再処理施設内作業におけるアメリシウム検出傾向

Trends in americium detection during work in reprocessing facilities

芳中 一行 

Yoshinaka, Kazuyuki

再処理施設の廃止措置において、通常、安全貯蔵期間が設けられない理由の一つにPu-241がAm-241に崩壊し工程設備内に蓄積することがある。東海再処理施設は、2007年に操業運転を終了してから18年が経過しており、最近の作業において、従前に比べるとAm-241の相対的割合が大きくなっていると考えられたため、作業の際に行われた核種分析の結果の記録から、その傾向を調査することとした。なお、本調査においては、主要核種であるCs-137との相対的割合に着目し、その傾向を分析し、考察を加えている。調査の結果、各工程設備ともAm-241の相対的割合が増加傾向にあることが確認できたが、その増加の様相は各工程により異なる。使用済燃料受入貯蔵工程周辺作業では、濃縮ウラン貯蔵プール等への出し入れの際に除染行為を行っていること、Cs-137の溶解性が影響していると考えられ、近年では検出された核種の80%90%に相当する割合がAm-241となるようなケースもあった。機械処理(せん断)工程周辺作業では、取り扱った使用済燃料中の組成に応じた増加傾向となっていると思われ、その全核種に対するAm-241の割合は大きいものでは40%を超えていた。ガラス固化処理工程周辺作業では、固化処理対象とした高放射性廃液の組成に応じた増加傾向になっていると思われ、その全核種に対するAm-241の割合は大きいものでもこれまでのところ10%を超えるものはなかった。低放射性廃液処理工程周辺作業では、廃液貯槽等の底部に沈殿している成分が影響していると思われ、Am-241は高い割合で検出される傾向があった。低放射性固体廃棄物の焼却処理工程周辺作業では、全体としては、取り扱った廃棄物に応じて検出される傾向にあると考えられるが、焼却炉内部壁面などで比較的高い割合でAm-241が検出された。

In the decommissioning of reprocessing facilities, one of the reasons why a safe storage period is usually not set is that Pu-241 decays into Am-241, which accumulates in the process. As eighteen years have passed since the Tokai Reprocessing Plant finished its operation in 2007, it was considered during recent work that the relative proportion of Am-241 has increased compared to earlier measurements. Therefore, this trend was investigated using records of nuclide analyses conducted during operations. In this investigation, we focused on and discussed the relative proportion of the major nuclide, Cs-137 and Am-241. The survey confirmed that the proportion of Am-241 tended to increase in all process equipment, though the extent of the increase varied depending on the process. In operations related to spent fuel storage systems, decontaminating when moving fuel, and the solubility of Cs-137 have an effect. In recent years, there have even been cases where Am-241 accounted for 80 % to 90 % of the nuclides detected. In operations related to mechanical processes, including the shearing equipment, the increase appears to correspond to the composition of the spent fuel, and the proportion of Am-241 in all nuclides can exceed 40 % in some cases. In operations related to vitrification process, while the increase seems to correspond to the composition of the high-level radioactive waste, the proportion of Am-241 among all nuclides has not exceeded 10 % in any case. In operations related to radioactive liquid waste processes, the precipitate components at the bottom of storage tanks have an effect and Am-241 tends to be detected at a high proportion. In operations related to incineration processing of radioactive solid waste, the overall trend is thought to correspond to the type of waste handled, but relatively high proportions of Am-241 have been detected on internal walls of incinerators and similar areas.