本発明は、核燃料物質又は核原料物質を扱う施設で発生する放射性廃棄物でない廃棄物の処理方法、より具体的には、核燃料物質又は核原料物質を扱う施設から出る放射性廃棄物でない廃棄物についての放射性物質による汚染の有無を確認するための放射線測定を含む処理方法に関する。

原子力施設等の核燃料物質又は核原料物質を扱う施設において放射線防御の観点から特別の管理を必要とする放射性廃棄物のほかに、放射性廃棄物でない廃棄物も大量に発生する。この放射性廃棄物でない廃棄物については、経済産業省がその取扱いについてのガイドライン(指示)を出しており(非特許文献1)、その内容に沿って廃棄物として判断し管理等を行う必要がある。例えば、放射性廃棄物でない廃棄物であると判断される、汚染の恐れがある管理区域に設置された資材等及び汚染の恐れがある管理区域で使用された物品は、念ための放射線測定評価を行うこと等が求められる。

また、管理区域から持ち出す物品(廃棄物を含む)については、他の規定、例えば電離放射線障害防止規則(昭和47年9月30日労働省令第41号)等に沿って、汚染が無いことを確認した上で搬出等を行う必要がある。したがって、原子力施設で発生する放射性廃棄物でない廃棄物を処理する際には、そうした各種の規制に従った適切な放射線測定を含む処理、管理を行うことが求められる。

特許文献1は、原子力施設の廃止により生じる放射性廃棄物でない廃棄物や放射性物質として扱う必要のない廃棄物を処理する放射性金属廃棄物処理装置を開示する。しかし、特許文献1は放射性廃棄物でない廃棄物の放射線測定評価について何ら開示するものではない。

特許文献2は、放射性廃棄物についてα線核種を含むものとα線核種を含まないものに仕分けする放射性廃棄物の仕分け方法、仕分け装置およびα線測定装置を開示する。しかし、特許文献2は放射性廃棄物でない廃棄物の放射線測定評価について開示するものではない。

特許文献3は、原子力施設の解体撤去に伴う解体廃棄物から分別されたクリアランス対象物のクリアランス前測定(表面汚染密度の測定、γ線測定とβ線測定)とクリアランス測定(平均放射能濃度、γ線測定)を含む分別・クリアランス処理システムを開示する。しかし、特許文献3はクリアランス対象物から汚染の高い部位を除去する除染を行うことを前提としており、放射性廃棄物でない廃棄物の放射線測定評価及び処理について具体的に開示するものではない。

特許第5800636号

特開2014−92519

特許第4268970

原子力施設における「放射性廃棄物でない廃棄物」の取扱いについて(指示)、経済産業省原子力安全・保安院、NISA−111a−08−1、平成20年5月27日

本発明は、核燃料物質又は核原料物質を扱う施設で発生する放射性廃棄物でない廃棄物について、放射性物質による汚染の有無を確認するための放射線測定を含む処理方法を提供することを目的とする。

本発明は、核燃料物質又は核原料物質を扱う施設で発生する放射性廃棄物でない廃棄物の処理方法を提供する。その処理方法は、(a)核燃料物質又は核原料物質を扱う施設で発生する放射性廃棄物でない廃棄物(NR廃棄物)を収集する工程と、(b)NR廃棄物の表面の核燃料物質又は核原料物質による汚染の有無を直接サーベイ法を用いたα線検出により測定する工程と、(c)NR廃棄物の直接サーベイ法では測定が困難な表面の核燃料物質又は核原料物質による汚染の有無をスミヤ法を用いたα線検出により測定する工程と、(d)2つの測定工程により表面の核燃料物質又は核原料物質による汚染が無いと判断されるNR廃棄物の内部の核燃料物質又は核原料物質による汚染の有無をγ線検出により測定する工程と、(e)内部の核燃料物質又は核原料物質による汚染が無いと判断されるNR廃棄物を搬送用容器に収納する工程と、(f)NR廃棄物が収納された搬送用容器の外側からのγ線検出により核燃料物質又は核原料物質による汚染の有無を確認する工程と、を含む。

