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報告書

MOX燃料製造施設の放射線管理へのイメージングプレートの適用,2; 露光条件及び解析条件変更による影響評価

佐川 直貴; 井崎 賢二; 水庭 春美*

JAEA-Technology 2013-029, 28 Pages, 2013/11

JAEA-Technology-2013-029.pdf:3.35MB

MOX燃料製造施設の放射線管理において汚染の可視化及びその定量化は、作業環境の汚染管理における汚染状況の迅速な把握に極めて有効である。現在用いているIPの基本的な取扱方法や解析方法、Puの検出及び定量方法は、露光条件や解析条件が一定であることが条件である。しかし、現場で汚染が発生した場合、汚染試料はPuのみの状態ではなく、RnTnやPbが含まれている場合もある。そして、IP操作をしている同室で他作業を行っている場合には、室内を暗くすることが困難なため、IP露光面に光が当たりPSLの減少が起こる。本研究では、MOX燃料製造施設におけるさらなる放射線防護の高度化を図るため、露光条件の変化として、Pu露光時に鉛が混在した場合やIP露光面に光が照射されPSLの減衰が起きた場合について調査した。また、解析条件の変更として、解像度を変更した場合における解析方法について調査した。

論文

An Autoradiographical method using an imaging plate for the analyses of plutonium contamination in a plutonium handling facility

高崎 浩司; 佐川 直貴; 黒澤 重行; 水庭 春美

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(6), p.911 - 918, 2011/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:66.95(Nuclear Science & Technology)

プルトニウムを取扱施設において、プルトニウム汚染を分析するためのイメージングプレート(IP)を使ったオートラジオグラフィ法が開発し、ウランプルトニウム混合酸化物(MOX)燃料製造施設の作業場所のモニタリングに適用された。フェーディングの影響を考慮し、IPの光刺激蛍光(PSL)強度と放射線計測器で測定された放射能量との良い関係が、最小二乗法により得られた。このIP法によりプルトニウム汚染の$$alpha$$放射能量はPSL画像から得られた。そして、それらの相対誤差は照射時間から評価された。

報告書

MOX燃料製造施設の放射線管理へのイメージングプレートの適用

佐川 直貴; 山崎 巧; 黒澤 重行*; 井崎 賢二; 水庭 春美; 高崎 浩司

JAEA-Technology 2010-051, 35 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2010-051.pdf:1.83MB

イメージングプレートを用いた画像解析手法は最近の技術であり、放射能強度分布の情報をPSLという単位で得ることができるものである。われわれはMOX燃料製造施設の放射線管理にイメージングプレート(IP)を適用させるため、放射線管理試料を用いてプルトニウム(Pu)のPSL画像について調査を行った。また、バックグラウンドを約99%除外する閾値によってPSL画像からスポットを抽出し、さらに40ピクセル以上のスポットを抽出することによってプルトニウムの識別を行った。そして識別したPuのスポット領域のPSL強度から平均バックグラウンドを差し引き、フェーディングを考慮した換算計数によってPuのスポットの放射能量を評価した。

報告書

ZnS(Ag)シンチレーション検出器による$$alpha$$線波高弁別に関する検討; 汚染管理用機器への適用の可能性

井崎 賢二; 猪野 和生*; 水庭 春美

JAEA-Research 2008-107, 46 Pages, 2009/03

JAEA-Research-2008-107.pdf:3.81MB

MOX燃料製造施設や再処理施設などプルトニウムを取り扱う施設においては、$$alpha$$線測定を主体とした汚染管理が行われる。$$alpha$$線測定の場合、天然放射性核種であるラドン子孫核種による影響を考慮する必要があり、これまで必要に応じて表面障壁型の半導体検出器を用いた波高弁別を活用することにより、ラドン子孫核種の影響低減化を図ってきた。今回、半導体検出器より耐久性や耐ノイズ性に優れたZnS(Ag)シンチレーション検出器について、波高弁別の精度を確認し、汚染管理用機器への適用の可能性について検討した。

報告書

発汗を伴う作業に適した管理区域内作業衣の素材の調査検討; 発刊作用による作業衣へのMOX粉末付着にかかわる$$alpha$$線測定の影響調査

堀越 義紀; 根本 典雄; 黒澤 重行*; 高崎 浩司; 水庭 春美

JAEA-Testing 2008-003, 29 Pages, 2008/04

JAEA-Testing-2008-003.pdf:1.65MB

プルトニウム燃料技術開発センターにおいて、発汗を伴う作業に適した管理区域内作業衣の検討が行われた。その中で作業衣に付着したMOX粉末の汚染が、汗で濡れた状態になることにより生じる$$alpha$$線検出への影響が懸念されたことから、現在使用している作業衣の素材及びほかの素材での汚染検査時の検出状況,汚染の拡散性,作業衣への浸透・貫通性を確認,調査した。その結果、素材によって、発汗による$$alpha$$線検出への影響を少なく抑えることができることがわかった。本書は、これらの調査結果及び作業衣に適した素材選定における留意点についてまとめたものである。

