TRU核種を含む放射性廃棄物及びウラン廃棄物のピット処分に対する濃度上限値の評価(受託研究)

澤口 拓磨; 武田 聖司; 佐々木 利久; 落合 透; 渡邊 正敏; 木村 英雄

JAEA-Research 2008-046, 62 Pages, 2008/03

JAEA-Research-2008-046.pdf:3.34MB

濃度上限値とは、埋設事業の許可申請を行うことができる放射性廃棄物に含まれる放射性核種濃度の最大値である。再処理施設,MOX燃料施設等から発生するTRU核種を含む放射性廃棄物(TRU廃棄物)及びウラン廃棄物に対する処分方法については、原子力委員会による処分方策の検討に関する報告書において、放射性核種の種類と放射能濃度に応じた3種類の埋設処分方法(トレンチ処分,ピット処分,余裕深度処分)が報告されており、当該廃棄物の将来の処分を見据え、それらの廃棄物に対する埋設処分方式別の濃度上限値の整備が必要である。本報告では、TRU廃棄物・ウラン廃棄物を対象に、3種類の処分方法のうち「ピット処分」に対する濃度上限値算出の考え方及び評価手法(シナリオ,モデル/コード,パラメータ)について整理するとともに、整備した評価手法を用いて評価対象核種に対する濃度上限値の算出結果を提示した。なお、本研究のTRU廃棄物に対するピット処分の濃度上限値の算出結果は、原子力安全委員会「低レベル放射性固体廃棄物の埋設処分にかかわる放射能濃度上限値について」(平成19年5月)に反映された。

埋設処分における濃度上限値評価のための外部被ばく線量換算係数(受託研究)

佐々木 利久; 渡邊 正敏; 武田 聖司; 澤口 拓磨; 落合 透; 木村 英雄

JAEA-Data/Code 2008-003, 29 Pages, 2008/02

JAEA-Data-Code-2008-003.pdf:3.7MB
JAEA-Data-Code-2008-003(errata).pdf:0.04MB

再処理施設,MOX燃料施設等から発生するTRU核種を含む放射性廃棄物(TRU廃棄物)及びウラン廃棄物を対象に、放射性核種の種類と放射能濃度に応じた3種類の埋設処分方法(トレンチ処分,ピット処分及び余裕深度処分)に対する、埋設処分の可能な放射性廃棄物の濃度範囲を定めたものである濃度上限値の検討を行っている。本報告では、これらの検討に必要となるパラメータである外部被ばく線量換算係数を算出した。外部被ばく線量換算係数の算出にあたっては、実効線量への換算にICRP Publ.74の換算係数を使用するなどの現行法令等に則した解析、光子エネルギーデータとしてJAERI-Data/Code 2001-004の線及びX線のエネルギー及び放出率を使用するなど最新のデータを反映するといった点を考慮した。本報告では、TRU廃棄物及びウラン廃棄物に含まれる核種を対象とした外部被ばく線量換算係数について、その算出方法,条件及び結果についてまとめたものである。

Evaluation of radiation shielding ability of lead glass

津田 啓介; 福士 政広*; 明上山 温*; 北村 秀秋*; 井上 一雅*; 中谷 儀一郎*; 木村 純一*; 澤口 政人*; 木名瀬 栄; 斎藤 公明

no journal, , 

近年、核医学診断では、陽電子放射断層撮影(PET)検査が広く利用され、クリニカルPETとして普及している。ポジトロン放出核種の実効線量定数は、核医学診断で広く使用されている核種Tcの約8倍であるため、今後のポジトロン核種を用いる検査の発展には、十分な防護がなされなければならない。このため、PET施設における放射線防護,安全確保が課題であり、PET施設の放射線遮へい材として含鉛ガラスに注目が集まっている。われわれは、英国ピルキントン社製の2種類の含鉛ガラスの放射線遮へい能評価の依頼を受け、本研究において、含鉛ガラスのF(511keV)に対する放射線遮へい能評価を、実測及びモンテカルロシミュレーション計算評価にて行った。本研究の結果、実測値とモンテカルロシミュレーション値との実効線量透過率を算出し、今回評価した含鉛ガラスには十分な防護効果があることを確認した。さらに、Cs(662keV), Co(1.17, 1.33MeV)に対する遮へい能評価を行い、同様の防護効果があることを確認した。