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線標準場での線組織吸収線量率の測定評価清水 滋; 根本 久*; 梶本 与一; 立部 洋介; 高橋 拓士*
no journal, ,
われわれは、ドイツ連邦物理工学研究所(PTB)で研究開発されISO6980-1(2006)のSeries 1に対応する線組織吸収線量率の標準場を、2010年2月に原子力機構(JAEA)の放射線標準施設棟に整備した。本標準場の線組織吸収線量率をPTB製の外挿電離箱を用いて測定評価を行い、PTBの標準値との比較により、両者はよく一致した。本発表では、これらの評価結果及び比較結果を述べるとともに、標準場利用時の線組織吸収線量率への、試験環境の空気密度の影響の補正方法について述べる。
中村 圭佑; 飯嶋 信夫; 山下 朋之; 柴 浩三; 百瀬 琢麿
no journal, ,
再処理施設等で取り扱う純ベータ線放出核種に対する管理方法として、液体シンチレーションカウンターを用いた簡易的な測定手法を開発した。液体シンチレーションカウンターを用いることで、線源の自己吸収や、空気中の減衰といった、測定における妨害要因を排除でき、高い計数効率が実現できる。また、スミアろ紙を直接液体シンチレータに溶かし込むことで、前処理を必要としない、簡易的で迅速な測定手法となることが期待される。今回、さまざまな線源について、スミアろ紙を混合した状態の試料を作成し、得られたエネルギースペクトルより、本手法の有効性について評価した。発表にて、評価の結果について報告する。
金澤 信之; 眞田 幸尚; 吉次 雄一; 曳沼 裕一; 近澤 達哉*; 長谷川 市郎; 百瀬 琢麿
no journal, ,
原子力機構で新たに開発した臨界警報装置を、再処理施設に導入した。これまでの臨界警報装置は、設置から20年以上経過し保守用部品の製造中止などから装置の更新が必要となっていた。更新にあたって、検出器・警報機器の配置位置の最適化及びこれまでの保守経験や信頼性評価をもとに装置の全体設計を見直した。本発表は、「新型臨界警報装置の開発と実用化」を大題目とする三つの連続した発表の三番目である。
栗原 治
no journal, ,
超ウラン元素の吸入摂取に際し、肺計測は迅速に内部被ばく線量評価を行うための唯一の方法である。形状及び放射能分布の変更が行えない物理ファントムに代えて、ボクセルファントムによる肺モニタの校正をモンテカルロシミュレーションで行うことにより、肺計測の精度向上が期待できる。本研究では、ゲルマニウム半導体検出器を備えた肺モニタにより物理ファントムを計測する際の幾何学的条件をシミュレーション上で忠実に再現し、計算した波高スペクトルの妥当性を実測値との比較により評価した。なお、本研究は、欧州線量評価研究グループ(EURADOS)が主催する相互比較試験の一環として実施したものである。
仁平 敦; 村山 卓; 田口 和明; 二川 和郎; 鈴木 隆; 大井 義弘
no journal, ,
原子力科学研究所の原子力施設等では、放射線管理モニタは約900台、サーベイメータは約1,000台使用されている。これら放射線測定器は年1回の頻度で定期的な校正を実施しているが、毎年、さまざまな事象により故障が発生している。本報告では、過去10年間(平成13年度から平成22年度)の故障状況の解析,故障対応の作業効率化等について報告する。予防保全として故障実績等を点検保守にフィードバックさせることにより、故障発生を未然に防止している。
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線量当量率,2; 計算辻村 憲雄; 吉田 忠義
no journal, ,
福島第一原発事故に伴い環境中に放出された放射性物質によって汚染された大地(土壌)からの線と線による線量当量(率)を計算した。計算はモンテカルロ法で行い,汚染された領域の半径rと深さdを変化させ,地表からの高さの関数として両線量当量率を得た。rとdがともに小さい場合に限り/比が10を超える場合があるが、広い範囲に渡る汚染では線による線量率寄与は線に比べて小さいことが確認された。
木名瀬 栄; 木村 仁宣; 高原 省五; 本間 俊充
no journal, ,
ICRP/ICRUボクセルモデル及びモンテカルロ計算を用いて、内部被ばく線量評価上重要となる臓器、例えば肝臓,腎臓,甲状腺について、光子・電子の比吸収割合(SAF)を評価した。その結果、本研究で評価したSAFは、現在ICRPが評価・整備している値とよく一致するものの、低エネルギー電子については異なることを明らかにした。低エネルギー電子に対するSAF評価は、利用する計算コードの、カットオフエネルギー,制動放射線の取り扱いなどに直接影響されるため、線量として有意に寄与するSAFについての規則、例えばICRP Publ.30の1パーセント規則、をSAF評価において設けることが重要であると考える。
・線量当量率,1; 測定吉田 忠義; 辻村 憲雄
no journal, ,
東日本大震災によって被災した福島第一原発のサイト内で採取した土壌試料の表面における線及び線を、薄窓平行平板電離箱を用いた電離箱式線量当量率サーベイメータ(応用技研製AE-133B)で測定した。また、GM管式表面汚染サーベイメータ(日立アロカメディカル製TGS-133)を用いて線量当量率を求めるための換算係数を求めた。
吉田 裕*; 堀田 豊*; 大関 清*; 吉田 忠義; 辻村 憲雄
no journal, ,
再処理施設では、プルトニウムの自発核分裂及び酸化物中の酸素と
粒子との
O(,
)及び
