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報告書

大洗研究所における放射性廃棄物の放射能濃度評価手法確立に係る取り組み; 令和2年度活動報告書

朝倉 和基; 下村 祐介; 堂野前 寧; 阿部 和幸; 北村 了一; 宮越 博幸; 高松 操; 坂本 直樹; 磯崎 涼佑; 大西 貴士; et al.

JAEA-Review 2021-020, 42 Pages, 2021/10

JAEA-Review-2021-020.pdf:2.95MB

原子力の研究開発施設から発生する放射性廃棄物の処理処分は、取り扱う核燃料物質や材料が多種多様なこと等を踏まえ、放射能濃度を求める必要がある。大洗研究所は、廃棄物を処理する施設のみならず、廃棄物を発生させる施設も含め、埋設処分を見据えた検討に着手している。本報告書は、大洗研究所内で発生する放射性廃棄物の埋設処分に向けて、主要課題のひとつである放射能濃度評価手法について、令和2年度の検討結果を取りまとめたものである。

論文

Plutonium dioxide particle imaging using a high-resolution alpha imager for radiation protection

森下 祐樹; 黒澤 俊介*; 山路 晃広*; 林 真照*; 笹野 理*; 牧田 泰介*; 東 哲史*

Scientific Reports (Internet), 11(1), p.5948_1 - 5948_11, 2021/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Multidisciplinary Sciences)

原子力施設内で二酸化プルトニウム粒子を吸入することによる作業者の内部被ばくは、放射線防護の観点から重要な問題である。核施設の作業現場において、内部被ばく評価のための二酸化プルトニウム粒子の空気力学的直径の放射能中央値(AMAD)をリアルタイム測定するため、ZnS(Ag)シンチレータ,光学顕微鏡、及び電子増倍CCD子カメラを用いた高分解能$$alpha$$イメージャーを開発した。開発した$$alpha$$イメージャーを用い、実際の二酸化プルトニウム粒子を測定し、リアルタイムに個々の$$alpha$$線の位置を特定することができた。複数の$$alpha$$線の平均の空間分解能を評価したところ16.2$$pm$$2.2umFWHMであった。また、二酸化プルトニウム粒子の空間分解能は、二酸化プルトニウム粒子とZnS(Ag)シンチレータの間の距離に起因して302.7$$pm$$4.6umFWHMであった。$$beta$$線の影響は無視でき、$$alpha$$線と識別できた。測定した計数率から二酸化プルトニウム粒子の等価粒径を計算することができた。これらの結果から、開発した$$alpha$$イメージャーが原子力施設の作業現場でのリアルタイムの二酸化プルトニウム粒子測定に有効であることが示唆された。

報告書

研究施設等廃棄物のトレンチ処分施設における遮水機能の設計検討(共同研究)

坂井 章浩; 黒澤 亮平*; 仲田 久和; 岡田 翔太; 出雲 沙理; 佐藤 亮*; 北村 洋一*; 本田 泰丈*; 高岡 克樹*; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2016-019, 134 Pages, 2016/10

JAEA-Technology-2016-019.pdf:8.25MB

日本原子力研究開発機構では、コンクリート, 金属などの安定五品目以外の廃棄物をトレンチ処分するため、遮水シートを設置したトレンチ処分施設(以下、「付加機能型トレンチ処分施設」)の設計を進めている。付加機能型トレンチ処分施設では、遮水シートにより浸出水の浸透防止や集排水機能を果たす設計としているが、重機等の接触による損傷等によりその機能が十分に発揮されない場合も想定される。本研究では、遮水シート等の遮水層構造に着目し、遮水シート及び低透水性材料等の特性、多層構造の効果及び損傷要因等の外部条件への対応を考慮し、浸出水の漏出及びそれに伴う放射性物質の漏出に関して、抑制機能の高い遮水機能システムについて検討した。その結果、排水層, 遮水シート及び低透水性層を組合せた層が、浸出水の漏出抑制に最も有効であることを確認した。また、セシウムを含む廃棄物を処分する場合、セシウム吸着シートの設置を評価した。本研究で検討した遮水層は、研究施設等廃棄物の付加機能型トレンチ処分施設の設計に活用するとともに、放射性物質を含む一般・産業廃棄物の管理型処分等の設計にも適用可能と考えられる。

