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報告書

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。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験; 炉心冷却喪失コールド試験

篠原 正憲; 柳 俊樹; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 野尻 直喜; 大和田 博之; 佐藤 直; 佐川 浩; 梅田 政幸

JAEA-Technology 2011-029, 39 Pages, 2011/12

JAEA-Technology-2011-029.pdf:3.03MB

原子力機構では、高温ガス炉技術の高度化の一環として、高温ガス炉固有の安全性を実証するために、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験を計画・実施している。炉心冷却喪失コールド試験は、試験手順やプラント挙動を確認する目的で安全性実証試験前に実施した。試験は、核熱を伴わない状態で段階的に実施し、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機の入熱のみにより、原子炉圧力容器温度を120$$^{circ}$$C程度に保持し、炉容器冷却設備の1系統又は2系統を停止させる試験(Phase1)、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機3台を停止させて炉容器冷却設備の1系統を停止させる試験(Phase2)を実施した。本試験により試験手順の確認を行うとともに、解析に必要なデータを得ることができ、2次元水平断面モデルによる温度解析は、実測値をほぼ再現することができた。

論文

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

 被引用回数:8 パーセンタイル:58.2(Nuclear Science & Technology)

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$$alpha$$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。

報告書

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

佐川 直貴; 山崎 巧; 黒澤 重行*; 井崎 賢二; 水庭 春美; 高崎 浩司

JAEA-Technology 2010-051, 35 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2010-051.pdf:1.83MB

イメージングプレートを用いた画像解析手法は最近の技術であり、放射能強度分布の情報をPSLという単位で得ることができるものである。われわれはMOX燃料製造施設の放射線管理にイメージングプレート(IP)を適用させるため、放射線管理試料を用いてプルトニウム(Pu)のPSL画像について調査を行った。また、バックグラウンドを約99%除外する閾値によってPSL画像からスポットを抽出し、さらに40ピクセル以上のスポットを抽出することによってプルトニウムの識別を行った。そして識別したPuのスポット領域のPSL強度から平均バックグラウンドを差し引き、フェーディングを考慮した換算計数によってPuのスポットの放射能量を評価した。

論文

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

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$$^{2}$$.

報告書

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; MOX燃料製造施設のプルトニウム試料の測定

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

JAEA-Technology 2008-028, 73 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-028.pdf:5.88MB

近年、イメージングプレートが開発され、各種の放射能測定への応用が研究されている。日本原子力研究開発機構においても先行工学基礎研究でイメージングプレートによるPu分析が実施され、Puの検出及びラドン子孫核種弁別の有効性が示された。本研究は、これらの研究成果をもとにイメージングプレートの放射線管理現場への適用として、Puの放射能評価,ラドン子孫核種とPuの弁別,Pu粒子の空気力学的放射能中央径の簡便な評価等の実用化を目的とするものである。従来のポラロイドフィルムによるオートラジオグラフィでは目視によるPuの汚染状態の把握のみであるが、イメージングプレートでは位置ごとの放射線に比例した数値データが得られ、目視では不可能なレベルの検出及びPu粒子の放射能評価が可能となる。今回の研究の結果、イメージングプレートは従来オートラジオグラフィと同様に$$alpha$$線に適用可能であるとともに、$$beta$$$$gamma$$線にも適用可能であった。また、Pu粒子の測定では、Image J(汎用画像解析ソフト)の解析機能は非常に有効であった。$$alpha$$スペクトルによる感度の影響が見られたものの、Puの放射能の評価が可能であった。

口頭

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$$alpha$$線へ適用するとともに、$$beta$$$$cdot$$$$gamma$$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。

口頭

高速実験炉「常陽」燃料製造工程における中性子スペクトル測定

吉田 忠義; 辻村 憲雄; 佐川 直貴; 庄司 茂

no journal, , 

MOX燃料製造施設では、Pu同位体による自発核分裂中性子と、$$^{238}$$Pu等からの$$alpha$$粒子と$$^{18}$$O等との($$alpha$$,n)反応による中性子に対する放射線管理が必要である。中性子線量計のエネルギー特性を考慮したうえで、作業場に適した線量計の選定や、必要に応じて補正等を実施するためには、作業場の中性子スペクトルを把握することが重要である。そこで、原子力機構核サ研のプルトニウム燃料第三開発室(Pu-3)において、平成19年3月より製造を開始した高速実験炉「常陽」Mk-3第2次取替燃料の製造工程20地点における中性子スペクトルの測定を実施した。

口頭

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

佐川 直貴; 黒澤 重行*; 高崎 浩司; 水庭 春美

no journal, , 

MOX燃料製造施設の放射線管理にイメージングプレート(IP)を適用させるため、画像解析技術によるIP画像からのプルトニウム(Pu)検出,$$alpha$$放射能量の評価方法を検討した。本研究の結果、平均BGをもとにしたBGを99%カットする閾値を求めPuの識別方法を考案した。閾値で識別したPuスポットのPSLからフェーディングの効果を確認するとともに、フェーディング補正したPuスポットのPSLと積算放射能量(放射能量$$times$$測定時間)を比較し、換算係数を0.6Bq・分/PSLと評価した。相対誤差(90%信頼度)は約$$pm$$50%であった。これはIPの測定が$$alpha$$線エネルギーに依存するため、試料の状態に起因する$$alpha$$線エネルギーのバラツキによるものと考えられる。$$gamma$$線照射装置によりIP感度の均一性を確認したが定量評価上影響は小さかった。