O(,)反応等により発生する中性子に対する被ばく管理が必要である。中性子線量計の多くは、中性子エネルギー依存によって測定精度が変化するため、中性子スペクトルを把握することは非常に重要である。今回、直径32mmの
He球形比例計数管と直径の異なる12個の球形ポリエチレン減速材(76
305mm)からなるCentronic製ボナー球スペクトロメータを用いて、日本原燃六ヶ所再処理工場内の代表的な作業場における中性子スペクトルの測定及び評価を実施した。
核種分布の均一性確認測定堤 正博; 木暮 広人; 里山 朝紀; 丸山 達也; 岸本 克己
no journal, ,
JRR-3改造に伴い発生した汚染の極めて低いコンクリート材が、約4000トン保管廃棄されている。これらのコンクリートのクリアランスを実施するにあたり、信頼できる放射能濃度の測定記録がないことから、少量試料によるクリアランス測定の前段階として、放射能の偏在がないことを、全量測定により確認することが必要となった。本発表では、その全量を対象としたコンクリートに含まれる核種に偏在がないこと、すなわち均一性の確認測定について報告する。本発表では、EGS-4コードを用いて、均一性の判断の目安である
Coの検出限界放射能濃度0.1Bq/gを満たすように測定方法を決定した。
小野 孝二*; 吉武 貴康*; 長谷川 隆幸*; 勝沼 泰*; 高橋 史明; 佐藤 薫; 遠藤 章; 伴 信彦*; 甲斐 倫明*
no journal, ,
CT線量評価システムWAZA-ARIは、成人日本人男女の平均的な体格及び臓器質量特性を持つボクセルファントムJM-103及びJF-103を用いた臓器線量データベースを用いて、CTの機種,撮影条件に応じたCT診断時の線量評価を行うものである。CT機器に装備されている自動露出機構AEC(Auto Exposure Control)は、CT診断画像の質と被ばく線量との関係を最適化するために必須の機能であり、その使用頻度は高い。これに対応するために、現在、AEC使用時における線量評価について開発を進めている。本発表では、AEC利用時も含めたWAZA-ARIの検証を行うために、複数の実機器及び物理ファントムを用いた実験によって得られた臓器線量の実測値と計算値とを比較検討した結果を報告する。
山口 恭弘
no journal, ,
平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震は、原子力科学研究所の原子力施設及び一般施設の多くに被害を及ぼし、研究所のすべての機能が停止した。また、福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質が東海村にも飛来し、研究所における放射線管理業務をより困難なものとした。本発表では、このような状況下で実施された放射線管理業務の概要を紹介する。
中川 雅博; 野嶋 峻; 藤井 克年; 宍戸 宣仁; 酒井 俊也; 梅原 隆; 清水 勇
no journal, ,
内部被ばく防護の手段として呼吸用保護具の着用がある。近年では安全性の高い電動ファン付全面マスクが開発されている。今回、電動ファン付全面マスクのうち呼吸連動型について、マンテスト装置を用いて防護性能試験を行い、ファンのない全面マスクと比較するとともに現場で使用するための防護係数を求めた。試験は通常の装着状態の他に、防護性能を低下させる状況を想定し、フィルタに詰まりが発生した状態、マスクと皮膚の間に隙間が生じた状態での漏れ率測定を行った。その結果、呼吸連動型全面マスクは安定した防護性能を維持することが確認できた。また、ファンを停止させた状態での漏れ率がファンのない全面マスクと同等以上であることを確認した。
斎藤 公明; 石榑 信人*; Petoussi-Henss, N.*; Schlattl, H.*
no journal, ,
原子力事故等により環境中に放出された放射性核種による外部被ばくにおいては、地面に沈着した核種による長期被ばくが重要となるケースが多い。本研究では、地面に沈着した核種が地中に移行して形成される指数関数分布線源に対する実効線量換算係数を整備した。このために、環境中及び人体内の放射線の挙動をモンテカルロ計算によりシミュレーションし、ICRP103並びにICRP60の両方の定義に基づく実効線量換算係数を計算し比較した。185核種を対象に求めた換算係数は、新旧実効線量の間で良い一致を示した。また、乳児に対する実効線量も評価し、成人との比較を行った。乳児の線量が成人の3倍に達する核種もあるが、一般には1.5倍以内に線量の違いが収まることが明らかになった。
薄井 利英; 三上 智; 中山 直人; 橋本 周; 鈴木 ちひろ*; 山崎 敬三*; 三澤 毅*
no journal, ,
中性子場に応じた線量評価を可能とするため、混合ガスを封入した比例計数管(以下、「複合型比例計数管」という)の開発を行っている。この複合型比例計数管は、熱中性子と高速中性子それぞれによる反応数の比に基づき、それぞれの場の中性子エネルギー分布状況に適した線量評価指標を抽出し、線量を推定するものである。これまでに、単色エネルギーの中性子場や原子炉容器周辺などの中性子場で試験し、その性能が確認されている。京都大学臨界集合体実験装置(以下、「KUCA」という)の加速器駆動未臨界炉周辺では、D-T反応により生み出される高速中性子(約14MeV)と原子炉からの熱中性子が混在する特有のエネルギー分布の中性子場であると想定される。その場において、複合型比例計数管を使用した線量評価法のより一層の適合性を確認するために、実験を行ったので報告する。
高橋 照彦; 新沼 真一; 二川 和郎; 大塚 義和; 武藤 康志; 酒井 俊也; 梅原 隆; 清水 勇; 海野 孝明; 山田 悟志; et al.
