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河内山 真美; 岡田 翔太; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2021-010, 61 Pages, 2021/07
JAEA-Technology-2021-010.pdf:3.56MBJAEA-Technology-2021-010(errata).pdf:0.75MB
原子炉施設の解体廃棄物の浅地中処分にあたっては、廃棄物中の放射能インベントリを評価することが必要である。本報では、JPDRの解体で発生した生体遮蔽コンクリートのうち炉心に近い部分について、浅地中処分のための放射能評価手法を検討するとともに、埋設処分の際の処分区分を判断するために、計算による放射能評価を行った。本計算では、中性子/光子輸送計算コードDORTと核種生成消滅計算コードORIGEN-Sを用いて放射化放射能計算を行い、対象コンクリートの放射能濃度を評価した。DORT計算ではJENDL-4.0から作成されたMATXSLIB-J40ファイルから断面積ライブラリを作成し、ORIEGN-Sでは、SCALE6.0付属の断面積ライブラリを用いた。評価した放射能濃度を過去の報告書における測定値と比較したところ、半径方向においては数倍程度高い場所があったものの全体的に傾向が一致しており、垂直方向においては大変よく一致することが確認できた。また、対象コンクリート廃棄物の平均放射能濃度Di(Bq/t)と浅地中処分で評価対象とされている140核種に対する基準線量相当濃度の試算値Ci(Bq/t)を比較評価した結果、対象コンクリート廃棄物は全体の約2%を除けばトレンチ処分が可能であると見通しが得られた。さらに、核種毎の相対重要度(Di/Ci)から、トレンチ処分における重要核種を予備的に選定した結果、H-3, C-14, Cl-36, Ca-41, Co-60, Sr-90, Eu-152, Cs-137の8核種を重要核種として選定した。
Cl in biological shield concrete using pyrohydrolysis and liquid scintillation counting伊藤 光雄; 渡部 和男; 畠山 睦夫; 立花 光夫
Analyst, 127(7), p.964 - 966, 2002/06
被引用回数：14 パーセンタイル：40.14(Chemistry, Analytical)原子炉生体遮蔽コンクリート中のCl-36の定量法を開発した。コンクリート中の塩素を熱加水分解法により抽出し、炭酸ナトリウム溶液に捕集した後、Cl-36を液体シンチレーション法により測定した。岩石標準試料を用いてイオンクロマトグラフ法により塩素の抽出条件を検討し、定量的抽出条件を確定した。2gのコンクリート試料を用いた場合のCl-36の検出限界は、0.02Bq/gであった。開発した方法をJPDRの生体遮蔽コンクリート中Cl-36定量に適用した。
前川 藤夫; 勅使河原 誠; 高田 弘; 古坂 道弘*; 渡辺 昇
JAERI-Tech 2002-035, 68 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-035.pdf:4.76MB
原研-KEKの大強度陽子加速器計画の物質・生命科学実験施設として、3GeV-1MWの陽子ビーム駆動による核破砕中性子源の建設が計画されている。本レポートは、放射線安全性及び建設コストの観点から重要な、中性子源周りの生体遮蔽体のバルク遮蔽性能について、モンテカルロ計算手法を用いた検討を行った結果についてまとめたものである。予備的検討や他の機器との関連から適当と考えられる遮蔽構造を標準ケースとして設定し、目標線量とした1
Sv/hを達成できる遮蔽厚さを計算した。また、材料、寸法等の様々な計算条件を変化させた計算を行い、計算条件が遮蔽性能に与える影響について調べた。これらの計算結果及び設計裕度を考慮し、最も適当であると考えられる遮蔽構造を最終的に以下のように決定した。線源の中心から4.8mまでを鉄遮蔽とし、その周囲は重コンクリート遮蔽で囲む。重コンクリート遮蔽は、陽子ビーム入射軸に対して105度よりも後方は中心から6.4mまで、105度から前方に向けて厚さを徐々に増加させ、最前方では中心から8.0mである。
Ca in biological-shield concrete by low-energy X-ray spectrometry伊藤 光雄; 渡部 和男; 畠山 睦夫; 立花 光夫
Analytical and Bioanalytical Chemistry, 372(5-6), p.532 - 536, 2002/03
被引用回数：16 パーセンタイル：44.10(Biochemical Research Methods)低エネルギーX線スペクトロメトリーによる原子炉生体遮へいコンクリートに含まれるCaの定量法を開発した。コンクリート試料を硝酸-フッ化水素酸-過塩素酸の混酸により分解し、溶液とした後、イオン交換分離法により、カルシウムを分離した。カルシウムをシュウ酸カルシウム沈殿として回収し、ペレットを作製した。このペレットを試料としてCaからの3.3keVのX線を測定した。3.3keVにおけるX線の検出効率は、既知量の標準55Feを添加して作製した同一形状のペレットの5.9keVのX線を測定したのち、シュウ酸カルシウムのそれぞれのエネルギーにおける質量吸収係数を用いて計算で求めた。定量下限は、コンクリート1gを採取した場合、8Bq/gであった。開発した方法をJPDRの生体遮へいコンクリートに適用した。
助川 武則; 畠山 睦夫; 柳原 敏
JAERI-Tech 2001-058, 81 Pages, 2001/09
JAERI-Tech-2001-058.pdf:5.98MB
原子炉に残存する放射化放射能は、基本的には中性子輸送コード及び放射化計算コードにより求めることが可能であるが、原子炉の複雑な構造等、諸々の問題を考慮した場合、測定値で確認する必要がある。そこで、放射化放射能の評価方法について、JPDRを対象とした評価で採用した計算と測定の方法やその結果を分析することで検討した。その結果、炉内構造物等では比較的精度良く計算でき(約2倍)、生体遮蔽体では2~10倍程度の誤差があったが、水分量や背筋割合が計算値に強く影響することがわかった。原子炉圧力容器母材や生体遮蔽体表面部の詳細な測定結果は、放射化計算の手法を検討する有効なデータとなった。また、試料採取法による放射能測定や線量当量率の測定が計算値の検討に有効であり、複雑形状の構造物、生体遮蔽体の深部等では計算値の補正に役立った。全体として、計算値と測定値を組み合わせることによって施設全体の放射能濃度分布を精度良く決定できることが判明した。
中村 寿; 奈良崎 智正*; 柳原 敏
Nuclear Technology, 86, p.168 - 178, 1989/08
被引用回数：8 パーセンタイル：66.98(Nuclear Science & Technology)機械的及び水ジェット切断技術はJPDRの生体しゃへい体の解体技術として開発が進められており、1990年から1991年にかけて生体しゃへい体の放射化した部位の解体に適用される計画である。機械的切断技術は、ダイヤモンドブレードによる切断及びコアビットによる連続穿孔を組み合わせて切断を行う方法である。一方、水ジェット切断技術は、研磨材を混入した水ジェットを吹き付けて切断を行う方法である。本論文は、機械的切断技術及び水ジェット切断技術各々の技術開発の過程で行われた試験結果、切断システムを構成する装置、生体しゃへい体の解体手順について述べたものである。
