本レポートは日本原子力研究開発機構が不定期に発行する成果報告書です。
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〒319-1195 茨城県那珂郡東海村白方白根 2 番地 4
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Inquiries about availability and/or copyright of this report should be addressed toIntellectual Resources Section, Intellectual Resources Department,
Japan Atomic Energy Agency
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JAEA - Review 2007-051

平成１８年度 放射線管理部年報
日本原子力研究開発機構 東海研究開発センター
核燃料サイクル工学研究所
放射線管理部（2007 年 12 月 11 日受理）

本報告書は、平成 18 年度に核燃料サイクル工学研究所（以下、「サイクル研究所」という）
放射線管理部が実施した施設の放射線管理及び個人被ばく管理、放出管理及び環境放射線の監視、放射線管理用機器等の保守管理、安全研究及び技術支援等の業務について取りまとめたものである。
サイクル研究所では日本原子力研究開発機構の中長期計画に基づき、核燃料サイクルの使用済燃料の再処理、プルトニウム（ＭＯＸ）燃料、次世代サイクル技術、放射性廃棄物の処
理・処分技術の研究開発などを進めるため、サイクル研究所には再処理施設、核燃料物質使用施設及び放射性同位元素使用施設があり、これらの施設における放射線業務従事者等の放射線安全を目的として、作業環境の放射線状況の監視及び放射線作業の管理などの放射線管理を行うとともに、放射線業務従事者の個人線量の測定を行った。
また、サイクル研究所周辺の公衆の放射線安全を目的として、再処理施設等から放出される放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の濃度及び放出量の測定管理を行うとともに、サイクル研究所周辺の陸域及び海域の環境放射線の監視を行った。
施設の放射線管理及び環境監視に使用する放射線測定器については、定期的な点検・校正を行うとともに、故障時の迅速な復旧を図り、施設の放射線安全の確保に努めた。また、校正用線源等については国家標準とのトレーサビリティの維持管理を行った。
平成 18 年度においては、
放射線業務従事者の年実効線量は個人最大で 5.6mSv、平均 0.1mSvであった。再処理施設から放出された放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物に起因する施設周辺の公衆の年実効線量は 9.9×10-9mSv であった。この結果、保安規定等に定められている基準を超える事例は無かった。環境監視の結果については、通常の変動範囲内であった。
放射線防護に関連する安全研究及び技術開発及びそれらの成果の公表にも積極的に取り組んだ。
また、品質保証活動に関しては、平成 16 年度からの保安規定に基づく品質保証活動の運用開始に伴い、品質保証計画書等の改訂への支援・整備を行うとともに、品質保証関係に係る保安検査、各種監査等の対応を実施した。
核燃料サイクル工学研究所：〒319-1194 茨城県那珂郡東海村村松 4-33

i

JAEA - Review 2007-051

Annual Report on the Present State and Activities of the
Radiation Protection Department, Nuclear Fuel Cycle
Engineering Laboratories in Fiscal 2006
(Document on Present State of Affairs)
Radiation Protection Department
Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories,
Tokai Research and Development Center
Japan Atomic Energy Agency
Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken(Received December 11,2007)
This annual report summarizes the various activities on radiation control at
the nuclear fuel cycle facilities in Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories,
which were undertaken by the Radiation Protection Department in fiscal 2006.
In the Laboratories, the Tokai Reprocessing Plant (TRP), MOX fuel fabrication
facilities, the Chemical Processing Facility (CPF), and various otherradioisotopes and uranium research laboratories have been operated.
The Radiation Protection Department is responsible for the radiation control
in and around the radiation facilities, including personnel monitoring, workplacemonitoring, consultation on radiological work planning and evaluation, monitoringof gaseous and liquid waste effluents, environmental monitoring, radiologicalstandards, maintenance of radiation monitoring instruments, quality management,
and the related research.
In fiscal 2006, the results of radiological monitoring showed the situation to
be normal, and no radiological incident or accident occurred. The maximum annual
effective dose to radiation workers was 5.6 mSv and the mean annual effective dose
was 0.1 mSv. Individual doses were kept within the annual dose limit specified in
the safety regulations. The estimated effective dose caused by gaseous and liquid
effluents from the TRP to imaginary members of the public around the Laboratories
was 9.9 10-9 mSv. The environmental monitoring and effluent control were performed
appropriately in compliance with safety regulation and standards.
As for the quality management activities, the inspection by the government, theinternal audit, and the maintenance to revise the documents were performed inaccordance with the quality management system which had been introduced to safety
regulation since fiscal 2004.
Keywords：Radiation Control, Personnel Monitoring, Environmental Monitoring,
Effluents Monitoring, Radiation Instruments, Calibration, Safety
Research, Quality Management．

ii

JAEA-Review 2007-051

目次

1. はじめに ...........................................................

1

2. 放射線管理部の組織及び業務 ..........................................

2

3. 施設放射線管理 .....................................................

4

3.1 核燃料サイクル工学研究所における放射線管理の概要 ................

4

3.2 再処理施設の放射線管理状況 ......................................

6

3.2.1 作業環境の放射線監視結果 ..................................

6

3.2.2 特殊放射線作業等の実施状況及び被ばく管理状況 ..............

7

3.2.3 核燃料物質等及び物品等の搬出状況 ..........................

11

3.2.4 管理区域等の設定・解除 ....................................

14

3.2.5 再処理施設第 19 回施設定期検査 .............................

14

3.2.6 再処理施設保安検査 ........................................

14

3.3 核燃料物質使用施設等の放射線管理状況 ............................

16

3.3.1 作業環境の放射線監視結果 ..................................

16

3.3.2 特殊放射線作業等の実施状況及び被ばく管理状況 ..............

17

3.3.3 核燃料物質等及び物品等の搬出状況 ..........................

18

3.3.4 管理区域等の設定・解除 ....................................

19

3.3.5 使用施設保安検査 ..........................................

20

3.3.6 放射線同位元素等の使用施設に係る立入検査 ..................

20

4. 個人被ばく管理 .....................................................

21

4.1 核燃料サイクル工学研究所の個人被ばく状況 ........................

21

4.2 外部被ばく管理状況 ..............................................

22

4.2.1 実効線量 ..................................................

22

4.2.2 等価線量 ..................................................

23

4.2.3 β線、γ線用 TLD 指リングの変更 ............................

24

4.3 内部被ばく管理状況 ..............................................

25

4.4 一時立入者の線量測定状況 ........................................

26

4.5 マスクフィットネス試験 ..........................................

27

5. 放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出管理 .....................

28

5.1 放射性気体廃棄物の放出状況 ......................................

28

5.1.1 再処理施設 ................................................

28

iii

JAEA-Review 2007-051

5.1.2 使用施設等 ................................................

30

5.2 放射性液体廃棄物の放出状況 ......................................

32

5.2.1 再処理施設 ................................................

32

5.2.2 第 1 排水溝 ................................................

34

5.2.3 第 2 排水溝 ................................................

35

6. 環境放射線監視 .....................................................

36

6.1 環境放射線モニタリング ..........................................

36

6.1.1 陸上環境モニタリング ......................................

36

6.1.2 海洋環境モニタリング ......................................

38

6.2 気象観測 ........................................................

41

6.3 環境線量評価 ....................................................

44

6.3.1 線量算出方法 ..............................................

44

6.3.2 被ばく経路 ................................................

44

6.3.3 線量算出結果 ..............................................

45

7. 放射線・放射能標準の維持・管理 ......................................

47

7.1 放射性同位元素変更許可申請 .......................................

47

7.2 トレーサビリティ ................................................

47

7.3 照射設備・線源 ..................................................

47

7.3.1 照射設備 ..................................................

47

7.3.2 線源 ......................................................

48

7.4 基準測定器等 ....................................................

49

7.5 RI 線源等使用記録、官庁検査対応 ..................................

49

7.6 付帯設備等・その他 ..............................................

49

8. 主要な設備機器の整備、維持管理 .....................................

53

8.1 放射線管理用機器の保守校正 ......................................

53

8.1.1 臨界警報装置を除く放射線管理用機器の定期点検状況 ...........

54

8.1.2 臨界警報装置の検査状況 ....................................

54

8.1.3 主な予防保全 ..............................................

55

8.1.4 再処理施設における放射線管理用機器に係る施設定期検査対応状況 .....................................

55

8.1.5 使用施設における放射線管理用機器に係る検査の対応状況 .......

57

9. 研究開発の計画的推進 ...............................................

58

9.1 研究開発の推進 ..................................................

58

iv

JAEA-Review 2007-051

9.2 放射線モニタリング技術の高度化研究 ...............................
9.2.1 減速中性子校正場における混在γ線量率の測定...............

60
60

9.2.2 イメージングプレートを用いた 241 Am 及び 36 Cl 校正用面線源の均一性の評価.........................................

62

9.2.3 プルトニウム燃料第三開発室の作業場における中性子
スペクトルの測定 ...........................................

65

9.2.4 TLD を用いた施設周辺の中性子線量モニタリング ................

67

9.2.5 臨界事故を模擬したパルス状放射線に対する臨界事故検出器の応答試験 ...........................................

68

9.2.6 ZnS（Ag）シンチレーション検出器による
α 線波高弁別法の検討 ................................

70

9.2.7 臨界警報装置に与える宇宙線の影響に関する調査 .............

72

9.2.8 プルトニウム転換技術開発施設における臨界警報装置の配置設計 ...

74

9.2.9 パルス時間間隔を用いたバックグラウンド補償型ダストモニタの開発 ....................................................

76

9.3 個人被ばく線量測定・評価技術の高度化研究 .........................

77

9.3.1 中性子個人線量当量基準測定器の開発 ........................

77

9.4 環境影響評価手法の研究 ..........................................

79

9.4.1 東海再処理施設周辺の陸上環境での 129I 濃度 ..................

79

9.4.2

222

Rn 壊変生成物降雨洗浄モデルを用いた雨雲大気中濃度の推定に関する研究

222

Rn

.................................

82

9.4.3 再処理施設周辺の海水中トリチウム濃度について ..............

84

9.5 安全工学研究開発 .................................................

86

9.5.1 核燃料施設の安全解析手法の開発・整備 .......................

86

9.6 先行基礎工学研究 ................................................

87

9.6.1 プルトニウム同位体等の LX 線高精度分光分析に係る研究 ........

87

9.7 機構内萌芽研究 ...................................................

90

9.7.1 ルミネッセンス法による環境放射線量モニターの開発 ...........

90

10. 技術支援、国際協力 ................................................

92

10.1 技術支援 .......................................................

92

10.1.1 日本原燃への協力協定に基づく技術支援 .....................

92

10.1.2 自治体等への協力 .........................................

93

10.2 受託調査 .......................................................

95

10.3 国際協力 .......................................................

96

10.3.1 IAEA/RCA ワークショップの開催..............................

96

10.3.2 海外からの研修生の受け入れ ................................

97v

JAEA-Review 2007-051

11. 環境放射線モニタリング情報 .........................................

98

12. 品質保証活動 ......................................................

99

12.1 マネジメントシステム推進委員会 .................................

9912.2 技術・技能認定制度 .............................................

108

13. おわりに ..........................................................

109

付録 ..................................................................

111

付録 1 図表 .........................................................

113

付録 2 報告・外部発表、受賞状況等 ...................................

123

付録 3 用語集 .......................................................

134

vi

JAEA-Review 2007-051

Contents
1. Introduction .......................................................

1

2. Organization and Business of Radiation Protection Department ........

2

3. Facility Radiation Control .........................................

4

3.1 General .........................................................

4

3.2 Radiation Control Activities of
the Reprocessing Radiation Control Section.....................

6

3.2.1 Radiological Surveillance in the Work Environments .........

6

3.2.2 Specific Radiation Works ..................................

7

3.2.3 Release Surveys for Materials Containing Nuclear Fuel orUsed in the Controlled Areas ..............................

11

3.2.4 Establishment and Disestablishment ofRadiological Controlled Areas .............................

14

3.2.5 19th Periodic Inspection on TRP ...........................

14

3.2.6 Operational Safety Inspection on TRP ......................

14

3.3 Radiation Control Activities of
the Plutonium Radiation Control Section .........................

16

3.3.1 Radiological Surveillance in the Work Environments .........

16

3.3.2 Specific Radiation Works ..................................

17

3.3.3 Release Surveys for Materials Containing Nuclear Fuel orUsed in the Controlled Areas ..............................

18

3.3.4 Establishment and Disestablishment ofRadiological Controlled Areas .............................

19

3.3.5 Operational Safety Inspection on Nuclear Fuel Facilities ...

20

3.3.6 Inspection on RI Facilities ...............................

20

4. Personal Radiation Monitoring ......................................

21

4.1 General .........................................................

21

4.2 External exposure ...............................................

22

4.2.1 Effective Dose ............................................

22

4.2.2 Equivalent Dose ...........................................

23

4.2.3 New thermoluminescent extremity dosemeters for beta/photon ..

24

4.3 Internal exposure ................................................

25

4.4 Monitoring for Visitors .........................................

26

4.5 Mask Fitness Examination ........................................

27

vii

JAEA-Review 2007-051

5. Discharge Management of Radioactive Gaseous Waste and Radioactive
Radioactive Liquid Waste ...........................................

28

5.1 Discharge Situation of Radioactive Gaseous Waste ................

28

5.1.1 Reprocessing Facility .....................................

28

5.1.2 Nuclear Fuel Material Use Institution .....................

30

5.2 Discharge Situation of Radioactive Radioactive Liquid Waste ......

32

5.2.1 Reprocessing Facility .....................................

32

5.2.2 The 1st drain .............................................

34

5.2.3 The 2nd drain .............................................

35

6. Environmental Radiation Survey .....................................

36

6.1 Environmental Radiation Monitoring ..............................

36

6.1.1 Land Environmental Monitoring .............................

36

6.1.2 Marine Environment Monitoring .............................

38

6.2 Weather Observation .............................................

41

6.3 Environmental Dose Evaluation ...................................

44

6.3.1 Dose Calculation Method ...................................

44

6.3.2 Dosimetry Evaluation Pathway ..............................

44

6.3.3 Dose Calculation Result ....................................

45

7. Radiological Standards ..............................................

47

7.1 Application on the modification of facility licensing ...........

47

7.2 Traceability ....................................................

47

7.3 Irradiation Apparatuses and Calibration Sources .................

47

7.3.1 Irradiation Apparatuses ...................................

47

7.3.2 Calibration Sources .......................................

48

7.4 Reference Measuring Instruments .................................

49

7.5 Source Records and Facility Inspection ..........................

49

7.6 Peripheral equipments ...........................................

49

8. Instrumentation Services ...........................................

53

8.1 Maintenance and Calibration of Radiation Monitoring Instruments...

53

8.1.1 Maintenance and Calibration of Radiation Monitors
and Survey Meters ..........................................

54

8.1.2 Maintenance and Calibration of
Criticality Accident Alarm Systems ........................

54

8.1.3 Preventive Maintenance ....................................

55

8.1.4 Periodic Inspection to radiation Monitoring Instruments
Used in Reprocessing Facilities ...........................

viii

55

JAEA-Review 2007-051

8.1.5 Periodic Inspection to Radiation Monitoring Instruments
Used in Nuclear Fuel facilities ...........................

57

Research and Development ..........................................

58

9.1 R&D Promotion ...................................................

58

9.2 Highly advanced research of radiation monitoring technology ......

60

9.

9.2.1 Measurement of photon dose rate in the moderated neutron
calibration fields ........................................
9.2.2 Evaluation of uniformity for241

Am and36

60

Cl planecalibration sources using an imaging plate .................

62

9.2.3 Neutron spectral measurements in workplaces ofthe plutonium fuel fabrication facility ...................

65

9.2.4 Neutron monitoring around the MOX facilities using TLD .....

67

9.2.5 Performance test of criticality accident detectors in thepulsed radiation field simulating criticality excursions ...

68

9.2.6 Evaluation concerning application of the discrimination
technique for alpha rays using the ZnS(Ag) scintillation
detector .................................................

70

9.2.7 Investigation Concerning Influence of Cosmic Rays on
the Criticality Accident Alarm System .....................

72

9.2.8 Installation Places of Criticality Accident Detectors in
the Plutonium Conversion Development Facility .............

74

9.2.9 Rapid evaluation method of concentrations of radioactive
material in air using background-compensated dust monitor ..

76

9.3 Highly advanced research of Personal Radiation Monitoringand Evaluation technology .......................................

77

9.3.1 Development of the neutron personal dose equivalentreference monitor .........................................

77

9.4 Research of the environmental impact evaluation technique ........

79

9.4.1 Iodine-129 in the terrestrial environment around Tokai
reprocessing plant ........................................

79

9.4.2 Research on the Estimation of Atmospheric Rn-222
Concentration in Rain Clouds Using the Wet Scavenging Modelfor its Decay Products ....................................

82

9.4.3 Tritium concentration in sea water around the
reprocessing plant .........................................

84

9.5 Research and Development of Safety Engineering ..................

86

9.5.1 Development of Safety Analysis Methods for
Nuclear Facilities ........................................

ix

86

JAEA-Review 2007-051

9.6 The JAEA Cooperative Research Scheme on the Nuclear Fuel Cycle ...

87

9.6.1 Development of TES microcalorimeter for high precision
9.7

spectroscopy of LX-rays emitted from transuranium elements..

87

Sprout research ................................................

90

9.7.1 Development of environmental dosimeter using luminescencephenomena from natural minerals ...........................

90

10. Technical Supports and Cooperation ................................

92

10.1 Technical Supports .............................................

92

10.1.1 Technical Supports Based on the Cooperation Agreement to
JNFL( Japan Nuclear Fuel Limited) .........................

92

10.1.2 Cooperation to Local Governments .........................

93

10.2 Entrusted investigation ........................................

95

10.3 International Cooperation ......................................

96

10.3.1 IAEA/RCA Regional Training Course ........................

96

10.3.2 Visiting Researchers from overseas .......................

97

11. Environmental Radiation Monitoring Information ....................

98

12. Quality Assurance Activities ......................................

99

12.1 The Management System Promotion Committee ......................

9912.2 Qualification system of knowledge and skills
for radiation control personnel ................................

108

13. Closing Remarks ...................................................

109

Appendixes .............................................................

111

Appendix 1 Chart ....................................................

113

Appendix 2 Reports, Papers, Presentations and Award .................

123

Appendix 3 Glossary .................................................

134x

JAEA-Review 2007-051

1. はじめにサイクル研究所 放射線管理部における業務の目標は、施設周辺の住民及び放射線業務従事者等の放射線安全を確保し、施設の安定的な運転、研究開発の推進に寄与することである。
サイクル研究所におけるプルトニウムの取り扱いは、昭和 41 年、原子燃料公社時代にプル
トニウム燃料第一開発室（当時第一開発室）に米国から約 260ｇのプルトニウムを受け入れたときから始まった。昭和 47 年にはプルトニウム燃料第二開発室において高速実験炉「常陽」
用燃料の製造を開始し、平成元年からはプルトニウム燃料第三開発室等において高速増殖原型炉「もんじゅ」用燃料の製造を開始した。また、昭和 52 年には 0.7ｔ／日の処理能力を持
つわが国初の再処理工場が運転を開始し、平成 19 年 3 月までに合計 1,136ｔの主に軽水炉とATR 使用済み燃料を処理してきた。このほかにも同研究所にはこれらの施設に付随する多くの核燃料物質の取扱い施設が存在する。これらの施設における放射線管理の特徴は、α線、β線、γ線及び中性子線が混在する作業環境の放射線管理、内部被ばく及び外部被ばくの管理、再処理施設に起因する核分裂生成物等に関する環境放射線監視等である。長年にわたる
これらの放射線管理の経験は、要領書や手順書に集約されており、最近では保安規定等に取り入れられた品質マネジメントシステムによって体系的に運用され、レビューが行われている。
平成 18 年度の放射線管理部における重要な課題は、① 再処理施設や核燃料物質取扱施設及び周辺環境等における確実な放射線管理の実施② 放射線防護に係る技術の開発及び高度化③ 放射線防護の専門性を活かした外部機関等への支援・協力（日本原燃(株)への技術支
援、緊急被ばく医療に係る関係機関との連絡等）
であり、これらの課題について的確に対応することができた。
なお、平成 17 年 10 月に日本原子力研究開発機構が発足した後、継続して東海研究開発セ
ンターのサイクル工学研究所 放射線管理部と原子力科学研究所 放射線管理部との間で連携・融合による業務の効率的な推進に向け取組んできている。
本報告書は、
平成 18 年度の放射線管理部における業務の実施状況をとりまとめたものである。関係各位からのご意見や評価をお寄せいただければ幸いである。

- 1 -JAEA-Review 2007-051

2. 放射線管理部の組織及び業務
放射線管理部は 4 課で構成され、施設内外における放射線管理及び安全研究に関する業
務を行っている。
図 2.1 に組織の概略を、図 2.2 に組織体制を示す。
線量計測課は、放射線管理部の筆頭課として放射線管理部の業務取りまとめを行うとともに、部の品質保証等に係る業務、放射線業務従事者の線量評価、放射線・放射能標準の維持・管理、放射線測定器の管理を行っている。
環境監視課は、サイクル研究所敷地周辺の環境放射線監視を行うとともに、各施設に係る放射性液体廃棄物の海洋への放出監視を行っている。
放射線管理第 1 課は、使用施設に係る施設放射線管理及び放射性気体廃棄物の放出監視を行っている。
放射線管理第 2 課は、再処理施設に係る施設放射線管理及び放射性気体廃棄物の放出監
視の業務を行っている。
保安管理部
計画管理室
リスクコミュニケーション室
工務技術室
線量計測課
環境監視課
放射線管理部
核燃料サイクル

放射線管理第１課

工学研究所
サイクル工学試験部

放射線管理第２課

環境技術管理部
再処理
技術開発センター

プルトニウム燃料
技術開発センター

図 2.1 サイクル研究所における放射線管理部 組織概略

- 2 -

JAEA-Review 2007-051

放射線管理部(Radiation Protection Department)

部 長 宮部 賢次郎
次 長 古田 定昭

線量計測課(Radiation Dosimetry and Instrumentation Section)

課 長
百瀬 琢麿
課長代理 伊藤 公雄

環境監視課(Environmental Protection Section)

管理チーム
安全・技術チーム
技術管理チーム
個人線量管理チーム
標準・校正チーム
計測技術チーム

総括チーム
観測チーム
分析チーム

課 長
武石 稔
課長代理 宮河 直人

放射線管理第１課(Plutonium Radiation Control Section)

課 長
大関 清
課長代理 石川 久

放射線管理第２課(Reprocessing Radiation Control Section)

課 長
小林 博英
課長代理 江尻 英夫

図 2.2 放射線管理部 組織体制

- 3 -

総括チーム
技術管理チーム
環境放管チーム
プル放管チーム
運転・管理チーム
加工・更新チーム

総括チーム
技術調整チーム
定常放管Ⅰチーム
定常放管Ⅱチーム
排気チーム
非定常放管チーム
設計計画チーム

JAEA-Review 2007-051

3. 施設放射線管理
3.1 核燃料サイクル工学研究所における放射線管理の概要
サイクル研究所には、原子炉等規制法に基づくプルトニウム燃料開発施設などの核燃料物質使用施設及び再処理施設が設置されている。また、放射線障害防止法に基づく放射性同位元素を取り扱う施設が設置されている。
プルトニウム燃料開発施設では、ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料（MOX 燃料）の製造及び研究開発が行われており、特にプルトニウムの取扱いに係る放射線管理では、
プルトニウムの封じ込めや汚染管理による内部被ばくの防止、Pu 同位体からの自発核分裂や（α，ｎ）反応による中性子線及び 241Pu の放射性壊変核種である 241Am からの低エ
ネルギーγ線による外部被ばくに着目し、低減を図っている。
再処理施設においては使用済燃料の処理及びプルトニウムとウランの混合転換処理等が行われることから、プルトニウムの取扱いに係る放射線管理に加えて核分裂生成核種（FP）からのβ線及びγ線による外部被ばくの低減を図っている。
サイクル研究所の核燃料取扱施設に係る放射線管理の特徴を表 3.1 に、また主要施設
における放射線管理設備等を表 3.2 に示す。
表 3.1 核燃料取扱施設の放射線管理の特徴
主な核種

特・ 被ばく管理：U, 235U, 236U, 238U
238
Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu
241
Am 等

・ Pu に対するα放射能汚染管理

234

プルトニウ
ム燃料施設

・ 241Am のγ線や Pu 取扱いによる中性子線に対する被ばく管理・ 吸入被ばくなどによる内部被ばく防止
・ 臨界事故を想定した臨界警報装置の設置
・ グローブボックス作業、負圧管理、Pu 回収
設備・ 排気、排水管理

・ 放出管理：
U, Pu

再処理施設

・ 被ばく管理：234
U, 235U, 236U, 238U
238
Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu
241
Am 等
FP 核種（ 9 0 Sr/ 9 0 Y, 9 5 Zr/ 9 5 Nb,
106
R u / 1 0 6 R h , 134Cs, 137Cs,
144
Cs/ 144Pr）
・ 放出管理：H, 14C, 85Kr, 129I, Pu 等

3

徴・ Pu に対するα放射能汚染管理
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・

- 4 -

241

Am のγ線や Pu 取扱いによる中性子線に対する被ばく管理
吸入被ばくなどによる内部被ばく防止
臨界事故を想定した臨界警報装置の設置
セル内の高線量作業
FP 核種によるβ・γ線被ばく管理
工程分析試料取扱に伴う手部被ばく管理
多重コンテイメント及び区域区分管理
排気、排水管理
環境モニタリングの実施
長半減期核種の環境モニタリングの実施（129I）

JAEA-Review 2007-051

表 3.2 核燃料サイクル工学研究所における放射線管理設備
施設規模と放射線管理

施設

管理
区域
面積
(m2)

再処理技術開発センター

116,300

プルトニウム燃料
技術開発センター

排気モニタ
(ch)

排気筒

局所・
中間

臨界
警報
装置
(ch)

エア
スニ
ファ

ダスト
モニタ
(ch)

エリア
モニタ
(ch)

α

β

γ

ｎ

30

84

195

7

12

523

定点ポイント

線量

表面

32

56

（注 1）

（注 1）

58,975(注 3)

9

－

68

－

19

17

22

452

202

288

サイクル
工学試験部

12,670(注 3)

4

－

5

11

23

2

1

107

83

74

環境技術管理部

31,250(注 3)

11

－

1

2

－

－

－

179

129

134

放射線管理部820(注 3)

1

－

－

－

－

－

－

8

18

15

合 計

220,015

57

56

104

97

237

26

35

1,269

853

842

421
（注 2）

331

(注 1) 検出器の総数で、排気筒は各２系列構成(注 2) H18.4 月以降のポイント数（H17 年度は 432 ﾎﾟｲﾝﾄ）(注 3) 管理区域面積は核燃料使用変更許可申請書から引用、施設によっては非管理区域も含んでいる場合もある。

- 5 -JAEA-Review 2007-051

3.2 再処理施設の放射線管理状況
再処理施設では、平成 18 年 2 月 8 日～平成 18 年 5 月 18 日（06－1 キャンペーン）、
平成 18 年 11 月 1 日～平成 18 年 12 月 8 日（06－2 キャンペーン）及び平成 19 年 2 月 6日から開始（～平成 19 年 5 月 23 日、07－1 キャンペーン）継続中の 3 回の使用済燃料処理運転が行われた。各キャンペーンにおける処理量を表 3.3 に示す。
再処理施設運転状況における施設内の主な放射線管理実施結果を以下に示す。
表 3.3 平成 18 年度の使用済燃料の処理運転
ｷｬﾝﾍﾟｰﾝ名処

理 燃 料

処理量（ton）

06‐1 ｷｬﾝﾍﾟｰﾝ

ATR(低濃縮ウラン燃料)(ｳﾗﾝ･ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ混合酸化物燃料ﾀｲﾌﾟ A)

6.5

06‐2 ｷｬﾝﾍﾟｰﾝ

ATR(低濃縮ウラン燃料)

5.2

07‐1 ｷｬﾝﾍﾟｰﾝ

ATR(低濃縮ウラン燃料)(ｳﾗﾝ･ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ混合酸化物燃料ﾀｲﾌﾟ B)

11.７
注 1)

注 1) 内 H19.3.31 までは 8.6ton

3.2.1 作業環境の放射線監視結果
作業環境の線量率、空気中放射性物質濃度及び表面密度の監視の結果、管理目標値を超えるものはなかった。
(1) 線量率の管理
エリアモニタによる連続監視及びサーベイメータによる測定の結果、すべて管理
目標値（グリーン区域：12.5μSv/h，アンバー区域：25μSv/h）未満であった。
注）管理区域内は放射線レベルによりグリーン区域、アンバー区域等に区分されている。

(2) 空気中放射性物質濃度の管理
ダストモニタ及びエアスニファにより、1 週間の連続採取した捕集ろ紙の測定を実施した結果、すべて管理目標値（全α：239Pu，全β:90Sr：一週間平均で濃度限度
×1/10×1/5）未満であった。
(3) 表面密度の管理
スミヤ法による試料採取・測定を実施した結果、すべて管理目標値（α：4×10-2
Bq/cm2，β：4×10-1 Bq/cm2）未満であった。

- 6 -

JAEA-Review 2007-051

3.2.2 特殊放射線作業等の実施状況及び被ばく管理状況
本年度の特殊放射線作業(付録表 2 参照)は、合計で 225 件 (A2 特作を除く) 実施された。これらの作業に対する計画の立案、作業での放射線防護について放射線管理上の指導、助言及び支援などを確実に行った。
表 3.4、に課別の特殊放射線作業実施件数と実効線量実績を、また図 3.1 に個人の実効線量の計画値に対する実績値を示す。
また、今年度実施された特殊放射線作業の一例として、分析所 1 階高放射性試料分析室で実施されたインナーボックス更新作業における放射線管理及び作業者の被ばく低減に関する取組みについて紹介する。
表 3.4 再処理技術開発センターにおける特殊放射線作業実施件数と集団実効線量（平成 18 年 4 月～平成 19 年 3 月）
（単位：人・mSv）

Ｓ１
Ａ１
Ｓ２
件数 線量 件数 線量 件数 線量
計画管理課
0
―
0
―
0
―
センター
品質保証課
0
―
0
―
0
―
核物質管理課
0
―
0
―
0
―
技術開発課
0
―
8
0.6
0
―
ｶﾞﾗｽ固化技術課
0
―
0
―
0
―
技術開発部
ｶﾞﾗｽ固化処理課
0
―
13
0.8
1
<0.1
転換技術課
0
―
2
<0.1 13 57.1
前処理課
0
―
32
0.1
2
<0.1
化学処理第１課
0―
23 10.4
3<0.1
処理部
化学処理第２課
0
―
21
0.5
3
<0.1
化学処理第３課
0
―
4
7.7
3
<0.1
施設管理課
0
―
0
―
2
<0.1
施設保全第１課
0
―
5
<0.1
1
<0.1
施設保全第２課
0
―
7
2.2
7
0.1
施設管理部
分析第１課
0
―
10 14.5
4
<0.1
分析第２課
0
―
9
22.9
0
―
環境管理課
0
―
5
0.2
10 <0.1
環境保全部
処理第１課
0
―
12
0.4
3
<0.1
処理第２課
0
―
13 <0.1
6
<0.1
線量計測課
0
―
0
―
0
―
放射線管理部
放射線管理第２課
0
―
0
―
3
<0.1
0
―
164 60.3 61 57.2
合 計
課室名

- 7 -

合 計
件数
線量
0
―
0
―
0
―
8
0.6
0
―
14
0.8
15
57.1
34
0.1
26
10.4
24
0.5
7
7.7
2
<0.1
6
<0.1
14
2.3
14
14.5
9
22.9
15
0.2
15
0.4
19
<0.1
0
―
3
<0.1
225
117.5

JAEA-Review 2007-051

(mSv)
3.0

計画値の4/3

2.5

実績実効線量

2.0

1.5

1.0

計画値の1/3

0.5

0.0
0.0

0.5

1.0

1.5

2.0

2.5

3.0

計画実効線量図 3.1 個人の実効線量の計画値に対する実績値

- 8 -

(mSv)
（注）Xは全て0.1とした

JAEA-Review 2007-051(1) 分析所 1 階高放射性試料分析室内分析セルインナーボックスの更新
分析所 1 階の高放射性試料分析室 G105(写真 3.1)において、使用済燃料を溶解した後の分離抽出工程から送られてくる高放射性試料の分析を行っている分析セルのインナーボックスの更新(PVC 製インナーボックスを SUS 製インナーボックスに更新)作業が平成 18 年 6 月 1 日から 9 月 20 日の期間で実施された。
作業方法は、上部遮へい体の撤去後にグリーンハウスを設営(写真 3.2)し、エアーロック扉及び旧インナーボックスを撤去(写真3.3)し、トレイ・セル壁等の除染(写真 3.4)を行い、その後、新しいインナーボックス及びエアーロック扉を据付ける方法で行った。
本作業に係る放射線管理は、No2セル及び R-1 セルにそれぞれ３室、

写真 3.1 分析所１階 高放射性試料分析室

計６室構造のグリーンハウスを設置(写真 3.2)し、局所排気装置による負圧管理を確実に行い、空気中放射性物質
濃度管理及び放射性物質の拡大防止に万全を期して実施した。
作業区域の線量率管理は、事前に線源となる廃棄物等をバックアウト方式により搬出し、インナーボックス内の線量率の低減に努め、作業区域および補助作業区域の線量率の低減を図った。
その結果、作業期間中の線量率は、R-１セルの作業位置においてγ線 0.5mSv/h，βγ線 1.0ｍSv/h、No.2 セルの作業位置においてγ線 0.18mSv/h，βγ線
0.22ｍSv/h であった。また、上部遮へい体撤去時等、作業環境の線量率上昇が想定される作業については、
上階及びホワイト区域、施設外壁の線量率測定を行い、これらの区域の管理に問題ないことを確認して作業を進めた。さらに高線量廃棄物を収納した不定型容器を含む高線量廃棄

