JP5546174B2 - Radioactivity concentration evaluation method and evaluation program for radioactive waste, and radioactivity concentration evaluation apparatus - Google Patents

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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。   The present invention relates to a method and apparatus for evaluating the radioactivity concentration in a radioactive waste, and more specifically, in a radioactive waste generated from a reprocessing facility for spent nuclear fuel used in a nuclear power plant. The present invention relates to a method for evaluating a radioactivity concentration of a TRU nuclide, a radioactivity concentration evaluation program, and a radioactivity concentration evaluation apparatus.

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。   When storing and disposing of radioactive waste generated from nuclear power plants, such as nuclear power plants and reprocessing facilities for recycled fuel, to confirm that the radioactivity concentration does not exceed the acceptance standards of the disposal site, It is necessary to measure the radioactivity concentration of radionuclides in objects.

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。   For radionuclides subject to measurement of radioactive waste generated from nuclear power plants, the radioactivity concentration is determined by using multiple evaluation methods such as nondestructive external measurement method, scaling factor method, average radioactivity concentration method, and theoretical calculation method. The method has already been established.

特開２００３−７５５４０号公報JP 2003-75540 A

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。   On the other hand, there is currently no established method for measuring the radioactivity concentration of TRU (transuranic) nuclides contained in radioactive waste generated at spent nuclear fuel reprocessing facilities. It has been desired to establish a method capable of evaluating the radioactivity concentration of TRU nuclides in the generated radioactive waste.

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。   The present invention has been made in view of the above, and is a radioactivity concentration evaluation capable of evaluating the radioactivity concentration of TRU nuclides in radioactive waste generated from a reprocessing facility for spent nuclear fuel by a simple method. It is an object to provide a method, a radioactivity concentration evaluation program, and a radioactivity concentration evaluation apparatus.

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。   In order to solve the above-mentioned problems and achieve the object, the radioactive waste radioactivity concentration evaluation method according to the present invention is a method for evaluating the radioactivity concentration of TRU nuclides in radioactive waste. The first step of determining the radioactivity concentration of Cm-244 by measuring the radiation generated from Cm-244 among the nuclides, and the radioactivity concentration of other TRU nuclides by the scaling factor method using Cm-244 as the key nuclide. And a second step to be obtained.

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。   According to this radioactive waste radioactivity concentration evaluation method, it becomes possible to evaluate the radioactivity concentration of TRU nuclides in waste including TRU nuclides generated from spent nuclear fuel reprocessing facilities by a simple method. .

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。   In the following radioactive radioactive concentration evaluation method according to the present invention, the first step includes a step of determining the radioactive concentration of Cs-137 by measuring radiation generated from Cs-137, After the two steps, the correlation between the radioactivity concentration of Cm-244 and the radioactivity concentration of Cs-137 and the burnup of the radioactive waste containing TRU nuclides is used in the first step. The third step of determining the burnup of the radioactive waste from the ratio of the radioactive concentration of Cm-244 and the radioactive concentration of Cs-137, and Np-237, Pu nuclide, Am nuclide determined in the second step And a fourth step of correcting the radioactivity concentration based on the burnup obtained in the third step.

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。   According to this radioactive waste radioactivity measurement method, the radioactivity concentrations of Np-237, Pu nuclide, and Am nuclide calculated by the scaling factor method using Cm-244 as a key nuclide are corrected based on the burnup. Therefore, the evaluation accuracy of the radioactivity concentration of Np-237, Pu nuclide, and Am nuclide can be improved.

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。   The radioactive waste radioactivity concentration evaluation method according to the present invention is characterized in that in the first step, a neutron beam generated from Cm-244 is measured.

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。   The radioactive concentration evaluation method for radioactive waste according to the next aspect of the present invention is characterized in that γ-rays generated from Cs-137 are measured in the first step.

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。   Moreover, the radioactive waste radioactivity concentration evaluation program according to the present invention causes a computer to execute the method according to any one of claims 1 to 4.

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。   According to this radioactive waste radioactivity concentration evaluation program, the above-described radioactive waste radioactivity measurement method can be realized using a computer.

