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報告書

テロを想定した訓練の実施報告書

齋藤 亨; 福本 雅弘; 野田 喜美雄

JNC TN8440 2002-001, 16 Pages, 2001/12

JNC-TN8440-2002-001.pdf:0.62MB

2011年9月11日の米国同時多発テロは、我々に極めて大きな衝撃を与えた。核燃料サイクル開発機構東海事業所においても、テロ対応体制の現状と課題を把握し、もってテロ対応の充実を図ることを目的に、2回のテロ対応訓練を実施した。第1回は放火対応訓練、第2回は傷害対応訓練を行った。対テロ訓練の結果、認識された課題と今後の対応は以下のとおり。(1)危機意識の保持: テロはいつ、どのような形で発生するのかわからないという危機意識を自覚するために、テロ対策について教育・訓練を実施する。(2)テロ対応体制の構築: 警備体制強化を図るために、従業員の中から追跡班、警備班等を組織し、不測の事態に備える体制を構築する。(3)テロ対応装備の整備: 警察が来るまでの対応を強化するために、警備員にカラーボール、警棒、さすまた、盾、防刃チョッキ等の装備を配備する。(4)マニュアルの整備、徹底: 一般従業員の対応をより実効あるものにするために、一般従業員向けのテロ対応マニュアルを作成し、訓練を実施する。

報告書

屋外器材ピット(Bピット)内廃棄物取出し作業に係わる放射線管理について

伊東 康久; 野田 喜美雄; 菊地 正行; 石川 久

JNC TN8410 2001-018, 67 Pages, 2001/04

JNC-TN8410-2001-018.pdf:2.96MB

プルトニウム燃料工場屋外器材ピット(Bピット)(以下「Bピット」という。)の廃棄物取出し作業は、平成9年9月、安全総点検において確認事項として摘出し、一般作業計画により平成10年6月8日から開始された。平成10年6月25日、廃棄物整理作業中、廃棄物中に放射能汚染物を発見し、さらに、作業者3名の作業衣及び靴底等にも汚染が検出された。作業者の身体サーベイ、鼻スミヤの結果、また、肺モニタ及び精密型全身カウンタでの測定の結果、皮膚汚染はなく内部被ばくもなかった。発見された汚染物等について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムによる汚染と判明した。その後、Bピット内の放射線モニタリングを実施し、廃棄物表面から有意な値($$alpha$$放射能:8.2$$times$$10-3Bq/cm2、$$beta$$$$gamma$$放射能:1.2$$times$$10-2Bq/cm2)を検出したことから当該廃棄物について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムを確認した。なお、廃棄物周辺の線量当量率、空気中放射性物質濃度については検出下限値未満であった。上述のとおりピット内に保管されていた廃棄物の一部の表面に汚染が検出されたため、6月25日にテントハウス内を一時管理区域に設定し、ピットからの汚染拡大防止策として、ピット上部をビニルシート及び防炎シートにて密封した。その後の廃棄物取出し作業は、ピット上部に作業囲いを設置し、作業囲い内にグリーンハウス(以下「GH」という)を3段(GH-1.2.3、ピットはGH-1内)設置して、特殊放射線作業で実施した。作業区域の空気中放射性物質濃度の管理は、GH-1内を連続監視ができるようにダストモニタを設置し、その他についてはエアスニッファを設置して実施した。線量当量率、表面密度の管理は、定点を定め測定した。また、ピット内は第2種酸素欠乏危険場所として指定し、有毒ガス及び酸素濃度の管理が行われた。作業は防護装備を全面マスク及びタイベックスーツ並びに保護手袋着用とし、3名/班で実施された。作業中、毎日GH-1.2.3内の放射線状況を確認し作業者へ周知してきた。放射線状況は全て検出下限値未満であった。廃棄物取出し作業は平成10年11月中旬に終了し、ピット内の清掃後、平成10年12月初旬からピット内の汚染検査及び一時管理区域解除の為の処置を実施して、平成11年1月13日に屋外器材ピット(Bピット)の一時管理区域を解除した。取

報告書

静電捕集型ダストモニタの開発(基礎試験結果)

