Development of emergency monitoring system for alpha-particle-emitting radionuclides in the air

外間 智規; 藤田 博喜; 中野 政尚; 飯本 武志*

Radiation Protection Dosimetry, 196(3-4), p.136 - 140, 2021/11

https://doi.org/10.1093/rpd/ncab139

原子力事故初期段階では、放射性物質が環境中に放出されるため、被ばくを回避・低減するために放射線防護対策を迅速に講じる必要がある。防護対策を講じるにあたり環境中の放射能濃度を把握しなければならない。しかしながら、プルトニウムなどのアルファ線を放出する人工核種は、ウラン壊変生成物などの天然核種による妨害のため、空気中の放射能濃度を測定することは困難である。したがって放射能濃度を測定するためには化学分離が必要であった。本研究では、化学分離を必要としない多重時間間隔解析(MTA)を用いた新しい緊急時モニタリングシステムを紹介する。このモニタリングシステムはアルファ/ベータ線サーベイメーターが組み込まれており、各放射線の検出時間間隔に注目した解析方法を採用した。このシステムは測定結果を算出するまでの時間が短く、取り扱いが容易で非破壊測定であることが特徴である。システムの検出限界は9.510 Bq mと見積もった。MTAを用いたモニタリングシステムは、試料の迅速な測定やスクリーニングが要求される状況で役立つと考えられる。

屋外器材ピット(Bピット)内廃棄物取出し作業に係わる放射線管理について

伊東 康久; 野田 喜美雄; 菊地 正行; 石川 久

JNC TN8410 2001-018, 67 Pages, 2001/04

JNC-TN8410-2001-018.pdf:2.96MB

プルトニウム燃料工場屋外器材ピット(Bピット)(以下「Bピット」という。)の廃棄物取出し作業は、平成9年9月、安全総点検において確認事項として摘出し、一般作業計画により平成10年6月8日から開始された。平成10年6月25日、廃棄物整理作業中、廃棄物中に放射能汚染物を発見し、さらに、作業者3名の作業衣及び靴底等にも汚染が検出された。作業者の身体サーベイ、鼻スミヤの結果、また、肺モニタ及び精密型全身カウンタでの測定の結果、皮膚汚染はなく内部被ばくもなかった。発見された汚染物等について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムによる汚染と判明した。その後、Bピット内の放射線モニタリングを実施し、廃棄物表面から有意な値(放射能:8.210-3Bq/cm2、放射能:1.210-2Bq/cm2)を検出したことから当該廃棄物について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムを確認した。なお、廃棄物周辺の線量当量率、空気中放射性物質濃度については検出下限値未満であった。上述のとおりピット内に保管されていた廃棄物の一部の表面に汚染が検出されたため、6月25日にテントハウス内を一時管理区域に設定し、ピットからの汚染拡大防止策として、ピット上部をビニルシート及び防炎シートにて密封した。その後の廃棄物取出し作業は、ピット上部に作業囲いを設置し、作業囲い内にグリーンハウス(以下「GH」という)を3段(GH-1.2.3、ピットはGH-1内)設置して、特殊放射線作業で実施した。作業区域の空気中放射性物質濃度の管理は、GH-1内を連続監視ができるようにダストモニタを設置し、その他についてはエアスニッファを設置して実施した。線量当量率、表面密度の管理は、定点を定め測定した。また、ピット内は第2種酸素欠乏危険場所として指定し、有毒ガス及び酸素濃度の管理が行われた。作業は防護装備を全面マスク及びタイベックスーツ並びに保護手袋着用とし、3名/班で実施された。作業中、毎日GH-1.2.3内の放射線状況を確認し作業者へ周知してきた。放射線状況は全て検出下限値未満であった。廃棄物取出し作業は平成10年11月中旬に終了し、ピット内の清掃後、平成10年12月初旬からピット内の汚染検査及び一時管理区域解除の為の処置を実施して、平成11年1月13日に屋外器材ピット(Bピット)の一時管理区域を解除した。取

自然放射能の挙動解析に基づく排気モニタリング技術の向上-排気モニタリングバックグラウンドの低減化手法等-

井崎 賢二; 野田 喜美雄; 岩田 克弘; 樫村 義雄*

JNC TN8410 2001-005, 30 Pages, 2001/01

JNC-TN8410-2001-005.pdf:0.62MB

本報告書では、放射線管理業務の中でも重要な排気中放射性物質濃度の管理について、その技術を向上させるため、施設内における自然放射能の挙動解析を行うとともに、解析結果から「排気モニタバックグラウンド(自然放射能による計数)の低減化手法」及び「排気ダクトなどのリーク判定手法」について検討し、報告する。排気モニタのバックグラウンドの低減化については、排気サンプリング位置を変更すること等によって可能であり、施設の新設時及び排気モニタの更新時にその手法を適用することができる。また、排気ダクトなどのリーク判定については、排気ろ紙に捕集された自然放射能の核種分析等を行うことによって容易に行えるものであり、施設運転の安全確保及び放射線管理技術の向上にも役立つものである。