口頭

フラットパネルPMTを用いた$$alpha$$線放射能強度分布測定への取り組み

山崎 巧; 佐川 直貴; 井崎 賢二; 水庭 春美

no journal, , 

医療用$$gamma$$カメラなどに用いられるフラットパネルPMTに$$alpha$$線用のシンチレータを取付けることで$$alpha$$線放射能強度分布をリアルタイムで検出することができる。本装置を用いて試料の$$alpha$$線放射能強度分布を測定・解析することでプルトニウムとラドン子孫核種の弁別や放射能評価の現場適用性を評価した。これまで、核種判定と放射能測定はそれぞれ別の装置を用いていたため、現場適用が可能となれば放射線管理対応が合理化できる。また、本検出器を放射能測定装置や空気モニタに用いれば、プルトニウム汚染の検知が比較的容易になり、将来的に、$$alpha$$線のエネルギー弁別が可能なシンチレータを適用することにより、さらに弁別精度の向上が期待できる。

口頭

デジタルカメラを用いたオートラジオグラフィの検討

佐川 直貴; 小田野 隆之*; 森藤 将之; 井崎 賢二; 水庭 春美

no journal, , 

現在MOX燃料製造施設の放射線管理で用いられているARGは、測定対象物が限られ、廃棄物が発生し、今後ポラロイドフィルムの入手も困難になることから代替技術としてデジタルカメラを用いたARGを検討した。Pu試料の露光は、ISOの感度を高くすることや露光時間を長くすることで感光を強くすることができるが、暗電流ノイズや長時間ノイズ,高感度ノイズなどのノイズも多く発生してしまうため、Pu試料の光点とノイズを区別することが難しくなる。今回試したシンチレータのうち、最も発光が良好であったのは、厚さ5$$mu$$m,密度10mg/cm$$^{2}$$のものであった。また、ISOの設定としてはノイズの発生が少なく、Pu試料の発光が十分に確認できるものとしてISO3200が良好であった。Pu試料とシンチレータの間に空間が発生すると発光量が低下するため、Pu試料とシンチレータの間に空間ができないよう密着させた状態で露光する必要がある。

口頭

Si半導体検出器に対する中性子入射の実測とシミュレーション; 可搬型$$alpha$$線波高分析装置の中性子感度について

森下 祐樹; 佐川 直貴; 椿 裕彦; 井崎 賢二; 水庭 春美

no journal, , 

MOX燃料製造施設などでは、Si半導体検出器と波高分析器を組合せた可搬の$$alpha$$線波高分析装置を用いた迅速な核種判定が行われている。この測定器が中性子に対し感度を持ち、プルトニウムと判定されるエネルギー領域に信号がみられることが確認されている。この原因を明らかにするため、中性子線源を用いた実測、及び汎用モンテカルロシミュレーションコードにより評価を行った。シミュレーションによる計算の結果、測定器に入射する中性子とSiとの核反応によって2次粒子が生じ、それらによるSi内への沈着エネルギースペクトルが、実測と同様の傾向を示し、今回の誤計数事象の原因として考えられる。

口頭

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$$gamma$$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。

口頭

東京電力(株)福島第一原子力発電所事故に係る個人線量の特性に関する調査,4; 現地試験,2; 空間線量率, $$gamma$$線エネルギースペクトルの測定結果とファントム上の個人線量計の応答

山崎 巧; 高田 千恵; 中村 圭佑; 佐川 直貴; 星 勝也; 中川 貴博; 滝本 美咲; 谷村 嘉彦*; 高橋 史明; 百瀬 琢麿; et al.

no journal, , 

飯舘村,田村市,川内村において校正用PMMAファントム上に国内外の5種類の電子式個人線量計を設置し、線量計の読み取り値と$$gamma$$線サーベイメータを用いてファントム設置場所の空間線量率の測定値を得た。個人線量計の指示値Dpとファントム上に個人線量計を設置した時間から算定される空間線量Daの間には個人線量計の種類毎に一定の相関があり、Dp/Da=0.6-0.7の範囲であった。また、ファントムを設置した各地点において原子力機構が開発した$$gamma$$線エネルギースペクトロメータを用いて$$gamma$$線エネルギースペクトルを測定し、H*(10), 実効線量E(ROT)の推定値,個人線量計の指示値の関係について考察した。

口頭

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。

口頭

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。

口頭

ZnS(Ag)シンチレータを用いたラドン子孫核種影響低減型ダストモニタ検出器の開発,2; 実環境試験

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、$$alpha$$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$$alpha$$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、10$$mu$$Sv/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。

特許

放射能量測定方法及び装置

高崎 浩司; 佐川 直貴; 黒澤 重行; 水庭 春美

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特願 2010-149120  公開特許公報  特許公報

【課題】イメージングプレートを利用した放射線量測定において、自然界からの放射線量(バックグラウンド放射線量)の影響を考慮し、測定目的の放射性物質の存在領域の判定とその領域の放射線量の算出を定量的に行う方法及び放射線量測定装置を提供する。 【解決手段】バックグラウンド放射線量画像データの所定画素数に閾値を設定し、この閾値以上の放射線量画像データの画素が所定数以上に亘って連続する領域を前記放射性物質の存在位置として判定する。閾値は、バックグラウンド放射線量画像データの画素の99%(~99.9%)を含むような値とし、前記放射性物質の存在位置として判定する前記領域は、40画素以上が連続する領域とする。前記放射性物質の放射線量は、代表的な1スポット試料を用いて得られた関係式から算出する。これによって、前記放射性物質の領域及び放射線量を定量的に算出することができる。

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