原子力機構は、保障措置の効果的・効率性の観点から、再処理施設に保管されている核分裂生成物(FP)を含むプルトニウム(Pu)溶液を非破壊で継続的に測定・監視するための新しい技術開発を東海再処理施設において平成27年度より実施している。今年度は、コンクリートセル内において高放射性溶液タンクから発生する$\gamma$線及び中性子線を測定しPu量との関連性を検討する予定である。本ポスター発表では、東海再処理施設の高放射性廃液貯槽の放射線特性評価として、人が立ち入ることのできないコンクリートセル内における高線量$\gamma$線スペクトルを計測するための検出器の選定及び計測回路の窒息現象を回避するための遮蔽等による測定手法の最適化、また約1.7mコンクリート壁と通してセル内へ挿入する治具(スラスタ)への収納方法及びスラスタ形状の最適化設計ついて報告する。※本技術開発は、文部科学省核セキュリティ補助金事業の一環として実施している。