Development of guidelines on radiation protection for the lens of the eye in Japan

横山 須美*; 岩井 敏*; 辻村 憲雄; 橋本 周; 吉富 寛; 加藤 昌弘*; 黒澤 忠弘*; 立崎 英夫*; 関口 寛*; 小口 靖弘*; et al.

Proceedings of 15th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-15) (Internet), 8 Pages, 2022/00

https://irpa.net/irpa15/T3.1-O0124.pdf

In Japan, new regulations that revise the eye lens dose limit, operational quantities, and measurement positions for the dose of the lens will be enforced from April 2021. Based on the International and national guidelines, the results of the Radiation Safety Research Promotion Fund of Nuclear Regulatory Authority (NRA), and other studies, the Working Group of Radiation Protection Standardization Committee, the Japan Health Physics Society (JHPS), developed the guideline on the radiation monitoring for the lens of the eye. In July 2020, the guideline was published by the JHPS. The guideline consists of five parts: a main text, explanations, references, three attachments, and twenty-six questions. In the questions, the corresponding answers were prepared, and specific examples were given so that similar issues could be dealt with. In the working group, in particular, time was spent discussing judgment of the criteria of non-uniform exposure and the management criteria set to not exceed the dose limit to the lens. With the development of the guidelines on the radiation monitoring of the lens of the eye, the radiation managers and workers will be able to smoothly comply with revised regulations and optimize radiation protection.

Recent progress on tritium technology research and development for a fusion reactor in Japan Atomic Energy Agency

林 巧; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 山田 正行; 鈴木 卓美; 倉田 理江; 小柳津 誠; 枝尾 祐希; et al.

Fusion Science and Technology, 67(2), p.365 - 370, 2015/03

https://doi.org/10.13182/FST14-T31

Tritium Process Laboratory (TPL) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) was constructed in1985, and started in 1988, in order to develop key technologies for fusion fuel cycle, and also to demonstrate safety handling technologies. TPL has a license, which can handle 9.25 PBq of tritium per day and store 22.2 PBq of total tritium. DEMO Design and R&D building was also newly constructed at Rokkasho-Aomori establishment of JAEA in 2011. This R&D building has a license, which can handle 3.7 TBq of tritium per day and store 7.4 TBq of total tritium, and also can handle other major neutron induced radioactive isotopes. Recently, our activities have been focused as follows; (1) Detritiation system R&D as an ITER task, specially for wet scrubber column development as a pilot scale; (2) Tritium tasks of DEMO R&D in the IFERC project of BA activities, such as (a) tritium accountancy, (b) tritium interactions with various materials, which will be used for DEMO, and (c) tritium durability; (3) Recovery works from the 2011 earthquake and tsunami in Tohoku Japan: This paper summarizes the above recent progress of tritium technology R&D for fusion reactor in JAEA and summarized also the lessons of learned through the recovery & maintenance work after the earthquake.

Overview of R&D activities on tritium processing and handling technology in JAEA

山西 敏彦; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 小柳津 誠; 山田 正行; 鈴木 卓美; 林 巧

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.890 - 895, 2012/08

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2012.02.043

原子力機構では、トリチウムプロセス研究棟(TPL)において、トリチウム処理及び取り扱い技術の研究開発を行っている。主たる研究課題は、ブランケットシステムにおける増殖トリチウム処理技術開発,トリチウム格納系における挙動,トリチウム除去・除染である。核融合原型炉を目指したトリチウム処理及び取り扱い技術についても、BAプログラムの下、原子力機構と日本の大学で共同で、研究開発を行っている。具体的には、トリチウム分析技術,トリチウム安全にかかわる基礎研究,材料のトリチウム耐久性である。固体電解セルに関して、ブランケットシステムのトリチウム処理方法として開発を行った。トリチウムの純鉄を介した水への透過挙動を研究した。高濃度トリチウム水の挙動については、腐食に安定な酸化膜の形成が、トリチウム水の存在で阻害されることが認められた。トリチウム水処理に用いられる化学交換塔の電解セルについて、トリチウム耐久性試験を行った。

Development of a unified cross-section set ADJ2010 based on adjustment technique for fast reactor core design

杉野 和輝; 石川 眞; 横山 賢治; 長家 康展; 千葉 豪; 羽様 平; 久語 輝彦; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*; 神 智之*

