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村上 昌史; 佐々木 紀樹
JAEA-Review 2022-004, 106 Pages, 2022/06
JAEA-Review-2022-004.pdf:3.95MB
日本原子力研究開発機構に保管されている多数の放射性廃棄物を処理処分していくためには、廃棄物の性状把握のために多くの分析データが必要となる。海外の原子力施設においては、費用対効果が大きい性状把握計画を作成する手段として、「データ品質目標(DQO)プロセス」を用いることが一般的になっている。DQOプロセスは、米国環境保護庁(EPA)において開発されてきた多段階の計画作成プロセスであり、環境データ収集を伴う様々なプロジェクトにおいて、科学的に厳密かつ費用対効果が大きいデータ収集計画作成のために利用可能であるとされているものである。バックエンド推進部では、今後の保管廃棄物の性状把握において、統計的手法を取り入れることにより必要な費用を削減することを検討しており、これに向けてDQOプロセスに関する文献調査を実施してきた。本調査は、EPAがこれまでに刊行したDQOプロセスに関する手引書を中心として行い、これに加えてEPAの品質体系や計画作成後の作業といった関連事項及び原子力施設における適用例についても実施した。本報告書では、これらの文献調査結果に基づき、DQOプロセスによる計画作成の具体的手順を説明し、DQOプロセスがなぜ開発されたか、どのような変遷を辿ってきたか、及びEPAにおいて現在どのように利用されているかといった背景情報について整理する。また、特に複雑な対象物についての適用例として、過去に生じた多種多様なレガシー廃棄物を有しており、大きな環境汚染問題を抱えている、米国のハンフォードサイトにおける事例についても説明する。本報告書は、統計的サンプリング法を利用する計画を作成する際に重要となる事項や考え方をまとめるだけでなく、複雑な対象物に対する適用事例についても紹介しており、従って様々な廃棄物に対する今後の性状把握計画の作成において参考になると考えられる。
齊藤 宏
JAEA-Review 2016-009, 80 Pages, 2016/07
JAEA-Review-2016-009.pdf:8.28MB
人形峠環境技術センターでは、ウラン鉱山の鉱業活動を終了し、現在は鉱山保安法に基づき施設の維持管理を行うとともに、鉱山跡措置を進めている。これまでに、効率的な鉱山跡措置のため、最適な進め方、施設間の優先順位、具体的な調査項目や方法等について検討してきた。その結果、今後検討し解決する必要のある課題が残されていることが分かってきた。そこで、関連分野の海外の専門家との意見交換等により知見を得るとともに、海外の休止ウラン鉱山において先行して実施された又は実施中の事例に係る情報を取得するため、IAEAが構築した環境修復に係る多国間ネットワーク"ENVIRONET"に平成21年の構築以降継続して関与し、年次総会及び運営委員会に出席するとともに、同様な課題を有する出席者との関係を強化してきた。また、文献及びウェブサイトの調査を並行して行い、必要な情報取得を行ってきた。ENVIRONETへの関与により取得した情報と文献調査より得られた情報とあわせて、追加し調査を行う休止ウラン鉱山とそこで取得すべき具体的な情報を事前に抽出したうえで、該当する鉱山を対象に現地調査及び打合せを行い、必要な情報を取得し、これらの整理を行った。
永里 良彦; 山口 俊哉; 藤田 秀人; 大森 栄一
JNC TN8410 2001-021, 33 Pages, 2001/09
JNC-TN8410-2001-021.pdf:4.37MB