報告書

イメージングプレートによるプルトニウム試料の画像解析法の開発; MOX燃料製造施設のプルトニウム試料の測定

高崎 浩司; 佐川 直貴; 黒澤 重行*; 塩谷 聡; 鈴木 一教; 堀越 義紀; 水庭 春美

JAEA-Technology 2008-028, 73 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-028.pdf:5.88MB

近年、イメージングプレートが開発され、各種の放射能測定への応用が研究されている。日本原子力研究開発機構においても先行工学基礎研究でイメージングプレートによるPu分析が実施され、Puの検出及びラドン子孫核種弁別の有効性が示された。本研究は、これらの研究成果をもとにイメージングプレートの放射線管理現場への適用として、Puの放射能評価,ラドン子孫核種とPuの弁別,Pu粒子の空気力学的放射能中央径の簡便な評価等の実用化を目的とするものである。従来のポラロイドフィルムによるオートラジオグラフィでは目視によるPuの汚染状態の把握のみであるが、イメージングプレートでは位置ごとの放射線に比例した数値データが得られ、目視では不可能なレベルの検出及びPu粒子の放射能評価が可能となる。今回の研究の結果、イメージングプレートは従来オートラジオグラフィと同様に$$alpha$$線に適用可能であるとともに、$$beta$$$$gamma$$線にも適用可能であった。また、Pu粒子の測定では、Image J(汎用画像解析ソフト)の解析機能は非常に有効であった。$$alpha$$スペクトルによる感度の影響が見られたものの、Puの放射能の評価が可能であった。

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。

論文

東海再処理施設における放射線管理情報集中監視システムの構築・運用

米澤 理加; 宮部 賢次郎; 水庭 春美

保健物理, 35(2), p.238 - 243, 2000/06

東海再処理施設における放射線管理情報集中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。

論文

概況 安全管理技術の開発

水庭 春美

動燃技報, (78), p.15 - 17, 1991/06

None

論文

JCO臨界事故における被ばく線量推定評価手法の検討

小林 博英; 金盛 正至; 野田 喜美雄; 井崎 賢二; 宮部 賢次郎; 水庭 春美

日本原子力学会誌, , 

ジェー・シー・オー東海事業所で発生した臨界事故においては、個人被ばく線量計等から直接的に被ばく線量を評価できる人が少なく、事故後のモニタリングデータや計算によって求めた線量分布と社員等の行動を勘案し推定することが必要となった。サイクル機構は、以下の方法を検討し被ばく線量の推定作業に貢献した。1.中性子によって体内に生成した24Naを全身カウンタによって測定した結果から被ばく線量を評価する方法、2.エリアモニタ等の指示値の変化(臨界事故時の核分裂数の時間的変化)及び各自の行動結果等から計算によって被ばく線量を評価する方法。個人被ばく線量計等の測定結果と計算による評価結果は概ね一致し、計算評価手法が妥当であることが確認された。

口頭

イメージングプレートによるプルトニウム試料の画像解析法の開発

水庭 春美; 高崎 浩司; 堀越 義紀; 鈴木 一教; 塩谷 聡; 佐川 直貴; 黒澤 重行*

no journal, , 

イメージングプレートをMOX燃料製造施設の放射線管理に適用させる研究を行っている。現在、現場管理に使用しているZnSとポラロイドフィルム式のオートラジオグラフィと同様にイメージングプレートをプルトニウム等の$$alpha$$線へ適用するとともに、$$beta$$$$cdot$$$$gamma$$線への適用を検討した。また、現場放射線管理試料のプルトニウムについてImage J(汎用画像解析ソフト)を使用し、イメージングプレート画像からの検出及び放射能量の評価方法を検討した。

