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報告書

Pu燃料製造施設に於ける中性子エネルギースペクトルの測定及び線量評価に関する検討

大和 愛司*; 小泉 勝三; 宮部 賢次郎*

PNC TN8410 86-008, 80 Pages, 1986/03

PNC-TN8410-86-008.pdf:3.14MB

東海事業所のプルトニウム燃料製造施設においてはPu同位体から放出される中性子に対する被曝管理が重要であり,TLDバッジによる個人被爆線量の測定及びレムカウンターによる作業環境の線量率の測定を行っている。このうち,特にTLDバッジではその感度に特有のエネルギー依存性があるため作業環境のエネルギーを考慮した線量評価が必要である。また,レムカウンターもその感度はICRPのrem曲線に全エネルギー領域において一致しているとは言えないため,中性子のエネルギーに起因する誤差が考えられる。 そこでプルトニウム取扱い施設の作業環境における中性子線量の測定評価の精度向上を目的として, 1)多組減速材付BF3型スペクトロメータによるプルトニウム燃料製造施設の代表的な作業場におけるエネルギースペクトルの測定・解析 2)エネルギースペクトルの測定結果に基づいたTLDバッジ及びレムカウンターによる中性子線量評価の精度についての検討を行った。

報告書

固体飛跡検出器による中性子線量測定法の開発 速中性子個人被曝モニタリングへ利用するための調査及び特性確認試験

大和 愛司*; 小泉 勝三; 宮部 賢次郎*

PNC TN8410 86-012, 57 Pages, 1986/02

PNC-TN8410-86-012.pdf:1.83MB

固体飛跡検出器による中性子被曝線量測定について,特にプルトニウム燃料製造施設における速中性子個人モニタリングへ利用する観点から調査ならびに実験を行った。文献調査の結果では,固体飛跡検出器は中性子エネルギーが500keV$$sim$$2MeVの範囲でエネルギー依存性は約30%と平坦で,潜像退行特性,検出限界などについて優れた性能をもっていることがわかった。 そこで,固体飛跡検出器の化学エッチングおよびエッチピットの自動計数に必要な設備・装置の仕様を検討するとともに,国産の検出器を用いて,その特性試験を行った。その結果,以下の点が明らかとなった。 1)プルトニウムが放出する速中性子について,中性子線量とエッチピット密度の校正定数を明らかにした。 2)潜像退行特性は常温において70日間で全く認められなかった。 3)固体飛跡検出器の方向依存性を明らかにした。 4)感度のばらつきは,速中性子50mrem照射に対し15%であった。 5)速中性子に対する検出限界は,13mremであった。 以上の試験から固体飛跡検出器は,迅中性子個人モニタリング用検出器として充分実用性のあることが確認された。

報告書

個人被曝線量結果通知システム -MAIL- 基本設計および使用手引書

小泉 勝三; 椿谷 美由*; 井爪 昭忠*

PNC TN8410 86-005, 151 Pages, 1986/02

PNC-TN8410-86-005.pdf:8.14MB

本システムは,東海事業所安全対策課線量計測係が行っている,放射性個人被曝線量結果を派遣元に通知する業務の合理化に関するものである。 本システムは,端末よりオンラインで派遣元コード及びその送付状に含まれる対象者の中央登録番号を入力することにより,必要な送付状を自動的に発行するシスムテである。本システムは送付状発送に必要な会社コード,会社名,住所等のデータを管理すると同時に,東海事業所安全対策課のネットワーク・データベースと交信し,前記送付状に記された中央登録番号に対応するカナ氏名を記入することができこる。本システムの開発により従来手書で行って来た一連の作業効率を飛躍的に改善することができた。 本システムで使用している言語は,ネットワークとの交信部を除きすべてFORTRANで記述されており,従来取扱が困難であった日本語の漢字の表記や索引付ファイル構成等最近の技術がとり入れられている。これらの手法により従来のファイルに較べてコンパクトなデータベースを構成することが出来た。 本システムは,M-380R端末の設置されている人形峠事業所(将来,ネットワーク完成後は大洗工学センター)においても利用することができる。

