AbstractPrinceton tokamaks have produced radiation levels of interest to health physicists since 1977. However, increases in the neutron flux and associated tritium production from deuterium-deuterium (DD) reactions have heightened the level of health physics requirements around machines such as Princeton's Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR). The graphite tiles used within the vessel have retained tritium produced by DD operations and thereby created contamination control challenges during vessel openings. From January to July 1987, approximately 3 × 1018 DD fusion neutrons were produced in TFTR operations. For each DD neutron produced, one would expect to see the production of one triton since the cross-sections for the D-D fusion reactions are approximately equal. This would imply 5.4 GBq (145 mCi) of tritium produced from DD reactions in 1987. Procedures for vessel entry, contamination control, removal of activated hardware from the test cell and exposure control have been upgraded to meet the changes resulting from the success of producing higher neutron fluxes.Measurements continue to be made of bremsstrahlung profiles within the test cell, general radiation levels in potentially occupied areas, and environmental baselines in preparation for the introduction of tritium as a fuel. However, the tritium produced from DD reactions already produces measurable tritium levels in vacuum pump oils, neutral beam injector boxes, the vessel itself, and within the test cell when the vessel is opened and vented to the test cell. This paper describes the increased activities of the health physics staff in providing measurement techniques, contamination control, written procedural requirements, and the radiation training instituted for ensuring the safety of the employees.
プリンストン・トカマクは1977年以来、保健物理学者の関心を引くレベルの放射線を生成してきた。しかし、重水素-重水素（D-D）反応による中性子フラックスとそれに伴うトリチウム生成の増加により、プリンストンのトカマク核融合試験炉（TFTR）のような装置周辺での保健物理要件の水準が高まっている。容器内で使用される黒鉛タイルは、D-D運転によって生成されたトリチウムを保持しており、それにより容器開放時の汚染管理上の課題が生じている。1987年1月から7月までに、約3×10¹⁸個のD-D核融合中性子がTFTR運転において生成された。各D-D中性子の生成に対して、D-D核融合反応の断面積がほぼ等しいことから、1個のトリチウムの生成が期待される。これは、1987年にD-D反応から約5.4GBq（145mCi）のトリチウムが生成されたことを意味する。容器進入手順、汚染管理、試験セルからの活性化されたハードウェアの除去、および被ばく管理は、より高い中性子フラックスの生成成功に伴う変化に対応するために強化されてきた。試験セル内の制動放射のプロファイル、潜在的に人が立ち入る区域の一般的な放射線レベル、および環境バックグラウンドの測定が、燃料としてのトリチウム導入に備えて引き続き行われている。しかし、D-D反応から生成されたトリチウムは、すでに真空ポンプ油、中性粒子入射装置ボックス、容器自体、および容器が開放され試験セルへ通気された際の試験セル内において、測定可能なトリチウムレベルを生み出している。本論文は、従業員の安全を確保するために実施された、測定技術の提供、汚染管理、文書化された手順要件、および放射線訓練における保健物理スタッフの活動強化について述べるものである。