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金盛 正至
JNC TN8440 2001-018, 50 Pages, 2001/12
平成11年9月30日10時35分頃、茨城県東海村にある核燃料加工会社ジェーシーオー(以下「JCO」という)において臨界事故が発生した。本資料は国の防災対策の専門家としての現地での活動についてとりまとめたものである。JCOでは臨界事故の発生を想定していなかったため、中性子測定器がなく、臨界を終息させる機材もなかった。サイクル機構には国等から通報と派遣専門家の派遣の要請があった後、速やかに専門家を派遣した。この段階における事故対策上の課題は以下の4点であった。(1)事故状況、放射線状況等の事実関係の把握、(2)臨界事故の終息可能性の検討、(3)サイト周辺住民の退避のための情報発信、(4)女性を含め100名を超える社員等の身体汚染の把握と退避の検討。これらの課題については、JCOサイト内で検討を行い、臨界事故を終息させることができた。この報告は、これらの課題の関係者による解決の経過について報告するものである。
桜井 淳; 長家 康展; 山本 俊弘; 薮田 尚宏*
日本原子力学会誌, 43(9), p.26 - 27, 2001/09
日本原子力学会「モンテカルロ法による粒子シミュレーション」研究専門委員会主催の第2回「モンテカルロシミュレーション」研究会が2001年5月24-25日に東京・大手町の三菱総合研究所で開催された。本稿は研究会実施報告であり、全発表者の講演内容及び特徴,評価と課題が記されている。この研究会の特長は国内の研究者の発表だけでなく、アジア圏を含む準国際会議的側面を備えた研究会であること、発表内容が臨界・遮蔽から高エネルギー・宇宙被曝に至るなど多様なことである。
加藤 智子; 石原 義尚; 鈴木 祐二*; 内藤 守正; 石黒 勝彦; 池田 孝夫*; Richard, L.*
JNC TN8400 2001-003, 128 Pages, 2001/03
高レベル放射性廃棄物地層処分の安全評価では、地下深部に埋設された高レベル放射性廃棄物に含まれる放射性核種が地下水によって人間の生活環境に運ばれることを想定し、その移行プロセスと被ばく経路からなる生物圏モデルを作成して線量を推定する。安全評価は極めて長い時間を対象とするため、一万年先頃に到来すると考えられる地球規模の氷期などの気候変動により、地球規模で地表の環境は著しい影響を受けることが想定されるとともに、人間生活への影響も大きくなる。このような気候変動や関連する要因により、現在の生活環境と比べはるかに異なる環境に放射性核種が流入することを想定する必要がある場合には、その起こりうる将来の環境の状態と整合性を図った代替の生物圏モデルをいくつか想定しておくことが合理的であると考えられる。本報告書では、気候変動による生物圏システムへの影響を生物圏モデルに取り入れた場合、その影響がどの程度のものとなるかを把握することを目的に検討を行った。検討にあたっては、気候変動によるシステムへの影響の取り扱いについては世界中に現存する気候状態をアナログとして利用し、作成された生物圏モデルから求まる線量への換算係数を、現在の気候状態を想定したシステムのものと比較することによって行った。
小林 薫*; 神永 雅紀; 羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 麻生 智一; 粉川 広行; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 2000-050, 43 Pages, 2000/08
水銀ターゲットシステムにおいて、重大事故であるギロチン配管破断によりターゲットトローリーメンテナンス室へ水銀が漏洩した場合のソースタームを解析し最大公衆被曝量を推定する。ソースタームとして、高い蒸気圧と放射能レベルを有する水銀、ヨウ素、臭素、希ガスを選定した。ソースタームの輸送量は水銀漏洩時の温度と蒸発率、そして放出時のフィルター効率や大気拡散率を考慮して解析した。漏洩水銀の温度変化はSTAR-CDコードで、蒸発速度は1次元強制対流条件で利用される物質伝達の相関式で推定した。安全裕度を十分に見込んだ条件における予備的な解析結果では、水銀、ヨウ素、臭素、希ガスに対する公衆被曝量の最大レベルは約6.310mSvであり、1年間に自然界から受ける1mSvよりも一桁以上小さい。