論文

Demonstrative experiments on the migration of radiocesium from buried soil contaminated by the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

山口 徹治; 島田 太郎; 石橋 純*; 赤木 洋介*; 黒沢 満*; 松原 諒宜*; 松田 祐紀*; 佐藤 滋芳*

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 22(2), p.21 - 27, 2015/12

福島第一原子力発電所事故で汚染された土壌を穴に埋設し、清浄な土壌で覆土すれば、放射性セシウムは汚染土壌から周りの土壌や地下水にほとんど移行しないことは過去の研究から推定できる。本研究では、茨城県美浦村の1つの公園と埼玉県三郷市の2つの公園において一年にわたって核種移行試験を行って、その推定を実証した。実際に汚染土壌を埋設し、散水によって放射性セシウムの移行を加速した。ボーリングコアの切断分析結果や、土壌水の分析結果からは、放射性セシウムの動きは見られなかった。また、実験室におけるカラム移行試験および収着試験によって、放射性セシウムが汚染土壌からほとんど溶け出さないことや、たとえ溶け出しても周囲の土壌に収着されてほとんど移行しないことを示すデータを得た。試験は1年間で終了したが、移流拡散モデルによるシミュレーション解析を100年間について行ったところ、セシウム-137はほとんど移行せずにその場で減衰することが示された。

論文

Neutron irradiation effect of high-density MoO$$_{3}$$ pellets for Mo-99 production, 2

西方 香緒里; 石田 卓也; 米川 実; 加藤 佳明; 黒澤 誠; 木村 明博; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.

KURRI Progress Report 2014, P. 109, 2015/07

JMTRを用いた産業利用の一環として、医療診断用アイソトープである$$^{99m}$$Tcの親核種である(n,$$gamma$$)法を用いた$$^{99}$$Moの製造を計画している。日本はこの$$^{99}$$Moを全量海外からの輸入に依存しているため、JMTRを用いた$$^{99}$$Mo国産化製造に関する技術開発を行っている。本研究では、高密度MoO$$_{3}$$ペレットを京都大学にあるKURで中性子照射し、JMTRホットラボにおいて$$^{99}$$Moから核変換により生成した$$^{99m}$$Tcを溶媒抽出法により抽出し、得られた$$^{99m}$$Tcの回収率評価及び品質検査を行った。この結果、溶媒抽出法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造工程を実証するとともに、得られた$$^{99m}$$Tc溶液の品質が基準値を満足するものであることを明らかにした。

論文

Neutron irradiation effect of high-density MoO$$_{3}$$ pellets for Mo-99 production

西方 香緒里; 石田 卓也; 米川 実; 加藤 佳明; 黒澤 誠; 木村 明博; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.

KURRI Progress Report 2013, P. 242, 2014/10

JMTR再稼働後の産業利用の拡大の一環として、JMTRを用いた(n,$$gamma$$)法によるMo-99/Tc-99m($$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc)製造技術開発を行っている。本研究では、照射ターゲットとなる高密度MoO$$_{3}$$ペレットについて、KURを用いた予備照射試験を行い、Mo-99($$^{99}$$Mo)生成量の評価及び照射特性を調べた。その結果、$$^{99}$$Mo生成量は、全中性子エネルギーを考慮することにより、精度のよい評価が可能であること、24時間照射したMoO$$_{3}$$ペレットは、未照射と比べ粒子径が約3倍に成長すること及び本照射量では結晶構造に変化がないことを確認した。

