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渡邊 裕貴; 中村 圭佑; 赤須 昂平; 奥山 駿; 並木 篤
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故により放出された放射性核種(以下、福島原発由来核種)が東海再処理施設に降り注ぎ、
線核種に対する通常管理が困難となった。そのため、福島原発由来核種の影響時における放射線管理方法について定め、運用してきた。その後、福島原発由来核種の影響が低減したことから、平成26年4月1日より放射線管理方法を福島原発事故前の通常管理へと復帰させた。本発表では、福島事故直後から現在までの福島原発由来核種による影響の推移について報告する。そのうえで福島原発事故前の通常管理へ復帰したことの妥当性を検証した。
線3mm線量当量の測定方法と水晶体の防護策の検討,3; 作業への適用滝本 美咲; 奥山 駿; 山崎 巧; 伊東 康久; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 柴 浩三; 岡田 和彦; 並木 篤
no journal, ,
現在、眼の水晶体の被ばく管理においては、3mm線量当量を測定する義務はなく、1cm線量当量あるいは70
m線量当量のうち、放射線の種類やエネルギー等を考慮して適切と判断される値をもって眼の水晶体の等価線量とする管理がなされている。原子力機構核燃料サイクル工学研究所においては、体幹部に着用した個人線量計にて測定した70m線量当量を3mm線量当量に換算し、水晶体の等価線量を評価している。一方、これまでにわれわれは、内部被ばく防護のために着用した全面マスクが線に対する十分な遮へい効果を持つ、例えば
Sr-Y線源に対しては、全面マスク(MSA製Ultra-Twin)の着用により、3mm線量当量を未着用のときの1割未満に低減できるという結果を得ている。本発表では、核燃料サイクル工学研究所における過去の放射線作業について、放射線防護装備及び個人線量計着用位置(防護装備の上か下か、等)を考慮して3mm線量当量を評価した結果を報告する。
奥山 駿
no journal, ,
プルトニウム取扱施設の作業環境中の空気汚染管理では
線放出核種が主体となるため、天然放射性核種であるラドン子孫核種(以下、RnTn)による影響を考慮する必要があり、現在は、半導体検出器を用いた波高弁別を活用し、RnTnの影響低減化を図ってきた。半導体検出器は、分解能が高く線の波高弁別技術に適している一方で、耐久性の問題やノイズに弱いといった欠点があるため、代替となるZnS(Ag)シンチレータを用いた検出器の開発を行う。ZnS(Ag)シンチレーション検出器は、ノイズの影響を受けにくく、耐久性に優れている特徴を有する。本研究では、既存のZnS(Ag)シンチレーション型ダストモニタ検出器を改造し、波高弁別ができる検出器を試作した。試作後の性能評価として、RnTnの影響除去率、中性子の影響等の調査を行った。RnTn影響除去率は、半導体検出器と比較すると劣ったが、RnTn濃度がそれほど高くない施設で利用するのであれば大きな問題にはならないレベルであると考える。
線の影響による線の指示値の変化は、使用上問題ない範囲であったが、中性子の影響による指示値の変化については中性子減速場での照射試験及び実環境において確認する必要がある。
奥山 駿
no journal, ,
プルトニウム取扱施設の作業環境中の空気汚染管理では天然放射性核種であるラドン子孫核種(以下、RnTn)による影響を考慮する必要があることから、当研究所では、核種を対象としたダストモニタにはSi半導体検出器を用い、波高弁別によるRnTnの影響低減化を図っている。Si半導体検出器は分解能が高く線の波高弁別に適している一方で、耐久性の問題やノイズに弱いといった欠点があるため、耐久性や耐ノイズ性に優れるZnS(Ag)シンチレーション検出器でRnTnの影響を十分低くした測定ができるよう、波高弁別に最適な塗布量と粒径のZnS(Ag)シンチレータを利用したダストモニタを試作した。試作後の性能評価として、RnTnの影響除去率、線及び中性子の影響を確認した。試作したダストモニタのRnTnの影響除去率は半導体検出器に比べ劣ってはいるが、空調管理されRnTn濃度が高くない当研究所の施設で利用するのであれば大きな問題にはならないレベルと考えられる。線の影響については使用上問題ない範囲であったが、中性子の影響については中性子減速場での照射試験及び実際の設置環境において評価する必要がある。
佐々木 一樹; 奥山 駿; 佐川 直貴; 細見 健二; 高田 千恵
no journal, ,
