Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
角田 昌彦; 北野 匡四郎; 池沢 芳夫
保健物理, 32(2), p.185 - 191, 1997/00
放射性廃棄物の低減化のためには、HEPAフィルタの有効使用が必要対策のひとつであり、長期間使用における性能変化の特性を知っておくことは大変重要である。本試験では、大気じんとほぼ同一の粒度分布を有する線香燃焼粒子を重量濃度0.84mg/m
でHEPAフィルタユニットに負荷し続け、圧力損失及び透過率の変化を調査し、以下の結果を得た。圧力損失は、負荷量の増加とともに2次関数的な上昇傾向を示し、負荷量が約60g/m
に達したとき、圧力損失が初期圧力損失の2倍に達する。その負荷時間は約550時間である。透過率は、圧力損失の上昇とともに増加し、その増加は粒子径に依存し、粒子径が最大透過率粒子径から大きくなるにしたがって高くなる。面速が3.42cm/secにおける0.5
mの場合において、圧力損失が初期圧力損失の2倍に到達したとき、透過率は無負荷時の約16倍である。
C, 
N, and 
O induced in air by the operation of a 100MeV electron linear accelerator遠藤 章; 菊地 正光; 井沢 庄治; 池沢 芳夫
Health Physics, 68(1), p.80 - 88, 1995/01
被引用回数：6 パーセンタイル：54.93(Environmental Sciences)高エネルギー電子加速器施設では、電子と物質との相互作用の結果発生する制動放射線による光核反応で空気汚染が発生する。本研究では、100MeV電子加速器施設のターゲット室内空気中に生成されるC,N,Oの組成及びそれらの化学形を、各種フィルターによる空気捕集法、通気型電離箱及びラジオガスクロマトグラフ法を用いて調べた。C,N,Oは、いずれも98%以上がガス状で存在し、それらの化学形は、CO
,N,O,NO
(NO)等であった。加速器の運転条件、室内の換気条件と生成される空気汚染核種の組成との関係、さらにそれが被ばく評価に及ぼす影響について述べる。
池沢 芳夫
最近の研究施設, 0, p.304 - 311, 1995/00
研究用原子力施設において発生する空気汚染の性状は原子炉、核燃料、ラジオアイソトープ取扱施設の種類によって異なるので、日常の空気管理(汚染防止、クリーン化、放射線モニタリング)はその性状を十分に把握したうえで行う必要がある。本報では、主要な研究用原子力施設において、日常の放射線作業中に発生する空気汚染の性状、モニタリング方法、空気汚染防止対策、環境への放射性物質の放出低減対策の考え方と維持管理などについて概説する。
S)に対する活性炭素繊維フィルタの捕集効率の評価法神永 博史; 梶本 与一; 大貫 孝哉; 遠藤 章; 池沢 芳夫
保健物理, 29, p.189 - 194, 1994/00
RI製造施設で製造されている放射性硫黄(
S)の製造廃液を貯留しているタンク内の空気中にSによる比較的高いレベルの汚染が発生し、排気筒から放出された。Sの化学形はガスクロマトグラフ分析の結果、硫化水素(HS)であった。HSガスの放射能濃度は活性炭素繊維フィルタで捕集し、評価しているが、フィルタの捕集効率が未知であった。このためHSガスに対し捕集放射能のフィルタ内での分布に関する仮定とS-
線の自己吸収を仮定し、1枚のフィルタだけで、その後面と前面の計数率の比を指標として捕集効率を評価する方法を開発した。さらに、HSガスの捕集・実測実験によりフィルタの捕集効率を求め、捕集効率評価方法の妥当性について検討した。また、脱着率に関する測定実験結果について報告する。
泉 幸男; 木内 伸幸; 池沢 芳夫
保健物理, 29, p.417 - 422, 1994/00
作業現場において、作業直前に使用する全面マスクによる防護係数の測定システムを確立した。このマンテスト法による測定は、静止時と5種類の模擬動作について、述べ2279回実施した。測定結果の防護係数は、2.3~6700の広範囲に分散し、同係数50以上は95%、1000以上は約64%を示し、大きい数値側に偏重した分布であった。特定の着用者に注目すると、防護係数の大小が各個人に依存しており、その経時変化は不規則で変動幅も大きい。本システムの導入は、不測の内部被ばくを防護できる一方、高い防護係数が期待できる例も多く認められ、過剰防護を防止できると共に適切な余裕度のある呼吸用防護具の着用が可能であり、外部被ばくの低減化も図られることが分った。
