研究課題
加速器施設で生成する放射化物中の放射性核種の濃度を測定する方法を確立することは、放射化物の合理的取扱および処理を行ううえで非常に重要である。とくに、極微弱の放射化物をクリアランスできるには信頼性があり、しかも簡便な検認手法を確立しておくことが必要である。また、放射性廃棄物の最終処分が可能となったときに、含まれる放射性核種の濃度を評価するための検認法が求められる。特に、コンクリートはデコミッショニングにおいて最も大量に発生することが予想されること、金属に比べてその組成が複雑でかつ、分析のための試料の処理が難しい。そこで、今年度は、コンクリート放射化物中に含まれる可能性が有るがこれまで測定が困難であったβ線や低エネルギーのγ線・X線のみを放出する核種について評価法を確立することに重点を置いて研究を進めた。初年度に引き続き、加速器施設から分析試料の収集を行った。コンクリート試料は分析を実施するため、あらかじめ切断、粉砕したのち、Ge半導体検出器を用いてγ核種の分析を実施したうえで、測定困難核種であるトリチウム、Cl-36について分離、定量する手法を確立し、濃度を測定した。このため、トリチウムについては赤外炉による分離分析法の最適化を行った。トリチウムの生成に最も寄与するリチウムの濃度は原子吸光法による定量を行った。また、Cl-36の定量のためにコンクリートの溶解、分離分析法の検討を行った後、加速器質量分析法による定量法を検討した。非放射性の塩素濃度は蛍光x線およびイオンクロマトグラフィーによる分析を行った。以上の実験により、一般の加速器施設において放射性核種の濃度は表層より10cmの位置で極大となること、放射化は主に二次的に生成する中性子の捕獲反応に起因すること、γ核種とトリチウムやCl-36の深度分布は同様の結果を示すことが確かめられ、各加速器施設での発生中性子量を求めることができることが示された。次に、加速器室内のコンクリート壁表面の線量測定結果と核種分析結果に基づいてモンテカルロシュミレーションによる表面線量の計算結果を比較した結果、表面線量をサーベイすることによって核種の濃度の推定が可能であることを明らかにした。
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