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山本 啓介; 中川 拓哉; 下条 裕人; 木島 惇; 三浦 大矢; 小野瀬 芳彦*; 難波 浩司*; 内田 広明*; 坂本 和彦*; 小野 千佳*; et al.
JAEA-Technology 2024-019, 211 Pages, 2025/02
JAEA-Technology-2024-019.pdf:35.35MB
日本原子力研究開発機構(以下、「JAEA」という。)核燃料サイクル工学研究所旧ウラン濃縮施設は、遠心分離法によるウラン濃縮技術を確立させるための技術開発を本格的に行う目的で建設された施設であり、単機遠心分離機の開発、遠心機材料の開発及び遠心機によるウラン濃縮処理を主に実施したG棟及びG棟に付属するH棟、遠心分離機の小規模カスケード試験を行っていたJ棟、遠心分離機の寿命試験を行っていたL棟、その他ウラン貯蔵施設、廃棄物保管施設、廃水処理施設など複数の施設で構成されていた。これらの施設におけるウラン濃縮技術開発は、開発技術の日本原燃(株)のウラン濃縮工場及びウラン濃縮技術開発センターへの技術移転が完了し、JAEAにおける技術開発の当初の目的が達成されたため、平成13年に終了した。廃水処理室は、昭和51年に建設され、旧ウラン濃縮施設で発生した放射性廃水の処理を行ってきたが、平成20年度に廃水処理室以外の施設に廃水処理設備が整備されて以降は、施設のバックアップ的な位置づけとして維持管理されてきた。さらに、昨今においては、他の施設における廃水処理の実績等からバックアップとしての必要性が無くなり、施設も建設後約48年が経過し、老朽化も進んでいたことから、施設中長期計画に基づき同施設を廃止措置することになり、令和3年11月から令和5年8月に内装設備の解体撤去を行った。本報告は令和5年9月から令和6年3月に行った管理区域解除のための放射線測定に係る実積と関連する知見をまとめたものである。
吉富 寛; 二川 和郎
JAEA-Research 2024-016, 26 Pages, 2025/02
JAEA-Research-2024-016.pdf:2.0MB
原子力施設周辺の環境モニタリングにおいては、熱ルミネセンス線量計や蛍光ガラス線量計といった受動形線量計を用いた積算線量計測も行われている。受動形線量計の一種である光刺激ルミネセンス(OSL)線量計は、個人線量モニタリング用途として広く利用され、信頼性の高い測定が行われているものの、環境モニタリング用線量計としては活用されていない。OSL線量計を環境モニタリングに転用できれば、リーダや線量計といった既存の資源を活用することで、安価で信頼性の高い積算線量計測が実施できる可能性がある。酸化アルミニウム(
-Al
O
:C)を用いたOSL線量計の環境モニタリングへの適用に際しての課題としては、(1)OSL線量計の信号量から空気吸収線量を評価するための線量評価アルゴリズムが整備されていないこと、(2)環境モニタリング用積算線量計測装置が有すべき性能が規定されているJISZ4346:2017への適合性が評価されていないこと、が挙げられる。そこで、本研究では、モンテカルロ計算により線量評価アルゴリズムを開発するとともに、開発した線量評価アルゴリズムを用いてJISZ4346:2017に基づく試験を実施し、適合性を評価した。その結果、OSL線量計測装置はJISZ4346:2017で規定される性能を有することが確認できた。有効測定範囲は0.1mGy
1Gy、定格エネルギー範囲は30keV1.25MeV、定格入射角度範囲は0
60、定格温度範囲は-20C40C、定格湿度範囲は10%90%である。これらはJISZ4346:2017で規定される最小定格範囲を満たしており、開発したOSL線量計を用いた線量評価システムを用いた線量計測装置は、環境モニタリングに必要な性能を十分に有していることを確認することができた。
中田 陽; 金井 克太; 瀬谷 夏美; 西村 周作; 二川 和郎; 根本 正史; 飛田 慶司; 山田 椋平*; 内山 怜; 山下 大智; et al.
