MK-III性能試験における放射線管理関係試験結果報告

干場 英明; 橋本 周; 色川 弘行; 薄井 利英; 佐藤 隼人; 江森 修一

JNC TN9410 2004-017, 170 Pages, 2004/08

JNC-TN9410-2004-017.pdf:18.93MB

「常陽」のMK-III計画では、2000年10月から本格的な冷却系改造工事が実施され、総合機能試験を経て、2003年6月から設計性能の確認及び照射炉としての基本特性の確認を目的に、性能試験が実施された。性能試験は、全体で28項目の試験が実施され、この内、放射線管理課は、空間線量率分布、放射線管理、廃ガス濃度測定の3項目を担当した。放射線管理課が担当した性能試験は、2003年6月27日の原子炉起動前から開始し、原子炉熱出力が約40MWt、約70MWt、約105MWt、約125MWt、定格熱出力(140MWt)の状態で実施した。放射線管理課が担当した使用前検査については、原子炉運転中及び停止中の線量率測定検査、放射性物質濃度測定検査、処理能力検査を担当し、2003年11月27日に最終検査である原子炉停止中の線量率測定検査を受検し、合格をもって全ての試験が終了した。性能試験で得られた主な結果は以下の通りである。1)全ての試験項目について、判定基準以下であることが確認できた。2)空間線量率測定、放射線管理で得られたデータについては、全体的にMK-II運転時と比べて低い値であることが確認できた。今回の性能試験では、全ての試験項目について判定基準以下であることが確認できたが、これから状況が変化する可能性もあることから、今後も今回の試験項目について適宜確認していく必要があると考える。

個人被ばく管理用線量計に関する性能の調査

橋本 義大; 橋本 周; 石川 正康; 江森 修一

保健物理, 39(3), 229- Pages, 2004/00

個人被ばく管理用新型線量計に関する性能の調査を実施した。その中で、現行型のTLDと最近普及が進んだ 光刺激線量計、ガラス線量計、電子式線量計、固体飛跡検出器を比較する。また、それぞれの運用方法に ついついても調査した。

主IHX交換工事及びその他関連工事に関する放射線管理報告書(技術報告)

叶野 豊; 山中 貴志; 笹嶋 貴光; 高橋 真也*; 干場 英明; 江森 修一; 進藤 勝利

JNC TN9410 2002-009, 127 Pages, 2002/03

JNC-TN9410-2002-009.pdf:10.69MB

高速実験炉「常陽」では、平成12年6月から平成15年1月の期間、第13回定期検査が実施されており、平成12年10月末から平成13年11月末にかけて、原子炉建屋原子炉格納容器床下区域(以下「床下区域という)等において、高性能照射炉心(MK-III)移行に伴う原子炉冷却系の改造工事及びその他関連工事等が実施された。原子炉冷却系の改造工事のうち、放射線管理上重要な作業は、主中間熱交換器(以下「主IHX」という)A,B系統及び付帯する冷却系配管一部などの交換工事とその他関連工事として実施したメンテナンス建屋内での1次冷却系配管サーベランス材取出し作業であった。これらの作業場所は、1次冷却系配管が 入り組んだ狭隘な場所で、非常に作業性が悪く、配管や機器内の放射性腐食物(以下「CP」という)による高線量率雰囲気であるため、放射線管理の中心は、外部被ばく線量の管理であった。 主IHX交換工事及びその他関連工事に係る外部被ばく計画線量は、作業種別毎に特殊放射線作業計画等を立て、それぞれの作業内容、作業者数、作業期間と作業場所雰囲気及び機器類表面最大の線量率などを考慮し算出するとともに、総計画線量については、7135人mSv(管理目標値:5708人mSv(計画値の8割))とした。 また、本工事は、長期間にわたる大規模放射線作業であったことから、その実施にあたっては、作業専任の放射線管理体制を構築し、作業担当課及び請負業者との密接な打合せを適宜実施し、外部・内部被ばく管理、表面汚染管理等について、きめ細かな放射線管理を行うとともに、徹底した外部被ばく低減化対策に努めてきた。これらの結果、外部被ばくに係る総実績線量は、2386人・mSv(計画値:約33%、管理目標値:約42%)であり、個人最大被ばく線量は、職員が24.7mSv、職員外(業者)が21.7mSvであった。また、工事期間中の各作業に伴う線量率、表面密度、空気中放射性物質濃度等の放射線管理については、一部を除き全て管理目標値以下で管理することが出来た。更に、内部被ばく、身体汚染等の放射線トラブルの発生もなく、主IHX交換工事及びその他関連工事に係る放射線管理を良好かつ無事に完了することが出来た。