写真 3.2 ＧＨ設置風景

物の仮置きについては、区画・表示等にて通行規制を行うとともに、その都度線量率の確認を行い、管理目標値を超えることがないよう管理した。

- 9 -

JAEA-Review 2007-051

被ばく管理については、作業者の個人最大計画線量を実効線量2.5mSv、等価線量を 9.9mSv と推定した。このため対象物表面及び周辺エリアの定期的な線量率の測定、作業用の個人線量計を用いた作業単位及び日々の被ばく線量の管理、そして鉛エプロン・鉛
手袋の着用及び作業時間の管理を徹底し行った。さらに、高線量

写真 3.3 旧インナーボックスの撤去風景

箇所への接近を可能な限り制限するようにした。その結果、個人最大で実効線量 1.9mSv(計画の約 2/3)、等価線量 1.9mSv(計画の約 1/5)と計画値内に管理できた。
表面密度管理は、セル内のドリップトレのー部に、局部的ではある、高い値が確認された。そこで、汚染拡大防止処置として、除染及び汚染部の固定を行い汚染拡大防止に努めた。その結果、作業エリアとなるグリーンハウス内は、α：1.3E-2Bq/cm2，
β(γ)：1.9 Bq/cm2 のレベルで管理することができた。
主作業者の防護装備は、全面マスクを着用しタイベッツクスーツ(2 重)等で実施した。作業中の空気中放射性物質濃度は、日々の汚染管理及びグリーンハウス内の負圧管理により、最大でα：2.9
× 10-9Bq/cm3 ， β ( γ ) ： 2.1 ×
10-8Bq/cm3 と全面マスクの着用限
度を２桁～３桁下回る結果であった。
以上の通り作業を、安全かつ計
画どおりに完遂することができた。これは、事前に担当課、業者、放管の三者間による綿密な打合せ及びモックアップ訓練(作業員教育)を確実に実施したことによるものである。

- 10 -

写真 3.4 ＧＨ内作業風景

JAEA-Review 2007-051

3.2.3 核燃料物質等及び物品等の搬出状況(1) 核燃料物質等
管理区域から搬出される核燃料物質及び核燃料物質で汚染された物に対し、再処
理施設保安規定に基づき搬出入（運搬）に係る線量率及び表面密度の測定を行なった結果、すべて管理基準値以下であった。
搬出件数の内訳は、せん断片、放射性固体廃棄物、分析試料等の再処理施設内各建屋間（貯蔵施設等）の移動に伴うものが大半を占めている。詳細の件数内訳を図3.5 に示す。また、低放射性固体廃棄物の搬出状況を図 3.6 に示す。

核燃料物質等の内訳
燃料せん断片UO3 製品

収去試料

高放射性固体廃棄物

分析用試料

その他
MOX製品

250
平成18年度合計：1,100件
06-1キャンペーン

07-1キャン
ペーン

06-2キャンペーン

200

（

件
数

）

件

150

100

50

0
４

５

６

７

８

９

10

11

12

１

２

３

（月）

図 3.5 再処理施設からの核燃料物質等（低放射性固体廃棄物を除く）の搬出状況- 11 -

JAEA-Review 2007-051

60,00060,000平成18年度総数 ８,９３９個
50,00040,000（個
数

アスファルト
固化処理施設火災爆発事故の復旧処理による増加）

個

30,00020,00010,000

0

平成

9

10

11

12

13

14

第三回計画停止

15

16

第四回計画停止

平成9年11月～
平成11年9月

平成14年12月～
平成15年8月

図 3.6 再処理施設での低放射性固体廃棄物の搬出状況（年度間推移）- 12 -

17

18

JAEA-Review 2007-051(2) 物品等管理区域から搬出された物品等について、再処理施設保安規定（物品等の搬出）に基づき搬出時の汚染検査を行った。図 3.7 に物品の搬出状況を示す。これらの測定の結果は、すべて管理基準値未満であった。

10,000平成18年度総数 3,556個
8,000

6,000

（

個
数

）

個

4,000

2,000

0
平成

9

10

11

12

13

14

第三回計画停止

15

16

第四回計画停止

平成9年11月～
平成11年9月

平成14年12月～
平成15年8月

図 3.7 再処理施設での物品等搬出状況（年度間推移）- 13 -

17

18

JAEA-Review 2007-051

3.2.4 管理区域等の設定・解除
再処理施設保安規定に定める管理区域以外の場所を一時的に管理区域として指定した区域（一時管理区域）について、管理区域と同様の放射線管理（外部放射線、空気
中放射性物質濃度及び表面密度の測定）を行った結果、すべて管理基準値未満であった。表 3.5 に一時管理区域の設定状況を示す。
表 3.5 再処理施設における一時管理区域の設定状況
適用区域

設定日

解除日

ＬＷＴＦ
（廊下及び配管ﾄﾚﾝﾁ内）

平成18年3月24日

平成18年5月22日

設定理由
配管ﾄﾚﾝﾁ内既設配管と新設配管の接続

3.2.5 再処理施設第 19 回施設定期検査
放射線管理第 2 課は、
平成 18 年 8 月 29 日から第 19 回施設定期検査の受検を開始し、最終検査を平成 18 年 12 月 18 日に終え、平成 19 年 1 月に合格証を受領した。この定期検査期間中、「定置式モニタ類の性能検査」及び「線量率及び空気中の放射性物質濃度の測定」に関する検査を原子力安全基盤機構の立会のもと受検した。
・「定置式モニタ類の性能検査」の立会検査期間
平成 18 年 8 月 29 日～平成 18 年 9 月 8 日までの期間中 4 日間
・「線量率及び空気中の放射性物質濃度の測定」の立会検査期間
平成 18 年 11 月 17 日～平成 18 年 12 月 18 日までの期間中 4 日間

3.2.6 再処理施設保安検査
原子炉等規制法第 56 条の 3 項第 5 号に基づき、四半期毎に保安検査が行われた。
表 3.6 に四半期毎の保安検査実施状況を示す。

- 14 -

無し

平成 18 年 11 月 6 日～平成 18 年 11 月 24 日

第３四半期

有り

無し

平成 18 年 8 月 28 日
～平成 18 年 9 月 15 日

第２四半期

平成 19 年 2 月 19 日
～平成 19 年 3 月 9 日

無し

平成 18 年 5 月 22 日
～平成 18 年 6 月 9 日

第１四半期

第４四半期

検査結果
(指摘事項)期 間

時 期

物品搬出確認票における放射線管理第 2 課長の確認に係る運用方法（様式に関する）に関する見直し。

―――

検査官コメント内容

表 3.6 再処理施設の保安検査実施状況

様式の見直しを行い、関係部署との調整、センター朝会における了承を経て、関係各課への周知業連をもって運用を開始した。
また、保安検査官への報告を行い、了承を得た。
（H19.5.29）

―

―

―

処置結果

JAEA-Review 2007-051- 15 -

JAEA-Review 2007-051

3.3

核燃料物質使用施設等の放射線管理状況
プルトニウム燃料施設においては、高速実験炉「もんじゅ」燃料の製造条件確認試験、

実規模 MOX の試験（フェーズ 4）、「常陽」燃料の製造及び分析物性測定作業が主に行われた。加えて、加工施設への変更に係る申請作業も行われた。（プルトニウム燃料施設
は法令でいうところの「使用施設」であるが、そのうちの一部を「加工施設」に変更す
ることが予定されている）。
高レベル放射性物質研究施設（以下「CPF」という。
）においては、昨年度に引き続き、照射済試験燃料を用いた溶解試験、直接抽出試験等の湿式再処理試験及び乾式再処理試
験が行われた。
ウラン濃縮施設においては、UF6 詰替作業、廃棄物の減容処理作業及び第 2 ウラン系廃棄物貯蔵施設（以下「第 2UWSF」という。）への廃棄物搬出作業等が行われた。また、施設の消費電力の低減を図る事を目的とし、給排気設備の停止が計画的に行われた。
その他の使用施設等においては、研究開発及び施設・設備の維持管理等が行われた。
以下に使用施設等における放射線管理実施結果を示す。

3.3.1 作業環境の放射線監視結果
使用施設等の各施設に係る線量率、空気中放射性物質濃度及び表面密度について定期的に測定・評価を行った。その結果、いずれも核燃料物質使用施設保安規定、放射線障害予防規定等に定める基準値を超えることはなかった。
(1) 線量率の管理
エリアモニタによる連続監視及びサーベイメータによる定期定点測定の結果、全て管理基準値（CPF：（グリーン区域）12.5μSv/h，（アンバー区域）200μSv/h，CPF
以外の施設：50μSv/h）未満であった。
(2) 空気中放射性物質濃度の管理
ダストモニタ及びエアスニファに装着したろ紙により作業環境の空気を 1 週間連
続採取、測定・評価した結果、全て管理基準値（全α，全β：一週間平均で濃度限度×1/10）未満であった。
表 3.7 濃度限度における対象核種
施 設

全α

プルトニウム取扱施設

239

ＣＰＦ

241

ウラン取扱施設
ＲＩ取扱施設(ｸｵﾘﾃｨ)

全β

Ｐｕ
Ａｍ

106

234

Ｕ

106

Ｃｍ

210

244

- 16 -Ｒｕ
Ｒｕ
Ｐｂ

JAEA-Review 2007-051(3) 表面密度の管理
スミヤ法による定点での試料採取・測定を実施した結果、全て管理基準値（α： 4×10-2Bq/cm2，β：4×10-1Bq/cm2）未満であった。

3.3.2 特殊放射線作業等の実施状況及び被ばく管理状況
管理区域内で行われる作業は、特殊放射線作業とその他の放射線作業に区分されている。
特殊放射線作業等の実施件数を表 3.8 に示す。これらの放射線作業においては、作業者の被ばくの防止や低減が重要であり、放射線管理の立場から適切な被ばく管理の実施、呼吸保護具等の防護具選定に係る指導・助言、放射線モニタリング等を行った。
全ての作業において計画線量以下に管理し、作業を終了した。
表 3.8 使用施設における特殊放射線作業の実施件数と集団実効線量【単位：人･mSv】
Ｓ1

施設名

Ｓ2

Ａ1

件数

線量

件数

線量

件数

線量

件数

線量

53

0.2

65

0.2

1

＜0.1

66

0.2

サイクル
工学試験部

CPF

0

－

12

＜0.1

プルトニウム燃料
技術開発センター

Pu-2

0

－

1

＜0.1

0

－

13

1.1

合

計

合計

53

0.2

以下に主な特殊放射線作業の例を示す。
(1) サイクル工学試験部関係(a) マニプレータ除染・補修作業
高レベル放射性物質研究施設の操作室Ａ／Ｂに設置されているＭ／Ｓマニプレ
ータは、不具合等が発生した都度、補修済Ｍ／Ｓマニプレータと交換している。
本作業は、不具合等が生じたスレーブアーム 6 本について補修作業を実施した。
作業期間は、平成 18 年 10 月 16 日から平成 18 年 12 月 1 日に実施した。（図 3.8
参照）
本作業で補修するスレーブアームは、セル内で使用していたため、各部品に汚染が生じていることから、補修前にスレーブアームを分解し、各種除染作業(超音波洗浄器による除染、除染剤による浸透除染、布ヤスリ等による研磨除染)を実施した。その後、補修作業（部品の清掃、作動不良部品の交換）を実施し、組立て後、作動に問題ないことを確認した。
放射線管理状況は、線量率管理において、除染前のスレーブアーム先端部でγ：8μSv/h，βγ：106μSv/h であった。表面密度管理は、除染前のスレーブアーム- 17 -

JAEA-Review 2007-051

先端部で最大値α：0.35Bq/cm2，βγ：2.5Bq/cm2 であった。除染後においては、
全て検出下限値未満であった。なお、空気中放射性物質濃度については作業期間中、全て検出下限値未満であった。
被ばく管理結果は、熱蛍光線量計（以下、「TLD」という。
）の他に、補助線量計
として電子式個人線量計にて管理した結果、実効線量及び等価線量（皮膚）ともに記録レベル未満であった。

（マニプレータ除染作業）（補修後のマニプレータ）

図 3.8 マニプレータ除染・補修作業

3.3.3 核燃料物質等及び物品等の搬出状況(1) 核燃料物質等

2500

周辺監視区域内外における核燃料物質等の搬出に伴

2000

い、保安規定に基づく、運輸送車両の線量率の測定を

1500

件数

搬物の表面密度及び運搬物、1000行った。核燃料物質等の搬出件数は、776 件であり、500測定の結果は全て管理基準値以下であった。

0
1

2

3

4

5

6

7

8

9

10 11 12 13 14 15 16 17 18

図 3.10 に核燃料物質等

年度（平成）の搬出件数の推移を示す。

図 3.10 使用施設における核燃料物質等の搬出件数の推移- 18 -

JAEA-Review 2007-051(2) 物品等の搬出状況

12000

管理区域から物品を搬出する際にサーベイを実施し、10000

核燃料物質使用施設保安規

8000

件数

定等に基づく搬出の確認を行った。
搬出サーベイ件数は 、

6000
4000

7,777 件であり、測定の結2000

果は全て管理基準値以下で
あった。

0
1

図 3.11 に物品搬出件数

2

3

4

5

6

7

8

9 10 11 12 13 14 15 16 17 18

年度（平成）の推移を示す。

図 3.11 使用施設における物品搬出件数の推移

3.3.4 管理区域等の設定・解除
核燃料物質使用施設保安規定等に基づき、管理区域に係わる遵守事項の適用除外（2件）に係る線量率等の測定を行った。測定の結果は全て管理基準値以下であった。なお、本年度は、管理区域の設定、管理区域の解除及び一時管理区域の設定・解除等はなかった（表 3.9，表 3.10，表 3.11）。表 3.12 に管理区域に係わる遵守事項の適用除外を示す。

表 3.9 使用施設における管理区域の設定の状況
適用施設

解除日

設定理由

無し

表 3.10 使用施設における管理区域の解除の状況
適用施設

解除日

解除理由

無し

表 3.11 使用施設における一時管理区域の設定及び解除の状況
適用区域

設定日

無し

- 19 -

解除日

設定理由

JAEA-Review 2007-051

表 3.12 管理区域に係わる遵守事項の適用除外一覧
適用区域

除外日

復帰日

設定理由

洗濯場 洗濯物検査室

H18.8.7

H18.8.11

非常扉更新作業のため

Ｊ棟 補修調整室

H19.3.9

H19.3.13

トラックヤードシャッター更新工事のため

3.3.5 使用施設保安検査
原子炉等規制法第 56 条の 3 第 5 項に基づき、四半期毎に核燃料物質使用施設保安検査が行われ、検査結果として指摘事項はなかった。
なお、第 2 四半期（平成 18 年 9 月 12 日～14 日）の保安検査において、物品搬出確
認票における放射線管理第 1 課長の確認に係る運用法について、継続的な改善の観点からのコメントがあり、他研究所等の運用方法を調査するとともに放射線管理第 2 課との調整の上、物品搬出確認票の様式を改訂し、19 年度（外注による様式印刷納入後）から運用することとした。

3.3.6 放射線同位元素等の使用施設に係る立入検査
放射性同位元素等による放射線障害の防止に関する法律第 43 条の 2 項に基づき、平成 18 年 9 月 26, 27 日に立入検査が実施された（CPF，校正室，安管棟）。
放射線管理第 1 課としては、「排気口における放射性同位元素の濃度測定記録において、法令要求事項（総 Bq 数）を記載すること。
」のコメントがあり、施設側より毎月排気した期日と核種と数量を放射線管理１課へ連絡することとした。

- 20 -

JAEA-Review 2007-051

4. 個人被ばく管理
サイクル研究所における放射線業務従事者等に対して、外部被ばく及び内部被ばくによる線量の測定・評価を行った。

4.1 核燃料サイクル工学研究所の個人被ばく状況
平成 18 年度におけるサイクル研究所の個人線量の状況は、
表 4.1 に示すとおりである。
法令に定める線量限度及び保安規定等に定める原因調査レベル（付録表 3 参照）を超える被ばくはなかった。
集団実効線量の年度別推移については、前年度（平成 17 年度）に比べ若干減少しているが、全体の傾向としては、平成 8 年度以降 1 人・Sv 以下で推移しており、平年並みのレベルである。図 4.1 にサイクル研究所の集団実効線量の推移を示す。
表 4.1 平成 18 年度の個人線量の管理状況
放射線業務従事者数
集団実効線量
個人の平均実効線量
個人の最大実効線量

3,171
409.4
0.1
5.6

人（うち女性 22 名）
人・ｍSv
ｍSv
ｍSv

5,000

10,000
8,000

3,000

6,000

2,000

4,000

1,000

2,000

H9
H1
0
H1
1
H1
2
H1
3
H1
4
H1
5
H1
6
H1
7
H1
8

H7
H8

H5
H6

0
H3
H4

0
H1
H2

集団実効線量（人・mSv）

放射線業務従事者数（人）

4,000

年度

図 4.1 サイクル研究所における集団実効線量の推移- 21 -

放射線業務従事者数（人）

集団実効線量（人・mSv）

JAEA-Review 2007-051

4.2 外部被ばく管理状況
4.2.1 実効線量
平成 18 年度の各四半期及び年間の各センターでの集団実効線量及び放射線業務従事者の人数を、それぞれ図 4.2 及び図 4.3 に示す。
平成 18 年度は定常的な作業が主であり、被ばくに影響する特殊放射線作業も少なかったことから、センターごとの集団実効線量及びその割合については、大きな変動はなかった。また、放射線業務従事者数及びその割合についても、同様に大きな増減は
ない。
500
その他
プル燃センタ－集団実効線量（人・mSv）

400

再処理センタ－
300

200

100

0
第１四半期

第２四半期

第３四半期

第４四半期

年度

図 4.2 平成 18 年度の四半期毎の集団実効線量の推移

5000
その他

4000

プル燃センタ－

従事者数（人）再処理センタ－

3000

2000

1000

0
第１四半期

第２四半期

第３四半期

第４四半期

年度

図 4.3 平成 18 年度の四半期毎の放射線業務従事者数の推移- 22 -

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4.2.2 等価線量
平成 18 年度の TLD 指リングで評価した末端部皮膚（手部）の等価線量について、表4.2 及び表 4.3 に分布及び個人の最大等価線量を示す。等価線量について、法令及び保安規定に定める線量限度及び原因調査レベル（付録表 3 参照）を超える被ばくはなかった。
平成 18 年度 4 月よりβ線、γ線合計評価型のβ、γ線用の TLD 指リングを導入した。
測定対象者は、サイクル研究所全体で 271 名であり、年間を通じて記録レベル以上であった従事者は 1 名のみであった。当該従事者の作業内容は、再処理技術開発センタ
ーでの高線量の廃棄物の整理、故障のために実施した GB 内の電子天秤の移動に加え、定常作業である。また、γ線用の TLD 指リングの測定対象者はサイクル研究所全体で464 名であり、年間を通じ個人最大となった作業は、プルトニウム燃料技術開発セン
ターにおける定常のグローブボックス作業である。
表 4.2 β、γ線用の TLD 指リングで評価した末端部皮膚（手部）の等価線量の
平成 18 年度の線量の分布及び個人の最大
管理対象
人数
（人）

検出限界
未満
（人）

3mSv 以上
50mSv 以下（人）

50mSv を
超える
（人）

個人の最大
(mSv)

再処理技術開発センター

178

177

1

0

5.0

サイクル工学試験部

62

62

0

0

X

環境技術管理部

31

31

0

0

X

271

270

1

0

5.0

研究所全体

表 4.3 γ線用の TLD 指リングで評価した末端部皮膚（手部）の等価線量の
平成 18 年度の線量の分布及び個人の最大
管理対象
人数
（人）

検出限界
未満
（人）

0.2mSv 以上
50mSv 以下（人）

50mSv を
超える
（人）

個人の最大
(mSｖ)

再処理技術開発センター

71

9

62

0

35.9

プルトニウム燃料技術開発センター

389

186

203

0

46.9

4

4

0

0

X

464

199

265

0

46.9

サイクル工学試験部
研究所全体- 23 -

JAEA-Review 2007-051

4.2.3 β線、γ線用 TLD 指リングの変更
再処理技術開発センター及び CPF にて定常モニタリング及び作業モニタリングに使用するβ線、γ線用 TLD 指リングをβ線、γ線分離評価型からβ線、γ線合計評価型の指リング（以下、「合計評価型β・γリング」という。
）に変更し、平成 18 年 4 月より運用を開始した。合計評価型β・γリングの導入に伴い、指リングの準備の仕方の変更やその管理方法の変更があったが、手順を確認しながら作業を進めたことにより、
大きなトラブルもなくスムーズに運用を開始することが出来た。また、指リングの変更による測定ミス等のヒューマンエラーも無く、合計評価型β・γリングの着実な運用・管理が出来たと言える。
作業の効率化に関しては、素子のアニール（再生処理）及び測定を TLD バッジ自動読取装置で行えるようになったことにより、測定値の入力も手入力から自動入力となったため、手間と時間が大幅に軽減された。さらに、熟練を要していたリングケース
への素子詰め替え作業の難しさも改善された。

- 24 -

JAEA-Review 2007-051

4.3 内部被ばく管理状況
平成 18 年度において、放射性物質の吸入摂取等による内部被ばくの事例はなかった。
定常モニタリングとして、作業環境中の放射性物質濃度の測定結果による放射線業務従事者の線量評価を実施した結果、記録レベル（１ｍSv）未満であった。また、尿バイオ
アッセイ 131 人、肺モニタ 93 人、全身カウンタ 1,261 人の測定評価を実施した結果、全員異常は認められなかった。その他、放射線業務従事者の指名及び解除に伴う全身カウンタ 2,562 人の測定を実施した結果においても全員異常は認められなかった。表 4.4にバイオアッセイ等の定常モニタリングの測定人数を示す。
表 4.4 定常モニタリングの測定人数
定期尿バイオアッセイ(人)
U

Pu

定期
肺モニタ
（人）

定期全身
カウンタ
(人)

指名・解除
に伴う全身
カウンタ(人)再処理技術開発センター

16

29

33

886

1,604

ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ燃料技術開発センターサ イ ク ル 工 学 試 験 部

2

58

53

25

20

6

7

6

79

374

環

部

12

1

1

19

117

他

0

0

0

252

447

36

95

93

1,261

2,562

境

技

そ

術

管

の
合

計

理

- 25 -

JAEA-Review 2007-051

4.4

一時立入者の線量測定状況
一時立入者として管理区域に立入った者に対する線量測定を実施している。また、再処理施設（転換施設を除く）のアンバー区域及び CPF 施設のアンバー区域などに立ち入る場合は全身カウンタによる内部被ばくの測定を行っている。平成 18 年度において、
外部被ばく及び内部被ばくともに有意な線量は検出されなかった。平成 18 年度の一時立入者の人数を表 4.5 に示す。
表 4.5 一時立入者の測定人数
一時立入者(のべ人数)

一時立入者(見学者)（のべ人数）

全身カウンタ(のべ人数)

再処理センター

577

1,502

268

プルトニウム燃料センター

546

1,193

0

サイクル工学試験部

305

159

176

環境技術管理部

127

98

0

その他

103

144

0

1,658

3,096

444

合 計

- 26 -

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4.5 マスクフィットネス試験
サイクル研究所の核燃料取扱施設における放射線作業では、作業者の放射性物質吸入による内部被ばく防止のため、多種多様の呼吸保護具を使用している。放射線管理部ではこの呼吸保護具の使用に際して、十分安全に使用することのできる呼吸保護具の選定、装着技術等の適切な指導・助言を行っている。これらのうち、個人ごとに貸与される半面マスクについては、マスクフィットネス試験装置を用いて、各個人の密着性を確認している。
マスクフィットネス試験装置の概要を図 4.4 に示す。試験装置は、テストフード部、制御・測定部、記録・演算部により構成されている。制御・測定部は、NaCl 粒子（平均径 0.3μm）を発生させ、テストフード部内に一定濃度の NaCl 粒子を連続供給する。

NaCl 粒子発生装置

空気清浄部
内
外

シーケンスユニット

パソコン

濃度検出器

【テストフード部】【制御・測定部】【記録・演算部】

図 4.4 マスクフィットネス試験装置の概要
試験は、マスク面体内とテストフード内の NaCl 濃度を連続サンプリングし、それぞれの NaCl 濃度を制御・測定部の濃度検出器により測定し、この測定結果から記録・演
算部において漏れ率を算出する。
試験においては半面マスク着用者に対しての装着方法の指導を行うとともに、着用時における漏れ率を測定し、半面マスクと顔面の密着性についての合否の判定を行った。
平成 18 年度に実施したマスクフィットネス試験の受験者は、延べ 1,421 人であり、全員が合格した。図 4.5 に年度別のマスクフィットネス試験の実施状況を示す。
6000
4,734

5000
受
験 4000者
数 30003,613（）

人 2000

1,604
1,382
1,382

1,856

3,697

3,702

4,043

4,825
3,861 3,956
2,809 2,757

2,239

2,183

1,725

1,421

1000
0
H.1

H.2

H.3

H.4

H.5

H.6

H.7

H.8

H.9

H.10 H.11 H.12

H.13 H.14 H.15 H.16 H.17 H.18

年 度

図 4.5 年度別マスクフィットネス試験実施状況- 27 -

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5. 放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出管理
5.1 放射性気体廃棄物の放出状況
5.1.1 再処理施設
再処理施設から発生する放射性気体廃棄物は、高性能フィルタ等により気体廃棄物に含まれる放射性物質を可能な限り除去した後、排気モニタにより放射性気体廃棄物
中の濃度及び放出量を監視しつつ、それぞれ地上高さ 90ｍの主排気筒、第一付属排気筒及び第二付属排気筒から放出している。
平成 18 年度の放出監視結果は、主排気筒、第一付属排気筒、第二付属排気筒の主要核種（85Ｋｒ，3Ｈ，14Ｃ，129Ｉ，131Ｉ）及び全αダスト、全βダストについて、再処理
施設保安規定に定める年間放出量の放出基準（付録表 4 参照）を超えるものはなかった。
表 5.1 に再処理施設における放射性気体廃棄物中の主要核種の年間放出量、図 5.1に再処理施設における放射性気体廃棄物の年間放出量を示す。

表 5.1 平成 18 年度の再処理施設における放射性気体廃棄物中の主要核種の年間放出量（主排気筒、第一付属排気筒、第二付属排気筒の合計）
核種

年間放出量（GBq）

85

Ｋｒ

1.4×1063

1.4×103

Ｈ

14

Ｃ

9.0×10

131

N.D.

129

6.8×10-2

ＩＩ注）N.D.は検出限界値未満での放出。
検出限界値（濃度）：131Ｉ：3.7×10-8 Bq/cm3- 28 -

年間放出量(GBq)- 29 -

1.E-03

1.E-02

1.E-01

1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

1.E+06

1.E+07

1.E+081.E+09

凡例

S53

S54

S55

S56

S58

S59

S60

S61

S62

S63

H元

H2

H3

H4

H5

H6

H7

H8

H9

H10

H11

I-129について、平成9年度及び平成11年度は検出下限未満

C-14年間放出基準(1)Kr-85年間放出量I-131年間放出量

C-14年間放出基準(2)H-3年間放出量

H12

H13

H14

H15

H16

H17

H18

C-14の放出基準は、平成14年度より5.1E03GBqに変更

年度
図5．1 再処理施設から放出された放射性気体廃棄物中の主要核種の年間放出量

S57

昭和61年度のI-131はチェルノブイリ原子力発電所事故の影響。放出実績なし。

S52

H-3年間放出基準
1I-131年間放出基準
I-129年間放出量

C-14は平成3年10月より測定開始
平成10年度、平成11年度は検出下限未満

Kr-85年間放出基準
I-129年間放出基準
C-14年間放出量

JAEA-Review 2007-051

JAEA-Review 2007-051

5.1.2 使用施設等
プルトニウム燃料開発施設、ウラン取扱施設等から発生する放射性気体廃棄物は、
高性能フィルタにより気体廃棄物に含まれる放射性物質を可能な限り除去した後、排
気モニタもしくは排気サンプラにより放射性気体廃棄物中の濃度及び放出量を測定しつつ、建屋の排気口から放出している。CPF においても、高性能フィルタ等による放射性物質の除去後、排気モニタにより放射性気体廃棄物中の濃度及び放出量を監視しつつ、排気筒から放出している。
平成 18 年度の放出監視の結果、CPF においては主要核種（85Kr，3Ｈ，131Ｉ）及び
全αダスト、全βダストの 3 月間の平均濃度は、核燃料物質使用施設保安規定に定める放出基準（付録表 5 参照）である濃度限度を超えるものはなかった。また、CPF 以
外の使用施設においても全αダスト、全βダストとも 3 月間の平均濃度が、核燃料物
質使用施設保安規定に定める放出基準である濃度限度を超えるものはなく、すべて検出下限値未満であった。
表 5.2 に CPF における放射性気体廃棄物の主要核種の 3 月間についての平均濃度、
図 5.2 に CPF における放射性気体廃棄物の放出実績を示す。

表 5.2 平成 18 年度の CPF における放射性気体廃棄物中の主要核種の 3 月間についての平均濃度
核種
希ガス
85
（ Kr，133Xe 等）
3

Ｈ

131

Ｉ

平均濃度（Bq/cm3）
4 月～6 月

7 月～9 月10 月～12 月

1 月～3 月

D.L

D.L

D.L

D.L

D.L

D.L

D.L

D.L

D.L

D.L

D.L

D.L

注）D.L.は，測定結果が検出下限（濃度）値未満の時の濃度を示す。
検出下限（濃度）値：希ガス類（85Ｋｒ）： 2.4×10-3 Bq/cm3
3
Ｈ： 3.7×10-8 Bq/cm3131
Ｉ： 3.7×10-8 Bq/cm3- 30 -

q
B
G

放出実績（

）

- 31 -

1.0E-03

1.0E-02

1.0E-01

1.0E+00

1.0E+01

1.0E+02

1.0E+03

図 5.2 CPF における放射性気体廃棄物の放出実績（年度）

S57 S58 S59 S60 S61 S62 S63 H1 H2 H3 H4 H5 H6 H7 H8 H9 H10 H11 H12 H13 H14 H15 H16 H17 H18

Ｉ-131（Ｓ61 年度は、チェルノブイル原子力発電所事故の影響、放出実績なし。
）

希ガス；Kr-85,X-133 等（H７～13 及び 17,18 年度は放出実績なし。
）

JAEA-Review 2007-051

JAEA-Review 2007-051

5.2 放射性液体廃棄物の放出状況
サイクル研究所から環境へ放出される放射性液体廃棄物は、再処理施設保安規定、核燃料物質使用施設保安規定、放射線保安規則及び放射線障害予防規程に基づき、放出バ
ッチごとに放出廃液中の放射能濃度が基準値を超えていないことを確認（放出前判定分析）し、放出している。また、廃液中の一般公害物質についても、pH，SS，COD 等の濃度について、水質汚濁防止法及び茨城県条例に基づき管理している。
サイクル研究所には、再処理施設海中放出管、第 1 排水溝（ウラン系）及び第 2 排水溝（プルトニウム系）の放射性排水系があり、環境監視課は、これら排水系により環境へ放出される排水の放出前判定分析を担当している。
平成 18 年度の放出前判定分析は、再処理施設排水が 94 件、第 2 排水溝系排水が 52
件、第 1 排水溝系各施設排水が 122 件であった。また、第 1 排水溝における監視として
中央廃水処理場排水について 20 件の分析を行った。これらの全ての排水について、放射性物質、放出量ともに基準値を下回っていた。

5.2.1 再処理施設
平成 18 年度に再処理施設から海洋へ放出した放射性液体廃棄物の放出量を表 5.3に示す。また、主な核種の年間放出量の推移を図 5.3 に示す。平成 18 年度もこれまでと同様全て基準値（付録表 6 参照）を下回っていた。
表 5.3 再処理施設における海洋への放射性液体廃棄物の放出量
核種

放出量(MBq)

全α放射能

N.D.

3

N.D.

89

Ｓｒ

N.D.

90

Ｓｒ

N.D.

Ｚｒ－95Ｎｂ

N.D.

全β放射能（ Ｈを除く）

95

103

Ｒｕ

N.D.

Ｒｕ－106Ｒｈ

N.D.

106

134

N.D.

137

N.D.

141

Ｃｅ

N.D.

Ｃｅ－144Ｐｒ

N.D.

Ｃｓ
Ｃｓ

144

3

4.0×107Ｈ

129

1.3×101

131

Ｉ

N.D.

Ｐｕ（α）

3.9

Ｉ

注）N.D.は検出限界値未満であったことを示す。

- 32 -

JAEA-Review 2007-051

109
H-3
Cs-137

10

7

Sr-90
I-129
Pu(α)

105

10

注）昭和 52 年度第 2 四半期からの実績を示す。また、Sr-90，
Cs-137，I-129 については、
昭和 55 年度まではそれぞれ
Sr-89，Cs-134，I-131 も含めた元素毎の管理であり、昭和56 年度より核種毎の管理と
なった。

3

101

10-1
年度

図 5.3 再処理施設における放射性液体廃棄物の放出実績- 33 -

JAEA-Review 2007-051

5.2.2 第 1 排水溝
平成 18 年度の第 1 排水溝における放射性液体廃棄物の放出量を表 5.4 に示す。
また、これらの年間放出量の推移を図 5.4 に示す。
第 1 排水溝から新川へ放出された放射性液体廃棄物の年間の排水量はおよそ 1,600
m3 であった。排水中の全α放射能及び全β放射能は、周辺監視区域にかかる排水基準（付録表 7 参照）を十分に下回っていた。
表 5.4 第 1 排水溝における放射性液体廃棄物の年間放出量
核種

放出量(MBq)

全α放射能

N.D.