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。   The radioactive waste radioactivity concentration evaluation apparatus according to the present invention is an apparatus for evaluating the radioactivity concentration of TRU nuclides in the radioactive waste, and measures radiation generated from Cm-244 among the TRU nuclides. The first nondestructive measuring means for determining the radioactivity concentration of Cm-244 and the Cm-244 radioactivity concentration determined by the first nondestructive measuring means by the scaling factor method using Cm-244 as a key nuclide. And a radioactivity concentration calculating means for obtaining radioactivity concentrations of other TRU nuclides.

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。   According to this radioactive waste radioactivity concentration evaluation apparatus, it is possible to evaluate the radioactivity concentration of TRU nuclides in the radioactive waste generated from the spent nuclear fuel reprocessing facility.

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。   The radioactive waste radioactivity concentration evaluation apparatus according to the present invention includes a second nondestructive measuring means for determining the radioactivity concentration of Cs-137 by assuming radiation generated from Cs-137, and Cm-244. Using the correlation between the ratio of the radioactivity concentration to the radioactivity concentration of Cs-137 and the burnup of the radioactive waste containing TRU nuclides, the radioactivity of Cm-244 determined by the first nondestructive measurement means The burnup calculation means for determining the burnup of the radioactive waste from the ratio of the concentration and the radioactivity concentration of Cs-137 determined by the second nondestructive measurement means, and the Pu nuclide determined by the radioactivity concentration calculation means Radioactivity concentration correction means for correcting the radioactivity concentration based on the burnup obtained by the burnup calculation means is further provided.

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。   According to this radioactive waste radioactivity concentration evaluation apparatus, the radioactivity concentrations of Np-237, Pu nuclides and Am nuclides calculated from the correlation with the Cm-244 radioactivity concentration are corrected based on the burnup. Therefore, the evaluation accuracy of the radioactivity concentration of Np-237, Pu nuclide, and Am nuclide can be improved.

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。   In the radioactive waste radioactive concentration evaluation apparatus according to the present invention, the first nondestructive measuring means is a neutron beam measuring apparatus for measuring a neutron beam generated from Cm-244.

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。   According to this radioactive waste radioactivity concentration evaluation apparatus, it is possible to easily and accurately measure the neutron beam generated from Cm-244.

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。   In the radioactive waste radioactive concentration evaluation apparatus according to the present invention, the second non-destructive measuring means is a γ-ray measuring apparatus for measuring γ-rays generated from Cs-137.

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。   According to this radioactive waste radioactivity concentration evaluation apparatus, it is possible to easily and accurately measure γ-rays generated from Cs-137.

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。   According to the radioactive concentration evaluation method, the radioactive concentration evaluation program, and the radioactive concentration evaluation apparatus according to the invention, the radioactive concentration of TRU nuclides in the radioactive waste generated from the reprocessing facility of spent nuclear fuel Can be evaluated by a simple method.

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。FIG. 1-1 is a correlation diagram between the amount of Np-237 and the amount of Cm-244 contained in spent nuclear fuel. 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。FIG. 1-2 is a correlation diagram between the amount of Pu-238 and the amount of Cm-244 contained in the spent nuclear fuel. 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。FIG. 1-3 is a correlation diagram between the amount of Am-241 and the amount of Cm-244 contained in the spent nuclear fuel. 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。FIG. 1-4 is a correlation diagram between the amount of U-235 and the amount of Cm-244 contained in spent nuclear fuel. 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。FIG. 2 is a graph showing the relationship between Pu nuclide / Cm-244 nuclide composition ratio and burnup. 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。FIG. 3 is a correlation diagram for each burnup between the radioactivity concentration of Pu nuclide and the radioactivity concentration of Cm-244. 図４は、Ｃｍ−２４４／Ｃｓ−１３７核種組成比と燃焼度との相関図である。FIG. 4 is a correlation diagram between the Cm-244 / Cs-137 nuclide composition ratio and the burnup. 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。FIG. 5 is a correlation diagram between the amount of Cm-244 and the amount of Np-237 evaluated by the scaling factor method. 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。FIG. 6 is a correlation diagram between the amount of Cm-244 and the amount of Np-237 that is evaluated by the scaling factor method and corrected by the burnup. 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。FIG. 7 is an explanatory diagram showing the configuration of the radioactivity concentration evaluation apparatus according to the present embodiment. 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。FIG. 8 is a flowchart showing, as an example, the flow of processing executed when the radioactivity concentration evaluation apparatus calculates the concentration of Pu nuclides.

