Rapid analytical method of Sr in urine sample; Rapid separation of Sr by phosphate co-precipitation and extraction chromatography, followed by determination by triple quadrupole inductively coupled plasma mass spectrometry (ICP-MS/MS)

富田 純平; 竹内 絵里奈

Applied Radiation and Isotopes, 150, p.103 - 109, 2019/08

https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2019.05.026

緊急時における作業者の内部被ばくを評価するために、尿中Sr迅速分析法を開発した。尿試料中のSrはリン酸塩共沈及びプレフィルター, TRUレジン及びSrレジンのタンデムカラムを用いた抽出クロマトグラフィーにより迅速に分離され、Sr濃度はトリプル四重極誘導結合プラズマ質量分析(ICP-MS/MS)により定量された。1mL minの酸素リアクションガス流量でMS/MSモードにより測定したところ、50mg-Sr Lまでは、m/z=90におけるSrのテーリングは見られなかった。m/z=90の干渉となるGe, Se及びZrは、化学分離により除去された。既知量のSrと1mgのGe, Se, Sr及びZrを含む合成尿(1.2-1.6L)を用いて分析法の妥当性を確認した。尿試料からのSrの分離及びICP-MS/MSによるSr測定に要する時間は約10時間、検出限界値は尿試料あたり1Bqであった。

プルトニウム研究1棟廃止措置準備作業

瀬川 優佳里; 堀田 拓摩; 北辻 章浩; 熊谷 友多; 青柳 登; 中田 正美; 音部 治幹; 田村 行人*; 岡本 久人; 大友 隆; et al.

JAEA-Technology 2016-039, 64 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2016-039.pdf:5.24MB

本報告書は、プルトニウム研究1棟の廃止措置に関して施設利用者である研究グループが主体的に取り組んだ準備作業についてまとめたものである。プルトニウム研究1棟は、平成25年度から推進された原子力機構改革において、廃止措置対象施設の一つに選定された。廃止措置の決定により、それまで施設を利用してきた研究グループは、実験器具及び測定機器を撤去し、核燃料物質の一部及び放射性同位元素を他施設へ運搬する必要が生じた。放射化学研究グループでは、廃止措置準備を円滑に実施するため平成27年4月に「プルトニウム研究1棟使用機器撤去作業チーム」を立ち上げ、使用機器の撤去、薬品の処分、放射能汚染した可能性がある水銀の安定化処理、核燃料物質の安定化処理、核燃料物質・放射性同位元素の他施設への運搬グローブボックス汚染状況の調査について計画を立案し実施した。核燃料物質の使用の許可に関わる作業を除き、作業は平成27年12月に完了した。本報告書では、今後の老朽化施設廃止の際に役立てられるように、これらの作業について細目立てし、詳細に報告する。

東京電力(株)福島第一原子力発電所の廃炉に向けた放射性廃棄物に係る化学分析作業手順

米川 実; 岩崎 真歩; 島田 梢; 柳谷 昇子; 塚田 学; 飯塚 芳之; 金子 宗功; 吽野 俊道

JAEA-Testing 2015-002, 151 Pages, 2016/03

JAEA-Testing-2015-002.pdf:4.29MB
JAEA-Testing-2015-002-appendix(CD-ROM).zip:5.7MB

福島研究基盤創生センター運転管理準備室では、東京電力福島第一原子力発電所の廃炉に向けた研究開発を着実に進めるにあたり、低放射線量のガレキ類及び燃料デブリ等の放射性廃棄物の処理、処分及び管理の安全性を評価するための放射化学分析手法について作業手順書の作成を行っている。作業手順書は、新たに従事する分析技術者の人材育成のためにパワーポイントのアニメーション機能を活用し、化学分析の初心者にも理解しやすいように工夫を施した内容としている。今回の報告書は、これまでに分析手法が確立し、かつ、アニメーションによる作業手順の作成が完了した核種についてまとめたものである。

Development of public dose assessment code for decommissioning of nuclear reactors (DecDose)

島田 太郎; 大島 総一郎; 石神 努; 柳原 敏

Proceedings of 10th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM '05) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/09