全β放射能

6.3×10－2

U

N.D.

注）N.D.は検出限界値未満であったことを示す。

103
全α放射能

102

全β放射能
ウラン

101
100
10-1
10-2
10-3
年度

図 5.4 第 1 排水溝における放射性液体廃棄物の放出実績- 34 -

JAEA-Review 2007-051

5.2.3 第 2 排水溝
平成 18 年度の第 2 排水溝における放射性液体廃棄物の放出量を表 5.5 に示す。
また、これらの年間放出量の推移を図 5.5 に示す。
第 2 排水溝から海洋へ放出された排水はおよそ 740 m3 であった。排水中の全α放射能及びプルトニウムは、周辺監視区域にかかる排水基準（付録表 8 参照）を十分に下回っていた。
表 5.5 第 2 排水溝における放射性液体廃棄物の年間放出量
核種

放出量(MBq)

全α放射能

8.0×10－2

Pu(α)

8.1×10－3

101
全α放射能
Pu

100

10-1

10-2

10-3

10-4

年度

図 5.5 第 2 排水溝における放射性液体廃棄物の放出実績- 35 -

JAEA-Review 2007-051

6. 環境放射線監視6.1 環境放射線モニタリング
平成 18 年度においても、再処理施設保安規定に定める環境放射線モニタリング計画（以下「モニタリング計画」という。）及び茨城県東海地区環境放射線監視計画に基づき、モニタリングを実施した。
さらに、原子力安全委員会決定のサイクル研究所 再処理施設周辺の環境放射線モニタリング計画に定められた補足的調査項目として、畑土中ヨウ素－129 の濃度について調査した。
付録表 9，付録表 10 には、陸上及び海洋環境放射能監視計画、付録図 1 及び 2 には、試料の採取場所及び測定地点を示す。

6.1.1 陸上環境モニタリング
平成 18 年 4 月から平成 19 年 3 月に、サイクル研究所周辺の空間線量率の測定及び空気、農作物、畜産物や土壌などの試料中の放射性物質濃度を測定することにより、陸上環境モニタリングを実施した。測定項目を以下に示す。
(1) 空間放射線…線量率と積算線量(2) 空気中放射性物質濃度…浮遊じん中全α放射能、全β放射能，54Mn，60Co，90Sr，
95

Zr，95Nb，106Ru，137Cs，144Ce 及び 239,240Pu，大気中 131I 濃度，気体状β放射性

物質濃度，水分中 3H 濃度(3) 雨水中放射性物質濃度…3H 濃度(4) 降下じん中放射性物質濃度…全β放射能(5) 飲料水中放射性物質濃度…全β放射能及び 3H 濃度(6) 葉菜中放射性物質濃度…90Sr，131I，137Cs 及び 239,240Pu 濃度(7) 精米中放射性物質濃度…14C，90Sr 及び 137Cs 濃度(8) 牛乳中放射性物質濃度…90Sr，131I 及び 137Cs 濃度(9) 表土中放射性物質濃度…54Mn，60Co，90Sr，106Ru，137Cs，144Ce 及び 239,240Pu 濃度(10) 河川水中放射性物質濃度…全β放射能及び 3H 濃度(11) 河底土中放射性物質濃度…全β放射能，54Mn，60Co，106Ru，137Cs 及び 144Ce 濃度
上記項目のうち、
過去 10 年間のモニタリング結果に基づく平常の変動幅を外れた試
料は、1）空気浮遊じん（全β放射能）、2）シラス（137Cs）、3）カレイ（137Cs）、4）ワ
カメ（90Sr）及びアラメ（90Sr）であり、1）の項目は最大値を上回り、2）～4）の項
目は最小値を下回った。1）については、季節的な自然変動によるもので、2）～4）については、過去の大気圏内核実験フォールアウト核種の物理的減衰や拡散などを含めた自然変動によるものと評価された。
浮遊じん中全β放射性物質濃度は、平成 19 年 2 月（1 月 30 日～2 月 27 日採取）の- 36 -

JAEA-Review 2007-051

周辺監視区域内 2 点及び ひたちなか市長砂（ST-3）において、過去 10 年間のモニタ
リング結果に基づく平常の変動幅（検出下限値(0.7 mBq/m3)未満～0.85 mBq/m3）を上回った。
1）これらの試料について再測定を行った結果は、報告値とほぼ同一の結果であること、2）γ線スペクトロメトリーにより核種分析を行なった結果、人工放射性核種は検出されなかったこと、3）当該期間において、全β放射能に影響を与えるような施設からの放出はなかったこと、4）2 月の測定結果は、再処理施設との距離や方位に関係な
く、全ての観測地点にて高く、施設に起因するような傾向は見られなかったこと、5）
季節による変動として春先には全β放射能濃度が高くなる傾向（スプリングピーク）があることから、周辺監視区域内 2 点及び周辺監視区域外 1 点の浮遊じん中全β放射能濃度が最大値を上回ったのは、天然放射性核種の季節的な自然変動によるものと推定される。
以下に、監視結果の例として、モニタリングステーションでの月平均線量率、精米
中 14C 濃度、表土中 239,240Pu 濃度、葉菜中 90Sr 濃度、飲料水中全β放射性物質濃度の過去 10 年間のモニタリング結果を示す。
（図 6.1～6.5）

空間線量率（ST-1～4）

×10-2 Gy/h
4
3.5
3

ST-1 平均 安全管理棟

2.5
2
4
3.5
3

ST-2 平均値 東海村舟石川

2.5
2
4
3.5
3

ST-3 平均値 ひたちなか市長砂

2.5
2
4
3.5
3

ST-4 ひたちなか市高野

2.5
2
H9.4

H10.4

H11.4

H12.4

H13.4

H14.4

H15.4

H16.4

H17.4

図 6.1 モニタリングステーションでの月平均線量率- 37 -H18.4

JAEA-Review 2007-051

3

0.4
照沼
長砂
西約10km点

照沼
長砂
東石川
安管棟
G棟東

2.5

0.3
2

1.5

0.2

1
0.1
0.5
検出下限(0.005)0

検出下限(0.04)

0

年

年

図 6.2 精米中 14C 濃度

図 6.3 表土中 239,240Pu 濃度

0.2
照沼
長砂
西約10km
安管棟

1
照沼
長砂
西約10km点

0.8

0.15

0.6

0.1

0.4
0.05
0.2

検出下限(0.04)

0
H9

H10

H11

H12

H13

H14

H15

H16

H17

0

H18
年

年

図 6.4 葉菜中 90Sr 濃度

図 6.5 飲料水中全β放射性物質濃度

6.1.2 海洋環境モニタリング
平成 18 年 4 月から平成 19 年 3 月にサイクル研究所周辺の魚介類、海藻、海水や海底土などの試料中の放射性物質濃度を測定することにより、海洋環境モニタリングを実施した。測定項目を以下に示す。
(1) 海水中放射性物質濃度…全β放射能，3H，54Mn ，60Co，90Sr，95Zr，95Nb，106Ru，
134

Cs，137Cs，144Ce 及び 239,240Pu 濃度(2) 海底土中放射性物質濃度…54Mn ，60Co，90Sr，95Zr，95Nb，106Ru，134Cs，137Cs，144Ce
及び 239,240Pu 濃度(3) 海岸水中放射性物質濃度…全β放射能，3H，90Sr，106Ru，134Cs，137Cs，144Ce 及び239,240Pu 濃度(4) 海岸砂表面線量…β表面計数率及びγ表面線量率，54Mn ，60Co，106Ru，137Cs，144Ce
及び 239,240Pu 濃度- 38 -

JAEA-Review 2007-051(5) 海産生物中放射性物質濃度…54Mn ，60Co，90Sr， 95Zr，95Nb，106Ru，134Cs，137Cs，
144

Ce 及び 239,240Pu 濃度(6) 漁網表面線量…β吸収線量率及びγ表面線量率(7) 船体表面線量…β吸収線量率及びγ表面線量率
上記項目のうち、再処理施設保安規定に基づく分析測定では、シラス中 137Cs 濃度、
カレイ又はヒラメ中 137Cs 濃度、ワカメ及びアラメ中 90Sr 濃度を除き、過去 10 年間のモニタリング結果に基づく平常の変動範囲内にあった。また、茨城県東海地区 環境放射線監視計画に基づく分析測定では、アワビ（磯崎）中 239,240Pu 濃度を除き、過去のモニ
タリング結果に基づく平常の変動範囲内にあった（表 6.1）。
表 6.1 再処理施設保安規定及び茨城県東海地区 環境放射線監視計画の
平常の変動範囲を外れた項目、濃度状況及び考察
項

再
・
保
安
規
定

県
・
監
視
計
画

目

濃 度 状 況シラス（大洗）中 137Cs

過 去 10 年 間 の 最 小 値
0.041Bq/kg・生を下回った。

カレイ又はヒラメ（大洗）中 137Cs（図 6.7）

過 去 10 年 間 の 最 大 値
0.045 Bq/kg・生を下回った。

ワカメ又はヒジキ（アラメ）中 90Sr 濃度（図6.8）

過 去 10 年 間 の 最 小 値
0.027Bq/kg・生を下回った。

アワビ（磯崎）中239,240Pu 濃度

過 去 の 最 小 値 0.0023
Bq/kg・生を下回った。

考察

分析、測定上の問題がないこと
及びこれまでの長期的変動傾向
から過去の大気圏内核実験フォールアウトに起因する同核種の物理的減衰や拡散及び測定上の統計的変動によるものと考えられる。

分析、測定上の問題がないこと、及びこれまでの長期的変動傾向
から自然変動と評価された。

その他、監視結果の例として、貝中 239,240Pu 濃度、海底土中 239,240Pu 濃度の過去 10
年間のモニタリング結果を示す。（図 6.6～6.9）- 39 -

JAEA-Review 2007-051

0.01

0.4

久慈浜地先

東海村地先
約10km以遠

0.35

約10km以遠

0.008

0.3
0.25

0.006

0.2

0.004

0.15
0.1

0.002

検出下限(0.002)0.05

0

検出下限(0.04)

0

年

年

図 6.6 貝類中 239,240Pu 濃度

図 6.7 カレイ又はヒラメ中
137

Cs 濃度

0.2
2

久慈浜

5点混合
久慈沖
磯崎沖
北約20km点

磯崎
約10km以遠
0.15

1.5

0.1

1

0.05

0.5

検出下限（0.02）
検出下限(0.04)

0

0

年

年

図 6.9 海底土中 239,240Pu 濃度

図 6.8 ワカメ又はヒジキ(アラメ)中 90Sr 濃度- 40 -

JAEA-Review 2007-051

6.2

気象観測
気象の観測は、「発電所用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（平成 13 年 3 月改訂、原子力安全委員会）に準拠して行っている。表 6.2 に観測項目と測定器を示す。
平成 18 年 4 月から平成 19 年 3 月に気象観測塔（地上高さ：70m）及び安全管理棟屋上（地上高さ：10m）で観測した風向出現頻度並びに風向別平均風速を図 6.10～6.13 に示す。
これらの図から平成 18 年度の風向出現頻度は、気象観測塔では例年通り北東風が最多となり、安全管理棟屋上では北東風が最多となった。
なお、70m 高風速は再処理施設からの排気放出管理及び大気拡散評価等のために用いている。また、10m 高風速及び日射放射収支量は、拡散評価における大気安定度を決定するために観測している。

表 6.2 気象観測項目と測定器
観測項目

測定器

備考

風向

自記風向計

気象観測塔及び安全管理棟屋上

風速

風車型自記風速計

同上（平均装置付）降雨量

転倒マス型雨量計

安全管理棟屋上

大気温度

電気式温度計核燃料サイクル工学研究所内

日射量

熱電堆式全天日射計

同上

放射収支量

風防型放射収支計

同上

2006年度間N (%)
25

N (m/s)
10

0.1

20

報告期間

8

15

静穏出現頻度
(％)

4

10

6
2

5

2006年度間W

W

E

2006年度間

E

0.1

S

S

図 6.10 地上 70ｍ風向出現頻度（％）

図 6.11 地上 70ｍ風向別平均風速（m/s）- 41 -

JAEA-Review 2007-051

2006年度間N (%)
25

N (m/s)
10

1.1

20

報告期間

15

静穏出現頻度
(％)

10

8
6
4
2

5

2006年度間W

2006年度間

W

E

E

1.1

S

S

図 6.12
図 6.12 地上 10ｍ風向出現頻度（％）

図図
6.13
6.13 地上 10ｍ風向別平均風速（m/s）

大気安定度は、排気筒から放出された放射性物質の拡散状況を表す指標として用いられる。図 6.14 に平成 18 年度の大気安定度頻度を示す。大気安定度は、A 型が不安定（拡散幅大）、D 型が中立（拡散幅中）、F 型が安定（拡散幅小）を示す。平成 18 年度は、例
年どおり D 型が 45％と最も多かった。

大気安定度頻度
A

A-B

0%

F
6%

G
17%

5%
B

B-C

10%

4%

E

C

4%

7%
C-D
2%

D
45%

図 6.14 大気安定度出現頻度- 42 -

A
A-B
B
B-C
C
C-D
D
E
F
G

JAEA-Review 2007-051

平成 18 年度の月間降雨量を図 6.15 に示す。最も降雨量が多かったのは、7 月であった。

降雨量（mm）
500
年間降雨量：1487.8mm

降雨量

400

300

200

100

0

2006年
4

5

6

7

8

9

10

11

12

2007年
1

2

3
（月）

図 6.15 月間降雨量
過去 10 年間における年間降雨量は 921.1～1359.3 mm であり、平成 18 年度の年間降雨量は 1487.8mm であった。このことから、平成 18 年度の降雨量は例年より多かった。

- 43 -

JAEA-Review 2007-051

6.3 環境線量評価
6.3.1 線量算出方法
周辺公衆の線量の評価は、原則として環境モニタリング結果をもとに行う。
ただし、環境モニタリングの測定値から施設寄与を弁別することが困難な場合には、放出記録を基に評価モデルにより算出することとしている。この評価モデルは、再処理施設の安全審査において、周辺の自然環境、農業、漁業活動、人口分布状況等に基づいて作られたものである。
平成 18 年度の環境モニタリングの結果は、6.1 章で示したように異常は認められず、
施設寄与を弁別して線量を算出することが困難であったことから、放出記録に基づき周辺公衆の線量を算出した。

6.3.2 被ばく経路線量の算出は、気体廃棄物及び液体廃棄物の放出に起因する実効線量及び皮膚の等価線量を対象とした。考慮する被ばく経路を図 6.16 及び図 6.17 に示す。
実効線量の算出に当たっては、放射性雲からの外部被ばく及び吸入摂取による内部
被ばくを同一地点において同時に受けるものとし、周辺監視区域境界外の各地点ごとにそれぞれの実効線量を加算し、その値が最大となる地点での実効線量を算出した。
また、農・畜産物摂取による内部被ばくについては、最大濃度地点で産する農・畜産物を摂取するものとして算出した。液体廃棄物の放出に係る実効線量の算出に当たっては、海産物摂取に伴う内部被ばく及び漁業・海浜利用に起因する外部被ばくを考慮した。
皮膚の等価線量算出に係る放射性雲からの外部被ばくについては、線量が最大となる地点で算出した。

図 6.16 陸上被ばく経路（気体廃棄物）- 44 -

JAEA-Review 2007-051

図 6.17 被ばく経路（液体廃棄物）

6.3.3 線量算出結果
気体廃棄物に起因する実効線量及び液体廃棄物に起因する実効線量の経路ごとの算出結果を表 6.3 に示す。実効線量の合算値は約 3.1×10-4 mSv/年であり、周辺監視区
域外の線量限度(１mSv/年)の約 0.03% であった。気体廃棄物及び液体廃棄物に起因す
る皮膚の等価線量の経路ごとの算出結果を表 6.4 に示す。
皮膚の等価線量の合算値は、
約 2.3×10-3 mSv/年であり、周辺監視区域外の線量限度(50 mSv/年)の約 0.005% であった。
なお、排気、排水モニタリングにおいて有意に検出されなかった放射性核種については、検出下限値の濃度で放出されたと仮定して線量を評価した。
表 6.3 実効線量の算出結果
実効線量(mSv/年)経路
放射性雲からの外部被ばく

9.3×10-5

吸入摂取による内部被ばく-6

1.5×10

農・畜産物摂取による内部被ばく

2.1×10-4

海産物摂取による内部被ばく

7.0×10-5

漁業・海浜利用による外部被ばく

2.0×10-6

合計

3.1×10-4

備考
最大線量地点：主排気筒南西方向約 500m
最大濃度地点：主排気筒南西方向約 1400m

表 6.4 皮膚の等価線量の算出結果
経路

皮膚の等価線量(mSv/年)

放射性雲からの外部被ばく

2.3×10-3

漁業・海浜利用による外部被ばく

6.9×10-5

合計

2.3×10-3- 45 -

備考
最大濃度地点：主排気筒南西方向約 1400m

JAEA-Review 2007-051

1977 年から 2006 年度における放出記録からの線量の評価結果を図 6.18 に示す。

2

大気中 14C を含まない。

1.6

大気中 14C を含む。

1.4
1.2
1
0.8
0.6
0.4
0.2

年度(1994年までは年)

図 6.18 1977 年から 2006 年度における線量の評価結果- 46 -

2005

2003

2001

1999

1997

1995

1993

1991

1989

1987

1985

1983

1981

1979

0
1977

周辺公衆の年間の線量（μSv）

1.8

JAEA-Review 2007-051

7. 放射線・放射能標準の維持・管理
施設の放射線管理、個人被ばく管理及び環境放射線監視における放射線測定に関連する
放射線・放射能標準の維持・管理を以下の通り、計測機器校正施設で実施した。また、放射性同位元素の許可使用に係る変更許可申請を実施した。

7.1

放射性同位元素変更許可申請
241

Am-Li 中性子線源を用いた中性子校正場の整備を目的として、平成 19 年 3 月 22 日に放射性同位元素変更許可申請を行い、平成 19 年 4 月 29 日に許可を受けた。変更点は以下のとおりである。
○ 密封された放射性同位元素（機器に装備されていないもの）の数量の増加
トングで取扱う密封線源として、新たに 241Am-Li 中性子線源 2 個(373GBq 及び343GBq) の合計数量を増加した。
なお、241Am-Li 線源は、プルトニウム燃料技術開発センターが所有するものを移管する予定である。

7.2

トレーサビリティ
図 7.1 に、放射線・放射能にかかるトレーサビリティ経路を示す。
平成 18 年 1 月に国家計量標準研究所である(独)産業技術総合研究所において、照射

線量基準測定器（空気等価電離箱式照射線量測定装置：Exradin A6 電離箱－東洋メデ
ィック RAMTEC1000 線量計）の校正を実施したことを受けて、照射室(A)の 137Csγ線校正場（公称放射能 1.85TBq，111GBq，11.1GBq 及び 555MBq）における照射線量率（空気カーマ率）基準の再設定を行った。平成 14 年度に設定した線量率基準に対して、再設定した値の偏差は最大でも 1.7%であり、基準線量率の不確かさ(1.4～6.1％：k=2)の範囲内であった。
他事業所におけるγ線校正場のトレーサビリティ確保のため、人形峠環境技術センタ
ー所有の基準測定器の校正を平成 19 年 1 月に実施した。
平成 18 年 1 月に酸化ウラン面線源のクラス 2 参照標準線源（協-1692 及び協-1216）
を日本アイソトープ協会で校正した。

7.3

照射設備・線源

7.3.1 照射設備
(1)137Cs 照射装置
137

Cs 照射装置及び自動校正台車の制御並びに放射性同位元素の使用履歴を管理するため、「照射設備管理システム」を導入している。システム構成を図 7.2 に示す。
このうち、放射性同位元素の使用履歴を管理する機能について、1 週間当たりの許可- 47 -

JAEA-Review 2007-051

使用時間の変更（48 時間→40 時間）や使用時間の超過を警告する機能の追加、及び放射性同位元素の使用、保管、廃棄に係る帳票類の報告頻度の変更（半期ごと→四半
期ごと）等に対応するため、プログラムの改造を行った。また、制御用パソコンの老朽化及び古い OS（Windows NT 4.0）のサポート終了に対応すべく、本システムの新OS（Windows Xp）移行対応を行った上で、制御用パソコンの更新を行った。
(2)中硬 X 線発生装置
Pantak HF-320C について、平成 18 年 7 月にメーカによる点検整備を行った。主な目的は、X 線管球及び高電圧発生器の高圧ケーブルソケット部のグリスアップである。

7.3.2 線源
(1)酸化ウラン面線源
表面汚染サーベイメータや放射性ダストモニタの校正に用いる実用標準線源である酸化ウラン面線源について、平成 19 年 3 月に大面積２πガスフローカウンタを用いて、その表面放出率の値付け作業を実施した。
(2)241Am-Li 中性子線源
平成 19 年 9 月頃に入手を予定している 241Am-Li 中性子線源は、一般に校正用中性子線源として用いられる 252Cf や 241Am-Be と比べ、エネルギーの低い中性子を放出している。このため、中性子測定器のエネルギー応答関数の積分検証や、重遮へい条件の作業場所の中性子スペクトルを模擬した中性子校正場の整備等に用いる予定である。241Am-Li 中性子線源の仕様を以下に示す。
製造者

Monsanto Research Corporation

構造・形状

特別形放射性同位元素（ステンレス 2 重カプセル）
直径 3.175cm，長さ 10.80cm 円柱形

放射能342.62GBq 及び 372.59GBq（1976 年 9 月 14 日現在）

中性子放出率

5.41×105 s-1 及び 5.90×105 s-1

中性子平均エネルギー[1] 451keV
周辺線量当量換算係数[1] 241pSv･cm2
個人線量当量換算係数[1] 252pSv･cm2
なお本線源は、
プルトニウム燃料第一開発室内で放射性廃棄物中のプルトニウム量を測定する非破壊測定器に用いられていたものである。

- 48 -

JAEA-Review 2007-051

7.4

基準測定器等(1) 長さ標準器
照射装置内の線源中心からレーザマーカ表示位置までの距離を計測するため、照射装置照射口へ挿入可能な「つぎたしパイプ形内側マイクロメータ」を製作した。

7.5

RI 線源等使用記録、官庁検査対応
照射室別の RI 線源等の使用時間を表 7.1 に示す。許可使用時間である 40 時間／週を超えることは無かった。照射室の年間稼働日数は 218 日であった。
照射室(B)の 238Pu-Be 線源及び濃縮ウランコンバータ付き半導体検出器（臨界警報装置）について、IAEA による実在庫調査（PIV）を平成 19 年 3 月に受けた。
また、平成 19 年 3 月までに入手した 3.7MBq 以下の密封線源について適正管理を行う
ため、平成 17 年度より研究所通達に基づく管理台帳を整備している。これに基づき、経過措置対象の線源 51 個、下限数量以下の線源 146 個及びウラン線源等 70 個について在庫及び健全性の確認を行った。

7.6

付帯設備等・その他
経年変化及び代替フロン化に対応すべく、計測機器補修検査棟居室系の空調機の更新を行った。これに伴い、天井材の圧縮成形石綿板の除去（一部除く）も行った。また、クレーン等の定期的な点検も実施した。
その他、計測機器校正施設におけるトレーサビリティ管理体系を定めた放射線標準管
理要領、照射装置類の取扱方法について定めた校正用照射装置等取扱要領及び施設操業全般の管理方法を定めた運転管理要領について、適宜、見直しを行った。

参考文献[1] H. Tagziria et al., “Measurement of the 241Am-Li radionuclide neutron source
spectrum”, Nucl. Instrum. Meth. Phys. Res. A 510, 346-356 (2003).

- 49 -

- 50 -

Panasonic
UD-809P

3.7GBq(ID#:
0141GM)

SpecialInstruments

Toshiba FDG-202 RPL
system(s/n: 10940001)

Instruments forConformatory
Check

137

Cs
Beam geometry-ray
JREC ES-805-NaI(Tl)(s/n: J00640387)

Cs, X-rays

137

ALOKA DRM-201 AIC(s/n:17R1103)

Cs

137

Victoreen 550-3-T (s/n:145)
Victoreen 500-SI (s/n:1203)
YOKOKAWA 756201(s/n:25WH0085)

1.85TBq (ID#: 1130GP)
111GBq (ID#: 5414GN)
11.1GBq (ID#: 9240GQ)
555MBq (ID#: 8488GQ)

AIST：産業技術総合研究所（旧ETL）
IRM：放射線計測協会
JRIA：日本アイソトープ協会
AIC：空気電離箱

Cs

137

Cs
Panasonic UD-794P
gamma irradiator(ID#: 5649GN)

137

Cs

137

Panasonic
UD-808P

3.7GBq(ID#: チ-98)

WorkingStandard
SourcesWorkingStandard
Instruments

Tertiary
Standards

137

Co
Cs
Isotropic source60

Cs，60Co，X-rays（QI=0.7）

EXRADIN A6 AIC (s/n:223)
TOYO-MEDIC RAMTEC1000G (s/n:162)
YOKOKAWA 756201 (s/n:7562FA016)

SecondaryStandards

137

AIST

PrimaryStandards

光子

Tl,

204

Pm

147

OYO-GIKEN CE-60 AIC(s/n:2203162)
OYO-GIKEN AE-136(s/n:2203165)
90
90 204147
Sr- Y, Tl, Pm

Sr-90Y1.85GBq(ID#:BP718)
90
90
Sr- Y 74MBq (ID#:BP717)
204
Tl 18.5MBq (ID#: 115)
147
Pm 518MBq (ID#: 127)

90

Beta radiation
Buchler BSS No.76

90

Sr- Y,90

ETL-SX-30 AIC

Cf

252

Am-Be,

241

Cf

252

NSN
(s/n: 871021)

252

Cf
999MBq(ID#: NS0054)

Mixtured -ray
OYO-GIKEN C-110G AIC (s/n: 1058)
Far West Tech. GM-1-GMT (s/n: GM-553)

Neutron spectrometer
BTI ROSPEC (s/n: 0200)
BMS(Bonner Multi-sphere System)

Am-Be,

241

Studvik 2202D(s/n: 9050)

Am-Be
111GBq(ID#: 7544NK)

241

NPL

中性子

3

Kr

85

OKURA 1500cm -AIC
OKURA RD1210B10(s/n: 2RA626001)

IRM

放射性ガス

図 7.1 放射線・放射能にかかるトレーサビリティ経路

X-ray
Amptek XR-100T-CdTe(s/n: 495)

PTW H p(10) Chamber(s/n:0012)
TOYO-MEDIC RAMTEC
1000plus (s/n:0107)
137
Cs, 60Co, X-rays(NSeries)

High Air Kerma Rate
Series H250

X-ray

X-ray

Exradin A5 AIC
RAMTEC1000G
Yokokawa 756201

PANTAK HF-320C(s/n: 0202-7573)
COMET MXR-350/26(s/n: 54-1762)

X-ray
QI=0.7 "Middle" spectrum

IRSN

AIST (ETL)

β線

AIST

Am
Cl

Am

241

36

241

Cl

36

AEA Technology GmBH

Gamma-spectroscopy
PGT IGC-10200SD(s/n: 2719)

Am,

241

Cl and others

36

radioactivity measurement system
JREC ES-7317(s/n: J00330063)
U3O8,

Large area

U3O8

ALOKA FC-R74-2754
2 gas-flow counter(s/n: 94R011)

surface emission rate

U3O8
（ID#: 協-1692）

JRIA

PTB

表面放出率並びに放射能

Other radionuclides
106
106
Ru- Rh
90
90
Sr- Y
137
Cs
60
Co
147
Pm

I

129

Amersham

JAEA-Review 2007-051

JAEA-Review 2007-051

自動校正台システム

137

Cs 照射装置

校正台車（自走式）

照射装置
線源選択･
ｼｬｯﾀ開閉等
制御

校正台車
位置制御

状態信号
受信
照射装置
シーケンサ

照射装置
制御指令

状態信号
受信
照射装置
制御指令 自動校正台
状態信号
受信

シーケンサ

状態表示

照射設備管理システム
自動校正台制御機能

使用履歴管理機能・線量率に応じた照射距離の算出
校正台車の位置制御
・照射装置の制御・RI 使用･保管･廃棄等に係る
帳票類の出力・許可使用時間の超過の監視状態信号受信制御用タッチパネル

他の照射装置等
使用履歴の手入力

照射装置
校正台車制御指令制御用 PC図 7.2 照射設備管理システムのシステム構成- 51 -

555 MBq

11.1 GBq

111 GBq

3.7 GBq

3.7 GBq

111 GBq

999 MBq

Cs-137

Cs-137

Cs-137

Co-60

Cs-137

Am-241-Be

Cf-252- 52 -

中性子照射装置

γ線照射装置Cs-137照射装置

照射装置等

1.85 GBq

18.5 MBq

518 MBq

37 MBq4.07 MBq

37 MBq

37 MBq

Sr-90

Tl-204

Pm-147

Co-60

Ra-226

Ra-226

Cs-137

X線発生装置貯蔵箱２

β線照射装置（貯蔵箱１）

0
0
0

0
0
0

0
0
0

0
0
0

73

0

0

0

0

71

0

1

0

0

124

0

1

0

0

18

0

286

0

0

0

0

1

1

0

1

0

1
0

0

0

86

15

21

0

28

22

141

31

0

10

0

2

98

82

3983

0:19
92:34

0:00

0:02

8:59 37:43 10:30 35:22

0:00

0:17

1:55

0:00

0:00

1:28

0:27

286

0

3

86

141

0:06

0:00

1:02

0:00

1:44

0:00

7:25

0:00

0:59

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

4:05

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

6:26

0:00

0:00

0:00

0:00

0:02

0:02

0:00

0:02

2:16

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

0:00

13:46

0:00

0:00

0:00

0:00

0:02

0:02

0:00

0:02

32:15 33:40 24:40 17:20 107:55

4:33

0:00

13:46

0:00

0:06

107:55

7:25

234:37

2:14

65:51

18:27 16:14 19:20 11:50

21

0

0

0

0

1

1

0

1

77

22

0

88

73

2

6

*4

21

1

77

22

98

6

196

合計

218*5

145

122

47:00

18:38 4:03 16:53 7:26

*3

81

292:11

合計

44:03

4

15:50 4:10 19:42 4:21

3
174

2

使用日数

52:29 28:58 23:54 29:56 135:17

1

864 1823 16:20 28:20 46:32 50:51 142:03

959

7

75

1530

671

455

1327

合計

0

268

305

0

0

254

102

60

331

4

0

226

106

1

27

506

203

175

216

3

使用時間*2（四半期）［時間：分］*1 照射装置が動作した回数，*2 照射時間，*3 線源毎の使用日数，*4 照射装置毎の使用日数，*5 校正室の稼働日数（照射装置・線源を使用した日数）

X線発生装置（HF-320C）

74 MBq18.5 GBq 線量計自動照射装置

0

0

151

419

129
219

0

0

48
6

484

286

34

186
96

344

436

270

2

1

使用回数*1（四半期）［回］

RI線源等の年間使用回数，使用時間及び使用日数（計測機器校正施設）

296 GBq 低ｴﾈﾙｷﾞｰγ線照射装置

Sr-90

Cs-137

Am-241370 GBq

1.85 TBq

Cs-137

Pu-238-Be

許可数量

核種

表7.1

JAEA-Review 2007-051

JAEA-Review 2007-051

8. 主要な設備機器の整備、維持管理
8.1

放射線管理用機器の保守校正
再処理施設、核燃料物質使用施設などの施設内の放射線管理及び施設周辺の環境監視に使用する放射線測定器類（定置式モニタやサーベイメータ等の施設放射線管理用放射線測定器、環境放射線監視設備、臨界警報装置等を含む。以下、「放射線管理用機器」と記す。）は、サイクル研究所 再処理施設保安規定、核燃料物質使用施設保安規定等に基づき、定期点検、修理及び校正を実施した。
放射線管理用機器のうち臨界警報装置は、予防保全として音系パワーアンプなどの部
品交換、各ユニット内の一部のリレー交換を実施した。
事業所全体で保守校正の対象としている放射線管理用機器の総数は、図 8.1 に示すようにサーベイメータ，放射能測定装置等が減少に転じた。これは施設の縮小や管理方式の見直しによる影響である。

4000

体表面モニタ、ｻｰﾍﾞｲﾒｰﾀ、放射能測定装置等（台数）3500

定置式モニタ等（系統数）

3000

2500

2000

1500

1000

500

0
S48S49S50S51S52S53S54S55S56S57S58S59S60S61S62S63H元 H2 H3 H4 H5 H6 H7 H8 H9 H10H11H12H13H14H15H16H17H18

図 8.1 点検対象機器台数の推移- 53 -

JAEA-Review 2007-051

8.1.1 臨界警報装置を除く放射線管理用機器の定期点検状況
平成 18 年度の放射線管理用機器に対する点検及び校正の実施状況を表 8.2 に示す。
点検の頻度は、基本的にサーベイメータ類は年に 1 回、その他の定置式モニタや放射能測定装置等は年に 2 回（6 ヶ月毎に実施）としている。点検の項目は、電子回路の出力信号検査、警報装置の作動状況の確認や校正用の線源を用いた感度検査、指示精度の検査等である。表 8.1 に含まれる機器以外にも環境監視用のモニタリングステー
ション、再処理施設排水モニタやモニタリングポストに設置されている放射線測定器類についても同様に点検を実施している。
表 8.1 主な放射線管理用機器の点検状況（平成 18 年度）
区分
排気モニタ

