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小林 博英; 海野 基義; 石川 久; 吉田 忠義; 江花 稔*
JNC TN8410 2002-011, 24 Pages, 2002/10
JNC-TN8410-2002-011.pdf:4.36MB
管理区域内の放射線管理において、管理区域内からの物品搬出に係る表面密度測定は管理区域外に汚染した物品を出さないようにするため重要な項目である。この管理における物品の測定は、
線用サーベイメータによる直接法及びスミヤ法で実施している。しかし、この方法はパイプ状物品(配管類)の内側を測定することが困難であったり、形状が複雑で大きな物品等の測定を行う場合、測定に要する時間が多大になったりするという問題がある。このような物品等の測定を可能にするため、小型物品搬出用アルファ線測定装置について性能試験を行った。試験の結果、線強度と測定値との直線性を確認することができた。また、
線・n線の線量当量率と測定値の直線性も確認された。今後は、低い放射能レベルの試料に対する性能試験と、比較的大きく複雑な形状の対象物を測定することを想定した位置依存性試験を行うことが必要である。
伊東 康久; 野田 喜美雄; 石川 久; 井崎 賢二; 江花 稔*
JNC TN8410 2001-007, 81 Pages, 2001/03
JNC-TN8410-2001-007.pdf:3.42MB
核燃料物質取扱施設では非密封の放射性物質を取扱う場合、グローブボックス(以下「GB」という)等の包蔵性を有した設備を配置している。放射性安全の立場からは包蔵性の一時的な機能低下等を考慮し、放射性物質漏洩の早期発見及び作業者の吸入を防止する目的で種々の施策を講じている。その中の一つに作業環境中の空気中放射性物質濃度を連続監視するためのダストモニタがあげられる。一般的にダストモニタは吸引ポンプを使用して空気を吸引し空気中に浮遊するダストをろ紙に捕集する方式であり、吸引ポンプの連続運転能力、可搬性及び排気場所の確保並びに騒音等に構造的問題を持っていた。このため、ダストの捕集方法に関し、従来技術である吸引ポンプを使用しない技術開発を進めることとした。上記目的を遂行するために、静電気により空気中のダストをイオン化し、ろ紙に捕集する市販の集塵器に着目し、静電捕集型のダストサンプラ及びダストモニタを試作し、特性試験及び操作性について評価した。静電捕集方式は空気吸引方式と違い吸引量の定量化が課題であり、捕集量を定量化するためにマスクマンテストで使用している装置を用い、塩化ナトリウム(以下「NaCl」という)による捕集量の定量化と捕集分布の解析評価を実施した。また、既存の空気吸引方式であるエアスニファとラドントロン子孫核種を対象に捕集量の比較を実施した結果、ほぼ同等の捕集性能を有していることが分った。一方、静電捕集方式の機能を明確にすることと、実際に使用する管理区域内を想定して操作性等の評価を実施した結果、十分実用に耐えうることも分った。今回の試験で使用したダスト捕集用ろ紙は市販されている集塵機の付属品を用いたが、放射性ダストの捕集には適していなかった。今後、集塵ろ紙の材質適正化を行うとともに、装置の小型化と捕集効率向上を検討し、また、試作機の構造は汚染防護対策が十分ではないので、これらを考慮した再設計を行う必要がある。
江花 稔; 野田 喜美雄; 小林 博英; 相馬 丞; 三上 智; 豊田 素子; 大柳 勝美*
PNC TN8410 98-075, 36 Pages, 1998/07
原子力施設においてコンクリートは、放射線に対しての遮へい体として使用されている。その中でも主に原子炉などの遮へい体には、普通コンクリート(密度2.35g/cm
)より密度の大きいコンクリート(約3.0
3.5g/cm)が使用されており、遮へい効果が大きいのが特徴である。今回、遮へい性能を試験した重コンクリートは、密度が普通コンクリートに比べ約2倍(4.99g/cm)と大きいため、遮へい体として利用した場合、放射線に対する遮へい性能の更なる向上が期待できる。本試験では、新しい重コンクリートおよび普通コンクリートについて厚さを10cm、20cm、30cmと変えて照射試験を行い、その遮へい性能を比較した。また、照射試験だけでなく遮へい計算コードを用いた評価や散乱線評価試験を行った。その結果、今回試験した重コンクリートは普通コンクリートに比べ、線に対して2倍、中性子に対してはおよそ1.2倍の遮へい性能を示した。通常線に対する遮へい性能は遮へい体の密度に比例するため、線についての遮へい結果は妥当である。また、重コンクリートの組成成分中の鉄などによる非弾性散乱の寄与で、中性子の遮へい性能にも向上がみられたものと考えられる。
