JP6179885B2

JP6179885B2 - Method and apparatus for measuring the amount of fissile material

Info

Publication number: JP6179885B2
Application number: JP2013049697A
Authority: JP
Inventors: 章大図; 満夫春山; 昌俊呉田
Original assignee: Japan Atomic Energy Agency
Current assignee: Japan Atomic Energy Agency
Priority date: 2013-03-12
Filing date: 2013-03-12
Publication date: 2017-08-16
Anticipated expiration: 2033-03-12
Also published as: JP2014174123A

Description

本発明は、ウラン、プルトニウム等の核分裂性物質が混入されたドラム缶等の放射性固体廃棄物内の核分裂性物質含有量を放射線により測定する技術に関する。 The present invention relates to a technique for measuring the content of fissile material in radioactive solid waste such as a drum can mixed with fissile material such as uranium and plutonium by radiation.

放射性固体廃棄物に内蔵される核分裂性物質の量を非破壊測定法によって測定検査す
る従来の方法として、アクティブ中性子法が知られている（例えば、特許文献１〜８、非特許文献１〜３）。 An active neutron method is known as a conventional method for measuring and inspecting the amount of fissile material incorporated in radioactive solid waste by a nondestructive measurement method (for example, Patent Documents 1 to 8, Non-Patent Documents 1 to 3). ).

アクティブ中性子法では、測定システム内に設置した中性子発生源から発生した高速中性子は検出対象の放射性固体廃棄物に照射され、放射性固体廃棄物中の核分裂性核種と核分裂反応を誘発する。核分裂反応の結果発生する核分裂中性子を測定システム内に設置した中性子検出器で測定することにより、放射性固体廃棄物の核分裂性物質含有量が測定される。特に、従来の測定システムは、所定時間パルス状に高速中性子を発生させて核分裂性物質に照射し、パルス状の中性子の照射から得られる核分裂中性子の総カウント数のみを基に、放射性固体廃棄物中の核分裂性物質量を導出していた。 In the active neutron method, fast neutrons generated from a neutron source installed in a measurement system are irradiated to radioactive solid waste to be detected, and induce fission reactions with fissionable nuclides in the radioactive solid waste. By measuring the fission neutrons generated as a result of the fission reaction with a neutron detector installed in the measurement system, the fissionable material content of the radioactive solid waste is measured. In particular, the conventional measurement system generates fast neutrons in a pulsed form for a predetermined time and irradiates the fissionable material. Based on only the total count of fission neutrons obtained from the irradiation of pulsed neutrons, radioactive solid waste The amount of fissile material in it was derived.

特許第３８４５６８５号公報Japanese Patent No. 3845685 特開平１１−６４５２８号公報JP-A-11-64528 特開２００７−２１８６６３号公報JP 2007-218663 A 特開２００９−２８１８７８号公報JP 2009-281878 A 特許第２９７８１０３号公報Japanese Patent No. 2978103 特許第２９７８１０６号公報Japanese Patent No. 2978106 特表２００２−５４１４９１号公報JP-T-2002-541491 特開平５−２８１１５８号公報JP-A-5-281158 特開２００３−０９０８８３号公報JP 2003-090883 A

春山満夫他、日本原子力学会誌、２００１年、Vol.43, No.4, p.397-404Mitsuo Haruyama et al., Journal of the Atomic Energy Society of Japan, 2001, Vol.43, No.4, p.397-404 春山満夫他、日本原子力学会和文論文誌、２００４年、Vol.3, No.2, p.185-192Mitsuo Haruyama et al., Japanese Atomic Energy Society Journal, 2004, Vol.3, No.2, p.185-192 春山満夫他、日本原子力学会和文論文誌、２００７年、Vol.6, No.1, p.65-72Mitsuo Haruyama et al., Japanese Atomic Energy Society Journal, 2007, Vol.6, No.1, p.65-72

しかしながら、従来のアクティブ中性子法を用いた放射線固体廃棄物中の核分裂物質の非破壊測定装置では、同量の核分裂性物質を含む放射性固体廃棄物であっても、実際には放射性固体廃棄物に含まれる内容物の中性子吸収特性あるいは中性子減速特性が異なり、これに応じて測定される核分裂中性子のカウントが異なる。このため、同量の核分裂性物質を含む場合であって放射性固体廃棄物に含まれる内容物の中性子吸収特性あるいは中性子減速特性が異なるために同一量の中性子の照射から得られる核分裂中性子の総カウント数が異なり、核分裂中性子の総カウント数だけでは、放射性固体廃棄物中の核分裂性物質量を精度よく測定することは困難であった。 However, in the conventional non-destructive measuring device for fissionable materials in radioactive solid waste using the active neutron method, even radioactive solid waste containing the same amount of fissile material is actually converted into radioactive solid waste. neutron absorbing characteristics or neutron moderating properties of the contents contained Ri is Do different, fission neutrons count is different measured accordingly. For this reason, the total count of fission neutrons obtained from irradiation of the same amount of neutrons due to the difference in neutron absorption characteristics or neutron moderation characteristics of the contents contained in radioactive solid waste even when the same amount of fissile material is contained the number Ri is Do different, only the total count of fission neutrons, it is difficult to accurately measure the fissile material quantity of radioactive solid waste.

本発明の課題は、従来技術の方法の課題を克服して放射性固体廃棄物に含まれる内容物の中性子吸収特性あるいは中性子減速特性によらずに放射性廃棄物中の核分裂性物質量を正確かつ精度よく測定する技術を提供することにある。 The object of the present invention is to overcome the problems of the prior art method and accurately and accurately determine the amount of fissile material in the radioactive waste regardless of the neutron absorption characteristics or neutron moderation characteristics of the contents contained in the radioactive solid waste. It is to provide a technique for measuring well.

１つの側面では、本発明は、核分裂性物質量の測定方法として例示できる。本方法は、高速中性子高発生源より中性子を所定時間、放射性廃棄物に照射するステップと、
放射性廃棄物外に配置された検出器により中性子数を測定するステップと、
高速中性子発生源より放射性廃棄物に入射した中性子が放射性廃棄物中の核分裂性物質と核反応を引き起こして発生する中性子の発生特性に基づいて放射性廃棄物中の核分裂性物質量を算出するステップと、核分裂中性子の発生数の時間変動から核分裂中性子の消滅時間を算出するステップと、核分裂中性子の発生数の総カウント数を算出するステップと、
使用する測定装置において予め計測した消滅時間と核分裂性物質の単位質量当たりの総カウント数との校正された相関関係を基に、測定対象の放射性廃棄物から得られる消滅時間に対応する校正総カウント数を求めるステップと、測定対象の放射性廃棄物から得られ
る総カウント数を前記校正総カウント数で除算するステップと、を有する。
本発明は、固体の放射性廃棄物に含まれる内容物の中性子吸収特性あるいは中性子減速特性が異なる性質を利用して、上記従来の技術では用いられていない固体の放射性廃棄物内に含まれる物質の中性子吸収特性あるいは中性子減速特性を示す指標となる消滅時間を用いて、消滅時間と単位核分裂性物質量での総カウント数の関係から固体の放射性廃棄物に含まれる物質の中性子吸収および減速特性が異なる場合でも核分裂物質量を正確に測定できる。 In one aspect, the present invention can be exemplified as a method for measuring the amount of fissile material. The method prescribed time neutrons from fast neutron and high source, a step of irradiating the radioactive waste,
Measuring the number of neutrons with a detector located outside the radioactive waste;
A step of calculating the amount of fissile material in the radioactive waste based on the generation characteristics of the neutron generated when the neutron incident on the radioactive waste from the fast neutron source causes a nuclear reaction with the fissile material in the radioactive waste; , Calculating the fission neutron extinction time from the time variation of the number of fission neutrons generated, calculating the total count of fission neutrons generated,
The total calibration count corresponding to the extinction time obtained from the radioactive waste to be measured based on the calibrated correlation between the extinction time measured in advance in the measuring device used and the total count per unit mass of fissile material Obtained from the radioactive waste to be measured
Dividing the total count number by the calibration total count number .
The present invention utilizes the property that the neutron absorption characteristics or neutron moderation characteristics of the contents contained in the solid radioactive waste are different, so that the substance contained in the solid radioactive waste that is not used in the above-described conventional technology is used. Using the annihilation time, which is an indicator of neutron absorption characteristics or neutron moderation characteristics, the neutron absorption and moderation characteristics of the substances contained in solid radioactive waste can be determined from the relationship between the annihilation time and the total count of unit fissionable substances. Even if it is different, the amount of fissile material can be measured accurately.

本方法によれば、放射性廃棄物中の核分裂性物質量を精度よく測定できる。 According to this method, the amount of fissile material in radioactive waste can be accurately measured.

実施形態に係る測定装置１の側面図である。It is a side view of measuring device 1 concerning an embodiment. 測定装置１の上面図である。2 is a top view of the measuring device 1. FIG. 計測制御ＰＣシステムの構成を例示する図である。It is a figure which illustrates the structure of a measurement control PC system. 中性子検出器でのカウント数を例示する図である。It is a figure which illustrates the count number in a neutron detector. 核分裂性物質量の測定処理の手順を例示する図である。It is a figure which illustrates the procedure of the measurement process of a fissile material amount. 種々の放射性固体廃棄物の中性子カウント数の測定装置での測定結果と、中性子輸送計算によって放射性廃棄物に対して高速中性子を照射するシミュレーション結果とを例示する図である。It is a figure which illustrates the measurement result in the measuring device of the neutron count number of various radioactive solid waste, and the simulation result which irradiates fast neutron to radioactive waste by neutron transport calculation. シミュレーションにより得られた消滅時間と中性子総カウント数の関係を例示する図である。It is a figure which illustrates the relationship between the annihilation time obtained by simulation, and a neutron total count number. 消滅時間と核分裂性物質の単位質量当たり中性子総カウント数の関係を例示する図である。It is a figure which illustrates the relationship between annihilation time and the neutron total count per unit mass of a fissile material.

