JP4630999B2 - α線測定用試料及びその作製方法 - Google Patents

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Description

本発明は,原子力施設等から発生する放射性廃液,原子力施設等の解体で発生するコンクリート等の放射性廃棄物に含まれるα線放出核種を簡易・迅速に測定するための試料の作製法に関する。
寿命の尽きた原子力施設を解体する際に行われる施設の汚染状況調査や放射性廃棄物のインベントリー評価等においては,多数の試料を効率よく測定することが必要である。特にα線放出核種の分析においては,測定対象試料を分解し,α線放出核種を放射化学的手法により分離した後,薄い電着線源を作製するため,これらの分析操作に長時間を要し,費用も多大となる。これらの放射性廃棄物等を対象とした測定試料の数は今後,大幅に増大することが予想されるため,簡易・迅速な分析・測定法の確立が強く望まれている。
放射性廃棄物に対する分析技術には,環境試料等に適用されているものと同等の分析法が適用されている。この分析法においては,測定対象とする試料を酸分解あるいはアルカリ融解により溶液化した後,イオン交換樹脂あるいは固相抽出樹脂等を用いてマトリックス元素や妨害核種からの化学分離を行い,さらに薄い電着線源の作製とα線計測が行われる。この従来法においては,試料の前処理からα線計測まで,2週間程度の長時間を要することとなる。また化学分離を行ったときの回収率を求めるため,放射性トレーサー試料を用いる必要があり,放射性トレーサーの購入とその管理を行う必要があるなど,従来法により多数の試料を分析することは,時間,労力及び費用の面で問題がある。
一方,簡易なα線放出核種の測定法としては,ガスフローカウンタやシンチレーションカウンタを用いたα線グロス測定法がある。この方法では,測定対象試料と同一形状・材質から作製した放射能濃度が既知の線源とα線強度を比較することにより,未知試料の放射能濃度を求める。しかし,測定対象試料と同一の材質およびα線放出核種を用いて比較用の線源を作製しないと,定量誤差が大きくなるという問題がある。また,UおよびTh系列の放射性核種を含む試料では,放射性希ガスであるRnガスが試料から放出し,その娘核種が試料表面や検出器に付着し,バックグランドを増加させるため,定量が困難となる。
これらの問題を解決し,多数の試料を迅速に効率よく測定するためには,Rnガスの放出を抑制でき,且つ試料の前処理が簡易な測定用試料の作製法と測定解析法の提供が必要であった。測定解析法については,α線放出核種が均一に分布した固体状の測定用試料であれば,その試料のα線に対する阻止能を求め,Si半導体検出器により測定したα線スペクトルから,α線放射核種の同定と定量を行う手法が既に提供されている。しかし,Rnガスの放出を抑制しつつα線放出核種が均一に分布した測定用試料を簡易且つ迅速に作製できる手法は,当業者の久しく期待するものでありながら未だ提供されていない。
本発明の目的は,放射性廃棄物等から採取した試料に含まれるα線放出核種を定量するための簡易・迅速な試料作製法の提供であり,これによりα線放出核種が均一に分布し且つα線計測を行う上で問題となるRnガスの放出を抑制できる試料の作製が可能となる。
即ち、本発明は、α線の飛程に比べ十分に厚く(65マイクロメートル以上),測定においてバックグラウンド計数を増加させる要因となるU及びTh系列の放射性希ガス(Rnガス)及びその娘核種を試料内部に閉じ込めることが可能であることを特徴とするα線測定用試料の簡易・迅速な作製法である。
本発明による試料作製方法では、試料の厚さが解析対象とするα線放出核種の飛程より大きいことが必要である。238Uを含む試料を、ホウ砂を用いて測定用試料に調整する場合を想定すると、試料の厚さは18マイクロメートル以上必要である。α線エネルギーを4.2MeV、ホウ砂の密度を2g/cmとし、飛程を算出した。算出方法は、空気中における飛程、RAir=0.318×E1.5(E・α線のエネルギー)から求め、さらに空気の密度/ホウ砂の密度の密度の比をかけることにより求めた。又、Thの娘核種には10MeV程度の高エネルギーのα線を放出するものもあり、その場合は、α線の飛程は65マイクロメートルとなる。
発明を実施するための最良の課題
試行錯誤法により下記の条件において試料の作製を行えば,α線放出核種が均一に分布し,Rnガスの放出が抑制できることを明らかにした。
(1)コンクリート等の試料はスタンプミルを用いて粉砕した。大きな粒子が残存すると,不均一な試料となりやすいので,径粉砕後の粒径は,150マイクロメーター以下程度とすることが望ましい。
(2)α線放出核種が均一に分布した測定用試料を作製するための融剤として,四ホウ酸ナトリウムを用いた。四ホウ酸ナトリウムは,金属酸化物等とともに溶融すると,ホウ砂球反応を起こし,ガラス状になることが知られている。
(3)粉砕したコンクリートあるいは廃液試料と,四ホウ酸ナトリウム(ホウ砂)を密閉した棒瓶の中で振とうすることにより,良く混合した。使用するホウ砂の重量は,廃液試料の場合は10gとした。コンクリートの場合は,ホウ砂とコンクリート粉末の合計重量が10gとなるようにし,両者の比率が1:1となるようにした。