三上 智; 江花 稔; 小林 博英
PNC TN8410 98-018, 18 Pages, 1997/12
安全管理部計測機器校正施設内には、事業所内の放射線管理用機器や個人線量計及び他事業所の基準線量計などを線源校正するための照射室及び照射装置が設けられている。より信頼性の高い照射を行うためには、使用する装置の特性をよく把握しておくことが必要である。照射装置に関しては、照射装置の照射口シャッターの開閉動作に伴うシャッター端効果などのため短時間の積算照射を行う場合は不確かの程度が大きくなるので、装置に応じて要求する不確かさを実現できる使用条件を明らかにしておく必要がある。今回は計測機器校正施設内で最も使用頻度の高い照射室(A)内セシウム照射装置に関して、その照射の際にシャッター開閉に伴う不確かさを0.1%(包含係数 1)K=2)に抑えるべく標記の試験を実施した。その結果、照射時間を少なくとも220秒以上とすれば、照射時間に対するセシウム照射装置のシャッター開閉時間に係わる不確かさを0.1%(包含係数 1)K=2)以下に抑えられることがわかった。
線基準校正場の維持管理江花 稔; 三上 智; 小林 博英; 豊田 素子
PNC TN8410 97-302, 24 Pages, 1997/10
東海事業所の計測機器校正施設にはサーベイメータや個人線量計等の放射線測定器を校正するための線基準校正場が設けられている。本件は動燃の線トレーサビリティ体系において電総研から直接、照射線量(率)の標準が移行されている東海事業所の線基準校正場の設定、維持管理についてまとめたものである。線基準校正場の有効利用ならびに今後一層の精度および信頼性向上に資する。
線基準校正場の散乱線評価(その1)江花 稔; 小林 博英; 豊田 素子; 大関 清; 三上 智
PNC TN8410 97-292, 17 Pages, 1997/09
東海事業所計測機器校正施設に設けられている複数の照射室のうち照射室Aに関して、線源-検出器間距離が1mから4mの間で、校正テーブル及び線量計支持具による散乱線の寄与の程度を評価した。その結果、放管機器の校正作業時には無視できるほど散乱線の寄与は少ないことがわかった。
長谷川 市郎; 大関 清; 柴 浩三; 三上 智; 豊田 素子; 金澤 信之; 江花 稔
PNC TN8520 96-001, 2536 Pages, 1996/03
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江花 稔; 遠藤 邦明; 井崎 賢二
PNC TN8410 95-273, 188 Pages, 1995/11
プルトニウム燃料取扱施設内等の空気中における放射性物質の挙動を精度良く評価できるシステムを整備し,空気汚染発生時の放射線モニタリングの最適手法や新増設施設における放射線管理設備設計等に反映し,放射線安全評価の向上に資することを目的として「放射性物質の閉じ込めに関する研究」を行っている。このうち,施設内における空気流線解析及び粒子挙動解析を計算コードを用いて行っている。本報告は汎用多次元熱流動解析コード(AQUA)に組み込む重力沈降モデルの調査,AQUAコードへの組み込み,種々の解析について得られた結果をとりまとめたものである。得られた知見は次のとおりである。1)半導体製造の生産技術の分野で粒子の重力沈降をモデル化した粒子拡散解析を行っていることがわかった。また,クリーンルーム内の換気回数は核燃料施設内の換気回数の10倍以上あるため,粒径10
m程度では拡散に影響を与えなかった。2)市販の解析コードにも,重力沈降をモデル化しているコードがあった。3)AQUAコードへの重力沈降モデルの組み込みは,物質輸送モデルのz方向成分に重力沈降速度を加えることにより可能となった。4)クリーンルーム内気流解析については,粒子拡散分布が文献に示す実験値と一致しなかった。この実験を模擬するにはAQUAコードの乱流モデル定数をパラメータとするチューニングを行う必要がある。5)核燃料施設内の気流解析については,換気回数がクリーンルームに比べ1/10以下であるため,粒径10mでも拡散に影響することがわかった。
