JPH0527044A - 放射性廃棄物固化体の放射能評価方法 - Google Patents
放射性廃棄物固化体の放射能評価方法Info
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- JPH0527044A JPH0527044A JP17953191A JP17953191A JPH0527044A JP H0527044 A JPH0527044 A JP H0527044A JP 17953191 A JP17953191 A JP 17953191A JP 17953191 A JP17953191 A JP 17953191A JP H0527044 A JPH0527044 A JP H0527044A
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Abstract
(57)【要約】
【目的】 放射性廃棄物固化体に含まれる放射性核種毎
の放射能を非破壊測定にて容易に絶対値定量することが
でき、従来に較べて安全性の向上を図ることのできる放
射性廃棄物固化体の放射能評価方法を提供する。 【構成】 模擬ガラス固化体を回転させながらγ線スペ
クトル測定を行い、回転平均計数率を測定する。次に、
模擬ガラス固化体を高さ方向に移動し再び回転平均計数
率を測定する。この高さ方向への移動と回転測定を繰り
返すことにより、計数率の高さ方向の分布を得る。次
に、高さ方向平均の計数率を、線源の単位時間あたりの
γ線発生量とその半径位置でのγ線コリメータから挑む
ことができる面積で除することで、任意半径方向位置に
おける単位面積あたりの検出効率を得る。この後、線源
の半径方向の位置を変え、上記測定および解析を繰り返
し、半径方向の検出効率分布を得、模擬ガラス固化体中
から放出されるγ線に対する単位体積あたりの平均的な
検出効率を求める。
の放射能を非破壊測定にて容易に絶対値定量することが
でき、従来に較べて安全性の向上を図ることのできる放
射性廃棄物固化体の放射能評価方法を提供する。 【構成】 模擬ガラス固化体を回転させながらγ線スペ
クトル測定を行い、回転平均計数率を測定する。次に、
模擬ガラス固化体を高さ方向に移動し再び回転平均計数
率を測定する。この高さ方向への移動と回転測定を繰り
返すことにより、計数率の高さ方向の分布を得る。次
に、高さ方向平均の計数率を、線源の単位時間あたりの
γ線発生量とその半径位置でのγ線コリメータから挑む
ことができる面積で除することで、任意半径方向位置に
おける単位面積あたりの検出効率を得る。この後、線源
の半径方向の位置を変え、上記測定および解析を繰り返
し、半径方向の検出効率分布を得、模擬ガラス固化体中
から放出されるγ線に対する単位体積あたりの平均的な
検出効率を求める。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、放射性廃棄物固化体の
放射能評価方法に係り、特に、原子力発電施設で使用し
た核燃料物質の再処理等において発生する高レベル放射
性ガラス固化体に含まれる放射性核種の放射能を非破壊
測定にて絶対値定量する放射性廃棄物固化体の放射能評
価方法に関する。
放射能評価方法に係り、特に、原子力発電施設で使用し
た核燃料物質の再処理等において発生する高レベル放射
性ガラス固化体に含まれる放射性核種の放射能を非破壊
測定にて絶対値定量する放射性廃棄物固化体の放射能評
価方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】一般に、核燃料サイクル施設等で取り扱
われる放射性廃棄物固化体の放射能を測定、評価するこ
とは、安全評価等の上から重要である。
われる放射性廃棄物固化体の放射能を測定、評価するこ
とは、安全評価等の上から重要である。
【０００３】このような放射性廃棄物固化体の一つとし
て、原子力発電施設で使用した核燃料物質の再処理等に
おいて発生する高レベル放射性ガラス固化体がある。と