松永 武; 小林 健介
Proceedings of 10th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-10) (CD-ROM), 10 Pages, 2000/05
安定ヨウ素剤の投与は、原子力施設の緊急時における甲状腺被曝の低減のための初期防護対策の1つである。安定ヨウ素剤を投与した条件下での放射性ヨウ素の吸入による甲状腺の内部被ばく線量に関係する種々のパラメータの感度解析を行った。日本人は、欧米人に比較して海草を多食することにより日常のヨウ素摂取が欧米人よりも多い。そこで、欧米人とは異なり得る日本人に対する安定ヨウ素剤の投与効果の大きさとその変動範囲の推定をICRPのヨウ素の代謝モデルと同等のモデルに基づいて行った。解析に用いた日本人における代謝パラメータは、1930年代以降の国内文献の広範な調査に基づいて推定した。解析の結果、日本人・欧米人の相違により生ずる、呼吸器系において放射性ヨウ素が捉えられる割合の差は数%以内と小さなことが明らかとなった。甲状腺被ばく回避率に関しては、血液内のヨウ素が甲状腺へ移行する速度を規定する代謝パラメータの感度が高いことがわかり、今後、この移行過程をさらに日本人について検討すべきことが明らかとなった。また、日本人の場合には回避率の大きいは欧米人に比較してやや小さなことが推定されるが、放射線ヨウ素の吸入による線量換算係数が日本人では欧米人に比較して小さいと考えられるために、甲状腺への放射線影響は日本人・欧米人であまり大きな差は生じないことが示唆される。
掛樋 勲; 中林 弘樹
JNC TN9400 2000-051, 237 Pages, 2000/04
本研究は、従来のPurex再処理法-ペレット加工法と異なるシステム概念の乾式リサイクルシステム(乾式再処理-射出成型(金属燃料)、振動充填(酸化物燃料)加工法)について、その安全システムを構築するために、安全システムの考え方(安全システム概念)を示し、安全評価に関わる検討を行ったものである。安全システムの考え方については、我が国現行の再処理安全審査指針に則って、必要な安全機能、安全設計要件及び安全設備を示し、課題を摘出した。安全評価に関わる検討については、想定する異常事象及び事故事象を選定し、安全設計パラメータ(閉じ込めフィルタ能力等)と漏洩インベントリをパラメータとして、公衆被ばく量制限との関係を求め、課題を摘出した。また、臨界管理の設計及び評価に資するため、臨界解析を行った。以上のように、本研究では、安全設計方針(安全設計上考慮すべき事項)、指針等の作成及び具体的な安全設計を進めるために、乾式システムの安全システム概念を体系化して、課題を示した。
田中 泉; 吉元 勝起; 神 晃太*; 木村 光希*; 岩佐 和宏*; 大森 二美男*; 吉田 秀明*
JNC TN8440 2000-013, 179 Pages, 2000/04
プルトニウム転換技術開発施設は、昭和58年にプルトニウム試験を開始して以来約13年間運転を継続し、約12tのプルトニウム・ウラン混合酸化物粉末の製造を実施してきた。プルトニウム転換技術開発施設は、設備の経年劣化による設備更新を実施し、平成56年にかけて第1回設備更新として焙焼還元炉及び廃液蒸発缶等の更新を実施し、平成1011年にかけて第2回設備更新として脱硝加熱器、混合機、換排気設備等の更新を実施した。撤去設備の細断は、第2回目の更新工事において撤去したフィルターケイシング、分析グローブボックス等を細断し放射性廃棄物として処置したものである。またすでに処置された不燃性固体廃棄物のうち、プルトニウム含有率の高い大型廃棄物についても開梱を実施し、粉末等の回収を行った。本報告書は、細断工事の実施結果について工事方法、被ばく実績及び本細断で得られた知見(セル・グローブボックス系フィルターへの核物質の移行量の推定について、放射性物質の再浮遊係数測定結果)をまとめたものである。