原子力施設から放出されるC-14は、環境への蓄積及び食物連鎖を通じての内部被ばくの観点から安全評価上重要な核種であり、東海再処理施設においては、平成3年10月から再処理施設から放出される放射性気体廃棄物に含まれる主要な核種として定常的な測定を開始している。一方、再処理施設内においては、C-14の工程内での挙動を解明するため、文献調査を行うとともに、実際の使用済燃料の再処理運転を通じて工程内での分配、挙動等について調査を行った。東海再処理施設におけるC-14の挙動調査結果から得られた結果をまとめると、以下のとおりである。1.使用済燃料のせん断処理により放出されるC-14はわずかであり,使用済燃料に含まれるC-14の大部分は、溶解処理に伴い発生する溶解オフガスとともに溶解オフガス処理工程へ移行する。溶解オフガス処理工程へ移行したC-14は、アルカリ洗浄塔などで一部が捕獲されたのち、残りが主排気筒から放出される。主排気筒からのC-14の放出量は、使用済燃料処理1トンあたり約4.1
6.5GBqであった。2.溶解オフガス処理工程及び槽類オフガス処理工程のアルカリ洗浄塔で捕獲されたC-14は、低放射性廃液貯槽に移行する。同貯槽への移行量は、使用済燃料処理1トンあたり約5.49.6GBqであった。3.使用済燃料の処理に伴い主排気筒から放出されたC-14と、低放射性廃液貯槽へ移行したC-14の合計を再処理施設へのC-14の入量とすると、使用済燃料1トンあたりのC-14は約11.915.5GBqとなった。また、この結果をもとにC-14の生成に寄与する照射前燃料中の窒素含有率を推定すると15 22ppmとなった。4.低放射性廃液貯槽の廃液は,蒸発缶により蒸発濃縮され、この際、C-14のほとんどは低放射性の濃縮液へ移行する。5.平成6年度以降、ガラス固化技術開発施設の運転に伴い第二付属排気筒からのC-14の放出が確認されており、その放出量はガラス固化体1 本を製造するにあたり約0.6GBqであった。
庄野 彰; 佐藤 若英*; 栗原 国寿
JNC TN9400 2000-037, 87 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-037.pdf:3.48MB
水冷却型増殖炉の核特性の特徴を把握するために、公開文献に基づいて沸騰軽水を冷却材とした炉心、それをベースに冷却材を非沸騰重水及び非沸騰軽水に置換した炉心、ならびに高速炉の代表炉心として大型Na冷却MOX燃料炉心の仕様を設定し、基本的な核特性の比較検討を実施した。高速炉用非均質セル計算コードSLAROMと軽水炉解析に汎用的に用いられているSRACの解析結果を比較し、転換比・中性子スペクトル・エネルギー領域別反応割合・1群断面積等について、両コード間の差は小さく、高速炉核特性評価システムが水冷却型増殖炉の基本的核特性の検討に適用可能であることを確認した。SLAROMコードを用いて上記4種類の炉心の核的パラメータ及び増殖性に見られる相違を考察した。冷却材の変更によって、中性子スペクトル・
値・主要エネルギー領域等が変化する傾向を把握した。水冷却型増殖炉では、冷却材中に存在する水素(または重水素)の影響で低エネルギー成分の中性子束が高速炉に比べて増大し、その結果、主要エネルギー領域が低エネルギー側に移行し、核分裂性核種の値が低下するが、MOX燃料を稠密に配置して増殖性を担保する設計であることが理解できた。Pu同位体組成が増殖特性に及ぼす影響をSRACコードの燃焼解析機能を用いて検討し、Pu-240含有率が大きい組成のPuを装荷した場合には転換比が大きく算定される傾向にあることを定量的に評価した。臨界性及び反応率比に対する感度解析により、沸騰軽水冷却増殖炉では、高速炉に比べて、1KeV以下のエネルギー領域における感度が増加することがわかった。断面積不確かさに起因する核設計予測精度評価については、現在核データセンターで共分散データの見直し中であるため、現状の共分散データを用いて暫定解析結果を得た。見直し後の最新共分散データを用いた内部転換比予測精度評価が今後の課題である。
白川 典幸*; 堀江 英樹*; 山本 雄一*; 松宮 壽人*
JNC TJ9440 2000-008, 47 Pages, 2000/03
JNC-TJ9440-2000-008.pdf:1.96MB