Journal of the Korean Physical Society, 59(2), p.1357 - 1360, 2011/08

https://doi.org/10.3938/jkps.59.1357

高速炉核設計における核特性予測精度向上のために、国内では統合炉定数が開発されてきた。統合炉定数は広範囲に渡る積分実験情報を微分核データと結びつけるものであり、ベイズの定理に基づく断面積調整手法に基づいて作成される。現在、新しい炉定数ADJ2010が開発中である。本論文では、ADJ2010作成に向けてJENDL-4.0に基づく炉定数調整の結果を報告する。また、実用高速炉の核特性予測精度の評価にも言及する。ADJ2010は間もなく公開されるが、次世代高速炉の核設計に有効活用されることが期待される。

超ウラン元素仕様高温音速弾性率測定装置及び円筒形試料成型機の製作及び性能試験

芹澤 弘幸; 菊地 啓修; 岩井 孝; 荒井 康夫; 黒澤 誠; 三村 英明; 阿部 治郎

JAERI-Tech 2005-039, 23 Pages, 2005/07

JAERI-Tech-2005-039.pdf:2.89MB

プルトニウム等超ウラン元素を含むセラミックス燃料及び合金燃料の高温における機械的性質に関する研究を実施するため、高温音速弾性率測定装置及び円筒形試料成型機並びに高温音速弾性率測定装置格納用グローブボックス(711-DGB)を製作した。セラミックス試料の加工を前提とした円筒形試料成型機は、大洗研究所燃料研究棟101号室既設のグローブボックス(142-D)内に設置した。高温音速弾性率測定装置は、超音波センサ,加熱装置,循環式冷却装置,空冷用エアーコンプレッサ,真空排気系及びガス供給系並びに制御用コンピュータから構成され、超音波のパルサ/レシーバー及びアンプは、制御用コンピューターに内蔵されている。グローブボックス内に敷設するため市販品を改造し、超ウラン元素化合物の使用を前提として、試料の小型化を検討するとともに安全機構を付加した。高温音速弾性率測定装置の最高使用温度は、1500Cである。装置本体及びグローブボックスは、それぞれ装置の性能及び安全性試験を実施した。

BN-600ハイブリッド炉心の核設計精度評価結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 羽様 平; 岩井 武彦*; 石川 真

JNC TN9400 2003-074, 401 Pages, 2003/08

JNC-TN9400-2003-074.pdf:48.95MB

ロシア余剰核兵器解体プルトニウム処分協力の一環で実施したBFS-62体系の臨界実験解析結果を反映し、BN-600ハイブリッド炉心の核設計精度をサイクル機構の高速炉核特性解析システムを用いて評価した。 BN-600ハイブリッド炉心は、ロシアの高速炉発電所BN-600のU02燃料領域の一部をMOX燃料に、また外周のブランケット部をステンレス鋼反射体にそれぞれ置換して構成する。この炉心変更を模擬した一連の臨界実験体系(BFS-62-14体系)及び他の高速炉体系の実験解析結果をもとに、ベイズの定理に基づく炉定数調整法及びバイアス法を適用して上記炉心の核設計精度を評価した。評価した核特性は、臨界性、核分裂反応率分布、Naボイ度反応度、制御棒価値、燃焼欠損反応度等である。炉定数調整法の適用により、実験データを一切反映しない基本炉定数による場合に比べて、どの核特性についても核設計精度(予測誤差)を概ね半分以下に低減できることを確認した。精度の改善には鉄の弾性散乱断面積の共分散の低減が支配的な役割を果たしたが、これは比較的大きな出力密度を有しU235を主要な核分裂性物質とする燃料部をステンレス鋼反射体によって取り囲むBN-600ハイブリッド炉心の特徴に起因するものである。この他、BFSとZPPR等他の高速炉体系の実験解析結果が整合性を特つこと、及び核設計精度の改善にBFS-62体系の情報が有意に寄与したことを確認した。また、バイアス法は、BFS-62体系をモックアップ体系としてBN・600ハイブリッド炉心に適用する場合には、炉定数調整法に比べて精度改善効果が劣り、実験誤差が大きいもしくは感度係数の相違が大きな核特性についてはほとんど精度を改善できないことがわかった。