江花 稔; 松本 盛雄; 伊東 康久; 岡崎 良仙
PNC TN8410 95-250, 75 Pages, 1995/08
放射性粉塵の粒子径測定方法のひとつとしてオートラジオグラフ法がある。この方法を日常の放射線管理により使い易いものにするため、1978年に曝射用カメラと蛍光膜を組み合わせたオートラジオグラフ装置(以下「ARG」という)が製作され、その装置を用いて粒子径測定方法が確立された。筆者らは、この粒子径測定方法での、ARG写真からのスポット像の読み取り及びデータ処理に、多大の労力と時間を費やしていることに着目し、読み取り装置とデータ処理を含くむシステムの自動化の検討と試作機(以下「画像解析装置」という)の製作並びに性能試験を実施した。この結果、以下のことがわかった。(1)スポット径の測定を自動化することで、分単位で粒子径の測定が可能となった。(2)PuO2粒子の最小検出径は、0.35MMが得られた。従来は光学顕微鏡の測定でオートラジオグラフのスポット径が0.42MMであった。(3)放射能強度よってもARG写真の露光時間が異なるが、最小検出径0.35MMを評価するためには、曝射用35disintegrationsが必要となりARGに要する露光時間は20時間50分となる。(4)プルトニウム燃料第三開発施設の粒度分布の測定結果は、質量中央径(MMD)で3.186.24m、幾何標準偏差(
g)で1.272.25、空気力学的質量中央径(MMAD)で10.821.1mであった。
江花 稔; 遠藤 邦明; 根本 典雄
PNC TN8410 94-307, 42 Pages, 1994/09
プルトニウム燃料第三開発室では平成元年10月から平成6年1月にかけてもんじゅ初装荷燃料製造が行われ,この期間の作業員の被ばくは集団線量当量で約2.2人・Svであった。特に燃料製造が本格化した平成3年度から被ばくが増加したため,被ばく管理の強化,新設備稼働などの対策が講じられた。本報告では特定の燃料製造に伴う被ばくを解析し,被ばくの要因となっている事象のしぼりこみを行った。その結果、新設備稼働後は燃料取扱量や設備稼働時間に相関のあることを示した。また,作業員のローテーションにより,特定の作業員の被ばくが高くなることの防止に努めた。
江花 稔; 遠藤 邦明
PNC TN8410 94-217, 228 Pages, 1994/06
プルトニウム燃料取扱施設内等の空気中における放射性物質の挙動を精度良く評価できるシステムを整備し、空気汚染発生時の放射線モニタリングの最適手法や新増設施設における放射線管理設備設計等に反映し、放射線安全評価の向上に資することを目的として「放射性物質の閉じ込めに関する研究」を行っている。このうち、施設内における空気流線解析及び粒子挙動解析を計算コードを用いて行った。本報告は平成3年度に行った解析結果を基に解析体系の見直しを行い、より現実に近い解析体系による解析を行った結果をとりまとめたものである。得られた知見は次のとおりである。(1)解析体系にグレーチングをモデル化したことにより、z方向に気流が制約され、またいくつかの渦の形成についても減少する結果となった。(2)放射性物質漏洩時の空気サンプリング位置における濃度推移は、グローブボックスのみをモデル化した解析と同様の傾向を示した。ただし、制御盤及びグレーチングを追加した計算体系では、濃度のピーク値が低くなった。(3)室内全域への拡散に対し、漏洩位置近傍の空気流線の寄与が大きく、解析体系の違いにより、同じ漏洩位置でも拡散時間に大きな差が生じた。(4)今回の解析例では、モニタの最適配置は旧体系、新体系の違いはほとんどなかった。今後、さらに種々の解析を行い、解析体系の最適化を図る必要がある。(5)モニタ設置位置は風下側に設置すればよいのではなく、室内全域の空気の流れを念頭において設計する必要がある。(6)その他、空気流線の分布、放射性物質濃度の分布、空気サンプリング位置における濃度推移については、グローブボックスのみをモデル化した解析と同様のパターンであった。
江花 稔; 野村 幸広; 渡辺 敏幸; 白井 謙二; 大高 正; 相馬 丞; 神 和美; 住谷 秀一; 深沢 国雄
PNC TN8530 87-004, 196 Pages, 1987/09
