JP2011022090A - 放射性廃棄物の放射能濃度評価方法及び評価プログラム、並びに放射能濃度評価装置 - Google Patents

Abstract

【課題】使用済核燃料の再処理施設から発生する放射性廃棄物中のＴＲＵ核種の放射能濃度を簡易な方法で評価することのできる放射能濃度評価方法及び放射能濃度評価プログラム、並びに放射能濃度評価装置を提供すること。
【解決手段】この放射能濃度評価方法は、放射性廃棄物中のＴＲＵ核種の放射能濃度を評価する方法であって、ＴＲＵ核種のうちＣｍ−２４４から発生する放射線を測定することによりＣｍ−２４４の放射能濃度を求める第１工程と、Ｃｍ−２４４をキー核種としたスケーリングファクター法により、前記第１工程で求めたＣｍ−２４４の放射能濃度から他のＴＲＵ核種の放射能濃度を求める第２工程と、を含む。
【選択図】図７

Description

本発明は、放射性廃棄物中の放射能濃度を評価する方法及び装置に関するものであり、より具体的には、原子力発電所で使用した使用済核燃料の再処理施設から発生する放射性廃棄物中のＴＲＵ核種の放射能濃度を評価する方法及び放射能濃度評価プログラム、並びに放射能濃度評価装置に関する。

原子力発電所やリサイクル燃料の再処理施設のような原子力プラントから発生する放射性廃棄物の貯蔵及び処分に際して、その放射能濃度が処分場の受け入れ基準を上回っていないことを確認するために、放射性廃棄物中の放射線核種の放射能濃度を測定する必要がある。

原子力発電所から発生する放射性廃棄物の測定対象核種については、非破壊外部測定法、スケーリングファクター法、平均放射能濃度法、理論計算法など複数の評価方法を併用して放射能濃度を決定する手法が既に確立している。

特開２００３−７５５４０号公報

一方、使用済核燃料の再処理施設で発生する放射性廃棄物に含まれるＴＲＵ（transuranic）核種の放射能濃度を測定する手法については、確立された手法がないのが現状であり、再処理施設で発生する放射性廃棄物中のＴＲＵ核種の放射能濃度を評価することのできる手法を確立することが望まれていた。

本発明は、上記に鑑みてなされたものであって、使用済核燃料の再処理施設から発生する放射性廃棄物中のＴＲＵ核種の放射能濃度を簡易な方法で評価することのできる放射能濃度評価方法及び放射能濃度評価プログラム、並びに放射能濃度評価装置を提供することを目的とする。

上述した課題を解決し、目的を達成するために、本発明に係る放射性廃棄物の放射能濃度評価方法は、放射性廃棄物中のＴＲＵ核種の放射能濃度を評価する方法であって、前記ＴＲＵ核種のうちＣｍ−２４４から発生する放射線を測定することによりＣｍ−２４４の放射能濃度を求める第１工程と、Ｃｍ−２４４をキー核種としたスケーリングファクター法により他のＴＲＵ核種の放射能濃度を求める第２工程と、を含むことを特徴とする。

この放射性廃棄物の放射能濃度評価方法によれば、使用済核燃料の再処理施設から発生するＴＲＵ核種を含む廃棄物中のＴＲＵ核種の放射能濃度を簡易な方法で評価することが可能となる。

次の本発明に係る放射性廃棄物の放射能濃度評価方法は、前記第１工程が、Ｃｓ−１３７から発生する放射線を測定することによりＣｓ−１３７の放射能濃度を求める工程を含み、前記第２工程の後には、Ｃｍ−２４４の放射能濃度とＣｓ−１３７の放射能濃度との比と、ＴＲＵ核種を含む放射性廃棄物の燃焼度との相関関係を用いて、前記第１工程で求めたＣｍ−２４４の放射能濃度とＣｓ−１３７の放射能濃度との比から前記放射性廃棄物の燃焼度を求める第３工程と、前記第２工程で求めたＮｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種の放射能濃度を、前記第３工程で求めた前記燃焼度に基づいて補正する第４工程と、をさらに含むことを特徴とする。

この放射性廃棄物の放射能測定方法によれば、Ｃｍ−２４４をキー核種としたスケーリングファクター法により算出したＮｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種の放射能濃度を燃焼度に基づいて補正するようにしたので、Ｎｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種の放射能濃度の評価精度を向上させることができる。

