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三輪 一爾; 島田 太郎; 武田 聖司
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.166 - 170, 2019/01
本報告では(その1)において算出した限定再利用に対するめやす濃度の妥当性を確認するため、再利用後の線源(再生資材)に対し、(1)1F敷地内の作業者に対する追加被ばく線量、(2)1F敷地境界の空間線量率への寄与、(3)地下水移行による海洋出口での水中濃度、について評価した。(1)の評価では、1F敷地内で線源に最も接近をする作業者の被ばく線量を評価し、その線量が放射線作業従事者の年間被ばく限度20mSv/yと比較し十分に低い値であることを確認した。(2)の評価では、1F敷地内で再利用された全再生資材から受ける敷地境界での空間線量率を解析し、その結果がバックグラウンドを合算しても敷地境界での目標値1mSv/y以下を満足することを確認した。さらに(3)の評価として、敷地内の流速条件等を考慮した道路路盤材及びコンクリート構造物の基礎から溶出する核種の移行解析を行い、算出した水中放射性セシウム濃度が現在の1F敷地内の排水基準を満足していることを示した。
飛田 健次; 日渡 良爾*
プラズマ・核融合学会誌, 78(11), p.1179 - 1185, 2002/11
廃棄物削減の観点から、核融合プラント廃棄物管理について概説する。核融合廃棄物は廃炉後50年で大部分がクリアランス廃棄物になり、法令に基づく管理から除外され産業廃棄物として扱える見通しが得られている。この時点では数千トンあまりが低レベル放射性廃棄物として残るが、廃炉後100年以内にはこれらの表面線量率が十分下がることから、核融合廃棄物のほとんどすべてがリサイクル可能と考えられている。このように、最近の研究の多くは、核融合システムにおいて構成材料物質のクローズドシステムを構築できる可能性があることを示唆している。物質循環の構築へ向けた研究の方向性及び開発課題をまとめた。
中村 寿; 藤木 和男
Technology and Programs for Radioactive Waste Management and Environmental Restoration,Vol. 2, p.1683 - 1686, 1993/00
放射性金属を溶融・造塊した場合における放射性核種の移行挙動を調べることを目的に、JPDRの解体金属廃棄物の一部および軽水炉の解体で予想される代表的な汚染核種を模擬したRIトレーサ(Mn-54,Co-60,Zn-65,Sr-85,Cs-137)を用いて、溶融試験を行った。試験では、鋼材の溶解温度とスラグの塩基度を試験パラメータとし、溶融により生成した鋼塊、スラグ、排ガス等の放射能測定から、核種毎の生成物中への移行挙動を調べた。この結果、使用した核種の移行挙動はその大部分が鋼塊中に留まる核種(Mn-54,Co-60,Zn-65)と、鋼塊には留まることなくスラグあるいは排ガス中へ移行する核種(Sr-85,Cs-137)とに大別できること等が分かった。本報は、現在進行中のこの試験に関して、これまでの結果を述べたものである。
