JMTR原子炉施設に残存する二次汚染物の放射能量評価

永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 花川 裕規; 井手 広史

JAEA-Technology 2022-029, 55 Pages, 2023/02

JAEA-Technology-2022-029.pdf:2.77MB

JMTR原子炉施設は、日本原子力研究開発機構が策定した2017年4月の施設中長期計画において廃止施設に位置付けられたことから、廃止措置計画認可申請を原子力規制委員会に提出するにあたり、廃止措置計画に記載する必要がある原子炉施設に残存する放射性物質の推定放射能量のうち、二次汚染物の推定放射能量を評価するため、線量当量率の測定や核計算コード等を用いた放射能量の評価を行った。この結果、総放射能量は、原子炉停止後12年で2.7310Bq、原子炉停止後21年で1.4610Bqで、一次冷却系統が最も大きい評価となった。放射能量が大きい核種としては、H-3やFe-55、Co-60、Ni-63、Sr-90、Cs-137などであった。評価で得られた放射能濃度から放射能レベル区分を行ったところ、一次冷却系統及び排水系統(第3排水系)がL2に、それ以外の系統はL3に区分された。区分結果に影響を与える核種としては、水力ラビット照射装置やOSF-1照射設備についてはCo-60のみであったのに対し、その他の系統ではH-3、Co-60、Sr-90、Cs-137などであった。今後行う廃棄物の処理処分にあたっては、放射化汚染物の推定放射能量などの評価結果も考慮した上で廃棄物の放射能レベル区分を評価し、それぞれの区分に応じた適切な処理処分方法を検討する。

Investigation of the contamination on the operation floor of unit 2 based on the radiochemical analysis data

高畠 容子; 駒 義和

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05

Radioactive nuclides contaminated F1NPS on the severe accident. It is necessary to discuss about radioactive waste processing and disposal. To investigate contamination process for the waste is important to establish methodologies for their management. Operation floor of unit 2 reactor building was highly contaminated, and boring cores of floor and ceiling were radiochemicaly analyzed. Comparing with distribution of Cs and dose rate indicated the difference of degree of contamination between the floor and ceiling. Contamination with Pu, Am and Cm was higher at the floor above the reactor shield plug, where is considered that the contaminated gas leaked. Degree of contamination of H, Co, Tc, Am and Cm were highest at the point of the opposite side of the blow out panel among several sampling point of the ceiling. From the activity ratio of U to U with samples, the origin of uranium was the damaged fuel.

HLW-79Y-4T型核燃料輸送容器の解体と廃棄

山口 五十夫*; 森田 泰治; 藤原 武; 山岸 功

JAERI-Tech 2005-054, 61 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-054.pdf:12.38MB

HLW-79Y-4T型核燃料輸送容器(通称サンドリオン)は、日本原子力研究所東海研究所における群分離試験において使用する高レベル放射性廃液を核燃料サイクル開発機構東海事業所より輸送する目的でフランスより購入し、日本の国内法規に適合するよう改造を行い、「核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則」に適合したBM型輸送物である。本輸送容器は1980年に核燃料輸送物設計承認を、1981年には輸送容器承認を受け、1982年から1990年にかけて5回の高レベル放射性廃液の輸送を実施した。その後は、所外の施設より高レベル廃液を搬入する手段を確保しておく必要性から、本輸送容器の健全性維持,承認容器としての更新手続きを実施してきた。しかし、研究の進展に伴い、所内においても高レベル廃液の入手が可能となったため、本輸送容器は、運搬容器としての使命を終えたと判断し容器承認を廃止した。不要となった輸送容器を廃棄処分するため、あらかじめ、輸送容器各部の線量当量率や表面密度を調査し、その結果から輸送容器を廃棄処分する方法を決定した。本報告書はこれらの決定事項に基づき、内容器内の放射性物質の除染,機構部解体,遠隔分別収納,容器表面放射性物質の除染等の諸作業を実施した結果についてまとめたものである。

建屋表面を対象とした低レベル放射能汚染の自動測定装置の開発

立花 光夫; 伊藤 博邦*; 畠山 睦夫*; 柳原 敏

日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.120 - 127, 2004/03

https://doi.org/10.3327/taesj2002.3.120

原子力施設の廃止措置において、コンクリート表面における低レベル放射能汚染を自動測定する建屋表面汚染自動測定装置(RAPID-1600:Radiation Measuring Pilot Device for Floor Contamination with 1,600cm Detectors)を開発した。RAPID-1600は、積層型検出器,自動走行ロボット,制御部から構成される。放射能測定は、検出器を上下2層に重ね、その間に線の遮へい板を挟むことにより、コンクリート表面に近い第1検出器では線と線を、第2検出器では線を測定する。測定対象物からの線の計数率は、第1検出器に測定される線と線の計数率から、第2検出器に測定される線の計数率を差し引くとこにより評価できる。RAPID-1600は、双輪キャスタ型駆動機構の駆動輪と操舵輪をそれぞれ個別に操作することにより全方向に移動でき、デジタル標識を用いた自己位置同定システムにより位置の補正ができる。日本原子力研究所のRI製造棟における実地適用試験を通して、RAPID-1600が原子力施設の廃止措置における確認測定に適用できる見通しが得られた。

