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内田 真弘; 前田 剛; 滝本 美咲; 高田 千恵; 辻村 憲雄
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核燃料サイクル工学研究所でこれまで使用されていた個人線量計(TLDバッジ)の生産が終了になり、それに代わる個人線量計の選定が進められている。また、2021年4月から眼の水晶体等価線量限度が引き下げられることを受け、新しい線量限度下での被ばく管理方法の検討を進めている。それらの背景から、本研究では2つの調査を行った。一つは、次期個人線量計候補の適用性の検討のために、減速中性子校正場を用いたエネルギー依存性及び方向依存性の調査を行った。その結果、エネルギー依存性については、当研究所の作業環境場において同等の性能が期待でき、方向依存性については、次期個人線量計候補がTLDバッジに比べて大きくなる結果となった。もう一つは、水晶体の被ばく線量評価方法の検討のために、頭頚部用の線量計と水晶体用線量計DOSIRISを用いた現場着用試験を行った。その結果、両線量計の評価値はよく一致し、頭頚部用の線量計でも十分な水晶体線量評価が可能であることが分かった。なお、評価値が2倍異なる作業者(1名)が散見されたが、作業内容を調査した結果、グローブボックスの下段近くで屈んだ状態で作業するなど特殊な事例であることが確認された。
田村 健; 高橋 映奈
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原子力施設において、空気汚染発生等の緊急時には、迅速に空気中放射性物質濃度を監視する必要があるが、研究所で用いている可搬型空気モニタは、約80kgの重量物である上に高価といった課題があった。そこで、軽量かつコンパクトであり安価な緊急時用の可搬型空気モニタを開発した。
本田 文弥; 磯崎 航平; 生天目 聖
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管理区域内での作業において空気汚染が発生し、複数人の身体汚染が発生した場合、内部被ばく防止の観点から迅速な除染が必要である。本研究では、従来よりも迅速な新しい除染方法および汚染拡大防止方法として吸引除染等を検討した。
佐々木 一樹; 奥山 駿; 佐川 直貴; 細見 健二; 高田 千恵
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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、10
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。
ダストモニタの要素技術開発坪田 陽一; 吉田 将冬; 本田 文弥; 床次 眞司*; 中川 貴博; 川崎 位
no journal, ,
「その場」における空気中放射性物質濃度のリアルタイム測定を目指し、捕集ろ紙を使わず、扁平流路内の粒子濃度を直接計測するダストモニタを試作し、性能評価を実施した。試作機は高湿度環境で動作し、従来のSSBDを用いた機器の10倍以上の計数率を測定可能であった。
Se, 
I分析法の開発, 2三枝 祐; 小高 典康; 山本 昌彦; 堀籠 和志; 稲田 聡; 久野 剛彦
no journal, ,
放射性固体廃棄物の処理処分における環境影響の把握のため、再処理工程試料中のIは測定ニーズが高い核種である。本研究では、質量分離部の前段のコリジョンリアクションセル中に酸素ガスを導入することで、同重体となるXeの影響を排除可能なコリジョンリアクションセル搭載型誘導結合プラズマ質量分析装置(CRC-ICP-MS)を用いたI分析法について検討した。本発表では、I測定時の最適ガス流量、Iの分析性能、東海再処理施設の廃液処理施設から採取したヨウ素吸着用フィルター中のIの測定結果について報告する。
ダストデータの取得及び解析吉田 将冬; 川崎 浩平; 會田 貴洋; 坪田 陽一; 菊池 遼*; 本田 文弥
no journal, ,
