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外川 織彦; 外間 智規; 平岡 大和; 齊藤 将大
JAEA-Research 2023-011, 78 Pages, 2024/03
JAEA-Research-2023-011.pdf:2.09MB
原子力災害時に大気へ放射性物質が放出された場合には、住民等の被ばくを低減するための防護措置として、自家用車やバス等の車両を利用して避難や一時移転が実施される。避難等を実施した住民等や使用した車両の汚染状況を確認することを目的として、原子力災害対策重点区域の境界周辺から避難所までの経路途中において避難退域時検査が行われる。その際に、我が国では表面汚染密度の測定によるOIL4=40,000cpmという値が除染を講じる基準として用いられる。しかし、この値が設定された経緯や導出方法については、系統的かつ詳細な記述や説明は公式文書には見受けられず、また原子力防災の専門家でさえも全体に亘って詳細に説明できる人はほとんどいないことを認識した。本報告書では、我が国の避難退域時検査における除染の基準として用いられるOIL4を科学的・技術的に説明するために、その導出方法を調査・推定するとともに、それらの結果について検討と考察を行うことを目的とした。この目的を達成するために、我が国における除染基準を設定する上での根拠を示すとともに、被ばく経路毎の線量基準に対応した表面汚染密度限度を導出する方法を調査・推定した。さらに、我が国におけるOIL4の位置付けと特徴、OIL4の改定時における留意点という観点から、OIL4に関する考察と提言を行った。
橋本 周
日本原子力学会誌ATOMO
, 61(7), p.525 - 528, 2019/07
管理区域で使用した物品について、法令に基づく管理基準への適合を確認する表面汚染測定の後に一般区域へ搬出することができる。この管理基準は1960年代から事実上同じ数値が使われている。この手順は、規制対象について一定の条件を満足することを確認したうえで管理対象から外す手法として運用されており、クリアランスの考え方にきわめて近いと考えられる。日本保健物理学会放射線防護標準化委員会では、「計画被ばく状況における汚染した物の搬出のためのガイドライン」を2016年に制定し、管理区域からの物の搬出に関する放射線防護上の考え方を整理した。そこでは、現行の物品搬出管理基準については、クリアランス規準の考え方と比較しても、見劣りのしない放射線防護レベルの管理基準であることが示された。
亀尾 裕; 中島 幹雄; 平林 孝圀*
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(9), p.919 - 924, 2004/09
被引用回数：12 パーセンタイル：61.53(Nuclear Science & Technology)放射性金属廃棄物に対する新規除染技術として、ケイ酸ナトリウムと酸から調製したゲル除染剤を用いたレーザー除染法について検討した。
Coトレーサーを塗布した模擬汚染試料及び動力試験炉(JPDR)の一次冷却系統から切り出した実汚染試料に本除染法を適用したところ、2
3回の除染で99%以上の放射能(Co)を除去することができた。除染反応におけるレーザー照射の効果を明らかにするため、腐食生成物層中の酸素及び鉄の化学結合状態をX線光電子分光分析装置で調べた。その結果、ゲル除染剤による腐食生成物層の溶解が、レーザー照射を行うことにより大幅に促進されることがわかった。
立花 光夫; 伊藤 博邦*; 畠山 睦夫*; 柳原 敏
日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.120 - 127, 2004/03
原子力施設の廃止措置において、コンクリート表面における低レベル放射能汚染を自動測定する建屋表面汚染自動測定装置(RAPID-1600:Radiation Measuring Pilot Device for Floor Contamination with 1,600cm
Detectors)を開発した。RAPID-1600は、積層型検出器,自動走行ロボット,制御部から構成される。放射能測定は、検出器を上下2層に重ね、その間に
線の遮へい板を挟むことにより、コンクリート表面に近い第1検出器では線と