以下、図面を参照して、一実施形態に係るに核分裂性物質量の測定方法を説明する。この測定方法は、核分裂性物質量の測定装置において実行される。以下の実施形態の構成は例示であり、本測定装置は実施形態の構成には限定されない。 Hereinafter, a method for measuring the amount of fissile material according to an embodiment will be described with reference to the drawings. This measurement method is executed in a measurement device for the amount of fissile material. The configuration of the following embodiment is an exemplification, and the measurement apparatus is not limited to the configuration of the embodiment.

図１から図４を参照して、測定装置１を説明する。測定装置１は、アクティブ中性子法を用いて放射性固体廃棄物中の核分裂性物質の非破壊測定を実行する。測定装置１は、測定における放射性固体廃棄物に対する位置感度差を低減するとともに、放射性固体廃棄物の内容物の中性子吸収及び減速特性を考慮することで核分裂性物質量の測定精度を向上する。 The measuring apparatus 1 will be described with reference to FIGS. The measuring apparatus 1 performs nondestructive measurement of fissile material in radioactive solid waste using an active neutron method. The measurement apparatus 1 reduces the positional sensitivity difference with respect to the radioactive solid waste in the measurement, and improves the measurement accuracy of the amount of fissile material by considering the neutron absorption and deceleration characteristics of the contents of the radioactive solid waste.

具体的には、測定装置１は、核分裂性物質量測定の精度を向上するために、核分裂性物質から発生する核分裂中性子の消滅時間と総カウント数から核分裂性物質量を導出する。測定手順の一例として、測定装置１は、中性子発生源からパルス状に高速中性子を発生させ、固体廃棄物に照射する。すると固体廃棄物内に含まれる核分裂性物質からは核分裂中性子がパルス状に発生し、中性子検出器に到達する。このとき発生する核分裂中性子は、ある一定の時定数で指数関数的に減衰する。この時定数は、アクティブ中性子法では消滅時間（Die-away time）と呼ばれる。 Specifically, the measuring apparatus 1 derives the amount of fissile material from the annihilation time of the fission neutrons generated from the fissile material and the total count number in order to improve the accuracy of the measurement of the amount of fissile material. As an example of the measurement procedure, the measurement apparatus 1 generates fast neutrons in a pulse form from a neutron generation source and irradiates the solid waste. Then, fission neutrons are generated in pulses from the fissile material contained in the solid waste and reach the neutron detector. Fission neutrons generated at this time decay exponentially with a certain time constant. This time constant is called the die-away time in the active neutron method.

消滅時間は放射性固体廃棄物内に含まれる物質の中性子吸収及び減速特性に依存する。例えば固体廃棄物の内容物が金属系の場合には比較的消滅時間は短くなり、コンクリートまたはウエス(紙または布)の場合には、消滅時間は金属系の場合より長くなる。消滅時間は固体廃棄物内に含まれる物質の中性子吸収及び減速特性を示す指標となる。したがって、放射性固体廃棄物における消滅時間を精度よく計測することによって、放射性固体廃棄物内に含まれる物質の中性子吸収及び減速特性を特定することができる。 The extinction time depends on the neutron absorption and moderation characteristics of the substances contained in the radioactive solid waste. For example, the disappearance time is relatively short when the content of the solid waste is a metal system, and the extinction time is longer when the content of the solid waste is concrete or waste (paper or cloth) than that of the metal system. The extinction time is an index indicating the neutron absorption and moderation characteristics of the substances contained in the solid waste. Therefore, the neutron absorption and deceleration characteristics of the substance contained in the radioactive solid waste can be specified by accurately measuring the extinction time in the radioactive solid waste.

また、パルス状に照射される高速中性子に対応して、放射性固体廃棄物中の核分裂性物質からパルス状に発生し検出器に到達して検出される核分裂中性子の総計数値である総カウント数を以下、単に総カウント数と呼ぶ。核分裂中性子の総カウント数は核分裂性物質の量に比例し、かつ固体廃棄物内に含まれる物質の中性子吸収及び減速特性で変化する。そこで、校正試験を行い、固体廃棄物内に含まれる物質の中性子吸収及び減速性能を示す特性値を変化させて、既知の核分裂性物質を既知の量含んだ状態で検出される核分裂中性子の消滅時間と総カウント数の関係を予め求めておく。例えば、消滅時間と核分裂性物質の単位質量あたりの核分裂中性子の総カウント数の関係を求めておく。この関係を事前に求めておけば、この関係を基準にして固体廃棄物内の未知の核分裂性物質量を導出することが可能となる。 In addition, in response to fast neutrons irradiated in pulses, the total count, which is the total count of fission neutrons generated from the fissile material in the radioactive solid waste and reaching the detector, is detected. Hereinafter, it is simply referred to as a total count number. The total count of fission neutrons is proportional to the amount of fissile material and varies with the neutron absorption and moderation characteristics of the material contained in the solid waste. Therefore, the annihilation of fission neutrons detected in a state containing a known amount of known fissile material by performing a calibration test and changing the characteristic values indicating the neutron absorption and deceleration performance of the material contained in the solid waste The relationship between time and the total count is obtained in advance. For example, the relationship between the annihilation time and the total count of fission neutrons per unit mass of the fissile material is obtained. If this relationship is obtained in advance, it becomes possible to derive an unknown amount of fissile material in solid waste based on this relationship.

例えば、まず、固体廃棄物内の核分裂性物質から発生する核分裂中性子の消滅時間を計測する。次に予め校正試験により決定された消滅時間と核分裂性物質の単位質量あたりの核分裂中性子の総カウント数の関係を参照する。そして、計測された消滅時間に対応する核分裂性物質の単位質量の校正された核分裂中性子の総カウント数を特定する。最後に、実際に計測された核分裂性物質からの核分裂中性子の総カウント数をその単位質量あたりの校正された核分裂中性子の総カウント数で除算すれば、固体廃棄物内に含まれる未知の核分裂性物質量を求めることができる。 For example, first, the annihilation time of fission neutrons generated from fissile material in solid waste is measured. Next, reference is made to the relationship between the extinction time determined in advance by a calibration test and the total count of fission neutrons per unit mass of fissile material. Then, the total count number of fission neutrons calibrated for the unit mass of the fissile material corresponding to the measured annihilation time is specified. Finally, dividing the total count of fission neutrons from the actually measured fissionable material by the total count of calibrated fission neutrons per unit mass yields the unknown fissionability contained in the solid waste. The amount of substance can be determined.

図１、図２に、測定装置１の構成を例示する。図１は、測定装置１の側面図であり、図２は、上面図である。上述のように、測定装置１は、アクティブ中性子法を用いて放射性固体廃棄物中の核分裂性物質量を非破壊で測定する。測定装置１は、核分裂性物質を格納する容器６を搭載するテーブル１３と、パルス状に高速中性子を発生し、容器６内の核分裂性物質に高速中性子を照射するための中性子発生源１１と、中性子検出器１２とを有する。さらに、測定装置１は、容器６、テーブル１３、中性子発生源１１、及び中性子検出器１２を包囲する構造物１４と、中性子発生源１１を制御する中性子発生源制御器２と、中性子検出器１２の検出信号を増幅する中性子パルス信号増幅器３と、中性子の発生数を計数する中性子パルス信号計数器４と、計測制御ＰＣ（Personal Computer）５とを有す
る。 FIG. 1 and FIG. 2 illustrate the configuration of the measuring apparatus 1. FIG. 1 is a side view of the measuring apparatus 1, and FIG. 2 is a top view. As described above, the measuring apparatus 1 measures the amount of fissile material in radioactive solid waste in a nondestructive manner using the active neutron method. The measuring apparatus 1 includes a table 13 on which a container 6 for storing a fissile material is mounted, a neutron generation source 11 for generating fast neutrons in a pulsed manner and irradiating the fissile material in the container 6 with fast neutrons, A neutron detector 12. Further, the measuring apparatus 1 includes a structure 14 that surrounds the container 6, the table 13, the neutron source 11, and the neutron detector 12, a neutron source controller 2 that controls the neutron source 11, and a neutron detector 12. A neutron pulse signal amplifier 3 that amplifies the detection signal, a neutron pulse signal counter 4 that counts the number of generated neutrons, and a measurement control PC (Personal Computer) 5.

容器６は、例えば、金属製の柱状の箱体である。容器６は、母材とともに、核分裂性物質を格納している。容器６内の核分裂性物質を測定する際、容器６はテーブル１３に載置される。容器６の一例はドラム缶である。 The container 6 is, for example, a metal columnar box. The container 6 stores a fissile material together with a base material. When measuring the fissile material in the container 6, the container 6 is placed on the table 13. An example of the container 6 is a drum.

テーブル１３は、例えば、回転駆動されるターンテーブルを有することが望ましい。すなわち、ターンテーブルを回転駆動することにより、テーブル１３に載置された容器６は、容器６の中心軸周りに回転できることが望ましい。ターンテーブルが回転手段の一例である。 The table 13 desirably has, for example, a turntable that is rotationally driven. That is, it is desirable that the container 6 placed on the table 13 can be rotated around the central axis of the container 6 by rotationally driving the turntable. A turntable is an example of a rotating means.

中性子発生源１１は、パルス状の駆動電圧によって高速中性子をパルス状に発生する。本実施形態において中性子発生源１１は、パルス状に中性子を発生するものであれば、その構造、構成に限定はない。中性子発生源１１は、例えば、重水素、三重水素イオンが含まれる電離気体から重水素または三重水素イオンを引き出し、重水素、三重水素が含まれた中性子発生用ターゲットに衝突させて中性子を発生させるものでもよい。 The neutron generation source 11 generates fast neutrons in a pulsed manner by a pulsed driving voltage. In the present embodiment, the structure and configuration of the neutron generation source 11 are not limited as long as the neutron generation source 11 generates neutrons in pulses. For example, the neutron generation source 11 extracts deuterium or tritium ions from an ionized gas containing deuterium and tritium ions and collides with a neutron generation target containing deuterium and tritium to generate neutrons. It may be a thing.