論文

ホットラボ施設におけるコントロール室監視盤の更新

黒澤 誠; 加藤 佳明; 米川 実; 田口 剛俊

UTNL-R-0486, p.9_1 - 9_11, 2014/03

JMTRホットラボ施設では、コンクリートセル、顕微鏡鉛セル、材料試験用鉛セル及び鉄セル内にて照射済燃料及び原子炉構造材等の照射後試験を行っている。これら各セルにおける負圧、セル内空気吸収線量率、遮へい扉開閉表示等の集中監視及び制御を行うために、コントロール室にコンクリートセル、顕微鏡鉛セル、材料試験用鉛セル及び鉄セル用の監視盤を設置している。これらの監視盤は供用開始後、約30年から40年以上が経過しており、高経年化による故障や不具合の発生が懸念されたため、JMTR再稼働後約20年間の運転を考慮して更新することにした。

論文

Mo recycling property from generator materials with irradiated molybdenum

掛井 貞紀*; 木村 明博; 新関 智丈*; 石田 卓也; 西方 香緒里; 黒澤 誠; 吉永 英雄*; 長谷川 良雄*; 土谷 邦彦

Proceedings of 6th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-6) (Internet), 7 Pages, 2013/10

JMTR再稼働後の産業利用の拡大の一環として、診断用医薬品として使用されている$$^{rm 99m}$$Tcの親核種である$$^{99}$$Mo国産化のための技術開発を進めている。国産の$$^{99}$$Mo製造方法として、JMTRでは放射性廃棄物の低減と製造工程が容易である(n,$$gamma$$)法を提案している。しかしながら、比放射能の高い$$^{99}$$Moを製造するためには、高価な濃縮$$^{98}$$MoO$$_{3}$$粉末が必要であること、さらに、$$^{99}$$Moの生成の際に使用されたMo吸着剤が廃棄物として大量に発生するといった課題がある。そこで、資源の有効利用と放射性廃棄物の低減を目指し、モリブデンリサイクル技術開発に着手した。本研究では、照射済MoO$$_{3}$$を用い、使用済Mo吸着剤の再利用、新品Mo吸着剤及び使用済Mo吸着剤からのMo回収試験を行った。この結果、Mo回収率95%以上であり、Mo吸着剤のリサイクル及び使用済PZCからのMo回収が可能であることが証明された。

論文

$$^{99}$$Mo国産化に向けた照射後試験設備の整備

田口 剛俊; 米川 実; 加藤 佳明; 黒澤 誠; 西方 香緒里; 石田 卓也; 川又 一夫

UTNL-R-0483, p.10_5_1 - 10_5_13, 2013/03

現在、医療診断用ラジオアイソトープ($$^{99}$$Mo)は海外からの輸入に頼っており、製造原子炉の老朽化や自然災害なとの交通障害により安定供給の確保が重要な課題になっている。このため、JMTRでは放射化法に着目し、$$^{99}$$Mo製造に向けた照射試験として既存の照射設備を用いた予備試験及び最先端研究開発戦略的強化事業で整備している照射設備を用いて実証試験を行い、日本における$$^{99}$$Mo需要に対して約25%を供給し、放射性医薬品の安定供給に寄与できる研究開発を実施している。本報告は、JMTRにおける$$^{99}$$Mo製造のための研究開発の準備としてJMTRホットラボでの施設内の試験装置の整備及び京都大学原子炉実験所(KUR)で照射したMoO$$_{3}$$ペレットを用いて、$$^{99}$$Mo製造のための予備試験状況についてまとめたものである。これらによりJMTRで照射したMoO$$_{3}$$ペレットを用いた実証試験にかかわる計画策定が可能となり、JMTRを用いた医療用ラジオアイソトープの国産化に寄与し、JMTRの産業利用拡大に貢献できる。

報告書

高レベル放射性廃棄物地層処分における天然現象影響評価に関する研究

川村 淳; 大井 貴夫; 新里 忠史; 安江 健一; 常盤 哲也; 丹羽 正和; 島田 耕史; 黒澤 英樹; 浅森 浩一; 河内 進; et al.