ZPPR-9炉心ベンチマーク問題の整備

岩井 武彦*; 杉野 和輝; 石川 眞

PNC TN9410 98-079, 54 Pages, 1998/07

PNC-TN9410-98-079.pdf:1.37MB

大洗工学センター炉心技術開発室では、FBR炉心の核設計精度を向上させるために核設計基本データベースを整備している。他方、シグマ委員会「リアクタ積分テストW/G」の活動の一環として、核データのベンチマーク問題の整備が行われており、軽水臨界実験装置(TCA)、定常臨界実験装置(STACY)、小型高速炉臨界実験装置(FCA)と共に、核設計基本データベースの利用拡大の観点から、このデータベースの主要であり、JUPITER実験の中で最も炉心形状が単純であるJUPITER-IシリーズのZPPR-9炉心を、簡易ベンチマーク問題として整備した。整備した核特性は、臨界性、反応率(反応率比と反応率分布)、制御棒価値、Naボイド反応度、ドップラー反応度である。また、詳細解析のための補正係数を用意したので、ベンチマーク問題の利用者は基準計算を行うのみで、実検値と直接比較できる解析結果を得ることができ、ベンチマーク問題の幅広い利用が期待できる。ただし、補正係数算出の前提として、メッシュサイズやエネルギー群数、断面積定義などを統一する必要があるので、異なったモデルを用いる利用者は、詳細解析モデルを用いて補正係数の変更を行わなければならない。

核設計基本データベースの整備,VII; JUPITER実験解析の高度化

杉野 和輝; 横山 賢治; 石川 眞; 佐藤 若英*; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*

PNC TN9410 97-098, 247 Pages, 1997/11

PNC-TN9410-97-098.pdf:7.05MB

JUPITERは動燃事業団と米国エネルギー省(DOE)との共同研究として、アルゴンヌ国立研究所(ANL-W)の大型高速炉臨界実験装置ZPPR(Zero Power Physics Reactor)を用いて、1978年から1988年にかけて実施された大型高速炉臨界実験であり、本報告書は、JUPITER実験解析の高度化についてまとめたものである。高度化として、具体的に最新の断面積ライブラリの使用と、メカニズムの取り扱いがより詳細なあるいはより計算モデルの近似の少ない解析手法の採用を図った。最新の断面積ライブラリを使用した結果、ほとんど全ての核特性に対して、C/E値が1.0に近づき、炉心体系間の偏差の減少が見られ、最新断面積ライブラリの有効性が示された。また、解析手法の高度化により、更にC/E値を1.0に近づけることができ、誤差要因が究明され、精度向上を図ることができた。今回の解析評価により得られた各核特性に関する知見は次の通りである。(1)臨界性:(本文参照)(2)ドップラー反応度:(本文参照)(3)反応率分布:(本文参照)(4)反応率比:(本文参照)(5)Naボイド反応度:(本文参照)(6)制御棒価値:(本文参照)(7)High Pu-240ゾーン置換反応度:(本文参照)(8)炉定数調整を行うことにより、ほとんどの核特性のC/E値は1.0に近づいた。このことより、JUPITER実験の異なる炉心間、及び、JUPITERとJUPITER以外の実験体系間の、断面積の不確かさに起因する誤差原因の整合性が確認されたと言える。以下の結果より、JUPITER実験解析データは実証炉設計用の統合炉定数作成のための基本積分データとして非常に有効なものであると判断される。更に、現状の核特性解析システムの精度を向上させる手段として、ブランケット領域における中性子束分布の解析手法の高度化が非常に有効であると考えられる。特に径非均質炉心に対して、効果が大きいと考えられる。

環境データ図形表示システムDIAMOND説明書(Rev.1)

岩井 誠; 岡村 泰治*; 浅野 智宏

PNC TN8430 86-021, 117 Pages, 1986/05

PNC-TN8430-86-021.pdf:2.11MB

環境データ図形表示システムDIAMONDは,環境監視テレメータ・システムにより収集している気象情報及び放出源報をもとに,各施設から放出される放射性物質の大気拡散等の計算結果ならびに,連続監視データを視覚化し,周辺環境への放射線(能)の分布状況を容易にかつ迅速に把握することを目的として開発したシステムである。▲本システムは,昭和54年度に開発され運用を行っているが,環境データ処理装置(IBM4331システム)を昭和58年度に,環境監視テレメータ・システムを昭和60年度に更新したことに伴い,操作方法等が一部変更になったことから,当該変更箇所を中心として改訂を行ったものである。

再処理施設周辺環境放射線監視年報 1985年(1月12月)

岩井 誠; 石田 順一郎; 岡 努*; 浅野 智宏

PNC TN8440 86-001, 149 Pages, 1986/02

PNC-TN8440-86-001.pdf:5.26MB

本報告書は,東海再処理施設の周辺地域において,1985年1月から12月までの期間に,動燃事業団東海事業所において実施した環境放射線モニタリングの結果をまとめたものである。 再処理施設周辺における環境モニタリングは,「動力炉・核燃料開発事業団東海事業所再処理施設保安規定,第5編環境監視」に従い実施されている。本報告書では,保安規定に定められた環境放射能及び放射線の監視項目について,その測定結果等を掲載した。また,放出記録に基づく周辺公衆の被ばく線量の算定結果についても合わせて収録した。