伝熱流動数値実験によって、化学反応を伴う伝熱流動が高速炉を構成する機器に及ぼす影響を評価するには、反応の発生箇所近傍だけでなく機器全体を解析対象とする必要がある。そのため、計算負荷の観点から微視的な解析手法を直接用いることができない。このため、使用する熱流動解析コードには、化学反応によって生じる多相・多成分の反応性流体の挙動をモデル化し、相関式として組み込まなければならない。反応性流体の化学反応の量は反応する相間の境界面積に依存し、この面積は界面の形状によって大きく変化する。しかし、ナトリウム-水反応のように化学反応を伴う系については、これに関する実験的知見もないのが現状である。そこで本件では、微視的解析手法である粒子法を用いて、多相・多成分・反応性流体の挙動を機構論的に解析し、流動様式や境界面積に関する知見を得ることを最終的な目的とする。本年度は、粒子法を用いて水・ナトリウム反応を扱うための第一段階として、液体ジェットが他の液体プールに噴出する際の流体力学的挙動への粒子法の適用性を検討することを目的とした。このため、文献調査によりジェット流動様式のメカニズムを検討するとともに、ここでの目的に合致する、「ガソリンプールに水を噴出させる実験」を選び、解析した。また、蒸気発生器内部の伝熱管水リーク事故では管群内のジェット流を解析する。このような複雑体系への本手法の適用性を検討するため、蒸気発生器安全性総合試験(SWAT/Run19試験)を例として化学反応を含まない流体力学のみの予備解析を実施した。その結果、伝熱管群を含む複雑体系においても、高速ジェット流とプール流体との相互作用を考慮した流動挙動への適用性が確認できた。さらに、今後扱うべき現象のモデリングについて検討し、相変化と化学反応経路を選定し定式化を行った。水の相変化は伝熱律速モデルに基づき、化学反応は水・水素転換率をパラメタとした一括反応モデルに基づいている。また、コード構成についても概念設計を行った。
平野 靖*; 笹川 勝*; 佐伯 潤*; 八木 誠*
JNC TJ9440 2000-007, 43 Pages, 2000/03
JNC-TJ9440-2000-007.pdf:1.73MB
軽水炉プルサーマル利用技術をはじめ軽水炉技術の将来動向を的確に把握し、FBR導入戦略の検討評価に適切に反映してゆく目的で、大間原子力発電所を含めABWRならびに将来導入が期待される高燃焼度BWRに関する国内外の研究開発動向を調査し、炉心特性(酸化物ウラン燃料装荷炉心、1/3MOX燃料装荷炉心、フルMOX燃料装荷炉心)、プラント特性、経済性、技術的課題、実用化見通し時期等を整理した。ABWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、現行燃焼度燃料条件(取出45,000MWd/t)、及び高燃焼燃料条件(取出60,000MWd/t)で、公開コードであるSRACを用いて炉心特性データを解析評価した。これら、調査結果は炉型シナリオ評価に反映される計画である。主な成果は下記の通りである。(1)大間原子力発電所を含めABWRならびに高燃焼度BWRに関する国内外の研究開発動向について公開文献等の記載事項を調査・整理した。(2)ABWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、取出燃焼度45,000MWd/t、及び60,000MWd/tの条件で、取出燃料の燃料組成データを評価し燃料サイクルシナリオ検討用データとしてまとめた。
新田 秀行*; 小野 正博*
JNC TJ8420 2000-010, 171 Pages, 2000/03
JNC-TJ8420-2000-010.pdf:5.34MB