森島 重彌*; 古賀 妙子*
JNC TJ1400 2000-008, 82 Pages, 2000/03
環境中にはカリウム・40をはじめウラン系列、トリウム系列などの自然放射性核種が広く分布しているが、一様な分布はしていないことから大地よりの環境線として、またラドンの発生源として種々の形態で生活環境に関与し時間的にも空間的にも大きく変動している。わが国では一般的に、花崗岩地域が多い西日本では放射線量率は高いので、自然放射線に対する理解を深め、花崗岩などの高自然放射線地域における自然放射性核種の挙動と分布を明らかにするために環境調査を行う。調査する地域としては、特に、中国地方の花崗岩地域である島根県太田市池田鉱泉地域、鳥取県東伯郡三朝温泉地域、近畿地方で奈良県奈良布鉢伏地域、奈良県字陀郡室生地域、兵庫県神戸市有馬温泉、兵庫県川西市、関東地方で山梨県巨摩郡増富温泉及び対照地域としては東大阪市を含む大阪府周辺とし、ラドンおよび崩壊生成核種を含む自然放射性核種の環境中における挙動と分布に関する検討を行ったので、その結果を報告する。(l)ラドンの測定は、長い設置期間が必要であるが取扱が容易なカップ式ラドン・トロンモニタ、活性炭捕集によるピコラド法および30ml容のシンチセルの瞬時捕集によるパイロンラドンモニタ等の方法により検討した。積分型ラドンモニタは固体飛跡検出器として硝酸セルロース(コダック社製LR‐115type2)を用いた。ラドンモニタのそれぞれの特性により、カップ法は3ケ月間以上の設置捕集のため最小検出限界が高く感度が悪いが、設置期間中の平均濃度が得られ、他の方法では24時間又は瞬時の短期間の平均ラドン濃度となる。ピコラド法は検出器が小さく、捕集も容易で簡便な測定で同時に多数測定が可能なため分布図などの作成に有効である。(2)三朝温泉地域における1999年12月まで約5年間に実施した空気中ラドン濃度は各地域毎の平均値で、屋外ではND150Bq/m/SUP3、屋内ラドン濃度は8194Bq/m/SUP3と幅広く変動し、一般に屋内濃度が屋外濃度より高く、その比は1.12.3に変動している。測定した地域の内、三朝地区、旭地区(竹田川沿)および竹田地区天神川沿い(竹田川上流の一部)が高く、三朝温泉地区の東南部小鹿地区および三徳地区では低濃度であった。これを地質図と比較して見ると、高ラドン濃度を示した旭、竹田、三朝温泉地域は花崗岩層に位置し、低ラドン濃度を示した小鹿、
高嶋 秀樹; 叶野 豊; 江森 修一; 進藤 勝利
JNC TN9410 2000-001, 20 Pages, 1999/12
高速実験炉「常陽」では、平成10年2月24日から平成11年6月28日の期間にかけて、第12回定期検査が実施された。本定期検査は、当初予定されていた作業に安全対策等の工事作業が加わり3ヶ月程度期間が延長されている。期間中の被ばく管理については、予想総被ばく線量当量約407人・mSvに対して実績被ばく線量当量は263.92人・mSvであった。これらのことを含め、今回の定期検査は適切な放射線作業計画の基に行われたことが確認できた。本報告書は、第12回定期検査で行った被ばく管理結果について、これまでの定期検査の実績を基にとりまとめた。
三木 安夫; 川野邊 一則*; 小林 雄一*; 小泉 務; 青嶋 厚
JNC TN8440 2000-001, 126 Pages, 1999/03
核燃料サイクル機構では、核燃料サイクル関連施設における施設稼動率の向上と点検保守作業時における作業員の被ばくの低減化等を目的として、大型セルによる全遠隔保守方式の開発を行ってきた。本方式を成立させるためには、遠隔保守技術の確立が必須である事から、当グループを中心として遠隔保守の中心的機器となるマスタースレーブ方式の両腕型バイラテラルサーボマニプレータ(Bilateral Servo Manipulator:BSM)の開発を実施してきた。BSM2基のガラス固化技術開発施設(TVF)への設置後は、リサイクル機器試験施設(RETF)への導入に向けて、いわば完成版BSMとも言えるマニプレータ(RETF型)への改良を実施してきた。本報告書は、完成版BSMへの改良点、特に操作性の向上に関わる点を主体に、機械設計、制御設計について総括したものである。