線を、第2検出器では線を測定する。測定対象物からの線の計数率は、第1検出器に測定される線と線の計数率から、第2検出器に測定される線の計数率を差し引くとこにより評価できる。RAPID-1600は、双輪キャスタ型駆動機構の駆動輪と操舵輪をそれぞれ個別に操作することにより全方向に移動でき、デジタル標識を用いた自己位置同定システムにより位置の補正ができる。日本原子力研究所のRI製造棟における実地適用試験を通して、RAPID-1600が原子力施設の廃止措置における確認測定に適用できる見通しが得られた。
線面線源の均一性の評価木内 伸幸; 大石 哲也; 吉田 真
Radioisotopes, 50(5), p.183 - 189, 2001/05
線源作製方法の異なる線面線源の均一性について検討した。面線源として、ポリマー線源、陽極酸化アルミニウム線源、滴下線源及びイオン交換線源の4種類を選択した。均一性の評価において、イメージングプレートと比例計数管を用い表面放出率の変動係数を測定した。その結果、ポリマー線源やイオン交換膜線源が均一性に優れていた。また、均一性を評価するために設定される評価対象領域(ROI)の面積や点数について考察した。
遠藤 章; 大石 哲也; 高橋 史明; 村上 博幸
JAERI-Conf 97-008, 184 Pages, 1997/06
IAEAは、アジア・オセアニア地域の各国に原子力関連技術を普及するため、1972年に締結された地域協力協定(RCA)を通して様々なプロジェクトを行っている。本報文集は、この協定活動のひとつであるRCA放射線防護プロジェクトの一環として1996年10月に原研東海研において開催された「除染モニタリングに関するトレーニングワークショップ」の報文を収録したものである。ワークショップでは、汚染モニタリングに従事しているRCA加盟国の参加者が、専門家による講義、各国の現状報告及び実習により、最近の汚染モニタリング技術について理解を深めることに大きな成果が得られた。また、表面汚染測定の相互比較を通し、測定器の校正方法などに技術的な隔たりがあることが明らかとなり、今後の課題についても把握することができた。
金子 記一; 正木 圭; 児玉 幸三
分子科学研究所技術研究会報告集, 0(15), p.108 - 111, 1996/07
トリチウムを測定する方法として、液体シンチレーション計数法、気体計数法等がある。しかし、これらの方法では、JT-60の真空容器内タイルに分布しているトリチウムを、直接測定することは困難である。このため、測定対象物を破壊することなく、トリチウムの分布を、比較的短時間に測定することを目的に、市販のPINホトダイオードを使用して、トリチウム・モニタ用プローブを試作したので、その結果と改善点について報告する。
重田 幸博
保健物理, 29, p.460 - 462, 1994/00
近年、「あいまいさ」を取扱うファジィ理論は、様々な分野に適用され、実用化が計られている。今回、放射線管理へのファジィ理論の適用例として、放射線作業事前評価システムを開発した。本システムは、制御分野で実用化されている代表的ファジィ推論法により、放射線作業における被ばく、空気汚染、表面汚染の事前評価を行うものである。本報告では、システムの概要を述べるとともに実作業への適用例を紹介し、システムの有効性及び問題点について考察を行う。
佐藤 信行; 早坂 寿夫; 小林 誠; 仲澤 隆; 横須賀 美幸; 長谷川 圭佑; 池沢 芳夫
Proc. of the Int. Conf. on Radiation Effects and Protection, p.440 - 445, 1992/00
材料試験施設では、PWR等の使用済み燃料の照射後試験がセル内で実施されている。試験を確実に遂行するために、定期的にセル内の各種照射後試験装置及び設備の保守点検作業が行われる。保守点検作業者の被ばくを低減するために、セル内除染作業が、前もって実施される。各セルの汚染レベル、核種組成は、照射後試験及び使用済み燃料の種類により異なるため、線量当量率の分布を把握するとともに表面汚染密度から空気中放射性物質濃度を推定し、これらのデータと作業内容を基に適切な防護方法について事前検討を行い、除染作業者の被ばく低減化を図っている。本発表では、1991年に同施設で行われたセル除染作業時の作業者の被ばく防護について、防護措置、被ばく状況等を報告する。
中村 力; 西薗 竜也; 小野寺 淳一; 富居 博行; 池沢 芳夫
Proc. of the Int. Conf. on Radiation Effects and Protection, p.434 - 439, 1992/00