定置式モニタ

体表面汚染モニタ

サーベイメータ

放射能測定装置

機器名称

点検台数

ダストモニタ（α線，β線）
ヨウ素モニタ（129I，131I）
希ガスモニタ（85Kr）

144 系統γ線エリアモニタ260 系統中性子線エリアモニタ

28 系統

α線（プルトニウム）ダストモニタ

104 系統β線ダストモニタ

99 系統

ハンドフットクローズモニタ（α線）（フットモニタ（α線）を含む）

257 台

ハンドフットクローズモニタ（β線）

121 台

表面汚染検査用サーベイメータ（α線）

962 台

表面汚染検査用サーベイメータ（β線）488 台

線量当量率サーベイメータ（γ線）382 台

線量当量率サーベイメータ（中性子線）

56 台

放射能測定装置（α線、β線）

181 台

8.1.2 臨界警報装置の検査状況
臨界警報装置については、再処理施設保安規定、核燃料物質使用施設保安規定に基づき、年 1 回以上の総合検査を実施し、正常に機能していることを確認した。表 8.2に施設別の臨界警報装置の設置台数と総合検査の実施期間を示す。また、再処理施設の臨界警報装置については、再処理施設保安規定に基づき月例検査を実施し、正常に機能していることを確認した。

- 54 -

JAEA-Review 2007-051

表 8.2 臨界警報装置の設置状況と総合検査実施期間
施設
再処理施設
分離精製工場

総合検査実施期間

設置台数

前期

3 系統（γ線）
H18.7.3～H18.7.7
1 系統（中性子線）

後期
H19.1.9～H19.1.12

転換技術開発施設

8 系統

H18.8.7～H18.8.11

H19.1.15～H19.1.19

プルトニウム燃料第１開発室，第２開発室

8 系統

H18.9.4～H18.9.11

H18.12.18～H18.12.22

プルトニウム燃料
第３開発室

14 系統

H18.8.17～H18.8.28

H18.12.4～H18.12.8

高レベル放射性物質試験施設（ＣＰＦ）

1 系統

H18.8.29～H18.8.31

H19.2.19～H19.2.22

8.1.3 主な予防保全
臨界警報装置の予防保全は、計画的に部品交換を行うこととしている。平成 18 年度
は、調整限界に近くなったプルトニウム燃料第 3 開発室のパワーアンプとプルトニウ
ム転換技術開発施設（Pu-CON）の音系異常検出器などのメーカ調整（部品交換）を実施した。
排気モニタ関係の予防保全は、排気空気試料をサンプリングするドライポンプについて、平成 18 年 9 月（20 台，うち再処理 12 台）、平成 18 年 10 月（12 台，うち再処
理 7 台）及び平成 19 年 2 月（9 台，うち再処理 3 台）に保守（分解点検清掃及び摩耗
部品の交換等）を実施した。
点検結果としては、特に問題となるような不具合は認められなかった。

8.1.4 再処理施設における放射線管理用機器に係る施設定期検査対応状況
平成 17 年度の再処理施設 施設定期検査のうち定置式モニタ類の性能に関する検査は、平成 18 年 8 月 30 日～10 月 3 日に行われ、検査結果は全数合格であった。
表 8.3 に立会検査の実施状況を示す。

- 55 -

JAEA-Review 2007-051

表 8.3 再処理施設定期検査における放射線管理用機器に係る検査状況
対象機器
ガンマ線
エリアモニタ

検査項目
感度試験
指示精度試験

中性子線
エリアモニタベータ線
ダストモニタ

警報作動試験

計数効率試験
指示精度試験

プルトニウムダストモニタ

警報作動試験

施設名

計数効率試験※２
指示精度試験

検査結果

MP

γ－30、ｎ－1

合格

HAW

γ－4

合格

IF

γ－3

合格

MP

β8－3、Pu－3

合格

DN

β－2

合格

HAW

β－4

合格

Pu-conPu－14

合格

2HASWS

β－1

合格

主排気
筒排気
モニタ
№2

α線ダストモニタ部
β線ダストモニタ部
ヨウ素 129 モニタ部
ヨウ素 131 モニタ部
クリプトンモニタ部（高）※1 クリプトンモニタ部のみ※2 クリプトンモニタ部を除く

合格

感度試験※１
排気モニタリング
設備

モニタ番号

警報作動試験

検出器
Kγ1,2,4、Kn 3

MP

回転灯（屋内）FLB－4,5,9,12,15,19,22,23,
33,37,50,52,56

合格

回転灯（屋外）WFLB－1～9

検出器 の単独作
動試験

ホーンブロア
HB－13,18
臨界警報装置

論理回 路の確認
試験

検出器
Kγ1,2,3,4,5,6,7,8

警報試験
Pu-con

回転灯（屋内）FL－3,4,7,8,9,10,16,18,
26,27,28,36,40
回転灯（屋外）FL－11,13,14,19,21,23,32
ホーンブロア
HB－4,5,6,7,10,11,12,16,20,
31,33,34,36,4451,52- 56 -

合格

JAEA-Review 2007-051

8.1.5 使用施設における放射線管理用機器に係る検査の対応状況
平成 18 年度の受入検査の対応等はなかった。

- 57 -

JAEA-Review 2007-051

9. 研究開発の計画的推進
9.1 研究開発の推進
サイクル研究所では、わが国最初の再処理施設やＭＯＸ燃料施設があり、それらの施設では安全の確保を最優先に研究開発が進められ、放射線管理部では、保安規定や県協定等に基づく放射線管理や環境監視を実施している。これらの放射線管理や環境監視に関して、より詳細にデータを取得することにより十分に余裕を持って実施されていることの確認や、より効果的かつ効率的な測定手法や分析手法を開発することなどにより実務の最適化や高度化を目的として各種の研究開発を進めている。これらの研究は、施設で取り扱われる核燃料物質からのα線や中性子線による作業環境におけるモニタリン
グ技術の高度化に関する研究や、作業者の被ばく線量の測定・評価技術を高度化に関する研究、また、再処理施設では多くの種類のＦＰや超ウラン元素を取り扱うため、それらの環境中での挙動や影響評価手法の研究等である。また将来の新しい測定技術の開発として先行基礎工学研究や機構内萌芽研究についても取り組んでいる。
なお、これらの研究成果はサイクル研究所だけでなく、日本原燃再処理施設の運転や影響評価手法等の基礎データとして利用されるとともに、分析手法の一部はわが国の標
準的なマニュアルにも採用されている。
平成 18 年度においては、表 9.1 に示す研究開発等を自主的に行い、放射線管理技術の向上に努めた。
なお、H18 年度における外部発表状況は、以下の通りである。
(1) 技術資料
平成 18 年度は、報告書等として 6 件、論文投稿・掲載として 19 件の計 25 件の技術資料を作成した。
(2) 口頭発表
平成 18 年度は、国際会議発表が 16 件、保健物理学会 8 件、日本原子力学会 5 件
及びその他 7 件の計 36 件の口頭発表を行った。
詳細については、付録 2 に記す。

- 58 -

JAEA-Review 2007-051

表 9.1 平成 18 年度における放射線管理技術等の開発等の実施項目
種類

放射線モニタリング
技術の高度化研究

実 施 項 目
減速中性子校正場における混在γ線量率の測定
イメージングプレートを用いた 241Am 及び 36Cl 校正用面線源の均一性の評価
プルトニウム燃料第三開発室の作業場における中性子スペクトルの測定
TLD を用いた施設周辺の中性子線量モニタリング
臨界事故を模擬したパルス状放射線に対する臨界事故検出器の応
答試験
ZnS（Ag）シンチレーション式サーベイメータによるエネルギー弁
別法の検討
臨界警報装置に与える宇宙線の影響に関する調査

プルトニウム転換技術開発施設における臨界警報装置の配置
設計
パルス時間間隔を用いたバックグラウンド補償型ダストモニタの開発
個 人 被 ば く線 量測定・評価技術の高度

中性子個人線量当量基準測定器の開発

化研究
環境影響評価手法の研究

東海再処理施設周辺の陸上環境での 129I 濃度
222

Rn 壊変生成物降雨洗浄モデルを用いた雨雲大気中 222Rn 濃度の推定に関する研究
再処理施設周辺の海水中トリチウム濃度について
安全工学研究先行基礎工学研究
機構内萌芽研究

核燃料施設の安全解析手法の開発・整備
プルトニウム同位体等の LX 線高精度分光分析に係る研究
ルミネッセンス法による環境放射線量モニターの開発- 59 -

JAEA-Review 2007-051

9.2 放射線モニタリング技術の高度化研究
9.2.1 減速中性子校正場における混在γ線量率の測定
MOX燃料施設で使用する中性子線量当量（率）測定器の特性評価を目的として、252Cf
線源と鉄、メタクリル樹脂(PMMA)等の減速材の組み合わせにより、MOX燃料施設の作業場所における中性子スペクトルを模擬した減速中性子校正場（通称:ハイブリッド
減速中性子校正場）を整備している[1]。このような中性子校正場においては、線源
及び減速材等から発生するγ線が混在するが、これまで精度よく測定がされていなかった。混在γ線の存在は、中性子測定器の校正のとき、誤差要因になる可能性が無視できない。このため、検出原理の異なる3種類の検出器を用いた測定と、モンテ
カルロ計算を行い、本校正場中の混在γ線の周辺線量当量率の評価を行った。
混在 γ 線の測定には、表 9.2 に示す 3 種類の検出器を用いて、線源から 1m の距
離におけるγ線の測定を行った。また、混在γ線のエネルギー分布を評価することを主目的に、252Cf から放出される１次γ線[2]及び中性子と物質の相互作用による 2次γ線について、MCNP-4C を用いて計算を行った。252Cf 線源の周囲の構造体（線源カ
プセル、ホルダ、線源支持体等）及び減速材を計算体系として入力し、断面積ライ
ブラリには MCPLIB02 及び ENDF/B-VI を用いた。
MCNP による計算から得られたγ線スペクトルの例を図 9.1 及び図 9.2 に示す。混
在γ線の平均エネルギーは 600～860 keV、空気カーマ-周辺線量当量換算係数は 1.2
Sv/Gy であり、137Csγ線と同等であった。そのため、上記 3 種類の検出器は、137Csγ線による周辺線量当量率に対して校正した。表 9.3 に、線源中心から 1 m における中性子周辺線量当量率に対するγ線周辺線量当量率の比（γ/n 比）を示す。3 種類の検出器を用いて測定した結果は、全てよく一致した。MCNP による計算結果についても一致している。また、PMMA 減速材厚さの増加と共に、γ線の混在割合が増加している。これは減速によって中性子線量率が減少する一方、PMMA に含まれる水素から

1.6e-4減速材な しPMMA100mm
鉄 40mm+PMMA60mm
ICRU Report26

1.4e-41.2e-41.0e-48.0e-56.0e-54.0e-52.0e-50.002光子エネルギー
4(MeV) 6

8

-1
-1
空気カーマ
（pGy
MeV
Kerma
per unit
energy /source(pGy MeV emission）)

空気カーマ（pGy MeV-1 /source-1 emission）
Kerma per unit energy (pGy MeV )の捕獲γ線が増加するためである。

Photon energy (MeV)

図 9.1 混在γ線の空気カーマスペクトルの例- 60 -

8.0e-52 次γ線 Gamma
Secondary
1 次γ線
Primary
Gamma
合 計
SUM

6.0e-5H(n, )捕獲 線 2.2 MeV
4.0e-52.0e-50.002光子エネルギー
4(MeV) 6
Photon Energy (MeV)

図 9.2 混在γ線の成分別スペクトル（減速材 PMMA100mm の場合）

8

JAEA-Review 2007-051

表 9.2 混在γ線の測定に用いた検出器とその特徴
使用検出器

特

徴

・中性子-γ線混在場におけるγ線測定用に開発[3]・空気カーマエネルギー補償 GM 計数管＋6LiF フィルタ・エネルギー特性 70keV～2.06MeV 光子に対し±10％・中性子感度 組織カーマに対し 0.2～0.5%程度

LiF フィルタ付 GM 検出器(Far West Technology 製 GM-1)

・放射線管理等で一般に用いられているサーベイメータ
電離箱式γ線量当量率サーベイメ
・中性子による偽信号を補償するため、鉛ブロックによータ(応用技研製 AE-233V)
る遮蔽の有無の差分から、γ線量率を測定
・蛍光体 CaSO4(Tm)
TLD （Panasonic 製 UD-200S）・高感度で、環境中のγ線測定などに多用
・空気カーマエネルギー補償フィルタ付き

表 9.3

γ/n 比†2 (%)
GM-1

AE-233V

UD-200S

MCNP 計算値

減速材なし

中性子平均
エネルギー
(MeV)
2.0

4.4±0.2

4.5±0.1

4.4±0.1

5.0

ＰＭＭＡ15mm

1.7

5.2±0.3

5.0±0.1―

5.4

ＰＭＭＡ35mm

1.4

6.4±0.3

5.8±0.1

5.5±0.1

6.5

ＰＭＭＡ60mm

1.2

8.5±0.4

7.5±0.2―

8.5

ＰＭＭＡ100mm

1.0

13.9±0.713.2±0.3

12.7±0.2

13.9

鉄 40ｍｍ
鉄 40ｍｍ＋
ＰＭＭＡ60mm
減速材なし

1.5

2.5±0.2

1.8±0.1

1.8±0.0

1.7

0.85

4.8±0.4

5.1±0.2

5.6±0.1

4.5

1.6

3.9±0.1

4.0±0.1――

ＰＭＭＡ100mm

0.75

14.0±0.4

12.0±0.2――

黒鉛 100mm

0.86

7.9±0.3

7.4±0.1――

鉄 100mm
黒鉛 100mm＋
ＰＭＭＡ100mm
鉄 100mm＋
ＰＭＭＡ100mm

0.67

5.3±0.2

3.9±0.1

―

―

0.61

20.2±0.817.8±0.3

―

―

0.44

14.5±0.5

11.1±0.3――

減速材材質・厚さ

１Ｆ減速場
Ｂ１減速場
†1

ハイブリッド減速中性子校正場における中性子周辺線量当量率に対するγ線周辺線量当量率の比†1

被校正器の設置方向に対する厚さを示している。 †2 誤差は測定データの統計誤差のみを示している。

（線量計測課：吉田 忠義）【参考文献】[1] 辻村ら，保健物理，40(4)，354-359 (2005)[2] ICRU Report 26 (1977)[3] E. B. Wagner and G. S. Hurst, Health Phys., 5, 20-26 (1961)- 61 -

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9.2.2 イメージングプレートを用いた 241Am 及び 36Cl 校正用面線源の均一性の評価
放射性表面汚染測定器や放射性ダストモニタ等の校正等に用いる校正用面線源の表面放出率の均一性は、相対標準偏差で 0.1 以下であることが JIS Z4334 によって推奨されている。そこで、校正業務への使用を予定している 241Am 及び 36Cl 陽極酸化
被膜線源（AEA Technology QSA 製）の全保有数（241Am 方形 10 枚、円形 17 枚、36Cl
方形 6 枚、円形 19 枚）について、イメージングプレート（IP）を用いて、それぞれの均一性を測定し、全体としての品質を調査した。
IP 及び読取器には、富士写真フィルム製 BAS-SR2040 及び BAS-2500 を用いた。それぞれの線源面を IP で覆い 30 分間暴露して読取りを行い、線源面の端を除く領域に 1 cm 間隔の格子状 ROI を設定し、各 ROI の PSL 値から均一性（相対標準偏差）を求めた。ここで、PSL 値は単位面積当たりの表面放出率に比例するものである。
校正用面線源の測定に先立ち、IP 及び読取器における検出感度及び読取感度の均一性並びに繰り返し測定による再現性を評価した。検出感度及び読取感度の均一性評価では，137Csγ線照射装置を用いて、IP の大きさ(20 cm×40 cm)にわたって均一な照射野が確保できる距離(4 m)でγ線を照射し、面線源の測定に用いる領域（IP 中
央 17cm×21cm）における平均 PSL 値に対する各 ROI(1cm×1cm)の PSL 値の相対偏差を調べた。図 9.3(a)にその一例を示す。IP 読取時の走査方向に平行な縞状の「むら」が見える。このむらは、特定の IP に限られたものではなく、またγ線照射時における IP の設置向きにも依存しないことから、IP 読取器による読取むらが主要因と考えられる。このため、同一の IP についてγ線による照射と測定を 3 回繰り返し実施し、その結果をもとに、それぞれの ROI について読取むらを補正する係数を求めた。図9.3 (b)に読取むら補正後の PSL 値の相対偏差を示す。適切な補正によって IP 及び読取器に起因するむらが是正され、均一性が補正前の 0.028 から 0.003 まで改善することが確認された。また、再現性評価では、同一の線源を用いて暴露、読取を 10回繰り返し実施し、均一性の変動係数（再現性）を求めた。その結果、均一性は 8%以内で再現することが分かった。
次に、校正用面線源の測定を実施した。測定例として、241Am 方形線源（10cm×15cm）
について各 ROI の PSL 値の平均値に対する偏差を調べた結果を図 9.4 に示す。ここでは、ROI 面積が 1cm2 とした場合に加え、隣り合う区画を結合し、ROI 面積を 4cm2及び 9cm2 とした場合も示す。補正係数を適用して読取むらを補正しても、PSL 値が測定部位によって異なる。これは表面放出率の分布に系統的な位置依存が見られるためであり、この例では上側で偏差が大きく、下側で小さい。ROI 面積 1cm2 の場合、241Am，
36

Cl 共に最大±30 %程度の系統的な偏差が見られた。次に方形線源全数について ROI

面積と表面放出率の均一性の関係を調べた結果を図 9.5 に示す。ROI 面積が 1 cm2 のとき、均一性の全体平均値は 0.08 程度であった。ROI 面積の増加と共に均一性が向上し、4 cm2 以上では全ての線源について均一性が JIS の推奨値である 0.1 を下回っ

- 62 -

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た。なお、円形線源の均一性は、方形線源と同等であることを確認した。
JIS では均一性の評価を行う際、分割面積は 10 cm2 又はそれ以下と定められている。
一般に放射性表面汚染測定器で用いられる検出器は小さなものでも 1 インチ径(約 5cm2) 程度であり、このような検出器の校正に対して、これらの線源は JIS が要求する性能を十分に有していることを確認した。
一方、検出器が小さいほど，系統的な表面放出率の位置依存の影響を受ける可能性があるため、これを回避するためには、検出器の形状に合った線源を用いて校正することが望ましい。

(a) 均一性補正前(b) 均一性補正後

137

図 9.3

Csγ線を均一に照射したときの各 ROI における

PSL 値の平均値に対する偏差の 2 次元分布(a)ROI 面積 1cm2
図 9.4(b)ROI 面積 4cm2

241(c)ROI 面積 9cm2

Am 線源(10cm×15cm)における各 ROI における

PSL 値の平均値に対する偏差の 2 次元分布の例- 63 -

JAEA-Review 2007-051

0.15
241

Am
Cl

均一性（相対標準偏差）

Relative standard deviation

36

0.10

JIS Z4334推奨水準 0.1以下

0.05

0.00
1

4

ROI
(cm22))
ROI面積
Area (cm9

図 9.5 ROI 面積と表面放出率の均一性との関係(誤差棒は均一性の 1 標準偏差、三角形は最大最小値を示す。菱形及び六角形は、
木内ら[1]が報告した 241Am 及び 36Cl 陽極酸化被膜線源の均一性である。)（線量計測課：吉田 忠義）【参考文献】[1] 木内ら，第 38 回理工学におけるアイソトープ・放射線研究発表会要旨集 1p-5

- 64 -

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9.2.3 プルトニウム燃料第三開発室の作業場における中性子スペクトルの測定
MOX 燃料施設では、プルトニウムの自発核分裂及び酸化物中の酸素とα粒子との（α,n）反応によって中性子が発生するため、それに対する中性子被ばく管理が重要である。外部被ばく線量測定に用いられる中性子個人線量計のエネルギー特性等
は、一般に良好ではないため、252Cf 及び 241Am-Be などの校正用中性子線源を用いた校正条件と、実際の作業場における照射条件との違いの影響を適切に補正する必要がある。そのための重要な情報の一つとして、作業場における中性子スペクトルが挙げられる。
高速増殖炉「もんじゅ」などの MOX 燃料集合体を製造するプルトニウム燃料第三開発室では、1991～1993 年にかけて、燃料製造ラインの代表的な作業場約 70 地点について、直径 50.8mm の 3He 比例計数管（5 気圧）と直径の異なる 4 組のポリエチレ
ン減速材からなる球形多組減速材付中性子スペクトロメータ（以下、BMS（ボナー球
スペクトロメータ）と記す）を用いて作業場の中性子スペクトル測定を行った。分
析の結果、作業場の中性子スペクトルは、①大型グローブボックス周辺、②連続焼結炉周辺、③燃料集合体周辺の 3 つに大きく分類されることが分った。しかし近来、
燃料製造設備の高度化に伴う設備更新が行われており、それによって中性子スペク
トルが変化している可能性がある。そこで、「常陽」Mk-3 第 2 次取替燃料製造中の同施設における作業場の中性子スペクトルについて、BMS による再測定を実施した。測定ポイントは、前回測定時とほとんど同様であるが、前回の測定において、作業者の被ばくが少ないため測定が行われなかった④燃料組立設備（燃料ピンへのペレッ
ト充填、除染及び溶接、集合体組立等）周辺における測定を追加した。また、新型連続焼結炉については、測定実施時点で未稼動であったため測定を行わなかった。
現在までに測定を完了した作業場 24 地点における BMS の減速材直径毎の計数率を
表 9.4 に示す。ここでは、減速材直径 151mm の 3He 比例計数管の計数率を 1 に規格化した。減速材直径の大きなものの計数率比が大きいほど、中性子平均エネルギーが相対的に高い、硬い中性子スペクトルであることを示している。
①③については、前回の測定結果と比べて大きな変化は見られず、設備更新による中性子スペクトルの変化は小さいと考えられる。また、④については、①と異なりグローブボックス表面に設置するアクリル遮蔽パネルが用いられていない等の理由から、①と③の中間的な計数率比となっている。今後、アンフォールディング計
算に用いる初期推定スペクトルを評価した上で、スペクトル解析を行う予定である。

- 65 -

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表 9.4 BMS の減速材直径毎の計数率の関係（直径 151mm の計数率を１としたとき）

減速材寸法
231mmφ測定場所①大型グローブ
0.64±0.04
ボックス周辺(0.64±0.03)(17 点)②連続焼結炉周辺(0 点)③燃料集合体周辺(1 点)④燃料組立設備
周辺(6 点)(0.47±0.01)

1.11(1.01±0.02)

0.74±0.08

151mmφ1.00(1.00)

1.00

111mmφ

81mmφ

減速材なし

Cd カバー

0.82±0.11

0.44±0.08

0.77±0.27

0.09±0.02(0.88±0.04)(0.51±0.05)(0.95±0.15)(0.10±0.02)(0.99±0.06)(0.57±0.03)(0.83±0.07)(0.09±0.01)

0.55

0.16

0.05

0.01

(0.55±0.03)(0.15±0.05)(0.08±0.07)(0.01±0.01)

0.68±0.08

0.33±0.10

0.23±0.11

0.05±0.02

1.00()内は 1991～1993 年に行った測定結果を示す。
（線量計測課：吉田 忠義）- 66 -

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9.2.4 TLD を用いた施設周辺の中性子線量モニタリング
MOX 燃料製造施設では、作業環境中に中性子が存在するため、管理区域境界の積算
線量モニタリングを行う際、γ線に加え中性子線も測定する必要がある。そのため、サイクル研究所では平成 14 年度から TLD を用いた積算中性子線量当量計により測定を実施してきた。この線量計は中性子モデレータ（松下電器産業(株)製 UD-893P ポ
リエチレン製の立方体）の中心に熱中性子に感度のある TLD 素子（松下電器産業(株)製 UD-813PQ4、蛍光体:ホウ酸リチウム Li2B4O7(Cu)）を配置したものである。
本線量計の方向特性、中性子エネルギー応答特性については、一部既に報告済み[1][2]

であるが、MOX 施設内と同様の中性子スペクトルを持つ減速中性子校正場（平均エネルギー0.4MeV～1.8MeV）において特性試験を実施した。また、これまで水平方向の回転でしか方向特性試験を行っていなかったため、立方体であるモデレータの頂点方向から中性子が入射する場合について試験を行った。加えて、モンテカルロ
計算（MCNP5、核データ:ENDF/B6）を用いて詳細に性能評価を行った。その結果、中性子エネルギー特性及び方向特性は共に、252Cf 線源を用いて 0°方向から照射した時と比較すると、最大でも約 10% 程度の変化であり、これはサイクル研究所で使用しているサーベイメータ（Studsvik 2202D）とほぼ同じ性能であった。
また、使用実績の一例として、管理区域境界における中性子線の四半期毎の積算線
量トレンドを図 9.6 に示す。併記したγ線の値は TLD(松下電器産業(株) UD-200S)のものである。図中に丸で囲った期間に見られる線量変化は、測定ポイント付近にあった核燃料物質の移動によるものであり、両線種ともに 3 ヶ月間あたり 0.1mSv という小さな変化がよく観測されている。なお、中性子の測定値には自然放射線の寄与が含まれるが、環境における中性子の線量率は約 4.0nSv/h

1.5

管理レベル［1.3mSv/3月間］

である。したがって、図中の中性子の積算線量は施設からの寄与ということが出来る。

積算線量 [mSv]であり、測定結果と比べて僅か

中性子線
γ線
合計[中性子線+γ線]

1.0

0.5

0.0
0 H14.1

図 9.6

5
H15.1

H16.1 1015
H17.1 H18

H18.1

20

管理区域境界における中性子線及びγ線の四半期毎の積算線量（線量計測課：中川 貴博）【参考文献】[1] 上蓑ら, 保健物理 33 (2), 121-142 (1998)[2] 辻村ら, JNC TN8400 2001-004 (2001)- 67 -

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9.2.5 臨界事故を模擬したパルス状放射線に対する臨界事故検出器の応答試験
臨界事故を模擬したパルス状放射線に対する臨界事故検出器（臨界事故警報装置の検出部）の応答特性試験を、原子力科学研究所 過渡臨界実験装置（TRACY）を用いて実施した。ここでは、TRACY のパルス運転に伴って発生する放射線に対する臨界事故検出器の出力信号を炉出力信号と比較し、検出器応答の炉出力変化に対する追随性を調べた。
実験では炉室上部室のコンクリート床上に臨界事故検出器を設置した。この場所
は、TRACY 炉心の直上に位置し、炉心からの直線距離は約 12ｍ、炉心と検出器の間は厚さ 1.9 m コンクリートで遮へいされている。臨界事故検出器から階下の TRACY
制御室まで 2 本の信号ケーブル（100 m 長ツイストペア）を敷設し、検出器からのア
ナログ信号（吸収線量率に比例する）とトリップ信号（2/3 論理回路を始動させる）
を、TRACY の炉出力信号とともに高速デジタルレコーダで観測した。
TRACY の運転条件を表 9.5 に示す。実験は二回実施した。ともに第一出力パルスの積算出力は 1017 fissions オーダであり、JCO 事故における第一出力パルス（約 0.5×1017 fissions と推定されている）よりも大きい。一回目の実験（TRACY 運転番号
R351）では、中性子・γ線非弁別測定式臨界事故検出器（試作 1 号機）[1]を使用した。本検出器は、分離精製工場 A348 に設置している中性子用臨界事故検出器の後継機として開発中のもので、ここではアナログ信号が 1.56 V（空気カーマ率で 0.87
mGy/h に相当）のときにトリップ信号を発生するよう設定した。二回目の実験（同R358）では、ガンマ線用臨界事故検出器（RD-126B 型、s/n:00160022）を使用した。
本検出器は、プルトニウム転換技術開発施設に設置している同型臨界事故検出器の更新用として準備した 12 台の検出器の中の１台であり、アナログ信号が約 2.8V
（同、
2.0 mGy/h 相当）でトリップ信号を出力するよう設定した。
R351 で観測された中性子・ガンマ線用臨界事故検出器及び R358 で観測されたガンマ線用臨界事故検出器のアナログ及びトリップ信号の時間変化をそれぞれ図 9.7、図9.8 に示す。横軸は反応度添加開始（トランジェント棒 B4C 下端が炉心タンク内燃料
下端を通過）からの経過時間である。図には、炉出力（中性子計装である核分裂計
数管の信号）もピークを 1 とする相対値として示した。両検出器ともに、トリップ
信号を発生するようあらかじめ設定していたアナログ信号のレベルで、トリップ信号を発生し、トリップ回路リレーが正常に作動していることが確認された。臨界事
故検出器のアナログ信号は、飽和している領域を除き炉出力モニタの信号に追随しており、時間遅れは特に見えない。溶液系プロセス臨界事故を模擬している幅 20～40 ms のパルス状放射線に対して、両臨界事故検出器ともに適切に応答かつトリップ
信号を出力することが、本実験により確認された。
【参考文献】[1] 辻村ほか、サイクル機構技報、28，65-66 (2005).

