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重田 幸博; 木村 義隆*; 藪田 肇; 長谷川 圭佑; 池沢 芳夫
Proc. of the Int. Radiation Protection Association,Vol. II, p.1654 - 1657, 1993/00
人工知能(AI)技術を放射線管理に適用することにより、専門家の知識や経験を共有化し、また、放射線防護に関する新たな知見を導入することが容易となる。そこでAI適用の第一ステップとして、放射性物質の輸送に関するエキスパートシステムのプロトタイプを開発した。本システムは、「輸送容器の判定」、「容器区分の適合性診断」、「放射性物質数量限度の判定」の3つのサブシステムから構成されている。本システムの開発により、放射性物質輸送時における解釈、判断業務の合理化と信頼性の向上を図ることができた。
山本 英明; 友岡 仁*; 加藤 正平; 村田 幹生; 木内 伸幸; 山本 峯澄
Proc. of the Int. Radiation Protection Association,Vol. 1, p.467 - 470, 1992/00
トリチウム取り扱い時に被ばく防護のために用いられる防護具(グローブ、スーツ等)の性能評価等に資するため、防護具用素材のうち、高分子膜(ポリエチレン、ポリ塩化ビニル及びポリ酢酸ビニル)及びゴム膜(ウレタン、クロロプレン、ハイパロン、ブチル及び天然ゴム)の酸化トリチウム透過率パラメータ(透過係数・拡散係数及び溶解度)を測定した。これらの素材のうちでは、ポリエチレン及びブチルゴムの透過係数が比較的小さい値を示し、透過に対するバリアとしては秀れた素材であることがわかった。また、このような透過性能は、膜を乾燥することによって維持できることを明らかにした。
小野寺 淳一; 中村 力; 藪田 肇; 横須賀 美幸; 西薗 竜也; 池沢 芳夫
Proc. of the Int. Radiation Protection Association,Vol. 1, p.1412 - 1414, 1992/00
JPDRでは、1986年から原子炉解体実地試験が行われている。1991年3月までに、炉内構造物、原子炉圧力容器及び冷却系統の大半の解体撤去が終了した。解体開始からの累積の集団線量は、0.28人・nSvであり、炉内構造物、原子炉圧力容器の撤去に従事した作業者の集団線量はそれぞれ、0.073人・nSv、0.11人・nSvであり、その線量分布は混成対数正規分布を示した。ディスクカッター工法による再循環配管切断は、ガス切断と比較して集団線量を著しく低減することができた。空気汚染発生の可能性がある作業では、汚染防止囲い、エアカーテン等を設置し、空気汚染の拡大を防止した。汚染配管の切断作業では熱的切断工法より、機械的切断工法の方が放射性エアロゾルの発生量が多かった。