報告書

臨界事故時用個人被曝線量計の特性試験(I) 原子炉による照射と線量当量の評価

小泉 勝三; 宮部 賢次郎*; 野村 幸広*; 宇津 重次*; 中田 啓

PNC TN841 85-07, 73 Pages, 1985/03

PNC-TN841-85-07.pdf:2.65MB

東海事業所において,臨界事故時に個人被曝線量を測定するための臨界線量計と,定常測定に使用しているTLDバッジを日本原子力研究所の原子炉NSRRにおいて照射し,生成した誘導放射能の測定により,中性子フルエンスと,線量当量を算出する方法について検討した。また,TLDバッジ中インジウムの誘導放射能をサーベイメータを用いてスクリーニングする方法について検討した。その結果以下のことが明らかとなった。 1)臨界事故時の個人被曝線量は速中性子の寄与が大きく,32S(n,P)32P反応によって生成する 32Pの測定が重要である。32Sは燃焼による前処理によって自己吸収の少ない試料とすることが出来ること,また測定器としては低バックグランド計数装置が適していることを確認した。 2)現在用いている300mgの硫黄による速中性子の検出限界は約10rem,金による熱中性子の検出限界は2.9$$times$$10-4rem,金による中速中性子の検出限界は1.6$$times$$10-2rem,であった。速中性子の検出限界を3remにするためには約1gの硫黄が必要である。 3)TLDバッジ中インジウムの誘導放射能から中性子被曝者をスクリーニングする際,インジウムの放射能と線量当量を直接結びつける方法は,中性子スペクトルの違いによる評価誤差が大きい。従ってスクリーニングは中性子被曝の有無に止めることが望ましい。

報告書

安全管理部中長期計画 報告書

木下 睦*; 中田 啓; 大和 愛司*; 小泉 勝三; 江花 稔*; 田辺 裕*; 野田 喜美尾*; 石黒 秀治*

PNC TN802 85-03, 141 Pages, 1985/02

PNC-TN802-85-03.pdf:3.99MB

吉田登理事長は昭和59年度業務実施方針として,各界との協力・信頼関係を築きあげること,組織の活性化を図ること,広角的視野を涵養すること,の三目標をかかげられた。この目標を具体化し事業団の方向性を示すため,中長期計画を作成するよう指示されたところである。東海事業所安全管理部では,この機会をとらえ,安全管理部門をとりまく現状の問題点を洗い出し,解決するための方法について検討を行うことにした。このため安全管理部中長期計画作成準備委員会を59年9月に組織し,さらに重点施設の詳細についてはワーキンググループでの検討に基づき本計画書を作成した。安全管理部のかかえる様々な問題を広い角度から検討を加えることを意図して,委員会メンバーは中堅職員を中心として任命した。本計画書の内容は「現状認識と問題点」「問題解決のための目標設定と施策」「重点施設の概要」「重点施設実施に当たっての新組織提言」より構成されており,ほぼこの順序に従って委員会の審議も進められた。審議に当たっては,昭和55年に作成した「安全管理部業務改善計画策定結果報告書」や原子力委員会の「原子力開発利用長期計画」等を参考とした。本資料が今後の業務を遂行するなか,予算や人員計画の策定,組織の改善さらには中堅職員の教材としても大いに活用されることを期待する。また,本計画は今後とも定期的に見直しを行う必要があるとともに計画の進捗度を常に点検し確認することが勘要である。

報告書

プルトニウム粒子検出用アルファ線イメージング装置

関 昭雄; 小泉 勝三

PNC TN841 84-12, 38 Pages, 1984/02

PNC-TN841-84-12.pdf:2.73MB

昭和53年から昭和56年にかけて,名古屋大学工学部原子核工学教室,放射線安全工学研究室に▲「施設内空気中放射性エアロゾルの挙動についての研究」を委託した。この委託研究の成果の1つとして,$$alpha$$放射性粒子を画像として識別する$$alpha$$線イメージング装置が開発された。▲本報告は,この$$alpha$$線イメージング装置を実用化に向けて改良し,そのカメラの基本特性について調べ,装置の取扱い者が装置の原理,特性を理解し,得られた画像を正しく評価し,日常の放射線管理に有効に活用できるようにまとめたものである。