- 68 -

JAEA-Review 2007-051

表 9.5
運
日

RUN
No.
R351

R358

TRACY 実験における第一出力パルスのピーク出力及び積算出力

転
時

運 転
条 件(注)

H18.10.11

パルス引抜

15:00～17:00

2.6$添加

H18.11.28

ランプ引抜

15:00～17:00

2.6$添加

FWHM
(ms)

ピーク出力
(MW) (fissions/s)

積算出力
(MJ)
(fissions)

20

1050

3.3E+19

14.9

4.7E+1742147

4.6E+18

6.5

2.0E+17(注) 炉心周囲に「水反射体」を設置

図 9.7

R351 における中性子・ガンマ線用臨界事故検出器のアナログ及びトリップ信号の時間変化

図 9.8

R358 におけるガンマ線用臨界事故検出器のアナログ及びトリップ信号の時間変化（アナログ信号の中に AC 電源起源と思われる 50Hz の変動成分が含まれている）（線量計測課：辻村 憲雄）- 69 -

JAEA-Review 2007-051

9.2.6

ZnS（Ag）シンチレーション検出器による α 線波高弁別法の検討

施設の汚染管理を効率的に行うにはラドン壊変生成物の影響を低減することが有効であり、α 線計測では、必要に応じて波高弁別技術を適用している。α 線のエネ
ルギースペクトル測定には一般に表面障壁型 Si 半導体検出器が用いられるが、ZnS（Ag）シンチレーション検出器（以下、「ZnS 検出器」という）でも α 線のエネルギーに応じたパルス波高が得られることが知られている［1］。そこで、市販の ZnS（Ag）
シンチレーション式表面汚染サーベイメータを多重波高弁別が可能なように改造し、ZnS 検出器でラドン子孫核種（高エネルギーα 線）の影響を低減するための最適条件を調査した。試験では、241Am 線源の測定結果を基に波高弁別領域（LLD 及び ULD）
を設定し、ラドン壊変生成物を集塵したろ紙を測定した際に弁別により排除できる
α線の計数の割合を求めた。なお、ここでは、ラドン壊変生成物による計数のうち排除できる率を「除去率」と定義し、弁別の性能を表す指標とした。
ZnS（Ag）シンチレータシートは、ZnS（Ag）粒子とバインダーとを混合し、フィ
ルム上に塗布したものである。これまでの試験結果から、シンチレータシートの厚さを 10 mg・cm-2 程度、ZnS（Ag）の粒子径を 5μｍにしたときに最も良好な結果が得られ、そのときの除去率は、ラドン子孫核種の集塵ろ紙にメンブレンろ紙を用いた
場合で 90％程度、HE-40T を用いた場合で 60％程度となることが分かった。なお，一般的なシンチレータシートの厚さは 3～5 mg・cm-2、粒子径は 10μｍである。
本年度は、さらにライトガイド（シンチレータによる発光を光電子増倍管に伝播するプリズム）の影響に関する調査を行った。検出面を 5 分割し、それぞれの位置
で 241Am 線源を測定した際のα線パルス波高スペクトルを図 9.9 に示す。
2500

Count

光電子増倍管（PMT）

位置①
位置②
位置③
位置④
位置⑤

2000

1500

ライトガイド（プリズム）

1000

位
置
①

500

位
置
②

位
置
③

位
置
④

位
置
⑤

0
0

20

40

60

80

100

120

Channel

図 9.9 検出位置によるα線エネルギースペクトルの変化

この結果、検出位置（発光地点）から光電子増倍管までの光の経路が直線的で、かつ短いほど波高が高く、幅の狭いスペクトルが得られる傾向があることが分かった。この要因としては、ライトガイド内での光の減衰や反射が影響していると考えられる。さらに各々の検出位置における除去率を求めたところ、表 9.6 に示すように、最も除去率が高いのは位置①、逆に最も低いのは位置④であり、シンチレータ- 70 -

JAEA-Review 2007-051の厚さ等だけでなく，ライトガイドにおける光の伝達経路も除去率に大きく影響することが確認された。
表 9.6 検出位置ごとの除去率
ZnS 検出位置

メンブレンろ紙を測定した場合の除去率

HE-40T ろ紙を測定した場合の除去率

①

89％

62％

②

88％

61％

③

79％

53％

④

73％

48％

⑤

82％

55％

〈参考〉半導体検出器

90％

69％

使用した ZnS（Ag）シンチレータ：ZnS（Ag）の粒子径 5μm、ZnS の厚さ 10 mg・cm-2

試験結果を整理し、ZnS 検出器を用いた測定において、最良のラドン除去率を得るための主な条件を、以下に示す。
(ⅰ)

ZnS（Ag）シンチレータシートの厚さをラドン壊変生成物からのα線の最大飛程（約 10mg/cm2）とする。

(ⅱ)

ZnS（Ag）シンチレータシートの粒径は製造可能な範囲で小さくする（実質的には 5μm 程度）。

(ⅲ) ライトガイド内での光の減衰を小さくし、かつ、伝達経路を一定にする（薄い平板状のライトガイドを使用する、あるいは、ライトガイドを使用しないなど）。
上記条件を満足した場合、ZnS 検出器の除去率は、半導体検出器に比べて若干劣る
ものの、波高弁別技術として利用できるレベルにあることが分かった。特に、ZnS 検
出器は耐久性、経済性、耐ノイズ性に優れ、メンテナンスが容易という長所を有しており，放射性αダストモニタ等への適用が期待できる。
（放射線管理第１課：井﨑【参考文献】［1］Milan S.Gadd and Thomas B.Borak, Health Phys. 68(3):394-396;1995- 71 -

賢二）

JAEA-Review 2007-051

9.2.7 臨界警報装置に与える宇宙線の影響に関する調査
臨界警報装置はサイクル研究所内の 6 つの施設に設置されているが、そのうちプ
ルトニウム燃料施設に設置された臨界警報装置において、単一検出が年に数回の頻度で発生している。単一検出とは，検出器 3 台で構成される検出部において、1 台の検出器でのみトリップ（＝警報設定）レベルを超える出力変動が確認される事象であり、2 out 3 の論理判定を行うことから装置の誤警報に該当するものではない。単一検出は一過性の事象であり、また、現場の放射線レベルの変動とも関係していないことから、ほとんどの場合，その原因の特定が困難であったが，考えられる発生要因の一つとして「宇宙線の影響」の可能性があった。そこで、検出器信号の連続監視による宇宙線影響の調査を開始した。
宇宙線影響を評価するための観測装置は、やぐら形に配置した 12 台の臨界警報装
置用の検出器（プラスチックシンチレーション検出器）の出力を横川電機製高速デ
ジタルチャートレコーダ（DL750P）に接続したもので、信号を 5μs 間隔で常時監視し、いずれかの検出器の出力が 0.1V 上昇した場合に 12 台全ての検出器出力を 10msecの間（トリップ時刻から前 2 msec 後 8 msec）記録するものである。前年度までの観測結果から、臨界警報装置は宇宙線を検出しており、また、極まれに飛来する極めてエネルギーの高い宇宙線が単一検出の発生に関連している可能性が高いことが分かっている［1］。単一検出をもたらすようなエネルギーの極めて高い宇宙線は飛来頻度が低く、単一検出に影響する宇宙線の飛来傾向をより詳細に把握するには、長期に亘って観測を行いデータの信頼度を上げていく必要がある。このため、18 年度
も観測を継続した。
検出器出力の上昇は，線量率（エネルギー沈着量の時間変化率）に対応することから、観測データを統計することにより、線量率で設定している検出器のトリップ
レベルとそれを超える頻度を近似的に表すことができる。図 9.10 に観測装置における警報設定レベルと年間トリップ回数の相関を示す。本図より、プルトニウム燃料施

設でのトリップレベル（約 0.7V＝0.87mGy･h-1 に相当）に設定した場合には、検出器
1 台あたり年間 0.1 回程度、単一検出が発生することとなり、これは、プルトニウム
燃料施設の最上階（観測装置設置場所とコンクリートによる遮へい条件が類似している場所）における単一検出の発生頻度とオーダーが一致している。また、本年度の観測装置においては、検出器出力の上昇が 0.7V を若干超える事例も観測されており（図 9.11）、これらは宇宙線による単一検出の発生を説明するデータであると考えられる。本観測事例では、CH12 において最も大きな検出器出力の上昇が確認されているが、同時に他の検出器全てにおいても検出器出力の上昇が観測されていることから、複数の 2 次宇宙線が観測装置全体に飛来しており、また、その中の一部が非常に大きなエネルギーを持っている可能性があると考えられる［2］。

- 72 -

JAEA-Review 2007-051

検出器 1 台あたりの年間トリップ回数

1000.0

100.0

10.0

1.0

0.1
0.1

1.0

トリップレベル（検出器出力の上昇分） （V）

図 9.10観測装置における警報設定レベルと年間トリップ回数の相関

2.4

CH10

約7V上昇
約 0.7V 上昇

検出器出力（V）

2.2
2.0

CH1

CH2

CH3

CH4

CH5

CH6

CH7

CH8

CH9

CH10

CH11

CH12

CH1

CH7
CH4

CH11
CH2

1.8

CH8
CH5

1.6
CH12
CH3

1.4

CH9
CH6

1.2

-1

0

1

2

3

4

5

6

7

8

＜検出器配置＞

時間（ms）

図 9.11

これまでに観測された最大の検出器出力の上昇事例 （H18 12/28 19:59 観測）（放射線管理第１課：井﨑賢二）【参考文献】[1] 井﨑賢二ほか、「臨界警報装置に与える宇宙線の影響に関する調査」、日本原子力学会
2006 年春の年会予稿集 p86[2] 井﨑賢二ほか、「臨界警報装置に与える宇宙線の影響に関する調査 －単一検出と宇宙線との関連－」（JAEA-Research 2007-009）- 73 -

JAEA-Review 2007-051

9.2.8 プルトニウム転換技術開発施設における臨界警報装置の配置設計
サイクル研究所 再処理施設には、万が一の臨界事故に備えて臨界警報装置が設置されている。再処理技術開発センター プルトニウム転換技術開発施設の臨界警報装
置は、施設内に 8 検出端（1 検出端=3 検出器）設置されているが、設置から 20 年以上が経過し機器の経年劣化から更新が必要となっている。そこで、今後の更新を進めるにあたって最新の知見および国内外の規定基準類を参考に臨界警報装置の配置
設計について検討した。
まず、施設内の核燃料取扱機器の中から臨界監視対象機器を選定した。次に、国際基準等を参考に検知すべき最小の臨界事象(0.5 ms～1 s で 1015fissions/s)と、その際の線量(中性子+γ)を対象から 1 m 地点で 0.3 Gy と決定した。最後に、検出端位置での線量を MCNP および ANISN の接続計算で評価した。図 9.12 に臨界警報装置の配置設計のフローとその留意点について示す。
上記の方法で、臨界監視対象機器－検出器距離を最長 30 m 及び臨界監視対象機器と検出器の間に最大 1 m のコンクリート壁があるという条件で検出器位置における線量率を計算したところ、任意の距離及び遮へい厚さにおいて線量率は 2.0 mGy/h以上であった。したがって、上記条件を満たす場所に検出端を配置する場合、警報設定レベルを 2.0 mGy/h にすることで臨界事故を検知することができる。上記条件を考慮し、施設全域を効率的にカバーするように 3 検出端を配置することとした。
（放射線管理第 2 課：眞田- 74 -幸尚）

JAEA-Review 2007-051[スタート][臨界管理機器の洗い出し]
対象施設（Pu-CON)内の全機器における臨界管理の調査
取り扱う核物質の性状（溶液系 or 粉末系)

[臨界監視対象機器の選定]
全濃度安全形状以外を対象＊臨界安全ハンドブック（第２版)[仮配置位置の決定]
・現場の状況
・対象機器からの距離
・縦方向の考慮[最小臨界事象の決定]= 0.2 Gyn = 0.1 Gy
1015 fissions / s＊ISO7753, ANSI/ANS 8.3[臨界事故時スペクトル]・ジオメトリーの決定
・核物質の条件（同位体組成、濃度 etc..)[距離・遮へい条件]
・仮配置位置から監視対象機器までの最大距離・遮へいの調査[方法における留意点]
・臨界警報装置の設計方法の確立
・臨界監視対象機器の選定方法を考案
・全地点を計算するのではなく、最大の距離遮へい条件のみ計算し省力化を達成
・臨界警報装置の設計に汎用性のある計算コードを使用（許認可の考慮）・線量評価パラメータを国際基準・ハンドブックから参照
・基準等に記載のないパラメータは自前で計算（臨界事故時のスペクトルなど）
・1階→2階等、縦方向の考慮
・他施設での使用を視野に簡易式を作成（汎用性）[成果]○Pu-CON臨界警報装置の更新にあたっては、、
・8検出端(24検出器)→3検出端(9検出器)への削減
・点検・保守の簡素化○Pu加工施設等への適用[遮へい計算]・ANISN・2次γ線の考慮

NG[線量評価結果]

OK[配置位置の決定]
・簡易式の作成

図 9.12 臨界警報装置の配置設計のフロー及び留意点- 75 -

JAEA-Review 2007-051

9.2.9 パルス時間間隔を用いたバックグラウンド補償型ダストモニタの開発
パルス時間間隔解析法は、放射性核種の壊変時間に着目した測定法である。近年、
本測定法を用いて、一定の間隔で壊変する放射性核種（天然放射性壊変系列に属する核種）及びランダムに壊変する放射性核種（人工放射性核種）の分別測定の研究が進んでいる。放射線管理部では、作業環境中における Pu 等のα線放出核種（以下、
人工α線放出核種）を測定する際に妨害となる Rn-Tn 子孫核種の中で最も影響の大
きい 214Po が短半減期核種であることに着目し、214Po のバックグラウンドを補償した
人工α線放出核種の測定方法について研究を行っている。前年度までに、試作器を製作し理論どおりにバックグラウンドを補償した人工α線放出核種のモニタリングに成功している。
本方法は、214Po を選択的に測定しバックグラウンドとして減算する方法であるが、試料中には同系列核種である 218Po やトリウム系列核種がランダム事象として扱われるため、人工α線放出核種のモニタリング時に擬似計数される。そこで、今年度は218

Po の影響について考察するため試験を行った。
まず、人工α線放出核種のないサンプリング場所において、ダストを採取する時間を変化させ(0 - 120 min)、数種類の試料を採取した。各々の試料の採取直後に、相関事象率 (相関事象計数 / 全α線計数) を上記機器にて測定した。この時、試料中に 218Po が存在する場合には相関事象率は減少すると考えられる。結果を図 9.13に示す。図に示すように、
サンプリング時間 30 分まで相関事象率は上昇傾向を示す。
これは、218Po がろ紙上で時間とともに下位核種(214Pb, 214Bi)に壊変することに起因しているものであり、下位核種の半減期から 30 分で平衡に達していることを示していると考えられる。実際のダストサンプリングにおけるバックグラウンド補償方法
は相関事象の計数からあらかじめ決められた換算係数を除することによって計算するため、本結果からモニタリング開始より 30 分程度は 218Po が人工放射性核種として擬似計数されることがわかる。今後、本結果をもとに適切な測定条件等を設定していく予定である。
（放射線管理第 2 課：眞田幸尚）

Efficiency of 214Po
correlated events

0.2
0.15
0.1
0.05
0
0

図 9.1320

40
60
80 100Sampling time (min)

120

140

サンプリング時間と相関事象率の関係【参考文献】
Yukihisa Sanada, et al., Selective detection of correlated decay events in Rn-progeny withmicro-seconds life using pulse time interval analysis., Radioisotopes, 55, 727-734 (2006)- 76 -

JAEA-Review 2007-051

9.3 個人被ばく線量測定・評価技術の高度化研究
9.3.1 中性子個人線量当量基準測定器の開発
中性子のエネルギー分布と入射角度分布が未知の作業場において中性子個人線量計のフィールド校正を実施する際に、校正の基準とする中性子個人線量当量（Hp(10)）
を評価するための測定器（中性子個人線量当量基準測定器）を開発中である[1]。本測定器（以下、中性子 Hp(10)モニタと記す）は、3He 比例計数管、ポリエチレン減速材及びボロンポリエチレン遮へいからなり、エネルギー依存性と入射角度依存性がともに Hp(10)のそれに合致するようそれぞれの部材の寸法及び配置を設計したものである。前年度までに実施した試験の結果を踏まえ、今年度は、前方外縁部に遮へいリングを取り付け、主として側面入射条件における特性の改善を試みた。図 9.14に改良型中性子 Hp(10)モニタの外観を示す。
原子力科学研究所 放射線標準施設の単色中性子場[2]において、改良型中性子

Hp(10)モニタの特性試験を実施した。試験エネルギー点は、0.144 MeV，0.565 MeV（共に 7Li(p,n)反応）及び 5.0 MeV（d-D 反応）である。Hp(10)モニタはターゲット
から 150 cm に設置し、ビーム軸に対して本体を回転させることで入射角度依存性も調べた。なお、室内散乱中性子による影響はシャドーコーン法を用いて補正した。
本実験によって得たフルエンスレスポンスを図 9.15 に示す。図にはモンテカルロ計
算によって求めた様々な入射角度に対するフルエンスレスポンスも示した。実験値と計算値はよく一致している。また、図 9.16 に方向依存性を示す。入射角度 0～75°の範囲において、実線で示した理想的な入射角度依存カーブ[3]にほぼ合致していることが確認された。
参考文献
[1]

N.

Tsujimura

et

al.,

Radiat. Prot. Dosim., Advanceaccess published June 2, 2007,
doi:10.1093/rpd/ncm054.
[2]

Y.

Tanimuraetal.,Radiat. Prot. Dosim., 110,
1-4, 85-89 (2004).
[3] ISO, ISO8529-3 (1998).
[4] B. R. L. Siebert et al.,Radiat. Prot. Dosim., 54, 3-4,
231-238 (1994).
図 9.14 改良型中性子 Hp(10)モニタ外観- 77 -

JAEA-Review 2007-051

図 9.15 中性子 Hp(10)モニタのフルエンスレスポンスのエネルギー依存性（プロットは単色中性子校正場実験、実線はモンテカルロ計算による）

図 9.16 中性子 Hp(10)モニタのフルエンスレスポンスの入射角度依存性
実線及び破線はそれぞれ ISO8529-3[3]，Siebert ら[4]による角度依存係数である。
（線量計測課：辻村 憲雄）- 78 -

JAEA-Review 2007-051

9.4

環境影響評価手法の研究

平成 18 年 3 月をもって、東海再処理施設が発電炉燃料の再処理役務を終えたのに伴い、保安規定に定める環境モニタリングプログラム以外の項目（東海沖海水詳細調査、
畑土中ヨウ素-129）に関する約 30 年間の測定データを取りまとめた。また、モニタリ
ングポストで測定している環境ガンマ線線量率の変動要因の一つである降水と天然放射性核種濃度に関する調査を実施した。

9.4.1 東海再処理施設周辺の陸上環境での 129I 濃度【はじめに】
ヨウ素-129(129I)は物理的半減期が約 1570 万年と放射性ヨウ素の同位体の中でも最も長寿命の核種である。環境中では高エネルギー宇宙線とキセノンとの相互作用によって生成するほか、大気圏内核実験や原子力発電によりもたらされる。
自然界で生成する 129I の大まかなインベントリは水圏で約 30Ci(=1.1E12Bq)、岩石圏で約 10Ci(=3.7E11Bq)といわれている。また、核実験により生成される 129I は
TNT 換算 1kt あたり約 30μCi(235U)、または 50μCi(239Pu)と推定されており、これまでに 10Ci(=3.7E11Bq)生成されたと報告されている。また、原子炉内での生成量は 37～74GBｑ/GWea の間と推定されている。
129

I はβ線最大エネルギー150keV の軟ベータ核種であり、ガンマ線(39.6keV)については放出率が 7.5％と低く、揮発性であることから、環境レベルの測定が困難な核種のひとつである。
【東海再処理施設からの 129I の放出】
東海再処理施設における設計基準燃料中の 129I 量は安全審査上、使用済み燃料 1ｔあたり 0.70GBq、年間 210ｔ処理した場合 144GBq である。保安規定での東海再処理施設からの 129I の認可された年間最大放出量は大気が 1.7GBq、海洋が 27GBqである。これまでの 129I の大気・海洋放出実績（実測分）を図 9.17 に示す。東海
再処理の累積放出量は 8.7GBq である。
図 9.18 に示すように、再処理施設からの単位電力量あたりの大気放出量は英
国・フランスで 1～10GBq/GWa 程度、銀ゼオライトフィルターで可能な限り除去している東海再処理では 0.1～1GBq/GWa 程度である。
【環境試料中 129I の測定方法】
129

I は、環境レベルの測定が困難な核種のひとつである。一般的な放射化学分析法による土壌試料の検出下限値は 5Bq/kg であり、環境レベルの濃度は測定できない。
そこで、PNC(前サイクル研究所)では 1975 年から中性子による放射化分析法（NAA）について検討してきた。その方法は学会や論文投稿を通じて公開され、現- 79 -

JAEA-Review 2007-051

在では文科省マニュアルとなっている。その検出下限は放射化学分析法の 1/1000
である 5mBq/kg とされている。
採取した土壌試料は 70 度で乾燥し、土壌試料に対する 129I 分析フローとしては、
2mm メッシュの篩にかける。その後、管状電気炉にて約 1000 度で焼きだし、活性炭にハロゲン元素を吸着させる。NaOH で活性炭を浸出し、臭素を除去するためベンゼンで溶媒抽出する。ヨウ化パラジウム沈殿にした後、熱分解してガラスアン
プルに封入する。
原子炉（JRR-3 または JRR-4）にて中性子照射を 80 分行い、127I(n,2n)126I ，129I(n,γ)130I、反応によって長半減期の 129I を半減期 12 時間の 130I に変換する。作業員の被ばく低減のため、短半減期核種が崩壊するのを待ち、翌日、照射されたガラスアンプルを破壊する。γスペクトルの検出下限をさげるため、再度ベンゼン
による溶媒抽出で照射試料をさらに精製する。最終的にはヨウ化銀沈殿を Ge 半導体検出器で測定し、127I 及び 129I 濃度を定量する。別に ICP-MS で測定した 127I 濃
度と NAA による 127I 濃度の比率が分析回収率となり、129I の値を補正する。
【環境試料中 129I 濃度】① 日本のバックグランド土壌中 129I 濃度
先に述べたように、129I 自然にも生成されるし、大気圏内核実験によっても生成される。よって地球規模での分布があるものと思われる。1976 年～1987 年にかけて採取した土壌（表土・畑土）中、129I 濃度のオーダーとしては 0.1mBq/kg
から 1mBq/kg であるが、地域や土質により大きく濃度は変化する。概して太平洋側よりも日本海側の濃度が高い。これは大気圏内核実験による Pu 等の放射性降下物の挙動と同じである。
また、表土中 129I は、ごく表層（採取深さ 5cm 内）に分布しているため、畑土と濃度を比較する場合は、耕作深度(20cm)で割って換算する必要がある。畑土換
算 129I 濃度は最大で福井県冠山の 0.7mBq/kg、最小で 0.03mBq/kg 程度と見積もられる。関東地方での BG 平均値は畑土換算で 0.08mBq/kg 程度であった。
② 再処理風下方位における畑土中濃度
サイクル研究所では再処理施設周辺の環境影響評価のため、再処理施設の主要な風下方向である南西方向を対象に畑土を採取し、分析を続けている。図 9.19に南西方向の畑土中 129I の経年変化を示す。平成 17 年のデータでは、おおむね南
西 2km が約 20mBq/kg と高く、次に 3km・1km(約 15mBq/kg)，8km(約 3mBq/kg)の順に低くなる。これらの濃度は安全審査で評価された濃度未満であるとともに、蓄積傾向も見られない。また、大気圏内核実験フォールアウトによる土壌中 137Cs
濃度と比べると 100 分の 1 程度の濃度レベルである。
【加速器質量分析を用いた 129I/127I 原子数比の試分析】
青森研究開発センターむつ事務所では、加速器質量分析器（AMS）が設置してあ- 80 -

JAEA-Review 2007-051

り、環境試料中の 129I が可能である。環境監視課においても、従来と比べてより高感度に、より簡便に分析するため、AMS による 129I/127I 原子数比分析を試みた。平
成 17 年に採取した畑土について、129I/127I 原子数比を測定し、NAA による分析結果と比較した。表 9.7 に比較結果を示す。SW-8km を除き、AMS で測定した 129I/127I 原
子数比がやや小さめの結果となった。今後検討実験を行い、その原因を検討する予定である。
（環境監視課：中野 政尚）

10000Normarized Atmospheric discharge（GBq/GWe）

To airTo seaI discharge (MBq)

1000

100

129

10

1
1975

1980

1985

1990

1995

2000

2005

Year

図 9.17 東海再処理施設の129

I の大気・海洋放出実100

I-129 France
I-129 UK
I-129 Tokai

10

1

0.1

0.01
1975

1980

1985

1990

1995

2000

2005

図 9.18 再処理施設からの単位電力量あたりの大気放I-129 concentration (mBq/kg)

50
SW 1km
SW 2km40

SW 3km
SW 8km30

表 9.7 AMS 及び NAA による土壌中 129I/127I 原子数比
試測定結果の比較
SW-1kmSW-2kmSW-3kmSW-8kmAMS

5.1E-08

8.3E-08

4.4E-08

1.3E-08

NAA

6.3E-08

9.7E-08

5.3E-08

1.2E-08

20

10

0
1982

1987

1992

1997

2002

Year

図 9.19 南西方向の畑土中 129I の経年変化【報告書名称】
國分祐司、中野 政尚、武石 稔、東海再処理施設周辺の畑土中ヨウ素－129 濃度調査について、研究炉加速器ひろば、
http://rrsys.tokai-sc.jaea.go.jp/HTML/e-hiroba/2007.04.26.pdf，JAEA, 2007
Masanao NAKANO, Minoru TAKEISHI and Hirohide KOBAYASHI, Iodine-129 in the terrestrial
environment due to the authorized discharge from Tokai reprocessing plant, Proceedingsof Int. symposium on Environmental Modeling and Radioecology, Rokkasyo, Oct. 2006

- 81 -

JAEA-Review 2007-051

222

Rn 壊変生成物降雨洗浄モデルを用いた雨雲大気中 222Rn 濃度の推定

9.4.2

に関する研究大気中に存在する 222Rn 壊変生成物は、降雨時に地表へ沈着し、環境ガンマ線線
量率を変動させる。しかし、同じ降雨量の降雨であっても、線量率の変動幅が異なる。この現象をうまく説明するためには、線量率変動幅に大きな影響を及ぼすと考えられる雨雲大気中 222Rn 濃度を解析することが重要である。以前の研究において、大気中 222Rn 壊変生成物の降雨洗浄モデルを構築した。本研究では、この降雨洗浄モデルと環境ガンマ線線量率の変動データを用いて、雨雲大気中 222Rn 濃度を推定することを試みた。さらに、大きな環境ガンマ線線量率変動が観測された
降雨時の大気中 222Rn の起源について考察した。
大気中 222Rn 壊変生成物の降雨洗浄モデルから計算させる 222Rn 壊変生成物の地表沈着量と、地表沈着 222Rn 壊変生成物の地面上半無限平面線源仮定から、降雨時の環境ガンマ線線量率の変動を計算した。その計算結果と、平坦地上で観測された環境ガンマ線線量率の変動を比較した。
ここで、計算および観測されたガンマ線線量率の積算変動量を比較することにより、降雨洗浄モデルのパラメータである雨雲大気中 222Rn 濃度を求めた。比較した図を図 9.20 に示す。図 9.20(a)は、平成 15 年 12 月 26 日～27 日の大きなガン
マ線線量率の変動が観測された降雨時の比較であり、図 9.20(b)は、平成 15 年 11
月 20 日の降雨時の比較である。これらの図より、計算および観測されたガンマ線
線量率の変動パターンはよく一致した。計算と観測の比較から求められた雨雲大気中 222Rn 濃度は、それぞれ 24 Bq m-3、6 Bq m-3 と推定された。前者の濃度は、これまでに日本上空で測定された濃度より１桁高く、後者の濃度は測定された濃度と同じオーダーであった。
茨城県東海村の上空を出発点として後方流跡線解析を行った。その結果、平成
15 年 12 月 26 日～27 日の降雨イベントの上空大気中の 222Rn の起源は、中国の北東地区と推定された。一方、平成 15 年 11 月 20 日の 222Rn の起源は、太平洋と推定された。
以上のことから、環境ガンマ線線量率が大きく変動する降雨時の上空大気中
222

Rn は大陸性気団により中国北東地区から輸送されてきたものであり、ガンマ線線量率があまり変動しない降雨時の 222Rn は、海洋性気団を起源とすることが明らかとなった。

- 82 -

JAEA-Review 2007-051

10

Rainfall rate
Observation
Calculation

70

6

60

5
4

50

3

10

Rainfall rate
Observation
Calculation

-1
-1

7

Rainfall rate (mm h )

80

40
2
30

9
8

70

7
6

60

5
50

4
3

40

2
30

1

20
14:00

(b)

80
8

-1

Gamma ray dose rate (nGy h )

90

90

9

Rainfall rate (mm h-1)(a)Gamma ray dose rate (nGy h )

100

1

0
17:00

20:00

23:00

2:00

5:00

8:00

Dec. 26-27, 2003

20
4:00

11:00

h

0
6:00

8:00

10:00

12:00

14:00

16:00

18:00

Nov. 20, 2003hFig.
Results
adjustmentof thepattern of the dose rate
図 9.20 平成
151 年
12 月of26the
日～27
日および
11increase
月 20 日の降雨時の環境ガンマ線線量率の計算値と観測値の比較

between the（環境監視課：竹安 正則）【報告書名称】
M. takeyasu, T. Iida and M. Takeishi; Analysis of Rn-222 in the upper atmosphere
during rainfall using the wet scavenging model for its decay products, Proceedingsof AOCRP2, Beijing, Oct. 2006

- 83 -

JAEA-Review 2007-051

9.4.3 再処理施設周辺の海水中トリチウム濃度について【はじめに】
サイクル研究所では､再処理施設からの廃液をタンクに貯留し､放射性物質の濃度を確認後､放出管を通じて沿岸から約 3.7km 沖の水深約 24ｍの海底から拡散効果を考慮して放出している｡このため､ホット試験開始以来 放出口を中心とした海
洋中において､定期的に海水を採水､トリチウム濃度を測定し､拡散状況を確認してきた(1)｡なお､平成 11 年 10 月以前の海洋放出管は 1.8km､放出口水深約 16ｍに敷設されていたが､常陸那珂港の埋め立てに伴い 3.7km 沖に新設している｡【試料採取・測定方法】
海水の採水は､再処理施設排水放出口周辺の東西 3km,南北 10km の海域における表層 30 地点にて行った｡採水した試料は蒸留法により精製し､得られた蒸留水 8mlと液体シンチレータ 12ml を混合して液体シンチレーションカウンタ(パッカード
社製 2260XL)を用いて測定した｡【測定結果及び考察】
1978 年 7 月から 2006 年 3 月の間に行われた調査結果において、観測された最大値を表 9.8 に示す｡この時の希釈倍率は､再処理施設に係る安全審査で評価された
放出口直上の希釈倍率(630 倍)より高い希釈倍率(820 倍)であった｡
これまで再処理施設からの排水放出に起因する濃度レベルの上昇は、主に放出口直上及びその付近(放出口から東西南北に 350m)で検出されているが､放出口から数 km 離れた一部のモニタリングポイントにおいて､検出下限値(40Bq/l)を超えるトリチウム濃度が検出されたことがあった(表 9.9)｡なお､トリチウム濃度は排水放出後 約半日程度で検出下限値以下となった｡検出されたトリチウム濃度が､海水採水直前の再処理施設から放出された排水の影響であるとして､トリチウムの希釈倍率を求めると 7,300 倍から 300,000 倍で希釈されたと評価された｡また､安全審査の拡散式を用いそれぞれの採取ポイントにおける希釈倍率を求めると45,000 倍から 310,000 倍となった｡あわせて､みかけの流速を計算したところ､約 6～35cm/s となった｡これらの値は幅はあるものの報告されている表層の平均的な流速 10～20cm/s とほぼ近い値が得られた｡
これまでに検出された地点に着目すると､放出口及び南側海域に約 75％が観測されていた｡また、放出口付近の海象調査結果から南北流の流向出現頻度が高いことが再確認された(2)｡このことから､これら拡散結果は南北流に起因するものと推
定された｡
【結論】
本調査により再処理施設からの排水放出に起因するトリチウム濃度が､スポット的に観測されたが､あらかじめ安全審査で評価された範囲内の拡散効果であり､- 84 -

JAEA-Review 2007-051

また濃度は法令に定める周辺監視区域外の水中の濃度限度(60,000Bq/l)に比べても､十分に低く､環境安全上問題となるレベルではなかった｡（環境監視課：國分 祐司）

表 9.8
サンプリング日
1979.12.21

サンプリング場所
放出口直上

表 9.9
放出口からの距離
(km)
1～2
2～3
3～4
4～5

最大濃度検出時データ
測定濃度(Bq/l)
1,700

放出濃度(Bq/l)
1.4×106

希釈倍率
820

検出一覧表(放出口及び付近を除く)
測定濃度(Bq/l)

希釈倍率57～50051～8242～12040～837,300～97,000
86,000～110,000
47,000～130,000
71,000～300,000【参考文献】(1) 赤津 康夫ら，動燃再処理排水環境影響詳細調査結果(Ⅲ)，1996 年 10 月
(2) 中野 政尚ら，東海沖における表層流動と風場との関係，2005 年 9 月【報告書名称】
國分祐司、藤田博喜、中野政尚、小嵐淳、竹安正則、再処理施設周辺の海水中トリチウ
ム濃度について、日本保健物理学会第 40 回研究発表会講演予稿集、広島、2006- 85 -

JAEA-Review 2007-051

9.5

安全工学研究開発

9.5.1 核燃料施設の安全解析手法の開発・整備
最新計算コードの核燃料施設へ迅速な適用のため、SCALE5 及び三次元モンテカル
ロ計算コード MCNP5 の MOX 均質系、MOX 非均質系及び PuO2 均質系ベンチマーク計算
に対する検討･評価を実施した。また、新たに OECE/NEA が International
Criticality Safety Benchmark Evaluation Project の一環として取りまとめているハンドブック 2006 年版に追加された実験の調査及びこれまでのベンチマーク評
価との比較・検討を実施した。
臨界安全データの検討として、燃料製造施設での使用が考えられる添加剤と水の減速効果の比較・検討、及び、Pu 富化度の不均一効果の検討を実施した。
中性子及びガンマ線線量評価コードシステムの合理的な遮へい評価を実施するための高度化整備として、ライブラリの追加、メッシュ数の拡張等を継続して実施した。また、点減衰核積分コード QAD 及び連続エネルギー三次元モンテカルロコー
ド MCNP を用いて、線源からのガンマ線影響評価を実施した。
大洗研究開発センターにおいて、「核燃料サイクル施設における遮へい評価コードの紹介」と題し、サイクル研究所における遮へい計算コードの適用状況について説明した。
また、プルトニウム燃料センター第三開発室等の加工事業許可申請に対する協力として、臨界安全設計に関するパラメトリックな評価、詳細モデルによる検討等を行うとともに、遮へい設計、直接線及びスカイシャイン線による一般公衆への影響評価に対するバックデータの提供等も行った。
（線量計測課：清水 義雄）- 86 -

JAEA-Review 2007-051

9.6

先行基礎工学研究

9.6.1 プルトニウム同位体等の LX 線高精度分光分析に係る研究
平成 18 年度から平成 20 年度までの計画で、九州大学との共同研究により先行基
礎工学研究として、プルトニウム等の分析のための LX 線検出超伝導相転移端温度計
マイクロカロリーメーターの開発を行っている。
プルトニウムを取扱う施設での個人被ばく管理及び事故時における内部被ばく線
量評価において、プルトニウムの測定はきわめて重要である。プルトニウムの測定
では、プルトニウムからの LX 線を分析する方法があり、その分析にはプルトニウムの LX 線放射率のデータが用いられる。
プルトニウムには多数の LX 線を放出する微細構造があり、LX 線の放射率はプルト
ニウムの同位体ごとに異なっている。LX 線の微細構造については、従来の半導体検出器ではエネルギー分解能が低いため、十分な実測データが得られていない。また、
LX 線の放射率も理論計算と実験データとの一致が良くなく、基礎的な物性データが不足しているのが現状である。
近年、従来の半導体検出器よりも優れたエネルギー分解能を有する超伝導相転移端温度計(TES)型マイクロカロリーメーターが開発されているが、プルトニウムなどの超ウラン元素の LX 線を分析する目的で開発されたものはない。
本研究では、超ウラン元素の LX 線分析を目的とした TES 型マイクロカロリーメー
ターを開発し、LX 線の微細構造及び放射率を評価する。得られた LX 線放射率のデー
タは現状の半導体検出器の評価精度の向上に有用である。また、TES 型マイクロカロ
リーメーターによる超ウラン元素測定の実証により新しい分析・測定技術の開発が期待できる。
18 年度の研究成果として、その概略を以下に示す。
○ 超伝導相転移端温度計(TES)マイクロカロリーメーター素子の設計・作製
プルトニウム同位体が放射するエネルギーが 10keV から 20keV の LX 線光子を
半値幅 50eV 以下のエネルギー分解能で検出する TES 型マイクロカロリーメータ
ー素子を設計した。TES 素子は超伝導薄膜温度計に、入射 X 線のエネルギーを温度上昇に変換する吸収体が積層された構造である。温度計として機能する超伝導薄膜は、常伝導相から超伝導相への転移温度を 100mK とするために、厚さ 40nmの Ti 薄膜上に厚さ 120nm の Au 薄膜を積層した 2 層構造とした。エネルギー20keVの X 線を 50％の効率で検出するために、エネルギー吸収体として厚さ 5μm の Au
を Au/Ti 薄膜温度計上に積層した。Au/Ti 薄膜温度計及び Au 吸収体の面積は、最大 30keV の X 線光子を半値幅 10eV 以下のエネルギー分解能で検出できるように、それぞれ 600×600μm2 及び 300×300μm2 とした。この TES 素子の検出パルス減衰
時定数を簡単な素子動作モデルを使って評価すると 150μs 程度であり、計数率- 87 -