次の本発明に係る放射性廃棄物の放射能濃度評価方法は、前記第１工程において、Ｃｍ−２４４から発生する中性子線を測定することを特徴とする。

次の本発明に係る放射性廃棄物の放射能濃度評価方法は、前記第１工程において、Ｃｓ−１３７から発生するγ線を測定することを特徴とする。

また、本発明に係る放射性廃棄物の放射能濃度評価プログラムは、コンピュータに請求項１から４のいずれか一つの方法を実行させることを特徴とする。

この放射性廃棄物の放射能濃度評価プログラムによれば、上記の放射性廃棄物の放射能測定方法を、コンピュータを用いて実現させることができる。

また、本発明に係る放射性廃棄物の放射能濃度評価装置は、放射性廃棄物中のＴＲＵ核種の放射能濃度を評価する装置であって、前記ＴＲＵ核種のうちＣｍ−２４４から発生する放射線を測定することによりＣｍ−２４４の放射能濃度を求める第１非破壊測定手段と、Ｃｍ−２４４をキー核種としたスケーリングファクター法により、前記第１非破壊測定手段で求めたＣｍ−２４４の放射能濃度から他のＴＲＵ核種の放射能濃度を求める放射能濃度算出手段と、を備えることを特徴とする。

この放射性廃棄物の放射能濃度評価装置によれば、使用済核燃料の再処理施設から発生する放射性廃棄物中のＴＲＵ核種の放射能濃度を評価することが可能となる。

次の本発明に係る放射性廃棄物の放射能濃度評価装置は、Ｃｓ−１３７から発生する放射線を想定することによりＣｓ−１３７の放射能濃度を求める第２非破壊測定手段と、Ｃｍ−２４４の放射能濃度とＣｓ−１３７の放射能濃度との比と、ＴＲＵ核種を含む放射性廃棄物の燃焼度との相関関係を用いて、前記第１非破壊測定手段で求めたＣｍ−２４４の放射能濃度と前記第２非破壊測定手段で求めたＣｓ−１３７の放射能濃度との比から前記放射性廃棄物の燃焼度を求める燃焼度算出手段と、前記放射能濃度算出手段で求めたＰｕ核種の放射能濃度を、前記燃焼度算出手段で求めた前記燃焼度に基づいて補正する放射能濃度補正手段と、をさらに備えることを特徴とする。

この放射性廃棄物の放射能濃度評価装置によれば、Ｃｍ−２４４放射能濃度との相関関係より算出したＮｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種の放射能濃度を燃焼度に基づいて補正するようにしたので、Ｎｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種の放射能濃度の評価精度を向上させることができる。

次の本発明に係る放射性廃棄物の放射能濃度評価装置は、前記第１非破壊測定手段が、Ｃｍ−２４４から発生する中性子線を測定する中性子線測定装置であることを特徴とする。

この放射性廃棄物の放射能濃度評価装置によれば、Ｃｍ−２４４から発生する中性子線を簡易かつ精度よく測定することが可能となる。

次の本発明に係る放射性廃棄物の放射能濃度評価装置は、前記第２非破壊測定手段が、Ｃｓ−１３７から発生するγ線を測定するγ線測定装置であることを特徴とする。

この放射性廃棄物の放射能濃度評価装置によれば、Ｃｓ−１３７から発生するγ線を簡易かつ精度よく測定することが可能となる。

発明に係る放射性廃棄物の放射能濃度評価方法及び放射能濃度評価プログラム、並びに放射能濃度評価装置によれば、使用済核燃料の再処理施設から発生する放射性廃棄物中のＴＲＵ核種の放射能濃度を簡易な方法で評価することが可能となる。

図１−１は、使用済核燃料に含まれるＮｐ−２３７量とＣｍ−２４４量との相関図である。 図１−２は、使用済核燃料に含まれるＰｕ−２３８量とＣｍ−２４４量との相関図である。 図１−３は、使用済核燃料に含まれるＡｍ−２４１量とＣｍ−２４４量との相関図である。 図１−４は、使用済核燃料に含まれるＵ−２３５量とＣｍ−２４４量との相関図である。 図２は、Ｐｕ核種／Ｃｍ−２４４核種組成比と燃焼度との関係を示すグラフである。 図３は、Ｐｕ核種の放射能濃度とＣｍ−２４４の放射能濃度との燃焼度別相関図である。 図４は、Ｃｍ−２４４／Ｃｓ−１３７核種組成比と燃焼度との相関図である。 図５は、Ｃｍ−２４４量と、スケーリングファクター法により評価したＮｐ−２３７量の相関図である。 図６は、Ｃｍ−２４４量と、スケーリングファクター法により評価した上に燃焼度による補正を行ったＮｐ−２３７量の相関図である。 図７は、本実施の形態である放射能濃度評価装置の構成を示す説明図である。 図８は、例として放射能濃度評価装置がＰｕ核種の濃度を計算する際に実行する処理の流れを例として示すフローチャートである。

