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青木 克憲; 小椋 秀樹; 尾方 伸久; 池田 幸喜; 永崎 靖志; 鶴留 浩二; 古田 定昭*
no journal, ,
一般的に花崗岩地帯の坑道内では、通気状態により空気中のラドン濃度が高くなることが知られている。瑞浪超深地層研究所の研究坑道には花崗岩が分布していることから、深度500mステージ内のラドン濃度測定及び作業者・見学者の被ばく線量評価を行い、坑道内環境の確認を実施した。平成27年7月から平成28年6月の間、ラドン濃度測定器を用いて深度500mステージの8箇所で測定した。得られたラドン濃度に平衡係数0.4を乗じることで平衡等価ラドン濃度へ換算した結果、月毎の入坑時間帯の1時間値の平均値は165
462Bq
m
であった。作業者の被ばく線量はUNSCEAR(2000)の線量換算係数を使用し、入坑記録より作業時間を月20時間として評価した。その結果、年間被ばく線量は平成27年7月から平成28年6月の1年間で0.523mSvであり、公衆の線量限度である1mSv未満であった。見学者に対する線量評価では、1時間程度の入坑であるため、作業者の線量評価とは異なり、月毎の入坑時間帯の1時間値の最大値を用いて保守的に評価した。その結果、平成27年7月以降の見学1回あたりの被ばく線量は0.005mSv以下であった。今後も測定を継続し、坑道内環境を確認していく。
線バックグラウンドの年間測定迫田 晃弘; 田中 裕史; 石森 有
no journal, ,
本研究では、高純度ゲルマニウム半導体検出器による線バックグラウンドを年間測定した。この結果、線カウント(Pb-214, Bi-214)と室内ラドン濃度の間に相関はなかった。これは、窒素ガスを検出器周辺へ導入することで、ラドンが十分に除去されていることを示している。また、主な天然核種のカウントは、年間を通じて数%数十%変動していたが、特徴的な季節変動はみられなかった。さらに、一年間で得られた全ての線スペクトルを加算すると、通常の短時間測定では検出されない中性子誘導線のピークが観察された。本研究で得られたデータは、線スペクトロメトリの実践に有用な情報を与えると考えられる。
中村 圭佑; 前畑 京介*; 伊豫本 直子*; 森下 祐樹; 高崎 浩司
no journal, ,
TES型マイクロカロリーメータは非常に高いエネルギー分解能を有するエネルギー分散型X線検出器である。TES型マイクロカロリーメータの高いエネルギー分解能は核燃料物質や超ウラン元素から放出されるLX線分光分析に有効であることが期待される。発表者は、TES型マイクロカロリーメータの核燃料物質測定への応用について研究を行ってきた。これまでの研究成果を基に、核燃料物質測定用TES型マイクロカロリーメータの性能評価を行い、実用化に向けた検討として、内部被ばく評価用の放射線計測設備である肺モニタ及び傷モニタへの応用についての評価を行った。
島田 太郎; 三輪 一爾; 武田 聖司
no journal, ,
福島第一原子力発電所(以下、1F)敷地内に一時保管されている放射能で汚染されたがれき類を資源化して敷地内のある特定の用途に限定して再利用することが検討されている。1F敷地内のような放射線管理が実施されている現存被ばく状況において、汚染した資機材等の再利用に対し、線量のめやすとなる数値は現在まで提示されていない。そこで、本研究では、現状の1F敷地内のバックグラウンド(BG)線量率に着目し、資源化物(線源)が使用された場所において上昇する1m高さでの空間線量率が、BGの線量率変動範囲を超えないことを必要条件とした。また、算出されためやす濃度による再利用が作業者及び公衆へ影響を与えないことを、作業者の追加被ばく線量、敷地境界への線量寄与、地下水核種濃度を評価することによって確認する評価フローを構築した。さらに構築した評価フローに従い、資源化した骨材を道路路盤材及びコンクリート構造物の基礎に適用する場合を想定し、評価対象核種のめやす濃度を試算した。
三輪 一爾; 島田 太郎; 武田 聖司
no journal, ,
本報告では(その1)において算出した限定再利用に対するめやす濃度の妥当性を確認するため、再利用後の線源(再生資材)に対し、(1)1F敷地内の作業者に対する追加被ばく線量、(2)1F敷地境界の空間線量率への寄与、(3)地下水移行による海洋出口での水中濃度、について評価した。(1)の評価では、1F敷地内で線源に最も接近をする作業者の被ばく線量を評価し、その線量が放射線作業従事者の年間被ばく限度20mSv/yと比較し十分に低い値であることを確認した。(2)の評価では、1F敷地内で再利用された全再生資材から受ける敷地境界での空間線量率を解析し、その結果がバックグラウンドを合算しても敷地境界での目標値1mSv/y以下を満足することを確認できた。さらに(3)の評価として、敷地内の流速条件等を考慮した道路路盤材及びコンクリート構造物の基礎から溶出する核種の移行解析を行い、算出した水中核種濃度が現在の1F敷地内の排水基準を満足していることを示した。以上の評価から、算出しためやす濃度での限定再利用が妥当であることを確認した。