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。   Hereinafter, the present invention will be described in detail with reference to the drawings. The present invention is not limited to the best mode for carrying out the invention (hereinafter referred to as an embodiment). In addition, constituent elements in the following embodiments include those that can be easily assumed by those skilled in the art or those that are substantially the same.

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。   The radioactive waste to be evaluated in the present embodiment is a radioactive waste containing TRU nuclides generated at a spent nuclear fuel reprocessing facility used at a nuclear power plant. Here, TRU (transuranic) is a general term for artificial radionuclides having an atomic number larger than that of uranium (U: atomic number 92), and specifically includes neptunium (Np), plutonium (Pu), americium (Am). ), Curium (Cm) and the like. Hereinafter, these nuclides are referred to as “TRU nuclides”, and radioactive waste containing TRU nuclides is referred to as “TRU waste”.

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。   Specifically, the TRU waste to be evaluated in this embodiment is a dried or pelletized concentrated waste liquid such as nitric acid-based waste liquid generated at a reprocessing facility, which is stored in a drum can or a rectangular container, and mortar is stored. Filled ones, two end portions (end pieces) of a recycled fuel assembly removed by a shearing machine, and a covering piece (hull) of fuel that remains undissolved in a dissolution tank are compressed and stored in a canister. Depending on the radioactivity concentration of the radionuclide contained in these TRU wastes, either shallow concrete pit disposal, marginal depth disposal (50m to 100m underground), or geological disposal (300m or deep underground) It is stipulated by law to bury it. Therefore, when disposing of TRU waste, the radionuclide radioactivity concentration in TRU waste is accurately evaluated to confirm that the radioactivity concentration of TRU waste does not exceed the acceptance standards of the disposal site. There is a need.

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。   Among the TRU nuclides contained in TRU wastes, those for which radioactivity concentration is to be evaluated are 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 and the like. Here, the number of each radionuclide indicates the mass number.

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。   As a method of evaluating the radioactivity concentration of radionuclides in TRU waste as described above, non-destructive external measurement method is used as well as the radioactivity concentration evaluation of radioactive waste generated from nuclear power plants. The radioactivity concentration of radionuclides that can be measured externally is calculated, and for other nuclides that are difficult to measure nondestructively (difficult nuclides), the radionuclide calculated by the nondestructive external measurement method is used as the key nuclide, and the scaling factor method It is conceivable to evaluate the radioactivity concentration using Here, the scaling factor method is a statistical process of radiochemical analysis of a large number of samples carried out in advance, and the concentration of difficult-to-measure nuclides is determined from the correlation with non-destructive externally detectable radionuclides (key nuclides) It is a method of determination.

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。

Figure 0005546174
Therefore, the present inventors examined the application of a passive neutron method for measuring neutrons released by spontaneous fission as a nondestructive external measurement method. Table 1 shows the results of calculating the contribution ratio of neutrons released from spent nuclear fuel by spontaneous fission for each nuclide. From Table 1, since the relative intensity of Cm-244 is the highest and the contribution rate is 90% or more, the radioactivity concentration of Cm-244 is determined by the passive neutron method by considering all neutrons as the contribution of Cm-244. Can be evaluated, and Cm-244 was selected as a key nuclide.
Figure 0005546174

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。   Next, the inventors of the present invention are Np-237, Pu-238 / 239/240/241 (hereinafter collectively referred to as “Pu nuclide”), Am-241, which are evaluation nuclides other than Cm-244. / 242m / 243 (hereinafter collectively referred to as “Am nuclide”), U-232 / 233/234/235/236/238 (hereinafter collectively referred to as “U nuclide”), The correlation with Cm-244 which is a key nuclide was evaluated, and it was examined whether the radioactivity concentration of each TRU nuclide could be evaluated from the correlation. Examples of correlation diagrams are shown in FIGS. 1-1, 1-2, 1-3, and 1-4.