アクティブ中性子法による核分裂性物質量の測定精度は、核分裂中性子の検出効率に依存する。そこで、中性子発生源１１は、効率よく高速中性子を発生できること、及び、中性子検出器１２での再現性と信号対ノイズ比とが十分に確保できる程度の高強度の高速中性子をパルス状に発生できるものであることが望ましい。 The measurement accuracy of the amount of fissile material by the active neutron method depends on the detection efficiency of fission neutrons. Therefore, the neutron source 11 can generate fast neutrons in a pulsed form with high intensity that can efficiently generate fast neutrons and can sufficiently ensure reproducibility and signal-to-noise ratio in the neutron detector 12. It is desirable to be a thing.

中性子検出器１２は、核分裂性物質を内蔵する容器６から発生する核分裂中性子が中性子検出器１２に入射して核分裂中性子の個数を計数するものである。本実施形態において中性子検出器１２の構造、構成に限定はない。例えば、中性子検出器１２は、電極間にヘリウム(³Ｈｅ)等の不活性ガスを導入した構造である。例えば、中性子検出器１２では、
不活性ガス中に中性子を入射させ、電離した不活性ガスの電子とイオンを電極に収集すればよい。また、中性子検出器１２は、シンチレータに中性子を入射させ、シンチレータで発生した光子を電気信号に変換して計数する構成でもよい。 The neutron detector 12 counts the number of fission neutrons when the fission neutrons generated from the container 6 containing the fissile material enter the neutron detector 12. In the present embodiment, the structure and configuration of the neutron detector 12 are not limited. For example, the neutron detector 12 has a structure in which an inert gas such as helium ( ³ He) is introduced between the electrodes. For example, in the neutron detector 12,
What is necessary is just to make a neutron inject into an inert gas and to collect the ion and ion of the inert gas which were ionized to an electrode. The neutron detector 12 may have a configuration in which neutrons are incident on the scintillator, and photons generated by the scintillator are converted into electric signals and counted.

ただし、高速中性子を効率よく検出するために、中性子検出器１２は、例えば、特開２００９−２８１８７８において、本発明者らが提案した構造が望ましい。中性子検出器１２は、一例としては、中性子を検出する複数の検出器（Ａ）と、検出器（Ａ）の周囲を取り囲むカドミウム等の熱中性子吸収体（Ｂ）と、熱中性子吸収体（Ｂ）を取り囲むポリエチレン等の中性子減速体（Ｃ）と、中性子減速体（Ｃ）の周囲を取り囲むホウ素含有物質を含む熱中性子及びエピサーマル中性子吸収体（Ｄ）と、熱中性子及びエピサーマル中性子吸収体（Ｄ）の周囲を取り囲む構造材と具備する検出器バンクである。 However, in order to efficiently detect fast neutrons, the neutron detector 12 preferably has a structure proposed by the present inventors in, for example, Japanese Unexamined Patent Application Publication No. 2009-281878. For example, the neutron detector 12 includes a plurality of detectors (A) for detecting neutrons, a thermal neutron absorber (B) such as cadmium surrounding the detector (A), and a thermal neutron absorber (B A neutron moderator (C) such as polyethylene surrounding the neutron moderator, a thermal neutron absorber and an epithermal neutron absorber (D) containing a boron-containing material surrounding the neutron moderator (C), and a thermal neutron and epithermal neutron absorber (D) is a detector bank comprising a structural material surrounding the periphery of (D).

構造物１４内の空間から検出器バンク内に侵入した熱中性子及びエピサーマル中性子は、熱中性子及びエピサーマル中性子吸収体（Ｄ）に吸収される。一方、構造物１４内の空間から検出器バンク内に侵入した高速中性子は、中性子減速体（Ｃ）に減速され、熱中性子、エピサーマル中性子、または減速されなかった高速中性子に分化する。このうち、高速中性子から変化した熱中性子は、熱中性子吸収体（Ｂ）に吸収される。したがって、検出器バンク中の検出器に検出されるのは、高速中性子から分化したエピサーマル中性子と減速されなかった高速中性子とが大半となる。つまり、上記検出器バンクの構成を有する中性子検出器１２は、選択的に高速中性子を検出できる。したがって、検出器バンクの構成を有する中性子検出器１２は、容器６外ですでに熱中性子となったものを除外し、高速中性子を検出できる効率を高めることができる。 Thermal neutrons and epithermal neutrons that have entered the detector bank from the space in the structure 14 are absorbed by the thermal neutron and epithermal neutron absorber (D). On the other hand, fast neutrons that have entered the detector bank from the space in the structure 14 are decelerated by the neutron moderator (C) and differentiated into thermal neutrons, epithermal neutrons, or fast neutrons that have not been decelerated. Among these, thermal neutrons changed from fast neutrons are absorbed by the thermal neutron absorber (B). Therefore, the majority of the epithermal neutrons differentiated from the fast neutrons and the fast neutrons that have not been decelerated are detected by the detectors in the detector bank. That is, the neutron detector 12 having the detector bank configuration can selectively detect fast neutrons. Therefore, the neutron detector 12 having the configuration of the detector bank can exclude those that have already become thermal neutrons outside the container 6 and can increase the efficiency with which fast neutrons can be detected.

中性子発生源制御器２は、例えば、パルス波形の制御信号にしたがって駆動電圧を生成し、中性子発生源１１を駆動する。また、中性子発生源制御器２は、駆動電圧を生成するパルス波形の制御信号と同期したパルス信号を計測制御ＰＣシステム５に伝送する。計測制御ＰＣシステム５は、伝送されたパルス信号によって、中性子性発生源１１における高速中性子の発生タイミングを検知する。なお、計測制御ＰＣシステム５がパルス信号を生成し、中性子発生源制御器２に通知するようにしてもよい。その場合には、中性子発生源制御器２は、計測制御ＰＣシステム５からのパルス信号にしたがって、パルス波形の駆動電圧を生成し、中性子発生源１１を駆動すればよい。 For example, the neutron source controller 2 generates a drive voltage in accordance with a pulse waveform control signal, and drives the neutron source 11. Further, the neutron source controller 2 transmits a pulse signal synchronized with a control signal having a pulse waveform for generating a drive voltage to the measurement control PC system 5. The measurement control PC system 5 detects the generation timing of fast neutrons in the neutron generation source 11 based on the transmitted pulse signal. The measurement control PC system 5 may generate a pulse signal and notify the neutron source controller 2 of the pulse signal. In that case, the neutron source controller 2 may generate a pulse waveform drive voltage in accordance with the pulse signal from the measurement control PC system 5 and drive the neutron source 11.

中性子パルス信号増幅器３は、中性子検出器１２の検出信号を増幅し、中性子パルス信号計数器４に伝達する。中性子パルス信号計数器４は、例えば、ノイズレベルと識別可能な検出信号を検知するコンパレータと、コンパレータのオンオフ回数を計数するカウンタとを含む。中性子パルス信号計数器４は、カウンタで計数したカウント数を計測制御ＰＣシステム５に通知する。ただし、計測制御ＰＣシステム５が中性子パルス信号計数器４のカウンタからカウント数を読み取るようにしてもよい。 The neutron pulse signal amplifier 3 amplifies the detection signal of the neutron detector 12 and transmits it to the neutron pulse signal counter 4. The neutron pulse signal counter 4 includes, for example, a comparator that detects a detection signal that can be distinguished from a noise level, and a counter that counts the number of times the comparator is turned on and off. The neutron pulse signal counter 4 notifies the count number counted by the counter to the measurement control PC system 5. However, the measurement control PC system 5 may read the count number from the counter of the neutron pulse signal counter 4.

計測制御ＰＣシステム５は、中性子発生源制御器２でパルス状の中性子が発生したタイミングから所定時間経過毎に連続的に中性子のカウント数を取得する。例えば、計測制御ＰＣシステム５は、中性子パルス信号計数器４のカウント数を入力する回路上にスイッチを設けておけばよい。そして、中性子発生源制御器２でパルス状の中性子が発生したタイミング（例えば、時刻０）から所定時間（Ｔ１）経過後、次のパルス波形が発生するまでの時間（ΔＴ）の間、計測制御ＰＣシステム５は、スイッチをオンにして、パルスを取得
すればよい。ただし、計測制御ＰＣシステム５は、中性子発生源制御器２でパルス状の中性子が発生させたタイミング（例えば、時刻０）からのカウント数を取得し、コンピュータ上の情報処理によって、中性子発生源制御器２でパルス状の中性子が発生させたタイミングから所定時間経過後の中性子のカウント数を取得してもよい。 The measurement control PC system 5 continuously obtains the neutron count number every predetermined time from the timing when the pulsed neutron is generated by the neutron generation source controller 2. For example, the measurement control PC system 5 may be provided with a switch on a circuit for inputting the count number of the neutron pulse signal counter 4. Then, measurement control is performed during a time (ΔT) until a next pulse waveform is generated after a lapse of a predetermined time (T1) from the timing (for example, time 0) when the neutron generation source controller 2 generates pulsed neutrons. The PC system 5 should just turn on a switch and acquire a pulse. However, the measurement control PC system 5 acquires the count from the timing (for example, time 0) when the pulsed neutron is generated by the neutron source controller 2 and controls the neutron source by information processing on a computer. The count number of neutrons after a predetermined time may be obtained from the timing at which pulsed neutrons are generated by the vessel 2.