口頭

自然放射線によるダストモニタ指示値の変動傾向解析に基づく施設設計への反映事項

山崎 巧; 井崎 賢二; 水庭 春美

no journal, , 

核燃料施設では、万一の事故時における内部被ばくを防止するため、空気汚染を迅速に検知することは重要である。われわれは、異常の有無の判断を確実に行えるよう、平常時における$$alpha$$線用ダストモニタ指示値の変動の傾向を把握するとともに、指示値変動に大きく寄与する施設の換気設備設計への反映事項をまとめた。結果、ワンススルー換気方式と循環換気方式の施設では以下の変動傾向が見られた。ワンススルー換気方式を採用している施設の指示値変動は、外気の影響を大きく受ける。循環換気方式を採用している施設の指示値変動の要因は外気の取込みが少ないため、比較的指示値変動が少なく、施設内で発生するラドンや人の立入りで生じるエアロゾルの影響が主となる。また、室外空気をトランスファより取り込んでいる部屋や大きい部屋などは空気が漂う時間が長く、ラドンが壊変する確率が高くなるためダストモニタの指示値が高くなる傾向にあった。よって、指示値変動を抑えるには循環換気方式が有効である。また、指示値を下げるにはラドン濃度の減少,ラドンの壊変率の低減,エアロゾル濃度の減少が効果的であると考えられる。

口頭

MOX燃料製造施設の放射線管理へのイメージングプレートの適用

佐川 直貴; 黒澤 重行*; 高崎 浩司; 水庭 春美

no journal, , 

MOX燃料製造施設の放射線管理にイメージングプレート(IP)を適用させるため、画像解析技術によるIP画像からのプルトニウム(Pu)検出,$$alpha$$放射能量の評価方法を検討した。本研究の結果、平均BGをもとにしたBGを99%カットする閾値を求めPuの識別方法を考案した。閾値で識別したPuスポットのPSLからフェーディングの効果を確認するとともに、フェーディング補正したPuスポットのPSLと積算放射能量(放射能量$$times$$測定時間)を比較し、換算係数を0.6Bq・分/PSLと評価した。相対誤差(90%信頼度)は約$$pm$$50%であった。これはIPの測定が$$alpha$$線エネルギーに依存するため、試料の状態に起因する$$alpha$$線エネルギーのバラツキによるものと考えられる。$$gamma$$線照射装置によりIP感度の均一性を確認したが定量評価上影響は小さかった。

口頭

フラットパネルPMTを用いた$$alpha$$線放射能強度分布測定への取り組み

山崎 巧; 佐川 直貴; 井崎 賢二; 水庭 春美

no journal, , 

医療用$$gamma$$カメラなどに用いられるフラットパネルPMTに$$alpha$$線用のシンチレータを取付けることで$$alpha$$線放射能強度分布をリアルタイムで検出することができる。本装置を用いて試料の$$alpha$$線放射能強度分布を測定・解析することでプルトニウムとラドン子孫核種の弁別や放射能評価の現場適用性を評価した。これまで、核種判定と放射能測定はそれぞれ別の装置を用いていたため、現場適用が可能となれば放射線管理対応が合理化できる。また、本検出器を放射能測定装置や空気モニタに用いれば、プルトニウム汚染の検知が比較的容易になり、将来的に、$$alpha$$線のエネルギー弁別が可能なシンチレータを適用することにより、さらに弁別精度の向上が期待できる。

口頭

デジタルカメラを用いたオートラジオグラフィの検討

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$$mu$$m,密度10mg/cm$$^{2}$$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。

口頭

Si半導体検出器に対する中性子入射の実測とシミュレーション; 可搬型$$alpha$$線波高分析装置の中性子感度について

森下 祐樹; 佐川 直貴; 椿 裕彦; 井崎 賢二; 水庭 春美

no journal, , 

MOX燃料製造施設などでは、Si半導体検出器と波高分析器を組合せた可搬の$$alpha$$線波高分析装置を用いた迅速な核種判定が行われている。この測定器が中性子に対し感度を持ち、プルトニウムと判定されるエネルギー領域に信号がみられることが確認されている。この原因を明らかにするため、中性子線源を用いた実測、及び汎用モンテカルロシミュレーションコードにより評価を行った。シミュレーションによる計算の結果、測定器に入射する中性子とSiとの核反応によって2次粒子が生じ、それらによるSi内への沈着エネルギースペクトルが、実測と同様の傾向を示し、今回の誤計数事象の原因として考えられる。

口頭

エネルギー弁別・位置検出技術を利用したプルトニウム弁別技術の検討

森下 祐樹; 井崎 賢二; 水庭 春美; 金子 純一*; 嶋岡 毅紘*; 坪田 陽一*; 樋口 幹雄*; 東井 宏平*

no journal, , 

プルトニウムの汚染管理($$alpha$$線計測)では、天然放射性核種(Rn子孫核種)がバックグラウンドとして存在しているため、プルトニウムの弁別技術として、エネルギー弁別や放射能強度分布測定を取り入れてきた。今回、両技術を取り入れた合理的な弁別手法を検討したので報告する。

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