JP2006317248A

JP2006317248A - 放射線計測システム

Info

Publication number: JP2006317248A
Application number: JP2005139479A
Authority: JP
Inventors: Shigeru Odanaka; 滋小田中; Tadayoshi Oda; 直敬小田
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2005-05-12
Filing date: 2005-05-12
Publication date: 2006-11-24

Abstract

【課題】使用済燃料再処理工程において、機器内の核種の起す核反応の影響も考慮して、より精度の高い放射線量計測値の予測を可能とする放射線計測システムを提供することを目的とする。
【解決手段】使用済燃料の再処理工程における機器に内包される溶液中の放射性核種からの放射線量を計測するシステムにおいて、原子燃料中の放射性核種の存在比と、その放射性核種からの放射線の発生率と、当該溶液中の放射性核種の濃度と、その機器での放射性核種からの放射線計測の検出効率より放射線量測定値を予測するに際して、放射性核種から放出される対象外放射線と溶液中の核種との反応により発生する対象放射線量を加算して当該機器からの発生放射線量を求める。
【選択図】図１

Description

本発明は、使用済燃料の再処理工程における放射線計測システムに関し、特に再処理工程における機器中の核種と放射線との反応により発生する放射線量をも考慮した放射線量を予測する放射線の計測システムに関する。

一般に、使用済燃料は、再処理施設において処理され、プルトニウム（Ｐｕ）およびウラン（Ｕ）に精製される。図６は、再処理施設における使用済原子燃料の処理工程の概容を示すフローチャートである。

再処理施設においては、受入れられた使用済核燃料は、受入・貯蔵工程１、剪断・溶解工程２、清澄・調整工程３を経て溶液状燃料となり、再処理抽出の共除染・分配工程４に移送され、共除染・分配工程４の共除染工程では核分裂生成物（高レベル廃棄物）を濃度管理へ移送して高レベル廃液処理５が成され、分配工程ではＰｕを取扱う経路（Ｐｕ精製工程）６とＵを取扱う経路（Ｕ精製工程）７とに分岐する。

これら再処理の各工程においては、含まれる機器内のＰｕ濃度が臨界管理上の制限値以下であることを確認しながら運転がなされることが必要であり、そのために一般にＰｕ同位体から発生する中性子の計測値が予め設定された中性子計測値の管理値に達するとＰｕ濃度が制限値に達したものとして、警報が発生する仕組みを採っている。しかしながら、このような警報発生に伴う運転負荷の変更等の作業を考慮すると、使用済燃料の処理前に再処理各工程において、発生する放射線量を予測して警報発生の可能性を予測しておき、警報発生を未然に防ぐ再処理計画を行うことが望ましい。

このような放射線量の計測値の予測を行う放射線計測システムの構成図を図７示す。すなわち、図７に示す計測システムでは、再処理工程における機器（例えば、図６の共除染工程におけるミキサセトラ）からの放射線量計測値の予測を行うに際して、使用済燃料の処理により生成した機器に内包される溶液中の放射性核種（例えば^２３９Ｐｕ〜^２４３Ｐｕ等のＰｕ同位体、およびこれらＰｕ同位体のβ崩壊により生ずるアメリシウム（Ａｍ）同位体、更にはキュリウム（Ｃｍ）同位体等が含まれる）の存在比１０、これら放射性核種からの放射線発生率１１および放射性核種濃度１２より、当該機器内核種からの放射線発生率１３を計算により求め、それを当該機器からの放射線発生率１４として、検出器の検出効率１５を乗じて、放射線計測値（電気量）の予測値１６を求めている（例えば特許文献１〜３）。
特開２００１−９１６８６号公報特開平６−１６０５８７号公報特開２００３−３５７９５号公報

しかしながら、従来の方式では、放射線量の計測値を予測するに際して、機器内の放射性核種から発生する放射線放射線発生率(放射線発生量)と検出器の検出効率を利用するのみであるため、核種の起す核反応により生成する放射線発生量を含む影響が考慮されず、これらの影響が大きい場合の予測精度が低いという問題があった。