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。   When the correlation was evaluated, as shown in FIGS. 1-1, 1-2, and 1-3, in a region where the concentration of Cm-244 is a certain level or higher, Cm-244 is Np-237, Pu nuclide, The result that there was a linear correlation with Am nuclide was obtained. From this determination result, for Np-237, Pu nuclides, and Am nuclides, the radioactivity concentration can be accurately evaluated by the scaling factor method using Cm-244 as a key nuclide in the region where the Cm-244 concentration is above a certain level. The knowledge that it was possible was obtained.

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。   Furthermore, in this embodiment, in order to accurately evaluate the radioactivity concentrations of Np-237, Pu nuclide, and Am nuclide in all Cm-244 concentration regions, the radioactivity of the evaluation target nuclide obtained from the above correlation is used. The concentration is corrected in accordance with the burnup of the spent nuclear fuel that is the source of TRU waste (hereinafter referred to as “TRU waste burnup”). This will be described in detail later.

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。   As shown in Fig. 1-4, the U nuclide has a weak correlation with Cm-244, but the concentration variation range of the U nuclide is as narrow as one digit, so the scaling factor method is not applied. The concentration is determined by applying an average concentration method.

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。   From the above examination results, the present inventors can evaluate the radioactivity concentration of Cm-244 among the radionuclides contained in TRU waste by using a nondestructive external measurement method, Np-237, It was found that the radioactivity concentrations of Pu and Am nuclides can be evaluated by the scaling factor method using Cm-244 as a key nuclide.

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。   Next, in order to accurately evaluate the radioactivity concentration of Np-237, Pu nuclide and Am nuclide in all Cm-244 concentration regions, Np-237 obtained by the scaling factor method using Cm-244 as a key nuclide, A method for correcting the radioactive concentration of Pu nuclide and Am nuclide will be described in detail. The spent nuclear fuel reprocessing facility processes spent nuclear fuel in various burnups, initial enrichments, and cooling periods. Therefore, the present inventors pay attention to the burnup of TRU waste generated by reprocessing spent nuclear fuel, and the burnup of this TRU waste is related to the correlation between Pu nuclide and Cm-244. The effect was examined. Here, the “burning degree” indicates energy per unit weight generated by the reaction with neutrons before the nuclear fuel loaded in the reactor core is taken out from the reactor in the operation of the reactor.

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。   FIG. 2 is a graph showing the relationship between the burnup of the spent nuclear fuel and the nuclide composition ratio of each Pu nuclide (Pu-238 / 239/240/241) and Cm-244 contained in the spent nuclear fuel. As shown in FIG. 2, the nuclide composition ratio of each Pu nuclide and Cm-244 has a good correlation with the burnup. In addition, although there exists the same correlation also between the nuclide composition ratio of Np-237, Am nuclide and Cm-244, and a burnup, it abbreviate | omits here.

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Ｂ１であるデータは相関直線Ｌ１上にのり、燃焼度がＢ１と異なるＢ２であるデータは相関直線Ｌ２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。 In other words, the correlation between Np-237, Pu nuclide, Am nuclide and Cm-244 in TRU waste is affected by the burnup, and when the correlation diagram between Pu nuclide and Cm-244 is divided by burnup, FIG. As shown, for example, data with burnup B 1 is on the correlation line L 1 and data with burnup B 2 different from B 1 is on the correlation line L 2. This means that a different correlation line can be drawn for each burnup of an object. As a result, the correlation between Np-237, Pu nuclides, Am nuclides and Cm-244 in TRU waste is affected by the burnup, and Np-237, Pu nuclides calculated by the scaling factor method using Cm-244 as a key nuclide. The present inventors have found that the radioactivity concentration can be accurately evaluated in all Cm-244 concentration regions by correcting the radioactivity concentration of Am nuclides according to the burnup.