核燃料物質を取扱ったGBの解体は、密閉したテント内で囲い、内部でエアラインスーツを着用した作業者が切断等の作業を行う。エアラインスーツの使用は、作業環境の空気中濃度限度が定められることから、テント内の空気中放射性物質濃度を常時モニタする管理が求められる。今後、同種作業の安全遂行を図るため、作業の実データに基づき、ダストの発生・挙動について整理・解析する。「常陽」MOX燃料製造に供した乾式GBの解体撤去作業を記録した映像に、ダストモニタの指示値データを同期し、ダスト評価・解析のインプットデータとした。作業内容は約20項目に細分し、作業開始・終了時刻、その際のダストモニタの指示値をデータベース化した。解析の結果、短時間でダストが上昇する傾向が強く、高リスクの作業、ダストの上昇に時間を要することから中リスクの作業,時間に依存せずダストの上昇が見られない低リスクの作業の三つに分類することができた。飛散量の解析では、ダストが最も飛散した作業は、GB缶体の切断・細断で約15kBqであり、総作業時間も約10.6時間と全作業中で2番目に多い。飛散量は工具の種類・特性に関連することも解析より判明している。解析の結果は今後のGB解体撤去作業において、エアラインスーツ作業の放射線安全、および効率的な作業計画立案等に有効な資料となる。今後もGB解体撤去作業からデータを取得し、ダストの発生・挙動の解明、飛散量の抑制、工具特性による影響等、同種作業の安全に資する解析を行う。
谷口 拓海; 大杉 武史; 曽根 智之; 小林 健太郎
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日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所で保管されている有害物質を含む放射性廃棄物の一つとして、廃棄物処理法で規制されているカドミウム(以下、Cd)がある。Cdはそのままでは溶出基準を超過するため、処分するにはCdの溶解性を下げる処理が必要となるため、有効な安定化処理方法について検討した。
佐藤 大輔; 宮崎 康典; 渡部 創; 中村 雅弘; 甲斐 哲也; 柴田 淳広; 野村 和則
no journal, ,
環境負荷低減を目的として抽出クロマトグラフィによる高レベル放射性廃液からのマイナーアクチノイド回収技術の開発を行っている。本技術開発においては、分離対象となるイオンの吸着溶離挙動を把握し、カラムの大きさや吸着溶離操作条件などを最適化していく必要がある。しかしながら、カラム内でのイオンの吸着溶離挙動については、対象イオンの色が薄いあるいは無色であるなどの理由により、その吸着バンドをこれまで視覚的に確認することができなかった。そこで、共鳴中性子イメージング技術を利用し、カラム内での対象イオンの吸着バンドを可視化してその吸着溶離挙動を確認する手法を検討した。これまでに、軽水ではなく重水を用いることでカラム内のEuの吸着バンドが可視化可能であることを確認した。本件では、この方法を用いてEuを対象に吸着溶離操作ごとのカラム内におけるEuの吸着バンドを可視化することにより、Euの吸着溶離挙動を明らかにした。
沖田 将一朗
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JENDL-4.0及びENDF/B-VIIIの黒鉛の熱中性子散乱則を用いた核計算をVHTRCに対して実施し、実効増倍率について実験値との比較を行った。その結果、ENDF/B-VIIIの黒鉛の熱中性子散乱則を用いることで、JENDL-4.0に基づく従来の結果と比較して計算精度が向上した。
廣岡 瞬; 奥村 和之; 牧野 崇義
no journal, ,
光学顕微鏡で得られるMOX燃料ペレットの金相写真は、結晶粒やポア、異常な組織等の情報が得られる。また、写真を撮るだけのため大量のデータを得ることが容易である。しかし、これら微細組織の大きさや数といった定量的な評価は手作業で実施しているのが現状であり、ペレット全体のように広範囲を評価するには膨大な時間が必要になる。ここで、近年進歩の著しい人工知能技術の一つである機械学習を用いた画像解析技術を利用したところ、これまでは不可能であった結晶粒界等を自動検出することが可能となった。機械学習を利用した画像解析は専門的な知識が必ずしも必要ではなく、多くの可能性を秘めていることが分かった。
川崎 浩平
no journal, ,
核燃料物質を取り扱うグローブボックスの火災損傷防止対策として、アクリル樹脂製の窓板に難燃シートを貼り付ける対策を進めている。本難燃シートは米国規格UL94のV試験に基づく燃焼試験において高い難燃性を示すV-0を有している。本対策において、難燃シートはグローブボックス近傍に設置された蛍光灯からの紫外線に長期間曝露されることにより、難燃シートが劣化して、難燃性能及び機械的強度の低下が懸念される。本研究は、難燃シートの使用環境で想定される紫外線を難燃シートに照射して難燃性能及び機械的強度への影響を評価した。本研究により、難燃性能は紫外線照射前後でV-0に変化はなく、また、機械的強度についても紫外線照射前後で変化はなかったことから、使用環境で想定される紫外線の影響はない。
Taの中性子全断面積および捕獲断面積の測定遠藤 駿典; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 修; 岩本 信之; Rovira Leveroni, G.