斎藤 公明
no journal, ,
住民の被ばく線量は、事故の影響評価や放射線防護対策を講ずるための基礎データであり、また住民自体が将来の生活を考える上の重要な情報である。被ばく線量の評価方法は個人線量計を用いた測定及び空間線量に基づく推定に大別され、一般に後者の方法は誤差が大きいと考えられている。本発表では両手法の特徴についてまとめるとともに、原子力機構が考案した手法を用いて原子力規制庁が実施している、生活行動経路に沿った詳細な空間線量率測定に基づく現実的な線量評価の内容と結果について紹介しながら、住民線量評価の今後の課題について議論する。
線スペクトロメトリの相互比較三上 智; 斎藤 公明
no journal, ,
2011年の福島原子力発電所事故以来、国からの受託事業の一環として、毎年、福島第一原子力発電所から80km圏を主な対象域として放射性物質の土壌沈着量をin-situ線スペクトロメトリにより測定し沈着量分布マップを作成してきた。測定地点は各回380地点以上にのぼるため複数の測定器で分担して測定を行った。測定器間の測定精度と斉一性の確認のために、測定キャンペーン開始時にin-situ線スペクトロメトリの相互比較を実施してきた。これまでに条件を変えて実施した相互比較結果はいずれも放射性セシウムで5-6%程度で一致しており、マッピングのための測定精度が十分な水準であることが確認された。さらに、同一場所で実施した半径3m程度の範囲に同心円状に配置した同時測定も1か所での逐次測定法も比較結果の一致の程度は同等であった。
浜田 信行*; 坂下 哲哉*; 佐藤 達彦
no journal, ,
電離放射線の被ばくにより白内障が生じることは120年前から知られており、視覚障害性白内障を防止するために水晶体線量限度が1954年から勧告されている。本研究では、水晶体の細胞群動態と白内障の発症との関係を明らかにすることを目的とし、モンテカルロ法に基づく白内障発生数理モデルを開発した。発表では、モデルの構築手法、自然誘発白内障モデル計算と疫学データとの比較結果、予備的な放射線誘発白内障モデル計算と疫学データとの比較結果を報告する。
線校正システムの更新作業星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 岡田 和彦
no journal, ,
核燃料サイクル工学研究所計測機器校正施設の線照射装置及び遠隔操作式校正台車は、設置から30年以上が経過し、部品生産が中止されるなど、装置が故障しても復旧できない恐れがあったため、平成27年10月から平成29年3月にかけて全面的に更新した。台車の設計にあたっては、機器配置や構造材の工夫により、散乱線の低減を目指した。台車走行と天板移動の駆動系は、1mm以内の位置決め精度を確保しつつ、旧装置よりコンパクトである。走行用レールは、非常に注意深く設置されており、ビーム軸中心に対する測定器の位置ずれは、上下左右1mm以内に抑制される。照射装置の設計にあたっては、ISO 4037及びJIS Z 4511に準拠するだけでなく、故障のリスクを下げるため、駆動部分を可能な限り少なくすることを目標とした。様々な検討の結果、装置は据え置き式、照射方法は線源突き上げ式(線源のみを開口部まで移動させて照射する)を採用した。駆動系への負担は非常に小さく、モータ類の性能向上もあって、故障リスクは著しく低下したと考えられる。
線校正システムの更新作業と特性評価星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 岡田 和彦
no journal, ,
核燃料サイクル工学研究所の計測機器校正施設では、約30年振りに線照射装置及び遠隔操作式校正台車を更新した。本研究では、装置更新前後の線標準場の特性を比較・検討した。標準場の基準線量率を決定するため、電離箱(PTW Freiburg GmbH、TM32002、体積1000cm)及び電位計(東洋メディック、RAMTEC100Plus)を使用して、線源から1m9mにおける線量率を測定した。照射野の均一性を評価するため、有感体積が小さな電離箱(Aloka、DRM201、体積40cm)を用いて、線源から1m及び2mにおいて、ビーム軸に垂直な上下左右方向の線量率分布を取得した。更新前の基準線量率に対して、更新後は3%5%高くなった。これは、線源ホルダ側面の厚さが最大で3mm薄くなったことに起因すると考えられる。新旧の照射装置は、開き角が22度の円錐形コリメータを有する。新装置の方が、均一な線量率を得られる照射野面積が大きかった。旧装置の円錐の頂点の位置は、線源の実効中心に一致しており、