伊東 康久; 野田 喜美雄; 石川 久; 井崎 賢二; 江花 稔*

JNC TN8410 2001-007, 81 Pages, 2001/03

JNC-TN8410-2001-007.pdf:3.42MB

核燃料物質取扱施設では非密封の放射性物質を取扱う場合、グローブボックス(以下「GB」という)等の包蔵性を有した設備を配置している。放射性安全の立場からは包蔵性の一時的な機能低下等を考慮し、放射性物質漏洩の早期発見及び作業者の吸入を防止する目的で種々の施策を講じている。その中の一つに作業環境中の空気中放射性物質濃度を連続監視するためのダストモニタがあげられる。一般的にダストモニタは吸引ポンプを使用して空気を吸引し空気中に浮遊するダストをろ紙に捕集する方式であり、吸引ポンプの連続運転能力、可搬性及び排気場所の確保並びに騒音等に構造的問題を持っていた。このため、ダストの捕集方法に関し、従来技術である吸引ポンプを使用しない技術開発を進めることとした。上記目的を遂行するために、静電気により空気中のダストをイオン化し、ろ紙に捕集する市販の集塵器に着目し、静電捕集型のダストサンプラ及びダストモニタを試作し、特性試験及び操作性について評価した。静電捕集方式は空気吸引方式と違い吸引量の定量化が課題であり、捕集量を定量化するためにマスクマンテストで使用している装置を用い、塩化ナトリウム(以下「NaCl」という)による捕集量の定量化と捕集分布の解析評価を実施した。また、既存の空気吸引方式であるエアスニファとラドントロン子孫核種を対象に捕集量の比較を実施した結果、ほぼ同等の捕集性能を有していることが分った。一方、静電捕集方式の機能を明確にすることと、実際に使用する管理区域内を想定して操作性等の評価を実施した結果、十分実用に耐えうることも分った。今回の試験で使用したダスト捕集用ろ紙は市販されている集塵機の付属品を用いたが、放射性ダストの捕集には適していなかった。今後、集塵ろ紙の材質適正化を行うとともに、装置の小型化と捕集効率向上を検討し、また、試作機の構造は汚染防護対策が十分ではないので、これらを考慮した再設計を行う必要がある。

報告書

自然放射能の挙動解析に基づく排気モニタリング技術の向上-排気モニタリングバックグラウンドの低減化手法等-

井崎 賢二; 野田 喜美雄; 岩田 克弘; 樫村 義雄*

JNC TN8410 2001-005, 30 Pages, 2001/01

JNC-TN8410-2001-005.pdf:0.62MB

本報告書では、放射線管理業務の中でも重要な排気中放射性物質濃度の管理について、その技術を向上させるため、施設内における自然放射能の挙動解析を行うとともに、解析結果から「排気モニタバックグラウンド(自然放射能による計数)の低減化手法」及び「排気ダクトなどのリーク判定手法」について検討し、報告する。排気モニタのバックグラウンドの低減化については、排気サンプリング位置を変更すること等によって可能であり、施設の新設時及び排気モニタの更新時にその手法を適用することができる。また、排気ダクトなどのリーク判定については、排気ろ紙に捕集された自然放射能の核種分析等を行うことによって容易に行えるものであり、施設運転の安全確保及び放射線管理技術の向上にも役立つものである。