申請された廃止措置計画を規制当局が迅速かつ適切にレビューできるように、廃止措置における周辺公衆被ばく線量評価コード(DecDose)を開発した。本コードは、平常作業時において、年度ごとの周辺公衆被ばく線量を、作業工程に従って、被ばく経路別に一括して評価するものである。切断等の解体作業内容を考慮して大気及び海洋へ放出された放射性物質量を算出し、放射性雲,地表沈着及び食物摂取等さまざまな被ばく経路の線量を評価している。また、建屋内に一時保管されている収納容器から放出される放射線(直接放射線及びスカイシャイン放射線)についても、解体して収納された機器・構造物の放射能量に基づいて、周辺監視区域境界における線量当量率を評価している。サンプル計算の結果、本コードが原子炉施設の廃止措置中の周辺公衆被ばく線量を評価するのに有効であることが示された。

OECD/NEAにおける廃止措置に関する最近の活動状況

柳原 敏

デコミッショニング技報, (28), p.2 - 9, 2003/10

http://www.randec.or.jp/publish/documents/gihou/Decommissioning%20gihou_28.pdf

欧米の原子力先進国ではさまざまな原子力施設の廃止措置活動が進められている。このような状況を背景に、OECD/NEAでは廃止措置に関するさまざまな課題を取り上げ、課題解決に向けた検討を進めている。廃止措置プロジェクトに関する科学技術情報交換協力計画では、廃止措置プロジェクトの技術課題を中心に情報交換が行われ、廃止措置と解体に関する作業部会では、廃止措置の規制,廃止措置作業の実施,技術開発に関する検討が行われている。また、廃止措置費用の評価,規制の経験に関する検討が行われ報告書が公開されている。このようなOECD/NEAの活動はわが国の原子力施設の廃止措置を安全で効率的に実施するうえで有用である。本報告はOECD/NEAの廃止措置に関する最近の活動状況をまとめたものである。

原子炉施設の廃止措置計画の策定及び管理システムの開発

柳原 敏

日本原子力学会誌, 44(10), p.734 - 737, 2002/10

http://ci.nii.ac.jp/naid/10010021733

日本原子力研究所で10年以上にわたって進められた動力試験炉(JPDR)の解体撤去では、作業に要した人工数,作業者被ばく線量,廃棄物発生量,適用した装置の性能等のデータを収集してその分析を行い、また、それらのデータや作業経験を将来の廃止措置に反映する方法について検討を進め、原子炉施設の廃止措置計画の策定及び管理システム(COSMARD)を開発した。本稿はCOSMARD開発経緯,その概要,将来の展開等を記述したものであり、廃止措置の技術開発,解体作業の分析,COSMARDの開発,今後の展開,環境問題の解決に向けて、などから構成される。

JMTRにおける再照射技術の開発

松井 義典; 井手 広史; 板橋 行夫; 菊地 泰二; 石川 和義; 阿部 新一; 井上 修一; 清水 道雄; 岩松 重美; 渡辺 直樹*; et al.

UTNL-R-0416, p.5_1 - 5_10, 2002/03

原研では他の原子炉等で照射された材料試料をさらにJMTRで照射する、いわゆる再照射技術を平成6年度から開発してきた。この再照射技術を適用して、平成11年度から軽水炉圧力容器鋼材の中性子照射脆化に対する焼鈍効果の研究のための照射がJMTRで計画された。この照射計画では再照射の機能に加え、照射途中での試料の交換が必要なため、平成11年から試料交換を可能にするためのキャプセル端栓構造の設計と試験を開始するとともに、キャプセルの設計を行った。また、その他のキャプセル製作に必要となる種々の技術についても平成12年8月までに全ての開発試験を終了した。上記再照射試験用のキャプセル(再照射キャプセル)の製作は平成13年8月に完了し、平成13年10月からJMTRにおいて1回目の照射を行い、平成14年1月に照射された試料の焼鈍を実施した。その後、1月から2月にかけて試料の一部交換を実施し、3月からは2度目の照射を開始している。本報では、再照射技術の実用例として、本照射試験に用いているキャプセルの構造及び開発試験,照射及び焼鈍作業の結果、試料交換作業等について報告する。