構造物１４は、箱状の構造物である高速中性子反射体１４Ａと、高速中性子反射体１４Ａの内壁を被覆する熱中性子吸収材１４Ｂとを有する。高速中性子反射体１４Ａは、例えば、内部空間を有する６面体である。高速中性子反射体１４Ａは、鉄、鉄合金、鉛、ジルコニウム合金及びコンクリートの少なくとも１つを含む。また、熱中性子吸収材１４Ｂは、カドミウム及び炭化ホウ素の少なくとも１つを含む板状の材料である。 The structure 14 includes a fast neutron reflector 14A that is a box-like structure, and a thermal neutron absorber 14B that covers the inner wall of the fast neutron reflector 14A. The fast neutron reflector 14A is, for example, a hexahedron having an internal space. The fast neutron reflector 14A includes at least one of iron, iron alloy, lead, zirconium alloy, and concrete. The thermal neutron absorber 14B is a plate-like material containing at least one of cadmium and boron carbide.

測定装置１としては、放射性固体廃棄物内における核分裂性物質に対する位置感度差を極力低減させるものであることが望ましい。このため、測定装置１において、測定対象の容器６を包囲する構造物１４は、上述のように、外枠である箱状の高速中性子反射体１４Ａの内壁に、熱中性子吸収材１４Ｂが内張された構造となっている。また、構造物１４に内張された熱中性子吸収材１４Ｂの内面から容器６に至る空間は中空となっている。 As the measuring apparatus 1, it is desirable that the position sensitivity difference with respect to the fissile material in the radioactive solid waste is reduced as much as possible. For this reason, in the measuring apparatus 1, the structure 14 surrounding the container 6 to be measured has the thermal neutron absorber 14B lined on the inner wall of the box-shaped fast neutron reflector 14A as the outer frame as described above. It has a structured. Moreover, the space from the inner surface of the thermal neutron absorber 14B lined on the structure 14 to the container 6 is hollow.

このため、中性子発生源１１で発生した高速中性子は、構造物１４内の空間を通過し、そのまま容器６内に入射可能となっている。また、中性子発生源１１で発生した高速中性子のうち、容器６に入射しないものは、例えば、熱中性子吸収材１４Ｂを突き抜け、高速中性子反射体１４Ａに入射する。高速中性子反射体１４Ａに入射した高速中性子は、反射して熱中性子吸収材１４Ｂの内面から容器６に至る空間に戻るか、減速されて熱中性子となる。そして、熱中性子の多くは、高速中性子反射体１４Ａに留まるか、高速中性子反射体１４Ａで反射されて熱中性子吸収材１４Ｂに吸収される。このため、中性子発生源１１で発生した高速中性子のうち、熱中性子に減速されて容器６に入射するものは少ない。 For this reason, the fast neutrons generated by the neutron generation source 11 can pass through the space in the structure 14 and enter the container 6 as it is. Of the fast neutrons generated by the neutron generation source 11, those that do not enter the container 6 penetrate, for example, the thermal neutron absorber 14B and enter the fast neutron reflector 14A. The fast neutrons incident on the fast neutron reflector 14A are reflected and returned to the space from the inner surface of the thermal neutron absorber 14B to the container 6 or decelerated to become thermal neutrons. Then, most of the thermal neutrons remain in the fast neutron reflector 14A or are reflected by the fast neutron reflector 14A and absorbed by the thermal neutron absorber 14B. For this reason, among the fast neutrons generated from the neutron generation source 11, few are slowed down by thermal neutrons and enter the container 6.

容器６には、核分裂性物質の他、例えば、コンクリート、ポリエチレン等の中性子吸収物質が母材の一部として含まれる。したがって、容器６に入射した高速中性子は、容器６内の母材に減速され、熱中性子に変化し、核分裂性物質と核分裂反応を引き起こす。すでに、特開平１１−６４５２８、特開２００３−９０８８３において、本発明者らが報告の通り、熱中性子に代えて高速中性子を直接容器６に入射させることによって、容器６の表面付近と中心軸付近とで、核分裂性物質量の測定感度の位置依存性が１／７５程度に抑制される。図１に示した、外枠である箱状の高速中性子反射体１４Ａの内壁に、熱中性子吸収体１４Ｂが内張された構造物１４は、このような核分裂性物質量の測定感度の位置依存性をさらに改善できる構造となっている。熱中性子吸収体１４Ｂが測定感度の位置依存性の原因となる熱中性子を容器６の外部で吸収するからである。 In addition to the fissile material, the container 6 contains a neutron absorbing material such as concrete or polyethylene as a part of the base material. Therefore, the fast neutrons incident on the container 6 are decelerated by the base material in the container 6 and converted into thermal neutrons, causing a fission reaction with the fissile material. As already reported in the Japanese Patent Application Laid-Open Nos. 11-64528 and 2003-90883, fast neutrons are directly incident on the container 6 instead of thermal neutrons, so that the vicinity of the surface of the container 6 and the vicinity of the central axis Thus, the position dependency of the measurement sensitivity of the amount of fissile material is suppressed to about 1/75. The structure 14 in which the thermal neutron absorber 14B is lined on the inner wall of the box-shaped fast neutron reflector 14A shown in FIG. 1 is dependent on the position sensitivity of the measurement sensitivity of the amount of fissile material. It has a structure that can further improve the performance. This is because the thermal neutron absorber 14B absorbs thermal neutrons that cause the position dependence of the measurement sensitivity outside the container 6.

図１、図２に例示するように、測定装置１では、中性子検出感度の放射性固体廃棄物内での位置依存性を軽減するため、放射性固体廃棄物を格納する容器６が中性子検出器１２と中性子発生源１１との間でターンテーブルを有するテーブル１３上に設置される。そして、核分裂中性子量の測定中には、ターンテーブルにより、容器６を所定の速度で回転させることが望まれる。加えて、測定対象物である放射性固体廃棄物の母材が自己中性子減速効果の小さい物質（例えば金属系物質）である場合には、中性子減速材であるポリエチレン製等の付加モデレータを容器６の外側に近接包囲して装備することが望ましい。ただし、ポリエチレン製等の付加モデレータを容器６の外側から離間した状態で包囲してもよい。 As illustrated in FIGS. 1 and 2, in the measuring apparatus 1, in order to reduce the position dependency of the neutron detection sensitivity in the radioactive solid waste, the container 6 for storing the radioactive solid waste is provided with a neutron detector 12. It is installed on a table 13 having a turntable with the neutron generation source 11. During measurement of the amount of fission neutrons, it is desirable to rotate the container 6 at a predetermined speed using a turntable. In addition, when the base material of the radioactive solid waste that is the measurement object is a substance having a small self-neutron moderating effect (for example, a metal-based substance), an additional moderator made of polyethylene or the like that is a neutron moderator is connected to the container 6. It is desirable to equip the outside in close proximity. However, the additional moderator made of polyethylene or the like may be enclosed in a state of being separated from the outside of the container 6.

図３に、計測制御ＰＣシステム５の構成を例示する。計測制御ＰＣシステム５は、ＣＰＵ５１と、主記憶装置５２と、外部記憶装置５３と、着脱可能記憶装置５４と、操作装置５５と、表示装置５６と、入出力インターフェース５７と、通信インターフェース５８と
を有する。 FIG. 3 illustrates the configuration of the measurement control PC system 5. The measurement control PC system 5 includes a CPU 51, a main storage device 52, an external storage device 53, a removable storage device 54, an operation device 55, a display device 56, an input / output interface 57, and a communication interface 58. Have.

ＣＰＵ５１は、主記憶装置５２に実行可能に展開されたコンピュータプログラムを実行し、計測制御ＰＣシステム５としての機能を提供する。ＣＰＵ５１が演算部に相当する。主記憶装置５２は、ＣＰＵ５１が実行するコンピュータプログラム及びＣＰＵ５１が処理するデータ等を記憶する。外部記憶装置５３は、不揮発性記憶装置として機能し、主記憶装置５２に記憶されるコンピュータプログラム、データ等を保存する。外部記憶装置５３は、ハードディスクドライブ、ＳＳＤ（Solid State Drive）等である。着脱可能記憶装
置５４は、着脱可能な記憶媒体にコンピュータプログラム、データ等を入出力する。着脱可能な記憶媒体は、ＣＤ（Compact Disc）、ＤＶＤ（Digital Versatile Disk, Digital Versatile Disc）、ＵＳＢメモリ等である。 The CPU 51 executes a computer program that is executed in the main storage device 52 and provides a function as the measurement control PC system 5. The CPU 51 corresponds to the calculation unit. The main storage device 52 stores a computer program executed by the CPU 51, data processed by the CPU 51, and the like. The external storage device 53 functions as a nonvolatile storage device and stores computer programs, data, and the like stored in the main storage device 52. The external storage device 53 is a hard disk drive, SSD (Solid State Drive), or the like. The removable storage device 54 inputs / outputs a computer program, data, and the like to a removable storage medium. The removable storage medium is a CD (Compact Disc), a DVD (Digital Versatile Disk, Digital Versatile Disc), a USB memory, or the like.

操作装置５５は、キーボード等の情報入力装置、マウス、タッチパネル等のポインティングデバイス等である。表示装置５６は、例えば、液晶ディスプレイ、ＥＬ（エレクトロルミネッセンス）ディスプレイ等である。 The operation device 55 is an information input device such as a keyboard, and a pointing device such as a mouse and a touch panel. The display device 56 is, for example, a liquid crystal display, an EL (electroluminescence) display, or the like.

入出力インターフェース５７は、例えば、中性子発生制御器２、中性子パルス信号計数器４との間のデータ入出力インターフェースである。入出力インターフェース５７は、中性子発生制御器２から中性子発生源１１への駆動電圧のパルスと同期したパルス信号を受信する。また、入出力インターフェース５７は、中性子パルス信号計数器４から中性子検出器１２で検出された中性子のカウント数を取得する。 The input / output interface 57 is, for example, a data input / output interface between the neutron generation controller 2 and the neutron pulse signal counter 4. The input / output interface 57 receives a pulse signal synchronized with the drive voltage pulse from the neutron generation controller 2 to the neutron generation source 11. Further, the input / output interface 57 acquires the count number of neutrons detected by the neutron detector 12 from the neutron pulse signal counter 4.