報告書

原子力災害時の放射線管理対応の経験; アスファルト固化処理施設火災・爆発事故及びJCO臨界事故の放射線管理対応

野田 喜美雄; 篠原 邦彦; 金盛 正至

JNC TN8410 2001-010, 35 Pages, 2000/10

JNC-TN8410-2001-010.pdf:3.85MB

核燃料サイクル開発機構東海事業所の放射線管理部門においては、アスファルト固化処理施設の火災・爆発事故及びJCOにおける臨界事故という二つの大きな原子力施設事故の放射線管理対応や支援活動を経験した。これらの事故はいずれも従業員の避難を伴うものであった。特に臨界事故に於いては住民の避難や屋内退避が行われるなど、一般公衆を巻き込んだ大規模な放射線防護活動が必要となった。また、臨界事故に於いては、継続している臨界状態を終息するための作業や、事故施設からの放射線量を低減するための作業など、原子力防災業務が実施された国内初めての事故であった。この二つの事故に対し、放射線管理部門は事故時の初期対応、作業者や施設の放射線管理、事業所周辺の環境測定等を実施した。さらにJCO臨界事故に対しては、臨界終息や遮蔽強化作業に対する放射線管理、環境モニタリング、避難住民のサーベイ、事故発生施設の排気管理などに協力したほか、各種管理資機材の貸与等を実施した。これらを通じて、これまで蓄積してきた放射線管理経験や技術等により円滑に事故対応業務を遂行したが、日頃の訓練は事故対応活動を円滑化すること、放管情報の提供は正確性に加え公衆の視点からの考慮が必要であること、事故対応には豊富な知識と経験を有する放射線管理員が必要であること、各支援組織の有機的活動には後方支援体制の確立が重要であること等を改めて確認した。

報告書

Verification of surface source's characteristic using large-area 2$$pi$$ gasflow counter

Abu Naser Waheed, M. M.*; 三上 智; 小林 博英; 野田 喜美雄

PNC TN8410 98-101, 17 Pages, 1998/09

PNC-TN8410-98-101.pdf:0.77MB

動力炉・核燃料開発事業団(動燃)東海事業所では、$$alpha$$線または$$beta$$線を放出する面線源の放射能測定用大面積2$$pi$$ガスフローカウンタを所有している。放射線管理用機器の校正用に多数の面線源を使用しているが、使用しているうちに線源の表面状態が劣化したり傷がつくなどして放射能強度が変化する恐れがある。そこで、放射能測定機器の校正結果を適切なものにするために、大面積2$$pi$$ガスフローカウンタによりこれら線源からの表面放出率を定期的に確認している。今回臨時に、東海事業所で使用されている数多くの校正用面線源から8つのU3O8線源を選び、これらの線源の放射能を2$$pi$$ガスフローカウンタにより測定した値を日本アイソトープ協会が線源購入時に発行する成績書に記載されている値と比較した。今回の比較試験の結果は両者はよく一致しており8つの面線源は良好な状態であることを確認した。また、2$$pi$$ガスフローカウンタの検出器感度分布が良好であることが明らかとなった。なお、本件は平成10年6月から8月の3か月間、科学技術庁原子力研究交流制度にもとづき研修員として受入れ、動力炉・核燃料開発事業団東海事業所安全管理部放射線管理第一課にて研修を行ったM.M.AbuNaserWaheed氏の研修報告の一部である。

報告書

重コンクリート遮へい性能試験

江花 稔; 野田 喜美雄; 小林 博英; 相馬 丞; 三上 智; 豊田 素子; 大柳 勝美*

PNC TN8410 98-075, 36 Pages, 1998/07

PNC-TN8410-98-075.pdf:1.62MB

原子力施設においてコンクリートは、放射線に対しての遮へい体として使用されている。その中でも主に原子炉などの遮へい体には、普通コンクリート(密度2.35g/cm$$^{3}$$)より密度の大きいコンクリート(約3.0$$sim$$3.5g/cm$$^{3}$$)が使用されており、遮へい効果が大きいのが特徴である。今回、遮へい性能を試験した重コンクリートは、密度が普通コンクリートに比べ約2倍(4.99g/cm$$^{3}$$)と大きいため、遮へい体として利用した場合、放射線に対する遮へい性能の更なる向上が期待できる。本試験では、新しい重コンクリートおよび普通コンクリートについて厚さを10cm、20cm、30cmと変えて照射試験を行い、その遮へい性能を比較した。また、照射試験だけでなく遮へい計算コードを用いた評価や散乱線評価試験を行った。その結果、今回試験した重コンクリートは普通コンクリートに比べ、$$gamma$$線に対して2倍、中性子に対してはおよそ1.2倍の遮へい性能を示した。通常$$gamma$$線に対する遮へい性能は遮へい体の密度に比例するため、$$gamma$$線についての遮へい結果は妥当である。また、重コンクリートの組成成分中の鉄などによる非弾性散乱の寄与で、中性子の遮へい性能にも向上がみられたものと考えられる。