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。   On the other hand, as a result of investigating the composition calculation of the spent nuclear fuel, the present inventors have found that the ratio Cm-244 / Cs-137 between the Cm-244 concentration and the Cs-137 concentration is as follows: Good correlation was seen. From this relationship, it was found that if Cm-244 / Cs-137 is obtained, the burnup degree of TRU waste can be obtained from this ratio.

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。   Further, the relationship between the ratio of the Cm-244 concentration and the Cs-137 concentration and the burnup is less influenced by the initial enrichment, and the combustion is determined from the ratio of the radioactivity concentration of Cm-244 and the radioactivity concentration of Cs-137. It is not necessary to consider the initial enrichment when determining the degree.

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。   From the above, the burnup degree of TRU waste can be obtained from the ratio of the radioactivity concentration of Cm-244 and the radioactivity concentration of Cs-137. Then, by correcting the radioactivity concentration of Np-237, Pu nuclide and Am nuclide calculated by the scaling factor method using Cm-244 as a key nuclide according to the burnup of TRU waste, all Cm-244 The radioactivity concentration can be accurately evaluated in the concentration region.

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Ｌ０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Ｌ０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。 Next, an example of calculation processing for correcting the radioactivity concentrations of Np-237, Pu nuclides, and Am nuclides calculated by the scaling factor method according to the burnup will be described. Here, the radioactive concentration of Np-237 is corrected. First, a correlation straight line L 0 serving as a reference is obtained from a plurality of data without considering the burnup. Then, after obtaining the radioactivity concentration C of Cm-244 by using a non-destructive external measurement method, a scaling factor method, the correlation straight line L 0 as a reference, as shown in FIG. 5 of Pu nuclides uncorrected Determine the radioactivity concentration. Subsequently, the ratio (Cm-244 / Cs-137) of the radioactivity concentration of Cm-244 and the radioactivity concentration of Cs-137 calculated | required using the nondestructive external measuring method was calculated, and Cm- shown in FIG. From the relationship between 244 / Cs-137 and burnup, the burnup of TRU waste is determined. As shown in FIG. 6, for example, a correction value using a function of the burnup degree of TRU waste is set, and the radioactivity concentration of Np-237 is corrected.

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Ｌ０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Ｂ１であったならば、燃焼度Ｂ１に対応する相関曲線Ｌ１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。 Further, as the correction method other than the above, without the correlation curve L 0 as a reference as described above, the results of obtaining the burnup from Cm-244 / Cs-137 in FIG. 4, the value B 1 met If so, the radioactivity concentration of the Pu nuclide may be obtained directly using the correlation curve L 1 corresponding to the burnup B 1 .

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。   The recycled fuel sent to the reprocessing facility is temporarily stored for about 1 to 4 years for cooling. During this time, the radionuclide with a short half-life will be attenuated by natural decay, making it difficult to measure radiation by a nondestructive external measurement method. However, since the half-life of Cs-137, which is the target of nondestructive external measurement in this embodiment, is 30.67 years, and the half-life of Cm-244 is 18.1 years, the storage period has passed. It is also possible to evaluate the radioactivity concentration. Therefore, a method for calculating the radioactivity concentration of U nuclide, Np-237, Pu nuclide and Am nuclide by the scaling factor method using Cm-244 as a key nuclide, and the radioactivity concentration of Cm-244 and Cs-137. A method for calculating the burn-up using the ratio of the concentration to the radioactivity concentration is effective.

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。   Next, the radioactivity concentration evaluation apparatus 10 to which the above-described radioactivity concentration evaluation method for TRU waste is applied will be described. FIG. 7 is a diagram showing a schematic configuration of the radioactivity concentration evaluation apparatus 10. The radioactivity concentration evaluation apparatus 10 illustrated here includes a neutron beam measurement apparatus (first nondestructive measurement means) 12 that measures neutron beams generated from radionuclides in the TRU waste 11 to be evaluated, and a TRU waste. In the TRU waste 11 based on the data measured by the γ-ray measuring device (second nondestructive measuring means) 13 for measuring γ-rays generated from the radionuclides therein, the neutron beam measuring device 12 and the γ-ray measuring device 13 And an arithmetic unit 21 for calculating the radioactivity concentration of the TRU nuclides. The TRU waste 11 to be evaluated is installed on the turntable 15 in a state of being stored in a storage container 14 such as a rectangular container.