なお、入出力インターフェース５７は、中性子検出器１２で検出された中性子のカウント数のうち、中性子発生源制御器２でパルス状の中性子が発生したタイミングから所定時間経過後の中性子のカウント数を取得するためのスイッチを有してもよい。ただし、ＣＰＵ５１が、中性子発生制御器２から中性子発生源１１への駆動電圧のパルスと同期したパルス信号のタイミングの時刻（時刻０）と、時刻０から所定の測定間隔ごとのカウント数を取得してもよい。そして、ＣＰＵ５１が、中性子検出器１２で検出された中性子のカウント数のうち、中性子発生源制御器２でパルス状の中性子が発生したタイミングから所定時間経過後の中性子のカウント数を抽出するようにしてもよい。 The input / output interface 57 obtains the neutron count after a predetermined time from the timing when the pulsed neutron is generated by the neutron source controller 2 among the neutron count detected by the neutron detector 12. You may have the switch for doing. However, the CPU 51 obtains the time (time 0) of the timing of the pulse signal synchronized with the drive voltage pulse from the neutron generation controller 2 to the neutron generation source 11 and the count number for each predetermined measurement interval from time 0. May be. Then, the CPU 51 extracts the neutron count after a predetermined time from the timing when the pulsed neutron is generated by the neutron source controller 2 from the neutron count detected by the neutron detector 12. May be.

通信インターフェース５８は、例えば、ＬＡＮ（Local Area Network）カード等である。通信インターフェース５８は、計測制御ＰＣシステム５をネットワーク上の通信機器に接続する。 The communication interface 58 is, for example, a LAN (Local Area Network) card. The communication interface 58 connects the measurement control PC system 5 to a communication device on the network.

図４に、ＣＰＵ５１が取得する中性子検出器１２でのカウント数を例示する。このカウント数は、中性子検出器１２で検出された中性子のカウント数のうち、中性子発生源制御器２でパルス状の中性子が発生したタイミングから所定時間経過毎の中性子のカウント数を抽出した一例である。すなわち、図２の縦軸に例示する中性子カウント数は、図１の中性子発生源１１からの中性子照射開始時刻（例えば、時刻０）に同期させて、その照射開始時間（時刻０）より所定時間（Ｔ１）遅れて中性子検出器１２に検知される単位時間あたりの中性子カウント数を表す。 In FIG. 4, the count number in the neutron detector 12 which CPU51 acquires is illustrated. This count number is an example in which the neutron count number is extracted from the timing at which pulsed neutrons are generated by the neutron source controller 2 out of the neutron count numbers detected by the neutron detector 12. is there. That is, the neutron count number illustrated on the vertical axis in FIG. 2 is synchronized with the neutron irradiation start time (for example, time 0) from the neutron generation source 11 in FIG. 1, and is a predetermined time from the irradiation start time (time 0). (T1) represents the neutron count per unit time detected by the neutron detector 12 with a delay.

上述のように、測定装置１内に誘起される熱中性子成分は測定装置１の構成上殆ど除去される。このため、測定される中性子成分は、図４のように、中性子発生源からの高速中性子成分（Ｌ１）と核分裂性物質からの核分裂中性子成分（Ｌ２）となる。 As described above, the thermal neutron component induced in the measurement apparatus 1 is almost removed due to the configuration of the measurement apparatus 1. Therefore, the measured neutron components are a fast neutron component (L1) from the neutron generation source and a fission neutron component (L2) from the fissile material as shown in FIG.

中性子発生源１１からの高速中性子成分（Ｌ１）は、中性子発生源１１が10E-5秒以下
の極めて短時間にパルス的に高速で動作して高速中性子を発生させたものである。図４のように、高速中性子成分（Ｌ１）は、比較的早い時間に減速され熱中性子に変化するため
急激な減衰を示す。 The fast neutron component (L1) from the neutron generation source 11 is generated by the neutron generation source 11 operating at high speed in a pulsed manner in an extremely short time of 10E-5 seconds or less to generate fast neutrons. As shown in FIG. 4, the fast neutron component (L1) decelerates at a relatively early time and changes to thermal neutrons, and thus shows a rapid decay.

一方、容器６内の核分裂性物質からの核分裂中性子成分は、容器６内での核分裂に起因する。すなわち、中性子発生源１１からパルス的に容器６に照射された高速中性子は、容器６内の放射性固体廃棄物中に浸透し、容器６内の母材によって減速されて熱中性子に変化して放射性固体廃棄物中に存在する。そして、容器６内の熱中性子は核分裂性物質との核分裂反応を誘発して高速中性子（以下、核分裂中性子）を放出しながら減衰する。 On the other hand, the fission neutron component from the fissile material in the container 6 is caused by the fission in the container 6. That is, the fast neutrons pulsed on the container 6 from the neutron generation source 11 penetrate into the radioactive solid waste in the container 6, are decelerated by the base material in the container 6, and change into thermal neutrons to be radioactive. Present in solid waste. The thermal neutrons in the vessel 6 are attenuated while inducing a fission reaction with the fissile material and releasing fast neutrons (hereinafter, fission neutrons).

容器６内の放射性固体廃棄物中に存在する熱中性子量の減衰に応じて核分裂性物質から放出される核分裂中性子量も減衰する。この減衰時間（Ｔ）を消滅時間（Ｔ）と呼ぶ。つまり、核分裂中性子の消滅時間（Ｔ）は、核分裂中性子のカウント数が１／ｅになる時間に相当する。核分裂中性子の消滅時間（Ｔ）は放射性固体廃棄物に含まれる内容物の中性子吸収及び減速特性に依存する。ただし、核分裂中性子の消滅時間（Ｔ）は、高速中性子成分（Ｌ１）の減衰時間より長い。このため、図４のように核分裂中性子成分（Ｌ２）のカウント数は、中性子発生源１１からの高速中性子成分（Ｌ１）と区別可能である。測定装置１は、中性子パルス信号計数器４で計数され、入出力インターフェース５７を通じて取得した中性子のカウント数を核分裂中性子成分（Ｌ２）と、中性子発生源１１からの高速中性子成分（Ｌ１）とに分離する。例えば、測定装置１のＣＰＵ５１は、中性子発生源１１からの高速中性子成分（Ｌ１）が支配的な領域で、高速中性子成分（Ｌ１）の直線を最小自乗法等により、算出すればよい。また、測定装置１のＣＰＵ５１は、核分裂中性子成分（Ｌ２）が支配的な領域で、核分裂中性子成分（Ｌ２）の直線を最小自乗法等により、算出すればよい。 The amount of fission neutrons emitted from the fissile material is also attenuated in accordance with the attenuation of the amount of thermal neutrons present in the radioactive solid waste in the container 6. This decay time (T) is called the extinction time (T). In other words, the fission neutron annihilation time (T) corresponds to the time at which the fission neutron count is 1 / e. The annihilation time (T) of fission neutrons depends on the neutron absorption and moderation characteristics of the contents contained in the radioactive solid waste. However, the annihilation time (T) of fission neutrons is longer than the decay time of the fast neutron component (L1). Therefore, as shown in FIG. 4, the count number of the fission neutron component (L2) can be distinguished from the fast neutron component (L1) from the neutron generation source 11. The measuring device 1 separates the neutron count number counted by the neutron pulse signal counter 4 and acquired through the input / output interface 57 into a fission neutron component (L2) and a fast neutron component (L1) from the neutron generation source 11. To do. For example, the CPU 51 of the measuring apparatus 1 may calculate the straight line of the fast neutron component (L1) by the least square method or the like in the region where the fast neutron component (L1) from the neutron generation source 11 is dominant. The CPU 51 of the measuring apparatus 1 may calculate a straight line of the fission neutron component (L2) by the least square method or the like in a region where the fission neutron component (L2) is dominant.

また、図４のメッシュで例示される中性子総カウント数（Ｓ）は、中性子検出器１２に検知される単位時間あたりの中性子カウント数を積算することで取得できる。中性子総カウント数（Ｓ）は、位置感度差がないので放射性固体廃棄物中の核分裂性物質量に比例する。 Moreover, the neutron total count number (S) illustrated by the mesh of FIG. 4 can be acquired by integrating the neutron count number per unit time detected by the neutron detector 12. The total neutron count (S) is proportional to the amount of fissile material in the radioactive solid waste since there is no positional sensitivity difference.

以上のような手順で、測定装置１のＣＰＵ５１は、核分裂中性子成分（Ｌ２）の消滅時間（Ｔ）とその中性子総カウント数（Ｓ）を算出し、分析して放射性固体廃棄物中の核分裂性物質量を特定する。 With the above procedure, the CPU 51 of the measuring apparatus 1 calculates the annihilation time (T) of the fission neutron component (L2) and its total neutron count (S), analyzes it, and analyzes the fissionability in the radioactive solid waste. Specify the amount of substance.

測定装置１による核分裂性物質量の測定にあたっては、事前の校正試験が行われる。例えば、放射性固体廃棄物中に既知の核分裂性物質を内在させた状態で、測定装置１で得られる図２の消滅時間（Ｔ）、中性子総カウント数（Ｓ）との関係を予め求めておく。校正試験では、容器６内の母材の密度、種類等を変化させて、複数の放射性固体廃棄物について、消滅時間（Ｔ）、中性子総カウント数（Ｓ）との関係を予め求めておく。 In measuring the amount of fissile material by the measuring device 1, a preliminary calibration test is performed. For example, the relationship between the extinction time (T) and the total neutron count (S) in FIG. 2 obtained by the measuring apparatus 1 in a state where a known fissile material is contained in radioactive solid waste is obtained in advance. . In the calibration test, the relationship between the extinction time (T) and the total neutron count (S) is determined in advance for a plurality of radioactive solid wastes by changing the density and type of the base material in the container 6.