報告書

事故発生初期の放射線管理概況; アスファルト固化処理施設 火災・爆発事故

野田 喜美雄; 清水 武彦; 石黒 秀治

PNC TN8420 98-018, 165 Pages, 1998/03

PNC-TN8420-98-018.pdf:11.85MB

再処理施設のアスファルト固化処理施設において、平成9年3月11日午前10時06分頃火災事故が発生し、その約10時間経過した午後8時04分頃、同施設において爆発事故が発生した。この事故は、セルの包蔵機能喪失、作業環境への放射性物質漏洩、多くの作業者の退避、作業者の放射性物質の体内摂取、排気モニタ等多数の放射線管理用モニタの警報吹鳴、爆発による放射性物質の施設外拡散など、放射性防護を担当している部門にとっても広範な防護活動を迅速に行うことが要求された事故であった。この事故によるけが人など外的傷害は一人も発生しなかった。37名の作業者に$$^{137}$$Cs等による体内摂取が認められ、個人の最大の預託実効線量当量は$$alpha$$線放出核種の影響も考慮し、0.4$$sim$$1.6mSvの範囲と評価した。爆発により施設内の一部の機器、設備、扉等が破損、焼損した。また施設境界の窓やシャッターなども破損し、これらの開口部を通じ放射性物質が外部に放出され、事業所内環境モニタリングではCs、Sr、Pu、Amが検出され、また施設から南南西約20km離れた大洗地区では空気中浮遊じんから微量のCsが検出された。事故による放射性物質の放出量は、$$beta$$線放出核種(大部分はCs核種、但し、$$^{14}$$Cを除く)で約1$$sim$$約4GBq、$$alpha$$線放出核種で約1$$times$$10$$^{-4}$$$$sim$$約4$$times$$10$$^{-3}$$GBqと評価された。これらの放出により、公衆の受ける預託実効線量当量は最大で約1$$times$$10$$^{-3}$$$$sim$$約2$$times$$10$$^{-2}$$mSvと評価された。本報告書は、今回の事故が、今後の放射線管理体制を一層充実するために必要な要素を多く内包していると考えることから、事故発生初期における放射線管理状況の概要をとりまとめたものである。なお、本報告書でとりまとめた範囲は、事故発生直後から翌日早朝の一時管理区域設定までを中心としており、(一部のデータなどはそれ以降も含む)事故の復旧活動における放射線管理は含まれない。

報告書

放射性物質の放出量並びに作業者及び公衆の被ばく線量の評価-アスファルト固化処理施設火災爆発事故の原因究明・再発防止に関する報告(6/7)-

not registered; 野田 喜美雄; 百瀬 琢麿*; 伊藤 公雄*; 清水 武彦; 石黒 秀治; 古田 定昭*

PNC TN8410 98-048, 176 Pages, 1998/02

PNC-TN8410-98-048.pdf:12.9MB

アスファルト固化処理施設の火災爆発事故では、アスファルト充てん室外へ放射性物質が漏洩したことにより37名が内部被ばくした。全身カウンタ測定、鼻スミヤ採取試料やエアスニファろ紙の核種分析結果などに基づき、被ばくした者の中で最大の預託実効線量当量は約0.4$$sim$$約1. 6mSvの範囲と評価した。また、外部被ばくによる実効線量当量は最大でも4$$mu$$Sv程度と評価した。爆発により施設の窓、シャッター等が破損し、これらの開口部から放射性物質が外部へ放出された。一部は、廃棄設備を経由して放出された。事業所内環境モニタリング結果では施設周辺でCs、Sr、Pu、Am核種が検出され、施設から約20km離れた大洗地区のモニタリング結果では空気中浮遊じんから微量のCs核種が検出された。また、施設内からは煤を採取し放射能データを取得した。これらの情報に基づき、事故による放射性物質の放出量は、$$beta$$線放出核種(大部分はCs核種、ただし14Cを除く)で約1$$sim$$約4GBq,$$alpha$$線放出核種で約6$$times$$10-4$$sim$$約9$$times$$10-3GBqと評価した。これらの放出により公衆の受ける実効線量当量は最大で約1$$times$$10-3$$sim$$約2$$times$$10-2mSvと評価した。

