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報告書

JCO臨界事故の終息作業について

金盛 正至

JNC-TN8440 2001-018, 50 Pages, 2001/12

JNC-TN8440-2001-018.pdf:1.31MB

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。

報告書

気候変動による影響を取り入れた地層処分安全評価の生物圏モデルの検討

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 LITTLE*

JNC-TN8400 2001-003, 128 Pages, 2001/03

JNC-TN8400-2001-003.pdf:4.95MB

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。

報告書

乾式リサイクルシステムの安全性検討

掛樋 勲; 中林 弘樹

JNC-TN9400 2000-051, 237 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-051.pdf:8.14MB

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。

報告書

転換施設第2回更新工事報告書(撤去設備の細断工事実績)

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

JNC-TN8440-2000-013.pdf:10.31MB

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5$$sim$$6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10$$sim$$11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。

報告書

両腕型サーボマニプレータの開発総括報告書(制御関連他)

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

JNC-TN8440-2000-001.pdf:4.37MB

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。

報告書

地層処分の極限安全性に関する研究(III)(研究概要)

大久保 博生*

JNC-TJ1400 99-007, 35 Pages, 1999/02

JNC-TJ1400-99-007.pdf:4.55MB

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。

報告書

地層処分の極限安全性に関する研究(III)(研究委託内容報告書)

大久保 博生*

JNC-TJ1400 99-006, 81 Pages, 1999/02

JNC-TJ1400-99-006.pdf:6.57MB

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。

報告書

米国線量測定規格「複数個の線量計による個人線量計測の実施基準」

辻村 憲雄; 篠原 邦彦; 百瀬 琢麿

PNC-TN8510 98-001, 13 Pages, 1998/07

PNC-TN8510-98-001.pdf:0.63MB

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。

報告書

安全管理業務報告(平成10年度第1四半期)

石黒 秀治

PNC-TN8440 98-045, 118 Pages, 1998/06

PNC-TN8440-98-045.pdf:3.32MB

平成10年度第1四半期(平成10年4月$$sim$$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。

報告書

個人モニタリング期間の選択基準に関する検討

辻村 憲雄; 篠原 邦彦; 百瀬 琢麿

PNC-TN8410 98-083, 20 Pages, 1998/05

PNC-TN8410-98-083.pdf:0.74MB

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。

報告書

安全管理業務報告(平成9年度第4四半期)

石黒 秀治

PNC-TN8440 98-029, 117 Pages, 1998/03

PNC-TN8440-98-029.pdf:3.47MB

平成9年度第4四半期(平成10年1月$$sim$$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。

報告書

体内放射能計測技術高度化研究(III)

not registered

PNC-TJ1603 98-002, 85 Pages, 1998/03

PNC-TJ1603-98-002.pdf:4.97MB

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$$gamma$$線スペクトルの光電ピークと全計数から、$$gamma$$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$$gamma$$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$$gamma$$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$$gamma$$線サムピーク法および複数の検出器を使用する$$gamma$$-$$gamma$$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$$gamma$$-$$gamma$$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$$gamma$$線スペクトルにおいて$$gamma$$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。

報告書

核燃料施設のデコミショニング技術開発

谷本 健一

PNC-TN9450 98-002, 52 Pages, 1998/01

PNC-TN9450-98-002.pdf:11.7MB

核燃料施設のデコミッショニング技術は、測定・除染・解体・遠隔作業等の各要素技術とデーターベースを組合せ、解体工法、費用、工期。作業者の放射線被ばく線量、廃棄物発生予測等を評価しシステム化を図る必要がある。この評価に際しては、解体・撤去対象物の汚染形態等が多種多様であることから、個々のケース毎に最適な手順、方法、作業管理を幅広く検討する必要がある。特に核燃料施設のデコミッショニングに際しての特微は、施設が核燃物質であるプルトニウム等の超ウラン各種、あるいは90SR及び137CS等の核分裂生成物を取扱っていることである。従って、1除染・解体作業時のより厳重な内部被ばく対策、2放射能の包蔵性管理、3二次廃棄物の低減化対策を講ずる必要があるために、除染・解体手法は広い適用性が要求される。また汚染各種の多くは長半減期であることから、1減衰効果によるデコミッショニング作業時の被ばく低減が望めない、2核種の包蔵性維持のために、施設閉鎖後も運転時と同様な管理体制が要求される。3ブローボックス、搭槽類等の機器設備やオフガス設備等の耐用年数は、例えば100年以上は有していないこと等の理由から、基本的には施設・設備の特徴を考慮して、効果的にデコミッショニングに係わる技術開発体験を図る-1に示す。各々の要素技術は、試験を通してその機能・性能を確認するとともに、重要な技術について