ころが、従来このような高レベル放射性ガラス固化体中
の放射性核種の放射能を非破壊測定にて絶対値定量する
技術はなく、ガラス固化する以前に、直接γ線、α線中
性子線等を測定することにより、核種別放射能を定量す
る方法、あるいは、線量率測定器によりガラス固化体の
放射線量率のみを測定する方法等があるだけであった。
なお、濃度既知のＲＩを含む試験用小型ガラス固化体の
試験測定例はある。
て、原子力発電施設で使用した核燃料物質の再処理等に
おいて発生する高レベル放射性ガラス固化体がある。と
ころが、従来このような高レベル放射性ガラス固化体中
の放射性核種の放射能を非破壊測定にて絶対値定量する
技術はなく、ガラス固化する以前に、直接γ線、α線中
性子線等を測定することにより、核種別放射能を定量す
る方法、あるいは、線量率測定器によりガラス固化体の
放射線量率のみを測定する方法等があるだけであった。
なお、濃度既知のＲＩを含む試験用小型ガラス固化体の
試験測定例はある。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】上述したように、従来
は、ガラス固化する以前においては、直接γ線、α線、
中性子線等を測定し核種別放射能を定量することができ
るものの、一旦ガラス固化された高放射性廃棄物の核種
別放射能を定量するためには、再び破壊して放射能を分
析測定しなければならず、作業能率、作業員の被曝管理
等の点から実際上行うことはできない。
は、ガラス固化する以前においては、直接γ線、α線、
中性子線等を測定し核種別放射能を定量することができ
るものの、一旦ガラス固化された高放射性廃棄物の核種
別放射能を定量するためには、再び破壊して放射能を分
析測定しなければならず、作業能率、作業員の被曝管理
等の点から実際上行うことはできない。
【０００５】また、上述したような放射線量率の測定で
は、放射性核種の絶対値定量はできない。このため、放
射性廃棄物の処分においては、処分後の安全評価上、放
射性核種毎の放射能あるいは放射能濃度を把握すること
が好ましいが、このような評価は従来行われていなかっ
た。
は、放射性核種の絶対値定量はできない。このため、放
射性廃棄物の処分においては、処分後の安全評価上、放
射性核種毎の放射能あるいは放射能濃度を把握すること
が好ましいが、このような評価は従来行われていなかっ
た。
【０００６】本発明は、かかる従来の事情に対処してな
されたもので、放射性廃棄物固化体に含まれる放射性核
種毎の放射能を非破壊測定にて容易に絶対値定量するこ
とができ、従来に較べて安全性の向上を図ることのでき
る放射性廃棄物固化体の放射能評価方法を提供しようと
するものである。
されたもので、放射性廃棄物固化体に含まれる放射性核
種毎の放射能を非破壊測定にて容易に絶対値定量するこ
とができ、従来に較べて安全性の向上を図ることのでき
る放射性廃棄物固化体の放射能評価方法を提供しようと
するものである。
【０００７】
【課題を解決するための手段】すなわち本発明は、内部
に放射能濃度既知のＲＩ線源を配置可能に構成され、か
つ、このＲＩ線源の位置を複数の箇所に移動可能に構成
された放射能校正用模擬供試体を回転させつつ放出γ線
の計測を行い、放射性核種に対するγ線の検出効率を求
める工程を、前記放射能校正用模擬供試体内の前記ＲＩ
線源の位置を変えながら繰り返し行って検出効率分布を
求め、この検出効率分布から単位体積あたりの平均的な
放射能検出効率を導出し、この後、評価対象の放射性廃
棄物固化体のγ線の計測を行い、この計測結果を前記単
位体積あたりの平均的な放射能検出効率によって補正す
ることを特徴とする。
に放射能濃度既知のＲＩ線源を配置可能に構成され、か
つ、このＲＩ線源の位置を複数の箇所に移動可能に構成
された放射能校正用模擬供試体を回転させつつ放出γ線
の計測を行い、放射性核種に対するγ線の検出効率を求
める工程を、前記放射能校正用模擬供試体内の前記ＲＩ
線源の位置を変えながら繰り返し行って検出効率分布を
求め、この検出効率分布から単位体積あたりの平均的な
