人形峠環境技術センターのウラン測定と関連技術の現状

石森 有; 横山 薫*; 早川 友也; 秦 はるひ; 迫田 晃弘; 長沼 政喜

デコミッショニング技報, (55), p.36 - 44, 2017/03

日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターのウラン計測技術とその関連技術の現状について概説する。廃棄物のウラン量評価を目的としてJAWAS-NとQ装置を導入した。これらの測定下限値は200ドラム缶あたり数g程度のウラン量である。Q装置による評価結果を補正するため開発した等価モデルは、数十g程度以下のウラン量には適用できない。この報告では改良した等価モデルのウラン量評価での有効性を示す。これは測定対象物中のウランの不均一な分布を補正するため、1001keVの光電ピークとその散乱線スペクトルを利用する手法である。このモデルの使用により、従来の評価法の1/10を下回るウランの定量下限値を実現した。Uを定量可能するため、1001keVの線を評価するための遮蔽因子を186keVの線の評価に同様に使用できることを実証した。このモデルを採用した測定装置は既に国内のほかの原子力事業者でも利用されている。また、クリアランス計測への応用も検討している。関連技術として線スペクトルを利用した廃棄物ドラム缶を分類するために、機械学習の適用可能性に係る研究も実施している。

廃棄物線分析システムによるウラン238定量結果の検証

横山 薫; 秦 はるひ; 小原 義之; 長沼 政喜; 杉杖 典岳

Radioisotopes, 63(12), p.559 - 566, 2014/12

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.63.559

原子力施設の廃止措置で発生するウラン系廃棄物を収納したドラム缶中のウラン238(U)量は、線測定等を用いて評価される。CANBERRA製のQualitative and Quantitative (Q) Low Level Waste Assay Systemsを用い廃棄物ドラム缶を測定した。本装置はウラン線源の均一分布を仮定するが、実廃棄物ドラム缶では均一性は確認されていない。そのため、著者らが開発した線源の偏在を補正する新しい解析手法を用いて評価した結果、ドラム缶中の線源偏在が、本装置のU定量値へ与える誤差を評価できた。

ウラン廃棄物を対象とした非破壊測定装置の運用実績

小原 義之; 長沼 政喜; 野廣 哲也*; 吉田 公一*; 牧田 彰典*; 坂手 光男*; 入沢 巧*; 村下 達也*

JAEA-Technology 2012-048, 39 Pages, 2013/03

JAEA-Technology-2012-048.pdf:5.1MB

日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターでは、昭和50年から平成14年まで、ウラン鉱石からウランを抽出し製錬・転換・濃縮して原子炉の燃料とするための研究開発及び使用済燃料を再処理して回収したウランの、転換・再濃縮する技術開発を行ってきた。この間に発生した放射性廃棄物は、ドラム缶に密封した状態でセンターの廃棄物貯蔵庫に約15,000本保管しているが、廃棄物管理情報に統一性がなかった。平成10年頃にセンターの主要核物質取扱施設の核物質不明量(MUF)が保障措置上の課題として国際原子力機関に指摘された。このため、センターでは、平成12年にドラム缶に収納した状態でウラン量を定量することができる米国CANBERRA社製の「Q2低レベル廃棄物ドラム缶測定装置」を導入し、廃棄物ドラム缶の非破壊でのウラン量測定を行ってきた。平成13年から平成23年の間で、廃棄物貯蔵庫に保管している約15,000本の廃棄物ドラム缶について、ほぼ全数の測定を実施した。その結果、廃棄物ドラム缶中の総ウラン量は約20tonと評価された。

土壌加熱による放射性セシウムの挙動評価

横澤 拓磨; 小林 秀和; 山下 照雄; 永井 崇之; 時澤 孝之; 長沼 政喜; 青木 勝巳

no journal, , 

放射性セシウムに汚染された土壌の簡便な除染方法の検討の一環として、セシウム化合物の比較的低い温度における高い揮発性に着目した加熱除去法に関する基礎的な試験を行った。本研究では放射性セシウムの加熱除去可能性の調査方法として放射性セシウムを含む環境中の土壌をるつぼ規模の加熱試験することで同核種の揮発挙動を評価した。その結果、1300度-1時間までの加熱による放射能の変化は、放射能の値のばらつきは見られるものの揮発挙動は見られなかった。また、土壌と炭酸セシウムの加熱前後の結晶構造の確認の結果、CsAlSiO等の安定な化合物を形成することを確認した。

核燃料施設の周辺環境線量評価におけるMCNP5の活用事例

在間 直樹; 長沼 政喜; 坂尾 亮太

no journal, , 

人形峠環境技術センターの核燃料使用施設では、現在新規制基準に対応した安全評価を行っている。その中で事業所内外の線量評価は重要であるが、敷地境界線量評価における直接線・スカイシャイン評価は施設の遮蔽設計に比較し検証が困難な場合が多く、評価手法の合理性・妥当性が強く希求される。当センターにおける従前評価では、直接線評価においては近距離でも1000m以上遠方の場合でも同様にQAD-CGGP2Rによりモデル化して計算していた。スカイシャイン評価においてはQAD-CGGP2RとG33GP2Rの組み合わせとしていた。これらは計算コードの制約から全体的に過大な線量率評価となっていたことは否めない。これに対して同一の評価対象・パラメータを用いてモンテカルロ輸送計算コードMCNP5により比較検証を行った。MCNP5では3次元形状の入力が可能で、線源から発生させ計算評価点に至る連続的な粒子挙動の追跡が可能であり、上空・遠方あるいは地面での散乱回数に制約はない。また、線源から計算評価点に達する粒子を直接線・スカイシャインとを区別することなく、同時に合算値として評価可能である。実際の当該及び周辺の建屋構造・地形構造を反映させることも可能である。比較検証では、同一の線源・計算パラメータを用いての従前評価とMCNP5による評価を行った。MCNP5では線源周囲の建屋構造・線源の下側に存在する地面も計算モデルに加えた。その結果、従来評価はMCNP5に比較して過大評価となりその傾向は遠方に行くに従い増加することを確認した。