Cs充填領域から放出される線の一部は、コリメータの入り口によって遮蔽されていた。一方、新装置では、円錐の頂点の位置を後方へ移動させたことにより、線がコリメータの入り口で遮蔽されず、照射野の改善に寄与した。
本田 文弥*; 木名瀬 栄
no journal, ,
本研究では、福島原子力発電所事故初期の外部被ばく線量再構築に資するため、地表面に沈着した放射性核種の組成を仮定し、ウェザリング効果を反映する分布状況変化モデルを応用して、福島第一発電所から半径80km圏内における事故初期の空間線量率分布を推定した。福島原子力発電所事故1ケ月後は、放射性セシウム以外の核種の寄与は約16%程度であることを明らかにするとともに、本研究の成果である空間線量率の推定結果は実測結果と係数3程度で一致することを確認した。
線3mm線量当量の測定方法と水晶体の防護策の検討,3; 作業への適用滝本 美咲; 奥山 駿; 山崎 巧; 伊東 康久; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 柴 浩三; 岡田 和彦; 並木 篤
no journal, ,
現在、眼の水晶体の被ばく管理においては、3mm線量当量を測定する義務はなく、1cm線量当量あるいは70
m線量当量のうち、放射線の種類やエネルギー等を考慮して適切と判断される値をもって眼の水晶体の等価線量とする管理がなされている。原子力機構核燃料サイクル工学研究所においては、体幹部に着用した個人線量計にて測定した70m線量当量を3mm線量当量に換算し、水晶体の等価線量を評価している。一方、これまでにわれわれは、内部被ばく防護のために着用した全面マスクが線に対する十分な遮へい効果を持つ、例えば
Sr-Y線源に対しては、全面マスク(MSA製Ultra-Twin)の着用により、3mm線量当量を未着用のときの1割未満に低減できるという結果を得ている。本発表では、核燃料サイクル工学研究所における過去の放射線作業について、放射線防護装備及び個人線量計着用位置(防護装備の上か下か、等)を考慮して3mm線量当量を評価した結果を報告する。
松原 菜摘; 永岡 美佳; 藤田 博喜; 中野 政尚
no journal, ,
原子力機構では再処理施設保安規定に基づき施設からの放出放射能による周辺環境への影響を把握するために、陸上及び海洋の環境放射線(能)モニタリングを実施している。このモニタリング結果は、過去10年間の測定値の変動範囲と比較することで評価しているが、東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、原発事故という)以降、その変動範囲を超えたセシウム-137(Cs)が検出されており、これはセシウム-134(
Cs)との放射能比から原発事故の影響であることを確認している。現在、継時的に多くの環境試料中Cs濃度は減少傾向にあるが、ヒラメについてはその濃度の減少傾向においても高いCs濃度が測定される時がある。これについては、海水や海底土中Cs濃度の影響が考えられるが、魚体の大きさによる違いも関連性があると考えられる。したがって、ヒラメ中Cs濃度と魚体の大きさに関する基礎データを取得することを目的とし調査を行った。その結果を報告する。
大倉 毅史; 大森 修平; 川崎 将亜
no journal, ,
原子力機構原子力科学研究所(以下、原科研)(茨城県東海村)では、原子力施設周辺の空間線量率の連続監視を複数の観測地点で行っているが、福島第一原子力発電所事故(福島事故)の影響が、原子力施設からの影響を監視する上での障害となっている。福島事故から2016年に至る間の原科研における空間線量率から、福島事故影響の成分を分離し、その環境要因による変動を統計的に解析した。その結果の時間的推移を定量的に評価した。今後の空間線量率の推移の予測などに用いることで、福島事故による影響と原子力施設からの影響の弁別方法の構築による監視の最適化のための基礎資料とする。
永岡 美佳; 藤田 博喜; 栗原 治*
no journal, ,