放射能検出効率を導出し、この後、評価対象の放射性廃
棄物固化体のγ線の計測を行い、この計測結果を前記単
位体積あたりの平均的な放射能検出効率によって補正す
ることを特徴とする。
【０００８】
【作用】上記構成の本発明の放射性廃棄物固化体の放射
能評価方法では、内部に放射能濃度既知のＲＩ線源を配
置可能に構成され、かつ、このＲＩ線源の位置を複数の
箇所に移動可能に構成された放射能校正用模擬供試体を
用いる。すなわち、例えばガラス固化体状の放射線源か
ら放出されるγ線の検出効率を３次元的に測定できるよ
うな放射能校正用模擬線源として、Ｃｓ−１３７やＣｏ
−６０等のＲＩ線源を分布配置できる模擬ガラス固化体
を用い、高レベル放射性ガラス固化体の放射能測定と同
一測定条件にて、ＲＩ線源の配置を変えて模擬ガラス固
化体からの放射能測定を繰り返すことにより、ガラス固
化体の単位体積あたりの平均的な放射能の検出効率を求
める。
能評価方法では、内部に放射能濃度既知のＲＩ線源を配
置可能に構成され、かつ、このＲＩ線源の位置を複数の
箇所に移動可能に構成された放射能校正用模擬供試体を
用いる。すなわち、例えばガラス固化体状の放射線源か
ら放出されるγ線の検出効率を３次元的に測定できるよ
うな放射能校正用模擬線源として、Ｃｓ−１３７やＣｏ
−６０等のＲＩ線源を分布配置できる模擬ガラス固化体
を用い、高レベル放射性ガラス固化体の放射能測定と同
一測定条件にて、ＲＩ線源の配置を変えて模擬ガラス固
化体からの放射能測定を繰り返すことにより、ガラス固
化体の単位体積あたりの平均的な放射能の検出効率を求
める。
【０００９】つまり、例えば、まず校正用模擬ガラス固
化体の任意の半径方向位置に、ＲＩ線源を配置し、高さ
方向の測定位置を固定した状態でその位置での検出効率
測定をＲＩ線源の半径方向位置を変えて繰り返すことに
より、半径方向の検出効率分布を求める。次に、この半
径方向検出効率分布の測定を高さ方向の測定位置を、細
かく変えて繰り返し測定することで高さ方向の検出効率
分布を得ることができ、結果としてガラス固化体の立体
角的な検出効率分布を求め、全体を平均することによ
り、検出効率の分布を考慮した単位体積あたりの平均的
な検出効率が得られる。
化体の任意の半径方向位置に、ＲＩ線源を配置し、高さ
方向の測定位置を固定した状態でその位置での検出効率
測定をＲＩ線源の半径方向位置を変えて繰り返すことに
より、半径方向の検出効率分布を求める。次に、この半
径方向検出効率分布の測定を高さ方向の測定位置を、細
かく変えて繰り返し測定することで高さ方向の検出効率
分布を得ることができ、結果としてガラス固化体の立体
角的な検出効率分布を求め、全体を平均することによ
り、検出効率の分布を考慮した単位体積あたりの平均的
な検出効率が得られる。
【００１０】そして、この検出効率と評価対象核種のγ
線の放出率を用いて、高レベル放射性ガラス固化体の外
部からのγ線スペクトル測定による計数値を補正するこ
とにより、高レベル放射性ガラス固化体全体に含まれる
放射性核種の放射能を定量する。
線の放出率を用いて、高レベル放射性ガラス固化体の外
部からのγ線スペクトル測定による計数値を補正するこ
とにより、高レベル放射性ガラス固化体全体に含まれる
放射性核種の放射能を定量する。
【００１１】この方法を用いれば、例えば大型であって
製作及び取扱いが難しい高レベル放射性固化体と同一形
状の校正用ガラス固化体を用いることなく、放射能測定
の校正を行うことができ、かつ、平均的な検出効率を求
めておくので、高レベル放射性ガラス固化体の測定は、
任意箇所の外部からのγ線スペクトル測定を行うだけで
よい。
製作及び取扱いが難しい高レベル放射性固化体と同一形
状の校正用ガラス固化体を用いることなく、放射能測定
の校正を行うことができ、かつ、平均的な検出効率を求
めておくので、高レベル放射性ガラス固化体の測定は、
任意箇所の外部からのγ線スペクトル測定を行うだけで
よい。
【００１２】
【実施例】以下、本発明の放射性廃棄物固化体の放射能