報告書

平成8年度安全研究成果(調査票) -環境放射能安全研究年次計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)-

not registered

PNC-TN1410 97-041, 29 Pages, 1997/11

PNC-TN1410-97-041.pdf:1.35MB

平成9年10月6日の科学技術庁原子力安全局原子力安全調査室からの協力依頼に基づき、環境放射能安全研究年次計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)に登録された研究課題(8件)について平成8年度安全研究成果の調査票を作成した。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。

報告書

高速実験炉「常陽」第11回定期検査における被ばく管理報告

高嶋 秀樹; 江森 修一; 荻沼 宏樹; 安藤 秀樹

PNC-TN9410 97-094, 27 Pages, 1997/10

PNC-TN9410-97-094.pdf:0.85MB

高速実験炉「常陽」では、平成7年5月10日から平成9年3月24日の期間にかけて、第11回定期検査が実施された。本定期検査は、期間延長が行なわれたため、被ばく管理については2期間に分割し実施した。その結果、前記(H7.5.10$$sim$$H8.12.7:約17ヶ月)における総被ばく線量当量の実績は、予想総被ばく線量当量約280人・mSvに対して243.34人・mSv、後期(H8.12.8$$sim$$H9.3.24:約3ヶ月)については予想総被ばく線量当量約85人・mSvに対して44.73人・mSvとなり、定期検査期間中の総被ばく線量当量は288.07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なわれたことが確認できた。本報告書は、第11回定期検査で行った被ばく管理及び被ばく低減対策についてこれまでの定期検査の実績を基に取りまとめた。

報告書

過熱液滴型中性子検出器の開発研究(II)

not registered

PNC-TJ1600 97-002, 97 Pages, 1997/03

PNC-TJ1600-97-002.pdf:4.13MB

原子炉施設、核燃料取扱施設においては、作業環境中の空間線量率や放射線業務従事者の被曝管理において、$$gamma$$線のみならず中性子の測定が不可欠である。中性子検出器の一つである過熱液滴検出器に比べ低いことから、特に$$gamma$$線と中性子が混在する作業環境における中性子線量率や放射線従事者の中性子被曝を測定できる有望な検出器である。しかし、この検出器の作動理論や、その特性については未だ十分解明されていない。本研究では現場の放射線管理への適用に資するために、この過熱液滴型検出器の作動原理の理論解析を行い、更に適応範囲の広い有用な検出器開発のための知見を得ることを目的とする。今年度は、以下の検討を行った。(1)過熱液滴型検出器の理論解析1.中性子検出感度の計算2.$$gamma$$線検出感度の計算(2)過熱液滴型検出器試作法および試作検出器の検討(3)基本特性の測定1.過熱液滴型検出器の温度・圧力依存性2.単一液滴の中性子誘起気化の観測