)ホウ砂と混合した試料は,直径50mmのステンレス製の試料皿に移し,電気炉内で加熱することによりホウ砂と試料を溶融した。加熱温度と時間を変化させたときの影響を試行錯誤法で調べた結果を表1に示す。試料中に含まれる放射性核種の加熱による揮発を抑制するためには,加熱温度は低温であることが望ましいため,最適な加熱条件は,850℃で1時間とした。
)所定条件で加熱した試料は,電気炉内で室温になるまで除冷した。
以下、本発明を実施例に基づいて説明する。
(実施例1)
(1) コンクリート試料の分析
既知量の228Thで汚染させたコンクリート試料を作製し,これを直接,Si半導体検出器で測定した場合と,本発明による簡易・迅速な試料作製法により前処理を行い,Si半導体検出器で測定した場合とを比較した。
α線放出核種を均一に含む試料から得られるα線スペクトルは以下の式で表されることが知られている。
Figure 0004630999
ここで,dn/dE:カウント数のエネルギーに対する微分値[MeV-1]
S:検出器の面積[cm2]
A:質量あたりの懐変数(放射能濃度)[g-1]
dE/dx試料媒質の阻止能[MeV g-1 cm-2]
(1)式を用いることにより,測定されたα線スペクトルから放射能濃度を推定することが可能であり,逆に試料中の放射能濃度が既知であれば,α線スペクトルを予測することができる。
228Thで汚染したコンクリート試料を直接測定した場合のα線スペクトル(実測値)を図1に示す。また添加した228Th の濃度から(1)式を用いて予測されるα線スペクトル(計算値)を併せて図1に示す。コンクリート試料では,228Thの娘核種である希ガスの220Rnがコンクリート試料の内部から放出されるため,220Rnとともに娘核種(212Bi,212Po,216Po)のピークがα線スペクトル上に見られる。このため,(1)式から予測されるα線スペクトルと一致しない。このことは,測定用試料から放射性希ガスが放出されると,α線放出核種の定量が著しく困難になることを示している。
本発明による試料作製を行った後,測定したα線スペクトルを図2に示す。コンクリート試料を直接測定した場合と異なり,220Rnとその娘核種(212Bi,212Po,216Po)のピークは見られず,(1)式から予測される階段状のα線スペクトルと良く一致している。このことは,本発明により放射性希ガスの放出を抑制しながら,α線放出核種が均一に分布した試料の作製が可能となったことを示している。
図2に示したα線スペクトルから(1)式を用いて,その中に含まれる228Thとその娘核種の定量を行った。コンクリート試料に添加した228Thから予測される放射能濃度と本発明により作製した測定用試料の定量結果を表に示す。両者の値は良く一致しており,本発明による測定用試料の作製と既存の解析法を組み合わせることで,コンクリート試料に含まれるα線放出核種を精度良く定量できることが明らかとなった。
Figure 0004630999
(2) 廃液試料の分析
使用済燃料の溶解液から採取した試料を模擬廃液試料とし,上記作製条件において測定用試料を作製した。別途,従来法で求めた模擬廃液試料中のα線放出核種濃度と,本発明による測定用試料との定量結果を表2及び3に示す。測定用試料中の244Cm,238Pu+241Am及び全α線放出核種の各放射能濃度は,従来法による分析値と良く一致することが明らかとなり,本発明による測定用試料の簡易作製法の有効性が実証された。
Figure 0004630999
Figure 0004630999
(実施例2)
汚染コンクリート試料は、商業用ポルトランドセメントに228Thを含むHNO溶液及び水を加え乾燥させることにより作製した(一部は比較のため、この試料を直接測定した)。
汚染コンクリート試料を、スタンプミルを用いて1時間粉砕した。粉砕したコンクリートを5g計り取り、5gホウ砂を加えよく混合し、ステンレス製試料皿(50mφ)に移した。試料は、電気炉において850℃で1時間加熱することにより、均一なガラス状試料とした。加熱後の試料は、室温になるまで電気炉内で徐冷した。
(実施例3)
模擬廃液試料に用いた使用済燃料の溶解液試料は、BWR型原子炉で37.41GWd/t燃焼させたGd含有UOをHNOで溶解及び希釈することにより調整したものである。この溶液を0.4ml分取し、10gのホウ砂に添加し、よく混合した。混合した試料は、ステンレス製試料皿(50mφ)に移し、電気炉において850℃で1時間加熱することにより、均一なガラス状試料とした。加熱後の試料は、室温になるまで電気炉内で徐冷した。
[発明の効果]
本発明によるα線放出核種測定用試料の簡易作製法には,以下のような技術上の利点がある。
(1)α線放出核種の分析における測定用試料の作製操作を大幅に短縮化
(2)測定用試料の作製法が極めて簡易であり,熟練技術が不要
(3)測定用試料の内部に放射性希ガスが閉じ込められるため,放射性希ガスとその娘核種に起因する検出器等の汚染が起きない
(4)放射性核種が均一に分布した試料が得られるため,α線スペクトルから核種の同定・定量が容易
(5)上記(1)〜(4)による分析作業コストの低減
従来の228Thで汚染したコンクリート試料のα線スペクトルを示す図である。 本発明による測定試料作製方法を適用した場合のα線スペクトルを示す図である。