以下、この発明につき図面を参照しつつ詳細に説明する。なお、この発明を実施するための最良の形態（以下実施の形態という）によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施の形態における構成要素には、当業者が容易に想定できるもの、あるいは実質的に同一のものが含まれる。

本実施の形態で評価対象となる放射性廃棄物は、原子力発電所で使用した使用済核燃料の再処理施設で発生するＴＲＵ核種を含む放射性廃棄物である。ここで、ＴＲＵ（transuranic）とは、ウラン（Ｕ：原子番号９２）よりも原子番号の大きい人工放射性核種の総称であり、具体的には、ネプツニウム（Ｎｐ）、プルトニウム（Ｐｕ）、アメリシウム（Ａｍ）、キュリウム（Ｃｍ）等を指す。以下では、これらの核種を「ＴＲＵ核種」とよび、ＴＲＵ核種を含む放射性廃棄物を「ＴＲＵ廃棄物」とよぶことにする。

本実施の形態で評価対象となるＴＲＵ廃棄物は、具体的には、再処理施設で発生した硝酸系廃液等の濃縮廃液を乾燥・ペレット化したものをドラム缶又は角形容器に収納してモルタルを充填したものや、せん断機で除去されたリサイクル燃料集合体の両端末部（エンドピース）と溶解槽で溶け残る燃料の被覆片（ハル）を圧縮処理してキャニスタに収納したもの等である。これらのＴＲＵ廃棄物は、内部に含まれる放射性核種の放射能濃度に応じて、浅地中コンクリートピット処分、余裕深度処分（地下５０ｍ〜１００ｍ）、地層処分（地下３００ｍ以深）のいずれかの方法で埋設するように法律で定められている。したがって、ＴＲＵ廃棄物の処分に際しては、ＴＲＵ廃棄物の放射能濃度が処分場の受け入れ基準を上回っていないことを確認するために、ＴＲＵ廃棄物中の放射線核種の放射能濃度を正確に評価する必要がある。

ＴＲＵ廃棄物に含まれるＴＲＵ核種のうち放射能濃度の評価対象となるものは、Ｕ−２３２，Ｕ−２３３，Ｕ−２３４，Ｕ−２３５，Ｕ−２３６，Ｕ−２３８，Ｎｐ−２３７、Ｐｕ−２３８，Ｐｕ−２３９，Ｐｕ−２４０，Ｐｕ−２４１，Ａｍ−２４１，Ａｍ−２４２ｍ，Ａｍ−２４３，Ｃｍ−２４４等と予想される。ここで、上記の各放射線核種の数字は質量数を示す。

上述したＴＲＵ廃棄物中の放射線核種の放射能濃度を評価する方法としては、原子力発電所から発生する放射性廃棄物の放射能濃度の評価と同様に、非破壊外部測定法を用いて、非破壊外部測定が可能な放射線核種の放射能濃度を算出し、その他の非破壊測定が困難な核種（難測定核種）については、非破壊外部測定法で算出した放射線核種をキー核種として、スケーリングファクター法を用いて放射能濃度を評価することが考えられる。ここで、スケーリングファクター法とは、事前に実施される多数の試料の放射化学分析を統計処理して、非破壊外部測定可能な放射線核種（キー核種）との相関性から難測定核種の濃度を決定する方法である。

そこで、本発明者らは、非破壊外部測定法として、自発核分裂によって放出される中性子を測定するパッシブ中性子法の適用を検討した。使用済核燃料から自発核分裂によって放出される中性子の寄与率を核種ごとに計算によって求めた結果を表１に示す。表１より、Ｃｍ−２４４の相対強度が最も高く、寄与率が９０％以上であるため、全中性子をＣｍ−２４４の寄与によるものと見なすことによって、パッシブ中性子法によってＣｍ−２４４の放射能濃度が評価可能であり、Ｃｍ−２４４をキー核種として選定した。

