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立部 洋介; 小沼 勇; 川崎 克也; 古渡 意彦; 澤畠 忠広; 佐藤 康夫; 吉澤 道夫
no journal, ,
放射線標準施設棟は、放射線モニタ及びサーベイメータ等の放射線測定器を校正する施設であり、校正作業において密封RIを多数使用している。密封RIはおもに、照射装置に組み込まれ、ほぼ毎日のように各照射室で数十名が使用しているうえ、複数を同時に使用するケースは頻繁にある。そこで、PCを利用し密封RIの管理を1998年度から自動化で行っている。この線源管理システムは、近年、老朽化によるPCの故障及びシステムの不具合が多発し、業務に支障が生じたことからシステムの更新を行った。更新では、新たにクライアントサーバ方式採用など種々の改善策を講じ、管理業務のさらなる効率化が図れた。
橋本 周; 田中 正人*
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現存する被ばく状況に関する防護の安全規準は、日本保健物理学会放射線防護標準化委員会の決議及び公衆審査を経て平成21年3月に制定された。適用の範囲,線量規準について紹介する。
飯嶋 信夫; 眞田 幸尚; 山下 朋之; 百瀬 琢麿
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再処理施設等の核燃料物質を非密封で取扱う施設において、作業員の内部被ばくを防止するため、ダストモニタにより空気中放射性物質濃度の連続的な測定・監視を行っている。施設外への放射性物質の放出を防ぐために、核燃料取扱施設内の空気は強制的に換気されており、自然界に存在するRnからの子孫核種濃度は環境中に比べて低く、施設内における人工放射性物質の検出に大きく影響しない。しかしながら、激甚災害時や換気制御のトラブルによって施設の換気が停止した場合、ダストモニタに対するRn子孫核種の影響が大きくなり、人工放射性核種の検出が難しくなると考えられる。そこで、本研究では、稼動前の施設において換気停止した状態におけるRn子孫核種のダストモニタへの影響について調査し、換気停止時の空気中放射性物質濃度の管理方法について検討した。
増山 康一; 荒川 侑人; 大塚 義和; 横須賀 美幸; 小林 誠; 秋山 勇; 清水 勇
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日本原子力研究開発機構の燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)に設置してある過渡臨界実験装置(以下「TRACY」という)では、臨界超過(臨界事故)におけるウラン溶液燃料の挙動研究が行われている。運転に伴って生成された核分裂生成ガス(以下「FPガス」という)は2日以上ベント系内で隔離し、短半減期核種を減衰させた後、気体廃棄物処理設備を経由して排気筒から放出される。この放出されたFPガスは、排気筒ガスモニタで濃度の測定が行われてきた。本件では、排気筒ガスモニタの濃度測定から求めた放出量(以下「排気筒ガスモニタ実測値」という)の妥当性を確認するために、FP核種崩壊データファイルをもとに算出した理論値と実測値とを比較し、得られた知見について発表する。
小沼 勇; 金森 賢司; 関島 光昭; 小林 誠; 秋山 勇; 清水 勇
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原子力科学研究所の再処理試験室では、燃料再処理及び放射性廃棄物処理に関する研究開発が行われ、現在所期の目的を達成したため、廃止措置作業が進められている。本施設は、過去の使用状況から建家内の汚染状況の把握と汚染除去方法の検討が必要であり、廃止措置計画の立案から汚染除去作業まで計画的に作業が進められている。作業を行うにあたっては、建家内の汚染状況の調査結果から、作業者の内部被ばく防止を中心とした放射線管理の計画を立案し、呼吸保護具等の選定と身体汚染防止対策,表面密度の管理等必要な助言と提案を行った。また、汚染除去作業において発生する粉塵の粒度分布を測定した。本件では、再処理試験室の廃止措置作業に伴い、実施した放射線管理等について発表を行う。
山崎 巧; 井崎 賢二; 水庭 春美
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核燃料施設では、万一の事故時における内部被ばくを防止するため、空気汚染を迅速に検知することは重要である。われわれは、異常の有無の判断を確実に行えるよう、平常時における
線用ダストモニタ指示値の変動の傾向を把握するとともに、指示値変動に大きく寄与する施設の換気設備設計への反映事項をまとめた。結果、ワンススルー換気方式と循環換気方式の施設では以下の変動傾向が見られた。ワンススルー換気方式を採用している施設の指示値変動は、外気の影響を大きく受ける。循環換気方式を採用している施設の指示値変動の要因は外気の取込みが少ないため、比較的指示値変動が少なく、施設内で発生するラドンや人の立入りで生じるエアロゾルの影響が主となる。また、室外空気をトランスファより取り込んでいる部屋や大きい部屋などは空気が漂う時間が長く、ラドンが壊変する確率が高くなるためダストモニタの指示値が高くなる傾向にあった。よって、指示値変動を抑えるには循環換気方式が有効である。また、指示値を下げるにはラドン濃度の減少,ラドンの壊変率の低減,エアロゾル濃度の減少が効果的であると考えられる。
佐川 直貴; 黒澤 重行*; 高崎 浩司; 水庭 春美
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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,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
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
50%であった。これはIPの測定が線エネルギーに依存するため、試料の状態に起因する線エネルギーのバラツキによるものと考えられる。
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。
塩谷 聡; 平山 努*; 江橋 勤; 並木 篤; 百瀬 琢麿
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現在、東海再処理施設では、高経年化対策として施設内の設備の更新作業を行っている。施設内の機器は長年の運転により、放射性物質による汚染のレベルが高いため、機器の取扱いには汚染拡大防止や被ばく防護措置を図ることが重要である。本稿では、再処理工場の工程管理や安全確保等を目的としたプロセス溶液の分析によって汚染されたグローブボックス解体時のプルトニウム等の線放出核種による内部被ばく防止に重点をおいた放射線管理について報告する。
荻野 晴之*; 山本 英明
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管理区域からの物品の持出に対する管理は、物品の表面汚染密度に対して設定された基準値に基づいて行われている。約40年以上も前に設定されたこの基準値については、導出に際して採用された仮定の過剰な保守性や使われた放射線防護上の知見の古さを指摘せざるをえない。日本保健物理学会放射線防護標準化委員会では、放射線防護の最新の知見に基づき、表面汚染に関する防護のガイドラインの検討を進めている。本報告では、検討にあたっての論点,検討の状況と方向性等を説明する。標準化委員会では、標準化体系における放射線防護の重要な概念のひとつである「リスクに応じた防護」を適用し、原子炉施設,研究開発施設,病院等の現場で持ち出されている物品の現実に柔軟に対応できるガイドラインとしてまとめることを検討している。検討にあたっては、実際の持出物品とその汚染の可能性の様態として、物品の種類,物量,持出頻度,持出後の扱われ方などのほか、表面の性状(固着性汚染,遊離性汚染等),物品内面の汚染,放射化等にも着目する。また、原子力機構の輸送分野で検討されている核種ごとの表面汚染限度値の導入については、その議論に注意を払っていく。