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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。
富岡 哲史; 佐々木 一樹; 嘉藤 達樹; 平戸 未彩紀; 山下 大智; 今橋 淳史; 吉田 忠義
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空気汚染モニタリングでは、空気中に浮遊する放射性物質と共に塵埃を空気ろ紙上に採取する。ろ紙上に付着する物質や量によっては放射線が付着物により遮蔽され、正確な放射能測定ができなくなり、評価精度が低下する。そのため実際のろ紙付着物の状態(ろ紙への付着状態・付着する物質・付着している核種・ろ紙への潜り込み等)を考慮した影響を評価し、現場の放射線管理へ反映させることが重要である。そこで本研究ではろ紙付着物に関する調査(ろ紙付着物量や粒径等の調査)を行った。ろ紙付着物量に関する調査では、原子力機構核燃料サイクル研究所(核サ研)の屋内外の複数地点及び東京電力福島第一原子力発電所(1F)構内において採取している空気ろ紙試料の付着物量調査を行った。その結果、核サ研(屋外)で平均値0.49mg/cm
(片側95%上限値2.05mg/cm)、1F構内(屋外)で0.62mg/cmであり、両者のろ紙付着物量が近い値であることが確認できた。また、走査型電子顕微鏡によりろ紙付着物の粒径及び元素解析の調査を行った。その結果、ろ紙表面全体に粒径が2マイクロメートルから10マイクロメートル程度の粒子が付着していること及び土壌や建屋構造物に含まれるOやSi、Fe等の元素が存在することが確認できた。
嘉藤 達樹; 富岡 哲史; 佐々木 一樹; 平戸 未彩紀; 山下 大智; 今橋 淳史; 吉田 忠義
no journal, ,
『(2)ホット試験による計算モデルの検証』においては、平板線源上にろ紙付着物を配置し、付着物量の増加に伴う放射線の検出率の評価を行った。しかし、実際には放射性物質を含んだろ紙付着物がろ紙表面に堆積している状態であると考えられる。そのため、それらを模擬した計算体系を組み、ろ紙付着物の量を変化させ、核種(Am)と核種(
Sr/Y, Cs)の検出率の変化を確認した。核種においてはろ紙付着物量の変化に伴う検出率の減少は見られなかったが、核種においては検出率の減少が確認された。また、福島第一原子力発電所(1F)に存在していると考えられる核種のうち、東海再処理施設における受け入れ時の使用済み燃料のORIGEN計算を参考にし、核種存在比が比較的高い核種から選定して計算を行った。その結果、エネルギーが低い線核種においては、付着物量の増加による検出率の減少が確認された。本研究から、線(Sr/Y, Cs)においては、1Fにおけるろ紙付着物量及び屋外でのろ紙付着物量片側95%上限値の範囲では、ろ紙付着物の影響を考慮する必要がないことが確認できた。低エネルギー線核種においては、付着物量の増加により検出率が減少するが、1Fでは高エネルギー線核種と同伴していると考えられるため、放射線管理上の問題はない。線(Am)においては、1Fにおいて得られたろ紙付着物量における検出率は約80%、屋外でのろ紙付着物量片側95%上限値の範囲では、検出率が約50%まで減少することが確認できた。後者の場合、使用する測定器の検出下限値が2倍となるが、測定器の検出下限値がAmの空気中濃度限度の100分の1を超えることはない。線の汚染が発生する場所では基本的に全面マスク等の着用が必要となるため、作業計画策定時におけるマスク選定の際には防護係数を踏まえた上で、裕度をもって選択することを推奨する。
中川 貴博; 高田 千恵; 金井 克太; 村山 卓; 宮内 英明; 鈴木 武彦; 佐藤 義高; 永崎 博子; 今橋 淳史; 磯崎 航平; et al.
