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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。
木名瀬 栄; 斎藤 公明
no journal, ,
国際放射線防護委員会は、環境の放射線防護体系の基本的な要素として、カエルや褐藻などの12種類のレファレンス動植物の線量評価モデルなどを開発した。カエルのような小動物は、臓器表現をせず、回転楕円体により体全体をモデル化した。こうした回転楕円体などを用いたファントムの開発は、ヒトやマウスに対して行われてきたが、近年は、CTやMRIなどの医療画像データや凍結切片イメージデータを用いたボクセルファントム開発が多くなっている。歴史的な変遷などを踏まえると、レファレンス動植物の線量評価モデルには、回転楕円体による簡易幾何形状ではなく、ボクセル形状による臓器含有ファントムを開発することが適当であると考える。報告者は、レファレンス動物の1つであるカエルに着目し、凍結切片イメージデータをもとにした線量評価用ボクセルファントムを開発し、モンテカルロ計算により、肝臓などの臓器の光子・電子自己吸収割合を評価した。その結果、16臓器・組織を区分けした世界初の臓器線量評価用カエルボクセルファントムを開発するとともに、光子,電子に対する、カエルの肝臓自己吸収割合は、それぞれの放射線エネルギーが大きくなると減少することを明らかにした。
中野 政尚
no journal, ,
2006年末現在、地球上には429基の原子力発電所が運転しており、その設備容量は約390GWeである。また、日本,フランス,英国には商用再処理施設が稼働中であり、トリチウム等の液体廃棄物は各施設の基準に従い管理放出されている。個々の発電所,再処理施設においてはそれぞれに安全審査がなされている。これまでは、個々の施設の影響が十分に小さく、多国間の複合的評価の必要性は小さかった。しかし、地球規模での環境問題に対する関心の高まりや、世界的な原子力エネルギーの需要増大を受け、今後ますます多国間に渡る複合評価が必要となる。本研究では、JAEAで開発した「海洋環境放射能による長期的地球規模リスク評価モデル(LAMER)」を用いて、世界の原子力施設からの放出等による長期的多国間放射線影響を定量的に計算し、環境影響評価に関して検討した。
佐藤 達彦; 保田 浩志*; 高田 真志*; 矢島 千秋*; 中村 尚司
no journal, ,
放射線輸送モンテカルロ計算コードPHITSと最新の核データライブラリJENDL高エネルギーファイルを組合せた大気中における宇宙線挙動シミュレーション手法を確立し、地表面を含むさまざまな条件で測定された宇宙線スペクトルを精度よく再現することに成功した。また、上記シミュレーションにより得られた結果の系統性を解析し、大気中の任意地点における宇宙線スペクトルを迅速に予測可能な数学モデルPARMAを構築した。さらに、PARMAを基にした宇宙線スペクトル及び被ばく線量計算プログラムEXPACSを開発し、インターネットより一般向けに公開した。発表では、構築したモデルの詳細について説明するとともに、共同研究者らと実施した航空機内中性子被ばく線量測定実験結果とモデル計算結果の比較について述べる。
曳沼 裕一; 眞田 幸尚; 長谷川 市郎; 金澤 信之; 川井 啓一*; 百瀬 琢麿
no journal, ,
核燃料サイクル工学研究所プルトニウム転換技術開発施設には、臨界事故の発生が直ちに検知できるよう法令に基づき、臨界警報装置を設置している。本装置は、プラスチックシンチレーション検出器により臨界事故の線を検知し、施設内外の警報器により従業員等の退避を促すとともに近接を防止する機能を有し、2 out of 3冗長を採用するなどの信頼性を考慮した設計となっている。従来の臨界警報装置は、設置から約20年が経過し保守用部品の製造中止などから更新が必要となった。ここでは、2007年11月に運用を開始した更新後の新しい臨界警報装置の設計及び配置について報告する。
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、
Pu等からの粒子と
O等との(,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。
辻村 憲雄; 吉田 忠義; 高田 千恵
no journal, ,
Cf中性子線源と鉄,黒鉛,アクリルからなる減速材を組合せることによって、MOX燃料の作業現場に類似した中性子スペクトルを持つ校正場を開発,整備した。減速場の構造,計算と測定によって評価した中性子スペクトル,線量率などを紹介する。
中居 邦浩*; 甲斐 倫明*; 大越 実; 加藤 智子; 山口 徹治; 佐々木 隆之*; 服部 隆利*; 宮崎 振一郎*; 吉澤 勇二*; 樋口 奈津子*; et al.