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タンタル(Ta)の中性子断面積の高精度化を目指し、J-PARC・MLF・ANNRIにてリチウムガラス検出 器およびゲルマニウム検出器を用い、飛行時間法にてTaの中性子全断面積および捕獲断面積の測定を行った。得られたスペクトルデータから0.01eV
50eVの領域の中性子断面積を導出した。
-activityの乾式吸引除染方法の開発浅川 潤; 小野 洋輔; 柴沼 智博; 會田 貴洋; 永井 佑哉
no journal, ,
粉末系の核物質の除染は湿式法が一般的である。しかし、電気機器やカバーオール等には適用が困難であり、適用が可能な対象物であっても廃棄物が多く発生し処分上の問題点でもある。本研究は乾式吸引除染の可能性について、効果的かつ安全な方法の開発を目指す。乾式吸引除染の可能性について、装置・盤類及びカバーオール等衣類を対象に、MOX粉末と空気力学的挙動がほぼ等しい蛍光粉末を用い吸引除染試験を実施した。本研究を通し、乾式吸引除染における一定の効果を確認した。しかし、カバーオール等衣類を対象とした吸引試験後に確認されたノズル吸込口表面への粉末付着は交叉汚染の発生原因ともなる。今後は今回の結果に基づき市販ノズルに固執することなく、MOX粉末の乾式吸引除染に特化した仕様・形状をもつノズルの考案・試作及び吸引した粉末を飛散させることなく回収する方法等の安全性も含め、乾式吸引除染方法の実用化を目指す。
澤田 翔
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第2難燃物焼却工程設備ではHEPAフィルタの目詰まり防止のために保護材としてプリコート材(二酸化ケイ素粉末)の吸着塗布したセラミックフィルタを使用している。セラミックフィルタは捕集された揮発性塩化物を圧空の噴出による逆洗運転によって除去し長期間使用できる設計としているが、設計想定重量の目詰まり寿命と比べてセラミックフィルタの実際の目詰まり寿命が1/4程度となっている。そのため、セラミックフィルタの長寿命化が課題となっている。設計上、プリコート材が十分に塗布されていれば圧空の噴出による逆洗運転によって揮発性塩化物を除去できるため、目詰まりは進行しづらいと考えられる。そこで、セラミックフィルタの逆洗装置を模擬した試験の観察ができる装置の製作を行い、プリコート材の塗布量に対する吸着状況及び逆洗時の剥離効果確認試験を実施した。その結果、セラミックフィルタへのプリコート材の吸着塗布状況及び逆洗状況を目視により確認することができた。また、特定の粒子径以上の粒子が吸着しにくくなる傾向が分かった。今後は、試験結果を踏まえプリコート材の粒子径を変更した試験等を行い、セラミックフィルタ長寿命化に向けた最適なプリコート材の塗布条件を調査していく。
寺阪 祐太; 渡辺 賢一*; 瓜谷 章*
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福島第一原子力発電所(1F)廃炉作業環境での汚染分布測定への適用を目指し、石英光ファイバの一次元位置敏感型放射線センサとしての原理検証を実施した。位置分解能,検出効率,高放射線環境での動作特性を評価し、1F高放射線環境への適用可能性を検討した。
渡辺 奈央; 菅原 隆徳; 大久保 成彰; 西原 健司
no journal, ,
加速器駆動型核変換システム(ADS)特有の構成要素であるビーム窓は、直径45cm厚さ最小2mmの薄い半球殻形状となっており、その製作方法および製作精度が開発課題となっている。そこで、T91鋼の切削加工によりその小型模型を製作した。製作品の三次元測定結果から、実機ビーム窓に対して推定される製作加工誤差は5%程度であり、許容範囲内であることが分かった。
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イメージング検出器の開発森下 祐樹; 星 勝也; 鳥居 建男*
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福島第一原子力発電所(以下、1F)の原子炉建屋では、汚染と汚染が検出されている。1F建屋内の放射能濃度は非常に高いため、GMサーベイメータのような市販のサーベイメータでは、計数値が飽和してしまい放射能を直接測定することはできない。また、線を測定する際、線の影響を受けずに測定する必要がある。この問題を解決するために、超薄型プラスチックシンチレータを用いた・イメージング検出器を開発した。
佐々木 孔英
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高温ガス炉プラントの被ばく線量低減、原子炉一次系事故時の安全性向上、遮へい壁厚削減に伴うプラントのコンパクト化や建設コスト削減を期待し、Cs捕獲機能を有する燃料被覆材を開発する。Csゲッター材として、BiとSbを選定し、カーボン組織中に模擬Csトラップ化合物を形成させ、1500
Cの高温安定性を検証した。Biはカーボン中に析出したもののCs化合物の形成は確認できなかった。Sbはカーボン中にCs化合物(Cs
Sb等)を形成し、1500Cの高温下でも安定性を示したことから、Csトラップ材として機能を有することが分かった。