領に反映している。
佐藤 嘉彦; 蛭町 秀; 武田 伸荘; 金沢 吉人*; 笹谷 真司*
JNC TN8400 99-006, 75 Pages, 1999/02
先進的核燃料リサイクル技術の研究開発における高レベル廃液から超ウラン元素を分離回収するためのTRUEX溶媒(CMPO-TBP-nドデカンの混合溶媒)について工学的な安全性を確認することを目的として、加速速度熱量計(ARC)を用いて、実際のプラントに比べて過酷な工学的条件である密封断熱系でのPUREX溶媒(30%TBR-nドデカン混合溶媒)、TRUEX溶媒等を加熱したときの熱挙動や圧力挙動及び溶媒と硝酸の発熱反応の熱挙動や圧力挙動を測定した。またARCでの測定データから反応速度の評価に必要なアレニウスパラメータ(活性化エネルギー及び頻度因子)の検討を実施した。並びにARCにおける溶媒と硝酸との発熱反応における反応生成物の化学形態を明らかにするために、反応生成物の分析方法及び分析条件を検討し、定性的評価を実施した。主な結果を以下に示す。(1)TBP、CMPO、nドデカン、10M硝酸のいずれも単体ではほとんど発熱しなかった。(2)ARCで発熱量を評価すると、溶媒と10M硝酸とを接触させ、平衡にした後の溶媒相(単体系試料)については、PUREX溶媒と比べてTRUEX溶媒の方が単位試料重量あたりの発熱量が大きい傾向があった。しかし、溶媒と10M硝酸を試料容器に同時に封入した試料(二相系試料)については、PUREX溶媒とTRUEX溶媒は単位溶媒重量あたりの発熱量はほぼ同等であった。(3)反応速度論的解析を行い、TBP-10M硝酸単相系試料については反応の活性化エネルギーが118kJ/molと求められ、これはNicholsによる112kJ/molに近い結果となった。反応速度定数を算出し、PUREX溶媒-10M硝酸単相系試料とTRUEX溶媒-10M硝酸単相系試料の反応速度定数はほぼ同等であることが示された。(4)ARC測定により求めた反応速度定数及びSC-DSCにより測定した発熱量を用いて、小池らがモデルプラントのプルトニウム蒸発缶に対する安全解析を行った手法に従い自己加速反応の開始温度の試算を行った。混入する溶媒が100gの場合、いずれの溶媒も自己加速反応の開始温度は再処理施設における蒸発缶等の加熱容器の熱的制限値である135
を上回った。(5)反応生成物の分析試料は、密閉した容器での約-15での冷蔵保管で、成分の変化はないと考えられた。
武田 伸荘; 牧野 明寛
PNC TN8410 98-113, 61 Pages, 1998/06
これまでの動燃事業団及び日本原燃の再処理施設の安全審査においては、一般公衆の線量当量評価の際に、地表面に沈着した放射性物質の放射性崩壊による減衰は考慮されているが、降雨等による放射性物質の移行(あるいは流亡)等は評価に取り入れられていない。再処理施設の核燃料サイクル施設から大気中に放出された気体状放射性廃棄物は、地表面に沈着後、一部は再度大気中に浮遊(再浮遊)するが、大部分は地表面の土壌の特性や降雨等の自然条件に応じて多様な変化を繰り返しながら、やがて土壌中に移行することになる。このような複雑な物質移動の課程を安全評価の中で合理的かつ現実的に評価するために、土壌中の物質移動に影響を与える、土壌、植物及び大気の状態を一体のもの(連続体)として扱う簡易SPACモデルを構築してきた。土壌中の物質移動は土壌中の水移動に大きく支配されるため、物質移動の評価モデル開発については、土壌中の水移動モデルの構築から開始することにした。均質な土壌中の鉛直一次元の水移動モデルについては、すでに報告したように、計算結果を可視化して水移動の評価が可能なように整備されている。一方、実際の土壌は砂、粘土等の土性が種々に異なる複数の土壌が複雑に積層しているのが一般的であり、物質移動の評価に際してもこのような現実的な媒質の状況を表現して安全評価を行う必要がある。ここでは、均質土壌中の水移動モデルを、水の移動媒体となる土壌が不均質の場合にも水移動の評価が可能なように拡張したので、その内容と結果について報告する。
牧野 明寛; 武田 伸荘
PNC TN8410 98-025, 51 Pages, 1998/01
これまでの動燃事業団及び日本原燃の再処理施設の安全審査においては、一般公衆の線量当量評価の際に、地表面に沈着した放射性物質の放射性壊変による減衰は考慮されているが、降雨等による放射性物質の移行(あるいは流亡)等は、評価に取り入れられていない。再処理施設等の核燃料サイクル施設から大気中に放出された気体状の放射性廃棄物は、地表面の沈着後、一部は再度大気中に浮遊するが、大部分は地表面の土壌の特性や降雨等の自然条件に応じて多様な変化を繰り返しながら、やがて土壌中に移行することになる。地表面に沈着した物質の移動が土壌の物質吸着特性等に依存することは明らかであるが、一方、物質を溶解する水の土壌中での挙動が、物質移動に大きく関係することも容易に推測することが出来る。ここでは、鉛直一次元の均質な土壌中での水の移動を評価するための簡易SPACモデルを構築したので、その内容を報告する。また、これらの水移動の評価は、地表面の気象(降雨及び大気温度)の状態、植生あるいは地下水等の種々の条件下で行うことができる。
武田 伸荘; 牧野 明寛
PNC TN8420 97-006, 129 Pages, 1997/03