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、ＢＦ３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。 The neutron beam measuring device 12 is a measuring device capable of measuring by, for example, a passive neutron method, and includes a known measuring device such as a counter tube such as a He-3 counter tube, a BF 3 counter tube, a fission counter tube, or a liquid scintillator. Can be used. In the present embodiment, a He-3 counter is used as the neutron beam measuring apparatus 12. The He-3 counter tube has a configuration in which a He-3 gas is sealed in a metal tube having a core wire, and a high voltage is applied between the core wire and the tube wall. -3 reacts with the nucleus to ionize the gas with the generated H-3 and protons. This ion causes a discharge between the core wire and the tube wall, and the passage of neutrons is counted as a pulse. Although not clearly shown in FIG. 5, the neutron beam measurement apparatus 12 is installed in a manner surrounding the TRU waste 11.

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。   The γ-ray measuring device 13 is a measuring device capable of measuring by, for example, a passive γ method, and a known measuring device such as a germanium semiconductor detector or a NaI scintillator can be used. In the present embodiment, a germanium semiconductor detector is used as the γ-ray measuring device 13. The germanium semiconductor detector 11 includes a detection unit and a high-voltage power supply unit that detect γ-rays from the radionuclide in the measurement object, and the electrical output from the detection unit is converted into a preamplifier unit, a linear amplification unit, an A / A The signal is sent to the multichannel wave height analysis unit via the D conversion unit, and a spectrum proportional to the γ-ray energy is output. This γ-ray measuring device 13 is installed at a position outside the neutron beam measuring device 12.

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。   The computing device 21 is composed of a numerical computing device such as a computer, and includes a neutron beam data processing unit 22, a γ-ray data processing unit 23, a radioactivity concentration calculation unit 24, a burnup calculation unit 25, and a radioactivity concentration correction. Unit 26 and storage unit 27.

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。   The neutron beam data processing unit 22 calculates the radiation concentration of Cm-244 by processing the data received from the neutron beam measurement apparatus 12 described above. More specifically, the radioactivity concentration of Cm-244 is converted from the count value of the neutron beam output from the neutron beam measurement apparatus 12.

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。   The γ-ray data processing unit 23 calculates the radiation concentration of Cs-137 by processing the data received from the γ-ray measuring device 13 described above. More specifically, the area of the peak corresponding to Cs-137 is determined from the spectrum of γ-rays output from the γ-ray measuring apparatus, and the radioactivity concentration of Cs-137 is converted from this area.

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。   The radioactivity concentration calculation unit 24 calculates the radioactivity concentration of the TRU nuclide from the radioactivity concentration of Cm-244 obtained by the neutron beam data processing unit 22 by a scaling factor method using Cm-244 as a key nuclide. That is, the radioactivity concentration of the TRU nuclide is calculated by multiplying the radioactivity concentration of Cm-244 obtained by the neutron beam data processing unit 22 by the composition ratio statistically obtained from the correlation with Cm-244. .

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。   The burnup calculation unit 25 uses the correlation curve between Cm-244 / Cs-137 and the burnup of TRU waste illustrated in FIG. 4 to determine the radioactivity concentration of Cm-244 obtained by the neutron beam data processing unit 22. And the burnup degree of TRU waste is calculated | required from ratio with the radioactivity density | concentration of Cs-137 calculated | required by the gamma-ray data processing part 23. FIG.

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）。   The radioactivity concentration correction unit 26 corrects the radioactivity concentrations of Np-237, Pu nuclides, and Am nuclides obtained by the radioactivity concentration calculation unit 24 based on the burnup of TRU waste obtained by the burnup calculation means 25. (See the example in FIG. 3).

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。   The storage unit 27 is an area for storing a program and various data for the arithmetic device 21 to execute the processing described above. Note that the data necessary for calculating the radionuclide radioactivity concentration described above can be input using an input device 28 such as a keyboard or a mouse. Data such as the calculation result of the radionuclide radioactivity concentration can be output through an output device 29 such as a display or a printer.