次の実施例に例示するように、核分裂中性子の消滅時間（Ｔ）と中性子総カウント数（Ｓ）との関係は、放射性固体廃棄物に含まれる母材の種類、密度等の依存性は少ない。すなわち、核分裂中性子の消滅時間（Ｔ）と中性子総カウント数（Ｓ）との関係は、測定装置１ごとに特有の相関関係ということができる。そこで、事前の校正試験により、母材の種類、密度等の異なる複数の放射性個体廃棄物から測定装置１における、核分裂中性子の消滅時間（Ｔ）と中性子総カウント数（Ｓ）との相関関係を複数の測定点のデータから求める。そして、この相関関係をテーブル等によってデータベース化しておく。または、核分裂中性子の消滅時間（Ｔ）と中性子総カウント数（Ｓ）との関係より相関式を求めておいてもよい。 As illustrated in the following example, the relationship between the annihilation time (T) of fission neutrons and the total neutron count (S) is less dependent on the type and density of the base material contained in the radioactive solid waste. . That is, the relationship between the annihilation time (T) of fission neutrons and the total neutron count (S) can be said to be a unique correlation for each measuring device 1. Therefore, the correlation between the annihilation time (T) of the fission neutrons and the total neutron count (S) in the measuring device 1 from a plurality of radioactive solid wastes having different types and densities of the base material is determined by a prior calibration test. Obtained from data at multiple measurement points. Then, this correlation is made into a database using a table or the like. Alternatively, a correlation equation may be obtained from the relationship between the annihilation time (T) of fission neutrons and the total neutron count (S).

以上のような校正試験により、測定装置１のＣＰＵ５１は、主記憶装置５２、外部記憶装置５３等に上記相関関係を示すデータベース、あるいは、相関式の係数等を記憶する。
その結果、ＣＰＵ５１は、所定範囲の消滅時間（Ｔ）に対応する単位質量当たりの核分裂性物質での中性子総カウント数（Ｓ）を基準値として参照できるようになる。 Through the calibration test as described above, the CPU 51 of the measuring apparatus 1 stores the database indicating the correlation, the coefficient of the correlation equation, or the like in the main storage device 52, the external storage device 53, or the like.
As a result, the CPU 51 can refer to the total number of neutrons (S) in the fissile material per unit mass corresponding to the annihilation time (T) in a predetermined range as a reference value.

図５に、計測制御ＰＣシステム５による容器６内の核分裂性物質量の測定処理の手順を例示する。図４の手順は、例えば、ＣＰＵ５１がコンピュータプログラムにしたがって実行する。この処理では、まず、ＣＰＵ５１が、核分裂性中性子のカウント数を取得する（Ｓ１）。上述のように、ＣＰＵ５１は、中性子発生源制御器２でパルス状の中性子が発生したタイミングから所定時間経過後の中性子のカウント数を取得すればよい。ただし、ＣＰＵ５１は、中性子パルス信号計数機４で検出された中性子のカウント数から、図４に例示した直線Ｌ２の領域の中性子のカウント数を取得してもよい。例えば、ＣＰＵ５１は、中性子カウント数から、直線Ｌ１と、Ｌ２とを求め、２つの直線の交点より右側の領域の中性子カウント数を求めればよい。Ｓ１の処理を実行するＣＰＵ５１が、核分裂中性子の発生数を算出する手段の一例である。 FIG. 5 exemplifies the procedure of the measurement processing of the amount of fissile material in the container 6 by the measurement control PC system 5. The procedure of FIG. 4 is executed by the CPU 51 according to a computer program, for example. In this process, first, the CPU 51 acquires the count number of fissile neutrons (S1). As described above, the CPU 51 may acquire the count of neutrons after a predetermined time has elapsed from the timing at which pulsed neutrons are generated by the neutron generation source controller 2. However, the CPU 51 may acquire the neutron count number in the region of the straight line L2 illustrated in FIG. 4 from the neutron count number detected by the neutron pulse signal counter 4. For example, the CPU 51 may obtain the straight lines L1 and L2 from the neutron count number and obtain the neutron count number in the region on the right side from the intersection of the two straight lines. The CPU 51 that executes the process of S1 is an example of a unit that calculates the number of generations of fission neutrons.

次ぎに、ＣＰＵ５１は、図４に例示した核分裂中性子成分（Ｌ２）から消滅時間Ｔを測定（算出）する（Ｓ２）。Ｓ２の処理を実行するＣＰＵ５１が、消滅時間を算出する手段の一例である。 Next, the CPU 51 measures (calculates) the extinction time T from the fission neutron component (L2) illustrated in FIG. 4 (S2). The CPU 51 that executes the process of S2 is an example of a unit that calculates the disappearance time.

なお、消滅時間Ｔに対する単位質量での核分裂性物質から発生する核分裂中性子の総カウント数（Ｎu）のデータベースまたは相関式が主記憶装置５２、外部記憶装置５３等に
設定されている（ＰＲＥ）。上記データベースまたは相関式を記憶する主記憶装置５２、外部記憶装置５３等が相関関係を記憶する手段の一例である。 Note that a database or correlation formula of the total count number (Nu) of fission neutrons generated from the fissile material at the unit mass with respect to the annihilation time T is set in the main storage device 52, the external storage device 53, etc. (PRE). The main storage device 52, the external storage device 53, and the like that store the database or the correlation equation are examples of means for storing the correlation.

そこで、ＣＰＵ５１は、消滅時間Ｔに対応する測定装置１での単位質量での核分裂性物質から発生する核分裂中性子の総カウント数（Ｎu）を導出する（Ｓ３）。Ｓ３の処理を
実行するＣＰＵ５１が、校正総カウント数を求める手段の一例である。 Therefore, the CPU 51 derives the total count number (Nu) of fission neutrons generated from the fissile material per unit mass in the measuring device 1 corresponding to the extinction time T (S3). The CPU 51 that executes the process of S3 is an example of a means for obtaining a total calibration count.

一方、ＣＰＵ５１は、核分裂中性子総カウント数（Ｎｔ）を測定する（Ｓ４）。核分裂中性子総カウント数（Ｎｔ）は、測定装置１内のハードウェアのカウンタで行ってもよいし、ＣＰＵ５１が取得した核分裂性中性子のカウント数を加算してもよい。例えば、ＣＰＵ５１は、中性子発生源制御器２でパルス状の中性子が発生したタイミング（例えば、時刻０）から所定時間（Ｔ１）経過後、次のパルス波形が発生するまでの時間（ΔＴ）の間のカウント数を加算すればよい。Ｓ４の処理を実行するＣＰＵ５１が総カウント数を算出する手段の一例である。 On the other hand, the CPU 51 measures the total fission neutron count number (Nt) (S4). The fission neutron total count number (Nt) may be obtained by a hardware counter in the measuring apparatus 1 or may be added to the fission neutron count number acquired by the CPU 51. For example, the CPU 51 performs a time (ΔT) until a next pulse waveform is generated after a predetermined time (T1) has elapsed from the timing (for example, time 0) when the pulsed neutron is generated by the neutron generation source controller 2. The count number may be added. This is an example of a means for calculating the total count number by the CPU 51 that executes the process of S4.

そして、ＣＰＵ５１は、核分裂中性子総カウント数（Ｎｔ）を単位質量(1g)での核分裂性物質から発生する核分裂中性子の総カウント数（Ｎu）で割り算する（Ｓ５）。Ｓ５の
処理を実行するＣＰＵ５１が核分裂性物質量を導出する手段の一例である。また、Ｓ５の処理を実行するＣＰＵ５１が除算する手段の一例である。以上の手順で、ＣＰＵ５１は、放射性固体廃棄物内に含まれる核分裂性物質の質量Ｍｆを算出し、例えば、表示装置５６に出力する。 Then, the CPU 51 divides the total number of fission neutrons (Nt) by the total number of fission neutrons (Nu) generated from the fissile material at the unit mass (1 g) (S5). This is an example of means for deriving the amount of fissile material by the CPU 51 that executes the process of S5. Moreover, it is an example of a means which CPU51 which performs the process of S5 divides. With the above procedure, the CPU 51 calculates the mass Mf of the fissile material contained in the radioactive solid waste, and outputs it to the display device 56, for example.

（数１）
放射性固体廃棄物内に含まれる核分裂性物質の質量Ｍｆ＝Ｎｔ／Ｎｕ；
なお、ここでは、計測制御ＰＣシステム５のＣＰＵ５１によって自動的に放射性固体廃棄物内に含まれる核分裂性物質の質量Ｍｆを算出する処理を例示した。しかし、例えば、計測制御ＰＣシステム５が、図４に例示するカウント数を出力するものでもよい。つまり、計測制御ＰＣシステム５は、中性子パルス信号計数器４からの信号を出力する単純な測定器であってもよい。すなわち、図１、図２の構成によって、容器６内の放射性廃棄物から、中性子の検出値が得られた後の手順は、どのような手順でもよい。例えば、図５に例
示した手順の一部を手計算で実行してもよい。 (Equation 1)
Mass of fissile material contained in radioactive solid waste Mf = Nt / Nu;
Here, the process of automatically calculating the mass Mf of the fissile material contained in the radioactive solid waste by the CPU 51 of the measurement control PC system 5 is exemplified. However, for example, the measurement control PC system 5 may output the count number illustrated in FIG. That is, the measurement control PC system 5 may be a simple measuring device that outputs a signal from the neutron pulse signal counter 4. That is, the procedure after the detection value of the neutron is obtained from the radioactive waste in the container 6 by the configuration of FIGS. 1 and 2 may be any procedure. For example, a part of the procedure illustrated in FIG. 5 may be executed manually.