JAEA-Review 2007-051

100cps 以上の動作が可能であると期待される。
○ 無冷媒希釈冷凍機を用いた TES 型マイクロカロリーメーター動作システム整備
TES 型マイクロカロリーメーターを動作するには、3He-4He 希釈冷凍機などを用いて 100mK 以下の超低温まで冷却する必要がある。通常、核燃料物質等を取り扱
う施設においては液体ヘリウムを利用する超低温実験環境の整備が十分ではない。そこで、本研究では、液体ヘリウムを供給することなく簡便な操作で、TES型マイクロカロリーメーターを安定に動作させるために、ギフォード・マクマホ
ン(GM)型クーラーを搭載した無冷媒 3He-4He 希釈冷凍機を使用して TES 型マイクロカロリーメーター動作システムを構築した。構築した TES 型マイクロカロリー
メーター動作システムを図 9.21 の写真に示す。TES 型マイクロカロリーメーター
をこのようなコンパクトな無冷媒 3He-4He 冷凍機で冷却して動作させた例はない。
そこで、軽元素特性 X 線分析用に試作された相転移温度 200mK の TES 型マイクロカロリーメーター素子と検出信号を読み出すための超伝導量子干渉素子(SQUID)
増幅器を無冷媒 3He-4He 冷凍機に取り付け、241Am 線源の LX 線検出動作特性を調べるための予備実験を行った。予備実験では、GM クーラーが発生する振動に伴う厳しい雑音環境においても，SQUID 増幅器の動作を確認した。また、TES 素子の電流 電圧測定を行い、TES 型マイクロカロリーメーターの検出動作に必要な電熱負帰還機構を確認した。しかしながら、X 線入射窓を付けた状態における熱負荷を検討したところ、今回設計した相転移温度 100mK の TES 素子を動作するには、冷凍能力が不十分であることがわかった。このため、次年度に 3He 混合ガス循環ポンプを高性能のものと交換し，無冷媒 3He-4He 希釈冷凍機の 100mK 領域における冷凍能力を増強する。

- 88 -

JAEA-Review 2007-051

図 9.21

無冷媒 3He-4He 希釈冷凍計測システム（放射線管理第 1 課：高崎浩司）

【参考文献】(1) 無冷媒小型希釈冷凍機に取り付けた SQUID 増幅器の動作特性、上野克宜、石橋健二、前畑京介、
山口晃広、梅野高祐、高崎浩司、日本原子力学会 2006 年秋の大会(2) LX 線測定用 TES 型マイクロカロリーメーターの開発、山口晃広、石橋健二、前畑京介、上野克宜、木村圭蔵、梅野高祐、高崎浩司、日本原子力学会 2006 年秋の大会
上野克宜、(3) TES 型マイクロカロリーメーターを用いたプルトニウム LX 線計測システムの開発、
山口晃広、中村圭佑、前畑京介、石橋健二、高崎浩司、田中啓一、梅野高裕、日本原子力学会
九州支部第 25 回研究講演発表会(4) 無冷媒希釈冷凍機に搭載した TES の動作特性、上野克宜、山口晃広、中村圭佑、前畑京介、石橋健二、高崎浩司、田中啓一、梅野高裕、日本原子力学会 2007 年春の年会- 89 -

JAEA-Review 2007-051

9.7

機構内萌芽研究9.7.1 ルミネッセンス法による環境放射線量モニターの開発
環境監視課では、天然鉱物からのルミネッセンス現象を利用した線量測定方法の開発に取り組んでいる。天然鉱物は、土壌や石材中に含まれており、線量計の設置されてない場所での放射線漏洩事故の際に、その場の線量測定を行うことが可能である。さらに、このルミネッセンス現象を利用することで、事故時の線量測定のみ
ならず、地層処分地における線量モニター、原子力施設等の廃止措置における被ば
く履歴測定及び照射食品の検知等に応用できる。
天然鉱物からのルミネッセンス現象として放出される光は超微弱なものであり、さらに紫外領域から近赤外領域までの幅広い波長領域を有する。このため、ルミネッセンス測定では、発光波長を特定し、その波長に適した光学フィルタと光電子増倍管を組み合わせた光子計数法により行なう必要がある。しかし、環境監視課には、
このような波長測定装置が整備されていない。
そこで、萌芽研究において、分光器と CCD カメラを組み合わせることで、この天然鉱物からのルミネッセンスの波長測定を行うための研究を行なった。本研究では、
天然石英粒子からの熱ルミネッセンスを対象とした。
本研究で構築した装置の構成図を図 9.22 に示す。本測定器の特徴としては、１）
ルミネッセンスを光ファイバにより直接分光器に導入すること、２）波長測定器として USB 接続型 CCD を使用していること、３）様々なルミネッセンス（熱ルミネッ
センス、光励起ルミネッセンス等）の波長測定を行えることである。
固定スリットNewport Stratford製 ORIEL製品
FICS分光器
分光可能波長範囲：190～800nm
光ファイバ φ100μm×48本
長さ：2ｍ
両端：φ10mm×50mmスリーブ
ファイバアダプタ

Andor Technology製
DV420A-OE
測定可能波長範囲：
190～800nm

ルミネッセンス自動測定装置

熱（～450℃）又は
光（470nm等）により励起

図 9.22 積算線量測定用スペクトル装置の構成

本装置を構築する上で問題となるのは、ルミネッセンス自動測定装置に接続する
際の１）外光の遮光、２）試料加熱部からの熱によるファイバ接着剤の溶融である。
そこで、１）については、アタッチメントを製作したことで、外光の遮光を行なっ- 90 -

JAEA-Review 2007-051

た。２）については、ファイバの先端部に赤外カットフィルタ（IRC-65L）をグリー
スで接着することにより、断熱及び保護を行なった。これらの改良により、本装置
でのルミネッセンスの波長測定を可能にした。なお、本測定では検出感度を上げる
ため、スリットは使用しなかった。
CCD カメラ搭載型ルミネッセンス波長測定装置の性能を確認するため、東海村周辺の土壌（3 地点）から抽出した天然石英粒子からの熱ルミネッセンス測定を行った。
なお、抽出後の石英粒子には、人工的に X 線を約 2kGy 照射した。
最初に照射試料を 50℃から 450℃まで加熱し、加熱中の熱ルミネッセンスを測定した。その後、室温まで冷却し、同一試料を再度 450℃まで加熱し、同様にルミネッ
センスを測定した。熱ルミネッセンスについては、一度 450℃まで加熱すると照射の影響がなくなることから、最初の測定結果から 2 度目の測定結果を差し引くことで、試料からの熱ルミネッセンスのスペクトルを得た。
図 9.23 に本装置で得られた熱ルミネッセンススペクトルを示す。630nm を中心とする熱ルミネッセンスのピークが確認され、これまで新潟大学で観測されたものと同一の結果が得られた。この結果から、本装置により熱ルミネッセンスの波長測定が可能であることを確認した。
本装置による測定の再現性を確認するため、同一試料の繰り返し測定を行った。
この繰り返し測定の結果、同一のスペクトルを得ることができた。このことから、本装置によるルミネッセンスの波
1000

長測定は、再現性があることを確認

赤色TL

した。

TL 強度 / counts

800

本波長測定装置によって、天然石

600

英粒子からの熱ルミネッセンスの400

発光波長測定が可能となった。これ
により、光子計数法によるルミネッ

200

紫色TL

センス測定の際の検出系（光学フィ

630 nm
0
200

300

400

500

600

700

800

合わせを容易に決定することがで

波長 / nm

図 9.23

ルタ、光電子増倍管）の最適な組み

熱ルミネッセンス（TL）のスペクトル

きるようになった。
（環境監視課：藤田 博喜）- 91 -

JAEA-Review 2007-051

10.
10.1

技術支援、国際協力

技術支援

10.1.1

日本原燃への協力協定に基づく技術支援(1) 再処理施設の試運転準備にかかわる支援業務
日本原燃の六ヶ所再処理本体施設の試運転準備に際し、ウラン脱硝施設（Ｂ区分）、
ウラン・プルトニウム混合脱硝施設（Ｃ区分）、高レベル廃液ガラス固化施設（Ｋ区分）及び放射線管理に関する試運転技術支援の依頼を受けた。これらの施設に関する設備検証結果及び各種要領書等の確認と提案並びにガラス固化技術開発施設
における不具合事象、放射線管理に関する技術情報等の取りまとめを行った。放射線管理部は、この支援業務のうち、下記に示す施設放射線管理に関する技術支援を実施した。
表 10.1 にその実績を示す。
表 10.1 教育訓練実施状況
教育訓練名称

実施日時

機構講師

実施場所

H18.9.21

小林 博英

日本原燃（株）再処理工場

内部被ばく線量評価に関する講習会H18.12.4～5

百瀬 琢麿
高田 千恵
金井 克太

日本原燃（株）再処理工場

放射性気体・液体廃棄物の測定・評価に関する教育

H19.2.19～20

宮河 直人
三上 智

日本原燃（株）再処理工場

放射線理論教育(2) 研修生の受け入れ対応
日本原燃（株）との支援協定に基づき、再処理施設における放射線管理作業の実地研修を目的として H18.4.3 ～ H18.4.28 までに 5 名の受入れを行った。
表 10.2 平成 18 年度の研修生の受け入れ状況
担 当 課
放射線管理第 2 課

研 修 内 容再処理施設内特殊放射線作業
管理実習- 92 -期 間

人 数

H18.4.3～H18.4.28

5名

JAEA-Review 2007-051

10.1.2 自治体等への協力
表 10.3 平成 18 年度の主な自治体等への協力
日 時

場 所

協 力 状 況H18.5.30

原子力緊急時支援・研修ｾﾝﾀｰ

緊急時対応教育H18.6.24

福井県 原子力安全研究協会

緊急被ばく医療基礎講座講師

H18.7.1

福島県 原子力安全研究協会

緊急被ばく医療基礎講座講師

H18.7.4

水戸赤十字病院

ｻｲｸﾙﾌﾚﾝﾄﾞﾘｰﾄｰｸ

H18.7.20

放射線検査ｾﾝﾀｰ（県立中央病院構内）

茨城県保健福祉部 放射線測定装置取扱講師

H18.7.20

茨城県笠間市低ﾊﾞｯｸｸﾞﾗﾝﾄﾞ測定装置研修会講師

H18.7.22
H18.7.22

茨城県水戸市
千波公園ふれあい広場
茨城県茨城町
原子力安全研究協会

水戸市防災訓練
緊急被ばく医療基礎講座講師

H18.7.26～27

愛媛県ｵﾌｻｲﾄｾﾝﾀｰ

経済産業省受託 OFC 機能班訓練

H18.7.26

水戸赤十字病院

ｻｲｸﾙﾌﾚﾝﾄﾞﾘｰﾄｰｸ

H18.7.29

青森県 原子力安全研究協会

緊急被ばく医療基礎講座講師

H18.8.23～24

鹿児島県原子力防災ｾﾝﾀｰ

経済産業省受託 OFC 機能班訓練

H18.8.30～31

宮城県女川ｵﾌｻｲﾄｾﾝﾀｰ

ｵﾌｻｲﾄｾﾝﾀｰ機能班訓練

H18.9.9

宮城県 原子力安全研究協会

緊急被ばく医療基礎講座講師

H18.9.14～15

東通ｵﾌｻｲﾄｾﾝﾀｰ

経済産業省受託 OFC 機能班訓練

H18.9.20～21

福島県ｵﾌｻｲﾄｾﾝﾀｰ

ｵﾌｻｲﾄｾﾝﾀｰ機能班訓練

H18.9.21～22

ひたちなか市ｵﾌｻｲﾄｾﾝﾀｰ

ｵﾌｻｲﾄｾﾝﾀｰ機能班訓練

H18.9.22

JAEA 核サ研

放射線基礎知識教育講師

H18.9.29

東海村総合体育館

茨城県国民保護訓練（原子力災害対処訓練）

H18.10.7

新潟県 原子力安全研究協会

緊急被ばく医療基礎講座講師

H18.10.26

原子力緊急時支援・研修ｾﾝﾀｰ

平成 18 年度原子力防災訓練

H18.10.30

茨城県立消防学校

放射線防護衣の着脱装講師

H18.10.30

茨城県茨城町

サーベイ教育・訓練

H18.11.3～4

北里大学病院財）原子力安全研究協会 緊急被ばく医療基礎講座Ⅰ（除染ｺｰｽ・搬送ｺｰｽ）の講師

H18.11.4

神奈川県 原子力安全研究協会

緊急被ばく医療基礎講座講師

H18.11.7

JAEA 核サ研

サーベイ教育・訓練

H18.11.11
H18.11.11

茨城県笠間市
原子力安全研究協会
茨城県笠間市
原子力安全研究協会

緊急被ばく医療基礎講座講師
サーベイメータ測定実習- 93 -

JAEA-Review 2007-051

日 時

場 所

協 力 状 況H18.11.13～14

静岡県ｵﾌｻｲﾄｾﾝﾀｰ

ｵﾌｻｲﾄｾﾝﾀｰ機能班訓練

H18.11.18

長崎県 原子力安全研究協会

緊急被ばく医療基礎講座講師

H18.12.7

ひたちなか市
原子力緊急時支援・研修ｾﾝﾀｰ

原子力緊急時の支援活動訓練

H18.12.9

神奈川県 原子力安全研究協会

緊急被ばく医療基礎講座講師

H19.1.17～18

新潟県柏崎刈羽原子力防災ｾﾝﾀｰ

経済産業省受託 ｵﾌｻｲﾄｾﾝﾀｰ機能班訓練

H19.1.23

JAEA 核サ研

核サ研視察・研修会（防災関係機関に対する放射線測定実習）

H19.1.24

JAEA 原科研

東海ノア総合訓練

H19.1.29

JAEA 核サ研

サーベイ教育・訓練

H19.2.1

静岡県御前崎市 新野公民館

静岡県原子力防災訓練

H19.2.9

水戸市 日本赤十字社茨城支部

常備救護班災害救護訓練講師

H19.2.9

京都府舞鶴
日本原子力文化振興財団

放射線防護教育・訓練- 94 -

JAEA-Review 2007-051

10.2

受託調査

(1) 内部被ばく線量測定事例に基づく線量解析調査（3）
旧サイクル機構と放医研が平成16年4月1日付けで締結した「緊急被ばく線量評価業
務実施に関する独立行政法人放射線医学総合研究所と核燃料サイクル開発機構の協力に関する協定」に基づき、平成16年度、17年度に引き続き体内汚染事例に関する受託調査を実施した。原子力機構の核燃料サイクル施設における体内汚染の事例について、
平成17年度までに整理・解析した代表的な事例を含む約40の事例の概要、発生原因、放射線状況及び個人線量評価結果等を整理する。また、これらの情報から保健物理学的な考察を実施するとともに、万一の事態に備えた迅速かつ最適な事故時の線量評価の措置対応の検討に資することのできるデータベースを作成した。また、国内外における内部被ばく線量評価計算コードシステム及び保健物理学的措置対応に関する調査を行い、その特徴等について考察した。

(2) 放射性ガスモニタ基準ガス校正及び特性試験
この委託は、日本原燃株(株)所有の排気筒ガスモニタ基準ガス校正及び特性試験の実施を目的としたものである。
日本原燃株(株) 再処理工場に設置されている排気筒ガスモニタについて、濃度換算係数を算出するため JIS‐Z4317 に基づく基準ガスによる校正を行った。
また、排気筒ガスモニタ検出器への８５Krガス吸着影響について、確認試験を行った。
具体的な校正・試験方法は
a. 排気筒ガスモニタ基準ガス校正試験
８５

Krガスを使用し、JIS‐Z4317 6.2.3 濃度換算係数の一定性試験方法により実施した。
なお、試験は被校正器での指示が10×103～10×105min-1 の範囲で3点とした。
b. 排気筒ガスモニタ検出器への８５Krガス吸着影響確認試験① ８５Krガス暴露時間変化による検出器内８５Krガス残存状態の確認② 排気筒ガスモニタ構成部品への８５Krガス吸着試験③ 排気筒ガスモニタ構成部品の違いによる検出器内８５Krガス残存状態の確認
以上の試験は、当初の計画通り全ての項目を遂行できた。

- 95 -

JAEA-Review 2007-051

10.3

国際協力

10.3.1 IAEA/RCA ワークショップの開催
平成 18 年 7 月 10 日から 14 日までの 5 日間にわたり、「IAEA/RCA Regional Training
Course on Sampling Method in Environmental Monitoring」を、サイクル研究所で開催した。本トレーニングコースは、RCA プロジェクト「原子力科学技術に関する研究、開発及び訓練のための地域協力協定 (Regional Cooperative Agreement for Research,
Development and Training Related to Nuclear Science and Technology 1987: RCA)」に基づいて行なわれたものである。原子力機構は、これまでも 1987 年に発効した RCAに基づき、トレーニングコース、ワークショップ等を開催するなど、積極的に協力してきた。
今回のトレーニングコースは、参加者に原子力及び放射性同位体の利用に伴い環境中に放出される放射能及び放射線を評価する上で必要となる環境試料の採取、前処理、分析及び測定に関する知識・技術を向上させることを目的として開催された。RCA 加盟国から 11 カ国 22 名、主催者の IAEA（国際原子力機関）から講師 3 名が参加した。
本トレーニングコースは、環境モニタリング全般に関する講義と土試料サンプリングの試料の代表性及び淡水（海水）の鉄共沈法によるγ線核種分析に関する実習で構成された。原子力機構は、事務局としてトレーニングコースを運営するだけではなく、講義及び実習も担当した。さらに、テクニカルツアーとして、財団法人日本分析セン
ターを見学した。

【参考文献】"IAEA/RCA Regional Training Course on Sampling Method in Environmental Monitoring"を開催
して、保健物理, 41(4)，208-210（2006）- 96 -

JAEA-Review 2007-051

10.3.2 海外からの研修生の受け入れ
文部科学省の原子力研究交流制度に基づき、研修生１名を受け入れた。また、JICA
インターンシッププログラムに基づき１名の研修生を受け入れた。
平成 18 年度海外研修生の受入れ状況を表 10.4 に示す。
表 10.4 平成 18 年度 海外研修生の受け入れ状況

環境監視課

線量計測課

期間

スリランカ
（AEA）*1

様々な中性子源からのガンマ線の測定H18.10インドネシア（RWMDC）*2

バングラデシュ（BAEC）*3

～

研修内容

（機関名）

環境放射能の分析、評価、及び機器分析に関する研究H18.10TLD のフェーディン

H18.10

グ特性とレスポンス
に関する研究人数1名

H18.12
～

線量計測課

国

1名

H18.12
～

受入れ
担当課

1名

H18.12*1：Atomic Energy Authority of Sri Lanka*2: Radioactive Waste Management Development Center*3: Bangladesh Atomic Energy Commission- 97 -

JAEA-Review 2007-051

11. 環境放射線モニタリング情報
環境監視課で測定された環境放射線モニタリング情報について、茨城県環境放射線監
視計画に基づいた環境放射線及び農畜水産物等環境試料中放射能の測定結果（以下、四半期報という。
）を平成 9 年 10 月よりインターネット上に公開している。その後、モニタリングポスト等で測定している環境放射線量率のリアルタイム公開を平成 10 年 10 月より開始した。平成 16 年 6 月 1 日から、空間放射線量率や気象情報等の 10 分値の追加
及びレイアウト、解説を改良し充実を図るとともに、平成 17 年 10 月 1 日から、原子力
２法人統合に伴うレイアウトの変更を行った（図 11.1）。リアルタイム公開は、環境監
視課テレメータシステムで収集している研究所内外のモニタリングポスト等による空間放射線量率や、気象情報等の 10 分値及び１時間値を時系列表示、トレンドグラフとして専用サーバで自動的に作成し、一般に公開しているものである。
また、四半期報は、茨城県東海地区環境放射線監視委員会に報告したデータを元に四半期ごとに作成し、随時公開している。
モニタリング情報を公開するにあたっては、放射線等に関する分かりやすい解説を合わせて掲載している。なお、下記にホームページの URL を記載する。
リアルタイム公開 URL: http://www.jaea.go.jp/04/ztokai/kankyo/realtime/map_10m.html
四半期報：URL: http://www.jaea.go.jp/04/ztokai/kankyo/kankyotop.html

図 11.1 リアルタイム公開画面- 98 -

JAEA-Review 2007-051

12. 品質保証活動
12.1 マネジメントシステム推進委員会(1) 委員会の開催実績
平成 18 年度における放射線管理部マネジメントシステム推進委員会（以下「MS 委員会」という。）の運営は、保安規定品質保証の導入から 3 年目を迎え、運用定着段階の最終年度として位置付けた。本委員会の開催を 3 回、その他活動内容に応じた分科会（文書整備等 5 回、不適合管理 3 回）を開催し、保安規定品質保証システム、保安
規則･RI 施設品質保証システム並びに労働安全衛生／環境マネジメントシステムの運用整備、維持及び改善による機能向上等について審議を行った。
（表 12.1、表 12.2(ｲ),(ﾛ)参照）
表 12.1 MS 委員会開催実績
開催日

主たる議題

H18.10.30（第 1 回）・保安規定品質保証関連･･･ 内部監査報告、保安検査準備、部第二次文書改定、非常時措置計画整備、加工品証対応、水平展開、JEAC 解説改定、各課第三次文書審査フォ
ロー・労働安全衛生／環境ﾏﾈｼﾞﾒﾝﾄｼｽﾃﾑ関連 ･･･ 内部監査報告

H19.1.11（第 2 回）・保安規定品質保証関連･･･ 非常時措置計画整備、各課第三次文書審査フォ
ロー、設計等規格標準整備、水平展開、マネジ
メントレビュー準備・労働安全衛生／環境ﾏﾈｼﾞﾒﾝﾄｼｽﾃﾑ関連 ･･･ 定期審査準備、マネジメントレビュー準備、
目標暫定報告H19.3.29（第 3 回）・保安規定品質保証関連･･･ マネジメントレビュー結果と反映、水平展開、
部第二次文書改定、年度末対応、次年度展開
・労働安全衛生／環境ﾏﾈｼﾞﾒﾝﾄｼｽﾃﾑ関連 ･･･ 次年度方針･目標- 99 -

JAEA-Review 2007-051

表 12.2 MS 分科会開催実績(ｲ) 文書整備等分科会
実施日

主たる議題

H18.7.4

・文書整備関係･･･ 再処理施設品質保証計画書改定、本部･所第二次文書改定、
部第三次文書改定、非常時措置計画整備、要領フロー図
集整備、JEAC 解説改定
・その他 ････････ 保安検査報告、不適合品証フォロー

H18.9.14

・文書整備関係･･･ 加工品証対応、非常時措置計画整備、所第二次文書改定、JEAC 解説改定
・その他 ････････ 保安検査報告、水平展開、内部監査

H18.12.6

・文書整備関係･･･ 非常時措置計画整備、所第二次文書改定、部第二次文書
改定、設計等規格標準整備、加工品証対応、各課第三次
文書審査フォロー
・その他･････････ 保安検査報告、水平展開

H18.12.9

・文書整備関係･･･ 再処理/使用保安規定改定（非常事態措置計画整備）

H19.2.23

・文書整備関係･･･ 部第二次文書改定
・その他･････････ マネジメントレビュー結果と反映、水平展開、年度末対応(ﾛ) 不適合管理分科会
実施日
H18.3.8（第 1 回）
H18.4.12（第 2 回）
H18.4.20（第 3 回）

主たる議題

対象事象

･是正計画書・報告書等による ・分離精製工場の臨界警報装置に接続している放送設備からの音声アナウンスにつ事象紹介･報告
いて・放管計算機システムの更新作業における･是正内容等の経過報告、検討
誤警報吹鳴について・ガラス固化技術開発施設での警報バイパ･是正計画書・報告書の最終確
スピン挿入による外部への警報吹鳴につ認いて- 100 -

JAEA-Review 2007-051(2) 委員会の活動実績(a) 品質保証関連文書の制･改定① 保安規定及び品質保証計画書の改定・整備
平成 18 年度における保安規定及び品質保証計画書の改定は、「非常事態の措置に係る計画」の整備が主であり、サイクル研究所 検討会議等に参画し所全体調整の中で改定を図った。
（表 12.3 参照）
表 12.3 平成 18 年度における保安規定及び品質保証計画書の改定
文書名

制定日

改定(施行)日
Ｈ18.4.1
H18.7.10

核燃料物質
使用施設
保安規定

Ｈ16.4.1

H18.11.2

H19.1.12

再処理施設
保安規定

Ｈ16.6.7

H18.12.22

Ｈ18.4.1
核燃料物質
使用施設
品質保証計画書

Ｈ16.4.1

H18.5.15
H19.1.12
Ｈ18.4.1

再処理施設
品質保証計画書

Ｈ16.6.8

H18.6.15
H18.12.22

主な改定事由･文科省指導に基づく品質保証に係る主要事項の明確化・文書管理に関する所長役割の明確化
・使用変更許可（プルトニウム廃棄物処理開発施設関連）に基づく変更
・使用変更許可(プルトニウム燃料第一開発室関連等)に基づく変更
・使用変更許可（プルトニウム燃料第二開発室関連）に基づく変更
・非常事態の措置に係る通報連絡系統の明確化（第 2 段階）
・事業変更許可（第二アスファルト固化体
貯蔵施設関連等）に基づく変更
・非常事態の措置に係る計画の策定者の明確化等（第 2 段階）･使用施設保安規定との整合化
・文書･記録、不適合･是正･予防処置に係る記載の明確化
・非常事態の措置に係る計画の策定者の明確化（第 2 段階）･再処理施設保安規定との整合化
・非常事態の措置に係る計画の策定者の明確化（第 1 段階）
・非常事態の措置に係る計画の策定者の明確化（第 2 段階）- 101 -

JAEA-Review 2007-051② 保安規定品質保証管理要領書の制･改定
保安規定品質保証管理要領書の制･改定については、上位文書である保安規定・品
質保証計画書の改定、保安検査結果、内部監査結果及び運用を通じた改善事項などを踏まえ、的確に要領書へ反映し改定することで運用の定着化、効率化を図った。
なお、「非常事態の措置に係る計画」の整備に伴う対応については、第 1 段階の措置として、再処理施設関連部門とあわせ「非常事態の措置に係る計画（放射線管理部編）」を平成 18 年 2 月 10 日に策定した。さらに、第 2 段階対応では、使用施設
関連部門も含め「非常事態の措置に係る計画（研究所共通編、再処理施設編、サイ
クル工学試験部編、環境技術管理部編及びプルトニウム燃料技術開発センター編）」
を策定（いずれの計画に対しても当部は支援部門として関与）するとともに、当部編の位置付けを当部所掌施設限定とした改定を行い、一連の対応を完了した。（表12.4(ｲ), (ﾛ)参照）
表 12.4 平成 18 年度における放射線管理部第二次文書及び第三次文書の制･改定(ｲ) 部第二次文書
文書名

文書･記録管理要領書

制定日

改定日（改定事由）

H16.3.31

H18.4.1(3)H18.4.14(6)H18.8.1(3)H18.11.1(2)H18.12.22(3)H19.1.12(3)H19.4.2(6)──

H18.8.1(6)H18.11.1(6)─H18.4.1(3)H18.8.1(3)H18.11.1(6)H19.1.12(6)──

H18.4.1(3)H18.8.1(3)H18.11.1(2)H18.12.22(3)H18.1.12(3)H19.4.6(3)内部コミュニケーション
管理要領書

H16.3.31

教育･訓練要領書

H16.3.31

業務計画及び実施要領書

H16.3.31

調達管理要領書H16.3.31

H18.11.1(1)H18.1.12(5)H19.4.2(5)設計・開発管理マニュアル

H16.3.31

H18.8.1(6)H18.11.1(2)─

製作・施工管理マニュアル

H16.3.31

H18.8.1(6)H18.11.1(6)─

受注者等品質監査実施
マニュアル

H16.3.31

H18.11.1(6)──

検査及び試験管理要領書

H16.3.31

H18.8.1(6)H18.11.1(6)─

品質保証適用施設･設備等
グレード分けH16.3.31

H18.11.1(6)──

不適合管理並びに是正及び予防処置要領書H16.6.7

H18.4.1(3)H18.11.1(6)H19.1.12(6)H19.4.6(3)──- 102 -

JAEA-Review 2007-051(ﾛ) 部第三次文書
文書名

制定日

改定日（改定事由）

マネジメントシステム推進
委員会規則

H15.4.25

H18.4.1(3)H18.11.1(6)─

教育・訓練計画書

H18.4.14

H18.8.1(5)──

核燃料物質使用施設に係る放射線管理部の業務の計画

H16.3.31

H18.4.1(3)H18.8.1(6)H18.11.1(6)H19.1.12(3)H19.4.2(4)─

再処理施設に係る放射線管理部の業務の計画

H16.6.7

H18.4.1(3)H18.11.1(6)H18.12.22(3)H19.1.12(6)H19.4.2(4)H19.4.6(3)

職務依頼の手続きに関する規則

H14.1.30

H18.11.1(6)──

再処理施設の運転前・停止後における部長点検要領書

H18.1.30

H18.8.1(5)H19.4.2(5)─

放射線保安規則及び放射線障害予防規程適用施設に係る放射線管理部の品質保証管理要
領書・業務の計画

H18.3.31

H18.11.1(6)H19.1.12(3)H19.4.2(4)＊改定事由：(1) 保安検査指導事項等への整合化 (2) 内部監査における意見等への整合化(3) 上位文書等との整合化(4) 年度切替えに伴う見直し(5) 運用下における改善事項(6) 所要の見直し(b) 放射線保安規則及び放射線障害予防規程適用施設に係る品質保証要領等の制･改定
平成 17 年 10 月 1 日に制定した上位の品質保証計画書を受け、
平成 18 年 4 月 1 日に策定した「放射線保安規則及び放射線障害予防規程適用施設に係る放射線管理部の品質保証管理要領・業務の計画」について、「非常事態の措置に係る計画」の整備に係る改定や記載の充実化による見直しを中心に計 3 回の改定を行った。
（前述の表 12.4(ﾛ)参照）
なお、上記の策定に伴い、「放射線安全部施設品質保証計画書」を廃止した。

(c) 保安規定品質保証マネジメントシステムの運用管理① 品質目標リスト
平成 18 年度における部及び各課の品質目標は、理事長及び所長の品質方針と研究
所の品質目標を受け、業種ごとの業務内容及びプロセスの監視及び測定結果、マネ
ジメントレビュー結果等を考慮した上で品質方針との整合、達成度が判定可能な目
標として策定し、部員への周知･教育を行った。
なお、策定した品質目標は、中間期（中間報告及び暫定報告）に達成状況の実績管理を行い、最終報告において平成 18 年度の品質目標が達成できたことを確認した。
また、平成 18 年度のマネジメントレビュー結果等を反映した平成 19 年度の品質- 103 -

JAEA-Review 2007-051

方針及びサイクル研究所の品質目標等を受け、部及び各課の平成 19 年度の品質目標を策定した。
（表 12.5 参照）

表 12.5 平成 18 年度及び平成 19 年度における部品質目標事項
平成 18 年度

平成 19 年度

a) 保安教育･訓練及び実務教育･訓練の計
画的実施b) 放射線管理部施設における保全計画書に基づく設備等の整備及び点検の実施
c) 保全計画の見直し
d) 非常事態対応資器材の計画的な点検実
施e) 非常事態措置関連計画書、要領書、手順書等の見直しf) 所訓練の実施及び参画並びに部としての保安訓練の実施
g) プロセスの監視及び測定に基づく業務改善の実施h) 品質保証計画書･要領書の改定毎に係る整合化整備の実施
i) JEAC4111 に係る手引書の見直し発行
j) 要領書等フローシートの理解促進に係る見直しk) 要領書等改定毎の教育資料の作成と周知の実施
l) 管理職会議及び安全推進協議会等による情報交換会の実施

a) 使用施設及び再処理施設保安規定に基づく保安教育の計画的実施
b) 保安規定及び各種要領書等に基づく保安活動の確実な実施c) 保安検査の確実な準備、対応の実施
d) 放射線作業計画等、立案時･変更時におけるリスクアセスメント実施による作業の安全確保
e) 設備･機器保全計画に基づく計画的な点
検･保守の実施f) 予防保全及び事後保全の確実な実施g) 非常事態の措置に必要な設備･機器に係る計画的な点検の実施
h) 非常事態訓練結果等による非常事態措置関連計画書、要領書、手順書等の必要に応じたレビューの実施
i) 研究所訓練計画に従い、非常事態訓練への参加対応実施j) 施設側と連携した非常時（異常時）訓練の実施
k) 管理職会議及び安全推進協議会による保安等に関する情報共有l) 各種パトロール、意見懇談会による管理職と現場作業員との意見交換の実施
m) 予防処置としての水平展開の確実な実施n) 放射線管理に係る原子力産業界での不具合事象等の情報共有と必要に応じた水平展開の実施o) プロセスの監視･測定及びデータ分析による保安活動の確認、評価と必要に応じた改善の実施② プロセスの監視及び測定プロセスの監視及び測定は、品質保証計画書で定められた対象プロセス（運用管理、資源運用、業務計画･実施、評価･改善）について、「業務計画及び実施要領書」
に従い、監視及び測定結果が業務計画等に定める判定基準を満足したが、適正度の向上を目指した改善事項及びその措置の方法に関して記録を行った。さらに結果が良好であったものについても、合理化・省力化の観点からの改善内容を記録し、四半期ごとに部長による確認を行った。