再処理施設等の核燃料施設から大気中に放出される気体状の放射性廃棄物は、地表に栽培されている植物の葉面吸収によって植物体内にとりこまれるとともに,土壌表面への沈着によって,土壌中の植物の根を経由しても植物の可食部に移行することになり,最終的には一般公衆の線量当量に結びつくこととなる。これまでの動燃事業団および日本原燃の再処理施設の安全審査においては,一般公衆の線量当量評価の際に,地表沈着した放射性物質の放射性壊変による減衰は考慮されているが,降雨等による土壌からの流亡による放射性物質の現象の効果は,評価に取り入れられていない。ここでは、地表面に沈着した放射性物質の経根移行の評価をより合理的なものとするための基礎研究の一環として,これまで行ってきた土壌中の物質移動に関する調査研究の結果を整理して報告する。報告の内容は,土壌中の物質移動に深い関係を持つ土壌の物理・化学的性質およびこれらの諸性質を考慮して組み立てられた土壌中での水移動および物質移動に関する基礎理論であるが,気体および熱移動などの関連する事項についてもその基礎的な内容を整理して報告する。また,土壌中で引き起こされる水移動を,すなわち水に伴う物質移動を,土壌-植物-大気系の水循環の一環として捕らえるSPAC(Soil-Plant-AtmosphereContinuum)モデルについてもその概要を報告する。
福田 整司*; 三浦 信; 石黒 秀治*; 武田 伸荘*; 野村 幸広*
PNC TN841 81-03, 233 Pages, 1980/12
中間報告書の中性子線量当評価法の開発に継続して,今回は個人被曝管理するガンマ線,ベータ線をも含めた総合的な個人被曝線量計の開発及び各線量当量評価法の開発を実施した。その結果,まずTLD(SUP6/Li/SUB2/SUP10/B/SUB4/O/SUB7:Cu,SUP7/Li/SUB2/SUP11/B/SUB4/O/SUB7:Cu)素子の中性子感度,ガンマ線感度の向上を目ざした素子の改良を検討した。更に被曝線量の評価は,全身被曝線量,特にガンマ線について従来の身体表面での照射線量を被曝線量であると見なす考えから人体組織の深部線量当量指標を評価する新しい考えを導入した線量計の作製により実施した。ベータ線による皮膚被曝線量は,混在場でのフィールドのベータ線実効最大エネルギー情報が得られ,かつ皮膚不感層直下7mg/cm/SUP2での吸収線量の評価可能である線量計の作製により実施した。中性子線量当量については,中性子エネルギースペクトルの変動によるアルベド率の変化に伴う線量当量評価の信頼性について検討し,中性子とガンマ線の混在場でも分離評価が約+-20%の誤差で速中性子線量当量,熱中性子線量当量及び熱外中性子線量当量が評価しうる線量計の作製及び線量評価式を得ることができた。
加藤 仁三*; 武田 伸荘*; 野村 幸広*; 石黒 秀治*
PNC TN843 80-17, 107 Pages, 1980/05
再処理工場においてEP等によるベータ線,ガンマ線混在場での局部被曝線量のうち,ベータ線による被曝量が増えている。この為市販型のTL指リング線量計を使用して来たが,線量計の構造上防水性が悪く,線量評価上も測定精度に問題点があった。これに対処する為,新たにベータ線,ガンマ線分離測定可能である(ベータ+ガンマ)線用TL指リング線量計が概念設計及び作製を行った。特にベータ線,ガンマ線の分離測定精度を得る為,線量計の構造について各種の特性試験を実施した。更に作製した指リング線量計のガンマ線応答,ベータ線応答及び各種の混在照射試験結果よりベータ線ガンマ線の分離評価式を算出した。又,プル燃部等でのPuを取扱うグローブボックス作業に従事する作業員の局部被曝線量は,従来,ガラス指リング線量計を用いてガンマ線による被曝量を評価して来たが,測定にかなりの時間と労力を要した。この為,より迅速測定可能でかつ測定精度の向上を計る目的で,新たにTLDを用いたガンマ線用TL指リング線量計の概念設計及び作成を行った。この線量計の特性試験及び線量評価式を算出した。これらのTL指リング線量計を用いて特に皮膚不感層直下部位での吸収線量評価上の問題点について検討した。
武田 伸荘; 瀧田 昭久; 大内 新一; 河北 孝司*
Topical Mtg.on Reactor Physics and Shielding, ,
高速実験炉「常陽」での炉外中性子線量及び中性子スペクトル測定は放射線防護及び放射線遮蔽の観点から重要な意味を持つ。今回、Mark-II炉心で出力50MW及び100MW運転時に炉上部ピット室、ピット室入り口ドア及び放射線モニター周辺等で測定した。使用した中性子検出器は線量計としてレムカウンターをスペクトロメーターとして、多組減速材型検出器を用いた。その結果、各測定点での中性子線量及びスペクトルが得られ、炉上部ピット室での平均中性子エネルギーは100KVe、中性子スペクトルは核分裂成分、少数回非弾性散乱成分、弾性散乱成分の三つの成分より形成されていることが明らかになった。また、計算結果との対比も明らかになった。更に、中性子線量はレムカウンタから得た値とスペクトルから算出した値が0.97程度で一致した。これらについて報告する。
B
O
(Cu)素子による自動読取型個人被曝線量計の開発(2) -中性子線量当量評価法-
線、
線線量当量評価法-