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増山 康一; 荒川 侑人; 大塚 義和; 横須賀 美幸; 小林 誠; 秋山 勇; 清水 勇
no journal, ,
日本原子力研究開発機構の燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)に設置してある過渡臨界実験装置(以下「TRACY」という)では、臨界超過(臨界事故)におけるウラン溶液燃料の挙動研究が行われている。運転に伴って生成された核分裂生成ガス(以下「FPガス」という)は2日以上ベント系内で隔離し、短半減期核種を減衰させた後、気体廃棄物処理設備を経由して排気筒から放出される。この放出されたFPガスは、排気筒ガスモニタで濃度の測定が行われてきた。本件では、排気筒ガスモニタの濃度測定から求めた放出量(以下「排気筒ガスモニタ実測値」という)の妥当性を確認するために、FP核種崩壊データファイルをもとに算出した理論値と実測値とを比較し、得られた知見について発表する。
中嶌 純也; 横須賀 美幸; 荒川 侑人; 清水 勇; 梅原 隆
no journal, ,
原子力科学研究所のNUCEF施設では、81台の放射線管理モニタによる連続監視を行っている。これらは定期的に点検を実施しているが、さまざまな原因により故障が発生している。そこでわれわれは、過去18年間に起きたモニタ故障を集計し、故障原因別に分類した。その結果、モニタによって故障件数は大きく異なり、またそれらの故障原因にも偏りがあることがわかった。次に、発生頻度が突出して高かったダストモニタ用GM計数管の劣化について、平均指示値と交換間隔の関係を調べたところ、両者の間に因果関係を見いだすことができなかった。以上のようなモニタ故障の状況に対し、消耗品の定期交換などにより故障件数の減少を図っているが、今回の分析結果もフィードバックさせ、さらなる予防保全に努めていく。
荒川 侑人; 藤井 克年; 三村 竜二; 中塩 信行; 小沼 勇; 宍戸 宣仁; 梅原 隆
no journal, ,
再処理特別研究棟における再処理試験に伴い発生した廃液を貯蔵していた、廃液貯槽LV-1の高濃度放射性残渣の回収及び除染作業が実施された。残渣回収作業では集塵器を使用するため、集塵中の放射能濃度上昇による内部被ばくと、残渣を回収した容器からの外部被ばくが懸念され、残渣回収後の除染作業はLV-1内に入り実施するため、身体汚染及び内部被ばく、体幹部と末端部(手足)の外部被ばくが懸念された。このため被ばく低減について検討し、適切な呼吸用保護具の着用、遮蔽、作業時間の管理等で被ばく低減を図ることとした。そのほか、作業場の汚染拡大防止措置として、グリーンハウスによる区画管理を実施した。その結果、個人の最大実効線量は計画の1/8程度に抑えられ、内部被ばくについても作業後の全身カウンタでの測定で有意な値は検出されなかった。実効線量が低く抑えられた理由として、検討した被ばく低減措置が有効であったこと、作業手順を事前に確認及び検討することにより計画より短い時間で作業できたこと、残渣回収によりLV-1内の線量当量率が予測よりも低減されたことがあげられる。また、区画管理を適切に実施したことにより作業場所以外の区画における空気中放射能濃度や表面密度の上昇はなく、汚染が拡大することはなかった。高濃度汚染環境下での作業における放射線管理として、特に被ばく低減措置、汚染管理について検討し、適切な放射線管理を実施することができた。引き続き実施されるLV-1本体の解体作業についても、得られた経験を踏まえて適切な管理を実施する。
坂下 耕一; 春日井 好己; 原田 正英; 関 一成; 佐藤 浩一; 加藤 小織; 荒川 侑人
no journal, ,
J-PARC物質・生命科学実験施設 放射化機器取扱室(ホットセル)内のビーム運転中における空気の放射化により生成される放射性ガスの組成及び濃度を調査した。プラスチックシンチレーション式ガスモニタ等を用いて、ホットセル内の空気中の放射能濃度を測定した。測定値の減衰及び最小二乗法による半減期測定から核種組成と核種毎のガス濃度の評価を行った。その結果、中性子による空気の放射化に伴い生成される核種及びそれらの濃度を特定した。
坂下 耕一; 荒川 侑人; 春日井 好己; 石井 哲朗
no journal, ,
大強度陽子加速器施設(J-PARC)物質・生命科学実験施設(MLF)では、3GeVの陽子ビームを水銀標的に入射し、発生した中性子を使用して物質・生命科学等の実験を行っている。水銀標的が設置されている放射化機器取扱室(ホットセル)内ではビーム運転に伴う放射性ガスが生じ、そのガスは建家排気系を通して排気筒より環境中へ放出されることから、放射性ガスの種類及び濃度を可搬型プラスチックシンチレーション式ガスモニタを用いて評価している。中性子による空気の放射化によって生じる
Arと短半減期核種(
C,
N,
O)の評価において、濃度を評価するための換算係数としてはArに対する係数のみ与えられ、短半減期核種の換算係数としてはArの係数を流用していた。そこで、短半減期核種の換算係数をモンテカルロコード(Geant4)により計算した。その結果、
線の平均エネルギーの増加とともに換算係数が減少する傾向が再現されることが確認できた。また、当該の線エネルギー領域における短半減期核種の計算結果がArの換算係数と約4%以内で一致したことから、短半減期核種の濃度評価にArの換算係数を適用しても精度よく評価できることがわかった。