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坂下 慧至; 奥井 正弘; 吉田 忠義; 植頭 康裕; 奥田 英一
JAEA-Review 2022-012, 42 Pages, 2022/06
JAEA-Review-2022-012.pdf:2.96MB
日本原子力研究開発機構(以下、「機構」という。)は全国に11の研究開発拠点を有しており、それらの研究開発拠点は複数の施設(建屋)から構成されている。近年、各施設において非火災にも係わらず警報が吹鳴する、誤警報の発報件数が増加している。施設には消防法に基づいた自動火災報知感知器が設置されているが、炎や煙が認められない状況の中で119番通報を行うといった例が多くみられた。今回、誤警報の発生状況の実態を把握する目的で、感知器の設置状況等の調査を行った。本調査結果に基づき劣悪な環境下で運用している感知器の誤警報の低減や、老朽化した感知器の計画的な更新に向けた対策を検討した。本調査では誤警報の実態を把握するため、機構内各拠点に設置されている感知器の設置台数、設置時期及び直近3年間(平成30年
令和2年)の誤警報の有無及び誤警報発生時の主な原因等について調査した。調査の結果、機構全体の感知器の総数は34,400台であり、総数の7割以上(約25,000台)が設置年数20年以上(メーカ推奨更新期間)であることが分かった。調査期間(3年間)における機構全体での誤警報の発生総数は65件であり、その主な原因調査では、感知器の設置環境の影響による誤作動が約6割を占めた。残りは通常環境下の使用における経年劣化が約2割、その他が約2割であった。また、設置経過年数が比較的に短い14年以下の感知器から誤警報が発生する頻度が高いことが分かった。通常環境下の使用における経年劣化は設置後15年以上経過したものによく見られたが、その頻度は設置環境の影響による誤作動に比べて低いことが分かった。結果として、誤警報は設置年数が短いもの(概ね14年以下)で、設置環境の影響による誤作動が多く発生していることが分かった。以上のような調査結果をうけ、以下の3つの対策を立案した。感知器の設置台数や機器構成、定期点検における保守状況、誤警報の発生状況や講じた対策をデータベース化し感知器の保守管理に活用すること、既設の感知器の設置環境を確認し設置環境の悪い箇所や周辺設備の影響を受けやすい位置に設置された感知器について積極的に対策を講じること及びメーカ推奨更新期間をおおよその目安として計画的に感知器を更新すること、以上の対策を講じることで自動火災報知感知器の誤警報の低減が達成されると考えられる。
植頭 康裕
いわき市・東日本大震災復興記憶集, P. 37, 2021/00
2011年3月11日に発生した東日本大震災への対応について、環境モニタリング、内部被ばく評価、放射線教育、人材育成の観点から記載した。
前田 剛; 遠藤 佑哉; 植頭 康裕
保健物理(インターネット), 54(3), p.177 - 180, 2019/10
2018年12月15日(土)及び16日(日)の両日、ICRP/JAEAダイアログミーティングが福島県いわき市の東日本国際大学において開催された。ダイアログミーティングは、国際放射線防護委員会(ICRP)により、東京電力福島原子力第一原子力発電所事故後の2011年11月から、地元住民を対象とした放射線防護に関する意見交換会として開催されてきており、今回初めて共催に日本原子力研究開発機構(JAEA)を加えて20回目を迎えた。会場には、地元住民及び国内外の放射線防護の専門家らが集まり、12月15日は77名、12月16日は61名が参加者した。本稿では、筆者らの参加内容を報告するとともに、本会議の内容について紹介する。
斎藤 公明; 高原 省五; 植頭 康裕
日本原子力学会誌ATOMO
, 60(2), p.111 - 115, 2018/02
日本原子力研究開発機構では福島第一原子力発電所事故以来、放出された放射性物質に起因する外部被ばく線量、内部被ばく線量を評価するとともに、リスクコミュニケーション活動を継続して実施してきた。外部被ばくに関しては、統計的に被ばく線量分布を評価する手法、詳細な空間線量率の測定により個人線量を現実的に推定する手法をそれぞれ開発し評価を行った。内部被ばくに関しては、県民健康調査の中でホールボディカウンタによる多数の住民を対象にした測定と線量評価を実施した。約250回に及ぶ「放射線に関するご質問に答える会」を開催し、住民の不安に対応する活動を行った。
武石 稔; 宮河 直人; 植頭 康裕; 中野 政尚; 小嵐 淳; 水谷 朋子; 河野 恭彦; 檜山 佳典*; 藤井 理行*; 菊地 政昭*; et al.