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分において、極めて長期の不確実性の大きい状況での放射線防護の枠組みを検討するためには、想定されるさまざまなシナリオの分析や試算例を念頭におくことが望まれる。この線量試算では、仮想的な状況も考慮して、幾つかの線量試算例を提示し、放射性廃棄物処分の放射線防護を考える基礎を提供する。
波戸 真治; 本間 俊充
no journal, ,
国際放射線防護委員会(ICRP)は、ICRP Publ.100(2006)で人消化管モデル(HATM)を公表した。HATMは、従前、内部被ばく線量評価で使用されていたPubl.30(1979)の胃腸管モデルに取って代わる新しいモデルである。Publ.30のモデルは作業者を対象としたモデルであったが、小腸から血液への吸収割合f1値に年齢依存を持たせることで一般公衆にも使用されていた。また、食道がモデル化されていないなどの問題があった。これらの問題点とPubl.30以降得られた知見によって、HATMが開発された。本発表ではHATMとPubl.30のモデルの器官残留量を数値計算により評価し、両モデルの違いを定量的に明らかにする。
竹安 正則; 菅井 将光*; 小沼 利光; 武石 稔; 松浦 賢一
no journal, ,
降雨時の大気中ラドン壊変生成物の地表沈着による空間線量率の上昇は、原子力施設からの放射能放出に伴う線量率上昇を弁別するうえで妨害因子となっている。本研究では、降雨時に隣接したモニタリングポストでの線量率変動の相関関係を利用して降雨時における施設放出寄与分を定量化した。そして、東海再処理施設から放出されたKr-85による、降雨時の線量率寄与分の弁別を試みたので、その結果について報告する。
吉澤 勇二*; 甲斐 倫明*; 大越 実; 加藤 智子; 山口 徹治; 佐々木 隆之*; 服部 隆利*; 宮崎 振一郎*; 樋口 奈津子*; 床次 眞司*; et al.
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分において、遠い将来に放射性核種が生物圏に移行してきたときの一般公衆に対する線量評価の中で、U-238, U-234及びPu-238を親核種とする崩壊系列の放射性核種の被ばくに対して、ラドンを考慮した場合の線量への影響に関する評価結果を示す。
竹安 正則; 武石 稔; 小沼 利光
no journal, ,
原子力施設の事故時環境線量評価においては、これまで、半減期が数分以内の短半減期核種の放出後の大気拡散中における放射性減衰を考慮していなかったことから、環境線量が過大評価になる傾向にあった。本研究では、短半減期放出核種の放射性減衰を考慮に入れて事故時の環境線量を計算した。その計算結果に基づき、放射性減衰を考慮しない場合の評価と比較・検討したのでその結果を評価方法とともに報告する。
植頭 康裕; 飛田 和則; 山口 武憲; 百瀬 琢麿; 村上 博幸; 古田 定昭; 山口 恭弘
no journal, ,
平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構を統合し、日本原子力研究開発機構が発足した。両法人間では、放射線管理の内容は同じであるが、分野で現場での詳細な管理手法,自主的な管理基準等が異なっているものがあった。法人統合に伴い、管理基準や管理手法等の整合を図ることを目的とし、管理の実情を調査しつつ、それらの適用について検討している。本報告では、これらの状況について紹介するものである。
中川 貴博; 高田 千恵; 関根 伸行*; 高安 哲也*; 辻村 憲雄
no journal, ,
