Dose estimation for contaminated soil storage in living environment

高井 静霞; 島田 亜佐子; 澤口 拓磨; 武田 聖司; 木村 英雄

Radiation Protection Dosimetry, 188(1), p.1 - 7, 2020/01

https://doi.org/10.1093/rpd/ncz250

福島第一原子力発電所事故後の除染活動によって発生した除去土壌は、福島県外ではそのほとんどが、学校・公園または宅地等の除染が行われた現場において除染ガイドラインに従って保管されている。実際の現場保管において、バックグラウンドを含まない除去土壌からの追加被ばく線量や、原則制限されている保管場所への立入に対し、その立入の被ばく線量の程度を把握しておくことは、継続的な現場保管および現場保管の有効性の確認のために重要である。本研究では、現在の福島県外における様々なタイプの現場保管の情報に基づき、居住者および利用者の被ばく線量を評価した。その結果、居住による線量は10-10mSv/y、立入による線量は10mSv/yオーダーであった。よって、福島県外における現在の現場保管による被ばくは1mSv/yに比べ十分小さいことが確認された。

核鑑識の対応体制に求められる技術・制度的要件

玉井 広史; 大久保 綾子; 木村 祥紀; 小鍛治 理紗; 篠原 伸夫; 富川 裕文

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 8 Pages, 2017/02

核物質等の不法な移転に対する取組である核鑑識能力の構築が国際的な協力の下で進められているが、核鑑識を効果的に機能させるために、押収した核物質等の分析を行う技術開発と並行して、事象に対する初動から裁判に至るまでの総合的な対応体制の整備が各国に求められている。これは、事象現場での試料収集、ラボにおける分析、試料の保管、その後の捜査、裁判等の手続きにおいて、Chain of Custody(管理の連鎖)と呼ばれる厳正な証拠保全を確実に行うためのもので、関係機関の緊密な連係・情報共有が必須である。IAEAは実施手引きを発行して核鑑識の行動計画のモデルを示し各国の制度整備等の支援に努めている。核鑑識の国内対応体制の整備が進んでいる欧米諸国は、自国における強化と合わせ国際的な連係・協力のもとで各国の技術力の向上、意識の醸成を図っている。これらの動向について実例を挙げて紹介し、将来的に望まれる技術・制度について考察を行う。

JT-60電源設備の長期保管計画

大森 栄和; 松川 誠; 大森 俊造; 寺門 恒久; 岡野 潤; 野田 政明*

NIFS-MEMO-36, p.358 - 361, 2002/06

大型核融合実験装置JT-60は、数年以内に運転を終了し、その後大規模な改修作業を行う予定である。新しい装置の磁場コイルには超伝導コイルが使用され、その構成や定格も現在の装置とは大幅に異なるため、これに電力を供給するコイル電源設備も新しい装置にあわせた改造が行われる。コイル電源設備の改造にあたっては、機器のすべてを新規に製作するのではなく、既存の機器を最大限再利用する手法を採る。このため、改修が行われる数年の間、それらの機器を健全な状態に維持し、改修後の運転においても十分な機能と信頼性を得られるよう保管しなければならない。保管にあたっては、機器を健全に保つことも当然ながら、経済性も考慮する必要がある。今回、これらのことを念頭に置き、今までの運転実績などを踏まえた上での保管の方法などについて計画したので、トロイダル磁場コイル電源を例に取り報告する。

中性子散乱施設の使用済ターゲット等取扱・保管設備の設計

安達 潤一*; 佐々木 忍; 神永 雅紀; 日野 竜太郎

FAPIG, (155), p.48 - 54, 2000/07

高レベルに放射化するとともに毒性のある水銀を使用する中性子散乱施設の使用済ターゲット等を遠隔により信頼性高く安全に取り扱えることを目的として、その取扱・保管設備について基本計画の策定を行うとともに主要設備構成とその仕様、配置計画などの概念設計を行った。使用済ターゲット等取扱・保管設備は、ターゲット交換のためのターゲット交換台車、マニピュレータ等の遠隔操作機器、移送・保管時に密封収納する使用済ターゲット収納容器、使用済ターゲット等気中保管設備等から構成される。計算機シミュレーションにより逐次設計の妥当性等の確認を行いながら検討を進めた結果、安全かつ信頼性の高い設備の見通しが得られた。

雑固体廃棄物の一括溶融処理に関する高温物理化学的研究(III)(核燃料サイクル開発機構 委託研究成果報告書)

岩瀬 正則*

JNC TJ8400 2000-063, 78 Pages, 2000/03

JNC-TJ8400-2000-063.pdf:1.93MB

本研究は、焼却灰を介した溶融金属の酸化反応を制御し、かつそれをスラグ除染に積極的に利用する手段を確立すること最終目的としており、本年は焼却灰の主成分である複数のアルカリ硫酸塩を含む混合溶融塩の物理化学的性質、中でも融体中の酸化物イオンの物理化学的挙動を、溶融塩中のCu2+/Cu+酸化還元平衡によって調査した。2元系、3元系アルカリ金属硫酸塩中のCu2+/Cu+平衡におよぼす諸因子の影響のうち、本年度は特にガス分圧(酸素分圧、SO2分圧)について重点的に調査した。硫酸塩融体中におけるCu2+/Cu+比の酸素分圧、SO2分圧依存の関数形を提示し、その妥当性を熱力学的に検証した。さらに本年度は、高温腐食現象の機構解明の端緒として、複数のアルカリ硫酸塩を含む混合溶融塩中へCr2O3溶解実験を行った。結果から、一定温度および雰囲気において平均イオン半径、換言すれば酸素イオン活量が同じ融体は、同様の酸化物溶解挙動を示すという重要な知見が得られた。

