高濃度空気中放射性物質のモニタリングのための可搬形線ダストモニタの開発

佐川 直貴; 藤澤 真; 細見 健二; 森下 祐樹; 高田 千恵

保健物理(インターネット), 58(3), p.135 - 140, 2023/11

https://doi.org/10.5453/jhps.58.135

作業環境中の空気中放射性物質濃度は、作業者の内部被ばくの防護(呼吸保護具の選定)や線量評価のために重要な測定値である。福島第一原子力発電所の廃炉作業のように空気中放射性物質濃度が10Bq/cm(Srの空気中濃度限度の約30倍相当)を超えることが想定される作業環境を連続的に監視することを目的として、超極薄のプラスチックシンチレータを用いた高濃度用可搬形線ダストモニタを開発した。試作機による性能試験の結果から、開発した可搬形線ダストモニタは、1Bq/cmの空気中放射性物質濃度における連続モニタリングが可能であると評価した。

MOX燃料製造施設の放射線管理へのイメージングプレートの適用,2; 露光条件及び解析条件変更による影響評価

佐川 直貴; 井崎 賢二; 水庭 春美*

JAEA-Technology 2013-029, 28 Pages, 2013/11

JAEA-Technology-2013-029.pdf:3.35MB

MOX燃料製造施設の放射線管理において汚染の可視化及びその定量化は、作業環境の汚染管理における汚染状況の迅速な把握に極めて有効である。現在用いているIPの基本的な取扱方法や解析方法、Puの検出及び定量方法は、露光条件や解析条件が一定であることが条件である。しかし、現場で汚染が発生した場合、汚染試料はPuのみの状態ではなく、RnTnやPbが含まれている場合もある。そして、IP操作をしている同室で他作業を行っている場合には、室内を暗くすることが困難なため、IP露光面に光が当たりPSLの減少が起こる。本研究では、MOX燃料製造施設におけるさらなる放射線防護の高度化を図るため、露光条件の変化として、Pu露光時に鉛が混在した場合やIP露光面に光が照射されPSLの減衰が起きた場合について調査した。また、解析条件の変更として、解像度を変更した場合における解析方法について調査した。

An Autoradiographical method using an imaging plate for the analyses of plutonium contamination in a plutonium handling facility

高崎 浩司; 佐川 直貴; 黒澤 重行; 水庭 春美

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(6), p.911 - 918, 2011/06

https://doi.org/10.3327/jnst.48.911

プルトニウムを取扱施設において、プルトニウム汚染を分析するためのイメージングプレート(IP)を使ったオートラジオグラフィ法が開発し、ウランプルトニウム混合酸化物(MOX)燃料製造施設の作業場所のモニタリングに適用された。フェーディングの影響を考慮し、IPの光刺激蛍光(PSL)強度と放射線計測器で測定された放射能量との良い関係が、最小二乗法により得られた。このIP法によりプルトニウム汚染の放射能量はPSL画像から得られた。そして、それらの相対誤差は照射時間から評価された。

Neutron spectra measurements at JAEA MOX fuel facility

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 佐川 直貴; 庄司 茂

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 1, p.154 - 157, 2011/02

https://doi.org/10.15669/pnst.1.154

The Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories (NCL) of the Japan Atomic Energy Agency fabricates MOX fuels for FBRs Monju and Joyo in the Plutonium Fuel Production Facility (PFPF). The MOX pellet contains plutonium of 20-30w%; therefore neutron exposures to workers in the fabrication process are of concern for radiation protection. For a good knowledge on spectra, during the second reload-fuel production campaign for the Joyo reactor, neutron spectrum measurements were made at 20 locations representative of the PFPF using the Bonner multisphere spectrometer. The unfolding code SAND-II was used to determine the neutron spectrum from each set of count data. The unfolded results show that the range of average neutron energies for all locations is from 0.35 to 1.6 MeV; spectrum-averaged fluence-to-ambient dose equivalent conversion coefficients 100 to 340 pSv cm.

シリコン半導体検出器を用いた水晶体及び体表面線量分布の評価

森下 祐樹; 佐川 直貴; 菅 巧; 山崎 巧; 辻村 憲雄; 吉田 忠義; 永井 博行

no journal, , 

現在、眼の水晶体の線量限度には、国際放射線防護委員会(ICRP)の1990年勧告(Publication 60)に基づき、等価線量として年150mSvという値が法律上定められている。2007年勧告(Publication 103)でも、限度として同じ数字が勧告されている。2011年4月21にICRPより出された"Statement on Tissue Reactions"の声明に、水晶体の線量限度を変更(5年平均で年間20mSv、年最大で50mSv)と記載された。これに伴い、現行の水晶体被ばく(頚部TLDにより評価)の評価方法でこの線量限度が担保できるか、検証していく必要がある。MOX燃料製造施設のうち胸腹部に比べて頭頸頚部が高い被ばく線量を受ける可能性のある作業として、グローブボックス(GB)作業がある。本研究では、GB周囲に着目し、その周囲の詳細な線量分布の測定を行い、水晶体被ばくの可能性の高いポイントを抽出するとともに、水晶体及び体表面の線量分布評価が可能なシステムの構築を行った。