評価方法の詳細を図面を参照して実施例について説明す
る。
評価方法の詳細を図面を参照して実施例について説明す
る。
【００１３】図１は、本発明の一実施例における放射能
測定システムの構成を示すもので、図において１は、高
レベル放射性ガラス固化体を示している。この高レベル
放射性ガラス固化体１は、上下動および回動自在に構成
されたガラス固化体駆動装置２上に載置され、この高レ
ベル放射性ガラス固化体１から放出されるγ線は、放射
線遮蔽壁３を貫通するように設置されたγ線コリメータ
４を介して放射線検出器５で計数するよう構成されてい
る。
測定システムの構成を示すもので、図において１は、高
レベル放射性ガラス固化体を示している。この高レベル
放射性ガラス固化体１は、上下動および回動自在に構成
されたガラス固化体駆動装置２上に載置され、この高レ
ベル放射性ガラス固化体１から放出されるγ線は、放射
線遮蔽壁３を貫通するように設置されたγ線コリメータ
４を介して放射線検出器５で計数するよう構成されてい
る。
【００１４】一方、図２において、６はＲＩ線源を装荷
した絶対値校正用の模擬ガラス固化体を示している。こ
の模擬ガラス固化体６は、評価対象である高レベル放射
性ガラス固化体１と同様な材質によってほぼ同径の円柱
状に構成されているが、高さ方向の長さは、高レベル放
射性ガラス固化体１に較べて短く、小型に構成されてい
る。また、この模擬ガラス固化体６の内部には、所望の
ＲＩ線源を装荷可能に構成されており、かつ、このＲＩ
線源を径方向の複数の異なる位置に配置することができ
るよう構成されている。なお、本実施例では、後述する
図５にも示すように、模擬ガラス固化体６の中心から、
径方向外周までの11か所にＲＩ線源を配置することがで
きるよう構成されている。
した絶対値校正用の模擬ガラス固化体を示している。こ
の模擬ガラス固化体６は、評価対象である高レベル放射
性ガラス固化体１と同様な材質によってほぼ同径の円柱
状に構成されているが、高さ方向の長さは、高レベル放
射性ガラス固化体１に較べて短く、小型に構成されてい
る。また、この模擬ガラス固化体６の内部には、所望の
ＲＩ線源を装荷可能に構成されており、かつ、このＲＩ
線源を径方向の複数の異なる位置に配置することができ
るよう構成されている。なお、本実施例では、後述する
図５にも示すように、模擬ガラス固化体６の中心から、
径方向外周までの11か所にＲＩ線源を配置することがで
きるよう構成されている。
【００１５】本実施例では、高レベル放射性ガラス固化
体１の放射能測定に先立ち、まず、ガラス固化体駆動装
置２上に模擬ガラス固化体６を載置し、この模擬ガラス
固化体６を回転させながら、放射線検出器５で放射線の
計測を実施する。
体１の放射能測定に先立ち、まず、ガラス固化体駆動装
置２上に模擬ガラス固化体６を載置し、この模擬ガラス
固化体６を回転させながら、放射線検出器５で放射線の
計測を実施する。
【００１６】図３は、本実施例における放射能測定評価
の手順を示すもので、例えば、高レベル放射性ガラス固
化体中のＣｓ−１３７の放射能を評価する場合、以下の
手順にて評価を行う。
の手順を示すもので、例えば、高レベル放射性ガラス固
化体中のＣｓ−１３７の放射能を評価する場合、以下の
手順にて評価を行う。
【００１７】すなわち、高レベル放射性ガラス固化体１
の放射能測定に先立ち、まず濃度既知のＣｓ−１３７線
源を任意の半径方向位置に装荷した模擬ガラス固化体６
のγ線スペクトル測定を行う（１００）。
の放射能測定に先立ち、まず濃度既知のＣｓ−１３７線
源を任意の半径方向位置に装荷した模擬ガラス固化体６
のγ線スペクトル測定を行う（１００）。
【００１８】この測定としては、まず、模擬ガラス固化
体６をガラス固化体駆動装置２上に載置し、ある高さ位
置に設定した状態で、模擬ガラス固化体６を回転させな
がら放射線検出器５でγ線スペクトル測定を行うことに
より、ある高さ位置における回転平均計数率を測定する
（１０１）。
体６をガラス固化体駆動装置２上に載置し、ある高さ位
