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高嶋 秀樹; 高崎 浩司; 清水 武彦; 栗原 良一
原子力eye, 57(5), p.72 - 76, 2011/05
2010年10月11日(月)に「原子力・放射線部門」の技術士第一次試験が実施された。技術士第一次試験は、例年通り、基礎,適性,共通,専門の4科目から構成され、すべて択一式問題であった。本誌では、これら4科目のうちから専門科目35問について、3月号と4月号,5月号の3号に分けて設問と解答の解説を掲載する。本5月号では、出題された35問のうち放射線分野の14問について設問と解答の解説を行う。
薄井 利英; 高嶋 秀樹; 岩佐 忠敏; 浜崎 正章
Proceedings of 3rd Asian and Oceanic Congress on Radiation Protection (AOCRP-3) (CD-ROM), 3 Pages, 2010/05
As to the evaluation method of surface contamination used in radiation control of ORDC, where an evaluation method of surface contamination provided by JIS (Z4329, Z4334, Z4504: 2008) is introduced, an influence on radiation control was investigated. As a result of the investigation, measurement conditions and radiation control method need to be changed where the evaluation method according to JIS (Z4329, 4334, 4504; 2008) is adopted. The operated radiation control may not be able to maintain because the detection limit is higher than current one. Therefore the procedure of surface contamination control of JIS (Z4329, 4334, 4504: 2008) should be adopted after reviewing details considering the reasonableness of radiation control.
Np核分裂断面積の測定大木 繁夫; 高嶋 秀樹; 若林 利男; 山口 憲司*; 山脇 道夫*
JNC TY9400 2004-005, 36 Pages, 2004/05
JNC-TY9400-2004-005.pdf:1.01MB
高速炉を用いたマイナーアクチナイド(MA)核種の核変換研究の一環として、高速中性子源炉「弥生」において、235Uに対する237Npの核分裂断面積比をバック・ツー・バック(BTB)核分裂検出器を用いて測定した。弥生炉の炉心中心、側部ブランケットをそれぞれ貫く、グローリーホール、グレイジングホールと呼ばれる実験孔における測定のため、小型BTB検出器を準備した。実験孔内の測定位置を変えることにより、核分裂断面積比の中性子スペクトル依存性を調べた。核分裂断面積比の測定結果を、核データライブラリ(JENDL-3.2、ENDF/B-VI、JEF-2.2、JENDL-2)を用いて計算した値と比較した。炉心中心における計算値は、約30%の系統的な過大評価となることがわかった。計算値における核データライブラリ間のバラツキは、測定値との相違に比べると小さいものであった。また、C/E値には測定位置依存性が見られている。この30%もの過大評価が核データの誤差に起因するとは考えにくい。本測定結果には測定精度の面で課題がある。波高スペクトルに対するアンフォールディング等により誤差の原因を取り除くことができれば、237Npだけでなく中性子スペクトル場を形成する235U, 238Uの核データ検証の参考情報として、本測定結果を活用できると考えられる。