本発明の一実施形態の処理方法の工程を示す図である。

本発明の一実施形態の直接サーベイ法(α線検出)を用いた表面汚染の測定の模式図である。

本発明の一実施形態のスミヤ法(α線検出)を用いた表面汚染の測定の模式図である。

本発明の一実施形態のγ線検出による内部汚染の測定の模式図である。

本発明の一実施形態の搬送用容器の外側からのγ線検出による汚染測定の模式図である。

図面を参照しながら本発明の実施の形態を説明する。図1は、本発明の一実施形態の核燃料物質又は核原料物質を扱う施設で発生する放射性廃棄物でない廃棄物(以下、NR廃棄物と呼ぶ)の処理方法の工程を示す図である。本明細書で言う核燃料物質又は核原料物質には、α線源となるウランやトリウムが含まれる。また、核燃料物質又は核原料物質を扱う施設には、原子力施設の他に原子力とは直接的には関係のない例えばウランを触媒として使用する化学工場等の製造施設、加工施設も含まれる。原子力施設には、例えば非特許文献1に記載される精錬施設、原子炉施設、再処理施設等が含まれる。さらに、放射性廃棄物でない廃棄物(以下、NR廃棄物と呼ぶ)は、基本的に非特許文献1のガイドラインに沿って判断されるものを言うが、対象となる廃棄物が発生する施設には、原子力施設の他に上述した原子力とは直接的には関係のない化学工場等も含むものとする。

図1の工程S10において、核燃料物質又は核原料物質を扱う施設において発生するNR廃棄物を収集する。NR廃棄物には、核燃料物質又は核原料物質を扱う施設において設置された資材または使用された物品であって核燃料物質又は核原料物質によって汚染された物で廃棄しようとするものではない廃棄物が含まれる。その設置された資材または使用された物品には、構造材プレート、機器部材、鋼材、金物、配管、電線管類、及び機器類等の解体物や切断材が含まれる。これらの解体物や切断材は、概ね1〜2m程度のサイズを有し台車等に載せて移動可能な状態になっている。収集されたNR廃棄物は、これらの各部材ごとに選別された後に、番号が付され重量が測定されて、各情報がパソコン等にデータとして登録(保管)される。

工程S20において、番号が付され登録されたNR廃棄物の全てについて、表面の核燃料物質又は核原料物質による汚染の有無を直接サーベイ法を用いたα線検出により測定する。図2は、本発明の一実施形態の直接サーベイ法を用いた表面汚染の測定の模式図である。測定対象物(NR廃棄物)5の表面にα線検出器10の測定面(検出面)が当接され、通信ケーブル15を介してα線の検出値が表示器20に送られる。表示器20では、その表示画面17にリアルタイムに測定結果が表示され、同時に測定データとして内蔵するメモリに保管される。α線検出器10としては、例えばZnS(Ag)シンチレーション検出器(直接サーベイメータ)であって、検出限界が0.4Bq/cm²以下である性能を有するα線検出器を用いて行う。

工程S30において、工程S20の測定結果から各測定対象物(NR廃棄物)の表面の核燃料物質又は核原料物質による汚染の有無を判定する。具体的には、例えば汚染源となる核燃料物質又は核原料物質がウランである場合、α線検出器10による測定結果から表面汚染密度が0.4Bq/cm²以上である場合に汚染が有ると判断し、それ未満である場合に汚染が無いと判断する。この判断基準値である0.4Bq/cm²は、電離放射線障害防止規則(昭和47年9月30日労働省令第41号)の別表第3に定められているα線を放出する放射線同位元素による表面汚染の限度(4Bq/cm²)の1/10に相当し、当該物品を施設外に持ち出す際にその値(限度の1/10)を越えてはいけないとされているものである。核燃料物質又は核原料物質がウラン以外である場合は、判断基準値としてその物質(放射性同位元素)に対応した値を採用することができる。工程S30で表面汚染が無いと判断された測定対象物は台車に搭載されて次工程に回される。その際に台車毎に識別番号を付して、以降の工程では台車単位でその管理ができるようにする。表面汚染が有ると判断された測定対象物は、工程S110において汚染物として回収されて所定の保管容器に入れられて保管される。

工程S40において、台車上の測定対象物(NR廃棄物)5において、工程S20の直接サーベイ法では測定が困難な表面の核燃料物質又は核原料物質による汚染の有無をスミヤ法を用いたα線検出により測定する。直接サーベイ法では測定が困難な表面とは、例えば小口径な配管の内部など、その位置や形状等からα線検出器10の測定面を直接当てることができない領域(部分)を意味する。その測定領域は、複数の箇所を抜粋して選択する。図3は、本発明の一実施形態のスミヤ法を用いた表面汚染の測定の模式図である。測定対象物(NR廃棄物)5の該当する表面をふき取ったスミヤろ紙7にα線検出器10の測定面(検出面)が当接され、通信ケーブル25を介してα線の検出値がパーソナルコンピュータ(PC)30に送られる。PC30では、その表示画面35にリアルタイムに測定結果が表示され、同時に測定データとして内蔵するメモリに保管される。α線検出器10は、工程S20の測定と同様に、例えばZnS(Ag)シンチレーション検出器(直接サーベイメータ)であって、検出限界が0.4Bq/cm²以下である性能を有するものを用いることができる。