原子力事故後の環境中外部被ばく線量の測定・評価に関する研究

坂本 隆一; 斎藤 公明; 堤 正博; 長岡 鋭

保健物理, 36(4), p.297 - 307, 2001/12

https://doi.org/10.5453/jhps.36.297

外部被ばく線量に影響を与えるファクターとしては、事故後の放射性核種の沈着分布,放射性核種の種類,核種の地中分布,降雨,積雪,半減期,家屋等の遮蔽効果,除染効果,生活パターン等がある。本調査研究では、チェルノブイリ地域において、これらのファクターに関係するデータを1992年から可能な範囲で継続的に収集を行った。本研究のおもな成果は次に示す4項目にまとめられた。(1)広域に汚染した地域の放射線レベルを迅速にサーベイする方法の開発、(2)汚染地域の住民に対する外部被ばく線量を推定する方法の検証、(3)線線量評価用基本データのモンテカルロ法による整備、(4)汚染環境場の特性解析。以下、本報告では、調査や実験の概要を項目別に述べ、その後におもな成果を記述した。

Reactivity accident of nuclear submarine at Vladivostok

高野 誠; Romanova, V.*; 山澤 弘実; Sivintsev, Y.*; Compton, K.*; Novikov, V.*; Parker, F.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(2), p.143 - 157, 2001/02

https://doi.org/10.3327/jnst.38.143

ソビエト連邦の崩壊と、それに伴う冷戦の終結と軍縮協定により、おびただしい数の核兵器が廃棄処分待ちの状態となっている。このため、核ミサイル搭載した原子力潜水艦も、かなりの数が廃棄処分される予定である。しかしながら、ロシアの原潜はこれまでに5回も反応度事故を起こしている。本報では、はじめに1985年8月10日に、ウラジオストックとナホトカのちょうど中間に位置するチャズマ湾で発生した原潜原子炉の反応度事故について記述し、原潜原子炉のデータや特性、燃料交換手段及び同様の反応度事故発生確率について議論した。次に、チャズマ湾事故及び退役原潜から使用済燃料を除去する際に、発生の可能性がある仮想的反応度事故に対し、日本や韓国における放射線リスクの評価を行った。解析には、日本原子力研究所で開発された放射性物質の大気移行解析を行えるWSPEEDIを使用し、典型的な冬季の気象条件を使用した。解析の結果、放射性物質は1日から数日で日本へ到達し、かなり広範囲の汚染となるが、公衆被曝の観点からはほとんど影響がないことがわかった。

原子力施設の廃止措置における「放射性廃棄物でない廃棄物」の区分手順; 動力試験炉の解体における経験

立花 光夫; 畠山 睦夫; 柳原 敏

日本原子力学会誌, 41(6), p.677 - 685, 1999/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.41.677

原子力施設の廃止措置において解体撤去方式を採用した場合、その最終段階で建家の撤去が行われる。建家は、膨大な量の鉄筋コンクリートで作られているため、その解体作業から発生するコンクリート廃棄物をすべて放射性廃棄物として処分することは合理的でない。すなわち、放射性廃棄物と「放射性廃棄物でない廃棄物」とを分離するための除染及び放射能測定に関する手順を検討することが必要であった。そこで、原子力安全委員会の考え方に基づいて、解体から発生する廃棄物を「放射性廃棄物でない廃棄物」として扱うために必要な作業手順について検討した。その結果、建家表面の汚染特性の評価、除染、放射能の確認測定の各段階を経て実施した作業により、JPDR解体実地試験において、検討した作業手順の有効性を確認できた。本報告は、「放射性廃棄物でない廃棄物」の区分手順の検討結果及びその実施結果についてまとめたものである。

Radiation protection in decontamination work of hot cells in reactor fuel examination facility

佐藤 信行; 早坂 寿夫; 小林 誠; 仲澤 隆; 横須賀 美幸; 長谷川 圭佑; 池沢 芳夫

Proc. of the Int. Conf. on Radiation Effects and Protection, p.440 - 445, 1992/00

材料試験施設では、PWR等の使用済み燃料の照射後試験がセル内で実施されている。試験を確実に遂行するために、定期的にセル内の各種照射後試験装置及び設備の保守点検作業が行われる。保守点検作業者の被ばくを低減するために、セル内除染作業が、前もって実施される。各セルの汚染レベル、核種組成は、照射後試験及び使用済み燃料の種類により異なるため、線量当量率の分布を把握するとともに表面汚染密度から空気中放射性物質濃度を推定し、これらのデータと作業内容を基に適切な防護方法について事前検討を行い、除染作業者の被ばく低減化を図っている。本発表では、1991年に同施設で行われたセル除染作業時の作業者の被ばく防護について、防護措置、被ばく状況等を報告する。

「原子力事故または放射線緊急事態における復旧活動」国際シンポジウムに参加して

池沢 芳夫

保健物理, 25(3), p.299 - 300, 1990/00

本国際シンポジウムは、平成元年11月6日から11月10日まで、オーストラリアのウィーンにおいて、原子力事故または放射線緊急事態における復旧活動の最新情報の交換及びレビューを目的として開催された。講演は放射性物質の回収活動、敷地内復旧活動、敷地外復旧活動、南ウラルの汚染事故、及び事故からの教訓の5つのセッションに分類され、約50件であった。本投稿では、講演内容等の概要及び筆者の所感について述べる。