報告書

オートラジオグラフ法によるプルトニウムの粒度分布測定および性状把握

関 昭雄; 小泉 勝三

PNC TN841 82-04, 39 Pages, 1982/01

PNC-TN841-82-04.pdf:3.71MB

放射性エーロゾルの吸入摂取に伴なう内部被曝線量を算定するためには、エーロゾルの粒子径と化学形の情報が必要である。そこで、プルトニウム施設において、一旦ろ紙に捕集したプルトニウムを試料として、オートラジオグラフ法を用いてプルトニウムエーロゾルの粒子径を測定した。また、エーロゾルの化学形の違いが、オートラジオグラフから推定可能か検討した。その結果、空気サンプリングろ紙上に捕集した酸化プルトニウムの粒子径(MMAD)は1.6$$sim$$6$$mu$$m、幾可標準偏差は1.3$$sim$$1.8を得た。また、ZnS(Ag)オートラジオグラフから、硝酸プルトニウムと、酸化プルトニウムの違いを推定できることがわかった。

論文

ICRP Publication 30に基づく$$^{239}$$Puによる預託線量当量の計算

小泉 勝三; 石黒 秀治; 福田 整司

保健物理, 16(1), p.51 - 59, 1981/00

None

報告書

内部被曝線量評価法調査報告書

石黒 秀治*; 小泉 勝三; 宮部 賢次郎*; 金盛 正至*; 堀 和昭*; 篠原 邦彦*; 斉藤 節子*

PNC TN843 80-22, 143 Pages, 1980/11

PNC-TN843-80-22.pdf:5.26MB

従来の内部被爆線量評価法はICRP,Pub2とPubl0に基づいて行われてきたが,最近,ICRPから新しい勧告内容をもりこんだPub26とPub30が発行された。この検討会では各課における現在の内部被曝管理の現状,従来及び新しく勧告されたICRP報告書を中心とした線量評価法の概要,並びに計算例,さらに適用する際に問題となる点についてまとめた。

報告書

ホールボディカウンタの臓器ファントムによる校正(II)8"$$Phi$$$$times$$4"NaI(Tl)検出器の校正

石黒 秀治*; 小泉 勝三; 高塩 一教*

PNC TN841 80-11, 36 Pages, 1980/03

PNC-TN841-80-11.pdf:0.98MB

動燃東海事業所の放射線保健室に昭和54年2月に設置したホールボディカウンタを校正した。検出器は8"直径x4"厚さのNal(TI)2台である。校正に使用した核種はSUP40/K,SUP60/Co,SUP137/Csで,ガンマ線エネルギー範囲で約0.66MeV$$sim$$1.46MeVである。ファントムには,人体と等価な呼吸係数を持つ"ランドファントム"と9つの部分からなる全身箱型ファントムを使用した。SUP40/Kについては全身,SUP60/Coについては肺,SUP137/Csについては全身と肺についてそれぞれ校正した。校正結果は1970年にIAEAが提案した様式に従ってまとめた。校正結果から算出した検出限界は,従来用いてきた5"直径x4"厚さのNal(TI)検出器に比べ,SUP137/Cs(全身)について,1.4倍向上した。