工程S50において、工程S40の測定結果から各測定対象物(NR廃棄物)の表面の核燃料物質又は核原料物質による汚染の有無を判定する。その判定基準は、基本的に工程S30の場合と同様である。すなわち、例えば汚染源となる核燃料物質又は核原料物質がウランである場合、α線検出器10による測定結果から表面汚染密度が0.4Bq/cm²以上である場合に汚染が有ると判断し、それ未満である場合に汚染が無いと判断する。核燃料物質又は核原料物質がウラン以外である場合は、本判定の判断基準値としてその物質(放射性同位元素)に対応した値を採用することができる。工程S50で表面汚染が無いと判断された台車上の測定対象物は、その重量を測定しそのデータをPC30に保管する。表面汚染が有ると判断された測定対象物は、工程S110において汚染物として回収されて所定の保管容器に入れられて保管される。

工程S60において、工程S20及びS40のα線測定では表面汚染が無いと判断された台車上の測定対象物について、その内部の核燃料物質又は核原料物質による汚染の有無をγ線検出により測定する。このγ線測定は、万が一測定対象物の内部に核燃料物質又は核原料物質による汚染が無いか否かを確認するために行うものである。図4は、本発明の一実施形態のγ線検出による内部汚染の測定の模式図である。図4(a)は、測定の構成(配置)を上面図として描いたものである。木製枠40の内側に外部からの放射線(バックグラウンド)の影響を抑えるための鉛製ブロック42、44、46をコの字型に配置し、各鉛製ブロックの内側に3個のγ線検出器50、52、54を配置している。γ線検出器50、52、54の各々は、通信ケーブル56、57、58を介してパーソナルコンピュータ(PC)60、62、64に接続する。なお、γ線検出器の数は3個に限定されず、少なくとも1個以上あればよく、測定精度を高めるために2個以上あることが望ましい。

γ線検出器50、52、54としては、例えばNa(Tl)シンチレーション検出器を用いることができる。その検出感度が、少なくとも0.1μSv/hよりも高いもの、例えば0.01〜100μSv/hの範囲の感度を有するものを用いることができる。汚染源となる核燃料物質又は核原料物質がウランである場合、その存在割合が高い²³⁸Uの0.766MeVと1.001MeVを測定するγ線のエネルギー(MeV)として測定を行うことができる。測定するγ線のエネルギー(MeV)は、汚染源となる核燃料物質又は核原料物質の種類に応じて決めることができる。γ線が検出された場合、その計数値(CPS)が測定された通信ケーブル56〜58を介してPC60〜64に送られる。PC60〜64は、所定の処理プログラムの動作により所定の形式でその測定結果を例えば線量率(μSv/h)として表示し、内蔵するメモリに測定データとして保管することができる。

図4(b)は、実際のγ線測定の様子を示す側面図である。木製枠40の上部を測定対象物68を載せた台車66が図の右側から左側に移動しながらその下側にある3つのγ線検出器50、52、54によって下側に放出されるγ線を検出する。なお、台車66は測定対象物68が乗る平板のみを示しており、車輪等の細部は省略してある。測定対象物68(より正確には台車66の平板の上面)とγ線検出器50〜54との間の距離は所定値(例えば5cm)になるようにする。このように、測定対象物68を乗せた台車66を移動させながら下側からγ線測定を行うことにより、大量の測定対象物の万が一の内部汚染の有無を比較的短時間で効率よく調べることができる。また、3つのγ線検出器50〜54を用いることにより、たとえ低い計数値であっても、それらの積算値や平均値を用いることにより比較的精度良く測定することが可能となる。γ線測定(工程S60)で得られた測定データは、既に識別番号が付された台車毎に、α線検出を用いた直接法(工程S20)で得られた測定データ、スミヤ法(S40)で得られた測定箇所と測定データ、及び重量データと共にPC84のメモリに保管される。