Claims (4)

  1. 粒径が150マイクロメーター以下に粉砕された放射性固体廃棄物又は放射性液体廃棄物と四ホウ酸ナトリウムとを溶融固化して得られ、65マイクロメートル以上の厚みを有し、測定においてバックグラウンド計数を増加させる要因となるU及びTh系列の放射性希ガス及びその娘核種を試料内部に閉じ込めたことを特徴とするα線測定用試料。
  2. 粒径が150マイクロメーター以下に粉砕された放射性固体廃棄物又は放射性液体廃棄物と四ホウ酸ナトリウムとを混合し、得られた混合物を、廃棄物中に含まれる放射性核種が揮発しない温度で加熱して溶融した後、徐冷固化することにより、測定においてバックグラウンド計数を増加させる要因となるU及びTh系列の放射性希ガス及びその娘核種を試料内部に閉じ込めた、65マイクロメートル以上の厚みを有するα線測定用試料を得ることを特徴とする、α線測定用試料の作製方法。
  3. 前記放射性固体廃棄物又は放射性液体廃棄物と四ホウ酸ナトリウムとの混合比は、1:1である、請求項2に記載の方法。
  4. 前記加熱温度は850℃である、請求項2又は3に記載の方法。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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US8993978B2 (en) * 2012-05-04 2015-03-31 Honeywell International Inc. Method for assessing an alpha particle emission potential of A metallic material

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH05323033A (ja) * 1992-05-16 1993-12-07 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 空気中放射性物質濃度測定方法
JPH0915336A (ja) * 1995-06-28 1997-01-17 Fuji Electric Co Ltd α線ダストモニタ
JPH0961320A (ja) * 1995-08-29 1997-03-07 Mitsubishi Materials Corp 蛍光x線分析用試料の作製方法
JP2000275347A (ja) * 1999-03-26 2000-10-06 Toshiba Corp ダスト放射線モニタ装置
JP2003337175A (ja) * 2002-05-20 2003-11-28 Mitsubishi Heavy Ind Ltd α放射能識別装置
JP2005338019A (ja) * 2004-05-31 2005-12-08 Toshiba Corp 放射化黒鉛の核種分析前処理方法、核種分離方法及び核種分析前処理装置

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH05323033A (ja) * 1992-05-16 1993-12-07 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 空気中放射性物質濃度測定方法
JPH0915336A (ja) * 1995-06-28 1997-01-17 Fuji Electric Co Ltd α線ダストモニタ
JPH0961320A (ja) * 1995-08-29 1997-03-07 Mitsubishi Materials Corp 蛍光x線分析用試料の作製方法
JP2000275347A (ja) * 1999-03-26 2000-10-06 Toshiba Corp ダスト放射線モニタ装置
JP2003337175A (ja) * 2002-05-20 2003-11-28 Mitsubishi Heavy Ind Ltd α放射能識別装置
JP2005338019A (ja) * 2004-05-31 2005-12-08 Toshiba Corp 放射化黒鉛の核種分析前処理方法、核種分離方法及び核種分析前処理装置

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