JAEA-Review 2006-024, 133 Pages, 2006/09
JAEA-Review-2006-024.pdf:6.69MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定,核燃料物質使用施設保安規定,放射線保安規則,放射線障害予防規程及び原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県条例に基づき、平成17年4月1日から平成18年3月31日までに実施した原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から放出した低レベル放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出放射能は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書に定められた基準値を十分下回った。
武石 稔; 宮河 直人; 渡辺 均; 植頭 康裕; 水谷 朋子; 檜山 佳典*; 藤井 純*
JNC TN8440 2005-008, 136 Pages, 2005/08
JNC-TN8440-2005-008.pdf:4.14MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定、核燃料物質使用施設保安規定、放射線保安規則、放射線障害予防規定及び原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県公害防止条例に基づき,平成16年4月1日から平成17年3月31日までに実施した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出放射能は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書に定められた基準値を十分下回った。
篠原 邦彦; 武石 稔; 渡辺 均; 植頭 康裕; 水谷 朋子; 檜山 佳典*; 藤井 純*
JNC TN8440 2004-015, 138 Pages, 2004/12
JNC-TN8440-2004-015.pdf:7.78MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定、核燃料物質使用施設保安規定、放射線保安規則、放射線障害予防規定及び原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県公害防止条例に基づき、平成15年4月1日から平成16年3月31日までに実施した排水(放射性物質及び一般公害物質)の放出管理結果をとりまとめたものである。 再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出放射能は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書に定められた基準値を十分下回った。
武石 稔; 宮河 直人; 渡辺 均; 植頭 康裕; 中野 政尚; 竹安 正則; 磯崎 久明
JNC TN8440 2004-002, 149 Pages, 2004/06
JNC-TN8440-2004-002.pdf:3.78MB
東海事業所では、「核燃料サイクル開発機構東海事業所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2 0 0 3年4月から2 0 0 4年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果を取りまとめたものである。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。
植頭 康裕; 橋本 哲夫*
サイクル機構技報, (24), p.39 - 45, 2004/00
ラドンの壊変生成物のような天然に存在する短半減期核種とプルトニウムのような人工長半減期核種を化学分析を実施せずに迅速且つ正確に定量する方法のひとつとして時間間隔解析法がある。この時間間隔解析法は、短半減期核種と長半減期核種において、一定時間内の連続パルスの存在確率がことなっていることを利用したものである。これまで、時間間隔解析法の原理、測定システム、適用例について報告してきたが、今回は上記に加え、確率論を加えた検出下限値の考え方について考察した。
水谷 朋子; 植頭 康裕; 渡辺 均; 武石 稔; 篠原 邦彦; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*
JNC TN8440 2003-024, 144 Pages, 2003/11