次に本発明者らは、Ｃｍ−２４４以外の評価対象核種であるＮｐ−２３７、Ｐｕ−２３８／２３９／２４０／２４１（以下、これらを総称して「Ｐｕ核種」とよぶ）、Ａｍ−２４１／２４２ｍ／２４３（以下、これらを総称して「Ａｍ核種」とよぶ）、Ｕ−２３２／２３３／２３４／２３５／２３６／２３８（以下、これらを総称して「Ｕ核種」とよぶ）について、キー核種であるＣｍ−２４４との相関性を評価し、相関関係より各ＴＲＵ核種の放射能濃度が評価可能であるか検討した。相関図の一例を図１−１，図１−２，図１−３，図１−４に示す。

相関性を評価したところ、図１−１、図１−２、図１−３に示されるように、Ｃｍ−２４４の濃度が一定以上の領域では、Ｃｍ−２４４はＮｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種と直線的な相関性があるとの結果を得た。この判定結果から、Ｎｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種については、Ｃｍ−２４４濃度が一定以上の領域では、Ｃｍ−２４４をキー核種としたスケーリングファクター法により放射能濃度を精度よく評価することが可能であるとの知見を得た。

さらに、本実施の形態では、全てのＣｍ−２４４濃度領域でＮｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種の放射能濃度を精度良く評価するために、上記の相関関係より求めた評価対象核種の放射能濃度を、ＴＲＵ廃棄物の元となる使用済核燃料の燃焼度（以下、「ＴＲＵ廃棄物の燃焼度」と呼ぶ）に応じて補正している。これについては後で詳しく述べる。

なお、Ｕ核種については図１−４に示されるように、Ｃｍ−２４４との相関性が希薄であるが、Ｕ核種の濃度変動幅が１桁以内と狭いため、スケーリングファクター法を適用せず、平均濃度法を適用して濃度を決定する。

以上の検討結果から、本発明者らは、ＴＲＵ廃棄物に含まれる放射線核種のうちＣｍ−２４４の放射能濃度については、非破壊外部測定法を用いた評価が可能であり、Ｎｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種の放射能濃度については、Ｃｍ−２４４をキー核種としたスケーリングファクター法により評価が可能であるとの知見を得た。

次に、全てのＣｍ−２４４濃度領域でＮｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種の放射能濃度を精度良く評価するために、Ｃｍ−２４４をキー核種としたスケーリングファクター法により求めたＮｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種の放射能濃度を補正する方法について詳しく説明する。使用済核燃料の再処理施設では、様々な燃焼度、初期濃縮度、冷却期間の使用済核燃料を処理する。そこで、本発明者らは、使用済核燃料を再処理して発生したＴＲＵ廃棄物の燃焼度に着目し、このＴＲＵ廃棄物の燃焼度が、Ｐｕ核種とＣｍ−２４４との間の相関性に与える影響について検討した。ここで、「燃焼度」とは、原子炉の運転において、炉心に装荷された核燃料が原子炉から取り出されるまでに中性子との反応により発生した単位重量当たりのエネルギーを示す。

図２は、使用済核燃料の燃焼度と、使用済核燃料に含まれる各Ｐｕ核種（Ｐｕ−２３８／２３９／２４０／２４１）とＣｍ−２４４の核種組成比の関係を示すグラフである。図２に示すように、各Ｐｕ核種とＣｍ−２４４の核種組成比は燃焼度との間に良好な相関性がある。なお、Ｎｐ−２３７、Ａｍ核種とＣｍ−２４４の核種組成比と燃焼度との間にも同様の相関性があるが、ここでは省略する。

換言すると、ＴＲＵ廃棄物のＮｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種とＣｍ−２４４の相関性は燃焼度に影響され、Ｐｕ核種とＣｍ−２４４の相関図を燃焼度ごとに分けた場合、図３に示すように、たとえば燃焼度がＢ_１であるデータは相関直線Ｌ_１上にのり、燃焼度がＢ_１と異なるＢ_２であるデータは相関直線Ｌ_２上にのるというように、ＴＲＵ廃棄物の燃焼度ごとに異なる相関直線を描くことができることを意味する。これによって、ＴＲＵ廃棄物のＮｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種とＣｍ−２４４の相関性は燃焼度に影響され、Ｃｍ−２４４をキー核種としたスケーリングファクター法により算出したＮｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種の放射能濃度を上記燃焼度に応じて補正することにより、全てのＣｍ−２４４濃度領域で放射能濃度を精度良く評価することが可能であるとの知見を得た。