報告書

多成分自動分析システムの開発(2)-電位差滴定法自動分析装置の開発-

稲田 聡; 鴨志田 政之*; 池田 久; 神長 一博; 鈴木 弘之; 庄司 和弘; 久野 祐輔

PNC-TN8410 96-266, 67 Pages, 1996/05

PNC-TN8410-96-266.pdf:2.7MB

[目的]再処理工場における工程管理分析業務の高度化等を目的に,ロボット操作による多種にわたる分析操作の自動化を図る。[概要]東海再処理工場・分析所では,分析操作の自動化に向けて,分析頻度的に最も高いウラン,プルトニウム,酸および放射能濃度等を自動で,同時に測定できる分析システムの開発(多成分自動分析システムの開発という。)を1993年より進めている。本開発は,工程管理分析の高度化,作業効率の向上,個人差による分析値の誤差減少,被ばくの低減化などを目的に,高性能ロボットによる分析操作の自動化を行うものである。具体的には,工程管理分析のうち,6$$sim$$7割を占めると考えられる吸光光度法分析,電位差滴定法分析,放射能法分析を各々,自動化すると共に,複合的に組み合わせることにより分析の総合ネットワーク化を図り,多種目の分析を自動で且つ効率良く行うことができるものである。開発計画としては,第1ステップとして実験台系分析室用の自動分析装置(吸光光度法自動分析装置,電位差滴定法自動分析装置,放射能自動分析装置)を開発する。次に,その基礎データを基にグローブボックス系分析室用の自動分析装置を開発し,最終的には,セル系分析室用の分析を自動化する予定である。本報告は,上記第一ステップのうち,実験台系分析室で処理しているウラン,ヒドラジン,酸,アルカリ濃度等の電位差滴定法分析作業を高性能ロボットを用いて自動で分析ができる装置(電位差滴定法自動分析装置)の開発成果を述べたものである。主な成果は次のとおりである。(1)これまで多大な労力を要していた電位差滴定法の分析作業について自動化が図れた。これにより,これまで作業員が行っていた試料の採取,定量,液定ビーカーのセット等の分析操作が省略でき,分析作業の省力化が図られた。(再処理工場95-2キャンペーンにおいて,定常的に使用できることを確認した。)(2)将来のグローブボックス内への自動分析システムの設置の検討を含め,電位差滴定法の自動化に必要な自動処理機器等をユニット化し,小型化を図った。(3)データ処理装置の分析条件登録ソフトプログラムの効率化を図った結果,測定中であっても分析条件の登録変更や追加,削除を容易に設定できるなど,緊急性を要する分析作業にも十分対応可能なシステムとした。(4)ロボットの操作上生じる無駄な操作や,作業工程上の待ち時間に

報告書

燃料集合体の構成部材に及ぼす化学除染の影響

小鷹 幸三; 天藤 雅之; 菅原 正幸; 小池 通崇; 松田 昌悟; 遠藤 和雄; 揖場 敏

PNC-TN9410 96-235, 258 Pages, 1996/03

PNC-TN9410-96-235.pdf:41.18MB

原子炉の定検作業時における被曝低減対策の一環として,炉心一次冷却系統機器に付着したクラッドを除去するための化学除染法が開発され,ふげん発電所で既に実施されている。一方,これまでの化学除染は,燃料体が炉心に無装荷の状態で実施されているため,設備利用率の向上を図る観点から,燃料体が装荷された状態で除染を行う計画が策定された。本計画を実施に移すに当たっては,除染剤が燃料集合体を構成する部材に悪影響を及ぼさないことを,試験を行って確認しておく必要がある。本報告は,除染剤が燃料集合体構成部材の健全性に与える影響を調べるために実施した材料特性試験並びに燃料要素被覆管のフレッティング摩擦特性に関する実規模炉外耐久試験の結果について,まとめたものである。本試験で得られた結果の概要を以下に記す。(1)除染処理及び残留除染材による,燃料集合体構成部の応力腐食割れに対する感受性は十分低い。(2)除染処理及び残留除染剤は,燃料要素被覆管のフレッティング摩擦の進展を促進させる傾向はほとんど認められず,スペース・リング素子の燃料要素保持機能並びに燃料要素被覆管のフレッティング摩擦特性に対する健全性に悪影響を及ぼすことはない。

報告書

プルトニウム燃料製造施設におけるTLDバッチと固体飛跡検出器の相関関係(2)個人別データの解析と積分中性子応答の比較

辻村 憲雄; 百瀬 琢麿; 篠原 邦彦

PNC-TN8410 96-036, 20 Pages, 1996/02

PNC-TN8410-96-036.pdf:0.49MB

平成6年4月$$sim$$平成7年3月までにプルトニウム燃料工場で放射線作業に従事した作業者が着用したTLDバッジと固体飛跡検出器の相互関係を、作業者別に解析し、とりまとめた。その結果、個人別のTLDバッジと固体飛跡検出器の応答比の月別の推移は、統計変動などに伴う誤差の範囲内で一定比であること、一年間に亘って積分した両線量計の応答の関係も所属部課室や放射線作業を行う施設に関係なくほぼ一定の値であることが分かった。

報告書

安全管理 業務報告(平成7年度第2四半期)

石黒 秀治

PNC-TN8440 95-042, 113 Pages, 1995/09

PNC-TN8440-95-042.pdf:2.98MB

平成7年度第2四半期(平成7年7月$$sim$$平成7年9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。

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