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）。   FIG. 8 is a flowchart showing the flow of processing executed by the radioactivity concentration evaluation apparatus 10 described above. Hereinafter, a procedure for obtaining the radioactivity concentration of Pu nuclide will be described as an example with reference to FIG. First, the neutron beam measuring device 12 measures neutron rays generated from the TRU waste 11, and the γ ray measuring device 13 measures γ rays generated from the TRU waste 11. The neutron beam data processing unit 22 calculates the radioactivity concentration of Cm-244 by processing the measurement data of the neutron beam measurement device 12. The γ-ray data processing unit 23 calculates the radioactivity concentration of Cs-137 by processing the measurement data of the γ-ray measuring device 13 (step S21). Next, the radioactivity concentration calculation unit 24 calculates the radioactivity concentration of the Pu nuclide before correction from the radioactivity concentration of Cm-244 calculated in step S21 using the scaling factor method with Cm-244 as a key nuclide. (Step S22). Next, the burnup calculation unit 25 uses the correlation line between the burnup of Cm-244 / Cs-137 and TRU waste (see FIG. 4) and the radioactivity concentration of Cm-244 obtained in step S21. From the ratio of the Cs-137 to the radioactivity concentration (Cm-244 / Cs-137), the burnup degree of the TRU waste is calculated (step S23). Next, the radioactivity concentration correction unit 26 corrects the radioactivity concentration of the Pu nuclide calculated in step S22 based on the burnup calculated in step S23 (step 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。   In the flowchart of FIG. 8, each radioactivity concentration of Pu nuclide is calculated individually, but each radioactivity concentration of U nuclide, Np-237, Pu nuclide, and Am nuclide may be calculated simultaneously.

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。   The radioactivity concentration evaluation method according to the above embodiment can be realized by executing a program prepared in advance on a computer such as a personal computer or a workstation. This program can be distributed via a network such as the Internet. The program can also be executed by being recorded on a computer-readable recording medium such as a hard disk, a flexible disk (FD), a CD-ROM, an MO, and a DVD and being read from the recording medium by the computer.

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。   As explained above, in the TRU waste radioactivity concentration evaluation method, the radioactivity concentration evaluation program, and the radioactivity concentration evaluation apparatus according to the present embodiment, among the radionuclides contained in the TRU waste to be evaluated After determining the radioactivity concentration of Cm-244 by the nondestructive external measurement method, the TRU was calculated from the radioactivity concentration of Cm-244 by the nondestructive external measurement method using the scaling factor method using Cm-244 as a key nuclide. The radioactivity concentration of the nuclide is obtained. As a result, the radioactivity concentration of TRU nuclides in TRU waste generated from the spent nuclear fuel reprocessing facility can be evaluated by a simple method.

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。   Further, in the TRU waste radioactivity concentration evaluation method, radioactivity concentration evaluation program, and radioactivity concentration evaluation apparatus according to the present embodiment, the radioactivity concentration of Cs-137 is measured together with Cm-244 by a nondestructive external measurement method. The Cm-244 activity determined by the non-destructive external measurement method using the correlation between the ratio of the radioactivity concentration of Cm-244 and the radioactivity concentration of Cs-137 and the burnup of TRU radioactive waste The burn-up degree of TRU waste is calculated from the ratio of the concentration and the radioactivity concentration of Cs-137, and the radioactivity concentrations of Np-237, Pu nuclide, and Am nuclide obtained by the scaling factor method are corrected based on the burn-up. By doing so, the radioactivity concentrations of Np-237, Pu nuclide, and Am nuclide can be accurately obtained in all Cm-244 radioactivity concentration regions.

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。   As described above, the radioactivity concentration evaluation method, the radioactivity concentration evaluation program, and the radioactivity concentration evaluation apparatus according to the present invention include the TRU contained in the TRU waste generated in the spent nuclear fuel reprocessing facility. It is useful for evaluating the radioactivity concentration of nuclides.