JAEA-Review 2022-078, 164 Pages, 2023/03
JAEA-Review-2022-078.pdf:2.64MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2021年4月から2022年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目でみられた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の上限値を超過した値の評価について付録として収録した。
2021年)二川 和郎; 樫村 佳汰; 佐藤 大樹*; 川崎 将亜
JAEA-Data/Code 2022-011, 75 Pages, 2023/03
JAEA-Data-Code-2022-011.pdf:1.49MB
本統計は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所内で観測した気象データについて、「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」(昭和57年1月28日原子力安全委員会決定、平成13年3月29日一部改訂)に基づく気象統計処理を行ったものである。統計は、2017年1月から2021年12月までの5年間について処理したものであり、原子炉施設から大気中に放出される放射性物質による一般公衆の線量評価に使用するための風向、風速、大気安定度等についての統計結果である。
2020年)樫村 佳汰; 正路 卓也*; 二川 和郎; 川崎 将亜
JAEA-Data/Code 2021-020, 218 Pages, 2022/03
JAEA-Data-Code-2021-020.pdf:2.51MB
本統計は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所内で観測した気象データについて、「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」(昭和57年1月28日原子力安全委員会決定、平成13年3月29日一部改訂)に基づく気象統計処理を行ったものである。統計は、2006年1月から2020年12月までの15年間における5年毎の期間について処理したものであり、原子炉施設から大気中に放出される放射性物質による一般公衆の線量評価に使用するための風向、風速、大気安定度等についての統計結果である。
中田 陽; 中野 政尚; 金井 克太; 瀬谷 夏美; 西村 周作; 根本 正史; 飛田 慶司; 二川 和郎; 山田 椋平; 内山 怜; et al.
JAEA-Review 2021-062, 163 Pages, 2022/02
JAEA-Review-2021-062.pdf:2.87MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV 編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2020年4月から2021年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目でみられた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の上限値を超過した値の評価について付録として収録した。
仁平 敦; 村山 卓; 田口 和明; 二川 和郎; 鈴木 隆; 大井 義弘
no journal, ,
原子力科学研究所の原子力施設等では、放射線管理モニタは約900台、サーベイメータは約1,000台使用されている。これら放射線測定器は年1回の頻度で定期的な校正を実施しているが、毎年、さまざまな事象により故障が発生している。本報告では、過去10年間(平成13年度から平成22年度)の故障状況の解析,故障対応の作業効率化等について報告する。予防保全として故障実績等を点検保守にフィードバックさせることにより、故障発生を未然に防止している。
高橋 照彦; 新沼 真一; 二川 和郎; 大塚 義和; 武藤 康志; 酒井 俊也; 梅原 隆; 清水 勇; 海野 孝明; 山田 悟志; et al.
no journal, ,
過去に放射性液体廃棄物を輸送していた配管(以下、「廃液輸送管」という。)は、原子力科学研究所のホットラボ施設,ラジオアイソトープ製造棟などの原子力施設から発生した放射性液体廃棄物を放射性廃棄物処理場へ輸送するためのものである。廃液輸送管は、土中に直接埋設又はU字溝内に敷設された状態で、1964年から1987年まで使用した。その後、廃液輸送管内を洗浄し、閉止措置を施し、使用を停止して管理してきた。2008年度から撤去作業が行われ2012年度までに撤去する予定である。本報告は、2008年度から2010年度までに行われた廃液輸送管の撤去作業時における放射線管理について報告する。
加藤 拓也; 鳥居 洋介; 二川 和郎; 山外 功太郎
no journal, ,
非密封の放射性物質を取り扱う事業所では、管理区域からの物品持出検査、放射線作業中の身体サーベイ等は、表面汚染検査計を用いた汚染検査を行う。直接法による汚染検査は、最初に表面汚染検査計の検出部を被測定物の表面に沿って走査させ、指示値の上昇傾向が確認された際に検出部をその場所に留め詳細測定を行う手法が一般的である。ここで、表面汚染検査計を用いた走査時に注意すべきことは、線源との距離、走査速度等の違いによって検出し得る汚染レベルが異なることである。このような走査条件に係る情報は、測定者の教育の際に周知することが望ましい。そこで、汚染検査時の教育に用いることを目的とし、原子力科学研究所で使用されている表面汚染検査計の走査条件と汚染レベルとの関係について調査した結果を報告する。