特集「常陽」20周年

青山 卓史; 鈴木 寿章; 高津戸 裕司; 大和田 敏雄; 大山 信美; 江森 修一

PNC TN9418 97-006, 93 Pages, 1997/12

PNC-TN9418-97-006.pdf:52.66MB

高速実験炉「常陽」は,昭和52年4月に初臨界に到達以来,20年間の運転を順調に行ってきた。本資料は,この間の運転,保守,照射試験,運転特性試験,放射線管理により達成された技術進展と「常陽」を利用した研究成果を概説し,将来計画(Mk-III)ならびに今後の技術開発の展望について述べる。

高速実験炉「常陽」第11回定期検査における被ばく管理報告

高嶋 秀樹; 江森 修一; 荻沼 宏樹; 安藤 秀樹

PNC TN9410 97-094, 27 Pages, 1997/10

PNC-TN9410-97-094.pdf:0.85MB

高速実験炉「常陽」では、平成7年5月10日から平成9年3月24日の期間にかけて、第11回定期検査が実施された。本定期検査は、期間延長が行なわれたため、被ばく管理については2期間に分割し実施した。その結果、前記(H7.5.10H8.12.7:約17ヶ月)における総被ばく線量当量の実績は、予想総被ばく線量当量約280人・mSvに対して243.34人・mSv、後期(H8.12.8H9.3.24:約3ヶ月)については予想総被ばく線量当量約85人・mSvに対して44.73人・mSvとなり、定期検査期間中の総被ばく線量当量は288.07人・mSvであった。これらのことを含め、今回の定期検査は適切な放射線作業計画の基に行なわれたことが確認できた。本報告書は、第11回定期検査で行った被ばく管理及び被ばく低減対策についてこれまでの定期検査の実績を基に取りまとめた。

Am含有MOX燃料製造施設における放射線管理方策の検討,2; 核種組成比等の分析による検討

高嶋 秀樹; 岩佐 忠敏; 江口 和利; 吉持 宏; 大林 弘; 江森 修一

no journal, , 

原子力機構大洗研究開発センターの照射燃料試験施設(AGF)では、Am含有MOX燃料の製造及びその特性試験の実施により施設内に存在する核種組成比等の状況が大きく変化している。このため、当該施設の核種組成比等を測定分析し、その結果から緊急時の放射線管理方策について検討した。分析試料は施設内のセルやグローブボックス(17箇所)内を採取し、質量分析等の測定結果より核種組成比を評価した。その結果、MA燃料ペレットに近似した核種組成が多く、また各試料の核種組成(特にAm-241, Pu-239, Pu-240)に違いが見られた。これらのことから、緊急時の放射線管理方策の検討結果は、以下のとおりとなる。(1)今回得られた汚染核種の分布結果を利用することにより、比較的迅速に計測が可能な全放射能から、事故発生場所のPu, Am等の核種ごとの放射能を推定評価することにより、迅速な内部被ばくの一次評価が可能である。(2)放射性物質の異常放出や空気汚染等の発生時には、比較的迅速に計測が可能な全放射能と含有率の高いAm-241の放射能を評価することにより、起因場所や核種組成の推定が可能である。

イメージングプレートの現場放射線管理への適応について,1; 固着性汚染分布への適応

薄井 利英; 高嶋 秀樹; 齋藤 圭; 田川 博; 伊藤 公雄; 江森 修一

no journal, , 

固着性汚染の測定では、サーベイメータによる直接測定法が一般的であるが、測定場所の空間線量当量率が高いために直接測定法で評価することが困難な場合がある。そこで今回、イメージングプレート(以下、IPという。)を用いて放射線作業環境中における固着性汚染分布の測定,評価への適応を目的とする試験を実施した。IPの基礎特性試験として、IP測定面の感度均一性,測定値の再現性やフェーディング特性を確認した。また、測定対象に核燃料物質等を取扱う施設の汚染されたグローブ手部を用いた。測定の結果、IP測定面の均一性は、読み取り装置に起因し、一部の位置で約20%程度低くなることがわかった。また、測定値の再現性及びフェーディング(Cl-36 75.4Bq/cmで10分暴露、暴露後60分)は、それぞれ約5%,約1%以内と非常に良かった。グローブ手部は、汚染分布や相対的な強度を確認することができ、サーベイメータによる固着性汚染の分布や相対強度の評価が難しい測定環境下でも、IPを用いることで評価が可能となり、作業者の被ばく低減対策のための効率的な汚染除去や最適な放射線防護措置の検討に適応できるものと考える。