JRR-2の解体は2007年完了

海江田 圭右; 原 邦男; 有金 賢次

原子力年鑑'98/'99年版, P. 216, 1998/12

JRR-2は平成9年5月9日に解体届けを提出し、第1段階の解体工事を平成9年8月に着手し、平成10年3月に終了した。第1段階の解体工事では、原子炉の機能停止のため制御棒駆動装置を撤去し、燃料の再挿入ができないよう燃料孔に封印蓋を取付けた。また、重水及び熱遮蔽軽水を抜き取り、重水を保管した。発表では、以上の第1段階の解体工事の状況及び今后の計画について紹介する。

廃棄物保管容器の改善作業関連報告書[プルトニウム廃棄物貯蔵施設(PWSF)及び屋外固体廃棄物貯蔵庫(17棟)編]

鈴木 良宏; 佐藤 俊一; 鈴木 満; 岡本 成利; 渡辺 直樹; 品田 健太; 吉田 忠義

PNC TN8440 98-025, 111 Pages, 1998/07

PNC-TN8440-98-025.pdf:11.06MB

平成9年9月に茨城県、東海村が実施した「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定」第15条に基づく東海事業所放射性固体廃棄物貯蔵施設に係わる現地調査の結果、放射性廃棄物に関して改善処置を求められた。これを受けて事業団は科学庁、県及び村に対して平成10年3月完了を目標に保管容器の点検・補修作業を開始することとなった。この内プルトニウム系廃棄物の点検・補修は計画どおり進み、平成10年3月をもって終了した。本報告書は、プルトニウム廃棄物保管容器の内、プルトニウム廃棄物貯蔵施設(PWSF)及び屋外固体廃棄物貯蔵庫(17棟)に保管されている保管容器の点検・補修作業に係わるものであり、今度の廃棄物保管容器の点検・補修作業の一助となるものである。

原子力船「むつ」の解役

松尾 龍介

日本分析センター広報, 0(28), p.2 - 15, 1996/01

原子力船「むつ」は、平成7年6月下旬に原子炉を撤去し同月末に海洋科学技術センターへ譲渡された。本論文では、「むつ」の概要と歴史を紹介するとともに、平成4年2月の実験航海終了後の約4年間にわたる解役工事並びに保管建屋の建設、関根浜港の浚渫工事等の付帯工事について解説する。また、環境モニタリングを含む安全管理についても併せて紹介する。

高速増殖炉研究開発の現状,平成5年

岡田 敏夫; 庄野 彰*; 山田 栄吉*; 浅賀 健男*; 鈴木 惣十*; 三宅 収; 佐々木 修一

PNC TN1410 94-006, 57 Pages, 1994/11

PNC-TN1410-94-006.pdf:10.29MB

高速増殖炉は、プルトニウムをリサイクルすることによりウラン資源の有効利用を飛躍的に向上させることができ、更に、マイナーアクチニドをリサイクルすれば、それによって放射性廃棄物の負荷を軽減できる等の効果も期待できることから、我が国においては、高速増殖炉の将来の原子力エネルギーの主流にすべきものとして開発が進められております。動燃事業団は昭和42年発足以来、新型動力炉及び核燃料リサイクル全般に亘る研究開発に取り組んで参りましたが、高速増殖炉の開発については、実験炉「常陽」、これに続く原型炉「もんじゅ」を開発し、その成果を実証炉の開発に積極的に反映してきました。「常陽」は昭和52年4月の初臨界以来、着実な運転実績を積み重ね燃料材料の照射試験及び各種開発技術の実証の場として活用しております。更に、本年度からは「常陽」の照射性能の一層の向上を目指したMK-III計画に着手いたしました。また、「もんじゅ」は総合機能試験を終了し、平成5年10月より燃料装荷を開始し性能試験を実施しております。現在、臨界試験を慎重に、安全第一で進めており、本年4月に初臨界の予定であります。今後、プルトニウム利用技術の中核となる高速増殖炉の研究開発は基盤技術開発を中心にその実用化を目指して進めて行きます。そのため、高速増殖炉の高度化及びブレークスルーを可能とした革新技術の開発を進めております。これらの当事業団における最近の研究開発の成果を「高速増殖炉研究開発の現状」として皆様にお届けいたします。これまでの関係各位のご指導、ご協力に深く感謝致しますととともに今後とも一層のご理解とご支援を賜りますようお願い申し上げます。

高線量廃棄物等減容処理施設の設計調査

山崎 純*; 関 貞雄*; 福田 五郎*

PNC TJ9409 91-001, 164 Pages, 1991/02

PNC-TJ9409-91-001.pdf:4.41MB

動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センターで発生する高線量固体廃棄物は,現在23重のステンレス製の缶に密封収納後,日本原子力研究所大洗工学研究所廃棄物処理場の高レベル固体廃棄物貯蔵施設に保管されている。しかしこの施設は,現在の貯蔵量と今後の発生量から推定すると平成8年ごろ満杯となるため,既貯蔵廃棄物の減容等により貯蔵能力の拡大化を図る必要がある。本報告書はこれを受けて,現在保管中の高線量固体廃棄物,あるいは今後発生する廃棄物の量,性状等を調査予測を行い,処理量に見合った合理的処理プロセス等に係わる設計調査を行い,その結果をまとめたものである。特に本設計調査では発生源から送られてくる固体廃棄物の減容処理の効率化等に重点をおいた検討を行い運転性,保守性,安全性,開発度,経済性等の面も加味した検討を行った。