一方、本発明者らは、使用済核燃料の組成計算を調査した結果、図４に示すように、Ｃｍ−２４４濃度とＣｓ−１３７濃度との比Ｃｍ−２４４／Ｃｓ−１３７は、燃焼度と良好な相関性が見られた。この関係から、上記のＣｍ−２４４／Ｃｓ−１３７を求めれば、この比からＴＲＵ廃棄物の燃焼度を求めることが可能であるとの知見を得た。

また、Ｃｍ−２４４濃度とＣｓ−１３７濃度との比と燃焼度との関係は、初期濃縮度の影響が小さく、Ｃｍ−２４４の放射能濃度とＣｓ−１３７の放射能濃度との比から燃焼度を求める際には初期濃縮度を考慮する必要はない。

以上より、ＴＲＵ廃棄物の燃焼度は、Ｃｍ−２４４の放射能濃度とＣｓ−１３７の放射能濃度との比から求めることができる。そして、Ｃｍ−２４４をキー核種としたスケーリングファクター法により算出したＮｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種の放射能濃度を、ＴＲＵ廃棄物の燃焼度に応じて補正することにより、全てのＣｍ−２４４濃度領域で放射能濃度を精度良く評価することができるようになる。

次に、スケーリングファクター法により算出したＮｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種の放射能濃度を燃焼度に応じて補正する演算処理の一例について説明する。ここではＮｐ−２３７の放射能濃度を補正する。まず、燃焼度を考慮せずに、複数のデータから基準となる相関直線Ｌ_０を求めておく。そして、非破壊外部測定法を用いてＣｍ−２４４の放射能濃度Ｃを求めた後、スケーリングファクター法を用いて、図５に示すように基準となる相関直線Ｌ_０からＰｕ核種の補正前の放射能濃度を求める。次いで、非破壊外部測定法を用いて求めたＣｍ−２４４の放射能濃度とＣｓ−１３７の放射能濃度との比（Ｃｍ−２４４／Ｃｓ−１３７）を算出し、図４に示したＣｍ−２４４／Ｃｓ−１３７と燃焼度との関係からＴＲＵ廃棄物の燃焼度を求める。図６に示すように例えばＴＲＵ廃棄物の燃焼度の関数を用いた補正値を設定し、Ｎｐ−２３７の放射能濃度を補正する。

また、上記以外の補正方法として、上記のように基準となる相関曲線Ｌ_０を求めずに、図４のＣｍ−２４４／Ｃｓ−１３７から燃焼度を求めた結果、その値がＢ_１であったならば、燃焼度Ｂ_１に対応する相関曲線Ｌ_１を用いて、直接、Ｐｕ核種の放射能濃度を求めるようにしてもよい。

なお、再処理施設に送られたリサイクル燃料は、冷却するために１年〜４年程度、一時貯蔵される。この間に、半減期の短い放射性核種は自然崩壊による減衰が進行してしまうため、非破壊外部測定法による放射線の測定が困難となる。しかしながら、本実施の形態で非破壊外部測定の対象となるＣｓ−１３７の半減期は３０．６７年であり、Ｃｍ−２４４の半減期は１８．１年であるから、貯蔵期間が経過しても放射能濃度を評価することが可能である。したがって、上述したＣｍ−２４４をキー核種としたスケーリングファクター法によりＵ核種、Ｎｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種の放射能濃度を算出する方法、及び、Ｃｍ−２４４の放射能濃度とＣｓ−１３７の放射能濃度との比を用いた燃焼度の算出する方法は有効である。

次に、上述したＴＲＵ廃棄物の放射能濃度評価方法を適用した放射能濃度評価装置１０について説明する。図７は、放射能濃度評価装置１０の概略構成を示す図である。ここで例示する放射能濃度評価装置１０は、評価対象となるＴＲＵ廃棄物１１中の放射線核種から発生する中性子線を測定する中性子線測定装置（第１非破壊測定手段）１２と、ＴＲＵ廃棄物中の放射線核種から発生するγ線を測定するγ線測定装置（第２非破壊測定手段）１３と、中性子線測定装置１２及びγ線測定装置１３で測定したデータに基づいてＴＲＵ廃棄物１１中のＴＲＵ核種の放射能濃度を算出する演算装置２１とを備えている。評価対象となるＴＲＵ廃棄物１１は、角形容器等の収納容器１４に収納された状態で回転台１５上に設置されている。