- 104 -

JAEA-Review 2007-051(d) 品質保証関係に係る保安検査対応
平成 18 年度の保安検査は、保安規定品質保証導入 3 年目となり、定着化から進展した効果的かつ効率的な活動という観点に基づき検査されるものとなった。また、第4 四半期には電力業界におけるデータ改ざん問題に留意した内容も検査の対象となった。
① 再処理施設に係る保安検査
再処理施設に係る保安規定品質保証を対象とした保安検査は、重点項目としてのプロセス型検査や逐条検査が毎四半期実施される中で、保安上大きな問題もなく、保安活動が適切に遂行されているとの評価を得ている。一方、“連続記録としてのチャート記録の管理方法”、“調達要求事項の細分化整備”、“発注仕様書における適用する法規・規程･規則・基準類の明確化”、“物品搬出確認表の承認者確認方法の整備”についてコメントが提示された。いずれも当該各課、MS 委員会等における検討･調整の基に速やかに是正･改善を行い運用展開に至った。
② 使用施設に係る保安検査
使用施設に係る保安規定品質保証を対象とした保安検査は、導入後 2 年が経過したことを受け、従来の逐条型検査からプロセス型検査に移行され、PDCA サイクル
対応（計画・実施・評価・改善）を主体にした実施状況について確認されるものとなった。こうした検査の中で、保安上大きな問題もなく、保安活動が適切に遂行されているとの評価を得ている。一方、“物品搬出確認表の承認者確認方法の整備”についてコメントが提示された。当該担当課等における検討･調整の基に是正･改善を行い、運用展開に至った。
(e) 各種監査対応① 原子力安全監査
原子力安全監査については、JEAC4111-2003、再処理施設品質保証計画書及びそれに基づく関連要領書類を監査基準とし、品質保証計画書で規定する項目全般に対する実施状況の確認が行われた。
当部にあっては、平成 18 年 10 月 16 日、17 日に線量計測課、環境監視課及び放射線管理第 2 課が受検し、本監査において良好事例 9 件、事前文書監査において要望事項 4 件（内 1 件は所共通）が挙げられた。
なお、要望事項については、フォローアップが必要と判断されたものはなかった
が、自主改善として、平成 18 年 11 月 1 日に関連要領書の改定を行った。
また、良好事例については、データ分析の取り組み等が評価されたのをはじめ、昨年度（6 件）比でさらに増加しており、運用の定着化に向け活動を推進してきた成果が表れる結果となった。

- 105 -

JAEA-Review 2007-051② 使用施設内部監査
使用施設内部監査については、監査の合理化、省力化の観点から、昨年度と同様、
原子力安全監査との一部複合監査として実施された。使用施設内部監査のみの受検としては、平成 18 年 10 月 19 日に放射線管理第 1 課が受検し、複合監査分を含め指摘事項等はなく、良好事例 5 件が挙げられた。
(f) 各種マネジメントレビューの対応
再処理施設、使用施設並びにその他施設の品質保証活動の対応に係るマネジメント
レビューについては、四半期ごとに部内各課の品質保証活動を集約し、改善の要否に基づき改善がある場合には、改善措置を施した。｢プロセスの監視及び測定結果に係る記録｣を主体に、部長による確認、見解を付加し、インプット情報として提供を行った。
① 再処理施設
再処理施設の品質保証活動に係るマネジメントレビューの実施者は理事長である。
当部がマネジメントレビューに提供するインプット情報は、他関係部署を含め研究所として集約後、再整備の上、所長の確認を経て理事長に提供され、マネジメント
レビューが実施された。
レビューの結果、理事長指示事項として“コンプライアンス意識の向上”、“リスクの同定とリスクアセスメントの推進”、“双方向のコミュニケーション”、“トラブ
ル等を教訓とした品質保証活動の充実化”等が挙げられた。
② 使用施設、政令 41 条非該当使用施設及び RI 施設
使用施設、政令 41 条非該当使用施設及び RI 施設の品質保証活動に係るマネジメ
ントレビューの実施者は所長であり、インプット情報の集約については再処理施設と同様である。
レビューの結果、所長指示事項として“自主的な情報収集、水平展開の実施”等が挙げられた。
なお、上記①、②の指示事項に対しては、平成 19 年度の品質方針及び所の品質目標を踏まえ、部及び各課の品質目標に取り入れ、年度内の達成を目標に改善に資するものである。
(g) 不適合管理対応① 是正措置対応
保安規定品質保証対応下における不適合事象の発生は当部においてはなかった。
平成 18 年度に発生した「非常事態の措置に係る計画の決裁者の齟齬（軽微事象）」については、再処理施設に係わる 4 部署を主体としてサイクル研究所全体の調整を- 106 -

JAEA-Review 2007-051

図るとともに、支援部門も含めた施設的な活動の二元化で整備した。保安規定、品質保証計画書及び事故対策規程類（非常事態措置計画、事故対策関連規程・規則・手順等）を改定し、処置を完結するに至った。
なお、保安規定品質保証の導入以降に発生した不適合事象については、不適合継承シートを整備し部内にて情報共有とともに継承を図り、再発防止の徹底に努めている。
② 水平展開対応
平成 18 年度は、安全統括部の指示に基づく所外水平展開 6 件及び保安管理部の指示に基づく所内水平展開 2 件について、展開取り入れの検討・調整を経て、処置済
み若しくは対象設備等が該当しないことを確認するとともに、一部取り入れの対応を実施した。
また、電力業界における不祥事報告を踏まえ、本部及び所からの水平展開のみならず、当部に関連するトラブル情報等について自主的に情報収集、リスト化するとともに、部内共有を図り、同類事象の防止にこれまでにも増して努めるべく対応を図っている。

- 107 -

JAEA-Review 2007-051

12.2 技術・技能認定制度
平成 18 年度の講習会及び認定試験（筆記及び実技試験）は、「オシロスープの取扱（7月）」、「エアマスクの取扱（9 月）」、「γ線核種分析装置による測定分析（9 月）」、「全身カウンタによる内部被ばく線量評価（12 月）」、「放射線管理員（2 月）」、新規認定項目の「TLD による外部被ばく線量評価（2 月）」、「α線スペクトロサーベイメータの取扱（3月）」を実施し、各認定項目において認定取得が図られた。（表 12.6 参照）
表 12.6 各認定項目における各課の認定取得者数（今年度認定者／累積認定者※）
認定項目

線量計測課

環境監視課

放射線管
理第１課

放射線管
理第 2 課合計

1.エアマスクの取扱――

11/26 名

7/24 名18/50 名

2.γ線核種分析装置
による測定・分析

初級: 0/ 5 名 初級: 0/ 5 名 初級: 4/11 名 初級: 0/12 名 初級: 4/33 名
中級: 0/ 1 名 中級: 0/ 2 名 中級: 0/ 2 名 中級: ―中級: 0/ 5 名

3.オシロスコープの取扱

初級: 1/ 3 名 初級: 2/ 6 名 初級: 3/14 名 初級: 4/11 名

初級:10/34
名

4.TLD による外部被
ばく線量評価初級: 6/ 6 名―

初級: 6/ 6 名――

初級: 4/10 名

―

―

―

―

5 /5 名

5.放射線管理員
6.全身カウンタによる内部被ばく線量
評価
7.α線スペクトロサ
ーベイメータの取扱――

初級: 2/ 9 名 初級: 5/14 名 初級: 7/23 名

初級: 0/ 1 名 初級: 4/11 名※：平成 18 年度末における在籍認定者（有効期限に対する更新を含む）- 108 -

6 /6 名

11/11 名JAEA-Review 2007-051

13. おわりに
本書は、平成 13 年度の初号（＊）に引き続き、第 6 号目の放射線管理部の活動状況をまとめた年報である。今回も編集にあたってはできるだけ図表を多用し、理解しやすくなるよ
うに努め、一部構成の見直しを実施した。
本書の内容は部内従業員全員の努力の成果であるが、本書をまとめるにあたっては特に下記の方々の労によるところが多い。ここに記して謝意を表する。

執筆者
放射線管理部
宮部 賢次郎、古田 定昭、岡 努
線量計測課
百瀬 琢麿、伊藤 公雄、渡辺 敏幸、猿田 順一、椿 裕彦、岡田 和彦、
辻村 憲雄、高田 千恵、吉田 忠義、清水 義雄、椿谷 美由、金井 克太、
中川 貴博
環境監視課
武石 稔、松浦 賢一、渡辺 均、今泉 謙二 、中野 政尚、竹安 正則、
藤田 博喜、小嵐 淳、國分 祐司
放射線管理第 1 課
水庭 春美、石川 久、高崎 浩司、田崎 隆、井﨑 賢二
放射線管理第 2 課
小林 博英、江尻 英夫、秋山 聖光、吉崎 裕一、堀越 義紀、長谷川 市郎、
川崎 位、小圷 直樹、児玉 浩一、伊東 康久、中田 陽、眞田 幸尚（＊）

初号～第４号までは旧核燃料サイクル開発機構東海事業所の放射線安全部年報、第５号において事業所
名、及び組織名称変更に伴い、日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所の放射線管理部年報となっている。

- 109 -

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付 録
付録 1 図表
付録表 1

再処理施設の区域区分と線量率等

付録表 2

特殊放射線作業の区分

付録表 3

放射線業務従事者の線量限度及び勧告レベル等

付録表 4

再処理施設における放射性気体廃棄物中の主要核種の 1 年間の最大放出量
（基準値）

付録表 5

CPF における排気に係る管理目標値（基準値）

付録表 6

再処理施設における海洋放出モニタリング対象核種及び放出基準

付録表 7

第１排水溝排水の放出基準（基準値及び管理の目標値）

付録表 8

第２排水溝排水の放出基準（基準値及び管理の目標値）

付録表 9

陸上環境監視計画

付録表 10 海洋環境監視計画
付録図 1

再処理施設保安規定に基づく環境試料等の採取場所及び測定地点

付録図 2

茨城県環境放射線監視計画図（核燃料サイクル工学研究所実施分）

付録 2 報告・外部発表、受賞状況等
リスト 1 平成 18 年度に作成した技術資料
リスト 2 平成 18 年度の口頭・ポスター発表実績
リスト 3 海外出張
リスト 4 受賞状況
付録 3 用語集- 111 -

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付録表 1 再処理施設の区域区分と線量率等
名

線 量 率(μSv/h)グリーン区域≦12.5

3 ヶ月間についての平均濃度が告示に定められた表面
告示に定められた濃度限度以下
密度限度以下の区域の区域＊
アンバー区域≦500

告示に定められた表面 3 ヶ月間についての平均濃度が密度限度を超えるおそ 告示に定められた濃度限度を超えるおそれのある区域
れのある区域

レッド区域

＞500

告示に定められた表面 3 ヶ月間についての平均濃度が密度限度を超えるおそ 告示に定められた濃度限度を超えるおそれのある区域
れのある区域

区

域

表

面

密 度

空気中の放射性物質濃度＊：線量率は作業の種類、内容によって設定する。例えば、作業頻度の比較的高い場所では 25μSv/h におさえ、一方、立ち入る可能性の少ない所に対しては 500μSv/h 以下におさえる。

付録表 2 特殊放射線作業の区分
区

分

定

Ｓ
１

Ｓ作業

特殊放射線作業

Ｓ
２

Ａ作業

Ａ
１
Ａ
２

義

Ｓ２作業の定義に該当し、さらに下記の原因調査レベルを超え又は超えるおそれがある作業を行うとき
実効線量：3.7mSv/3 ヵ月
等価線量（皮ふ）：37mSv/3 ヵ月① 作業者の実効線量が、１mSv/週を超え、又は超えるおそれのあるとき② 作業者の等価線量（皮膚）が 10mSv/週を超え、又は超えるおそれのあるとき③ レッド区域に立ち入るとき④ 作業開始後、作業場所における線量率が、次のいずれかに該当するとき(ｲ) γ線及び中性子線による線量率が 0.5mSv/h を超え、又は超えるおそれのあるとき(ﾛ) β線による線量率が３mSv/h を超え、又は超えるおそれのあるとき⑤ 作業開始後、作業場所における空気中放射性物質濃度が１週間平均で空気
中濃度限度×１／10 を超え、又は超えるおそれのあるとき⑥ 作業開始後、作業場所における表面密度が、次のいずれかに該当するとき(ｲ)α線を放出する放射性物質について、0.4Bq／cm2 を超え、又は超えるおそれのあるとき(ﾛ) α線を放出しない放射性物質について、４Bq／cm2 を超え、又は超えるおそれのあるとき⑦ その他、汚染拡大防止策、被ばく防止策等特別な放射線管理上の配慮が必要であり安全を確保するうえでセンター内各課長、 放射線管理第２課長が特に必要と認めた場合。
アンバー区域において管理目標値以上の区域で実施する放射線作業または定型化されていない
放射線作業
アンバー区域内の作業
アンバー区域において管理目標値未満に管理された区域で実施する定型化された放射線作業。

- 113 -

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付録表 3 放射線業務従事者の線量限度及び勧告レベル等
放射線業務従事者の線量限度
区分

項目

線量限度（注１）
100mSv／5 年（注 2）
50mSv／年（注 3）

実効線量

5mSv／3 ヵ月（注 4）

放射線業務従事者

内部被ばく

等価線量

1mSv（注 5）

眼の水晶体150mSv／年（注 3）皮 膚

500mSv／年（注 3）

腹部表面

2mSv（注 5）（注1） 実効線量限度は、外部被ばくと内部被ばくによる線量の合計について定められたものである。
（注2） 5 年とは平成 13 年 4 月 1 日以降 5 年ごとに区分した期間とする。
（注3） 4 月 1 日を始期とする 1 年間とする。
（注4） 妊娠不能と診断された者、妊娠の意思のない旨をセンター長、又は担当部長に書面で申し出た者及び妊娠中の女子を除く、女子を対象とする。
（注5） 妊娠中である本人の申し出等により、女子については、センター長又は担当部長が妊娠の事実を知ったときから出産までの期間を対象とする。

原因調査レベル及び勧告レベル(1)基本適用事項
区

分

放射線業務
従 事 者

目

原因調査
レベル(注 2)

要警戒の
勧告レベル

作業制限の
勧告レベル

実効線量
(注 1)

3.7mSv/3 ヵ月

20ｍSv/年かつ13mSv/3 ヵ月

100mSv/5 年かつ50mSv/年

等価線量(皮膚)37mSv/3 ヵ月

130mSv/3 ヵ月

500mSv/年

項(2)付加適用事項
区

分

女子(注 3 及び下記を除く)

要警戒の
勧告レベル

作業制限の
勧告レベル

実効線量(注 1)

3.7mSv/3 ヵ月

5mSv/3 ヵ月

実効線量－

内部被ばくについては
1mSv/当該期間(注 4)

等価線量（腹部表面）

1mSv/当該期間

2mSv/当該期間

項目

妊娠中の女子（注1） 実効線量は、外部被ばくと内部被ばくによる線量の合計について定められている。
（注2） 原因調査レベルを変更することができる。ただし、女子にあっては、妊娠不能と診断された者及び妊娠する意思のない旨を書面で申告した者に限る。
（注3） 妊娠不能と診断された者及び妊娠する意思の無い旨を書面で申告した者。
（注4） 当該期間とは、妊娠の事実について本人の申出等があった時点から出産までの期間とする。

- 114 -

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付録表 4 再処理施設における放射性気体廃棄物中の主要核種の1 年間の最大放出量（基準値）（主排気筒、第一付属排気筒、第二付属排気筒の合計）
主要核種
85

１年間の最大放出量（GBq）

Ｋｒ

8.9×1073

5.6×105Ｈ

14

5.1×103Ｃ

131

1.6×100

129

1.7

Ｉ
Ｉ

付録表 5 CPF における排気に係る管理目標値（基準値）
核種
希ガス類
85

（ Kr，133Xe 等）
3

Ｈ

131

Ｉ

3 ヵ月間の平均濃度（Bq/cm3）

年間放出量（GBq）

4.8×10－3

2.7×103

2.4×10－4

1.5×1032.2×10－7

1.3- 115 -

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付録表 6 再処理施設における海洋放出モニタリング対象核種
及び放出基準最大放出濃度（Bq/cm3）

1 年間の最大放出量

全α放射能

3.0×10－2

4.1

全β放射能（3H を除く）

1.2×10

9.6×102

区分

（GBq）

89

Sr

（注 1）2.3×10－1

1.6×1090

Sr（注 1）4.8×10－1

3.2×1095

Zr-95Nb

5.9×10－1

4.1×10103

9.3×10－1

6.4×10106

7.4

5.1×102134

8.5×10－1

6.0×10137

7.8×10－1

5.5×10141

8.1×10－2

5.9

144

1.7

1.2×1023

2.5×104

1.9×106

Ru
Ru-106Rh
Cs
Cs
Ce
Ce-144Pr

H129（注 1）3.7×10－1（注 2）2.7×10

131

1.6

（注 2）1.2×102

I
I

Pu（α）

（注 1）3.0×10－2

2.3（注 1） 1 ヶ月平均 1 日最大放出濃度（注 2） 129Ｉ，131Ｉの年間最大放出量は、合計 96.2GBq（129Ｉ：26.6GBq，131Ｉ：69.6GBq）を目標とする。
（茨城県）- 116 -

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付録表 7 第１排水溝排水の排出基準（基準値及び管理の目標値）（注 1）
放射能及び核種

全α放射能

全β放射能

3

濃度限度
Bq/cm3

3 ヵ月間放出量
MBq（注２）

年間放出量MBq（注２）

1×10－3（注 3）

―――

―――

3×10－2（注 3）
管理濃度（注 4）[3.7×10－3]

―――

―――

7.4×102

1.9×103

7.0×1022.1×103

6×10（注 3）
管理濃度（注 5）[1.1×10]Hウラン（注 6，７）

1×10－2

備考

放出量は 234U, 235U,
U の合計とする。

238（注 1）全α放射能、全β放射能及び 3H に含まれない核種が検出された場合は法令値を濃度限度とし、濃度による放出管理を行う。なお、全α放射能及び全β放射能の濃度限度は使用施設放射線管理基準による。
（注 2）原子力安全協定の「管理の目標値」による。
（注 3）1 週間連続採取試料の測定により、濃度限度を超えないよう管理する。

（全α測定値） （全β測定値） （3Ｈ測定値）＋＋
1
1 10-3
3 10- 2
6 101
（注 4）原子力安全協定における「管理の目標値」及び茨城県環境放射能監視計画を担保するため、
全β放射能の排水中濃度は、
1 週間平均濃度で 3.7×10－3 Bq/cm3を超えないよう管理する。
以下に全β放射能に係る管理の目標値等を示す。
a）原 子 力 安 全 協 定：3.7×10－3 Bq/cm3（3 ヵ月間平均濃度）b）茨城県環境放射能監視計画： 4×10－3 Bq/cm3（1 ヵ月間平均濃度）
なお、原子力安全協定の「管理の目標値」を別表-1 に示す。
（注 5）原子力安全協定の「管理の目標値」を担保するため、3H の排水中濃度は 1 週
間平均濃度で 1.1×10 Bq/cm3 を超えないよう管理する。
（注 6）ウランは、月合成試料から月平均濃度、3 ヵ月間放出量、年間放出量を求め、放出量が基準値を超えないよう管理する。なお、ウランの排水中濃度は全α
放射能及び全β放射能に含まれるため、核種の濃度による放出管理は実施しない。
（注 7）ウランの濃度限度は、原子力安全協定の「管理の目標値」を用いる。

- 117 -

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付録表 8 第２排水溝排水の放出基準（基準値及び管理の目標値）（注 1）
放射能及び核種

濃度限度
Bq/cm3

3 ヵ月間放出量
MBq（注２）

年間放出量MBq（注２）

1×10－3（注 3）

―――

―――

3×10－2（注 3）
管理濃度（注 4）[3.7×10－3]

―――

―――

ウラン
（注 5，7）

1×10－2

8.9×10

2.7×102

放 出 量 は 234U, 235U,
238
U の合計とする。

プルトニウム（注 5，6，7）

1×10－3

8.9×10

2.7×102

放出量は 238Pu, 239Pu,
240
Pu の合計とする。

全α放射能

全β放射能

備

考

（注 1）全α放射能及び全β放射能に含まれない核種（プルトニウムの同位体を除く）
について、濃度管理を行う場合、その基準として法令値を用いる。なお、全α放射能及び全β放射能の濃度限度は使用施設放射線管理基準による。
（注 2）原子力安全協定の「管理の目標値」による。
（注 3）排水のつど測定を行い、濃度限度を超えないよう管理する。

（全α測定値） （全β測定値）＋
1
1 10-3
3 10- 2
（注 4）原子力安全協定における「管理の目標値」を担保するため、全β放射能の排水中濃度は、1 週間平均濃度で 3.7×10－3 Bq/cm3 を超えないよう管理する。
なお、原子力安全協定の「管理の目標値」を別表-1 に示す。
（注 5）ウラン及びプルトニウムは、月合成試料から月平均濃度、3 ヵ月間放出量、年間放出量を求め、放出量が基準値を超えないよう管理する。なお、ウラン
及びプルトニウムの排水中濃度は、全α放射能及び全β放射能に含まれるため、核種の濃度によるバッチ毎放出管理は実施しない。
（注 6）241Pu については、全α放射能及び全β放射能測定法により管理ができないた
め、月合成試料から別途に分析･測定し、管理する。この濃度限度は法令により 2×10－1 Bq/cm3 とする。
（注 7）ウラン及びプルトニウムの濃度限度は原子力安全協定の「管理の目標値」を用いる- 118 -

JAEA-Review 2007-051

付録表 9 陸上環境監視計画
保安規定に基づく測定
項

目

採取地点

空間放射線量
率

監視区域内
監視区域外

頻
9点
3点

度

連続

県監視計画に基づく報告
対象核種

γ線

空間放射線量率（サーベイ）
空間放射線
積算線量

監視区域内
監視区域外

15 点
1 回／3 ヵ月 γ線
25 点
1 回／週

浮遊じん
（塵埃）

監視区域内
監視区域外

3点
4点

採取地点
ST-1,-2,-3,-4
ﾎﾟｽﾄ-1～8,ST-5
舟石川，須和間，
照沼，稲田，宮前
敷地境界 4 地点
その他 14 地点

気体状
β放射能濃度

監視区域内
監視区域外
監視区域内
監視区域外

1点
3点
1点
3点

大気水分

監視区域外

雨 水

度

対象核種

連続

γ線

7，1 月

γ線

4，7，
10，1 月γ線

4，7，
10，1 月Mn-54,Co-60,
Zr-95,Nb-95,
Ru-106,Cs-137,Ce-144,Pu

長 砂

4，10 月

全β，H-3長 砂

2 回／年 Sr-90,I-131,(4，10 月) Cs-137

長 砂

1 回／年 10 月

全α，全βSr-90,Cs-137
1 回／3 ヵ月 , Pu-239

ST-1,
舟石川,長砂,高野（注１）

大気中ヨウ素

頻

1 回／週

I-131

連続

Kr-85

2点

1 回／月

H-3

監視区域内

1点

1 回／月

H-3

降下じん

監視区域内

1点

1 回／月

全β

飲料水

監視区域内
監視区域外

1点
1 回／3 ヵ月 全β，H-3
3点
1 回／3 ヵ月 I-131

葉 菜

監視区域外

3点
1 回／年

Sr-90,Cs-137, Pu-239
（注 1）

精 米

監視区域外

3点

1 回／年

C-14,Sr-90

4，7,
10，1 月I-131

4，10 月Sr-90,Cs-137

長 砂5，11 月Mn-54,Co-60,
Ru-106,Cs-137,Ce-144

新川河口

4，10 月

全β，H-3阿漕ヶ浦

4，10 月

全β，H-3

新川河口

4，10 月Mn-54,Co-60,
Ru-106,Cs-137,Ce-144

1 回／3 ヵ月 I-131
牛 乳

監視区域外

2点

長 砂
1 回／年

Sr-90

1 回／年

Sr-90,Cs-137,Pu-239

表 土

監視区域内
監視区域外

2点
3点

河川水

新川
久慈川上流

3点
1 回／6 ヵ月 全β，H-3
1点

（注１）

湖沼水
河底土

新川
久慈川上流

3点
1 回／6 ヵ月 全β
1点（注１）Pu-239: Pu-239,240 を示す。

- 119 -

C-14,Sr-90,
Cs-137

JAEA-Review 2007-051

付録表 10 海洋環境監視計画
保安規定に基づく測定
項

目

採取地点

海岸水

海岸砂

シラス

対象核種
全β,H-3

1 回／年7月
久慈沖及び磯崎沖 1 回／6 ヵ月
2 点 7，1 月

核種分析

5点

北約 20km 点 1 点

海底土度

1 回／3 ヵ月
放出口付近

海 水

頻

県監視計画に基づく報告

1 回／年
7月

放出口付近 5 点
久慈沖及び磯崎沖 1 回／6 ヵ月
2 点 4，10 月
北約 20km 点 1 点
久慈浜
1 点 1 回／6 ヵ月
阿字ヶ浦
1 点 4，10 月
南約 20km1 点 1 回／年
北約 20km
1点
10 月
久慈浜
1点
1 回／3 ヵ月
阿字ヶ浦
1点
4，7，
南約 20km1点
10，1 月
北約 20km
1点
東海村地先 1 点
1 回／3 ヵ月
約 10km 以遠 1 点

カ レ イ ま た は 東海村地先 1 点
ヒラメ
約 10km 以遠 1 点

1 回／3 ヵ月
4，7，
10，1 月貝類（県 2 種類）

1 回／3 ヵ月
4，7，
10，1 月久慈浜地先 1 点
約 10km 以遠 1 点

ワカメ，ヒジキ 久慈浜地先 1 点 1 回／3 ヵ月
1 点 4，7，またはアラメ 磯崎地先
（県 2 種類） 約 10km 以遠 1 点 10，1 月（注１）

全β,H-3
全β,H-3,
核種分析

採取地点

Ｆｻｲｸﾙ研東海沖(7)
Ｈ長砂沖(7)
Ｐ放出口周辺(5)

頻

度

4，7，
10，1 月H-3

4，10 月Mn-54,Co-60,Sr90,Zr-95,Nb-95,
Ru-106,Cs-137,C
e-144

（注１）

核種分析
（注１）

詳細影響調査30 点
Ｆｻｲｸﾙ研東海沖(7)
Ｈ長砂沖(7)
Ｐ放出口周辺(5)

対象核種

1 回／月

7，1 月

全β,H-3（30 点）
Cs-137（7 点）
Mn-54,Co-60,Sr90,Zr-95,Nb-95R
u-106,Cs-137,Ce-144,Pu

全β,H-3
核種分析
（注１）

表面線量

核種分析
（注１）

核種分析
（注１）

核種分析
（注１）

核種分析

久慈浜
阿字ヶ浦

東海沖
磯崎沖

東海沖
磯崎沖

久慈浜（東海）
磯崎

（注１）

久慈浜
磯 崎
東海沖

漁 網

東海沖
1 回／3 ヵ月「せいかい」曳航

表面線量

船体「せいかい」甲板 1 回／3 ヵ月

表面線量（注１）核種分析：Sr-90,Ru-106,Cs-134,Cs-137,Ce-144,Pu-239
Pu-239: Pu-239,240 を示す。

- 120 -

7，1 月

Mn-54,Co-60,Ru106,Cs-137,Ce-1
44

Mn-54,Co-60,Sr90,,Zr-95,Nb-95
2 回／年
Ru-106,Cs-137,Ce-144,Pu
Mn-54,Co-60,Sr90,,Zr-95,Nb-95
2 回／年
Ru-106,Cs-137,Ce-144,Pu
Mn-54,Co-60,Sr2 回／年 90,,Zr-95,Nb-95（計 4 試料） Ru-106,Cs-137,Ce-144,Pu
Mn-54,Co-60,Sr2 回／年 90,,Zr-95,Nb-95（計 4 試料） Ru-106,Cs-137,Ce-144,Pu
表面吸収線量率
4，10 月β，γJAEA-Review 2007-051

Ｎ

北約20km（会瀬沖5km）
河合

St.B-4
久慈浜

久慈
F-44
（○）

日立市
(▲)

久慈川上流

外宿公民館
国
道 （○） F-42
線

那珂市

舟石川
△
◎ ST.2 F-40
○ ○ 百塚原
○
F-41
東海中

東海

○
中丸小
Ｆ-39

（○）
佐野小
F-35

（

＋■
☆○

国
道
二
四
五
号
線

）

佐和

(□◎
)
△○

F-50

常陸津田
勝田

東石川
F-33
(○ )

○
F-43
▲新川

▲
川根 F-36 ▲
箕輪
核燃料サイクル工学
F-34 ○○○
太田○○ ○晴嵐荘
研究所
○ 照沼
☆
Ｆ-24
足崎 ○
F-31
ST.3
常陸那珂港
□
長砂 ☆○
△
F-26

St.H-5放出口（沖合3.7km）
St.I-4

東海村沖

＋

前渡小 ○
F-27

5km

（○） F-18
中根

水戸
F-45

St.H-4◎

ひたちなか市（△○）

St.G-4

St.H-3東海村

高野
ST.4 F-32

後台

原電

原科研

須和間
Ｆ-37 ○

上菅谷

西10km(水農)
F-38

久慈沖

六
号

額田

南酒出

成魚、シラス
日立港

St.O-4

（○）
阿字ケ浦
F-22

磯崎沖

水戸

◎ モニタリングステーション▲ 河川水，河底土○ モニタリングポイント

＋ 牛乳

表土
精米，葉菜
□ 空気水分

☆ 飲料水△ 浮遊じん

大洗沖

10km

海藻、貝
0

5km

（ ）比較対照

付録図1 再処理施設保安規定に基づく環境試料等の採取場所及び測定地点- 121 -

JAEA-Review 2007-051

貝藻F

核燃料サイクル
工学研究所

魚網
P
2

H

1
3 4
5

魚
貝
藻

km
0

1

2

3

4

付録図2 茨城県環境放射線監視計画図（核燃料サイクル工学研究所実施分）
凡例
ステーション

ポスト

TLD

空間線量率測定地点（サーベイ）

排水海水・海底土採取地点

再処理排水放出口

塵： 塵埃、 牛： 牛乳、 野： 野菜、 米： 精米、 土： 土壌、 底： 河底土、砂： 海岸砂
川： 河川水、 湖： 湖沼水、 水： 水道水
魚： 魚類、 貝： 貝類、 藻： 海藻類、 漁網： 漁網- 122 -魚

JAEA-Review 2007-051

付録 2

報告・外部発表、受賞状況等

リスト 1 平成 18 年度に作成した技術資料
1.1 機構レポート（JAEA-Technology，Research，Review，その他）
〔1/2〕
氏

名

武石 稔
宮河 直人
植頭 康裕
中野 政尚
小嵐 淳
水谷 朋子
河野 恭彦
檜山 佳典*1
藤井 純 *2
菊地 政昭*1
佐川 文明*2
大谷 和義*1
武石 稔
宮河 直人
中野 政尚
竹安 正則
磯﨑 久明
磯﨑 徳重
森澤 正人
藤田 博喜
國分 祐司
加藤 千明
井上 秀雄*1
阿尾 英俊*1
根本 正史*1
渡辺 一 *1
神長 正行*1
佐藤 由己*1
菅井 将光*1
田所 聡 *1
磯野 文江*1
前嶋 恭子*1
吉井 秀樹*2
小沼 利光*3

題名平成 17 年度 核燃料サイクル工学研究所
放出管理業務報告書(排水）(業務報告）*1*2

瑞豊産業(株)常陽産業(株)レポート No.等

JAEA-Review 2006-024(2006)

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリン
グ結果-2005 年度-(業務報告）
*1
*2
*3

JAEA-Review 2006-031(2006)

常陽産業(株)瑞豊産業(株)(株)NESI

井﨑 賢二
椿 裕彦
鈴木 秀樹
大関 清

臨界警報装置に与える宇宙線の影響に関する調査

JAEA-Research 2007-009(2007)

郷田 正

平成 17 年度放射線管理部年報(業務報告）

JAEA-Review 2006-034(2006)- 123 -

JAEA-Review 2007-051

1.1 機構レポート（JAEA-Technology，Research，Review，その他）
〔2/2〕
氏

名

題

名

レポート No.等

O. Kurihara
K. Kanai
C. TakadaK. ItoT. Momose
K. Miyabe

Retrospective Dosimetry of Accidental
Intake Case of Radioruthenium-116 at theTokai Reprocessing Plant

JAEA-Conf 2007-002,
116-131, (2007)

M. Nakano

Study on the Estimation of Probabilistic
Effective Dose: Committed Effective Dosefrom Intake of Marine Products using
Oceanic General Circulation Model

JAEA-Conf 2007-002,
177-186, (2007)- 124 -

JAEA-Review 2007-051

1.2 外部投稿・掲載（論文，note，解読，報告書）
〔1/2〕
氏

名

標

題

誌名等

藤田 博喜

"IAEA/RCA Regional Training Course on
Sampling
MethodinEnvironmental
Monitoring"を開催して保健物理,
41(4)，208-210（2006）

井﨑 賢二「航空機搭乗者の宇宙線被ばくに関するシンポジウム」の印象記

保健物理,
41(2)，64-66（2006）

三上 智

規制科学ダイアログセミナー－チェルノブイリ事故の影響を考える－
印象記

保健物理,
41(2)，66-67（2006）

藤田 博喜
中野 政尚

茨城県沿岸における貝類中の 137Cs と 239,240Pu
濃度

保健物理,
42(1)，84-88（2007/03）

Y. Sanada
H. Kobayashi
S. Furuta
K. Nemoto*1
K. Kawai*1
T. Hashimoto*2

Selective detection using pulse timeinterval analysis for correlated eventsin Rn-progeny with a microsecond lifetime

Radioisotopes，
55（12），727-734（2006）*1 日本放射線エンジニアリング(株)*2 新潟大学

M. Nakano

Simulation of the advection-diffusion-scavenging processes for 137Cs and239,240
Pu in Japan sea

Radioactivity in theEnvironment, Vol.8,
433-448(2006)

N. Tsujimura
T. Yoshida

Energy and Angular Responses of
Criticality Accident Detector Using a
Plastic Scintillator

J. Nucl. Sci.
Technol., 43(8),903-907 (2006)

宮部 賢次郎核燃料関連施設事故に学ぶ線量管理と除染の 放射線防護医療 (2),課題
11-14(2006)

S. Furuta
K. Miyabe

Y. Sanada
H. Kobayashi
T. Hashimoto*

Radiation protection feature and researchat nuclear fuel cycle engineeringlaboratories, JAEA

Development of dust monitor for rapid
detection of plutonium with backgroundcompensation system* 新潟大学

S. Mikami
J. Koarashi
T. Miyauchi
K. Akiyama
H. Kobayashi

Airborne radioiodine monitoring at Tokai
reprocessing plant- 125 -

Proceedings of 2nd
Asian and Oceanic
Congress RadiologicalProtection (AOCRP-2)(CD-ROM),
928-932(2006)
Proceedings of 2nd
Asian and Oceanic
Congress RadiologicalProtection (AOCRP-2)(CD-ROM)，
313-317（2006）
Proceedings of 2nd
Asian and Oceanic
Congress RadiologicalProtection (AOCRP-2)(CD-ROM)，
308-312（2006）

JAEA-Review 2007-051

1.2 外部投稿・掲載（論文，note，解読，報告書）
〔2/2〕
氏

名

M. Nakano
M. Takeishi
S. Furuta

N.Tsujimura
T.Momose
M.Yoshizawa*1
H.Murakami*1
H.Yamamoto*1
R.Cruz-Su rez*2

標題

Simulation of long-term behaviour of 137Cs
and 239,240Pu in the Japan Sea

IAEA/RCA
Personal
Dosimetry
Intercomparison in Asian and PacificRegion during the Years of 1990-2004*1 原子力科学研究所*2 IAEA

M. Takeyasu
T. IidaM. Takeishi

Analysis of Rn-222 Concentration in theUpper Atmosphere during Rainfall Using
the Wet Scavenging Model for its Decay
Procucts

S.Mikami
C.Itie *1
C.Texier *1

Considerationoncalibration
andcorrection factors of an Hp(10) chamber
for different radiation qualities andangles of incidence*1 IRSN

N.Tsujimura
C.Takada
T.Yoshida
T.Momose

Operational Comparison of TLD Albedo
Dosemeters and Solid State Nuclear Track
Detectors in Fuel Fabrication Facilities

T.Momose
N.Tsujimura
K.Kanai
H.Yamamoto*1
M.Yoshizawa*1
H.Murakami*1
R.Cruz-Su rez*2

RCA/IAEA
Third
External
Dosimetry
Intercomparison in East Asia Region*1 原子力科学研究所*2 IAEA

誌名等
Proceedings of 2nd
Asian and Oceanic
Congress
RadiologicalProtection (AOCRP-2)(CD-ROM)，
795-799（2006）
Proceedings of 2nd
Asian and Oceanic
Congress
RadiologicalProtection (AOCRP-2)(CD-ROM)，
575-578（2006）
Proceedings of 2nd
Asian and Oceanic
Congress
RadiologicalProtection (AOCRP-2)(CD-ROM)，
752-755（2006）
Radiat. Prot. Dosim.
123, 122-127 (2007).
First published Aug.
12, 2006, doi:
10.1093/rpd/ncl087
Radiat.Prot.Dosim.
Advance accesspublished Mar. 3,
2007, doi:
10.1093/rpd/ncm159
Radiat.Prot.Dosim.
Advance accesspublished Feb. 9,
2007, doi:
10.1093/rpd/ncl539

J. Koarashi
M. Takeishi
H. Kobayashi

Carbon-14 source, distribution andbehavior around Tokai reprocessing plant

Proceedings ofInternational
Symposium on
Environmental
Modeling andRadioecology，223-230，（2007/03）

H. Fujita
T. Hashimoto*

Effects of annealing temperatures on someradiation-induced phenomena in natural
quartz* 新潟大学

Radiation
Measurements，42(2)，156-162，（2007/02）- 126 -

JAEA-Review 2007-051

リスト 2 平成 18 年度の口頭・ポスター発表実績
2.1 国際会議 〔1/2〕
氏

名

N. Tsujimura
T. Yoshida
C. Takada
T. Momose
T. Nunomiya*
K. Aoyama*

標

題

Development of Neutron Personal Dose
Equivalent Detector* Fiji Electric Systems, Co. Ltd.