置に設定した状態で、模擬ガラス固化体６を回転させな
がら放射線検出器５でγ線スペクトル測定を行うことに
より、ある高さ位置における回転平均計数率を測定する
（１０１）。
【００１９】次に、模擬ガラス固化体６を高さ方向に若
干移動し（１０２）、再び回転平均計数率を測定する
（１０１）。
干移動し（１０２）、再び回転平均計数率を測定する
（１０１）。
【００２０】この高さ方向への移動と回転測定を繰り返
すことにより、図４に示すような任意半径方向位置にお
ける計数率の高さ方向の分布を得る（１０３）。なお、
図４のグラフは、γ線コリメータの中心を基準にした高
さ方向位置に対し、その高さ方向位置での計数率をプロ
ットしたものである。
すことにより、図４に示すような任意半径方向位置にお
ける計数率の高さ方向の分布を得る（１０３）。なお、
図４のグラフは、γ線コリメータの中心を基準にした高
さ方向位置に対し、その高さ方向位置での計数率をプロ
ットしたものである。
【００２１】次に、図４の斜線部分の面積より高さ方向
平均の計数率を求め、その高さ方向平均の計数率を、Ｃ
ｓ−１３７線源の単位時間あたりのγ線発生量とその半
径位置でのγ線コリメータから挑むことができる面積で
除することで、任意半径方向位置における単位面積あた
りの検出効率Ｅｈを得る（１０４）。
平均の計数率を求め、その高さ方向平均の計数率を、Ｃ
ｓ−１３７線源の単位時間あたりのγ線発生量とその半
径位置でのγ線コリメータから挑むことができる面積で
除することで、任意半径方向位置における単位面積あた
りの検出効率Ｅｈを得る（１０４）。
【００２２】この後、Ｃｓ−１３７線源の半径方向の位
置を変え（１０５）、上記１０１から１０４の測定およ
び解析を繰り返し、図５に示すような半径方向の検出効
率分布を得る（１０６）。
置を変え（１０５）、上記１０１から１０４の測定およ
び解析を繰り返し、図５に示すような半径方向の検出効
率分布を得る（１０６）。
【００２３】図５のグラフは、模擬ガラス固化体６の円
中心空の半径方向距離に対して、各半径方向距離におけ
る検出効率Ｅｈに、円周方向の体積の重みを乗じた値を
プロットしたものである。そして、次にこの斜線部の面
積から、模擬ガラス固化体６中のＣｓ−１３７から放出
されるγ線に対する単位体積あたりの平均的な検出効率
Ｅを求める（１０７）。
中心空の半径方向距離に対して、各半径方向距離におけ
る検出効率Ｅｈに、円周方向の体積の重みを乗じた値を
プロットしたものである。そして、次にこの斜線部の面
積から、模擬ガラス固化体６中のＣｓ−１３７から放出
されるγ線に対する単位体積あたりの平均的な検出効率
Ｅを求める（１０７）。
【００２４】次に、図１に示したように、高レベル放射
性ガラス固化体１のγ線スペクトル測定を実施する（２
００）。
性ガラス固化体１のγ線スペクトル測定を実施する（２
００）。
【００２５】すなわち、まず、高さ方向の任意静止位置
での高レベル放射性ガラス固化体１のγ線スペクトル測
定により、Ｃｓ−１３７から放出される662KeV のエネ
ルギーを持つγ線のガラス固化体単位体積あたりの計数
率Ｃを測定する（２０１）。そして、ガラス固化体中の
放射能は均質に分布していると仮定し（２０２）、この
計数率Ｃを、Ｃｓ−１３７の662 KeV のγ線放出率Ｂで
除し（２０３）、さらに上述した模擬ガラス固化体６の
測定から得た検出効率Ｅで除することにより、高レベル
放射性ガラス固化体中１の単位体積中に含まれるＣｓ−
１３７の放射能Ａｖを得る（２０４）。
での高レベル放射性ガラス固化体１のγ線スペクトル測
定により、Ｃｓ−１３７から放出される662KeV のエネ
ルギーを持つγ線のガラス固化体単位体積あたりの計数
率Ｃを測定する（２０１）。そして、ガラス固化体中の
放射能は均質に分布していると仮定し（２０２）、この
計数率Ｃを、Ｃｓ−１３７の662 KeV のγ線放出率Ｂで
除し（２０３）、さらに上述した模擬ガラス固化体６の
測定から得た検出効率Ｅで除することにより、高レベル