no journal, ,
過去に放射性液体廃棄物を輸送していた配管(以下、「廃液輸送管」という。)は、原子力科学研究所のホットラボ施設,ラジオアイソトープ製造棟などの原子力施設から発生した放射性液体廃棄物を放射性廃棄物処理場へ輸送するためのものである。廃液輸送管は、土中に直接埋設又はU字溝内に敷設された状態で、1964年から1987年まで使用した。その後、廃液輸送管内を洗浄し、閉止措置を施し、使用を停止して管理してきた。2008年度から撤去作業が行われ2012年度までに撤去する予定である。本報告は、2008年度から2010年度までに行われた廃液輸送管の撤去作業時における放射線管理について報告する。
大石 哲也; 菊地 正光; 高橋 健一; 大倉 毅史; 秋野 仁志; 川崎 将亜; 菊田 恭章; 三枝 純; 芝沼 行男; 山本 英明
no journal, ,
平成23年3月11日14時46分に発生した東日本大地震により、事業所内外に設置したMP, MS等への商用電源の供給が一斉に停止した。その直後より、安全確保に留意しつつ点検を実施するとともに、発電機等によりMPを稼動させ、環境放射線の監視を継続した。通信手段が停止したため、使送で対策本部への定期的な報告を行った。その後、24時間監視が可能な人員体制の整備,発電機や監視機器の安定運用計画の策定を行うとともに、環境放射線観測車による空気サンプリングを実施した。3月15日1時頃より福島原発事故の影響による環境放射線監視データの上昇が確認されたため、監視を強化するとともに環境放射線観測車による定期的な空気サンプリングを実施した。所内のMP-19においては、7時8分より5
Sv/h以上が10分継続し、原子力災害対策特別措置法(原災法)第10条に基づく関係各所への通報を行った。これ以降、放射線量が上昇した際、原災法に基づく報告及び高頻度での空気サンプリングを実施する体制を整備した。災害時の監視継続には、安全を確保しつつも迅速な行動、電源・情報インフラ確保、情報共有、相互協力という基本的な事項が重要である。
辻村 憲雄; 吉田 忠義; 高田 千恵
no journal, ,
三種類の市販電子式中性子個人線量計(EPD)について、その中性子線量当量評価性能を調査し、MOX燃料施設作業場への適応性について検討した。本研究で使用したEPDは、NRY21(富士電機システムズ)、PDM-313(アロカ)及びDMC 2000GN(MGP Instruments)である。試験はMOX燃料施設作業場と同様のスペクトルを持つ減速中性子校正場で行った。その結果、作業場の中性子スペクトル変化に対応したそれぞれの線量計のレスポンス変化を明らかにした。
菊地 正光; 梅原 隆; 宍戸 宣仁; 倉持 彰彦; 藤井 克年; 中嶌 純也
no journal, ,
原子力機構原子力科学研究所は、東日本大震災の後、施設の健全性が確認されるまですべての施設の運転を停止した。これら施設の復旧作業時には、福島第一原子力発電所事故により放出され飛来した放射性物質が管理区域の内外で検出される状況であった。今回の日本保健物理学会研究発表会においては、このような状況下で実施した施設放射線管理業務について紹介する。
吉田 忠義; 辻村 憲雄; 山野 俊也*
no journal, ,
MOX燃料を取扱うグローブボックスの表面や内部,放射性廃棄物ドラム缶の狭隘部などの中性子線量当量率が測定できる小形で軽量な中性子サーベイメータを開発した。MOX燃料施設の作業場で観測した中性子スペクトル情報から、速中性子成分の線量寄与が支配的であることに着目し、検出器としてZnS(Ag)をベースとした速中性子測定用シンチレータEJ-410を用いることで小形化した。また、今までにMOX燃料からの
Am線に対する感度を抑えるため、検出器及び光電子増倍管の周囲にタングステン合金による遮蔽を施したものを製作したが、今回その構造を最適化し、さらなる軽量化をするべく改造した。グリップを含む検出部の寸法は幅6.3cm,高さ6.3cm,長さ23cm,重量は0.9kgであり、本体を含めた総重量は2.1kgである。