プルトニウム取扱施設における空気汚染管理では、天然放射線核種であるラドン子孫核種(以下、RnTn)による影響を考慮する必要があり、波高弁別によるRnTnの影響低減化に関する研究が進められている。先行研究[1][2]において、線の全エネルギーを測定するためシンチレータの厚みを調整し、波高弁別回路を付加したZnS(Ag)シンチレーション検出器(以下、ZnSダストモニタ)が開発され、そのZnSダストモニタは、現用の半導体検出器(以下、既設ダストモニタ)と同程度の基本性能を有していることがわかっている。本研究では、ZnSダストモニタの実用化に向け、先行研究で確認された交換部品が調達困難である等の保守面における問題点を解決するため、仕様を見直し、改良版のZnSダストモニタを製作した。また、ZnSダストモニタについて、既設ダストモニタと同様に管理区域内の作業環境(以下、実環境下)での連続モニタリングを実施して、通常測定が可能であるか、波高弁別によるRnTnの影響低減が可能であるかを検証した。実環境においてはRnTnだけでなく中性子源が存在するため、中性子の影響を考慮する必要がある。空気汚染管理対象となるプルトニウムについては、平常時の実環境下においては存在しないため、近いエネルギーを放出する核種のAm-241線源を使用して模擬測定を行った。Am-241線源、実環境下の中性子及びRnTnの測定結果をまとめた。その結果、中性子の影響については、10Sv/h程度の比較的中性子線量が高い場所においても、RnTnによるバックグラウンド計数率に比べて二桁以上小さいため無視できることがわかった。Am-241とRnTnの波高弁別については、エネルギースペクトルに重複する領域があることから、RnTnの除去率を高くするとAm-241に対する計数効率が低下することがわかった。今後、放射線管理に対する検出下限値(計数効率)の要求を考慮してRnTn除去率の最適化を行いダストモニタとして実用可能かどうか検証する。
西野 紗樹; 根本 良*; 林 宏幸*; 小林 大輔; 磯前 日出海; 佐久間 修平; 滝本 美咲; 奥山 駿; 海野 基義; 北尾 貴彦
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東海再処理施設のプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)は、使用済燃料を再処理し精製した硝酸プルトニウム溶液からMOX粉末を製造する施設であり、プルトニウムをグローブボックス越しに至近距離で取扱うため、厳しい放射線管理が要求される作業環境である。ICRPの声明を受け、令和3年4月に眼の水晶体の等価線量限度が引き下げられたことから、より厳格な被ばく管理の実施を目的として、PCDFの作業員の水晶体付近での被ばく線量測定及び被ばく低減対策の検討を実施した。現在PCDFを含む東海再処理施設は、廃止措置に移行しており、主な外部被ばくの要因である、PCDF工程内で発生した廃棄物のグローブボックス内での取扱作業を想定して、作業性及び遮へい能力を総合的に評価した結果、放射線防護メガネを防護具として選定し、令和3年度から作業内容に応じた着用を開始している。
高田 千恵; 渡邊 裕貴; 横山 裕也; 山際 彩織; 奥山 駿; 生天目 聖; 西村 周作
no journal, ,
一般に、外部被ばくも内部被ばくも被ばく線量が同じであれば人体への影響は同等と考えることができるが、線量を低減させるための措置は両者で大きく異なり、内部被ばくには医療措置により将来の被ばく量を低減させる(本発表ではこれを「医療介入」とよぶ)ことができうるという特徴がある。この医療介入には、薬剤(放射性ヨウ素に対する安定ヨウ素剤、放射性セシウム・タリウムに対するプルシアンブルー、プルトニウム等に対するキレート剤等)の投与、肺等の臓器や創傷皮膚の洗浄(除染)等があるが、方法の選択、実施の可否・是非は、対象者の容態、摂取された放射性同位元素の種類・量等を総合的に勘案して決定・判断される必要がある。しかし、内部被ばくは発生頻度が極めて低いこともあり、医療従事者のなかで共通に認識された判断めやす等はない。また被ばくに関する情報は事業者側から提供される必要があるが、内部被ばくの評価は非常に難易度が高く、情報提供のタイミングや情報の精度に係る実態は、必ずしも医療側のニーズ・認識どおりではない。原子力施設やRI施設では、線源の閉じ込め及び防護衣・呼吸保護具等の装備により、作業者の内部被ばくの防止を図っているが、特に施設の廃止措置においては「閉じ込め」を開放しながら進める必要があり、発生リスクが高まることは明白である。さらに事故後の福島第一原子力発電所では、取り扱う放射性物質の核種組成や濃度、管理対象となる作業の状況・従事者数等が国内外の既存施設とは大きく異なっており、複雑かつ高難度の対応が求められる事象が発生する可能性は高い。われわれはこのような状況を受け、内部被ばく事象が発生した際、事業者(現場監督者や放射線管理要員を含む)・医療従事者がそれぞれの立場で適切に対応するために共通的に使用する管理システムの開発に着手した。本発表では、この検討のモチベーション,体制,目指すゴールを紹介する。(「廃炉・汚染水対策事業費補助金(安全システムの開発(被ばく線量評価のための分析手法の技術開発))」に係る補助事業にて実施)