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照射後試験施設から発生する廃棄物の放射能評価方法の検討

Study of evaluation method to determine the radioactivity concentration of radioactive wastes generated from post-irradiation examination facilities

辻 智之; 坂本 義昭; 星野 譲; 鈴木 康夫*; 町田 博*

Tsuji, Tomoyuki; Sakamoto, Yoshiaki; Hoshino, Yuzuru; Suzuki, Yasuo*; Machida, Hiroshi*

日本原子力研究開発機構は、研究施設等から発生した低レベル放射性を対象とする埋設処分事業を計画している。研究施設等廃棄物は様々な施設から発生しており、埋設処分事業を円滑に推進するためには、放射性廃棄物の特徴を踏まえた合理的な廃棄確認の方法を確立する必要がある。この一環として、ニュークリア・ディベロップメントの照射後試験施設をモデルに、照射後試験施設から発生する放射性廃棄物に対する共通的な放射能濃度評価手法の検討を行った。本検討では、17核種(Sr-90、Tc-99、U-235,238、Pu-238,239+240,241、Am-241、Cm-244等)に対し、実搬入燃料のデータを用いORIGEN-2計算コードによる放射化・燃焼計算によって得られた放射能濃度比と実際の廃棄物試料の放射化学分析結果と比較し、理論計算を主体とした放射能濃度評価手法の適用性を確認した。

JAEA is planning a business for the disposal of low level radioactive wastes generated from research, industrial, and medical facilities. Because those wastes are generated from various facilities, it is important to develop reasonable confirmation methods based on the characteristics of radioactive wastes. As a model case of development of the evaluation method to determine the radioactivity concentration, the common method was studied to determine the radioactivity concentration of PIE wastes stored in NDC. The radioactivity concentrations of 17 nuclides (Sr-90, Tc-99, U-235, 238, Pu-238, 239+240, 241, Am-241, Cm-244 and so on) were calculated by ORIGEN-2 based on actual data such as initial contents and operation record of the spent fuel. From the comparison of the obtained data by radiological measurement with calculated values, it was studied that the theoretical method was applied to determine the radioactivity concentrations of 17 nuclides of PIE wastes.

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