中性子線測定装置１２は、たとえばパッシブ中性子法による測定が可能な測定装置であり、Ｈｅ−３計数管、ＢＦ_３計数管、核分裂計数管等の計数管や、液体シンチレータ等の公知の測定装置を用いることができる。本実施の形態では、中性子線測定装置１２としてＨｅ−３計数管を用いる。Ｈｅ−３計数管は、芯線をもつ金属管にＨｅ−３ガスが封入され、芯線と管壁の間に高電圧が印加された構成を有したものであり、熱中性子が通過することによりＨｅ−３と核反応し、生成したＨ−３及び陽子によりガスをイオン化する。このイオンによって芯線と管壁との間に放電がおこり、中性子の通過をパルスとして計数する。図５には明示されていないが、この中性子線測定装置１２は、ＴＲＵ廃棄物１１の周囲を囲む態様で設置されている。

γ線測定装置１３は、たとえばパッシブγ法による測定が可能な測定装置であり、ゲルマニウム半導体検出器やＮａＩシンチレータ等の公知の測定装置を用いることができる。本実施の形態では、γ線測定装置１３としてゲルマニウム半導体検出器を用いる。ゲルマニウム半導体検出器１１は、測定対象物中の放射線核種からのγ線を検出する検出部及び高圧電源部を備え、検出部からの電気的出力を、前置増幅部、線形増幅部、Ａ／Ｄ変換部を経てマルチチャンネル波高分析部に送り、γ線エネルギーに比例したスペクトルを出力するものである。このγ線測定装置１３は、中性子線測定装置１２よりも外側位置に設置されている。

演算装置２１は、コンピュータ等の数値演算装置から構成されるものであり、中性子線データ処理部２２、γ線データ処理部２３、放射能濃度算出部２４、燃焼度算出部２５、放射能濃度補正部２６、記憶部２７とを備えて構成してある。

中性子線データ処理部２２は、上述した中性子線測定装置１２から受信したデータを処理することにより、Ｃｍ−２４４の放射線濃度を算出する。より詳細には、中性子線測定装置１２が出力した中性子線の計数値からＣｍ−２４４の放射能濃度に換算する。

γ線データ処理部２３は、上述したγ線測定装置１３から受信したデータを処理することにより、Ｃｓ−１３７の放射線濃度を算出する。より詳細には、γ線測定装置が出力したγ線のスペクトルから、Ｃｓ−１３７に対応するピークの面積を求め、この面積からＣｓ−１３７の放射能濃度を換算する。

放射能濃度算出部２４は、Ｃｍ−２４４をキー核種としたスケーリングファクター法により、中性子線データ処理部２２で求めたＣｍ−２４４の放射能濃度からＴＲＵ核種の放射能濃度を算出する。すなわち、中性子線データ処理部２２で求めたＣｍ−２４４の放射能濃度に、Ｃｍ−２４４との相関関係から統計的に求めた組成比率を乗じることにより、ＴＲＵ核種の放射能濃度をそれぞれ算出する。

燃焼度算出部２５は、図４に例示したＣｍ−２４４／Ｃｓ−１３７とＴＲＵ廃棄物の燃焼度との相関曲線を用いて、中性子線データ処理部２２で求めたＣｍ−２４４の放射能濃度と、γ線データ処理部２３で求めたＣｓ−１３７の放射能濃度との比からＴＲＵ廃棄物の燃焼度を求める。

放射能濃度補正部２６は、放射能濃度算出部２４で求めたＮｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種の放射能濃度を、燃焼度算出手段２５で求めたＴＲＵ廃棄物の燃焼度に基づいて補正するものである（図３の例を参照）。

記憶部２７は、演算装置２１が上述した処理を実行するためのプログラムや各種データを格納する領域である。なお、上述した放射性核種の放射能濃度の算出に必要なデータは、キーボードやマウス等の入力装置２８を用いて入力することが可能である。また、放射線核種の放射能濃度の算出結果等のデータは、ディスプレイやプリンタ等の出力装置２９を通じて出力を行うことが可能である。