JAEA-Research 2008-018, 47 Pages, 2008/03

JAEA-Research-2008-018.pdf:24.18MB

本報告では、総合評価体系の一環として作業フレームの高度化を図り、地質環境条件(THMCG)と天然現象の特性との関係の定量化と処分環境における性能評価パラメータとTHMCG条件との関係の定量化に関する情報整理の考え方について検討した。また、上記の考え方に基づく情報整理手法をすべての天然現象へ適用し、その手法の適用性の確認を実施した。その結果、上記情報整理については、THMCGの変化に関する情報から、地層処分の安全評価において重要な天然現象研究や地質環境に関するデータや知見などについて、その過不足も含めた情報を効率的に整理できる見通しを得た。また、急激かつ局所的な現象である火山・熱水活動及び地震・断層活動のみならず、緩慢かつ広域的な現象である隆起・侵食/気候・海水準変動にも総合評価体系の考え方に基づく情報整理の手法が適用可能であることを確認できた。また、シナリオのスクリーニング技術に関しては、情報整理により適切なシナリオの選択が可能となる見通しを得た。

論文

REIDAC; A Software package for retrospective dose assessment in internal contamination of radionuclides

栗原 治; 波戸 真治; 金井 克太; 高田 千恵; 高崎 浩司; 伊藤 公雄; 池田 浩*; 大枝 幹拓*; 黒澤 直弘*; 福津 久美子*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(10), p.1337 - 1346, 2007/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

放射性核種による体内汚染時において、放射線防護の観点から内部被ばく線量評価が必要となる。この目的のために、国際放射線防護委員会(ICRP)では、種々の放射性核種の線量係数や残留/排泄率を示している。しかしながら、これらの諸量は、代表的な条件でのみ計算されたものであり、事故時において体内汚染時の詳細な状況や個人の代謝特性等を考慮して遡及的に線量評価を行わなければならない場合には必ずしも十分ではない。本研究では、このような観点から、遡及的な詳細な線量評価を行うことを目的としたソフトウエア(REIDAC)の開発を行った。本論文では、REIDACの概要について紹介するとともに、検証結果及び具体的な適用例について示した。

報告書

ウラン廃棄物の余裕深度処分概念の検討,3

辻村 誠一; 船橋 英之; 石橋 純*; 高瀬 敏郎*; 黒沢 満*

JAEA-Research 2007-030, 105 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-030.pdf:7.72MB

ウラン廃棄物は、その主要核種が長半減期のウランであり、また、廃棄体からの放射線の影響をほとんど考慮しなくて良いという特徴を持っている。これまで、このような特徴を考慮に入れて、合理的な余裕深度処分についての検討を実施しており、その中で合理的な余裕深度処分システムの成立性が示唆された。しかし、この検討は特定の環境を想定した限定的なサイト条件評価である。そこで本研究では、核種移行に関するパラメータの不確実性を考慮した解析を実施し、被ばく線量とパラメータの相関関係について検討した。その結果、被ばく線量と大きな相関関係にあるパラメータは「施設近傍の地下水流速」及び「天然バリアにおけるウランの分配係数」であることがわかった。

報告書

ウラン廃棄物の余裕深度処分概念の検討,2

辻村 誠一; 船橋 英之; 石橋 純*; 高瀬 敏郎*; 黒沢 満*

JAEA-Research 2006-029, 96 Pages, 2006/07

JAEA-Research-2006-029.pdf:3.97MB

ウラン廃棄物は、その主要核種が長半減期のウランであり、また、廃棄体からの放射線の影響をほとんど考慮しないでよいという特徴をもっている。このような特徴を考慮に入れて、合理的な余裕深度処分についての検討を2年間実施してきた。本研究では、長期間にわたる化学環境の変化を考慮して、異なる化学環境(還元環境,酸化環境)を想定し、収着パラメータ等の影響を分析するための安全評価を行い、還元環境を維持するための人工バリアの必要性について評価を行った。その結果、処分システムの化学環境が還元から酸化へ変化しても一般公衆の被ばく線量は増加しないことがわかった。現実的な酸化環境の収着パラメータを用いた評価においても、10$$mu$$Sv/年を上回ることはないことがわかった。本年度及び前年度の検討から、ウラン廃棄物の余裕深度処分においては核種移行を抑制し、還元環境を維持する人工バリアを削減できる可能性があることがわかった。