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 10 Radioactivity concentration evaluation equipment 11 TRU waste (radioactive waste)
12 Neutron measuring device (first nondestructive measuring means)
13 γ-ray measuring device (second nondestructive measuring means)
14 Waste storage container 15 Turntable 21 Computing device 22 Neutron beam data processing unit 23 Gamma ray data processing unit 24 Radioactivity concentration calculation unit (radioactivity concentration calculation means)
25 Burnup calculation section (burnup calculation means)
26 Radioactivity concentration correction part (Radioactivity concentration correction means)
27 Storage Unit 28 Input Device 29 Output Device

Claims (7)

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、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、
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。 A method for evaluating the radioactivity concentration of TRU nuclides in radioactive waste,
The said seeking radioactive concentration of Cm-244 by measuring the radiation originating from Cm-244 of TRU nuclides, Ru seeking radioactive concentration of Cs-137 by measuring the radiation originating from Cs-137 1 process,
A second step of determining the radioactivity concentration of other TRU nuclides from the radioactivity concentration of Cm-244 determined in the first step by a scaling factor method using Cm-244 as a key nuclide;
Using the correlation between the ratio of the radioactivity concentration of Cm-244 and the radioactivity concentration of Cs-137 and the burnup of the radioactive waste containing TRU nuclides, the emission of Cm-244 determined in the first step A third step for determining the burnup of the radioactive waste from the ratio of the active concentration and the radioactive concentration of Cs-137;
A fourth step of correcting the radioactivity concentrations of Np-237, Pu nuclides, and Am nuclides obtained in the second step based on the burnup obtained in the third step;
The radioactive concentration evaluation method of the radioactive waste characterized by including this. 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に記載の放射性廃棄物の放射能濃度評価方法。 The radioactive concentration evaluation method for radioactive waste according to claim 1, wherein a neutron beam generated from Cm-244 is measured in the first step. 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１又は２に記載の放射性廃棄物の放射能濃度評価方法。 The radioactive concentration evaluation method for radioactive waste according to claim 1 or 2 , wherein γ-rays generated from Cs-137 are measured in the first step. コンピュータに請求項１から３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。 A program for evaluating the radioactive concentration of radioactive waste, which causes a computer to execute the method according to any one of claims 1 to 3 . 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、
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、
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。 An apparatus for evaluating the radioactivity concentration of TRU nuclides in radioactive waste,
First nondestructive measuring means for determining a radioactivity concentration of Cm-244 by measuring radiation generated from Cm-244 among the TRU nuclides;
A second nondestructive measuring means for determining a radioactive concentration of Cs-137 by measuring radiation generated from Cs-137;
Radioactivity concentration calculating means for obtaining the radioactivity concentration of other TRU nuclides from the radioactivity concentration of Cm-244 obtained by the first nondestructive measurement means by a scaling factor method using Cm-244 as a key nuclide;
Using the correlation between the ratio of the radioactivity concentration of Cm-244 and the radioactivity concentration of Cs-137 and the burnup of the radioactive waste containing TRU nuclides, the Cm- Burnup calculation means for determining the burnup of the radioactive waste from the ratio of the radioactivity concentration of 244 and the radioactivity concentration of Cs-137 determined by the second nondestructive measurement means;
Radioactivity concentration correction means for correcting the radioactivity concentrations of Np-237, Pu nuclides, and Am nuclides obtained by the radioactivity concentration calculation means based on the burnup obtained by the burnup calculation means;
A radioactivity concentration evaluation apparatus for radioactive waste, comprising: 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５に記載の放射性廃棄物の放射能濃度評価装置。 6. The radioactive waste radioactive concentration evaluation apparatus according to claim 5 , wherein the first nondestructive measuring means is a neutron beam measuring apparatus for measuring a neutron beam generated from Cm-244. 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５又は６に記載の放射性廃棄物の放射能濃度評価装置。 The radioactive concentration evaluation apparatus for radioactive waste according to claim 5 or 6 , wherein the second nondestructive measuring means is a γ-ray measuring apparatus for measuring γ-rays generated from Cs-137.
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