表面汚染が主な放射性固体廃棄物に対して、高除染度の得られる可能性がある技術として、レーザークリーニング法、真空アーククリーニング法について、文献および特許調査を実施した。また、得られた情報に基づき具体的な適用例として集合型遠心機チェンバーの胴体部を除染するための装置の概念設計及び経済性評価を実施した。固体表面クリーニング技術(レーザー法、放電法)の現状調査では、公開文献、特許、その他の資料により技術調査を実施し、関連する文献をリストにまとめるとともに、技術データシートを作成した。また、クリーニングシステムを設計するために有用な情報を構成機器毎にまとめた。除染処理への検討例、適用例等の調査と評価では、固体表面クリーニング技術と同様、公開文献、特許、その他の資料により技術調査を実施し、関連する文献をリストにまとめるとともに、技術データシートを作成した。これら調査結果に基づき、炭酸ガスレーザー、YAGレーザー、真空アークそれぞれを用いた除染処理プロセス・装置概念設計を実施し、装置および処理プロセス概念の具体化をはかった。いずれの装置も回転リングを用いて除染対象物を回転させ、除染ヘッドを除染対象物の円周方向に走査することにより、除染速度が一定となるように設計した。本概念設計結果に基づき、各除染システムの経済性について比較評価した。
戸井田 克*; 塩釜 幸弘*; 渥美 博行; 升元 一彦*; 安井 信吾*; 阿部 泰典*; 古市 光昭*
JNC TJ7440 2000-006, 137 Pages, 2000/02
JNC-TJ7440-2000-006.pdf:3.55MB
東濃地科学センターにおける地層科学研究では,地質環境の調査技術・調査手法を開発することを目的として,広域地下水流動研究,超深地層研究所計画を進めている。これらの計画では,主に地表から地下深部に至る花崗岩中の地下水の動きを対象にしており,そのための大きな課題は,できるだけ少ない調査量で高精度に地質環境を把握するための合理的手法を確立することである。統計解析手法は,地下に埋蔵する資源量の評価など他の分野において用いられてきた数学的な方法である。本業務ではこの手法を試錐データの解析に適用し,その有効性を確認した上で,この手法を取り入れた定量的地質環境モデルの構築を提示するものである。平成11年度には,以下の項目を実施した。1.限られた数量の実測データから得られた地質環境特性の空間的不均一性の情報に付随する不確実性を,定量的に評価する統計解析手法の明確化 2.東濃及び他地域の例における上記手法の試用及び適用性の調査 3.国内外の調査・検討事例の調査及びこれらとの比較による上記手法の合理性の確認 4.上記の統計解析手法を反映した定量的な地質環境モデル構築の要領案の作成
三木 崇史*; 笹本 広; 千葉 保*; 稲垣 学*; 油井 三和
JNC TN8400 2000-007, 32 Pages, 2000/01
JNC-TN8400-2000-007.pdf:0.69MB
本資料では、ニアフィールド母岩や緩衝材中の酸化還元状態を評価する上で重要と考えられる地球化学反応について文献調査をもとに整理した。以下に調査の結果をまとめる。・酸化還元反応に寄与する物質としては、岩石中に含まれる二価鉄を含む鉱物や有機物が重要である。特に、黄鉄鉱は、溶存酸素との反応が比較的速いため、処分場閉鎖後初期の段階では、酸素は黄鉄鉱により消費されると考えられる。・還元性物質による還元能力は、室内での岩石(鉱物)-水反応をもとに、定量的な評価が可能である。なお、二価鉄の含有量が多く、空隙率の大きいほど、岩石の有する還元能が大きいことが期待されている。・還元性物質による溶存酸素の消費速度についても、二価鉄を含む主要な鉱物について、実験的に求められている。また、溶液中に溶解した二価鉄イオンと溶存酸素との反応に関する速度式や速度定数も求められている。 従って、これらの既存の文献でまとめられているデータを用いることにより、坑道掘削に伴い変化するニアフィールド母岩や緩衝材中の地球化学的状態を速度論的に検討することが可能であると考えられる。
佐藤 稔紀; 谷口 航; 藤田 朝雄; 長谷川 宏
JNC TN7400 99-011, 36 Pages, 1999/12