報告書

超ウラン元素仕様高温音速弾性率測定装置及び円筒形試料成型機の製作及び性能試験

芹澤 弘幸; 菊地 啓修; 岩井 孝; 荒井 康夫; 黒澤 誠; 三村 英明; 阿部 治郎

JAERI-Tech 2005-039, 23 Pages, 2005/07

JAERI-Tech-2005-039.pdf:2.89MB

プルトニウム等超ウラン元素を含むセラミックス燃料及び合金燃料の高温における機械的性質に関する研究を実施するため、高温音速弾性率測定装置及び円筒形試料成型機並びに高温音速弾性率測定装置格納用グローブボックス(711-DGB)を製作した。セラミックス試料の加工を前提とした円筒形試料成型機は、大洗研究所燃料研究棟101号室既設のグローブボックス(142-D)内に設置した。高温音速弾性率測定装置は、超音波センサ,加熱装置,循環式冷却装置,空冷用エアーコンプレッサ,真空排気系及びガス供給系並びに制御用コンピュータから構成され、超音波のパルサ/レシーバー及びアンプは、制御用コンピューターに内蔵されている。グローブボックス内に敷設するため市販品を改造し、超ウラン元素化合物の使用を前提として、試料の小型化を検討するとともに安全機構を付加した。高温音速弾性率測定装置の最高使用温度は、1500$$^{circ}$$Cである。装置本体及びグローブボックスは、それぞれ装置の性能及び安全性試験を実施した。

報告書

ネプツニウム混在$$alpha$$廃棄物中の非破壊計量技術の開発

黒澤 誠; 大内 正市*; 阿部 治郎; 岡根 章五; 薄井 洸

JAERI-Tech 2002-036, 24 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-036.pdf:1.0MB

大洗研究所燃料研究棟では、$$alpha$$廃棄物中におけるプルトニウムの計量のために、パッシブ$$gamma$$線測定法を採用してきた。近年、ネプツニウムを使用した研究の進展により、プルトニウムとネプツニウムが混在する$$alpha$$廃棄物が発生するようになり、パッシブ$$gamma$$線測定法では、$$^{239}$$Puから放出される$$gamma$$線と$$^{237}$$Npの娘核種である$$^{233}$$Paから放出される$$gamma$$線のエネルギーが近似するために、プルトニウムの計量に困難を生じ、計量方法についての検討が必要となった。本試験では、$$alpha$$廃棄物非破壊計量試験装置を使用した場合の混在核種による複合スペクトルについて、差引法及び分割法の解析方法を用いてプルトニウムの比較計量を行った。その結果、差引法では廃棄物中のプルトニウム量が100mg以上の場合、約10$$sim$$15%の誤差となり、また、10mg以下でかつ、プルトニウムとネプツニウムの混在比が1以下の場合、約50%以上の誤差になることがわかった。一方、分割法では100mg以上の場合、約数%$$sim$$15%の誤差となり、また、10mg以下の場合、混在比の変化にかかわらず、約30$$sim$$50%の誤差になることがわかった。以上のことから、アルファ廃棄物中のプルトニウムの計量には、分割法が優れていることがわかり、実廃棄物について応用している。

報告書

グローブボックス801-W及び802-Wの解体撤去作業

大内 正市*; 黒澤 誠; 阿部 治郎; 岡根 章五; 薄井 洸

JAERI-Tech 2002-026, 35 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-026.pdf:2.32MB

日本原子力研究所大洗研究所の燃料研究棟108号室(分析室)に設置されているウラン・プルトニウム分析試料の秤量等を行うグローブボックス801-W及び電位差滴定法によりウラン・プルトニウムの定量を行うグローブボックス802-Wの2台は、設置後25年以上経過しており老朽化が著しいため、解体撤去を実施して更新することとした。本報告書は一連のグローブボックス解体撤去作業における技術的知見,評価及び作業内容をまとめたものである。