報告書

プルトニウム燃料開発30年の概括記録

小山 兼二; 木村 雅彦; 上村 勝一郎; 池上 哲雄; 野田 喜美雄

PNC TN8440 96-001, 131 Pages, 1995/12

PNC-TN8440-96-001.pdf:15.41MB

動燃事業団におけるプルトニウム燃料の開発は,旧原子燃料公社時代の昭和40年11月に行われたプルトニウム燃料第一開発室の開所式から数えて今年で30年目を迎えた。これを期に過去30年間の成果と今後の課題について以下のような区分で取りまとめた。1)プルトニウム燃料開発の概要2)燃料開発3)炉心・燃料設計4)燃料製造技術と保障措置技術開発5)プルトニウム燃料施設の安全管理本報告書は関係者を対象に平成7年11月27日に開催された「プルトニウム燃料開発30周年報告会」における上記内容の報告を取りまとめたものである。

報告書

もんじゅ英文用語集

山本 研; 小堀 哲雄; 鐘ヶ江 直道; 小澤 健二; 小宮 一好; 坪田 俊秀; 中島 文明; 野田 喜美雄; 鈴木 威男; 吉野 謙一; et al.

PNC TN2450 93-001, 190 Pages, 1993/03

PNC-TN2450-93-001.pdf:5.59MB

これまでFBR関係の英文用語については、PNC内外において種々の目的に応じ用語集が発行されて来ている。しかし現在のもんじゅの技術論文にどの用語が最適かについて基準がなく執筆者の自由に任されて来ている。このことによる用語の不統一、不適切な使用が近年指摘され改善が必要との気運が高まってきた。今後「もんじゅ」に関する英文論文の発表の機会はさらに増加すると思われるので、用語をより統一された、より適切なものとする必要性が益々強く感じられる。そのための指針となるものとして本用語集を作成した。作成方針は次の通りである。・もんじゅに直接関係ある名詞に限定する。・up-to-dateなものにする。(技術の進歩、社会情勢の変化に対応)・外国人に理解され易いものにする。(外国の文例をできるだけ利用)・和名、英文名が対照でき、いずれからでも検索できるものにする。・出典、選定経緯を明示する。・将来拡張、改訂の可能性があるものとして対処する。・和名についても見直す必要があると考えられるが、今回は原則として行わず、現状では混乱を招くおそれのあるものに限り見直しを行う。本用語集の作成は動力炉開発推進本部の協力を得て、高速増殖炉もんじゅ建設所内に設けたもんじゅ英文用語集ワーキンググループが担当した。本用語集は平成4年9月より約4ケ月にわたる上記ワーキンググループ及び協力者の調査、審議の結果完成したものである。これを核として将来より一層充実したものとなることを期待する。

報告書

臨界警報装置の性能検査における信頼性評価

関 昭雄; 宮部 賢次郎*; 野田 喜美雄; 石田 武則*; 刀禰 龍夫*

PNC TN8440 89-013, 47 Pages, 1989/08

PNC-TN8440-89-013.pdf:2.01MB

再処理工場及び転換技術開発施設に設置してある臨界警報装置の性能検査(月例検査)において,検査実施中に誤操作等によりシステムの誤警報が発生しないことが重要である。また,現在性能検査時には,保安規定により核燃料物質の取り扱いを各施設において禁止されているが,施設稼働の面からは性能検査中も臨界監視機能が喪失せず,工程の運転を可能とする検討も必要である。 そこで,臨界警報装置においてその機能ブロックに従い,性能検査の各項目毎に作業中における装置の健全性(臨界監視機能の喪失及び誤警報の発生がないこと)FTA(FaultTreeAnalysis)を用いて解析し,次にFTAにより得られた結果に対し,計測機器校正施設に整備した臨界警報装置検査システムを用いて,実証試験により確認した。 この結果,性能検査において誤操作等によりシステムの誤警報が生じないことが明らかとなり,装置の保全における信頼性が確認された。また同時に,臨界監視機能を停止することなく性能検査を行うことの技術的な可能性を検証することができた。

