Examination of analytical method of rare earth elements in used nuclear fuel

小澤 麻由美; 深谷 洋行; 佐藤 真人; 蒲原 佳子*; 須山 賢也; 外池 幸太郎; 大木 恵一; 梅田 幹

Proceedings of 53rd Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling Working Group (HOTLAB 2016) (Internet), 9 Pages, 2016/11

For criticality safety of used nuclear fuel, it is necessary to determine amounts of such rare earth elements as gadolinium(Gd), samarium(Sm), europium(Eu) since those rare earth elements involve the isotopes having particularly large neutron absorption cross sections. However, it is difficult to measure those isotopes simultaneously by mass spectrometry because some of them have same mass numbers. Thus fine chemical separation of those rare earth elements is indispensable for accurate determination prior to measurement. The conventional separation method with anion exchange resin has been utilized in JAEA mainly for the separation of uranium and plutonium. Therefore rare earth elements such as Gd, Sm and Eu except Nd are wasted without being separated in the conventional method. The authors have examined to improve the conventional method in order to separate those rare earth elements mutually.

福島第一原子力発電所事故対応シンポジウムIIにおける若手・学生からの発言; 福島第一原子力発電所事故に対する内部被ばく管理に焦点を当てて

河野 恭彦; 荻野 晴之*; 谷 幸太郎*; 藤通 有希*; 外間 智規

保健物理, 46(3), p.227 - 231, 2011/09

https://doi.org/10.5453/jhps.46.227

東日本大震災に伴い、東京電力福島第一原子力発電所(以下、「東電福島第一原発」という。)から、放射性核種が大気中に放出された。放出された放射性核種は日本各地で観測され、さまざまな混乱が生じた。国際原子力事象評価尺度(INES)が暫定評価でレベル7にもなった東電福島第一原発事故により、大気へ放出された放射性物質を受けて、内部被ばくにも関心が寄せられるようになった。内部被ばくは、放射線影響の中でも測定,評価が難しく、特に低線量放射線による健康影響は不確実、不明の範疇である。内部被ばくの確実な評価、かつ経済的,社会的影響を最小限に抑えた対応が重要であるが、専門家の間でも測定や評価方法についてさまざまな意見が出されており、国民の混乱、不信の原因の要素となっている。内部被ばくに関して、科学的知見のみならず、政治的,経済的,心理的などの社会的因子を考慮し、整合性のとれた対応の方向性を示すべきである。東電福島第一原発事故を巡る諸課題について、内部被ばく管理に焦点を当てて、若手と学生の有志で検討を行った。(1)甲状腺のスクリーニングレベル、(2)ホールボディカウンタ、(3)バイオアッセイの3つのテーマに重点を置いた。本報告書では、各テーマに関して、東電福島第一原発事故を受けての対応経緯を述べるとともに、今後対応すべき課題、そして最後にわれわれ若手の提言を述べさせて頂く。

TRACY施設の計画外停止について; 原因及び対策

曽野 浩樹; 塚本 導雄; 會澤 栄寿; 竹内 真樹; 深谷 裕司; 伊勢田 浩克*; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 外池 幸太郎

UTNL-R-0446, p.3_1 - 3_10, 2005/03

日本原子力研究所のTRACY施設において、平成16年6月17日に発生した安全棒誤作動による計画外停止に関し、その原因調査と再発防止対策について報告する。調査の結果、安全棒誤作動の主たる原因は、異物混入による安全棒保持力の低下と特定された。その再発防止対策として、異物の発生防止,異物が混入する機会の低減,異物の確実な検知を講じることとした。今回の経験を通じて得られた教訓が、研究炉等の運転管理に従事する関係者において広く共有されることを期待する。

平成11年度におけるSTACYの運転記録; 平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた2ユニット中性子相互干渉体系の実験,1(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 神永 城太*; 明前 知樹*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 外池 幸太郎; et al.

