MISC

2018年11月

再処理施設のための先進的溶液測定とモニタリング技術の適用性調査研究結果

Proceedings of IAEA Symposium on International Safeguards; Building Future Safeguards Capabilities (Internet)
  • 関根 恵
  • ,
  • 松木 拓也
  • ,
  • 鈴木 敏*
  • ,
  • 蔦木 浩一
  • ,
  • 富川 裕文
  • ,
  • 中村 仁宣
  • ,
  • LaFleur A.*
  • ,
  • Browne M.*

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8
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記述言語
英語
掲載種別

国際原子力機関(IAEA)は、再処理施設の保障措置をより効果的・効率的に実施するための手法として、再処理施設全体の核物質の動きをリアルタイムに監視するための測定技術開発の必要性を研究開発の長期課題としている。原子力機構は、日本原燃と精製後の核分裂生成物(FP)を含まないPu溶液について、中性子同時計数法を用いた測定システムを開発した。さらに再処理施設全体に適用可能な技術を開発するため、適用性調査研究を米国エネルギー省との共同研究の一環として実施し、核物質生成物が含まれるPu溶液に対してモニタリングが可能となる検出器の開発を行った。本研究開発では、東海再処理施設の高放射性貯蔵場を試験場所とした。まず、HAW貯槽のMCNPシミュレーションモデルを作成するために、HAW貯槽の設計情報の及びHAW組成、放出される放射線の調査を実施した。一方、コンクリートセル内にの検出器の設計及びMCNPモデルの妥当性確認のため、セル内における線量率分布を測定した。設計した検出器を用いて、検出器の設置位置の最適化及びモニタリングに利用可能な放射線を調査するため、セル壁内外において$\gamma$線スペクトル・中性子線測定を実施した。これらシミュレーション及びセル壁内外における$\gamma$線及び中性子線測定の結果を用いて、Puモニタリング技術への適用性を評価した。その結果、$\gamma$線と中性子測定を組み合わせることにより溶液内のPu量の変化をモニタリングできることが分かった。この結果は、再処理施設におけるFPを含むPu溶液のモニタリングへの適用性があることも示唆している。本論文では、本技術開発のまとめを発表する。

リンク情報
URL
https://jopss.jaea.go.jp/search/servlet/search?5063728

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