学会名等
10th International
Symposium on Neutron
Dosimetry (NEUDOS10)2006 年 6 月(Uppsala, Sweden)

N. Tsujimura
T. Yoshida
T. Momose

Anisotropic Fluence Distributions forRadionuclide Neutron Sources Due to
Scattering from Source Support Structures

NEUDOS102006 年 6 月(Uppsala, Sweden)

T. Hashimoto*T. Takeuchi*
H. Fujita

A portable system installed with a mini
X-ray generator for red/blue TL and OSL
measurements*新潟大学

UK LUMINESCENCE AND
ESR MEETING
2006 年 9 月 リバプールPractical action levels for chelation
therapy in plutonium in halation using
nose swab

Internal Dosimetry ofRadionuclidesOccupational, Publicand Medical Exposure(ID2006)
2006 年 10 月
(モンペリエ,France)

O. Kurihara
C. TakadaK. Takasaki
T. Momose
N.Tsujimura
T.Momose
M.Yoshizawa*1
H.Murakami*1
H.Yamamoto*1
R.CruzSu rez*2
M. Hirota
O. Kurihara
C. TakadaK. Takasaki
T. MomoseS. Deji *1
S. Ito *1
T. Saze *2
K. Nishizawa*2

IAEA/RCA
Personal
Dosimetry
Intercomparison in Asian and PacificRegion during the Years of 1990-2004*1 原子力科学研究所*2 IAEA

Imaging of 241Am in the lung by using an
imaging plate*1 名古屋大学*2 徳島大学

The Second Asian andOceanic Congress onRadiologicalProtection (AOCRP-2)
2006 年 10 月
(Beijing, China)

AOCRP-2
2006 年 10 月
(Beijing, China)

S. Furuta
K. Miyabe

Radiation protection Feature and Researchat Nuclear Fuel Cycle Engineering
Laboratories,JAEA

AOCRP-2
2006 年 10 月 北京

M. Takeyasu
T. Iida*M. Takeishi

Analysis of Rn-222 Concentration in theUpper Atmosphere during Rainfall Using the
Wet Scavenging Model for Decay Products
Rn-222* 名古屋大学

AOCRP-2
2006 年 10 月 北京

- 127 -

JAEA-Review 2007-051

2.1 国際会議 〔2/2〕
氏

名

標

題

学会名等

M. Nakano
M. Takeishi
S. Furuta

Simulation of long-term behaviour of 137Cs
and 239,240Pu in the Japan Sea

AOCRP-2
2006 年 10 月 北京

Y. Sanada
H. Kobayashi
T. Hashimoto*Development of dust monitor for rapid
detection of plutonium with backgroundcompensation system*新潟大学

AOCRP-2
2006 年 10 月 北京

S. Mikami
J. Koarashi
T. Miyauchi
K. Akiyama
H. Kobayashi

Airborne radioiodine monitoring at Tokai
reprocessing plant

AOCRP-2
2006 年 10 月 北京

Iodine-129 in the Terrestrial Environment
due to the Authorized discharge from Tokai
Reprocessing Plant

International
Symposium on
Environmental
Modeling andRadioecoligy
2006 年 10 月 六ヶ所村

Carbon-14 source, distribution and behavioraround Tokai reprocessing plant

International
Symposium on
Environmental
Modeling andRadioecology
2006 年 10 月 六ヶ所村

M. Takeishi
S. Furuta
K. Miyabe
K. Shinohara

Dose Evaluation for the Public around theTokai Reprocessing Plant

International
Symposium on
Environmental
Modeling andRadioecoligy
2006 年 10 月 六ヶ所村

O. Kurihara
K. Kanai
C. TakadaK. ItoT. Momose
K. Miyabe

Retrospective Dosimetry of Accidental
Intake Case of Radioruthenium-116 at theTokai Reprocessing Plant

The 4th JAEA/EPA
Workshop on Radiation
Risk Assessment
2006 年 11 月 東海村

M. Nakano

Study on the Estimation of Probabilistic
Effective Dose:Committed Effective Dosefrom Intake of Marine Products using Oceanic
General Circulation Model

The 4th JAEA/EPA
Workshop on Radiation
Risk Assessment
2006 年 11 月 東海村

M. Nakano
M. Takeishi
H. Kobayashi

J. Koarashi
M. Takeishi
H. Kobayashi- 128 -

JAEA-Review 2007-051

2.2 日本保健物理学会
氏

名

吉田 忠義
三上 智
辻村 憲雄
J.K.Sangau*1
高田 千恵
中川 貴博
吉田 忠義
辻村 憲雄
高安 哲也*1
廣田 昌大
栗原 治
高田 千恵
高崎 浩司
百瀬 琢麿
出路 静彦*1
伊藤 茂樹*1
佐瀬 卓也*2
西澤 邦秀*2
中野 政尚

小嵐 淳
西藤 文博
秋山 聖光
ﾗﾏﾝ ﾉｰﾘﾝ*1
飯田 孝夫*1
國分 祐司
藤田 博喜
中野 政尚
小嵐 淳
竹安 正則
根本 典雄
黒澤 重行*標

題

Hp(10)電離箱を用いた X 線校正場の基準
線量当量率の検証*1 MINT
中性子線用個人線量計のフィールド実験のためのファントムの検討*1 常陽産業(株)イメージングプレートによる肺内 239Pu
分布の測定*1 名古屋大学*2 徳島大学

海洋大循環モデルを用いた平均実効線量算出に関する検討

デジタルイメージ解析によるプルトニ
ウム弁別測定法の開発*1 名古屋大学

再処理施設周辺の海水中トリチウム濃度について

発汗を伴う作業に適した管理区域内作
業衣の検討* 検査開発(株)

眞田 幸尚
小林 博英
根本 和彦*1
川井 啓一*1
橋本 哲夫*2

バックグラウンド補償型ダストモニタを利用した空気中放射性物質濃度の迅
速な評価方法*1 日本放射線エンジニアリング(株)*2 新潟大学- 129 -

学会名等
日本保健物理学会
第 40 回研究発表会
2006 年 6 月 広島
日本保健物理学会
第 40 回研究発表会
2006 年 6 月 広島

日本保健物理学会
第 40 回研究発表会
2006 年 6 月 広島

日本保健物理学会
第 40 回研究発表会
2006 年 6 月 広島

日本保健物理学会
第 40 回研究発表会
2006 年 6 月 広島

日本保健物理学会
第 40 回研究発表会
2006 年 6 月 広島

日本保健物理学会
第 40 回研究発表会
2006 年 6 月 広島

日本保健物理学会
第 40 回研究発表会
2006 年 6 月 広島

JAEA-Review 2007-051

2.3 日本原子力学会
氏

名

小嵐 淳
眞田 幸尚
辻村 憲雄
清水 義雄
井﨑 賢二
神 和美
三上 智
小林 博英
古田 定昭
川井 啓一*1

標題

炭 素 14 環 境 中移 行 モデ ル 化の現 状 とEMRAS での展開

プルトニウム転換技術開発施設における臨界警報装置の配置設計

学会名等2006 年秋の大会
2006 年 9 月 札幌

2007 年春の年会
2007 年 3 月 名古屋*1 日本放射線エンジニアリング(株)

清水 義雄
水津 祐一
村上 龍敏
由利 明哉

MOX 燃料施設の臨界安全－(2)核的制限値に対するプルトニウム同位体組成の変動評価－

2007 年春の年会
2007 年 3 月 名古屋

竹安 正則
武石 稔

環境線量評価システム（SIERRA-Ⅱ）を用いた沿岸気象下での大気拡散シミュレーション

2007 年春の年会
2007 年 3 月 名古屋

眞田 幸尚

パルス時間間隔を用いたバックグラウン
ド補償型ダストモニタの開発

北関東支部 若手研究者発表会
2006 年 4 月 東海村- 130 -

JAEA-Review 2007-051

2.4 その他
氏

名

標

題

学会名等

辻村 憲雄
吉田 忠義

第 43 回アイソトープ・放射
Am-Be 標準中性子線源における中性子フ線研究発表会
ルエンス分布の非等方性
2006 年 7 月 東京

竹安 正則
武石 稔

大気拡散・線量評価モデルの性能評価について－東海再処理施設周辺の環境モニタ
リングデータとの比較－

中川 貴博
高田 千恵
関根 伸行*1
高安 哲也*2
辻村 憲雄
百瀬 琢麿

241

ＴＬＤを用いた施設周辺の中性子線量モ
ニタリング*1 (株)NESI*2 常陽産業(株)第 47 回大気環境学会年会
2006 年 9 月 東京

日本放射線安全管理学会
第 5 回学術大会
2006 年 11 月 名古屋

森藤 将之
根本 典雄

核燃料施設におけるアルファ放射能の汚染管理

日本放射線安全管理学会
第 5 回学術大会
2006 年 11 月 名古屋

曳沼 祐一
眞田 幸尚
秋山 聖光
小林 博英

積算型電子線量計の作業環境における線量率管理への適用

日本放射線安全管理学会
第 5 回学術大会
2006 年 11 月 名古屋

伊東 康久
宮内 享
秋山 聖光
小林 博英
小沢 友康*
横田 友和*
宮部 賢次郎Am-241 のγ線に着目した排気中α放射能
モニタリングの経験* 検査開発(株)核燃料関連施設事故に学ぶ線量管理と除染の課題- 131 -

日本放射線安全管理学会
第 5 回学術大会
2006 年 11 月 名古屋

第 2 回放射線防護医療研究会
2006 年 11 月 札幌

JAEA-Review 2007-051

リスト 3 海外出張（リスト 2 に掲げる国際会議の発表に伴うものを除く）
氏

名

内

容

行

先

日

程

中野 政尚

第 54 回国連科学委員会

オーストリア2006.5.28～6.4

小嵐 淳

IAEA EMRAS ワーキンググループ

フランス

2006.6.6～6.11

伊藤 公雄

IAEA RASSC（放射線基準委員会） オーストリア

2006.10.8～10.13

小嵐 淳

IAEA EMRAS ワーキンググループ

オーストリア2006.11.5～11.12

高田 千恵

Health Physics in Radiation
Emergencies コース受講

アメリカ

2007.2.11～2.18

百瀬 琢麿

フランス、ドイツにおける体内除染剤に関する動向調査

ドイツ
フランス

2007.3.6～3.14- 132 -

JAEA-Review 2007-051

リスト 4 受賞状況
氏

名

標

題

表彰名・受賞年月吉田 忠義「論文：中性子個人線量計の校正における室内散乱線及びジオメトリ効果による影響」

保健物理学会第 40 回研究発表会(6/8～6/9)
保健物理学会 学会賞
（奨励賞）

藤田 博喜

「論文：天然石英からの光励起ルミネッセン
スに対するラジオルミネッセンスの影響」「Radioisotopes 誌
論文奨励賞」受賞(7/5)- 133 -

JAEA-Review 2007-051

付録 3

用語集

ICRP

1990 年勧告

ICRP 1990 ねんかんこく

国際放射線防護委員会（ICRP）が 1990 年に刊行した勧告。これを受けて、原子炉等規制法や放射線障害防止法などの関係法令が改正され、平成 13 年 4 月 1 日より施行された。

エアスニファ
エアスニファは、空気中の放射性物質濃度を測定するために作業環境に設置したろ紙吸引式の集塵装置であり、空気吸引用のポンプ、ろ紙を付けた集塵口、流量計、配管等から構成されている。作業環境の空気を一定期間（通常は一週間）吸引したろ紙を回収した後、放射能測定装置等により測定されたろ紙上の放射性物質の量と吸引期間中の流量から空気中の放射性物質濃度を求めることができる。

液体シンチレーション計測器 えきたいしんちれーしょんけいそくき
放射線を受けると光を発する化学物質を有機溶媒に溶かした溶液（液体シンチレータ）と放射性物質を含む試料を混合し、発生する光を光電子増倍管で電気的に計測することにより、試料中の放射能を測定する計測器をいう。
トリチウムや炭素-14 のように低エネルギーのベータ線しか放出しない核種等の測定等に用いられる。

外部被ばく

がいぶひばく

体外から放射線を受ける被ばく。外部被ばくを管理する為に、放射性物質を取り扱う区
域（管理区域）に立ち入る場合は個人線量計を着用する。個人線量計には、熱蛍光線量計(TLD)、蛍光ガラス線量計、電子式線量計等の種類がある。核燃料サイクル工学研究所では個人線量計に熱蛍光線量計(TLD)を使用している。
環境モニタリング かんきょうもにたりんぐ
環境における空間放射線の測定、大気浮遊じん、雨水、土壌、農産物、畜産物、海水、
海底土、海産物などの放射性物質濃度を測定し、環境中における放射線及び放射能の分布や変動、蓄積状況を把握することにより、原子力施設等に起因する周辺住民等の線量を推定・評価することをいう。

管理区域内の区域区分

かんりくいきないのくいきくぶん

東海再処理施設では、段階的な放射線管理を行うため、管理区域内を放射線レベルによりグリーン区域、アンバー区域及びレッド区域等に区分している。

- 134 -

JAEA-Review 2007-051

気象指針 きしょうししん「気象指針」とは、原子力安全委員会が決定した「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」をいう。原子炉施設等の安全解析に用いる大気中の放射性物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び大気拡散の解析方法について定めたものである。

記録レベル

きろくれべる

個人モニタリング結果を記録として保管することに合理的な意味を持つレベルとして、
ICRP により述べられている。記録レベルに達しない被ばく線量データは、被ばく管理上合
理的な意味が少なく、記録レベル以下として記録し、線量の算定にはゼロとして扱ってよいとされている。

空間放射線量率 くうかんほうしゃせんりょうりつ
放射線がある時間内に空気中を通過する際に空気に付与された放射線のエネルギー量を言う。γ線に対して用いられる場合は、空間γ線量率、空気カーマ率と呼ばれ、単位としてグレイ（Gy）が用いられる。環境中の空間γ線量率には百万分の１を表すマイクログレ
イ/毎時（μGy/h）や 10 億分の１であるナノグレイ/毎時（nGy/h）が用いられる。空間放射線量率はサーベイメータ、連続モニタ（モニタリングポストなど）、可搬式モニタリング
ポスト等により測定される。

原因調査レベルげんいんちょうされべる

放射線業務従事者の線量管理のために線量限度よりも低く設定され、放射線管理上の措置の開始の判断に用いる管理のレベル。これを超えた場合には、その原因の究明や調査を開始する。

原子炉等規制法

げんしろとうきせいほう

正式名称は「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」といい、核物質の取扱い全般の規制に係る法律である。
「炉規法」または「炉規制法」とも略称される。製錬、加工、原子炉の設置・運転等、貯蔵、再処理、廃棄といった事業別の規定が中心をなしており、さらに核燃料物質ならびに国際規制物資の使用に関する規制等も記されている。

国際放射線防護委員会

こくさいほうしゃせんぼうごいいんかい

国際放射線防護委員会(ICRP：International Commission on Radiological Protection)
は、専門家の立場から放射線防護に関する勧告を行う国際組織であり、主委員会と４つの専門委員会(放射線影響、誘導限度、医療放射線防護、委員会勧告の適用)からなる。放射線防護に関する線量限度(1990 年)などの勧告を行ってきている。

- 135 -

JAEA-Review 2007-051

個人線量当量こじんせんりょうとうりょう

実効線量は直接測定することは不可能であることから、個人モニタリングに用いる量として定められたもの。熱蛍光線量計（TLD）などの個人線量計で測定される。

サーベイメータ

さーべいめーた

線量率の測定や表面汚染の測定に用いられる小型で可搬型の放射線（能）測定器である。
主なサーベイメータは、以下の通り。
線量率測定用：電離箱式サーベイメータ、中性子サーベイメータ
表面密度測定用：GM 管式サーベイメータ、シンチレーション式サーベイメータ

再処理

さいしょり

原子力発電所での使用済み燃料から、廃棄物と再び燃料として使用することのできるウ
ランとプルトニウムを分離する作業のことをいう。一度使用した燃料をリサイクルするた
めの作業。

実効線量

じっこうせんりょう

ICRP の 1990 年勧告での用語であり、1977 年勧告では実効線量当量に相当する。身体の放射線被ばくが均一又は不均一に生じたときに、被ばくした臓器・組織で吸収された等価線量を相対的な放射線感受性の相対値（組織荷重係数）で荷重してすべてを加算したものである。単位はシーベルト(Sv)で表される。我が国の法令には、平成 13 年度に取り入れられ、それまでの実効線量当量から実効線量に変更されている。

質量分析法 しつりょうぶんせきほう
イオン化した原子を電場中で加速させると質量数の大きさに応じてその飛跡が曲がる。
このことを利用して同位体を分離し分析する方法をいう。
α線のエネルギーが接近していて分離できない同位体や半減期が長く比放射能が小さい
放射性核種は、質量分析法により同位体を分離して分析することができる。
原子のイオン化の方法などで ICP-MS（誘導結合プラズマ質量分析器）、MIP-MS（マイクロ波導入プラズマ質量分析器）等がある。

集団線量

しゅうだんせんりょう

集団を対象にした線量評価のために、評価対象とする集団における一人当たりの個人被ばく線量をすべて足し合わせたもの。人・シーベルト(Sv)の単位で表す。

周辺線量当量しゅうへんせんりょうとうりょう

被ばく管理上重要な線量限度は実効線量および等価線量で定められているが、実効線量を直接測定することは不可能である。そこで、サーベイメータや個人線量計により実際に- 136 -

JAEA-Review 2007-051

測定でき、かつ、実効線量を下回ることなく常に安全側に評価できる量として、周辺線量
当量や個人線量当量が定められている。周辺線量当量は、作業環境モニタリングに用いる量で、サーベイメータ、放射線モニタで測定される。

人工放射性核種 じんこうほうしゃせいかくしゅ
核実験や原子炉、加速器などで人工的に生成される放射性核種のことで、コバルト-60，
ストロンチウム-90，セシウム-137，プルトニウム-239 などがある。

スミヤ法

すみやほう

床、壁、機器等の表面に放射性物質が付着した状態を表面汚染があると言う。表面汚染には、表面からはく離しがたい固着性の表面汚染と、容易に表面からはく離する遊離性の表面汚染とがある。スミヤ法は、汚染物の表面をろ紙（直径 25mm 位の厚手のろ紙）等でふき取り、ろ紙に付着した放射性物質の量を測定して、遊離性の表面汚染を調べる方法であ
る。

積算線量

せきさんせんりょう

積算線量計とは、一定期間の放射線量を積算して測定することができる測定器のことをいう。環境モニタリングでは、γ線用として熱蛍光線量計（thermoluminescence dosimeter：TLD）
が一般的に用いられる（右図参照）。放射線を受けた TLD は、熱を加えると受けた放射線量に比例した量の蛍光を放出する性質がある。この現象を利用して設置から回収までの積算線量を測ることができる。

セシウム－137 せしうむ－137
原子番号 55 番セシウムの放射性同位元素。半減期は、30.2 年でβ崩壊してバリウム－137m（137mBa）となり、γ線（0.662MeV）を放射して安定な 137Ba になる。ウランやプルトニウム
等の核分裂により生成することから、使用済み燃料に多く含まれる。また、過去の大気圏内核実験によるフォールアウトにも含まれており、環境モニタリングの対象として重要な核種である。

全身カウンタ

ぜんしんかうんた

体外計測機器の一つで、ホールボディカウンタとも呼ばれる。体内に残留する放射性物質からの放射線を体の外から放射線測定装置を用いて直接計測する。α線あるいはβ線のみを放出する核種に対しては適用できない。ベッド型、チェア型、立ったまま測定するタイプなどがある。

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線量限度

せんりょうげんど

放射線による線量の制限値として設定された線量の限度で、線量限度には、実効線量と等価線量がある。現行法令は、ICRP 勧告（1990 年）を取り入れて、線量限度等を定めている。

大気安定度 たいきあんていど
大気中に放出された放射性物質の拡散による風下濃度は、風向、風速と大気安定度に依存する。大気安定度とは、排気筒から放出された気体状物質の希釈、拡散の程度を表すパラメータである。原子力施設から大気へ放出される放射性物質の拡散評価において大気安
定度は、原子力安全委員会が定めた「気象指針」に基づき、日射量、放射収支量、10m 高風
速の観測結果から導かれる。不安定（拡散幅が大きい）から安定（拡散幅が小さい）に向
かってＡからＦまでの各段階に区分されている。

ダイレクトサーベイ法

だいれくとさーべいほう

ダイレクトサーベイ法は、床、壁、機器等の表面に付着した放射性物質の量をサーベイ
メータで直接測定することにより、固着性及び遊離性の表面汚染を調べる方法である。

炭素－１4

たんそ－１４

原子番号 12 番炭素の放射性同位元素。β線の最大エネルギーは、156keV である。半減期は、5730 年でβ崩壊して窒素－14（14N）となる。上層大気中の 14N と宇宙線の核反応によっても生成する元素である。トリチウムと同様に、そのエネルギーが低いため測定には液体
シンチレーション測定器が用いられる。

中性子スペクトル

ちゅうせいしすぺくとる

中性子線のエネルギーの分布をいう。

中性子フルエンス

ちゅうせいしふるえんす

フルエンスとは放射線の量を表す単位で、ある場所を通過する単位面積当たりの放射線
粒子数。中性子線に関しては、実効線量への換算係数が中性子線のエネルギーごとにフル
エンスで与えられている。

中性子放射化分析法 ちゅうせいしほうしゃかぶんせきほう
原子に中性子が照射されると原子核が中性子を捕獲し、他の原子に変わる。生成した原子は一般的に不安定でβ線、γ線等の放射線を放出しながらさらに他の原子に壊変する。
そこで生成した放射性物質の放射能を測定することにより元の物質の量を測定することができる。
この現象を利用し、放射線を出さない物質や比放射能の小さな物質を原子炉内で中性子を照射して極めて微量を測定する分析法を、中性子放射化分析法という。

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TLD 指リングてぃー・える・でぃーゆびりんぐ

手部の皮膚の被ばくを管理する為に使用される線量計である。サイクル機構東海では TLD
素子を用いたものを使用しており、β線及びγ線を測定するタイプとγ線のみを測定する
タイプがある。指リング線量計は主に、グローブ作業に従事する作業者に対して適用される。

定置式モニタていちしきもにた

管理区域内の作業環境の放射線（能）を連続的に測定監視するため管理区域内の主要な場所に検出器を設置し、その検出器の信号を放射線管理室等に設置された測定部において線量率、放射能の値を表示・記録することにより連続監視することのできる測定装置。
主な定置式モニタは、以下の通り。
線量率測定用：ガンマ線エリアモニタ、中性子線エリアモニタ
空気中放射性物質濃度測定用：β線ダストモニタ、プルトニウムダストモニタ

テレメータシステム

てれめーたしすてむ

モニタリングステーション、モニタリングポスト等における空間放射線量率や風向風速等の計測データを、離れた場所で集中的に監視するために自動的に集計、記録、整理、解析するためのシステムをいう。計測データの送信装置及び有線や専用電話回線等の伝送系、データを受信、処理する中央制御装置等から構成されている。

天然放射性核種 てんねんほうしゃせいかくしゅ
地球創成期から主に地殻中に存在する放射性核種、自然に生成する核種等及びこれらの子孫核種をいう。その大部分はウラン系列、トリウム系列およびカリウム－40 である。それらの存在量は一般に、水成岩中より火成岩中の方が多く、花コウ岩が最も多い。この他、自然に生成する核種としては、上層大気中で宇宙線との相互作用で生成するベリリウム－７などがある。

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等価線量とうかせんりょうICRP の 1990 年勧告での用語であり、1977 年勧告では組織線量当量に相当する。臓器又は組織の吸収線量に、放射線の線質(種類やエネルギー)の違いによる放射線の生体効果の違いを反映させる相対値（放射線荷重係数）を乗じたものである。

特殊放射線作業とくしゅほうしゃせんさぎょう

管理区域内で行なわれる作業のうち、保安規定に定める定義（作業場所の線量率、空気
中放射性物質濃度、表面密度、被ばく線量、作業実施区域等）に該当する作業を特殊放射線作業として区分している。

トリチウム とりちうむ
原子番号１番水素の放射性同位元素。β線の最大エネルギーは、18.6keV である。半減期は 12.3 年でβ崩壊してヘリウム－3（3He）となる。原子力炉及び再処理施設の液体、気体
廃棄物に含まれている。エネルギーが低いため、その定量には、液体シンチレーション測定器が用いられる。

内部被ばく

ないぶひばく

放射性物質を吸入したり、経口摂取したりすること等によって体内に取り込まれた放射性物質が生体の各所に沈着し、体内の組織（甲状腺、肺、骨髄、胃腸等）が放射線を受ける場合の被ばくをいう。内部被ばくの評価には、全身カウンタ、肺モニタ、バイオアッセ
イ、空気中の放射性物質濃度からの計算などの方法がある。

バイオアッセイ

ばいおあっせい

体内に取り込まれた放射性物質の量を、人から採取した試料から間接的に評価する方法。
採取する試料には糞や尿があり、化学分析によって放射能を定量する。

肺モニタ

はいもにた

体外計測機器の一つで、α線を放出するプルトニウム(Pu)の内部被ばく評価に適用される。
吸入摂取により胸部に残留したプルトニウム（Pu）やアメリシウム(Am)からの低エネルギー特性 X 線及びガンマ線を測定する為の装置。検出器には、低エネルギー用のゲルマニウム(Ge)半導体検出器が用いられている。

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半面マスク

はんめんますく作業者の内部被ばく防止のために使用される呼吸保護具である。
半面マスクは、口と鼻の部分のみをカバーし、面体に取り付けてある粒子フィルタで空気をろ過しながら呼吸するもので、小型軽量であるため取扱いが容易である。

プルトニウム ぷるとにうむ
原子番号 94 番。超ウラン元素の一つである。天然には極微量しか存在しない。プルトニ
ウム－239（239Pu）はウラン－238（238U）の中性子捕獲によって生ずる 239U が、２段階の β崩壊をして生じる。239Pu に中性子が順次捕捉されることにより 240Pu、 241Pu 等の高次のプ
ルトニウムが生成される。
239

Pu のα線エネルギーは、5.15MeV であり、240Pu のα線エネルギーは、5.16MeV であり、これらは、エネルギーが近いためにα線スペクトロメトリにより分けることはできない。
そのため、環境モニタリングでは、一般的に 239+240Pu として評価している。

保安規定

ほあんきてい

原子炉等規制法に基づき、再処理施設、核燃料物質使用施設等において、施設を安全に
運転・管理するために、事業所または施設毎に定める規定。保安規定は国の認可が必要である。

放射線障害防止法

ほうしゃせんしょうがいぼうしほう

正式名称は「放射性同位元素等による放射線障害の防止に関する法律」といい、「RI 法」
とも略称される。この法律に基づき、放射性同位元素、放射線発生装置および放射性同位元素により汚染された物に関して、使用、販売、賃貸および廃棄が規制されている。
原子炉等規制法で規制されている核燃料物質および核原料物質は放射性同位元素から除外されている。また、「薬事法」で規定される医薬品も規制対象から除外されている。

放射線障害予防規定

ほうしゃせんしょうがいよぼうきてい

従業員の放射線障害の防止と公共の安全の確保を図るため、放射線障害防止法に基づき、放射性同位元素または放射線発生装置を使用しようとする事業者等は、放射線障害予防規定を定めることが義務づけられている。放射線障害予防規定は、国への届出が必要である。

MOX 燃料

もっくすねんりょう

混合酸化物燃料(Mixed-Oxide)の略である。原子炉で生成する核分裂性物質であるプルト
ニウムを有効に使うため、高速増殖炉やプルサーマル用の燃料として、酸化プルトニウムと酸化ウランを混合し高温で焼結させたものである。

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モニタリング車

もにたりんぐしゃ

空間放射線量率の連続測定記録装置、大気中の放射性ダストや放射性ヨウ素を連続採取し測定する装置などを搭載した特殊車両をいう。原子力事故時にその機動力を生かして、任意の場所で環境中の放射線量率や空気中の放射能をモニタリングすることができる。

モニタリングステーション、モニタリングポスト もにたりんぐすてーしょん、もにた
りんぐぽすと空間放射線量率を測定するための連続モニタを備えた野外観測設備をモニタリングポストという。それに加え、空気中の放射性ダスト、放射性ヨウ素を採取するためのダストサン
プラー、気象観測設備を備えた野外観測設備をモニタリング
ステーションという。

ヨウ素 ようそ
原子番号 53 番。ハロゲン元素の一つである。海藻や海産動物中に主に有機化合物として存在する。ヨウ素の放射性同位体の 129I や 131I は核分裂生成物であり、原子炉や再処理施設
からの排気や排水中に放出される可能性がある。129I は半減期 1600 万年の長半減期核種であり、再処理施設の環境影響評価上重要である。また、ヨウ素は体内に摂取されると甲状腺に選択的に蓄積されることから、131I，134I 等の短半減期の放射性ヨウ素が原子力防災において注目されている。
なお、 129I は低エネルギーのβ線とγ線しか放出しないことから、環境レベルの測定には、中性子放射化分析法や質量分析法が用いられる。

臨界

りんかい

ウランやプルトニウムなどの重い原子核が中性子と反応して 2 個又はそれ以上の核分裂生成物に分裂し、それと同時に２～３個の中性子を発生し、かつ大きなエネルギーを放出することを核分裂といい、この時、中性子の発生量と失われる量が等しく、中性子の時間変化がない状態（定常的に核分裂が持続）を臨界状態という。

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