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線ダストモニタの開発佐川 直貴; 藤澤 真; 細見 健二; 森下 祐樹; 高田 千恵
保健物理(インターネット), 58(3), p.135 - 140, 2023/11
作業環境中の空気中放射性物質濃度は、作業者の内部被ばくの防護(呼吸保護具の選定)や線量評価のために重要な測定値である。福島第一原子力発電所の廃炉作業のように空気中放射性物質濃度が10
Bq/cm
(
Srの空気中濃度限度の約30倍相当)を超えることが想定される作業環境を連続的に監視することを目的として、超極薄のプラスチックシンチレータを用いた高濃度用可搬形線ダストモニタを開発した。試作機による性能試験の結果から、開発した可搬形線ダストモニタは、1Bq/cmの空気中放射性物質濃度における連続モニタリングが可能であると評価した。
中村 一男*; Jiang, Y.*; Liu, X.*; 御手洗 修*; 栗原 研一; 川俣 陽一; 末岡 通治; 長谷川 真*; 徳永 和俊*; 図子 秀樹*; et al.
Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1080 - 1084, 2011/10
被引用回数：4 パーセンタイル：32.36(Nuclear Science & Technology)CCS (Cauchy Condition Surface) method is a numerical approach to reproduce plasma shape, which has good precision in conventional tokamak. In order to apply it in plasma shape reproduction of ST (Spherical Tokamak), the calculation precision of the CCS method in CPD (
= 0.25 T, 
= 0.3 m, 
= 0.2 m) has been analyzed. The precision was confirmed also in ST and decided to be applied to QUEST ( = 0.25 T, = 0.68 m, = 0.40 m). In present stage from the magnetic measurement, it is known that the eddy current effect is large in QUEST experiment, and there are no special magnetic measurements for eddy current now, so some proper model should be selected to evaluate the eddy current effect. The eddy current density by not only CS (Center Solenoid) coil but also plasma current is calculated using EDDYCAL (JAEA), the eddy currents are taken as unknown variables and solved together with plasma shape reconstruction. The result shows that the CCS method with eddy current adjustment achieves stable, accurate reconstruction of plasma shape in application to QUEST.
小原 祥裕; 田中 茂; 秋場 真人; 荒木 政則; 藤沢 登; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 真木 紘一*; 水野 誠; 奥村 義和; et al.
JAERI-M 91-052, 176 Pages, 1991/03
ITER共通設計基準に基づいた中性粒子ビーム入射システム(NBS)の日本概念設計案について述べる。本システムは、1.3MeVで75MWの重水素中性粒子ビームを入射するものであり、プラズマ加熱の他電流駆動や電流分布制御にも用いられる。本システムは9ユニットより成り、各ユニット当り最大1.3MeV、10MWのビームを入射する設計としている。本設計で最も重要な点は、原研での実験結果に基づいて、低運転ガス圧で高い負イオン電流密度を得ることができるセシウム導入型体積生成負イオン源を採用していることである。本イオン源の採用により、NBIシステムの効率を改善すると共に、ITER共通設計基準を満足するコンパクトなNBIを設計することができた。
山本 新; 小原 祥裕; 谷 啓二; 西尾 敏; 奥村 義和; 荒木 政則; 安積 正史; R.S.Devoto*; 藤沢 登; 一木 繁久*; et al.