報告書

個人被曝管理用機器の特性の比較・検討

大和 愛司*; 遠藤 清志*; 大柿 一史*; 野田 喜美雄; 江花 稔*; 圓尾 好宏; 小林 博英*; 米沢 秀成*

PNC TN843 83-13, 56 Pages, 1983/11

PNC-TN843-83-13.pdf:1.64MB

セル内等比較的高線量率場での放射線作業が近年増加して来ており,これに伴い作業者の被曝管理も綿密に計画され,また使用する線量計も多岐にわたってきている。セル内作業において,被曝管理の完全化を期すため同一作業者に対し数種の線量計(全身被曝管理用としてTLDバッジ,アラームメータ及びポケット線量計)を着用させて管理を行った結果,アラームメータの誤作動といった線量計の機能に関する問題や,各種線量計間の測定値が一致しないといった性能に関する問題が生じた。放射線作業が増々多様化していく現状から,上記問題の解決は急務であるため,安全管理部内にワーキンググループを組織して検討を行った。その結果,機能上の問題に対しては取扱い手順の誤りや性能の劣化に起因するものが多く,操作マニュアルの見直しと徹底,使用前点検法の見直し等が必要であることが明らかとなった。また測定の性能上の問題については各線量計の特性のうち,エネルギー依存性や方向依存性等が異るために線量計間の測定値の差を大きくしていることが明らかとなった。

報告書

改良型臨界警報装置の試作・試験結果

古川 博章*; 岸本 洋一郎; 小島 紀二*; 野田 喜美雄; 金盛 正至*

PNC TN841 82-53, 185 Pages, 1982/10

PNC-TN841-82-53.pdf:5.87MB

改良型臨界警報装置の開発は,昭和57年度の安全管理部の最重点開発課題である。既設の臨界警報装置を見直し,技術上の改良項目に検討を加え,設計仕様を固めた。この設計仕様の考え方に基き,改良型臨界警報装置の設計,試作,試験を行ってきた。本開発では,改良型臨界警報装置の各部の機能や,設計基本方針を明確にし、概念設計,詳細設計では信頼性設計に重点を置き,装置の信頼性評価を十二分に行った。また,設計を確立するために,試作によるデザイン・レビューを行い,更に各種試験方法も検討を行い所期の試験結果が得られたので,それらの技術成果を報告する。

報告書

TLDによるベータ線吸収線量測定法の開発

斉藤 節子*; 石黒 秀治*; 野田 喜美雄

PNC TN841 78-54, 55 Pages, 1978/10

PNC-TN841-78-54.pdf:1.05MB

$$beta$$線に感度のあるTLD素子として松下電器のUD-100M8(TLD材質CaSO4:Tm)を使用し,$$beta$$線吸収線量測定法の開発を行った。TLD素子3枚を組み合わせ各々の蛍光量を基に$$beta$$線及び$$gamma$$線の混合被曝した場合の$$beta$$線吸収線量を分離測定することが可能になりまた同時に被曝$$beta$$線の最大エネルギも評価することが可能となった。$$beta$$線量に対する検出限界値は100mrad$$pm$$100%,300mrad$$pm$$50%であった。

報告書

動燃東海事業所に於けるTLDの使用状況の概要と線量評価法

志賀 健一朗*; 石黒 秀治*; 野田 喜美雄

PNC TN841 78-48, 50 Pages, 1978/07

PNC-TN841-78-48.pdf:2.05MB

動燃東海事業所では従来個人外部被曝管理には,フィルムバッジ線量計を主体に線量評価を実施していたが,昭和49年7月よりTLD素子を組み合わせて動燃型TLDバッジを使用して個人外部被曝管理を実施している。一方プルトニウム燃料製造施設,再処理施設等の作業環境の集積線量計としてその他東海事業所のサイト内外の野外環境用の集積線量計としてもTLDを使用している。本報告では,東海事業所でのTLDの使用状況の概要をまとめるとともに,現在使用しているTLDバッジをはじめとする線量評価に用いている各種TLDについても概説した。また現在東海事業所で得られている,ガンマ線,ベータ線および中性子線に対する線量評価技術に関する知見についてもまとめた。その他TLD素子およびリーダーの管理についても経験上得られた知見をまとめた。