池沢 芳夫
クリーンテクノロジー, 3(4), p.41 - 45, 1993/04
原子力施設において発生する空気汚染の性状は、原子炉、核燃料取扱施設、RI取扱施設等施設の種類によって異なるので、日常の空気管理はその性状を十分に把握したうえで行う必要がある。本報では、主要な原子力施設において、日常の放射線作業中に発生する空気汚染の性状、そのモニタリング方法、空気汚染防止対策、環境への放射性物質の放出低減対策の考え方と維持管理の方法などについて概説した。
S species produced during production of H
PO
and effective reduction of S release遠藤 章; 神永 博史; 松井 智明; 大貫 孝哉; 梶本 与一; 池沢 芳夫
Proc. of Asia Congress on Radiation Protection, p.730 - 733, 1993/00
RI製造棟では、医療用
P標識化合物の合成に用いられるP標識リン酸(HPO)が製造されている。HPOは、硫黄を原子炉内で中性子照射し、S(n,p)反応で生成したPを、硫黄から減圧蒸留法で分離した後、各種の化学処理をして製造されるが、この製造プロセスにおいて
S(n,
)反応で生成したSの一部が気体となり、スタックから排出される。本研究では、Sの化学形をガスクロマトグラフ法で分析し、その化学形の生成反応に対する平衡定数の計算から生成量を支配する因子を検討することで、Sの排出を低減するための製造方法を提案した。
重田 幸博; 木村 義隆*; 藪田 肇; 長谷川 圭佑; 池沢 芳夫
Proc. of the Int. Radiation Protection Association,Vol. II, p.1654 - 1657, 1993/00
人工知能(AI)技術を放射線管理に適用することにより、専門家の知識や経験を共有化し、また、放射線防護に関する新たな知見を導入することが容易となる。そこでAI適用の第一ステップとして、放射性物質の輸送に関するエキスパートシステムのプロトタイプを開発した。本システムは、「輸送容器の判定」、「容器区分の適合性診断」、「放射性物質数量限度の判定」の3つのサブシステムから構成されている。本システムの開発により、放射性物質輸送時における解釈、判断業務の合理化と信頼性の向上を図ることができた。
佐藤 信行; 早坂 寿夫; 小林 誠; 仲澤 隆; 横須賀 美幸; 長谷川 圭佑; 池沢 芳夫
Proc. of the Int. Conf. on Radiation Effects and Protection, p.440 - 445, 1992/00
材料試験施設では、PWR等の使用済み燃料の照射後試験がセル内で実施されている。試験を確実に遂行するために、定期的にセル内の各種照射後試験装置及び設備の保守点検作業が行われる。保守点検作業者の被ばくを低減するために、セル内除染作業が、前もって実施される。各セルの汚染レベル、核種組成は、照射後試験及び使用済み燃料の種類により異なるため、線量当量率の分布を把握するとともに表面汚染密度から空気中放射性物質濃度を推定し、これらのデータと作業内容を基に適切な防護方法について事前検討を行い、除染作業者の被ばく低減化を図っている。本発表では、1991年に同施設で行われたセル除染作業時の作業者の被ばく防護について、防護措置、被ばく状況等を報告する。
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。
池沢 芳夫
日本原子力学会誌, 33(5), p.439 - 440, 1991/05
原子力利用が開始されて約30年経過し、すでに施設の老朽化が進み、近い将来には本格的なデコミッショニングの時期が到来するものと予想される。そのためデコミッショニング技術は早急に確立しなければならない重要な課題である。本報は、解体技術、除染技術、廃棄物対策技術などの一連のデコミッショニング技術の中で、放射線管理の現状と課題を述べたものである。
木内 伸幸; 泉 幸男; 池沢 芳夫
保健物理, 26, p.31 - 38, 1991/00
マスクマンテスト法の実際の作業現場への適用に関する問題点として、マスク内エアロゾル濃度のサンプリング方法、測定濃度の補正について検討した。(1)サンプリング用器具として、片路開閉型のマイクロカプラーを採用し、全面マスクに取り付けた。(2)試験エアロゾル(NaClエアロゾル)のマスク面体内部の濃度分布を実測することにより、サンプリング位置を呼吸域であるノーズカップ内から決定した。定量評価の可能性は、もれ位置が、サンプリング位置と同じ側の場合、約85%以上、反対側の場合、約30%以上である。(3)エアロゾル使用に伴い、粒子成長による沈着が予想され、検出器による測定濃度には、補正を必要とする。本実験では、補正係数は、1.5であった。