わが国における地下深部の岩盤が有する一般的な熱的および力学的性質を理解するため、文献調査および釜石鉱山と東濃鉱山における調査・試験によりデータを収集し、岩種ごとの物性の頻度分布や物性間の相関関係などについて検討した。その結果、岩石の熱物性および力学物性について、岩種ごとの頻度分布を把握した。また、従来より示唆されてきた物性間の相関関係との整合性が確認された。新第三紀堆積岩では深度の増加とともに一軸圧縮強度などが増加する傾向が認められた。岩盤の初期応力については、文献調査の結果を取りまとめ、鉛直応力は単位体積重量の勾配で線形近似できること、水平面内平均応力と深度の関係も線形近似できること、および、側圧係数(水平面内平均応力と鉛直応力の比)は浅部では大きな値を示し、震深度の増加に伴い、深度500m程度より深くなると1より小さい値に近づくことが認められた。
井尻 裕二; 澤田 淳; 赤堀 邦晃
JNC TN8400 99-091, 69 Pages, 1999/11
高レベル放射性廃棄物の地層処分における天然バリアの性能評価研究においては、岩盤中の支配的な核種移行経路となる亀裂の特性を把握しておく必要がある。本書は、既往の文献調査および釜石鉱山や日本全国の露頭や鉱山坑道壁面で実施した亀裂調査結果をもとに、我が国における地下岩盤の亀裂特性(亀裂の方向性、形状、頻度、空間分布、透水量係数、開口幅、亀裂内充填鉱物、亀裂周辺変質部、流路面積[開口部面積]およびこれらの相関関係)に関してまとめたものである。その結果、典型的な亀裂性岩盤である花崗岩中の亀裂特性に関しては、既往の文献も多いのに加え諸外国の性能評価研究や釜石鉱山での調査などデータが豊富であることから、ある程度定性的・定量的な評価が可能であることが示された。一方、花崗岩以外の岩種における亀裂特性に関しては、花崗岩と比較してデータも少なく定性的・定量的な評価は難しいことが示された。
佐藤 治夫
JNC TN8400 99-065, 379 Pages, 1999/10
第2次取りまとめにおいて、岩石マトリックス中の実効拡散係数設定のための拡散係数のデータベース(以下DBと略称)を整備した。本DBでは、実効拡散係数(De)、見掛けの拡散係数(Da)、自由水中の拡散係数(Do)の3種類の拡散係数を取り扱った。また、19801998年に公表された文献を対象として以下の点に留意して整備した。(1)第2次取りまとめは、我が国の地質環境を対象としていることから、国内の岩石を対象として整備する。(2)地層処分の性能評価では22元素を重要元素としているが、汎用性を考慮して全ての元素または水溶性トレーサを対象とする。(3)対象岩石の内、堆積岩に含まれる石灰岩については、天然資源となり得ることから、DB整備の対象から除くものとする。物質移行および地質学的観点から、岩種を結晶質岩(酸性)、結晶質岩(塩基性)、堆積岩(砂質岩類)、堆積岩(泥質・凝灰質岩類)の4種類に分類した。また、結晶質岩の内、中性付近の岩石については塩基性岩とした。DBは、各岩種単位で構成される。各岩種毎のDBはさらに各元素単位で整理し、各元素毎に化学種、岩石名、拡散係数(De,Da,Do)、取得条件(方法、間隙水、pH,Eh,温度、雰囲気など)、文献など24項目の情報を入力した。調査の結果、結晶質岩(酸性)に対するDeは、全部で18元素及びトレーサ(炭化水素)、207件のデータが報告されており、その全てが花崗岩、花崗閃緑岩、黒雲母花崗岩などの花崗岩類であった。結晶質岩(塩基性)に対しては、玄武岩、安山岩、片岩について、6元素、32件のDeデータが報告されていた。堆積岩(泥質・凝灰質岩類)に対しては、泥岩、泥質片岩、凝灰岩について、8元素、54件のDeデータが、また、堆積岩(砂質岩類)に対しては、珪質堆積岩について、1元素、11件のDeデータが報告されていた。これからも分かるように、データは花崗岩類に偏る傾向が見られた。一方、砂質岩類に対するデータが少ないことも分かった。各岩種ともDeは概ね間隙率と相関性が見られるものの、Daについては余り相関性が見られなかった。他に、形状因子や幾何学因子と間隙率との関係、Deとイオン電荷、Do、元素との関係など、様々なパラメータ間の関係についても議論した。