JAERI-M 88-086, 183 Pages, 1988/05
NAVIGATOR概念は、原研で提案され研究が進められている500keV、20MWの中性子入射装置(NBI)システムに基礎を置いている。NAVIGATOR概念は、2つのカテゴリーを包含する。一方はトカマク装置としてのNAVIGATOR machineであり、他方は、核融合研究における指導原理としてのNAVIGATORphilosophyである。NAVOGATOR machineは、自己点火条件を得るための加熱手段としてはNBI加熱装置をもち、電流立上げとしては、完全誘導立上げが可能な炉を意味する。NAVIGATOR概念は、主要な三つの要素から構成されている。すなわち、その炉において信頼できるオペレーション・シナリオが描けること、信頼できる分解保守修理が保障されていること、十分なフレキシビリティが確保されていることである。NAVIGATOR概念は、核融合研究発展のための実効可能な戦略を与える。
森下 祐樹; 富岡 哲史; 藤澤 真; 井崎 賢二
no journal, ,
原子力施設内のプルトニウムなどの人工放射性物質と天然放射性物質を区別することが重要である。この研究では、YAP:Ceシンチレーターとマルチアノード光電子増倍管を使用して、シンチレーターベースのアルファ粒子検出器を開発した。この検出器は、ラドン子孫、鉛プレート、ランタンマントル、ラジウムボールなど、さまざまな天然放射性物質(NORM)サンプルの測定に使用された。測定結果はモンテカルロシミュレーション計算と比較され、一致することがわかった。検出器のエネルギー分解能は8.6%FWHMであった。ラドン子孫の測定結果では、
Bi (6.1MeV)、
Po (7.7MeV)、Po (8.8MeV)のピークが観察された。鉛板には
Poが含まれており、5.3MeVのアルファ粒子を放出する。同じエネルギーでのシミュレーションでは実測値を再現することができた。結果は、NORMサンプルから放出されたアルファ粒子のエネルギーと分布を示した。この研究は、開発されたアルファ粒子検出器がNORMを識別する能力を実証することに成功した。
線イメージング検出器による線と他の放射線の弁別手法の開発森下 祐樹; 佐川 直貴; 藤澤 真; 黒澤 俊介*; 笹野 理*; 林 真照*; 田中 浩基*
no journal, ,
電子増倍型冷却CCDカメラ(EMCCD)カメラを使用して開発した高分解能線イメージング検出器に対するさまざまな種類の放射線の影響を調べた。この線イメージング検出器は元々、線、
線、中性子などの他の種類の放射線が存在する現場でプルトニウム酸化物粒子を可視化するために開発された。本研究の目的は、このイメージング検出器を用いて、線と他の放射線を識別する方法を開発することである。線、線、線、中性子の測定を行い、EMCCDカメラのセンサーが自体が線や中性子線に感度を有することが分かった。線との識別方法は画像処理によって行った。画像の画素値を2値化し、ガウシアンフィルタを適用して線のスポットの数をカウントした。その結果、強度の違いを利用して線と線(中性子)を識別できることを示した。本研究は、廃炉現場等における多様な放射線の混在場で線を弁別計測するのに有効と考えられる。
森下 祐樹; 佐川 直貴; 藤澤 真; 黒澤 俊介*; 笹野 理*; 林 真照*; 田中 浩基*
no journal, ,
この研究では、電子増倍電荷結合素子(EMCCD)カメラを使用して開発された高解像度アルファ イメージャに対するさまざまな種類の放射線の影響を報告する。このイメージャは元々、ベータ粒子、ガンマ線、中性子などの他の種類の放射線も存在する廃止措置現場でPu酸化物粒子を可視化するために設計された。研究の目的は、これらの放射線がイメージャに及ぼす影響を確認し、アルファ粒子と他の放射線を区別する方法を開発することである。アルファ粒子、ベータ粒子、ガンマ線、中性子の測定を行った。識別方法は画像分布の特性に基づいており、画像値を2値化し、ガウスフィルターを適用してアルファ粒子スポットの数をカウントした。この結果は、強度の違いを利用してアルファ線とガンマ線(中性子)を区別できることを示している。この研究は、廃炉現場における放射線検出技術の開発に重要な情報を提供する。
富岡 哲史; 藤澤 真; 井崎 賢二; 塩谷 聡
no journal, ,
原子力施設等で皮膚や頭髪等に放射性物質による汚染が発生した場合、除染手段としては、濡れウエスによる拭き取りや大量の流水でかけ流す方法、中性洗剤等の洗浄剤を用いて除染するといった方法が基本となる。しかし、これらの方法は長年の経験により適宜組み合わせて実施されてきたものであり、現在までの技術進歩はあまり反映されていないといえる。例えば、ビューティー・ヘルスケア分野の美容器具等を転用することによって、より効率的な身体除染が可能であると考える。そこで、本研究では、複数の市販洗浄剤や洗浄効果が期待できるマイクロバブルシャワー等による除染効果を、微粒子可視化システムと模擬汚染を使用したコールド試験、及び豚皮と放射性物質を使用したホット試験により評価し、身体除染への適用可能性についての検討を行った。