図４、及び図６−８により、測定装置１による実施例を説明する。測定装置１を用いて、放射性固体廃棄物中の核分裂性物質量、図４のＴに例示される消滅時間、及び図４のＳで例示される高速中性子成分の中性子総カウント数の関係を実験的に求めた。その結果、放射性固体廃棄物中の核分裂性物質量、消滅時間、及び中性子総カウント数の間に明確な相関関係があることが判明した。 An example of the measuring apparatus 1 will be described with reference to FIGS. 4 and 6-8. Using the measurement apparatus 1, the relationship between the amount of fissile material in the radioactive solid waste, the annihilation time illustrated by T in FIG. 4, and the total neutron count of the fast neutron components illustrated by S in FIG. Asked for. As a result, it was found that there was a clear correlation between the amount of fissile material in radioactive solid waste, the extinction time, and the total neutron count.

図４の中性子総カウント数（Ｓ）は、放射性固体廃棄物中の核分裂性物質量に比例する。また、図４の消滅時間（Ｔ）は、放射性固体廃棄物に含まれる内容物である物質の中性子吸収及び減速を示す特性値（例えば物質密度等）に依存することが分かった。 The total neutron count (S) in FIG. 4 is proportional to the amount of fissile material in the radioactive solid waste. Moreover, it turned out that the extinction time (T) of FIG. 4 is dependent on the characteristic value (for example, material density etc.) which shows the neutron absorption and deceleration of the substance which is the content contained in radioactive solid waste.

さらに、図６に、種々の放射性固体廃棄物の中性子カウント数の測定装置１での２００リットルドラム缶の内容物に鉄材を用いた場合の実際の測定結果と、中性子輸送計算によって放射性廃棄物に対して高速中性子を照射するシミュレーション結果とを例示する。図６では、横軸は、中性子発生源１１での中性子の発生からの時刻であり、縦軸は、中性子検出器１２で検出される中性子のカウント数である。 Further, FIG. 6 shows the actual measurement results when the iron material is used for the contents of the 200 liter drum in the measuring device 1 for the neutron count number of various radioactive solid wastes, and the radioactive wastes are calculated by the neutron transport calculation. And simulation results of irradiation with fast neutrons. In FIG. 6, the horizontal axis is the time from the generation of neutrons at the neutron generation source 11, and the vertical axis is the neutron count number detected by the neutron detector 12.

シミュレーションで用いた放射性個体廃棄物及び測定装置のモデル構造は、以下の通りである。図１の構造物４として、厚さ２０ｃｍの鉄製反射体（図１の１４Ａ）を設け、さらに鉄製反射体の周囲に、厚さ１０ｃｍのポリエチレン反射体を設けた。また、中性子検出器１２として、検出器６個を直線上に並べた検出器バンクを５個（合計３０個の検出器を含む）設置した。放射性個体廃棄物を挟んで、検出器バンクと向き合う位置に、中性子発生源１１を配置した。 The model structure of the radioactive solid waste and measurement device used in the simulation is as follows. As the structure 4 in FIG. 1, an iron reflector having a thickness of 20 cm (14A in FIG. 1) was provided, and a polyethylene reflector having a thickness of 10 cm was provided around the iron reflector. Moreover, as the neutron detector 12, five detector banks (including 30 detectors in total) in which six detectors are arranged on a straight line are installed. A neutron source 11 was placed at a position facing the detector bank with the radioactive solid waste in between.

容器６として、２００リットルドラム缶に、以下の３種類の母材を充填し、シミュレーションを行った。 As a container 6, a 200-liter drum was filled with the following three types of base materials, and a simulation was performed.

（母材１）ウエス系試験体
２００リットルのドラム缶に、模擬の母材としてウエスを充填密度０．１〜０．６ｇ／立方センチメートルの範囲で充填し、ウラン２３５(U-235)を72ｇセットした条件で、シ
ミュレーションを行った。 (Base material 1) Wes-based test body A 200-liter drum can was filled with waste as a simulated base material in a range of 0.1 to 0.6 g / cubic centimeter, and 72 g of uranium 235 (U-235) was set. The simulation was performed under the conditions.

（母材２）金属系試験体
２００リットルのドラム缶に、模擬の母材として鉄を充填密度0.1〜2.0ｇ／立方センチメートルの範囲で充填し、中心に、ウラン２３５(U-235)を72ｇセットし、ドラム缶の周
囲に、ポリエチレンのモデレータを厚さ２０ｍｍ設定した条件で、シミュレーションを行った。 (Base material 2) Metal-based specimen A 200-liter drum can was filled with iron as a simulated base material in a range of 0.1 to 2.0 g / cubic centimeter, and 72 g of uranium 235 (U-235) was set in the center. The simulation was performed under the condition that a polyethylene moderator was set to a thickness of 20 mm around the drum.

（母材３）コンクリート系試験体
２００リットルのドラム缶に、模擬の母材としてコンクリートを充填密度0.5〜2.2ｇ／立方センチメートルの範囲で充填し、中心に、ウラン２３５(U-235)を72ｇセットし、ド
ラム缶の周囲に、ポリエチレンのモデレータを厚さ２０ｍｍ設定した条件で、シミュレーションを行った。 (Base material 3) Concrete specimen Specimen was filled in a 200-liter drum can as a simulated base material at a filling density of 0.5 to 2.2 g / cubic centimeter, and 72 g of uranium 235 (U-235) was set in the center. The simulation was performed under the condition that a polyethylene moderator was set to a thickness of 20 mm around the drum.

図６のように、中性子カウント数の時間変化について、計測試験結果とシミュレーション結果がよく一致し、シミュレーションで試験結果がよく再現できることが確認できた。 As shown in FIG. 6, it was confirmed that the measurement test result and the simulation result were in good agreement with the time change of the neutron count number, and the test result could be reproduced well by the simulation.

さらに、試験で実施していない領域での物質密度を変化させたシミュレーションによっ
ても、消滅時間と高速中性子成分の中性子総カウント数との相関関係を求めた。その結果、これまで試験的に得られていた消滅時間と高速中性子成分の中性子総カウント数との関係が試験よりも広い範囲の物質の中性子吸収及び減速を示す特性値（例えば、異なる物質の種類と、その物質密度）の領域でも適用できることが確認できた。そのシミュレーション結果を中心に放射性固体廃棄物中の核分裂性物質量の導出法の実施例を説明する。 In addition, the correlation between the annihilation time and the total neutron count of the fast neutron component was also determined by simulations with varying material densities in areas not tested. As a result, a characteristic value indicating the neutron absorption and deceleration of a wider range of materials than the test, for example, the relationship between the annihilation time obtained so far and the total neutron count of fast neutron components (e.g., different material types) It was also confirmed that it can be applied in the area of the material density). An embodiment of a method for deriving the amount of fissile material in radioactive solid waste will be described focusing on the simulation results.

核分裂性物質として、正味72gのＵ-235をドラム缶型放射性固体廃棄物の中心(200ccの
空間に均一に分布)に設置すると共に、廃棄物の内容物として金属（鉄）、ウエス(布等)
及びコンクリート瓦礫等を個々に200リットルドラム缶内に設置し、その内容物の物質密
度を変化させた計算を行った。 As a fissile material, net 72g of U-235 is installed in the center of drum-type radioactive solid waste (uniformly distributed in 200cc space), and the content of waste is metal (iron), waste (cloth, etc.)
And concrete rubble etc. were individually installed in a 200 liter drum, and the calculation was performed by changing the material density of the contents.

図１の高速中性子線源１１の照射条件は１パルス当たり14MeVのエネルギーの高速中性
子10E+6個を100ppsで発生させ100秒間動作させる状態とした。ここで、ppsは、１秒間の
パルス数である。そして、その100秒間に測定される高速中性子成分（図４のＬ２）の消
滅時間（図４のＴ）と中性子総カウント数（図４のＳ）を計算した。図７には、その結果得られた消滅時間と中性子総カウント数の関係を例示する。図７より、金属系(鉄)、ウエス系(布等)系、コンクリート瓦礫等の内容物を含むコンクリート系の場合でも消滅時間と中性子総カウント数の関係はグラフ上ほぼ同一の直線状に分布する結果となることが判明した。すなわち、廃棄物の内容物の種類やその密度に影響されず、消滅時間と中性子総カウント数との間には図７に示すような相関関係があることが分かった。 The irradiation conditions of the fast neutron source 11 in FIG. 1 were such that 10E + 6 fast neutrons with an energy of 14 MeV per pulse were generated at 100 pps and operated for 100 seconds. Here, pps is the number of pulses per second. Then, the extinction time (T in FIG. 4) and the total neutron count (S in FIG. 4) of the fast neutron component (L2 in FIG. 4) measured for 100 seconds were calculated. FIG. 7 illustrates the relationship between the annihilation time and the total neutron count obtained as a result. From Fig. 7, the relationship between the extinction time and the total neutron count is distributed in almost the same straight line on the graph even in the case of concrete systems containing contents such as metal (iron), waste (cloth), concrete rubble, etc. Turned out to be the result. That is, it was found that there is a correlation as shown in FIG. 7 between the annihilation time and the total neutron count regardless of the type of waste content and its density.