木内 伸幸; 池沢 芳夫
保健物理, 26, p.123 - 126, 1991/00
セル内除染作業においては、内部被ばく、身体汚染防護のために、作業者は、各種の呼吸用保護具、防護服を着用しており、これらの着用による作業負担は著しいものと予測される。この作業負担を定量的に把握するため、作業者の発汗量に着目し測定した。測定結果から、次のようなことがわかった。(1)作業者の作業負担の度合については、エアラインスーツ着用の場合と全面マスクとビニールアノラック着用の場合、浄気式加圧服着用の場合と全面マスクと不織布着用の場合が、それぞれ等価の関係であった。(2)前回(I)との測定結果の比較から、セル内温度の相達による発汗量の差が顕著であった。(3)作業負担を考慮した防護服の選択、作業環境の改善の必要性を認識した。
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。
池沢 芳夫
空気清浄, 28(3), p.630 - 647, 1990/08
エアフィルタを用いた空気浄化装置の性能は、粒子捕集率、粒子保持容量、圧力損失の3項目が最も重要な要素である。これらの性能は、試験に用いられる粒子の種類や粒度分布によって異なる。したがって、エアフィルタの性能試験は、選定したエアフィルタの除去対象となる粒子の基本特性(物理化学的特性、組成、粒度分布など)に適合した試験粒子を用いて行うことが極めて重要となる。本報では、エアフィルタの性能試験に用いられる粒子の基本特性、各種試験法に用いられる試験粒子の特徴などを述べる。
松井 浩; 池沢 芳夫
フィルムバッジニュース, 0(161), p.7 - 10, 1990/05
ICRP勧告(Publ.26)を取り入れて改訂された新法令が施行されて以来、放射線作業現場では、放射線管理の面で幾つかの変更または強化策が取られてきた。その問題について順を追って記述する。作業場の管理、排出放射性物質の管理、管理区域、作業者の区分、等に係る問題についての現場における対応と問題点を述べる。
池沢 芳夫; 松井 浩; 吉田 芳和*; 横地 明*; 甲野 啓一*; 笠置 徹*; 武田 隼人*; 三上 壮介*
Aerosols: Science,Industry,Health and Environment,Vol. 2, p.786 - 789, 1990/00
核燃料取扱施設において、HEPAフィルタシステム全体の総合捕集性能が設計値を保持していることを現場試験によって確認することは、排気浄化設備の安全性と信頼性を高める上で重要なことである。しかし、HEPAフィルタを2段またはそれ以上に設置した場合の総合捕集性能については、いくつかの評価上検討すべき点が存在している。そのため、これらの点を解決し、わが国における総合捕集効率の評価の精度を向上し、統一を図るためその技術基準を作成したので、その概要を報告する。
松井 浩; 池沢 芳夫; 吉田 芳和*; 横地 明*; 松本 四郎*; 杉田 直紀*; 三上 壮介*
Aerosols: Science,Industry,Health and Environment,Vol. 2, p.720 - 723, 1990/00
核燃料施設の排気系に設置される高性能エアフィルタの総括捕集性能を現場で試験するさいに必要な代表試料サンプリングのためのダクト内空気混合について実験的に検討した。試験エアロゾル投入後のダクト内空気混合距離を、風速、ダクト径との関係で調べ、有効混合距離を求めた。また、混合を助長する要因として、ダクト曲りの効果、オリフィスの効果を調べ、さらに、多点サンプリング及び多孔ノズルのサンプリングの平均濃度評価への影響を調べた。
池沢 芳夫
エアロゾル研究, 5(3), p.212 - 216, 1990/00
原子炉解体では、発生する放射性エアロゾルの吸入による被爆を防止するために、切断作業にともなって発生する放射性物質の空気中への飛散率、飛散粒子の粒度分布、汚染防止囲いからの漏洩率などのパラメータの値を知る必要があり、これらのデータに基づいて、適切な呼吸保護具や汚染防止囲いを選択する必要がある。本報では、エアロゾルに関して、その発生からみた原子炉解体作業の特徴、測定評価法、吸入による被爆評価に必要な、空気中への飛散率、粒度分布などについて、JPDRの解体経験をふまえて述べたものである。