放射性ガラス固化体中１の単位体積中に含まれるＣｓ−
１３７の放射能Ａｖを得る（２０４）。
【００２６】そして、このようにして求めた放射能Ａｖ
に、ガラス固化体の体積Ｖを乗ずることにより（２０
５）、高レベル放射性ガラス固化体１中のＣｓ−１３７
の全放射能を求める（２０６）。
に、ガラス固化体の体積Ｖを乗ずることにより（２０
５）、高レベル放射性ガラス固化体１中のＣｓ−１３７
の全放射能を求める（２０６）。
【００２７】このようにして、本実施例では、簡易な校
正用の模擬ガラス固化体６を用いることにより、簡単な
校正作業で放射能評価を行うことができる。なお、他の
核種についても、上述したＣｓ−１３７の場合と同様に
放射能評価を行うことができる。
正用の模擬ガラス固化体６を用いることにより、簡単な
校正作業で放射能評価を行うことができる。なお、他の
核種についても、上述したＣｓ−１３７の場合と同様に
放射能評価を行うことができる。
【００２８】次に、高レベル放射性ガラス固化体１中に
含まれる任意の放射性核種の放射能評価を行う場合につ
いて、図６を参照して説明する。
含まれる任意の放射性核種の放射能評価を行う場合につ
いて、図６を参照して説明する。
【００２９】まず、濃度既知のエネルギーεのγ線を放
出するＲＩ線源を装荷した模擬ガラス固化体６のγ線ス
ペクトル測定（３００）では、前述した手順によって測
定を行い、エネルギーεのγ線に対するガラス固化体の
単位体積あたりの平均的な検出効率Ｅ（ε）を求める
（３０１）。
出するＲＩ線源を装荷した模擬ガラス固化体６のγ線ス
ペクトル測定（３００）では、前述した手順によって測
定を行い、エネルギーεのγ線に対するガラス固化体の
単位体積あたりの平均的な検出効率Ｅ（ε）を求める
（３０１）。
【００３０】次に、エネルギーεの異なるＲＩ線源に変
更して（３０２）、同様に検出効率Ｅ（ε）をめる（３
０２）。このような工程を複数回繰り返して行い、得ら
れた複数のＥ（ε）より、検出効率関数ｆ（ε）を得る
（３０３）。
更して（３０２）、同様に検出効率Ｅ（ε）をめる（３
０２）。このような工程を複数回繰り返して行い、得ら
れた複数のＥ（ε）より、検出効率関数ｆ（ε）を得る
（３０３）。
【００３１】一方、高レベル放射性ガラス固化体１のγ
線スペクトル測定（４００）においては、まず、γ線ス
ペクトル測定によって任意核種の計数率Ｃ（ε）を求め
（４０１）、その核種のγ線エネルギーに対応する検出
効率を検出効率関数ｆ（ε）から導出して、前述した実
施例の場合と同様にして、高レベル放射性ガラス固化体
中１に含まれる任意核種の単位体積あたりの放射能Ａｖ
（ε）を求める（４０２）。
線スペクトル測定（４００）においては、まず、γ線ス
ペクトル測定によって任意核種の計数率Ｃ（ε）を求め
（４０１）、その核種のγ線エネルギーに対応する検出
効率を検出効率関数ｆ（ε）から導出して、前述した実
施例の場合と同様にして、高レベル放射性ガラス固化体
中１に含まれる任意核種の単位体積あたりの放射能Ａｖ
（ε）を求める（４０２）。
【００３２】そして、ガラス固化体の体積から、任意核
種の放射能Ａ（ε）を求める（４０３）。
種の放射能Ａ（ε）を求める（４０３）。
【００３３】この実施例では、検出効率を関数化するた
め、高レベル放射性廃棄物を取り扱う施設のような、構
造及び管理体制上作業性が比較的劣る施設以外で、検出
効率の測定作業を行うことができる。このため、作業性
が向上し、放射能評価作業の効率が向上する。
め、高レベル放射性廃棄物を取り扱う施設のような、構
造及び管理体制上作業性が比較的劣る施設以外で、検出
効率の測定作業を行うことができる。このため、作業性
が向上し、放射能評価作業の効率が向上する。
【００３４】次に、図７および図８を参照して他の実施
例について説明する。
例について説明する。
【００３５】図７は、高レベル放射性ガラス固化体１の
スキャン測定範囲を示すもので、この実施例では、高レ
ベル放射性ガラス固化体１の高さ方向のスキャン範囲