抵抗溶接法の開発(3)(ODS鋼強度評価用試験片の製作)

遠藤 秀男; 関 正之; 石橋 藤雄; 平 一仁*; 塚田 竜也*

JNC TN8410 2000-007, 89 Pages, 2000/03

JNC-TN8410-2000-007.pdf:6.28MB

1.目的 平成9年度に試作したODS鉄製被覆材(フェライト系ODS鋼(以下、「F系ODS」と称す。)とマルテンサイト系ODS鋼(以下、「M系ODS」と称す。))の強度特性及び抵抗溶接部の接合強度を確認することを目的として、内圧封入型クリープ試験片、引張試験試験片、内圧バースト試験及び急速加熱バースト試験片を製作した。2.試験方法 抵抗溶接法を用いて試験片の製作を行うあたり、溶接条件設定試験を兼ねてODS鋼の溶接特性を確認するとともに、試験片製作時には、接合部の健全性を保証するために必要な項目の洗い出しと検証を実施した。また、接合強度を確認するために、引張試験(RT,600,700,800)と参考までに内圧クリープ試験を実施した。3.試験結果と考察 3.1溶接特性について(1)被覆管の肉厚が厚くなると、接合界内部における被覆管内厚の減少が生じた。これは、被覆管側のコレットチャックによる冷却効果が弱まり、接合部近傍における加熱範囲が拡張し、バリとして接合面外へ排出されたものと考える。また、被覆管の偏肉が大きくなると、肉厚の薄い方は異常発生を生じた。均一な接合継ぎ手を得るためには、予熱電流を下げ、時間を長くし、高加圧力で行い、溶接時における接触抵抗を低く抑えられる条件にする必要がある。(2)M系ODS及びF系ODS被覆管と高強度フェライトマルテンサイト鋼(以下、「62PFS」と称す。)端栓の組合せでは、接合部近傍の硬さが増加した。しかし、溶接後熱処理(710-10分)を行うと、その硬さは、母材と同等の硬さまで回復した。これらの材料を溶接する場合は、溶接後に熱処理が必要となる。3.2接合強度について(1)引張試験結果は、一部を除き母材と概ね同様な強度を示した。しかし、F系ODS被覆管と62FS端栓の組合せでは、接合部に細粒組織が、M系ODS被覆管では、接合部近傍の被覆管側に炭化物が析出した。これらの析出物等が高温(800)引張試験において接合部から破断した要因と考えられる。(2)M系ODS(M91材)材を用いて参考のために、内圧クリープ試験を実施した。破断設定時間は、100hと300hの2試料とし、いずれも管部からの破断であり、接合部は健全であった。(3)今後は、析出物等と接合強度の関係を確認する目的からシャルピー衝撃試験等を行い、接合部の破壊ジン性評価を行う。また

ICRPの内部被ばく線量評価法に基づく空気中濃度等の試算

河合 勝雄; 遠藤 章; 桑原 潤; 山口 武憲; 水下 誠一

JAERI-Data/Code 2000-001, p.87 - 0, 2000/01

JAERI-Data-Code-2000-001.pdf:5.11MB

本報告書は、ICRP1990年勧告の国内法令への取り入れについての検討に供することを目的に、ICRPの内部被ばく線量評価法に基づく放射性核種毎の作業者に対する空気中濃度及び一般公衆に対する排気中、排水中濃度の試算について報告するとともに、それらの試算値を放射線審議会基本部会の「外部被ばく及び内部被ばくの評価法にかかわる技術的指針」に示すところに従って書式化し、一覧表として掲載したものである。また、核種毎の濃度等が規定されていない場合の空気中濃度等を線放出核種及び物理的半減期の区分毎に求めて掲載した。さらに、これらの試算において問題となったICRP刊行物間での放射性核種の吸収に関するパラメータの違いや化合物の表現方法等についても記述した。

Characteristics of generated aerosols and estimation of air contamination in decommissioning of the Japan Power Demonstration Reactor

間辺 巖; 富居 博行

IRPA9: 1996 International Congress on Radiation Protection, Proceedings, 3, p.350 - 352, 1996/00