屋外器材ピット(Bピット)内廃棄物取出し作業に係わる放射線管理について

伊東 康久; 野田 喜美雄; 菊地 正行; 石川 久

JNC-TN8410 2001-018, 67 Pages, 2001/04

JNC-TN8410-2001-018.pdf:2.96MB

プルトニウム燃料工場屋外器材ピット(Bピット)(以下「Bピット」という。)の廃棄物取出し作業は、平成9年9月、安全総点検において確認事項として摘出し、一般作業計画により平成10年6月8日から開始された。平成10年6月25日、廃棄物整理作業中、廃棄物中に放射能汚染物を発見し、さらに、作業者3名の作業衣及び靴底等にも汚染が検出された。作業者の身体サーベイ、鼻スミヤの結果、また、肺モニタ及び精密型全身カウンタでの測定の結果、皮膚汚染はなく内部被ばくもなかった。発見された汚染物等について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムによる汚染と判明した。その後、Bピット内の放射線モニタリングを実施し、廃棄物表面から有意な値(放射能:8.210-3Bq/cm2、放射能:1.210-2Bq/cm2)を検出したことから当該廃棄物について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムを確認した。なお、廃棄物周辺の線量当量率、空気中放射性物質濃度については検出下限値未満であった。上述のとおりピット内に保管されていた廃棄物の一部の表面に汚染が検出されたため、6月25日にテントハウス内を一時管理区域に設定し、ピットからの汚染拡大防止策として、ピット上部をビニルシート及び防炎シートにて密封した。その後の廃棄物取出し作業は、ピット上部に作業囲いを設置し、作業囲い内にグリーンハウス(以下「GH」という)を3段(GH-1.2.3、ピットはGH-1内)設置して、特殊放射線作業で実施した。作業区域の空気中放射性物質濃度の管理は、GH-1内を連続監視ができるようにダストモニタを設置し、その他についてはエアスニッファを設置して実施した。線量当量率、表面密度の管理は、定点を定め測定した。また、ピット内は第2種酸素欠乏危険場所として指定し、有毒ガス及び酸素濃度の管理が行われた。作業は防護装備を全面マスク及びタイベックスーツ並びに保護手袋着用とし、3名/班で実施された。作業中、毎日GH-1.2.3内の放射線状況を確認し作業者へ周知してきた。放射線状況は全て検出下限値未満であった。廃棄物取出し作業は平成10年11月中旬に終了し、ピット内の清掃後、平成10年12月初旬からピット内の汚染検査及び一時管理区域解除の為の処置を実施して、平成11年1月13日に屋外器材ピット(Bピット)の一時管理区域を解除した。取

自然放射能の挙動解析に基づく排気モニタリング技術の向上-排気モニタリングバックグラウンドの低減化手法等-

井崎 賢二; 野田 喜美雄; 岩田 克弘; 樫村 義雄*

JNC-TN8410 2001-005, 30 Pages, 2001/01

JNC-TN8410-2001-005.pdf:0.62MB

本報告書では、放射線管理業務の中でも重要な排気中放射性物質濃度の管理について、その技術を向上させるため、施設内における自然放射能の挙動解析を行うとともに、解析結果から「排気モニタバックグラウンド(自然放射能による計数)の低減化手法」及び「排気ダクトなどのリーク判定手法」について検討し、報告する。排気モニタのバックグラウンドの低減化については、排気サンプリング位置を変更すること等によって可能であり、施設の新設時及び排気モニタの更新時にその手法を適用することができる。また、排気ダクトなどのリーク判定については、排気ろ紙に捕集された自然放射能の核種分析等を行うことによって容易に行えるものであり、施設運転の安全確保及び放射線管理技術の向上にも役立つものである。

JCO臨界事故にかかわる生産システムと工程の特性の分析

田辺 文也; 山口 勇吉

日本原子力学会誌, 43(1), p.48 - 51, 2001/01

http://dx.doi.org/10.3327/jaesj.43.48

JCO臨界事故の認知システム工学的方法による分析の一環として実施した、システムと工程の特性に関する分析の結果を報告する。工程における貯液機能の重要性、化学的労働災害リスク、作業負荷の重要性とそのレベルの変遷と工程の変遷との関連を分析している。また許認可段階での貯塔の役割についても明らかにした。