藤澤 真; 富岡 哲史; 井崎 賢二; 塩谷 聡
no journal, ,
放射線管理を行う上で、作業員の着用する防護衣・呼吸保護具の表面に付着した放射性物質の飛散を予測することは、除染補助者や除染場所への汚染拡大防止の観点から重要である。そこで本試験では、防護衣等の拭き取り除染後の汚染の残存状況や、脱装時における汚染の飛散状況を評価した。評価方法として、ビニールスーツ、全面マスクやゴム手袋に放射性物質を模擬した蛍光塗料を付着させ、濡れウエスによる拭き取り及び脱装を行った。その後、微粒子可視化システムを用いて、蛍光塗料の面積変化や飛散具合を撮影することによって、拭き取りによる除染効果及び模擬汚染の広がりを定性・定量的に評価した。その結果、ふき取り試験では全面マスクの面体端部や凹部に、ビニールスーツでは裾部に汚染が残存しやすいことが確認でき、ゴム手袋脱装試験では、指先をすぼめ、ゴム手袋装着側の手を抜くように脱装することで汚染の飛散が少ないことが確認できた。
Cl
H
CSOのスピンダイナミクス藤澤 真士*; 白木 高輔*; 大久保 晋*; 太田 仁*; 吉田 誠*; 田中 秀数*; 坂井 徹
no journal, ,
二重鎖構造を持つ擬一次元反強磁性体CuClHCSOのスピンダイナミクスについて、電子スピン共鳴(ESR)を用いて研究した結果を報告する。この系はスピンギャップを持つことが知られているが、スピンギャップはスピン一重項と三重項の間の励起のため、ESR遷移はスピンの保存則により禁止されている。ところが、この系ではスピンギャップに相当するESR遷移が観測された。本研究では、このESR遷移のメカニズムがジャロシンスキー・守谷相互作用であることを立証し、ESR強度の角度依存性に選択則を適用することにより、その相互作用ベクトルの向きを特定することに成功した。
線検出器の性能評価藤澤 真; 佐川 直貴; 細見 健二; 森下 祐樹; 高田 千恵
no journal, ,
現在福島第一原子力発電所(1F)での作業管理に使用されている線用ダストモニタでは、検出器性能により、10
Bq/cm程度の空気中放射能濃度の連続モニタリングが困難である。そのため、今後本格化するデブリ取り出し作業などに備え更に高濃度の環境でも適切に連続モニタリングできるダストモニタの開発が望まれている。本研究では、現行のモニタより1桁高い10
Bq/cm程度の環境で連続モニタリングできることを目標として極薄のプラスチックシンチレータを用いた線検出器を試作し、機器効率試験によりシンチレータの最適厚を求めるとともに、性能評価としてLEDによりシンチレータの高頻度発光を模擬した計数率特性試験を行った。その結果、シンチレータの厚さは8
m程度が適当であり、計数率特性から10Bq/cmの濃度で約10時間連続モニタリング可能な性能を有することを確認した。今後は実試料を用いた試験や実際の作業環境での試験を行い、ダストモニタとして実際の使用環境への適用性を検証していく。
今橋 淳史; 細見 健二; 藤澤 真; 高田 千恵
no journal, ,
原子力機構(JAEA)核燃料サイクル工学研究所内の再処理施設及び核燃料物質使用施設には、施設から放出される放射性気体廃棄物の管理を行う目的で排気モニタが設置されている。このうち、原子力災害対策特別措置法の対象となる施設の排気モニタには、法令で定められた敷地境界での線量に相当する異常放出があった際に通報を行うための値(以下、「通報レベル」という。)が設定されている。排気モニタに用いられている検出器は、測定対象線種や製造メーカの違いから仕様が異なるものが複数あり、現在の運用では各排気モニタの測定上限値は検出器の機器仕様(カタログ値)が採用されている。しかしながら、計算上の通報レベルが検出器の測定上限値より最大250倍程度高いものがあり、測定上限値を超える異常放出をどう検知するかが課題となっていた。そこで、排気モニタの計数率特性試験を実施し、実際に観測可能な測定上限値(実力値)とカタログ値との比較を行ったので、その結果について報告する。以下に示す3種類の検出器について、外部照射により対象検出器への放射線入力を低計数率から高計数率に渡って変化させて、計数率特性を取得し、その直線応答への適合性を確認した。線用検出器への外部照射は、JAEA核燃料サイクル工学研究所計測機器校正施設のコリメート形線照射装置による
Cs標準線源の線照射(数Sv/hから149mSv/h)を用いて行った。線用検出器への外部照射は、
Am標準線源(公称放射能3MBq: 有効寸法9.6mm
9.6mm)を用い、マイラ膜(厚み: 4m)及びラミネートシートを用いた直径約1
9mmの開口部をもつアパチャにて、透過物質の厚み及び線源の開口部面積を調整することにより線源強度を変化させて行った。照射により観測された計数率特性を基に、数え落とし10%以内(JIS Z4316: 2013の要求)となる最大計数値を実力値として評価した結果、試験を行った全ての検出器について、実力値がカタログ値を上回っていることを確認した。