臨界事故、原子力発電所事故等が発生した際には、作業者, 被災者の被ばく状況の把握が重要となる。そのためには、早急な線量評価が求められ、バイオアッセイの迅速化が不可欠である。そこで本研究では、アクチニド核種及びストロンチウムを対象とした、生体試料の前処理法, 測定法の検討を行った。前処理法では、尿中有機物分解に酸循環分解容器の適用可能性を検討した。また、測定法については、トリプル四重極ICP-MSを用いて様々なリアクションガスを導入した際の検出限界値を求めた。
He捕集に用いる疎水性パラジウム触媒の酸化性能評価米谷 達成; 古谷 美紗; 中川 雅博; 上野 有美; 佐藤 淳也
no journal, ,
放射性気体廃棄物中
Cモニタリングの高度化のために開発した疎水性Pd/SiO
触媒はHeに対しても優れた酸化性能を有していると考えられる。本研究では、疎水性Pd/SiO触媒と現在原子力科学研究所において使用しているCuO及びPt/AlO
触媒の水素酸化効率の比較試験を行った。試験は以下の手順で行った。水素標準ガス(100ppm)を加熱した触媒に通気し、通気後のガスをアルミニウムバッグに捕集し、ガスクロマトグラフ装置によって水素濃度を測定した。通気前のガスの水素濃度と通気後のガスの水素濃度を比較し、水素酸化効率を算出した。加熱温度を変化させて試験を行い、各触媒の異なる温度条件下における水素酸化効率を比較した。その結果、疎水性Pd/SiO触媒及びPt/AlO触媒は、CuOと比較して優れた水素酸化性能を有していることが分かった。
春日井 好己; 佐藤 浩一; 増山 康一; 関 一成; 宮本 幸博; 甲斐 哲也; 原田 正英; 羽賀 勝洋; 高田 弘
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J-PARC、物質・生命科学実験施設(MLF)において、水銀を用いた核破砕中性子源の運用が始まってから、2017年で10年目となる。本設備は、水銀中に10
Bq程度の放射能インベントリーを持つことから、設計段階において仮想的な最大事故想定に基づく影響評価を実施している。今回は、これまでの運用経験等に基づいて得られた知見をもとに、より現実的な異常想定に基づく影響評価を実施した。それにより、想定された異常事象が発生した場合でも、十分な余裕をもった対応によって外部への影響を十分小さくできることを示した。
小佐古 敏荘*; 谷 幸太郎*; 荻野 晴之*; 飯田 孝夫*; 服部 隆利*; 小田 啓二*; 近江 正*; 古田 定昭*; 村上 博之*; 笠井 篤*; et al.
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日本保健物理学会では、2011年3月11日の東日本大震災後の東京電力・福島第一発電所の事故後の、放射線防護上の諸問題の検討を、複数回の学会シンポジウムでの議論を経て、2つの提言書にまとめた。これらの提言については、学会シンポジウムでも指摘されたところではあるが、福島事故のその後の展開の情報収集と時系列的な検討、さらに提言された事項の更なる詳細な検討と提言の具体化のためのフォローアップが必要である。提言が公表された後、きわめて多くの放射線防護的な取組が行われた。本専門研究会では、提言された項目について、その後の状況についてフォローアップをすべく、情報収集を行い、簡単な評価を行ってきた。今回は、その成果について紹介する。
高橋 史明; 石森 有; 真田 哲也*; 古川 雅英*; 保田 浩志*
no journal, ,
日本保健物理学会では、福島第一原子力発電所事故後のモニタリング結果とともに説明のあった被ばく線量への関心が国内で高まっている背景を受け、平成27年8月に国民線量評価委員会を設置した。同委員会では、自然放射線による被ばく線量を検討範囲として、より具体的には国民線量への寄与が大きいとされている大地線, 宇宙放射線, 空気中ラドン及び食品中の放射能を検討する線源として抽出し、最新の測定や解析で得たデータの調査を進めた。他、被ばく線量評価への影響因子となる換算係数や生活パターンなどの評価モデル等についても検討した。今後評価結果を集約するにあたっての意見等を聴取するため、保健物理学会の特別セッションを設けて、委員会での検討結果を報告する。
佐藤 志彦; 末木 啓介*; 松尾 一樹*; 箕輪 はるか*; 吉川 英樹
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故ではCsを選択的に吸着したCs含有粒子と言われる放射性粒子が環境中に放出したことが知られている。これまでの研究を含め、原子力発電所周辺における調査が多数展開され、放出源となった原子炉や時期の特定が進んでいる。本発表では事故進展と粒子の放出時期から、福島第一原子力発電所周辺における放射性粒子の分布予想を紹介する。