JAERI-Tech 2000-059, 46 Pages, 2000/11

JAERI-Tech-2000-059.pdf:2.86MB

NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、平成11年度後半に2ユニット中性子相互干渉体系に関する新たな一連の実験を開始した。この実験では、2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用い、計25回の運転を行った。実験では、2基の炉心タンク内の中性子相互干渉による反応度効果を評価するために、炉心タンク間の距離を変えて臨界液位等を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成経時変化、並びに各運転ごとの反応度添加量、臨界量等の運転管理データをとりまとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽液位及び燃料組成の変化傾向を定量的に把握できた。また、運転管理データのうち、実験時における液位反応度測定値は、800円筒炉心での結果から得られた臨界液位-液位反応度フィッティング式にほぼ一致した。

軽水炉燃焼燃料の核分裂生成核種組成測定試験と試験データ解析,2; 核分裂生成核種組成測定方法の検討

伊藤 光雄; 深谷 洋行; 上野 隆; 宮田 精一; 薗田 暁; 宇佐美 秀彦; 坂爪 克則; 黒澤 達也; 川崎 泰; 伊奈川 潤; et al.

no journal, , 

本試験の対象核種に関して、微少量の使用済燃料溶解試料を用いて、短時間で測定できる分析技術を確立するため、測定法として高感度な高分解能誘導結合プラズマ質量分析計(HR-ICP-MS)を、また、測定に先立つ核分裂生成核種の分離法として迅速な抽出クロマトグラフ法を採用し、核分裂生成核種組成分析への適用性について検討した。

合理的な放射線防護体系の確立を目指して; 国際標準を今後どのように取り入れるべきか

荻野 晴之*; 河野 恭彦; 嶋田 和真*; 谷 幸太郎*; 藤通 有希*

no journal, , 

日本における放射線防護の考え方は、国際放射線防護委員会(ICRP)の主勧告を尊重しており、これまでは主に1990年勧告に基づいてきた。現在は放射線審議会基本部会において、2007年勧告の国内制度取入れに関する審議が行われており、重要な項目については2011年1月に第二次中間報告書として審議結果が纏められた。さらに、日本は現在、福島原子力事故による緊急時被ばく状況や現存被ばく状況が広範囲に渡って存在するという未経験の条件の中での放射線防護の実践という新たな課題に直面している。本発表では、上記に対する若手研究会と学友会の考えを述べる。

BWR燃料集合体の燃焼に伴う残留U濃縮度の評価

関谷 有弘*; 高木 直行*; 外池 幸太郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故では溶融を免れたペレットが圧力容器内に散乱している可能性がある。このペレットの臨界管理手法の検討には、燃焼したBWR燃料集合体組成の詳細な情報が必要である。本研究では、燃料集合体内の燃料棒配置を模擬し、各号機ごとの残留U濃縮度分布を評価した。

福島第一原子力発電所事故後における放射線防護上の教訓に関する専門研究会報告

小佐古 敏荘*; 谷 幸太郎*; 荻野 晴之*; 飯田 孝夫*; 服部 隆利*; 小田 啓二*; 近江 正*; 古田 定昭*; 村上 博之*; 笠井 篤*; et al.

no journal, , 

日本保健物理学会では、2011年3月11日の東日本大震災後の東京電力・福島第一発電所の事故後の、放射線防護上の諸問題の検討を、複数回の学会シンポジウムでの議論を経て、2つの提言書にまとめた。これらの提言については、学会シンポジウムでも指摘されたところではあるが、福島事故のその後の展開の情報収集と時系列的な検討、さらに提言された事項の更なる詳細な検討と提言の具体化のためのフォローアップが必要である。提言が公表された後、きわめて多くの放射線防護的な取組が行われた。本専門研究会では、提言された項目について、その後の状況についてフォローアップをすべく、情報収集を行い、簡単な評価を行ってきた。今回は、その成果について紹介する。