本発明は、機器内の核種の起す核反応の影響も考慮して、より精度の高い放射線量計測値の予測を可能とする放射線計測システムを提供することを目的とする。

すなわち、本発明は、使用済燃料の再処理工程における機器に内包される溶液中の放射性核種からの放射線量を計測するシステムにおいて、使用済燃料中の放射性核種の存在比と、その放射性核種からの放射線発生率と、当該溶液中の放射性核種の濃度と、その機器での放射性核種からの放射線計測の検出効率より放射線量測定値を予測するに際して、放射性核種から放出される対象外放射線と溶液中の核種との反応により発生する対象放射線量を加算して当該機器からの放射線量を求めることを特徴とした、放射線計測システムを提供するものである。

以下、本発明をその好ましい実施態様について逐次説明する。

図１は、本発明の放射線計測システムの最も基本的なシステムの構成図であり、図７と同一部分には同一符号を付している。

図１を参照して、この計測システムは、例えば図６の共除染工程におけるミキサセトラからの放射線量の計測値の予測を行うために構成されたシステムである。このシステムにおいては、原子燃料中の放射性核種（例えば^２３９Ｐｕ〜^２４３Ｐｕ等のＰｕ同位体、およびこれらＰｕ同位体のβ崩壊により生ずるＡｍ同位体およびＣｍ同位体が含まれる）の存在比１０、これら放射性核種からの放射線発生率(発生量)１１および当該機器に内包された溶液中の放射性核種濃度（仕様値）１２とから、当該機器中のこれら核種からの対象放射線（例えば中性子）の発生率（発生量）１３を求めるとともに、放射性核種からの測定対象外放射線（例えばα線、γ線、β線）と、溶液中の核種（上記したＰｕ同位体、Ａｍ同位体、Ｃｍ同位体）との反応から発生する対象放射線の発生率(発生量)２０を加算器２１で加算して当該機器からの放射線発生率(発生量)２２とし、これにその機器での放射性核種からの放射線計測の効率、すなわち検出効率１５を乗じて、当該機器からの放射線の計測値の予測値１６とする。これにより、機器内包溶液中の核種の核反応を考慮しない場合に比べて、予測精度を向上させることができる。

図２は、本発明の第２の実施形態にかかる放射線計測システムに係り、中性子線を対象放射線とした場合の予測精度を改良したシステムの構成図であり、図１と同一部分には同一符号を付し、その部分の構成の説明は省略する。このシステムにおいては、当該機器内包溶液中の核種の存在量から、放射性核種から発生する中性子と溶液中核種との反応による中性子増倍率から放射線発生率２３を計算し、その計算結果を上記図１のシステムで求めた機器内包溶液の核反応を加味した放射線量(発生率)に更に加算器２１にて加算し、計測器による検出効率１５を乗じて、当該機器からの中性子線計測値の予測値とする。これにより図１のシステムに比べて更に予測精度を向上させることができる。

図３は本発明の第３の実施形態にかかる放射線計測システムの構成図であり、図１と同一部分には同一符号を付し、その部分の構成の説明は省略する。このシステムにおいては、目的とする再処理工程（例えば機器としてミキサセトラを使用する共除染工程）の流量、試薬濃度、温度の測定値２４をもとに、機器に内包される溶液中の放射性核種濃度１２を予め定められた実験式等を使用して計算し、放射線量測定値の予測に用いる。この放射性核種濃度は測定値を利用して求めるため、計算のみで求める値よりも精度を向上させることができる。なお、本実施例は、図１の実施例に適用しているが、図２の実施例にも適用できるのはもちろんである。

