加速器施設で生じる放射性同位元素濃度評価法の確立

点击翻译按钮获取中文摘要

加速器施設で生じる放射化物の最終処理を定めるにあたって、放射性同位元素の濃度を求めることが不可欠である。本研究では、ガンマ線放出核種の濃度評価を行うとともに、これまで濃度評価が困難とされている低エネルギーベータ線やX線のみを放出する^3Hの測定を行うための、試料処理、化学分離、検出法について検討した。極微量のガンマ線放出核種の定量を行うために、検出器を鉛遮蔽体で遮蔽し、遮蔽体内に小型ロボットを用いて自動的に測定試料を挿入し、測定、データ解析を行える測定システムを製作した。また、トリチウム分析を行うため、赤外線加熱炉を用いた加熱法によるトリチウム分離、捕集装置を製作した。これらの装置を用いて、大阪大学核物理研究センター、東北大学原子核理学研究施設および日本アイソトープ協会仁科記念サイクロトロンセンターから採取したコンクリートコア試料を分析した。生成放射能はコンクリート鏡面から10cmの深さで最大となる傾向が見られた。さらに、ガンマ線放出核種やトリチウムを生成する元素の分析を原子吸光法により定量し、中性子線量の計算を行った。コバルトから生成するCo-60とリチウムから生成するトリチウムはいずれの施設においても正の相関を示し、いずれの核種から求めた中性子線量は一致した。このことから、加速器施設においては、二次的に発生する中性子が放射化の原因となっており、主な核種は全て熱中性子捕獲反応で生成することを確認した。本研究は原子力安全委員会の放射性廃棄物安全研究のひとつとして位置づけられており、安全研究にとって非常に有用なデータが得られた。加速器施設において放射化の原因となる中性子のコンクリート内での挙動を把握するため、中性子実験施設の高エネルギー中性子ビーム照射コースにおいて放射化実験を行った。コンクリート遮蔽体に一定間隔で金箔およびアルミ箔を設置し、照射した。生成した放射能はイメージングプレートを用いて同時に測定する方法により求め、熱中性子、高速中性子の遮蔽体内の空間分布を求めることに成功した。得られた測定結果はMARSコードによるシミュレーション計算結果と良く一致した。