吉川 英樹; 池田 泰久*; 高島 洋一*; 関 季紀*
MRS '94, 134, ,
129Iを含有する廃棄物の地層処分を考慮し、地下水環境下でのヨウ素の化学種であるI-イオンを吸着しそうな天然鉱物について、その吸着能について研究し、吸着機構について考案を行った。本件はMaterlal Research Society(平成6年10月京都にて開催)で発表のロングアブストラクトである。
高嶋 秀樹; 岩佐 忠敏; 江口 和利; 吉持 宏; 大林 弘; 江森 修一
no journal, ,
原子力機構大洗研究開発センターの照射燃料試験施設(AGF)では、Am含有MOX燃料の製造及びその特性試験の実施により施設内に存在する核種組成比等の状況が大きく変化している。このため、当該施設の核種組成比等を測定分析し、その結果から緊急時の放射線管理方策について検討した。分析試料は施設内のセルやグローブボックス(17箇所)内を採取し、質量分析等の測定結果より核種組成比を評価した。その結果、MA燃料ペレットに近似した核種組成が多く、また各試料の核種組成(特にAm-241, Pu-239, Pu-240)に違いが見られた。これらのことから、緊急時の放射線管理方策の検討結果は、以下のとおりとなる。(1)今回得られた汚染核種の分布結果を利用することにより、比較的迅速に計測が可能な全
放射能から、事故発生場所のPu, Am等の核種ごとの放射能を推定評価することにより、迅速な内部被ばくの一次評価が可能である。(2)放射性物質の異常放出や空気汚染等の発生時には、比較的迅速に計測が可能な全放射能と含有率の高いAm-241の
放射能を評価することにより、起因場所や核種組成の推定が可能である。
線スペクトロメータへのマルチチャンネル波高分析レートメータの適用齋藤 圭; 高嶋 秀樹; 江森 修一; 相馬 丞; 高田 千恵
no journal, ,
マルチチャンネル波高分析レートメータ(MCRM)とは、既存技術であるマルチチャンネル波高分析器(MCA)の分布表示機能に、計数率分布表示できる機能を付加した計測機器である。今回、ファイバーエリアモニタ用の線量分布表示装置として開発してきたMCRM試作機を改良し、Ge検出器を用いた線核種分析装置に適用した。特性試験として、Ge検出器による出力波形をパルス発生器で模擬し、計数率の経時変化を確認した。また任意の経過時間ごとに得られる計数率分布と実際に同等時間積算して得られるMCA積算分布を比較した。
Co標準線源を用いた確認では、既存MCAの核種同定結果と今回MCRMで得られる任意の経過時間ごとの計数率分布から算定した核種同定結果について、その放射能強度の予測度を比較した。その結果、計数率表示動作については、経時変化及び分布について動作原理通りの挙動を示すことが確認できた。また、核種同定の結果については、MCAによる1000秒測定結果に対してMCRMにおける100秒程度の核種同定結果でも、ほぼ追従できることが確認できた。今後、線核種分析装置による有意核種の定性分析について迅速化が期待できる。
薄井 利英; 高嶋 秀樹; 齋藤 圭; 田川 博; 伊藤 公雄; 江森 修一
no journal, ,
固着性汚染の測定では、サーベイメータによる直接測定法が一般的であるが、測定場所の空間線量当量率が高いために直接測定法で評価することが困難な場合がある。そこで今回、イメージングプレート(以下、IPという。)を用いて放射線作業環境中における固着性汚染分布の測定,評価への適応を目的とする試験を実施した。IPの基礎特性試験として、IP測定面の感度均一性,測定値の再現性やフェーディング特性を確認した。また、測定対象に核燃料物質等を取扱う施設の汚染されたグローブ手部を用いた。測定の結果、IP測定面の均一性は、読み取り装置に起因し、一部の位置で約20%程度低くなることがわかった。また、測定値の再現性及びフェーディング(Cl-36 75.4Bq/cm
で10分暴露、暴露後60分)は、それぞれ約5%,約1%以内と非常に良かった。グローブ手部は、汚染分布や相対的な強度を確認することができ、サーベイメータによる固着性汚染の分布や相対強度の評価が難しい測定環境下でも、IPを用いることで評価が可能となり、作業者の被ばく低減対策のための効率的な汚染除去や最適な放射線防護措置の検討に適応できるものと考える。
