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辻元 隆幸; 西薗 竜也; 田村 勝裕
Proceedings of 10th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-10) (CD-ROM), 5 Pages, 2000/05
トリチウムプロセス研究棟(TPL)などのトリチウム取扱施設での被ばく管理は、外部被ばくよりも内部被ばくを管理することが重要である。TPLでは四半期毎の尿中のトリチウム量測定による内部被ばく検査のほかに、事前評価として吸入摂取の恐れのある実験及び作業終了時と、毎月定期的に全作業者を対象に、呼気中水分捕集装置を用いて呼気水分中のトリチウム量測定による内部被ばく検査を行っている。しかし、呼気中水分捕集装置の捕集効率は約40~90%と変動が大きかった。捕集効率の変動は内部被ばく線量の評価に大きな誤差を生じさせるため、捕集効率が一定となるよう装置を改造した。改造後の捕集効率は約85~96%と変動が小さくなり、実用上の捕集効率を85%に改善した。
小野寺 淳一; 西薗 竜也
IAEA-CN-54/65P, 0, p.306 - 309, 1996/00
JPDR解体実地試験における被ばく低減対策について、費用対効果比の評価及び集団線量の低減以外の便益並びに線量の配分について、検討した。この結果、費用対効果比としては、ICRPに示されている、単位集団線量に割り当てる防護費用の値(
値:20000$/man-Sv,Publication 55)と比較すると、費用対効果比が高くないと評価された。しかし、これまではあまり検討されていない線量低減以外の便益として、作業者の意識の向上、技能者の被ばく低減、時間制限の緩和による作業者へのストレスの低減がある。また、集団線量低減の観点からは、不利となる作業者の線量の均等化については、リスク配分の公平化による作業者の協調性の確保という利点がある。これまで、放射線防護に関連する要因としてはあまり重視されていなかった、作業者の精神的側面も放射線防護において重要な要因である。
中村 力; 西薗 竜也; 小野寺 淳一; 富居 博行; 池沢 芳夫
Proc. of the Int. Conf. on Radiation Effects and Protection, p.434 - 439, 1992/00
動力試験炉(JPDR)では、全ての装置、建物を解体撤去することを目的として1986年に解体作業がスタートした。作業者の外部被ばく低減のために、高レベルに放射化、汚染された炉内構造物、原子炉圧力容器は原研で新しく開発した遠隔操作による水中解体工法を使用して解体撤去された。また、放射性エアロゾルの拡大防止のために、エアカーテン装置、汚染防止囲い等が設置された。本発表では1986年12月から1991年12月までに実施された主な解体撤去作業における作業者の被ばく防護装置、被ばく状況、および放射線防護上得られた知見、データ等について報告する。
小野寺 淳一; 中村 力; 藪田 肇; 横須賀 美幸; 西薗 竜也; 池沢 芳夫
Proc. of the Int. Radiation Protection Association,Vol. 1, p.1412 - 1414, 1992/00
JPDRでは、1986年から原子炉解体実地試験が行われている。1991年3月までに、炉内構造物、原子炉圧力容器及び冷却系統の大半の解体撤去が終了した。解体開始からの累積の集団線量は、0.28人・nSvであり、炉内構造物、原子炉圧力容器の撤去に従事した作業者の集団線量はそれぞれ、0.073人・nSv、0.11人・nSvであり、その線量分布は混成対数正規分布を示した。ディスクカッター工法による再循環配管切断は、ガス切断と比較して集団線量を著しく低減することができた。空気汚染発生の可能性がある作業では、汚染防止囲い、エアカーテン等を設置し、空気汚染の拡大を防止した。汚染配管の切断作業では熱的切断工法より、機械的切断工法の方が放射性エアロゾルの発生量が多かった。
小野寺 淳一; 藪田 肇; 西薗 竜也; 中村 力; 池沢 芳夫
Journal of Aerosol Science, 22(SUPPL.1), p.S747 - S750, 1991/00
解体作業時の空気中放射能濃度を評価する場合、切断作業等に伴って発生するエアロゾル発生量、移行率、粒度分布等のパラメータを知ることは、放射線防護上重要である。1986年から動力試験炉(JPDR)で行われている解体実地試験において、これらのパラメータについて収集、評価を行った。汚染配管の熱的気中切断時の移行率は、配管材質の場合及び放射性物質の場合ともにほぼ同じ10%オーダーであったが、機械的気中切断時の移行率は、配管材質の場合が0.01%以下であったのに対して、放射性物質の場合は、数%オーダーとなった。一方、炉内構造物、原子炉圧力容器の水中切断では、移行率は10
~10
%程度であり、エアロゾルの粒度分布は単分散に近くサブミクロン領域の小さなものであった。また、エアロゾル発生量の水中切断による低減効果を定量的に評価することができた。