は、高レベル放射性ガラス固化体１の高さより長い範囲
に設定する。このため、例えばＣｓ−１３７の662 KeV
のγ線の計数は同図の斜線部分３０のようになる。
スキャン測定範囲を示すもので、この実施例では、高レ
ベル放射性ガラス固化体１の高さ方向のスキャン範囲
は、高レベル放射性ガラス固化体１の高さより長い範囲
に設定する。このため、例えばＣｓ−１３７の662 KeV
のγ線の計数は同図の斜線部分３０のようになる。
【００３６】本実施例では、図８に示すように、高レベ
ル放射性ガラス固化体１のγ線スペクトル測定において
（５００）、まず、スキャン範囲内の平均計数率Ｃave
を、上記斜線部分３０の面積をスキャン時間Ｔで除した
値として求め（５０１）、このＣave ３０を、Ｃｓ−１
３７に対する単位体積あたりの検出効率Ｅで除し（５０
２）、Ｃｓ−１３７のγ線放出率Ｂで除することにより
（５０３）、高レベル放射性ガラス固化体の単位体積あ
たりに含まれるＣｓ−１３７の放射能Ａｖを求める（５
０４）。
ル放射性ガラス固化体１のγ線スペクトル測定において
（５００）、まず、スキャン範囲内の平均計数率Ｃave
を、上記斜線部分３０の面積をスキャン時間Ｔで除した
値として求め（５０１）、このＣave ３０を、Ｃｓ−１
３７に対する単位体積あたりの検出効率Ｅで除し（５０
２）、Ｃｓ−１３７のγ線放出率Ｂで除することにより
（５０３）、高レベル放射性ガラス固化体の単位体積あ
たりに含まれるＣｓ−１３７の放射能Ａｖを求める（５
０４）。
【００３７】そして、この単位体積あたりの放射能Ａｖ
にスキャン体積Ｖsca を乗ずることにより（５０５）、
高レベル放射性ガラス固化体中のＣｓ−１３７の放射能
Ａを求める（５０６）。
にスキャン体積Ｖsca を乗ずることにより（５０５）、
高レベル放射性ガラス固化体中のＣｓ−１３７の放射能
Ａを求める（５０６）。
【００３８】本実施例によれば、高レベル放射性ガラス
固化体１の体積が不明な場合でも、放射能の絶対値定量
を行うことができる。
固化体１の体積が不明な場合でも、放射能の絶対値定量
を行うことができる。
【００３９】
【発明の効果】以上説明したように、本発明によれば、
放射性廃棄物固化体に含まれる放射性核種毎の放射能を
非破壊測定にて容易に絶対値定量することができ、従来
に較べて安全性の向上を図ることができる。
放射性廃棄物固化体に含まれる放射性核種毎の放射能を
非破壊測定にて容易に絶対値定量することができ、従来
に較べて安全性の向上を図ることができる。
【図１】本発明の一実施例における測定システムの構成
を示す図。
を示す図。
【図２】本発明の一実施例における測定システムの構成
を示す図。
を示す図。
【図３】本発明の一実施例における放射能測定評価手順
を示す図。
を示す図。
【図４】本発明の一実施例の放射能校正における計数率
分布を示す図。
分布を示す図。
【図５】本発明の一実施例の放射能校正における検出効
率分布を示す図。
率分布を示す図。
【図６】他の実施例における放射能測定評価手順を示す
図。
図。
【図７】他の実施例におけるスキャン範囲を説明するた
めの図。
めの図。
【図８】他の実施例における放射能測定評価手順を示す
図。
図。
１ 高レベル放射性ガラス固化体 ２ ガラス固化体駆動装置 ３ 放射線遮蔽壁 ４ γ線コリメータ ５ 放射線検出器 ６ 校正用の模擬ガラス固化体
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 【請求項１】 内部に放射能濃度既知のＲＩ線源を配置
可能に構成され、かつ、このＲＩ線源の位置を複数の箇
所に移動可能に構成された放射能校正用模擬供試体を回
転させつつ放出γ線の計測を行い、放射性核種に対する
γ線の検出効率を求める工程を、前記放射能校正用模擬
供試体内の前記ＲＩ線源の位置を変えながら繰り返し行
って検出効率分布を求め、この検出効率分布から単位体
積あたりの平均的な放射能検出効率を導出し、 この後、評価対象の放射性廃棄物固化体のγ線の計測を
行い、この計測結果を前記単位体積あたりの平均的な放