工程S70において、工程S60の測定結果から各測定対象物(NR廃棄物)の内部汚染の有無を判定する。具体的には、例えば線量率が0.1μSv/h未満である場合に内部汚染が無いと判断し、0.1μSv/h以上の場合は内部汚染の恐れがあると判断することができる。この判断基準値である0.1μSv/hは、各国で定められている資材、スクラップ類の輸出に関する基準(0.1〜0.3μSv/の範囲にある)を参考にして、その一番厳しい値(最小値)である0.1μSv/hを採用することに相当している。これにより、線量率が0.1μSv/h未満であればいずれの国へのNR廃棄物の輸出も問題無く行うことができることを意味する。なお、この基準値は外国への輸出を想定した場合の一例であって、もし国外に持ち出さないのであれば、必ずしも0.1μSv/hに拘る必要はなく、例えば少なくとも0.3μSv/h未満であることと言った基準を設けてもよい。工程S70で内部汚染が有ると判断された測定対象物は、工程S110において汚染物として回収されて所定の保管容器に入れられて保管される。

工程S80において、工程S70において内部汚染が無いと判断された測定対象物(NR廃棄物)は搬送用容器に収納される。搬送容器としては、例えば鉄製のコンテナを用いることができる。収納の際に、搬送用容器毎にNR廃棄物の種類、例えば、構造材プレート、機器部材、鋼材、金物、配管、電線管類、機器類等で変えることができる。搬送先の受け入れ及び処理等を適切かつ容易にするためである。

工程S90において、測定対象物(NR廃棄物)が収納された搬送用容器の外側からのγ線検出により核燃料物質又は核原料物質による汚染の有無を搬送前の念のため確認として測定する。汚染検出漏れが無いかを最終的に確認するためである。図5は、本発明の一実施形態の搬送用容器の外側からのγ線検出による汚染測定の模式図である。図5(a)は測定構成を下側から見た図であり、(b)はその測定構成の側面図である。施設の床上に置かれた台座(パレット)72の上に平板(例えばコンパネ)74を載せ、その平板74の上に測定対象物(NR廃棄物)が収納された搬送用容器(コンテナ)90を設置する。台座(パレット)72の内側であって平板(例えばコンパネ)74の下に、バックグラウンドの影響を回避するための鉛製ブロック76、78が配置され、さらにその内側にγ線検出器80が置かれる。γ線検出器80は通信ケーブル82を介して測定用PC84に接続される。

γ線検出器80としては、工程S60のγ線測定の場合と同様に、例えばNa(Tl)シンチレーション検出器を用いることができる。その検出感度が、少なくとも0.1μSv/hよりも高いもの、例えば0.01〜100μSv/hの範囲の感度を有するものを用いることができる。汚染源となる核燃料物質又は核原料物質がウランである場合、その存在割合が高い²³⁸Uの0.766MeVと1.001MeVを測定するγ線のエネルギー(MeV)として測定を行うことができる。測定するγ線のエネルギー(MeV)は、汚染源となる核燃料物質又は核原料物質の種類に応じて決めることができる。γ線が検出された場合、その計数値(CPS)が測定された通信ケーブル82を介してPC84に送られる。PC84は、所定の処理プログラムの動作により所定の形式でその測定結果を例えば線量率(μSv/h)として表示し、内蔵するメモリに測定データとして保管することができる。

工程S100において、工程S90の測定結果から各測定対象物(NR廃棄物)の汚染の有無を判定する。具体的には、工程S70の判定と同様に、線量率が0.1μSv/h未満である場合に汚染が無いと判断し、0.1μSv/h以上の場合は汚染の恐れがあると判断することができる。この判断基準値である0.1μSv/hを選択する理由等は、既に工程S70の汚染の有無判定において説明した内容と同様である。工程S100で汚染が無いと判定されたNR廃棄物は、その内容に応じた所定の搬送先に向けて再資源化あるいは処分のために施設から搬出される。万が一汚染が有ると判定された測定対象物は、工程S20に戻りその後の一連の工程S20〜S100に至る再測定に回される。

本発明の実施形態について、図を参照しながら説明をした。しかし、本発明はこれらの実施形態に限られるものではない。本発明はその趣旨を逸脱しない範囲で当業者の知識に基づき種々なる改良、修正、変形を加えた態様で実施できるものである。

5、68 測定対象物(NR廃棄物) 7 スミヤろ紙 10 α線検出器 15、25、56、57、58、82 通信ケーブル 17、35 表示部 20 表示器 30、60、62、64、84 パーソナルコンピュータ(PC) 40 木製枠 42、44、46、76、78 鉛製ブロック 50、52、54、80 γ線検出器 66 台車 70、72 台座(パレット) 74 平板(コンパネ) 90 搬送用容器(コンテナ)