報告書

NaI/CsI検出器による肺モニタの校正 人体等価ファントムによる校正と、Pu同位体組成比、胸部軟組織厚さ、および241Amの影響

加藤 仁三*; 小泉 勝三; 高塩 一教*; 石黒 秀治*

PNC TN841 79-52, 66 Pages, 1979/11

PNC-TN841-79-52.pdf:2.13MB

肺に吸入摂取したPuおよびSUP241/Amを体外から計測するため,NaI/CaI二重結晶を検出器に持つ肺モニタを校正した。校正用線源にはSUP241/Amを分離したPuとSUP241/Am線源を用い,ファントムには"ランド"を使用した。ファントム実験から得た結果をヒトに適用する際に問題となるPu同位体組成比,胸部軟組織厚さ,およびSUP241/Amの影響について検討した。Puの同位体組成比に対する補正方法としてX/アルファー比を用いる方法を提案した。実用的に使用されているPuについてX/アルファー比を計算した結果,SUP239/Puが97%のものと48%のものではX/アルファー比は約2倍異なる。胸部軟組織厚さは,断層超音波装置を用いて成人男子60名について実測した。Puの17KeVエネルギー領域のLX線を用いて解析する場合,胸部軟組織厚さの影響は大きい。極端にやせたヒトと極端に太ったヒトとでは肺中に同じ放射能のPuがあっても,肺モニタの計数率は約4倍変化する。SUP241/Amが存在する時には,まずSUP241/Amを60KeVから定量し,別に求めたPu/SUP241/Am比を用いて間接的にPuを定量する方法が現実的である。ヒトを測定した時の実際の検出限界を検討した結果,原子炉級のPu(SUP239/Puが78%)について,50分計測で7nCiの値を得た。SUP241/Amの60KeVに対する検出限界は,50分計測で0.3/SUB3/nCiの値を得た。

報告書

ホールボディカウンタの臓器ファントムによる校正

斉藤 節子*; 小泉 勝三; 大高 正*; 高塩 一教*; 石黒 秀治*

PNC TN841 79-13, 69 Pages, 1979/02

PNC-TN841-79-13.pdf:1.5MB

動燃東海事業所の放射線保健室鉄室内に設置されているホールボディカウンタを校正した。検出器は5″$$phi$$$$times$$4″のNal(Tl)である。校正に使用した核種はK-40,Co-60,Ru-106,I-131,Cs-137,およびCe-144で,$$gamma$$線エネルギー範囲で約0.14MeV$$sim$$1.5MeVである。ファントムには,人体と等価な吸収係数を持つ"ランドファントム"と,模擬臓器を有するプラスチック製の"レムカルファントム"および,9つの部分からなる全身箱型ファントムを使用した。K-40については全身,Co-60については肺と全身,Ru-106については肝臓と腎臓と全身,I-131については甲状腺,Cs-137については全身と肺の各核種と臓器についてそれぞれ校正した。校正結果は1970年にIAEAが提案した様式に従ってまとめた。校正結果から算出した検出限界は,上に述べた核種について,ICRPの最大許容身体負荷量の千分の1から2万分の1で,体内放射能を測定する検出器として充分な性能を有することを確認した。

論文

螢光増感オートラジオグラフィによる$$alpha$$放射性塵埃の粒子径測定

小泉 勝三; 大高 正; 斉藤 節子

保健物理, 14(3), p.163 - 170, 1979/00

None

報告書

ZnS(Ag)増感オートラジオグラフ法によるアルファ放射性粒子の粒子径測定

斉藤 節子*; 小泉 勝三; 大高 正*

PNC TN841 78-47, 31 Pages, 1978/07

PNC-TN841-78-47.pdf:1.38MB

$$alpha$$放射性粉塵の粒子径測定法として,ZnS(Ag)増感オートラジオグラフ法を取り上げ,この方法を日常の放射線管理に,より使い良いものとするため,曝射用カメラの製作と蛍光膜の特性試験を行なった。その結果,遮光構造を持つ曝射用カメラを使用することによって,全く暗室を必要としないで,オートラジオグラフを得ることが出来るようになった。また,オートラジオグラフに用いる蛍光膜としては,蛍光体に添加する樹脂成分は10w/o前後のものが,また,蛍光体の塗布厚さは10mg/cm2前後のものが実用性の点で良いことがわかった。さらに,蛍光体の平均粒子径が20$$mu$$m,樹脂添加率が7.4w/o,塗布厚さが13.2mg/cm2の蛍光膜について,$$alpha$$線の曝射量とオートラジオグラフのスポット径の関係を校正した結果,$$alpha$$崩壊数が100(disintegrations)の時に得られるオートラジオグラフのスポット径は0.42mmで,従来用いられて来た蛍光膜より高い感度を持つことがわかった。

報告書

TLDリーダーの感度変化についての考察

福田 整司*; 斉藤 節子*; 野田 喜美雄; 小泉 勝三

PNC TN843 77-07, 19 Pages, 1977/08

PNC-TN843-77-07.pdf:0.9MB

個人被曝線量測定の精度に影響を及ぼす要因のうちリーダーの感度変化について調査をし、リーダーの校正方法について考察を行った。

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