この計算シミュレーションでは、核分裂性物質として正味72gのＵ-235を用いており、
中性子総カウント数は核分裂性物質の量に比例する。そのため、図７を核分裂性物質の単位質量当たりにすると、図８の結果となり、消滅時間から核分裂性物質が放射性固体廃棄物中に単位質量(1ｇ)含まれる場合の中性子総カウント数が導き出せる。図８の消滅時間
と単位質量(1ｇ) の核分裂性物質での中性子総カウント数の関係を基準とすることにより、図５に例示した手順で、未知の放射性固体廃棄物中の核分裂性物質量を導くことが可能となることが分かる。 In this calculation simulation, net 72g U-235 is used as fissile material,
The total neutron count is proportional to the amount of fissile material. Therefore, when FIG. 7 is given per unit mass of the fissile material, the result of FIG. 8 is obtained, and the total neutron count when the fissile material is contained in the unit mass (1 g) in the radioactive solid waste can be derived from the extinction time. Based on the relationship between the annihilation time in Fig. 8 and the total count of neutrons in a unit mass (1g) of fissile material, the amount of fissile material in unknown radioactive solid waste is obtained using the procedure illustrated in Fig. 5. It can be seen that

すなわち、測定装置１は、まず、未知の放射性固体廃棄物について消滅時間（Ｔｘ）を測定する。そして、測定装置１は、実際に測定された消滅時間（Ｔｘ）から、その消滅時間（Ｔｘ）に対応する核分裂性物質の単位質量(1ｇ)での中性子総カウント数（Ｎｕ）を
校正試験により求められた相関関係（データベース、相関誌式等）から求める。次に、測定装置１は、実際に測定された中性子総カウント数（Ｎｔ）を測定したその消滅時間に対応する単位質量(1ｇ)当たりの中性子総カウント数（Ｎｕ）で除算すればよい。中性子総
カウント数は核分裂性物質に比例するので、図５に例示した手順通り、測定装置１は、計測した放射性固体廃棄物中に含まれる核分裂性物質量を導出または定量することができる。以上述べたように、測定装置１によれば、母材の種類に依存せず、未知の放射性固体廃棄物に、高速中性子を照射し、核分裂性物質量を測定することができる。 That is, the measuring device 1 first measures the extinction time (Tx) for an unknown radioactive solid waste. Then, the measuring device 1 performs a calibration test to calculate the total neutron count (Nu) in the unit mass (1 g) of the fissile material corresponding to the annihilation time (Tx) from the actually measured annihilation time (Tx). Obtained from the obtained correlation (database, correlation journal, etc.). Next, the measuring device 1 may divide the actually measured total neutron count (Nt) by the total neutron count (Nu) per unit mass (1 g) corresponding to the measured annihilation time. Since the total count of neutrons is proportional to the fissile material, the measuring device 1 can derive or quantify the amount of fissile material contained in the measured radioactive solid waste according to the procedure illustrated in FIG. As described above, according to the measuring apparatus 1, it is possible to measure the amount of fissile material by irradiating an unknown radioactive solid waste with fast neutrons without depending on the type of the base material.

また、図１、２に示すように、測定装置１の外壁となる構造物１４が箱状の高速中性子反射体１４Ａと、高速中性子反射体１４Ａの内壁を被覆する熱中性子吸収材１４Ｂとを有するので、構造物１４の内面空間中の熱中性子を低減できる。その結果、容器６の表面付近と中心軸付近とでの、核分裂性物質量の測定感度の位置依存性が中性子検出器１２として特開２００９−２８１８７８で提案されたものを用いることによって抑制されることに加えて、さらに抑制される。 As shown in FIGS. 1 and 2, the structure 14 serving as the outer wall of the measuring apparatus 1 includes a box-shaped fast neutron reflector 14A and a thermal neutron absorber 14B that covers the inner wall of the fast neutron reflector 14A. Therefore, thermal neutrons in the inner space of the structure 14 can be reduced. As a result, the position dependency of the measurement sensitivity of the amount of fissile material near the surface of the container 6 and the vicinity of the central axis is suppressed by using the neutron detector 12 proposed in Japanese Patent Application Laid-Open No. 2009-281878. In addition, it is further suppressed.

《コンピュータが読み取り可能な記録媒体》
コンピュータその他の機械、装置（以下、コンピュータ等）に上記いずれかの機能を実現させるプログラムをコンピュータ等が読み取り可能な記録媒体に記録することができる
。そして、コンピュータ等に、この記録媒体のプログラムを読み込ませて実行させることにより、その機能を提供させることができる。 <Computer-readable recording medium>
A program for causing a computer or other machine or device (hereinafter, a computer or the like) to realize any of the above functions can be recorded on a recording medium that can be read by the computer or the like. The function can be provided by causing a computer or the like to read and execute the program of the recording medium.

ここで、コンピュータ等が読み取り可能な記録媒体とは、データやプログラム等の情報を電気的、磁気的、光学的、機械的、または化学的作用によって蓄積し、コンピュータ等から読み取ることができる記録媒体をいう。このような記録媒体のうちコンピュータ等から取り外し可能なものとしては、例えばフレキシブルディスク、光磁気ディスク、ＣＤ−ＲＯＭ、ＣＤ−Ｒ／Ｗ、ＤＶＤ、ブルーレイディスク、ＤＡＴ、８ｍｍテープ、フラッシュメモリなどのメモリカード等がある。また、コンピュータ等に固定された記録媒体としてハードディスクやＲＯＭ（リードオンリーメモリ）等がある。 Here, a computer-readable recording medium is a recording medium that stores information such as data and programs by electrical, magnetic, optical, mechanical, or chemical action and can be read from a computer or the like. Say. Examples of such a recording medium that can be removed from a computer or the like include a flexible disk, a magneto-optical disk, a CD-ROM, a CD-R / W, a DVD, a Blu-ray disk, a DAT, an 8 mm tape, a flash memory, and the like. There are cards. In addition, as a recording medium fixed to a computer or the like, there are a hard disk, a ROM (read only memory) and the like.

１想定装置
２中性子発生制御器
３中性子パルス信号増幅器
４中性子パルス信号計数器
５計測制御ＰＣシステム
６容器
１１中性子発生源
１２中性子検出器
１３テーブル
１４構造物
１４Ａ高速中性子反射体
１４Ｂ熱中性子吸収材 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 Assumption apparatus 2 Neutron generation controller 3 Neutron pulse signal amplifier 4 Neutron pulse signal counter 5 Measurement control PC system 6 Container 11 Neutron generation source 12 Neutron detector 13 Table 14 Structure 14A Fast neutron reflector 14B Thermal neutron absorber

本発明の測定方法は、核燃料の計量管理、または原子力施設の解体廃棄物処理時におけるクリアランス検認による核分裂性物質の測定技術に利用される。また、本発明の技術は、アクティブ中性子非破壊測定技術による核分裂性物質の測定装置における核分裂性物質量を導出する計測アルゴリズムに関する。 The measurement method of the present invention is used in the measurement technology of fissile material by measuring clearance of nuclear fuel, or clearance verification at the time of dismantling waste disposal in a nuclear facility. The technology of the present invention also relates to a measurement algorithm for deriving the amount of fissile material in a fissile material measuring device using active neutron nondestructive measurement technology.

Claims

Predetermined time neutrons from fast neutron source, and the step of irradiating the radioactive waste,
Measuring the number of neutrons with a detector disposed outside the radioactive waste;
The amount of fissile material in the radioactive waste based on the generation characteristics of fission neutrons generated by the neutron incident on the radioactive waste from the fast neutron source causing a nuclear reaction with the fissionable material in the radioactive waste possess a step of calculating, the the,
In the calculating step, out of the number of fission neutrons measured after irradiating neutrons from the fast neutron generation source, neutrons incident on the radioactive waste are generated by causing a nuclear reaction with the fissionable material in the radioactive waste. Calculating the number of fission neutrons to be generated,
Calculating the annihilation time of the fission neutron from the time variation of the number of occurrences of the fission neutron,
Calculating a total count of the number of fission neutrons generated;
Deriving the amount of fissile material in radioactive waste from the extinction time and the total count,
The step of deriving the amount of fissile material is based on a calibrated correlation between the annihilation time measured in advance in the measuring apparatus to be used and the total count number per unit mass of the fissile material. Determining a total calibration count per unit mass of fissile material corresponding to the extinction time obtained from the object;
Dividing the total count obtained from the radioactive waste to be measured by the total calibration count, and measuring the amount of fissile material.

A fast neutron source for irradiating radioactive waste with fast neutrons;
A neutron detector;
The amount of fissile material in the radioactive waste is determined based on the generation characteristics of neutrons generated by the neutron incident on the radioactive waste from the fast neutron generation source causing a nuclear reaction with the fissile material in the radioactive waste. A computing unit to calculate,
Means for storing a correlation between the extinction time and the total number of calibrations per unit mass of the fissile material ,
Of the neutrons measured after irradiating neutrons from the fast neutron generation source, the arithmetic unit generates a nuclear fission in which a neutron incident on the radioactive waste causes a nuclear reaction with a fissile material in the radioactive waste Means for calculating the number of neutrons generated,
Means for calculating the annihilation time of the fission neutron from the time variation of the number of occurrences of the fission neutron,
Means for calculating the total number of fission neutrons generated;
Means for deriving the amount of fissile material in the radioactive waste from the extinction time and the total count,
The means for deriving includes
Based on the correlation, a means for obtaining a calibration total count per unit mass of the fissile material corresponding to the extinction time obtained from the radioactive waste to be measured;
And a means for dividing a total count obtained from the radioactive waste to be measured by the total calibration count .

The structure further comprising: a fast neutron reflector surrounding the radioactive waste, the fast neutron generation source, and the neutron detector; and a thermal neutron absorber lined on an inner wall surface of the fast neutron reflector. 2. The measuring apparatus according to 2 .

The fast neutron reflector includes at least one of iron, iron alloy, lead, zirconium alloy, and concrete,
The measurement apparatus according to claim 3 , wherein the thermal neutron absorber includes at least one of cadmium and boron carbide.

Rotating means for rotating the container containing the radioactive waste around the central axis of the container,
The measurement apparatus according to any one of claims 2 to 4 , wherein the container is disposed and rotated between the fast neutron generation source and the neutron detector.

The measurement apparatus according to claim 2 , further comprising a neutron moderator that covers an outer surface of the radioactive waste or surrounds the radioactive waste at a position spaced from the outer surface of the radioactive waste. .