岩佐 忠敏; 中山 直人; 三上 智; 江口 和利; 高嶋 秀樹; 人見 順一; 五味渕 優*
no journal, ,
GM計数管では計数率が高くなると数え落としが生じる。真の計数率を求めるには数え落とし補正を行う必要があるが、そのためには不感時間を知る必要がある。不感時間の測定方法としては、一般的に二線源法やオシログラフ法,崩壊線源法が知られている。しかし、これらの測定方法では測定に要する時間や専用の線源を必要とするなど、現場で実用的に利用するには課題がある。本報告では照射燃料集合体試験施設(FMF)のホットセル内を採取したスミヤ試料とGM測定装置(アロカ製JDC-125)を利用して不感時間を測定する方法について検討した結果を報告する。
石田 恵一; 三上 智; 岩佐 忠敏; 浜崎 正章; 薄井 利英; 高嶋 秀樹; 人見 順一
no journal, ,
大洗研究開発センターで使用している表面汚染計等に対しJIS(Z4334, Z4504;2008)による表面密度の評価方法を導入した場合の影響調査を行った結果、検出下限値の変更等により一部の表面汚染計等ではセンター内の管理基準値(:0.04Bq/cm, 
():0.4Bq/cm)を満足できない場合があることなどが明らかとなった。センター内における管理基準値を満足させるために必要な管理方法の変更等具体的な対策についてサーベイメータ他を対象機器として、時定数や測定時間等の測定条件を変化させた場合、それら対象機器の検出下限値が管理基準値を満足する条件を調査した。その結果、現在の管理基準を満たすためには、測定時間の延長,スミヤ試料の採取面積の変更のほか、実験的評価により得たふき取り効率の採用等の対策が必要であることがわかった。同時に、さらに人や物品の出入りにかかわる汚染検査等放射線管理に要する時間の増加等、現場における負担増を最小限に抑えるように管理基準値の変更も含めた合理的な運用管理方法を採用することも肝要と考えられる。
色川 弘行; 浜崎 正章; 石田 恵一; 三浦 嘉之; 岩佐 忠敏; 叶野 豊; 三上 智; 高嶋 秀樹; 人見 順一
no journal, ,
東北地方太平洋沖地震により被災した東京電力福島第一原子力発電所から放出された放射性核種(Cs-134,Cs-137,I-131)の影響より管理区域のバックグランドが上昇し、通常の放射線管理が困難となった。これら影響下での暫定的な放射線管理対応について報告する。
大川 康寿; 三上 智; 高嶋 秀樹; 人見 順一
no journal, ,
スミヤ試料の状態による計数率への影響について、採取したスミヤろ紙等に水分が含まれている等現場放射線管理において遭遇する可能性のある条件を模擬した実験により評価した。
薄井 利英; 岩井 亮; 五味渕 優; 中山 直人; 岩佐 忠敏; 高嶋 秀樹; 人見 順一
no journal, ,
放射線作業の管理における一環として、表面密度の管理があり、測定対象物の表面密度を間接的に測定する方法としてふき取り法がある。また、必要に応じて作業場所等の放射性物質の除染が必要となる。その際使用するふき取り用の資材としては一般的に市販されているもので、紙タオル・化学ぞうきん・スミヤろ紙等がある。本件ではスミヤ資材として、4枚重ねの紙タオル(パルプ100%)・化学ぞうきんA(セルロース製不織布)・化学ぞうきんB(含油脂レーヨン不織布)・スミヤろ紙を用い、これらのふき取り効率、除染の容易性に関し、福島第一原子力発電所の事故由来の核種Cs-134及びCs-137が含まれた塵等を水に溶かした溶液を用いて「JIS Z4504放射性表面汚染の測定方法」に基づく実験的評価を実施したので、その結果を報告する。
対比率の測定及び核種分析結果から鑑みた放射線管理中山 直人; 薄井 利英; 五味渕 優; 高嶋 秀樹; 人見 順一
no journal, ,
照射燃料試験施設における現状の核種組成比を把握し、放射線管理手法の再検討を行う目的で、セル及びグローブボックス内を対象に、スミヤろ紙を用いて対放射能比率の測定及び線核種分析の試験を実施したので報告する。
中山 直人; 岩佐 忠敏; 浜崎 正章; 住谷 佳信*; 荻谷 尚司; 色川 弘行; 叶野 豊; 高嶋 秀樹; 人見 順一
no journal, ,