大久保 博生*
JNC TJ1400 99-007, 35 Pages, 1999/02
本研究では、まず、火山活動といったキーワード(あるいは発端事象)に関連する各事象やプロセスを定義し、一般公衆に恐怖感を与えるようなカタストロフィックなシナリオとして、特に、火砕流を伴う中規模クラスの噴火活動シナリオを検討した。次に、このようなシナリオのカタストロフィックな事象やプロセスの特徴をもとに、既往のモデル化概念の事例調査等を通じ、定量化概念(放出量、規模、放出モード(複合発生性)、放出形態、放出頻度、確率など)と処分場システム(周囲の環境状態も含む)の検討を行い、処分場並びにその周辺に与えるインパクトを評価・解析し得るモデルを実際に作成し、地層処分がもたらすリスクを算出し、そのようなシナリオが生じた場合に同時に発生する可能性がある地層処分以外のリスクとの対比が可能となることを考えた。最後に、ここで検討した火山活動シナリオの影響評価プロセス及び作成したモデルを用いて算出したリスクを可視化して、他のリスクと比較できるような検討を行った。
大久保 博生*
JNC TJ1400 99-006, 81 Pages, 1999/02
本研究では、まず、火山活動といったキーワード(あるいは発端事象)に関連する各事象やプロセスを定義し、一般公衆に恐怖感を与えるようなカタストロフィックなシナリオとして、特に、火砕流を伴う中規模クラスの噴火活動シナリオを検討した。次に、このようなシナリオのカタストロフィックな事象やプロセスの特徴をもとに、既往のモデル化概念の事例調査等を通じ、定量化概念(放出量、規模、放出モード(複合発生性)、放出形態、放出頻度、確率など)と処分場システム(周囲の環境状態も含む)の検討を行い、処分場並びにその周辺に与えるインパクトを評価・解析し得るモデルを実際に作成し、地層処分がもたらすリスクを算出し、そのようなシナリオが生じた場合に同時に発生する可能性がある地層処分以外のリスクとの対比が可能となることを考えた。最後に、ここで検討した火山活動シナリオの影響評価プロセス及び作成したモデルを用いて算出したリスクを可視化して、他のリスクと比較できるような検討を行った。
not registered
JNC TN1400 98-002, 29 Pages, 1998/11
平成10年10月14日の科学技術庁原子力安全局原子力安全調査室からの依頼に基づき、環境放射能安全研究年次計画(平成8年度平成12年度)に登録された研究課題(7件)について平成9年度安全研究の調査票を作成した。なお、「地質と環境放射線の関連性に関する研究」については、平成8年度をもって終了としたため、除いてある。本報告書は、国に提出した調査票を取りまとめたものである。
辻村 憲雄; 篠原 邦彦; 百瀬 琢麿
PNC TN8510 98-001, 13 Pages, 1998/07
AmericanNationalStandardHPSN13.41-1997"CriteriaforPerformingMultipleDosimetry"を翻訳した。この規格は、複数個の線量計を用いて個人の被ばく線量を評価する必要がある場合の条件とその際の方法論を定めている。内容は、現在、国内で実施されている「不均等な被ばく形態における線量評価法」とほぼ同様であるが、複数個の線量計の着用が必要とされる条件、それらの身体配置並びに線量評価方法及び記録のありかた等が具体化されている。
石黒 秀治
PNC TN8440 98-045, 118 Pages, 1998/06
平成10年度第1四半期(平成10年4月平成10年6月)に実施した業務概要について報告する。記載項目は、安全管理業務概要、安全管理一般、放射線管理、環境安全、個人被ばく管理、小集団活動の推進、研究開発、外部発表等について、取りまとめたものである。
辻村 憲雄; 篠原 邦彦; 百瀬 琢麿
PNC TN8410 98-083, 20 Pages, 1998/05