報告書

MSC/NASTRANによるプルトニウム用グローブボックスの耐震解析

平田 勝; 石川 一哉*; 黒澤 誠; 福島 奨; 星名 博文*

JAERI-M 92-206, 50 Pages, 1993/01

JAERI-M-92-206.pdf:1.62MB

地震時におけるプルトニウム取扱用グローブボックスの構造強度解析は、プルトニウムの閉じ込め機能を評価するうえで重要である。しかしながら、プルトニウムの閉じ込め機能をより高い精度で評価するためには、地震時に発生するグローブボックス本体の窓枠とアクリル樹脂製窓面との相対変位について解析する方法を検討する必要がある。このため、有限要素法による構造解析コードMSC/NASTRANを用いて、大洗研究所燃料研究棟の標準的なグローブボックスを対象に耐震解析を行った。固有振動数および静的震度法による解析の結果から、グローブボックス窓枠周辺部の最適モデル化の手法について検討した。また、最適モデルについてグローブボックスの地震時における構造強度および窓枠周辺部の変位量を床応答スペクトル法および時刻歴応答法により詳細に評価した。

論文

Preparation of pure tritium for a liquid D$$_{2}$$/T$$_{2}$$ target of muon-catalyzed fusion experiments

工藤 博司; 藤江 誠; 棚瀬 正和; 加藤 岑生; 黒沢 清行; 須貝 宏行; 梅澤 弘一; 松崎 禎市郎*; 永嶺 謙忠*

Applied Radiation and Isotopes, 43(5), p.577 - 583, 1992/00

ミュオン触媒核融合($$mu$$CF)実験で必要とする高純度、高濃縮トリチウムを50TBqレベルで調製した。同位体濃縮にはガスクロマトグラフ法を、化学的精製には活性ウランによるトリチウム化物生成反応を利用するシステムを考案し、最終的には同位体純度99.9%以上、化学的純度99.7%以上の高品位トリチウムガスを得た。特に、$$mu$$CF実験の妨害となる$$^{3}$$Heおよび$$^{4}$$Heの混入は、調製直後の値として0.02%以下に抑えることができた。このトリチウムガス(300ml)をD$$_{2}$$ガスと混合(1:2)してターゲット容器に充填し、20Kで液化後$$mu$$$$^{-}$$ビームで照射した。$$mu$$CFサイクルにおける$$alpha$$-付着率として$$omega$$$$_{s}$$o=0.39$$pm$$0.14%を得た。

論文

X-ray observation of $$alpha$$-sticking phenomena in muon catalyzed fusion for a high density D-T mixture with 30% tritium concentration

永嶺 謙忠*; 松崎 禎市郎*; 石田 勝彦*; 渡辺 康*; 坂元 真一*; 岩崎 雅彦*; 三宅 康博*; 西山 樟生*; 鳥養 映子*; 栗原 秀樹*; et al.

Muon Catal. Fusion, 5-6, p.289 - 295, 1991/00

トリチウム濃度30%の液体D-Tターゲットに$$mu$$$$^{-}$$パルスビームを照射し、ミューオン触媒核融合実験を行った。$$alpha$$-付着現象にともない生成する$$mu$$$$alpha$$原子から放出される特性X線(8.2keV)の直接測定に成功した。また、測定したX線のスペクトル幅(0.64$$pm$$0.22keV)は、ドップラー効果を考慮した理論に一致した。X線の強度から、実効$$alpha$$付着率として$$omega$$$$_{seff}$$=0.34$$pm$$0.13%を得た。

論文

Radiogas-chromatographic determination of chemical and isotopic purity of tritium gas in tritium production

棚瀬 正和; 黒沢 清行; 藤江 誠; 須貝 宏行; 岡根 章五; 加藤 岑生

Fusion Technology, 14, p.1090 - 1095, 1988/09

実用的なラジオガスクロマトグラフ装置を製作した後考えうる化学的不純物や水素ガス(H$$_{2}$$,HT,T$$_{2}$$)の検量線をとり、トリチウム製造で得たトリチウムガスを検定した。水素ガスの検量線から熱伝導度検出器の精感度はH$$_{2}$$$$>$$HT$$>$$T$$_{2}$$の順であることがわかった。トリチウム製造のある過程で得られたトリチウムガスの化学的および同位体純度はそれぞれ、98.5%、95.6%であった。

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