【はじめに】MOX施設の管理区域境界では、施設の運転状況から線量率が低く変動が小さいことを前提として、サーベイメータでの定期的な線量率測定を管理の基本としている。しかし、微小な線量率変動の影響を加味し、1.3mSv/3月間を超えないことを確認するためには、積算線量計での測定が望ましい。核燃料サイクル工学研究所では、TLDを内蔵した中性子線量当量計を平成14年に導入し、既に運用していた線用TLDとともに現在まで測定を行ってきた。【性能試験】本線量当量計について、これまでに報告されていない頂点方向入射の方向特性とMOX施設への適用の再確認のためエネルギー特性に関する試験を行った。加えて、モンテカルロ計算(MCNP5)にて詳細な性能評価を行った結果、方向依存は無視できる程小さく、エネルギー特性についても、本線量当量計がMOX施設での積算線量測定に十分な性能であることが確認できた。【運用実績】あるポイントでは、サーベイメータによる測定結果は検出下限値未満であったが、積算線量計を用いることで、微小な線量変動を捉えることができ、きめ細やかな管理が可能であることが確認できた。
高田 千恵; 中川 貴博; 辻村 憲雄
no journal, ,
万一臨界事故が発生した場合に被災者及び事故対応要員の被ばくレベルがどの程度になるかを推定することは、緊急対応計画の策定又は実効性の高い訓練計画の立案のための情報として非常に有用である。これまでに国内外の核燃料施設で発生した臨界事故計22件のうち21件が溶液系臨界事故であり、JCOでの事故もこれに含まれる。また、JAEAの再処理施設及びMOX燃料施設での臨界事故もすべて溶液系で想定されている。本件は、このような溶液系臨界事故について、事故の規模及び被ばくレベルを簡便に推定するための線源条件について検討することを目的として行った。事故の規模を表す場合は臨界継続時間中の出力変化を加味する必要があるが、今回は第1パルスによる被ばくを検討の対象とし、モンテカルロコードによる計算にて評価を行った。この結果から、核分裂数だけでなく、核分裂あたりの漏洩中性子も体積の関数で表すことができることが示唆された。遮へいがない場合はn/比も大きくは変化しないことから、少なくとも遮へいなしの状態での被ばくのレベルは溶液の体積から推定することができる。
鳥居 建男; 奥山 慎一; 野崎 達夫; 杉田 武志*; 村木 綏*
no journal, ,
日本海沿岸で発生する冬季雷活動時に空間放射線量率が上昇する事象が観測されることがある。本件は、もんじゅ周辺で観測された事象の特徴とともに、放射線の発生源として考えられる雷雲電界内での放射線挙動について報告する。
I放出データを用いた線量評価及び防護措置モデルの検討本間 俊充; 松原 武史*; 木村 仁宣; 高原 省五
no journal, ,
原子力施設の確率論的安全評価(PSA)手法の高度化・開発整備の一環として、事故影響評価手法(OSCAARコード)の性能を評価するため、国際原子力機関(IAEA)が主催した「放射線安全のための環境モデリング(EMRAS計画)」で提案されたチェルノブイリ事故に起因するI放出データを用いて、安定ヨウ素予防服用等の線量低減のための防護措置効果について検討した。
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。
橋本 周; Sohn, S.-K.*; 飯本 武志*; 小佐古 敏荘*
no journal, ,
複数の放射線検出器により線量などの目的量を適切に評価する場合に、各検出器の出力比及び目的量との比によるベクトル空間を作成すると、これらの値は閉凸空間を形成することが知られている。この手法を用いた中性子線量評価について検討している。熱中性子に対して高い感度を有する特性と速中性子に対して高感度の特性の双方を併せ持つ検出器を用いて、本手法による線量評価の実験を行った。この検出器の出力については、あらかじめシミュレーション計算を行い、単色中性子やRI中性子を用いた実験で検証した。この検出器出力を用いてベクトル空間を形成し、さまざまな条件の入射中性子に対する模擬出力の計算結果、及び実験結果を当てはめたところ、閉凸空間中に配置されることが確認された。