図８は、上述した放射能濃度評価装置１０が実行する処理の流れを示すフローチャートである。以下、図８を参照しながら、例として、Ｐｕ核種の放射能濃度を求める手順について説明する。まず、中性子線測定装置１２はＴＲＵ廃棄物１１から発生する中性子線を測定し、γ線測定装置１３はＴＲＵ廃棄物１１から発生するγ線を測定する。中性子線データ処理部２２は、中性子線測定装置１２の測定データを処理することによりＣｍ−２４４の放射能濃度を算出する。また、γ線データ処理部２３は、γ線測定装置１３の測定データを処理することによりＣｓ−１３７の放射能濃度を算出する（ステップＳ２１）。次いで、放射能濃度算出部２４は、Ｃｍ−２４４をキー核種としたスケーリングファクター法を用いて、ステップＳ２１で算出したＣｍ−２４４の放射能濃度から、補正前のＰｕ核種の放射能濃度を算出する（ステップＳ２２）。次いで、燃焼度算出部２５は、Ｃｍ−２４４／Ｃｓ−１３７とＴＲＵ廃棄物の燃焼度との相関直線（図４を参照）を用いて、ステップＳ２１で求めたＣｍ−２４４の放射能濃度とＣｓ−１３７の放射能濃度との比（Ｃｍ−２４４／Ｃｓ−１３７）から、ＴＲＵ廃棄物の燃焼度を算出する（ステップＳ２３）。次いで、放射能濃度補正部２６は、ステップＳ２２で算出したＰｕ核種の放射能濃度を、ステップＳ２３で算出した燃焼度に基づいて補正する（ステップＳ２４）。

なお、図８のフローチャートでは、Ｐｕ核種の各放射能濃度を個別に算出したが、Ｕ核種、Ｎｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種の各放射能濃度を同時に算出してもよい。

上記実施の形態に係る放射能濃度評価方法は、予め用意されたプログラムをパーソナル・コンピュータやワークステーションなどのコンピュータで実行することによって実現することができる。このプログラムは、インターネットなどのネットワークを介して配布することができる。また、このプログラムは、ハードディスク、フレキシブルディスク（ＦＤ）、ＣＤ−ＲＯＭ、ＭＯ、ＤＶＤなどのコンピュータで読み取り可能な記録媒体に記録され、コンピュータによって記録媒体から読み出されることによって実行することもできる。

以上説明したように、本実施の形態に係るＴＲＵ廃棄物の放射能濃度評価方法及び放射能濃度評価プログラム、並びに放射能濃度評価装置では、評価対象となるＴＲＵ廃棄物に含まれる放射線核種のうちＣｍ−２４４の放射能濃度を非破壊外部測定法により求めた後、Ｃｍ−２４４をキー核種としたスケーリングファクター法を用いて、非破壊外部測定法で求めたＣｍ−２４４の放射能濃度からＴＲＵ核種の放射能濃度を求めている。その結果、使用済核燃料の再処理施設から発生するＴＲＵ廃棄物中のＴＲＵ核種の放射能濃度を簡易な方法で評価することが可能となる。

また、本実施の形態に係るＴＲＵ廃棄物の放射能濃度評価方法及び放射能濃度評価プログラム、並びに放射能濃度評価装置では、Ｃｍ−２４４とともにＣｓ−１３７の放射能濃度を非破壊外部測定法により求め、Ｃｍ−２４４の放射能濃度とＣｓ−１３７の放射能濃度との比とＴＲＵ放射性廃棄物の燃焼度との相関関係を用いて、非破壊外部測定法で求めたＣｍ−２４４の放射能濃度とＣｓ−１３７の放射能濃度との比からＴＲＵ廃棄物の燃焼度を求め、スケーリングファクター法で求めたＮｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種の放射能濃度を、上記燃焼度に基づいて補正するようにしたことで、Ｎｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種の放射能濃度を全てのＣｍ−２４４放射能濃度領域にて精度よく求めることが可能となる。

以上のように、本発明に係る放射性廃棄物の放射能濃度評価方法及び放射能濃度評価プログラム、並びに放射能濃度評価装置は、使用済核燃料の再処理施設で発生するＴＲＵ廃棄物に含まれるＴＲＵ核種の放射能濃度の評価に有用である。