牛尾 一博*; 安藤 康正*; 内野 守*; 久保田 和雄*
JNC TJ1420 2000-003, 1020 Pages, 1999/03
JNC-TJ1420-2000-003.pdf:110.99MB
平成11年11月、核燃料サイクル開発機構殿により「わが国における高レベル放射性廃棄地層処分の技術的信頼性-地層処分研究開発第2次取りまとめ-」が公表され、わが国における地層処分研究は新たな段階を迎えた。又、一般産業界においても環境対策関連などから様々の技術や材料の開発が進められており、かかる開発技術等の地層処分技術高度化への適用も考えられる.平成10年度より、地層処分システムへの適応性を検討することを目的として、一般産業界で開発された技術の調査をしている。本報告書は、平成11年度に実施した調査の内容を示すものである。平成11年度の調査においては、平成10年度実施の調査研究を踏まえて、一般産業界における材料開発の調査及び学会文献による高性能材料の詳細な調査を行い、抽出した材料の高レベル廃棄物の地層処分への適応性を検討した。
not registered
PNC TJ1309 98-001, 161 Pages, 1998/02
本報告は、昨年度に引き続き環境中に存在する核燃料サイクルに深く関連した長半減期放射性核種の分析定量法とそのレベルに関する調査研究結果をとりまとめたものである。本調査研究は1995年度から1997年度の3ケ年間で行われ、最終年度としての本年度は、学会から最新情報を入手すると共に、分析法の妥当性を確認する手法の一つであるクロスチェックを、海底土試料中の
核種分析について実施した。本報告書には、以下の項目の内容が記載されている。(1)環境における放射性核種の挙動(2)放射性核種の分析法(3)学会からの情報収集(4)クロスチェック(核種分析)
三ツ井 誠一郎; 青木 里栄子*
PNC TN8420 97-013, 24 Pages, 1997/10
岩盤地下水中での人工バリア材、特に廃棄物ガラスの耐久性を評価する目的で、各国で原位置試験が実施されている。今回、アメリカ、イギリス、カナダ、スウェーデン、日本、ベルギーにおける原位置試験の現状を把握するため、文献調査を実施し、調査表としてまとめた。アメリカ、イギリス、スウェーデンでは一つの試験孔に異なった種類の材料を入れて試験しているが、この方法では環境条件が非常に複雑になり、材料の変質挙動を評価するのは困難である。原位置試験を行う場合は環境条件の長期安定性、それに加えて環境条件の制御可能な室内試験の重視などを考慮すべきである。
not registered
PNC TJ1533 97-003, 89 Pages, 1997/03
本調査研究の目的は、作業者に対する緊急時医療について、国内外の情報収集と技術的・制度的な観点からの検討を行い、それらの結果を踏まえて、事業者および関連医療機関の関係者向けの実務的な緊急時医療処置マニュアル作成のための検討を行うことである。本年度は、上記目的達成のための第二段階として、DTPA療法を中心とした具体的な医療処置法および放射線管理上の対応に関する国内外の情報を収集し、以下の調査研究を実施した。(1)文献調査内部被ばく時の診断治療法と症例、DTPAの有効性、BNFLセラフィールド事業所のプロトコールなど、海外関連文献の調査を行った。(2)実用再処理施設における内部被ばく医療処置の現状に係る海外調査実用再処理施設を有するフランス、イギリスにおける内部被ばく医療処置の現状を把握するため、DTPAの投与事例、安全性、投与法、投与基準、モニタリング手法および施設における除染処置室などを実地に調査した。(3)内部被ばく緊急時医療処置マニュアル作成のための検討上記の調査結果などを踏まえ、プルトニウムとアメリシウムによる内部汚染を対象とした具体的な医療処置法および関係者向け説明資料などを含め、緊急時医療処置マニュアル作成のための検討を行った。
環境中トロン濃度に関する研究(II)not registered