東海事業所では、放射線業務従事者のモニタリング期間は原則的に3カ月間であるが、プルトニウム燃料取扱施設等で作業を行う者については短期間に比較的高い被ばくを受ける可能性があるため1カ月毎に個人線量計を交換し、被ばく管理を行っている。しかし、モニタリング期間を3カ月間から1カ月間に変更する際の具体的な条件はこれまで設定されていない。本研究では、平成7年度の1カ月管理者の被ばく実績値を基に、モニタリング期間を1カ月から3カ月に変更した場合の被ばく線量当量分布を試算し、有意値として記録される割合の変化を調べた。その結果、3ヶ月間の合計線量が0.3mSvに満たない程度の線量レベルであれば、1カ月管理にする必然性は小さいことが分かった。
石黒 秀治
PNC TN8440 98-029, 117 Pages, 1998/03
平成9年度第4四半期(平成10年1月平成10年3月)に実施した業務概要について報告する。記載項目は、安全管理業務概要、安全管理一般、放射線管理、環境安全、個人被ばく管理、小集団活動の推進、研究開発、外部発表等、表彰等について取りまとめたものである。
石橋 祐三; 黒田 能克*; 仲嶋 淳*
PNC TJ8216 98-003, 243 Pages, 1998/03
FBR燃料再処理施設などの将来施設における自動化には、高放射線環境下で使用できる耐放射線性マイクロコンピュータを中心とした耐放射線性電子機器の開発が必須である。この開発により信号ケーブルの本数削減、自律制御による作業効率の向上、長寿命化による保守費の削減が可能となる。ここでは、耐放射線性マイクロコンピュータによる施設の自動化に向けたシステムの構築を行うためのシステム検証を目的とした「耐放性マイコン内蔵型線スペクトル測定装置」のシステム設計を行った。この設計にあたっては、先に実施した耐放射線性マイクロコンピュータのブレッド・ボード設計・試作の成果を踏まえ、ハイブリッドIC技術を適用した耐放射線性マイクロコンピュータを採用した。この耐放射線性マイクロコンピュータは、集積線量が10sup7RADを越えた状態にあっても機能するものとし、10sup8RAD(集積線量)を目標としたものを組み込んだ設計を行った。
not registered
PNC TJ1603 98-002, 85 Pages, 1998/03
動力炉・核燃料開発事業団東海事業所放射線保健室には、高純度ゲルマニウム半導体検出器(HPGe検出器)による肺モニタが2台、低エネルギー用の高純度ゲルマニウム半導体検出器(LEGe検出器)が4台設置されており、ヒューマンカウンターとして使用されている。これらの検出器は分解能が極めて高く、内部被曝事故の発生時において迅速に摂取された核種を特定することが可能である。対外計測法による内部被曝線量評価には検出効率の情報が不可欠である。検出効率の校正は水ボックスファントムを使用して行うが、個人の体格差による補正は行われていない。しかし、広範囲の内部被曝事故に備える原子力防災対策の観点から、成人男性の標準体型との違いが大きい子供、女性、外国人に対して内部被曝線量の適切な評価が可能な測定方法が望まれてきた。さらに、水ボックスファントムは均一分布を前提としており、実際の人体内における不均一な線源分布に対する正確な校正は不可能であった。相対測定法による崩壊率決定の信頼性の向上には、計算ファントムや身長・体重を簡便な個人情報とする補正法が提案されている。これに対して本委託研究ではHPGe検出器の高い分解能に着目し、測定された線スペクトルの光電ピークと全計数から、線同時計測の原理の応用による崩壊率絶対測定法を提案した。本研究の目的は、HPGe検出器を使用し線同時計測による体内放射能絶対測定法を確立するための検討を行い、不均一分布に対応可能な測定法について基礎研究を行うことにあった。そこで線カスケード崩壊核種を対象として、1台の検出器を使用する線サムピーク法および複数の検出器を使用する-同時計測法を試み、実験値が理論値とよい一致を示すことを確かめた。さらに、均一および不均一な分布線源測定、角度相関、複雑な崩壊形式の核種に対して理論の拡張を行った。特に-同時計測法では、偶然同時計数による影響を測定で得られた情報のみから補正できるため、高い計数率においても実験値は真の崩壊率とよい一致を示した。さらに複合線スペクトルにおいて線カスケード崩壊核種の崩壊率から、他核種の崩壊率決定を試みた。これらの基礎研究により本測定法が体内放射能測定に広く適用できることが確かめられた。