JNC-TN8440-2003-024.pdf:7.72MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定、核燃料物質使用施設保安規定、放射線保安規則、放射線障害予防規定及び原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県公害防止条例に基づき、平成14年4月1日から平成15年3月31日までに実施した排水(放射性物質及び一般公害物質)の放出管理結果をとりまとめたものである。 再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出放射能は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書に定められた基準値を十分下回った。
植頭 康裕; 橋本 哲夫*
Radioisotopes, 51(6), 229- Pages, 2002/00
検出器への放射線入射パルス時間間隔とそのエネルギーをリンクすることによる短寿命放射性核種の定量法を開発した。本システムは、ADCからのパルスを100ns程度の時間分解能でマルチチャンネルアナライザ(MCA)とタイマーへ同調させて送信し、パルス整形を行う。測定終了後に、ハードディスク上にメモリーされたエネルギーデータ及び入射時間のタイムデータを取り出して、非隣接事象も考慮したソーティングを行い、目的とする時間間隔(短半減期核種の半減期)に入射したパルスの組み合わせをエネルギー情報に合成し定量する。なお、本システムは、全体から微少時間間隔内に入射した短半減期核種を減算する機能も有している。このシステムにより、環境試料中のラドンやトロンの壊変生成物の定量はもとより、プルトニウムのような人工放射性核種を定量する際にバックグラウンドとなるラドンやトロンの壊変生成物を除去することが可能となった。
植頭 康裕; 橋本 哲夫*
サイクル機構技報, (17), 109- Pages, 2002/00
大気浮遊塵中のプルトニウム等長半減期
線放出核種を迅速に定量するために、パルス入射時間間隔解析を行い、ラドン・トロンの壊変生成物由来の短寿命核種のような連続パルス対と長半減期核種からのランダムパルス対を弁別し、波高弁別情報から減算するシステムについてシミュレーション結果とともに報告する。
植頭 康裕; 渡辺 均; 武石 稔; 篠原 邦彦
サイクル機構技報, (14), 181- Pages, 2002/00
バイオアッセイ試料により回収ウランによる内部被ばくの評価の場合には、試料中に232Uが存在するため、環境試料分析において化学収率補正用トレーサとして利用している232Uを添加することは困難である。また、回収ウランには、235U(7.0
108年、4.40MeV)にエネルギーの近い236U(2.3107年、4.49MeV)が存在するという特徴を有している。このため、238Uの半減期(4.5109年、4.19MeV)に注目し、前処理の簡便な誘導結合プラズマ質量分析装置(Inductively Coupled Plasma Mass Spectrometer以下ICP-MSと略す)を用いて238U,236U及び235Uを定量し、シリコン半導体検出器を用いたスペクトロメトリにおける238Uの分析結果とICP-MSによる238Uの定量結果から放射化学分析における回収率を補正し、234U,23
植頭 康裕
サイクル機構技報, (14), 191- Pages, 2002/00
平成13年10月22日から26日まで東海事業所において開催されたIAEA/RCA排水の放出管理と環境モニタリングに関するワークショップについて、その概要及びワークショップ参加者からの感想を報告する。
植頭 康裕; 中野 政尚; 藤田 博喜; 渡辺 均; 圓尾 好宏; 篠原 邦彦
Proceedings of the International Workshop on Distribution and Speciation of Radionuclides in the Environment, p.354 - 357, 2000/00
None
植頭 康裕; 森田 重光; 渡辺 均; 宮河 直人; 片桐 裕実; 赤津 康夫
Health Physics, 0 Pages, 1997/00
テクネチウム-99(99Tc)は、核分裂による生成が約6%と高く、半減期も2.1410^5と極めて長いため、環境影響評価上重要な核種である。そこで妨害核種の除去にキレート樹脂を、また、測定系に誘導結合プラズマ質量分析装置(Inductively Coupled Plasma Spectrometer:ICP-MS)を用いた高感度定量法を開発し、99Tcの環境中における挙動を解析した。東海村の畑土は、1.510^-1Bq/kg・dryレベルであり、植物中濃度は、3.610^-2mBq/kg・生であった。これまで移行係数については、トレーサ試験の結果から10^-210^2と高い値が報告されていたが、フィールドデータより求めた移行係数は2.410^-4であり、トレーサ実験による移行係数より2桁以上も小さいことがわかった。この結果から99Tcの移行係数は、他の核種同等レベルであることが
寺門 義則; 兼山 和典; 圖師 諒史; 植頭 康裕; 木内 伸幸
no journal, ,
福島県民健康管理の一環として実施しているホールボディカウンタを用いた内部被ばく検査において、冬期に福島県内の検査機関から