MOX燃料施設における人体形状ファントムを用いた水晶体及び体表面線量分布の評価

菅 巧; 森下 祐樹; 佐川 直貴; 山崎 巧; 辻村 憲雄; 吉田 忠義; 永井 博行

no journal, , 

2011年4月21日にICRPより出された"Statement on Tissue Reactions"の声明で、水晶体の線量限度を5年平均で年間20mSv、年最大で50mSvを超えないように変更すべきと発表された。これに伴い、MOX燃料製造施設における現行の水晶体被ばく(頚部TLDにより評価)の評価方法でこの線量限度が担保できるか、検証していく必要がある。本研究では、MOX燃料製造施設のうち胸腹部に比べて頭頸部が高い被ばく線量を受ける可能性のあるグローブボックス(GB)作業に着目し、人体形状ファントムとSi半導体検出器を用いて、現行のGB周囲での水晶体及び体表面線量分布の測定を行った。またこの結果から水晶体被ばく評価方法の妥当性を検証した。

A Method of evaluating PuO particle diameters by an alpha particle imaging detector

森下 祐樹; 佐川 直貴; 高田 千恵; 百瀬 琢麿; 高崎 浩司

no journal, , 

Alpha emitting radionuclides such as plutonium (Pu) isotopes require special consideration in terms of internal exposure. The evaluation of the diameters (activity median aerodynamic diameter (AMAD)) of PuO particles is very important for internal exposure dose evaluation. In this study, we propose a new method to determine the PuO particle diameter from the energy spectrum obtained by the developed alpha particle imaging detector. PuO particles with different diameters were modeled by Monte Carlo simulation. The change in the shape of the energy spectrum for each particle diameter was evaluated. Two different patterns were modeled: (1) the case of PuO, and (2) the case of PuO (including isotopic composition of Pu). The value of the energy resolution of the simulation was based on the measured value of the detector energy resolution. Multiple regression analysis was performed to determine the PuO particle diameter from the obtained parameters. The simulation results showed that the radioactivity (measured counts) was lower when the PuO particle size was smaller. In addition, the energy spectrum was sharper due to the smaller effect of self-absorption of the PuO particles themselves. On the other hand, when the PuO diameter was large, the radioactivity (measured counts) was high. In addition, the energy spectrum became broad and the position of the peak shifted to the lower side. Using the obtained parameters (measured radioactivity, peak counts, peak position, and peak width), multiple regression analysis was performed to evaluate the PuO diameter. The proposed method was compared with the conventional method and found to be in agreement.

新型線ダストモニタ検出器の性能試験について

佐々木 一樹; 佐川 直貴; 細見 健二; 高嶋 秀樹

no journal, , 

核燃料サイクル工学研究所に配備されている線ダストモニタ(以下、既設モニタ)は、放射線測定部に用いている半導体検出器がサンプリングした空気に直に接触する構造のため、設置場所の環境に起因すると考えられる不具合が多発している。この背景を踏まえて、富士電機(株)にて開発された線ダストモニタ(以下、新型モニタ)に着目した。この新型モニタの特徴は、半導体検出器が窒素充填された筒の中に収納されており、既設モニタと異なりサンプリングした空気が直に接触しない構造となっているため、半導体検出器の表面が劣化しにくく、設置場所の環境影響を受けにくいことが期待される。本件では、新型モニタに対する性能試験の結果及び既設モニタとの比較結果を報告する。新型モニタのAmのピークチャンネルを元に測定領域を設定したときの計数効率は13.0%と既存モニタの基準を満たしていることを確認した。また、ラドン子孫核種及び線核種による妨害影響については、着目核種の測定領域を適切に設定することで除去できることを確認した。管理区域内において2週間の連続測定を行った結果は、既設モニタと新型モニタの指示値変動は同様の結果を示した。

MOX燃料施設におけるグローブボックス周囲の線量率マッピング

森下 祐樹; 佐川 直貴; 菅 巧; 辻村 憲雄; 吉田 忠義; 永井 博行

no journal, , 

2011年4月にICRPは、水晶体の組織等価線量に関する線量限度を現在の年間150mSvから大幅に下回る5年間平均が20mSv、単一年度に50mSvを超えないようにすべきとの声明を発表した。これに伴い、MOX燃料製造施設においても、現行の水晶体被ばく評価方法が妥当か検証する必要がある。そこで、同施設で不均等被ばくの可能性の高いグローブボックス(GB)周辺の線及び中性子線の線量率分布測定を行った。その結果、線量率が高く不均等被ばくの可能性の高い場所(GBポート部やグレーチングなど)を特定することができた。今後、これらの場所で人体形状ファントムを用いた測定を行い、現行の頚部TLDによる評価の妥当性を検証していく。

イメージングプレートによるプルトニウム試料の画像解析法の開発

水庭 春美; 高崎 浩司; 堀越 義紀; 鈴木 一教; 塩谷 聡; 佐川 直貴; 黒澤 重行*

no journal, , 

イメージングプレートをMOX燃料製造施設の放射線管理に適用させる研究を行っている。現在、現場管理に使用しているZnSとポラロイドフィルム式のオートラジオグラフィと同様にイメージングプレートをプルトニウム等の線へ適用するとともに、線への適用を検討した。また、現場放射線管理試料のプルトニウムについてImage J(汎用画像解析ソフト)を使用し、イメージングプレート画像からの検出及び放射能量の評価方法を検討した。