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口頭

福島県住民を対象としたホールボディカウンタ測定

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.

no journal, , 

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、$$^{134}$$Cs及び$$^{137}$$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$$sim$$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$$^{134}$$Csと$$^{137}$$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、$$^{131}$$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。

口頭

$$beta$$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$$beta$$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70$$mu$$m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、$$^{90}$$Sr-$$^{90}$$Y$$beta$$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$$beta$$線遮へい効果を実験的に検証する。

口頭

東海再処理施設におけるウェアラブル端末を用いた作業管理システムの適用性評価

今橋 淳史; 中村 圭佑; 渡邊 裕貴; 並木 篤; 高橋 芳晴*; 衣川 信之*

no journal, , 

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。

口頭

排気モニタ検出器の計数率特性試験

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。$$beta$$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$$gamma$$線照射装置による$$^{137}$$Cs標準線源の$$gamma$$線照射(数$$mu$$Sv/hから149mSv/h)を用いて行った。$$alpha$$線用検出器への外部照射は、$$^{241}$$Am標準線源(公称放射能3MBq: 有効寸法9.6mm$$times$$9.6mm)を用い、マイラ膜(厚み: 4$$mu$$m)及びラミネートシートを用いた直径約1$$sim$$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。

口頭

$$alpha$$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、$$alpha$$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$$alpha$$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$$alpha$$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。$$alpha$$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。

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