PNC TJ1647 97-001, 131 Pages, 1997/02
この報告では、自然大気中に存在するラドン娘核種の粒径分布、およびエアロゾルに付着していない非付着原子(フリー成分)の測定法について調査した結果を述べた。また、環境中のトロン濃度について、主に放射線防護にかかわる文献をサーベィして、リストとした。さらに、大気中のラドン娘核種の粒径分布について、動燃事業団・人形峠事業所構内において予備的測定を実施し、測定法ならびにデータについて検討した。
本間 俊司*; 田嶋 靖憲*; 古閑 二郎*; 松本 史朗*
PNC TJ1609 97-001, 47 Pages, 1997/02
再処理プロセスの運転において生成、消滅する微量成分、特にアジ化水素酸のプロセス内挙動について数値シミュレーションによる検討を行った。また、アジ化水素酸のモニタリングに必要な分析方法について文献調査を行い、気相および水相で測定可能な方法について検討を行った。さらに、再処理プロセスの運転時に生ずるアジ化水素以外の微量生成物について文献調査を行った。アジ化水素酸のマスフローシミュレーションコードは、昨年度までに開発されたコードに、アジ化水素酸のTBPへの分配係数推算式を組み込み、抽出器の各ステージごとの物質収支式を解くように改良を行った。また。シミュレーションに使用するモデルプラントについても、より現実に近い条件を設定した。シミュレーションの結果、アジ化水素酸がプロセス全体に拡散する可能性が示唆され、その防止策を明らかにした。アジ化水素酸に関する既住の分析方法について調査し、それらの特徴をまとめ比較検討を行った。アジ化水素酸は非常に不安定な物質であり、再処理プロセスの抽出工程に存在する妨害成分によって分析の精度が左右されるため、複数の方法を使用することが望ましいと結論された。アジ化水素以外の微量生成物については、溶媒劣化生成物および硝酸に由来する微量成分について調査を行った。
not registered
PNC TJ1621 96-001, 80 Pages, 1996/03
テクネチウム-99は、核分裂収率が高く、半減期も21万年と極めて長いため、核燃料サイクルに係わる環境影響評価上重要な核種である。環境中のテクネチウム-99は、多様な化学形(存在状態)をとるため、土壌および海洋環境における振る舞いが複雑であり、バックグラウンドレベルの把握および移行挙動の解明を行う必要がある。このため、本研究では、日本国内のバックグラウンドレベルの調査および移行挙動に係わる研究を総合的に実施する。この報告書には、昨年度からの継続"陸上生態系におけるテクネチウム-99の移行挙動"に関して、すでに報告されている文献を調査した結果を記すと共に、環境試料中のテクネチウム-99濃度の定量法に関して、化学分析の際の収率補正用のテクネチウムトレーサー(95mTC)の製造法および実際の環境土壌や堆積物試料を用いての99Tc分析のクロスチェックを実施した結果を記した。
not registered
PNC TJ1533 96-004, 106 Pages, 1996/03
本調査研究の目的は、作業者に対する緊急時医療について、国内外の情報収集と技術的・制度的な観点から検討を行い、それらの結果を踏まえて、事業者および関連医療機関の関係者向けの実務的な緊急時医療処置マニュアル作成のための検討を行うことである。本年度は、上記目的達成のための第一段階として、以下の調査を実施した。(1)文献調査 放射性核種の生体内挙動と除去・キレート剤の毒性及び安全性・内部汚染事故時の処置に関するガイドブックなどに関する文献調査を行った。(2)キレート剤投与の現状に係る海外調査 アメリカにおけるキレート剤投与に係る現状を把握するため、これまでの投与事例、キレート剤の安全性、投与法、投与基準などを実地に調査した。(3)内部被ばく緊急時医療処置マニュアル作成のための検討 上記の調査結果などを踏まえ、プルトニウムとアメリシウムによる内部汚染を対象とした緊急時医療処置マニュアル作成のための検討を行った。