ホットセル内除染や不要機材の解体作業において、作業者の皮膚及び水晶体の等価線量評価が重要となるが、等価線量を計画する上で必要な線量と線量の比率に関するデータが少なく、実測により把握する必要があった。そこで、事前にセル内作業場所における線量及び線量の測定を実施し、その比率をセル内作業者の等価線量について作業計画に反映したので報告する。また、当該作業で得られた等価線量の実績や本作業における放射線管理全般についても紹介する。
岩佐 忠敏; 中山 直人; 前田 英太; 薄井 利英; 叶野 豊; 高嶋 秀樹; 色川 弘行
no journal, ,
遊離性表面汚染の測定方法として、スミヤ法があり、その際に使用するふき取り資材には一般的にスミヤろ紙を用いることが多い。また、作業場所等の放射性物質の除染の際には、スミヤろ紙を含め、紙タオル, 化学ぞうきん等の資材を用いている。これらのふき取り資材におけるふき取り特性(ふき取り効率、除染の容易性)に関して実際の現場で表面密度管理の対象となる材質や核種を考慮し、「JIS Z4504放射性表面汚染の測定方法」に基づき実験的評価を実施した。本報告では、前回の報告後に、今後の管理に有用な情報となる試験片及び試験溶液(核種)を選定し、ふき取り資材の特性評価を実施したので、その結果について報告する。
佐久間 修平; 渡邊 裕貴; 黒江 彩萌; 滝本 美咲; 高嶋 秀樹; 高田 千恵; 辻村 憲雄
no journal, ,
水晶体等価線量限度を引き下げる法令改正を受け、核燃料サイクル工学研究所では、グローブボックス作業時など線量の高い環境で鉛含有の防護メガネを着用する際は、眼近傍に着用する水晶体用線量計を用いることとなった。線源となるグローブボックスには、内部の装置,壁面全体に放射性物質が付着しており、様々な方向から放射線の入射が想定される。本研究では防護メガネを着用した作業者と線源の位置関係に着目し、水晶体用線量計の着用位置と実際の眼の水晶体位置での被ばく線量の差異を評価するため、校正場での照射試験及び作業現場での着用試験を実施した。その結果、作業者と線源の位置関係によらず、水晶体用線量計によって水晶体等価線量を適切に評価できることが分かった。また、線種や放射線の入射方向によっては、防護メガネでは防護できない状況が起こり得ることも分かったので、今後はその場合の防護策について検討する必要がある。
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。
線空気モニタの高経年化に係る取り組み今橋 淳史; 佐川 直貴; 金澤 信之*; 田村 敏寛*; 細見 健二; 高嶋 秀樹
no journal, ,
日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所内の核燃料物質等取扱施設では、線空気モニタを用いて作業環境におけるプルトニウム等の線放出核種の空気中濃度を常時監視している。当研究所内に設置している線空気モニタは、常時監視している空気中濃度に異常があった際は、作業者を退避させるための警報を発報する機能を備えているが、30年以上運用されていることから、測定部の半導体検出器の劣化や前置増幅器の作動不良が原因と推定される誤計数による警報誤吹鳴事象が年々増加する傾向にあった。線空気モニタの高経年化対策として、測定部を耐久性の高いイオン注入型半導体検出器へ部品交換し、前置増幅器については耐ノイズ性の高い回路基盤を製作して部品交換を進めた結果、誤計数による警報誤吹鳴事象の発生は減少し、設備の信頼性を確保することができている。本発表では、これら高経年化に係る取り組み内容について報告する。
橋本 崇紀*; 佐久間 修平; 細見 健二; 渡邊 裕貴; 海野 基義; 高嶋 秀樹
no journal, ,
積算形中性子個人線量計の規格では、臨界事故等の高線量被ばくを対象外としていることから、中性子個人線量計の線量上限は20mSvとなっている。しかし、緊急作業時の線量限度は、東日本大震災による東京電力福島第一原子力発電所事故の際に250mSvに引き上げられたことから、中性子個人線量計に対しても線量限度である250mSvに対応できることが望まれる。本研究では、CR-39と呼ばれるPADC検出器を用いた中性子個人線量計に対して、5MeVの単色中性子を1mSvから300mSvまで照射する試験を実施し、緊急作業者に対する線量限度である250mSvを評価できることを確認した。