図４は、本発明の第４の実施形態に係る放射線計測システムの機能説明図である。このシステムでは、例えば当該機器としてのミキサセトラの複数段（例えば３段）の個々において、放射性核種の存在比、放射線発生率、濃度の測定値４０を求め、この測定値からアクチニド濃度４１を求め、図１に示すようにして求めた核反応による放射線発生量(発生率)４２、図２に示すようにして求めた実効増倍率による放射線発生量(発生率)４３を使用し、測定放射線からアクチニドの構成比を求め(ブロック４４)、計測器による計測効率４５を乗じてアクチニド量４６を求める。このアクチニド量４６と、測定値によって求められたアクチニドと核分裂生成物量の構成比４７から、アクチニドおよび核分裂生成物の量４８を求め、この量４８から放射能除染係数４９を求めることにより、除染の工程性能を確認できる。すなわち、本実施例においては、アクチニド濃度からアクチニド量を求め、全アクチニド量とこのアクチニド量との比として除染係数を求めている。

またミキサセトラの（当該段の放射線計測値（電気量）／当該段から放射線発生率（計算量）／（隣接段の放射線計測値）／隣接段の放射線計測値／隣接段の放射線発生率）として求められる放射線計測の効率比を求め、これから当該段からの寄与分を求める。この寄与分から、図４に示した方法で、当該段の除染係数を求めることができる。

図５は本発明の第５の実施形態に係る放射線計測システムの機能説明図である。このシステムにおいては、図４のシステムのように放射性核種を内包する機器（例えばミキサセトラ）が隣接する場合、隣接段からの寄与により隣接段の放射性核種の濃度を求め、この濃度から隣接段の測定システムの計数予測を求める。この予測値と、隣接段の測定システムの測定結果を比較して、測定システムを診断する放射線測定システムを示す。

また、それぞれの段の測定値より求めた除染係数が図５に示すＡの様に不連続であることにより、測定系の異常を診断することができる。

これは、システムで測定する放射線種類が異なる場合にも応用することができる。

本発明の第１の実施形態にかかる放射線計測システムの概略構成図。本発明の第２の実施形態にかかる放射線計測システムの概略構成図。本発明の第３の実施形態にかかる放射線計測システムの概略構成図。本発明の第４の実施形態にかかる放射線計測システムの機能説明図。本発明の第５の実施形態にかかる放射線計測システムの機能説明図。本発明の放射線計測システムの適用対象となる原子燃料再処理工程の工程説明図。従来の放射線計測システムの概略構成図。

符号の説明

１受入・貯蔵工程
２剪断・溶解工程
３清澄・調整工程
４共除染・分配工程
５高レベル廃液処理
６Ｐｕ精製工程
７Ｕ精製工程
１０放射性核種存在比
１１放射線発生率(発生量)
１２放射性核種濃度
１３当該機器内核種からの放射線発生率(発生量)
１４，２２当該機器からの放射線発生率(発生量)
１５検出効率
１６放射線量測定値予測値
２０核反応による放射線発生率(発生量)
２１加算器
２３実効増倍率による放射線発生率(発生量)

Claims

使用済燃料の再処理工程における機器に内包される溶液中の放射性核種からの放射線量を計測するシステムにおいて、使用済燃料中の放射性核種の存在比と、その放射性核種からの放射線発生率と、当該溶液中の放射性核種の濃度と、その機器での放射性核種からの放射線計測の検出効率より放射線量測定値を予測するに際して、放射性核種から放出される対象外放射線と溶液中の核種との反応により発生する対象放射線量を加算して当該機器からの発生放射線量を求めることを特徴とした、放射線計測システム。
中性子を対象放射線として、当該溶液中の核種の存在量から中性子の増倍率を計算し、結果を前記発生放射線量に更に加算して当該機器からの放射線量を求める請求項１に記載の放射線計測システム。
再処理工程における流量、試薬濃度および温度の実測値をもとに、前記機器に内包される溶液中の放射性核種の濃度を計算し、予測に用いる溶液中の放射性核種の濃度を修正する請求項１または２に記載の放射線計測システム。
前記機器からの放射線測定値より機器に内包される溶液中のアクチニド濃度を計算し、このアクチニド濃度より除染係数を求め、工程性能を確認することを特徴とした請求項１〜３のいずれに記載の放射線計測システム。
放射性核種を内包する機器が隣接する場合、隣接段からの寄与を放射線計測の効率比より求めることで、当該段の工程性能を確認することを特徴とした請求項３に記載の放射線計測システム。