動燃東海事業所では再処理施設、プルトニウム燃料製造施設等核燃料サイクルに関連する数多くの施設が運転され、運転に合わせた約30年間の放射線管理の経験を有している。放射線管理の実施にあたっては、各施設の放射線の状況に応じて多種多様な放射線測定器を中心として、広範囲にわたる放射線管理機器が使用されている。本便覧は、東海事業所の放射線管理に現在使用している機器のうち代表的な機種を選定し、機器の概要、使用方法、特性、保守・点検及び仕様等についてその概要をまとめたものである。機器の区分は、個人モニタリング機器、作業環境モニタリング機器、環境モニタリング機器、保守・校正機器に大別し、さらに用途により分類した。記載内容については、各器とも23ページに統一した。メーカー仕様をもとにして、使用方法及び保守・点検については放射線管理の実務において必要な情報に限定されているが、機器の概要を知るには適当と考える。本便覧は、原子力施設の放射線管理機器全般について、仕様等その概要を知るための資料として利用されたい。また今後必要に応じ、記載する機器を追記して行く予定である。
木下 睦*; 中田 啓; 大和 愛司*; 小泉 勝三; 江花 稔*; 田辺 裕*; 野田 喜美尾*; 石黒 秀治*
PNC TN802 85-03, 141 Pages, 1985/02
吉田登理事長は昭和59年度業務実施方針として,各界との協力・信頼関係を築きあげること,組織の活性化を図ること,広角的視野を涵養すること,の三目標をかかげられた。この目標を具体化し事業団の方向性を示すため,中長期計画を作成するよう指示されたところである。東海事業所安全管理部では,この機会をとらえ,安全管理部門をとりまく現状の問題点を洗い出し,解決するための方法について検討を行うことにした。このため安全管理部中長期計画作成準備委員会を59年9月に組織し,さらに重点施設の詳細についてはワーキンググループでの検討に基づき本計画書を作成した。安全管理部のかかえる様々な問題を広い角度から検討を加えることを意図して,委員会メンバーは中堅職員を中心として任命した。本計画書の内容は「現状認識と問題点」「問題解決のための目標設定と施策」「重点施設の概要」「重点施設実施に当たっての新組織提言」より構成されており,ほぼこの順序に従って委員会の審議も進められた。審議に当たっては,昭和55年に作成した「安全管理部業務改善計画策定結果報告書」や原子力委員会の「原子力開発利用長期計画」等を参考とした。本資料が今後の業務を遂行するなか,予算や人員計画の策定,組織の改善さらには中堅職員の教材としても大いに活用されることを期待する。また,本計画は今後とも定期的に見直しを行う必要があるとともに計画の進捗度を常に点検し確認することが勘要である。
金盛 正至; 江花 稔*; 関 昭雄
PNC TN841 84-20, 48 Pages, 1984/06
臨界警報装置用中性子検出器は,半導体検出器に235U(約90%)を密着し,中性子が235Uと反応した際発生する核分裂片を検出する検出器である。235Uからは,通常,線が放出されており,半導体が劣化していく。このため,検出器の寿命試験及び,実際に現場に配置した場合の,ノイズ等に対する安定度を試験する必要がある。▲試験は,再処理工場A348室に,中性子検出器3個を設置して行なった。設置試験期間は,昭和56年6月18日から,昭和57年6月19日までである。▲試験の結果,線スペクトルについては,特に劣化を認めなかった。現場設置作動試験においてはランプ不良2回,コネクタ不良2回が,発生したものの,検出器の長期安定性には,問題のないことが判明した。▲
大和 愛司*; 遠藤 清志*; 大柿 一史*; 野田 喜美雄; 江花 稔*; 圓尾 好宏; 小林 博英*; 米沢 秀成*
PNC TN843 83-13, 56 Pages, 1983/11
セル内等比較的高線量率場での放射線作業が近年増加して来ており,これに伴い作業者の被曝管理も綿密に計画され,また使用する線量計も多岐にわたってきている。セル内作業において,被曝管理の完全化を期すため同一作業者に対し数種の線量計(全身被曝管理用としてTLDバッジ,アラームメータ及びポケット線量計)を着用させて管理を行った結果,アラームメータの誤作動といった線量計の機能に関する問題や,各種線量計間の測定値が一致しないといった性能に関する問題が生じた。放射線作業が増々多様化していく現状から,上記問題の解決は急務であるため,安全管理部内にワーキンググループを組織して検討を行った。その結果,機能上の問題に対しては取扱い手順の誤りや性能の劣化に起因するものが多く,操作マニュアルの見直しと徹底,使用前点検法の見直し等が必要であることが明らかとなった。また測定の性能上の問題については各線量計の特性のうち,エネルギー依存性や方向依存性等が異るために線量計間の測定値の差を大きくしていることが明らかとなった。