動力試験炉(JPDR)では、全ての装置、建物を解体撤去することを目的として1986年に解体作業がスタートした。作業者の外部被ばく低減のために、高レベルに放射化、汚染された炉内構造物、原子炉圧力容器は原研で新しく開発した遠隔操作による水中解体工法を使用して解体撤去された。また、放射性エアロゾルの拡大防止のために、エアカーテン装置、汚染防止囲い等が設置された。本発表では1986年12月から1991年12月までに実施された主な解体撤去作業における作業者の被ばく防護装置、被ばく状況、および放射線防護上得られた知見、データ等について報告する。
池沢 芳夫
日本原子力学会誌, 33(5), p.439 - 440, 1991/05
原子力利用が開始されて約30年経過し、すでに施設の老朽化が進み、近い将来には本格的なデコミッショニングの時期が到来するものと予想される。そのためデコミッショニング技術は早急に確立しなければならない重要な課題である。本報は、解体技術、除染技術、廃棄物対策技術などの一連のデコミッショニング技術の中で、放射線管理の現状と課題を述べたものである。
松井 浩; 池沢 芳夫
フィルムバッジニュース, 0(161), p.7 - 10, 1990/05
ICRP勧告(Publ.26)を取り入れて改訂された新法令が施行されて以来、放射線作業現場では、放射線管理の面で幾つかの変更または強化策が取られてきた。その問題について順を追って記述する。作業場の管理、排出放射性物質の管理、管理区域、作業者の区分、等に係る問題についての現場における対応と問題点を述べる。
中村 力; 池沢 芳夫
保健物理, 25(3), p.294 - 298, 1990/00
JPDRは、昭和38年10月26日に我が国最初の原子力発電に成功した試験研究用発電炉で、昭和51年に最終的に運転を停止した。この間、約13年間各種の試験運転等を通じて我が国の原子力発電の発展に貢献してきた。昭和56年度からは、科学技術庁からの委託を受けて、将来の商用発電炉の廃止措置に提供する知見とデータを得ることを目的として原子炉解体技術開発を進め、この成果を適用して、昭和61年度から平成4年度までの予定で原子炉解体実地試験が進められている。ここでは、JPDR解体の理解を得るために、商用発電炉解体の国の考え方、原子炉の廃止措置方法、原子炉解体の課題と解体技術の開発等にふれたのちJPDR解体の放射線管理の現状を中心に述べる。
池沢 芳夫; 松井 浩
原子力工業, 32(9), p.70 - 74, 1986/09
原子炉解体における放射線管理の特殊性を簡単に述べ、それを考慮して、原研で進めてきた放射線管理技術の現状について紹介した。その技術開発項目は,高放射線量率測定装置、搬出物品自動汚染検査装置、コンクリート廃材等区分管理用測定装置、定型廃棄物容器表面汚染・線量率自動測定装置、極低レベル廃棄物の埋没処分による環境影響評価である。
和達 嘉樹
Radioisotopes, 23(12), p.723 - 728, 1974/12
放射性汚染除去に関する総説で、実際的立場から論じているものであり、RIの安全管理に寄与することを目的としている。記述した項目は、以下のごとくである。1.緒言2.一般的知識2.1.固体表面と汚染機構2.2.汚染機構と除去剤3.汚染除去技術3.1.施設除染3.2.機器除染3.3.衣料除染3.4.皮膚除染4.参考文献
北野 匡四郎; 池沢 芳夫; 原田 康典; 国分 守信; 梶本 与一
保健物理, 8(2), p.67 - 71, 1973/02
トリチウム表面汚染を評価するためスミヤ法が多く採用されているが、本実験では、25w/oグリセリン含浸スミヤ濾紙を用いてトリチウム表面汚染を評価する上で問題となる種々の因子について実験的検討を行なった。その結果、主として次のようなことがわかった。(1)スミヤ濾紙によるトリチウム表面汚染の採取効率は、非浸透性表面汚染材に対しては約10%、浸透性表面汚染材に対しては約1%である。(2)2
ガスフローカウンタに対する計数効率は約10%であったが、トリチウウム表面汚染の全量を評価する場合、総合効率(計数効率に採取効率を乗じたもの)を用いるのが実用的で、その値は、非浸透性の表面汚染材については約1%、浸透性の表面汚染材については約0.1%である。(3)トリチウムスミヤ試料からのトリチウムの離脱する割合は、採取後40分以内であれば20%以下におさまり、管理上は補正する必要はない。