Csのみが検出される事象があると相談を受け、それらの事象の原因を探るとともに、それらを防ぐための方策及びそれらの事象が発生した場合の対処について検討した。
桑田 遥*; 萩原 大樹; 柳澤 華代; 眞鍋 早知*; 武石 稔; 渡辺 均; 植頭 康裕
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所からの排水にトリチウムが含まれるが、海水中と海産物中のトリチウム濃度は異なる可能性がある。そのため、海産物に取り込まれた有機結合型トリチウム(OBT)と組織自由水(TFWT)トリチウムを区別して評価することが重要である。OBT分析は、前処理工程が複雑なため非常に長い分析時間を要する。そこで海産物中のOBTの迅速分析法を開発した。本法では、従来の乾燥工程とは異なる凍結乾燥に加温乾燥を組み合わせた手法により、乾燥工程及び試料形状の検討を行った。凍結乾燥は組織自由水の回収率が約70%以上になるまで行い、前日との重量の比が1.0%未満になるまで加温乾燥を行った。これらの結果、乾燥工程に要する時間が約14日から約7日に短縮した。供試料量を減らしたところ、乾燥時間は4日程度であった。乾燥に要した時間について、試料形状はミンチ、ブロックともに差異は認められなかった。しかし、迅速試料燃焼装置の燃焼において、ミンチ状よりもブロック状にしたほうが燃焼水量も多く、燃焼の残存物も少ないためブロック状の試料が適していることが分かった。なお、本法における定量下限値はTFWTが0.84Bq/kg・生、OBTが0.15Bq/kg・生であった。
柳澤 華代*; 桑田 遥*; 萩原 大樹; 植頭 康裕
no journal, ,
Sr-90は化学的挙動がCaと類似し、骨に対して高い親和性を有する。そのため、骨や殻ごと食べる水産物中のSr-90濃度を求めることは重要である。本法では共存物質が多量に含まれると、シグナル強度の減少などが起こる場合があるため、水産物試料のCa含有量及び共存物質(Ca)存在下における測定値の挙動を調査した。試料中の主成分元素の含有量を把握するため、市販の水産物について、試料をマイクロ波試料前処理装置によって分解し、蒸留水で希釈してICP-AESで測定した。また、既知濃度のSr-90を含む試料溶液にCaを添加し、測定を行った。測定は内標準補正シグナル積算法に基づき、内標準溶液を導入して行った。また、安定Srを含む溶液をオンライン固相抽出/ICP-MSと同条件で分離・濃縮し、カラム通液前後のSr量をICP-AESで測定することで、Sr回収率を算出した。Re-187を用いて補正した場合、測定値は添加濃度に対してRSD8.015.3%の範囲で一致したが、一部で添加濃度に対して最大約30%低い値が得られた。このとき、Sr回収率も同様の傾向を示したことから、今回の調査範囲内では、主に、Sr回収率の変化が測定値に影響を及ぼすと考えられる。
桑田 遥*; 萩原 大樹; 柳澤 華代*; 眞鍋 早知*; 武石 稔; 渡辺 均; 植頭 康裕
no journal, ,
Tritium is included in liquid waste from Tokyo Electric Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, but concentrations of it in marine products and seawater have differences. Furthermore, concentrations of Organically Bound Tritium (OBT) and Tissue Free Water Tritium (TFWT) in marine products also have differences. Therefore, it is important to distinguish OBT from TFWT in marine products. A chemical procedure of OBT analysis needs very long time because a pretreatment process is complicated. Thus, a rapid analytical method for OBT in marine products was developed by Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Due to this new methods of freeze-drying combined heating-drying, an analysis time is shorter than a conventional method from 14 to 7 days. The concentrations of TFWT and OBT in the flatfish sample which was caught near the Power Station were less than a detection limit (5, 0.5 Bq.kg
, respectively).