JPDRの解体では機器の構造、材質そして汚染レベル等を考慮した種々の切断工法が試みられた。特に、高汚染機器の解体には遠隔制御による水中プラズマ切断が行われた。原子炉解体時の空気汚染を評価するには、各種切断工法のエアロゾル飛散率が重要となるが、これまで明確に示されていない。JPDR解体時に気中、水中切断で発生するエアロゾルの特性測定を行い、作成した空気汚染評価モデルを用いて各種パラメータを決定した。モデルは切断時に発生する放射能に対し、気中や水中への飛散率と、室内での沈降、換気量から放射能濃度を求めるものである。水中切断時のエアロゾルは気中に対し、より大きな粒径のものが捕捉され飛散率は水深に連れて指数凾数的に減少した。取得したパラメータや評価モデルは将来の商用炉の解体時の空気汚染予測や、合理的な解体工法の立案に有用となる。

ラドン及び崩壊生成核種の環境中挙動に関する研究(I)

not registered

PNC TJ1630 95-001, 29 Pages, 1995/03

PNC-TJ1630-95-001.pdf:1.63MB

活性炭によるラドン吸着を利用したピコラド検出器および液体シンチレーションスペクトロメータを使用して、鳥取県三朝地域における空気中および水中ラドン濃度の測定を行い、ラドンおよび崩壊生成核種の環境中挙動に関する研究を行った。ピコラドシステムによるラドン濃度測定は、簡便迅速に測定可能で、採取期間24時間、計測時間200分で、空気中ラドン濃度の最小検出限界は1.7Bq/m3、水中0.43Bq/Qと有効な方法である。三朝周辺地域では、屋内ラドン濃度は19158Bq/m3、屋外ラドン濃度は1969Bq/m3に変動、浴室においては換気などに大きく影響されるが、1002200Bq/m3と高く、そして巾広い範囲に変動した。温泉水中のラドン濃度は481066Bq/Q、三徳川、用水路などの水中ラドン濃度は最高14Bq/Qの範囲に変動している。

酸化蒸発法による使用済み燃料からのRu及びMoの回収に係わる研究

田辺 哲朗*

PNC TJ1605 91-002, 22 Pages, 1991/03

PNC-TJ1605-91-002.pdf:0.49MB

本研究は、使用済み燃料から酸化揮発し易いRu,Moを選択的に分離回収するための技術を研究開発することを目的とし、これに係わる文献調査及び基礎実験を行なうものである。 本年度は、特に空気中並びに酸素プラズマ中でのMo及びRu単体あるいはMo-Ru合金の酸化挙動について基礎的実験を行ない、酸化蒸発法の応用法について次のような成果を得た。1) 空気中1000の酸化によりMo、Ru両者ともに酸化される。この際MoはMoO3として酸化蒸発するがRuはRuO2として固相に残される。このため両者の分離そのものは可能であるが、RuをRuO4として蒸発させることは出来ない。2) 空気中500での酸化ではMoは酸化されMoO3となるが蒸気圧が十分高くないので揮発回収することは出来ない。Ruは殆ど酸化されなかった。3) 酸素プラズマ中での酸化によりMoは室温でもMoO3にまで容易に酸化される。Ruもわずかに酸化されている兆候が見いだされたが、定量的に評価するには至っていない。

放射線防護用機器、XII; 放射線防護計測における最近の進歩と課題、3、内部被爆モニタリング、2.2、日常個人モニタリング(体外計測、バイオアッセイ)対象者の選定、2.4、バイオアッセイ法

服部 隆充

Radioisotopes, 39, p.179 - 180, 1990/00

バイオアッセイ法は多くの労力と費用を要するので、内部被曝の日常個人モニタリングを効果的に行うには、モニタリング対象者の選定が必要となる。その方法として、放射線障害防止法の空気中濃度からの摂取量算定式を参考にした対象者選定法の概説を行う。また、バイオアッセイ法の問題点について、現状の方法の解説とあわせて考察する。

Radiation grafting of hydrophilic monomers onto poly(4-methylpentene-1), I; Grafting of acrylic acid

Y.S.Soebianto*; 吉井 文男; 幕内 恵三; 石垣 功

Angewandte Makromolekulare Chemie, 149(2413), p.87 - 99, 1987/00

https://doi.org/10.1002/apmc.1987.051490106

結晶化度の異なるポリメチルペンテン(TPX)に種々の条件下でアクリル酸をグラフト重合した。真空中前照射によって生成したラジカルは真空中前照射のパーオキシラジカルよりも著しく安定であった。結晶化度の高い試料(34%)は真空中照射のみグラフト重合を起した。低結晶化試料(24%)では真空中,空気中いずれでもグラフト重合が起きた。グラフト重合の初期速度は、低結晶化試料の方が高結晶化試料よりも速い。XMAより低結晶化試料においては、グラフト反応が反応時間とともに試料表面から内部へ進み、反応時間の長い試料は内部まで均一にグラフト重合が起きた。一方、高結晶化試料では、表面からわずかに入ったところまでしかグラフト反応は進まなかった。