江花 稔*; 金盛 正志*; 吉田 守; 関 昭雄
PNC TN841 83-64, 93 Pages, 1983/09
高レベル放射性物質研究施設(CPF)における放射線管理設備の特徴は、定置式放射線モニタによって得られる放射線情報を円滑に処理するため、計算機を導入し情報処理を行っていることである。東海事業所において定置式モニタ全体の情報処理を行うのははじめてである。定置式放射線モニタは、ガンマー線エリアモニタ18系統、イータ線エリアモニタ2系統、アルファ線ダストモニタ3系統、ベータ線ダストモニタ10系統、排気モニタ1式、臨界警報装置1式がある。計算機は各モニタからデジタルレートメータ、スキャナ、IBバスを通じてデータを一分毎に収集している。収集したデータは1分値、10分値、1時間値の形に処理され、必要な平均値、最大値が計算され、一定の期間記憶されている。これらのデータは、全モニタの計数値状況、各モニタ別の計数値時系別としてCRTによって確認できる。また要求によりプリントアウトできる。各モニタにそれぞれアラームを設定することができ、CRT等によりアラームの発生状況を監視できる。アラームが発生すると自動的に当該モニタの計数値変化等をプリントアウトする。その他定期的に放射線状況を全モニタについてプリントアウトし、その他必要事項についてプリントアウトすることができる。
金盛 正至; 江花 稔*; 関 昭雄
PNC TN841 83-48, 84 Pages, 1983/07
安全管理部では,昭和52年よりUF6が作業環境中に漏洩した場合に,1.空気汚染を迅速に検出し,安全確保の対策がとれること,2.放射性エアロゾルの挙動性状を把握し,作業者の内部被ばく管理に役立てること,3.施設管理及び放射線管理上の基礎データを得ることの3点を目的として放射性エアロゾルの挙動解析試験を行ってきた。今回,施設内の放射性エアロゾルの挙動解析を行う計算コードを開発し,実際の試験結果と良い一致をみたので報告する。本計算コードでは初期データとして,エアロゾルの濃度及び粒径分布,発生時間等を入力することにより,初期にエアロゾルの発生した室を含めて10室までの範囲でエアロゾルの濃度の変化,粒径分布の変化及び壁・床等への付着量を計算することができる。エアロゾルの粒径分布は,対数正規分布を仮定し,ブラウン運動と重力凝集によりエアロゾル数が減少し,1粒の体積が増加するとして計算している。その他重力沈降,拡散沈着,熱泳動沈着による壁・床等への沈着及び,各室から他室(外部を含む)への漏れを計算することによりそれぞれの室のエアロゾル濃度変化及び粒径分布変化を計算している。サンプル計算としてUF6エアロゾル濃度変化及び粒径分布変化を計算した。UF6エアロゾル挙動試験結果と,計算結果とは良く一致した。
金盛 正至; 関 昭雄; 中田 啓; 江花 稔; 吉田 守
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, 212(1-3), p.413 - 418, 1983/07
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関 昭雄; 遠藤 清志*; 岡部 正則*; 江花 稔*; 鴨志田 強*; 小松 稔*; 秋山 聖光*; 菊池 正行*
PNC TN841 83-52, 65 Pages, 1983/06
核燃料物質取扱施設における放射線作業では作業者の放射性物質吸入防止のため,各種の呼吸保護具を使用しているが,その防護性能は充分把握されていない。このため,防護性能を測定できる試験装置の開発を進めてきた。基礎試験では新たに製作した大型テストチャンバ内濃度分布の測定とNaCl粒子発生器,NaCl粒子濃度測定器の特性試験を行った。その結果,防護係数=103までの測定が可能であることを確認した。
立田 初己*; 大関 清*; 江花 稔; 小沢 紘一郎*; 中田 啓
Health Physics, 42(5), P. 741, 1982/00
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