Estimate of clearance levels for metal materials contaminated with uranium

ウランを取扱う施設から発生する金属に対するクリアランスレベルの評価

武田 聖司 ; 木村 英雄

Takeda, Seiji; Kimura, Hideo

本研究では、ウランを取扱う施設から発生する金属に対するクリアランスレベルを算出するため、我が国の金属リサイクルの現状を踏まえた金属の再利用シナリオを設定し、決定論的な線量解析からU-234, U-235, U-238のクリアランスレベルを、それぞれ1.5Bq/g, 1.4Bq/g, 1.8Bq/gと算出した。さらに、決定論的に算出したクリアランスレベルの妥当性を確認するため、解析に使用したパラメータの不確実性と金属の再利用後に生じる可能性の考えられるスラグの産業廃棄物としての埋立処分のシナリオ設定の不確実性についてクリアランスレベルに与える影響を評価した。その結果、両者の不確実性がU-234, U-235, U-238のクリアランスレベルに与える影響はほとんどなく、決定論的に算出したクリアランスレベルの妥当性を確認することができた。

Clearance levels for the solid materials contaminated with uranium were estimated based on deterministic dose calculation approach for metal reuse scenario. The activity concentrations for major radionuclides, U-234, U-235 and U-238, were calculated to be 1.5 Bq/g, 1.4 Bq/g and 1.8 Bq/g, respectively. In order to confirm the validity of the calculated concentrations, the authors estimated the uncertainties on scenario description after metal recycling and on parameter values used in the deterministic calculation. The validity of the calculated activity concentrations by the deterministic approach was confirmed from the results of both the analysis for an additional scenario on the landfill disposal of residue of slag after metal recycling and the Monte Carlo-based analysis for parameter uncertainties.