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福島県からの委託により、平成23年7月11日からホールボディーカウンタによる福島県住民の内部被ばく測定を実施している。評価対象核種は、
Cs及びCsである。測定対象年齢は4歳以上とし、4歳未満の場合は、事故時に避難行動が同じであった家族等を測定した。平成23年7月11日平成24年1月31日の期間(フェーズ1)は、最初に放射性物質の放出があった平成23年3月12日に吸入摂取をしたと仮定し、預託実効線量を評価した。フェーズ1における測定者数は9,927人で、線量は最大で3mSvであった。成人のCsとCsの全身残留量の相関関係には、強い相関が見られ、この分布の平均的な比は1.31であった。この比は、環境中への放出量と半減期から推定される値とよく一致した。なお、
Iが検出された例はなかった。なお、平成24年2月1日から実施している日常的な摂取での線量評価(フェーズ2)の実績については、発表当日に報告する。
線3mm線量当量の測定方法と水晶体の防護策の検討,1; サーベイメータによる測定滝本 美咲; 山崎 巧; 今橋 淳史; 星 勝也; 川崎 位; 吉田 忠義; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 岡田 和彦; 石川 久
no journal, ,
原子力機構核燃料サイクル工学研究所では、セル内での機器点検・補修作業などにおいて線による被ばくがある。これまでの経験から、この被ばく線量レベルは、(1)体幹部の70m線量当量で数mSv程度であり、眼の水晶体の等価線量限度に比べて十分に小さいこと、(2)こうした作業では内部被ばく防止のための顔全体を覆う呼吸保護具(全面マスク)によって眼が防護される。このため、水晶体の等価線量は、胸部(又は頚部)に取り付けた個人線量計の指示値をもとに、マスクによる遮へい効果等を考慮することなく評価されてきた。しかしながら、この方法は、線量を過大に記録することになり、線量限度に近づくような高線量の被ばくが想定される状況下では適切とは言えない。そこで、Sr-Y線による高線量被ばくの想定のもと、水晶体の等価線量に対応する3mm線量当量の適切な測定方法について検討するともに、呼吸保護具の線遮へい効果を実験的に検証する。
今橋 淳史; 中村 圭佑; 渡邊 裕貴; 並木 篤; 高橋 芳晴*; 衣川 信之*
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近年、様々な分野にてウェアラブル端末を用いた無線通信方式の機器開発及びその実用化が活発となっている。これを放射線作業管理に応用することで、リアルタイムの線量情報や作業場所に関する情報の取得が可能となり、より安全で効率的な放射線作業管理が期待される。そこで本研究では、再処理施設におけるセル内放射線作業の作業管理の高度化を目的として、無線通信機能を有する線量計及びメガネ型表示端末を組み合わせた放射線作業管理システムの現場適用性評価を行った。
線空気モニタの高経年化に係る取り組み今橋 淳史; 佐川 直貴; 金澤 信之*; 田村 敏寛*; 細見 健二; 高嶋 秀樹
no journal, ,
日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所内の核燃料物質等取扱施設では、線空気モニタを用いて作業環境におけるプルトニウム等の線放出核種の空気中濃度を常時監視している。当研究所内に設置している線空気モニタは、常時監視している空気中濃度に異常があった際は、作業者を退避させるための警報を発報する機能を備えているが、30年以上運用されていることから、測定部の半導体検出器の劣化や前置増幅器の作動不良が原因と推定される誤計数による警報誤吹鳴事象が年々増加する傾向にあった。線空気モニタの高経年化対策として、測定部を耐久性の高いイオン注入型半導体検出器へ部品交換し、前置増幅器については耐ノイズ性の高い回路基盤を製作して部品交換を進めた結果、誤計数による警報誤吹鳴事象の発生は減少し、設備の信頼性を確保することができている。本発表では、これら高経年化に係る取り組み内容について報告する。
佐々木 一樹; 富岡 哲史; 嘉藤 達樹; 平戸 未彩紀; 山下 大智; 今橋 淳史; 吉田 忠義
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ろ紙付着物による放射能測定評価に及ぼす影響を評価するために、PHITS(Ver.3.26)を用いて、直径48mm、厚さ0.41mmのセルロース製ろ紙、ろ紙上の付着物、及びろ紙と同一径の検出器(線はZnS(Ag)シンチレータ、線はプラスチックシンチレータ)からなる計算体系をモデリングした。この計算体系において、線放出核種(Am)及び線放出核種(Sr、Cs)をろ紙中に一様分布させ線源とした。一様な二酸化ケイ素(SiO
)3.0mg/cm
又は水(HO)1.0mg/cmからなる付着物の厚さを変化させた際の検出器有感層中でのエネルギーデポジット10keV以上の反応数を計数率に見立て、付着物有り無しでの比をとることで検出率とした。モデリングした計算体系を検証するための実証試験として、ろ紙付着物が載っている模擬汚染試料の放射能測定を行った。模擬汚染試料はAm、Sr/Y、及びCsのRI溶液をそれぞれ均一に浸透させたろ紙を使用した。ろ紙付着物である一様な二酸化ケイ素又は水については、それぞれの構成する原子の組成が近いシートで代用し、模擬汚染試料の上に設置した。付着物量の変化はシート枚数を変化させることで模擬した。この実証試験による結果は、線放出核種については、付着物量及び付着物の種類にかかわらず、PHITSによる検出率の計算結果とよく一致していることを確認した。一方、線放出核種(Am)についてであるが、先行研究で実施したろ紙付着物(粉体及び水)を模擬汚染試料に載せたものを測定した結果を、今回モデリングした一様な付着物体系での検出率と比較したところ、Amについてはろ紙付着物が一様に載らず隙間を有していることから、ほとんど一致しなかった。そこで、粒径が30mの粉体が均一に並んだ計算体系をモデリングして検出率を計算した結果、先行研究の実証試験結果とおおむね一致することを確認した。