１０ 放射能濃度評価装置
１１ ＴＲＵ廃棄物（放射性廃棄物）
１２ 中性子測定装置（第１非破壊測定手段）
１３ γ線測定装置（第２非破壊測定手段）
１４ 廃棄物収納容器
１５ 回転台
２１ 演算装置
２２ 中性子線データ処理部
２３ γ線データ処理部
２４ 放射能濃度算出部（放射能濃度算出手段）
２５ 燃焼度算出部（燃焼度算出手段）
２６ 放射能濃度補正部（放射能濃度補正手段）
２７ 記憶部
２８ 入力装置
２９ 出力装置

Claims (9)

1. 放射性廃棄物中のＴＲＵ核種の放射能濃度を評価する方法であって、
   前記ＴＲＵ核種のうちＣｍ−２４４から発生する放射線を測定することによりＣｍ−２４４の放射能濃度を求める第１工程と、
   Ｃｍ−２４４をキー核種としたスケーリングファクター法により、前記第１工程で求めたＣｍ−２４４の放射能濃度から他のＴＲＵ核種の放射能濃度を求める第２工程と、
   を含むことを特徴とする放射性廃棄物の放射能濃度評価方法。
2. 前記第１工程は、
   Ｃｓ−１３７から発生する放射線を測定することによりＣｓ−１３７の放射能濃度を求める工程を含み、
   前記第２工程の後には、
   Ｃｍ−２４４の放射能濃度とＣｓ−１３７の放射能濃度との比と、ＴＲＵ核種を含む放射性廃棄物の燃焼度との相関関係を用いて、前記第１工程で求めたＣｍ−２４４の放射能濃度とＣｓ−１３７の放射能濃度との比から前記放射性廃棄物の燃焼度を求める第３工程と、
   前記第２工程で求めたＮｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種の放射能濃度を、前記第３工程で求めた前記燃焼度に基づいて補正する第４工程と、をさらに含むことを特徴とする請求項１に記載の放射性廃棄物の放射能濃度評価方法。
3. 前記第１工程において、Ｃｍ−２４４から発生する中性子線を測定することを特徴とする請求項１又は２に記載の放射性廃棄物の放射能濃度評価方法。
4. 前記第１工程において、Ｃｓ−１３７から発生するγ線を測定することを特徴とする請求項２に記載の放射性廃棄物の放射能濃度評価方法。
5. コンピュータに請求項１から４のいずれか一つの方法を実行させることを特徴とする放射性廃棄物の放射能濃度評価プログラム。
6. 放射性廃棄物中のＴＲＵ核種の放射能濃度を評価する装置であって、
   前記ＴＲＵ核種のうちＣｍ−２４４から発生する放射線を測定することによりＣｍ−２４４の放射能濃度を求める第１非破壊測定手段と、
   Ｃｍ−２４４をキー核種としたスケーリングファクター法により、前記第１非破壊測定手段で求めたＣｍ−２４４の放射能濃度から他のＴＲＵ核種の放射能濃度を求める放射能濃度算出手段と、
   を備えることを特徴とする放射性廃棄物の放射能濃度評価装置。
7. Ｃｓ−１３７から発生する放射線を測定することによりＣｓ−１３７の放射能濃度を求める第２非破壊測定手段と、
   Ｃｍ−２４４の放射能濃度とＣｓ−１３７の放射能濃度との比と、ＴＲＵ核種を含む放射性廃棄物の燃焼度との相関関係を用いて、前記第１非破壊測定手段で求めたＣｍ−２４４の放射能濃度と前記第２非破壊測定手段で求めたＣｓ−１３７の放射能濃度との比から前記放射性廃棄物の燃焼度を求める燃焼度算出手段と、
   前記放射能濃度算出手段で求めたＮｐ−２３７、Ｐｕ核種、Ａｍ核種の放射能濃度を、前記燃焼度算出手段で求めた前記燃焼度に基づいて補正する放射能濃度補正手段と、をさらに備えることを特徴とする請求項６に記載の放射性廃棄物の放射能濃度評価装置。
8. 前記第１非破壊測定手段は、Ｃｍ−２４４から発生する中性子線を測定する中性子線測定装置であることを特徴とする請求項６又は７に記載の放射性廃棄物の放射能濃度評価装置。
9. 前記第２非破壊測定手段は、Ｃｓ−１３７から発生するγ線を測定するγ線測定装置であることを特徴とする請求項７に記載の放射性廃棄物の放射能濃度評価装置。

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