報告書

定常外部被曝におけるガンマ線用線量率(PNC型TLDバッジ)のバックグラウンド及び検出限界について

福田 整司*; 斉藤 節子*; 野田 喜美雄; 小林 保*

PNC TN841 77-51, 23 Pages, 1977/10

PNC-TN841-77-51.pdf:1.29MB

TLD(UD-200S)を各施設に設置してバックグラウンド線量(以下BG線量とする)の測定を行い、設置日間に対するBG線量の関係を求めた。BG線量(DBG)はTLDの設置日間(d)に対し指数関数で近似できることがわかり、BG線量算出式DBG=0.28d (mR)が得られた。また、ガンマ線被曝線量の検出限界は線量計の着用期間により異なり、1ケ月着用を実施した場合は2.0mR、が得られた。

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。

報告書

動燃東海事業所のホール・ボディ・カウンタ その構造と特性について

須磨崎 一治*; 岡部 正則*; 大高 正*; 野田 喜美雄

PNC TN841 74-44, 34 Pages, 1974/12

PNC-TN841-74-44.pdf:0.85MB

動燃東海事業所では,使用済核燃料再処理工場の操業開始を間近に控え,当施設で働らく放射線作業従事者等の内部被曝管理対策の一環として,ホール・ボディ・カウンタを設置した。この報告書は,本装置に関して行った校正試験の結果を中心に,装置設置上の基礎的配慮,装置の構成および特性等について記述したものである。鉄室は肺モニタ用に製作されたものを供用し,内法寸法:間口2m,奥行2.5m,高さ2m,主材:鉄20cm厚,内張材:鉛3mm厚+銅0.5mm厚+塩ビ3mm厚となっている。検出器は5in.$$phi$$$$times$$4in.厚NaI(Tl)検出器で400チャンネル波高分析器に連結されており,身長方向のスキャンニングが可能となっている。本装置の鉄室内バックグラウンドは0.15$$sim$$2MeVのエネルギー範囲について607.37cpmである。CsファントムまたはKファントムを用い,ベッド・ジオメトリーで得た検出効率は,Csチャンネル(0.60$$sim$$0.72MeV)について3.28cpm/nCi,Kチャンネル(1.34$$sim$$1.54MeV)について0.29cpm/nCiであり,これら両チャンネルでのバックグラウンドは,それぞれ44.36cpmと22.41cpmである。最小検出量として,30分測定3$$sigma$$の信頼度で,137Csについて1.3nCi,40Kについて9.5nCiを得た。また本装置を用いて10名の被検者について測定した平均体内カリウム量は,体重の0.2%相当量であり,137Cs量は何れも本装置の最小検出限界以下であった。

論文

JCO臨界事故における被ばく線量推定評価手法の検討

小林 博英; 金盛 正至; 野田 喜美雄; 井崎 賢二; 宮部 賢次郎; 水庭 春美

日本原子力学会誌, , 

ジェー・シー・オー東海事業所で発生した臨界事故においては、個人被ばく線量計等から直接的に被ばく線量を評価できる人が少なく、事故後のモニタリングデータや計算によって求めた線量分布と社員等の行動を勘案し推定することが必要となった。サイクル機構は、以下の方法を検討し被ばく線量の推定作業に貢献した。1.中性子によって体内に生成した24Naを全身カウンタによって測定した結果から被ばく線量を評価する方法、2.エリアモニタ等の指示値の変化(臨界事故時の核分裂数の時間的変化)及び各自の行動結果等から計算によって被ばく線量を評価する方法。個人被ばく線量計等の測定結果と計算による評価結果は概ね一致し、計算評価手法が妥当であることが確認された。

論文

核燃料施設のデコミッショニングに関する安全管理技術

野田 喜美雄

RANDECニュース, (7), , 

核燃料サイクルの開発業務の進展に伴い、施設に関するデコミッショニングや施設内機器の解体・補修といった大規模な工事を経験してきた。 核燃料施設のデコミッショミングを行うにあたっては、さまざまな材質・形状・機器、プルトニウムを含む多くの核種、高放射線下での作業などに対する安全管理技術が必要であり、このために個人線量計の開発や、内部被ばく評価法の開発等、被ばくの低減化にむけた多くの技術開発を行ってきた。なかでも遠隔被ばく管理装置は再処理工場における高線量率下での放射線作業において、作業者の被ばく低減化に大きな威力を発揮している。

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