射能検出効率によって補正することを特徴とする放射性
廃棄物固化体の放射能評価方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP17953191A JP2635860B2 (ja) | 1991-07-19 | 1991-07-19 | 放射性廃棄物固化体の放射能評価方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP17953191A JP2635860B2 (ja) | 1991-07-19 | 1991-07-19 | 放射性廃棄物固化体の放射能評価方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0527044A true JPH0527044A (ja) | 1993-02-05 |
| JP2635860B2 JP2635860B2 (ja) | 1997-07-30 |
Family
ID=16067387
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP17953191A Expired - Fee Related JP2635860B2 (ja) | 1991-07-19 | 1991-07-19 | 放射性廃棄物固化体の放射能評価方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2635860B2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007093471A (ja) * | 2005-09-29 | 2007-04-12 | Japan Atomic Energy Agency | ガンマ線源を利用した可視化装置 |
| JP5337288B1 (ja) * | 2012-09-25 | 2013-11-06 | 有限会社品川通信計装サービス | 食品についての放射能測定時放射能測定器測定精度確保確認取得方法および食品についての放射能測定時放射能測定器測定精度確保確認取得装置 |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR102025555B1 (ko) * | 2018-04-19 | 2019-09-26 | 포항공과대학교 산학협력단 | 방사성폐기물 고화체 균질도 검사방법 및 이의 장치 |
-
1991
- 1991-07-19 JP JP17953191A patent/JP2635860B2/ja not_active Expired - Fee Related
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| JP4568818B2 (ja) * | 2005-09-29 | 2010-10-27 | 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 | ガンマ線源を利用した可視化装置 |
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| JP2014066535A (ja) * | 2012-09-25 | 2014-04-17 | Sinagawa Tsushin Keisou Service Ltd | 食品についての放射能測定時放射能測定器測定精度確保確認取得方法および食品についての放射能測定時放射能測定器測定精度確保確認取得装置 |
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| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2635860B2 (ja) | 1997-07-30 |
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