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加藤 清
放射性廃棄物管理専門研究会報告書, p.24 - 28, 1987/00
原子炉解体技術開発の一環として、解体廃棄物の処理技術等の開発を57年度から下記のテーマについて進めてきた。(1)高放射化解体物理用コンテナ及び低中レベル廃棄物用パッケージ、(2)金属解体物の圧縮切断と高圧縮処理技術、(3)コンクリート解体物のセメント固化処理技術、(4)大型機器類の表面汚染固定処理技術、(5)解体廃棄物の管理システムの評価検討。これらの技術開発の現状を紹介する。 (内容については、主に原子力工業第32巻第9号(1986)に掲載されたものである。)
藤崎 説男
京都大学原子炉実験所放射性廃棄物管理専門研究会報告書, p.20 - 25, 1981/00
東海研究所廃棄物処理場においては、国内及び国際的に定められている規則、指針に基ずいて処理用均一セメントパッケージ(以下、投棄物と記す。)の製作を行っている。これらの投棄物中に含まれる放射能は、固化前に廃液中のH、Sr、核種、核種を測定し、測定値の合計で評価を行っている。これらの測定法のうち、化学分析を伴うSr及び核種の放射能測定法についてのべる。ストロンチウムの分析は、基本的には科学技術庁編の「ストロンチウム分析法」に基づいている。廃液中に含まれるSrがSrの放射能にくらべ低く、分析誤差内であるためにSrがSrの放射能の合計をSrの放射能として評価している。全アルファ放射能の分析は、試料を完全溶触したあと、アクチノイドを硫酸バリウムに共沈させ、蒸発乾固したものをガスフロー型の比例計数管で計測する方法である。これらの分析法は、再現性もよく、簡易分析法としては極めて優れた分析方法といえる。