JPS607379A - 廃棄物中の単位体積当り及び単位質量当り放射能の測定とプルトニウム質量の算定とを行なうための方法及びデバイス - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は放射能を測定して廃棄物中に８まｔ’Ｌるプル
トニウムのＪｔｉｔ’ｅ算出する方法及びこの方法を実
施するためのデバイスに係る。

本発明は特に単位容積当り放射能（ａｃｔｉｖｉｔｓｖ
ｏｌｕｍｉｃ　）及び単位ａｍ当り放射能（ａｃｔｉｖ
ｉｔｓｍａｓａｉｑｕｅ　）の測定と、容器中の放射性
廃棄物に含ま扛るプルトニウム質量の算出とに１吏用さ
れる。

以下の説明文中括弧内に記されている診照甫号は添付の
リストに記載の診考文献を示す。

例えば原子炉で放射線照射さｎた燃料の１５）処理工場
から排出されるようなプルトニウムで汚染された工業廃
棄物は通常１００又は２００を入りの金属製ドラム缶に
封入さｎる。時にはかさばる廃棄物を封入すべく大型コ
ンテナも使用される。この大型コンテナ（１，７Ｘ　１
．７　Ｘ　１．７　ｍ戸言圧縮し得ない工業廃棄物、特
に解体作業の結果生じる廃棄物の封入容器として現在普
及される傾向にある。

汚染廃棄物のコンテナ又はドラム缶はその単位容積当り
又は単位質量当り放射能が特定の限界値エフ小さくない
と貯蔵所に最終的に貯蔵するか又は保官することができ
ない。実際には、これら廃棄物入りドラム缶又はコンテ
ナ？最終的に貯蔵する場合と保管する場合との貯蔵場所
レベルでの許容限界値？決定すべく現在２ｄの概念が使
用されている。これらの概念とは、廃棄ｑｆｉＪｆｔ当
シのキュリー数（Ｃ１／Ｔ′ｋ）で表わされる単位買量
当ｐ放射能又は単位容ＩＡ当り放射能である。この場合
の単位容積当９放射能はエゴ当りのキュリー数（Ｃ３Ｉ
ｍ”’）で表わされるのではなく、最大許容濃度（Ｃ＋
Ｖｉ　Ａ　）　ｆｉ　（ｎｏｍｂｒｏ　ｄｏ　ｃｏｎｃ
ｅｎｔｒａｔｉｏｎｓ　ｍａｘｉｍａｌｅｓａｄｍｉｓ
ｓｌｂｌｅｓ　）で示されることになっている。このＣ
ＭＡ数はＣｉ／ｍ　で表わされる単位容積当り放射能ｔ
やは５Ｃ１／ｍ　で表わさ扛るＣＭＡの値で割ることに
よｐ得ら扛る。ＣＭＡの値とは放射Ｆでの作業により１
週間に１６８時間の割片で継続的に照射されるヒトにつ
いて、溶解し得る形態の化合物と水とに関し決定された
値のことであるｆｌｌ。

単位容積当シ放射能ｔこのように表わすことにした理由
は、この独の貯蔵所について考えられる危険が廃棄物の
浸出現象によって生じる水（小川。

自由地ド水）の汚染であるという事実から明らかであろ
う。通常この水の汚染の危険鍵はＣＭＡ数で表わされる
単位容積当り放射能の親念に柄づいて評価される。

例えばフランスでは現在のところ、放射面十誠期が５０
年を越えるα放出体たる放射性核砿でｒυ染されｆｃ廃
果物を最終的に貯蔵する楊仕の許容限界’ｉ２．１０’
ｃＩＶＩＡと決めている。しかし乍ら近い将来には例え
ば米国で採用されているように、Ｃ１／Ｔ　で示される
単位貞童当り放射能？もって貯蔵の許容限界を表わすこ
とも検討されている。

前出のプルトニウムで汚染された廃棄物の場合、放射能
半減期が５０年を越えるα放出体たる放射性核種は質量
数２３８，２３９，２４０，２４２のプルトニウム同位
体及び買賛数２４１のアメリシウム同位体である。この
アメリシウム同位体はＸ：ｔ２４１のプルトニウム同位
体の娘核種である（質量数２４１のプルトニウム同位体
自体は半減期が５０年未満であるため通常は除外視され
る）。

廃棄物を貯蔵所で受け入れるか否かを決定するには廃棄
物が入ったドラム缶又はコンテナの単位賀鍵当り又は単
位容撰当り放射能を測定する疋けで十分であるとしても
、通常は前記ドラム缶又はコンテナのプルトニウム質量
′（Ｉ−Ｎ１・算する必要がやはｐ６る。これは安全性
の上からプルトニウム収支全十分に管理して、放射能が
多すぎるために通常の貯蔵所では受け入れ得ない廃棄物
の専用貯蔵所が臨界状態に陥いる危険（ｒｉｓｑｕｅ　
ｄｅ　ｃｒｉｔｉｃｉｔｅ　）？ｒ：：Ｊ！出するため
でおる。

従って汚染廃棄物？生み出す者は当該国の現行規定に従
いプルトニウムで汚染さ２’した工業廃棄物のドラム缶
又はコンテナにおけるＣ　ＩＶＩ　Ａ数で示される単位
容檀当シ放射能又は（Ｊ／Ｔ　で示される単位實菫当シ
放射能欠測定し且つこれに対応するプルトニウム質量を
推算しなければならない。

この２重の義務？遂行するに当ってはＦ記の如き種々の
公知方法及び公知デバイスが使用さ扛ている。次の説明
からこれら先行技術の欠点と本発明の利点とが明らかに
きれよう。

υ　ｒｌを赦装置 この槙の装置は極めて古くから任在し現在でも使用さｎ
てお９、プルトニウム２３９かし放出さ扛る通常は３８
０　Ｋｅｖのγ線によりプルトニウム２３９を検出する
よう構成されている。このｒ標は現在に至るまでドラム
缶内の廃棄物に通過するに十分なエネルギーを有し且つ
測定器に到達を与える程過剰には吸収さｎない放射線で
必スと見なさｎ”’Ｃさた。検出ｔできるだけ光全に行
うべく、ドラム缶は約１０回転／分で回転する可動プレ
ート上に配置する。ドラム缶が回転している量測定６　
（ＮａＩ　７ンチレータ〕はドラム缶から一定の距離ｔ
おき約１０分間でその高さ全長に亘シ垂直方向へ移動す
る。

この樵の装置が考粟された当時、プルトニウムは極めて
僅かしか照射式ｎていない燃料に由来するものでめった
ため大質的に同位体２３９のみでｇ成ざｎていると考え
らＣていた。従って扁業物哲理の唯一の規準はプルトニ
ウム２３９の量であｐｌこｎう装置もこのＭ′２測定す
べく形成された。

この装置にはド記の如き大きな欠点がりる１、−廃粱做
侮成吻貞の吻ノ」旧不均−性（密度が一定していないた
めドラム缶全体に個々の自己吸収現−ドラム缶内ｙＡ棄
物の汚染状態の空間的分亜の不均一性； 一残貿核分裂生成物又は他のプルトニウム同位体から生
じる高工坏ルキーγ線の影響。これらのよ＃）尚いエネ
ルギーのｒ巌は、コンプトンｄ果に１多、検出すべきプ
ルトニウム２３９のγ線と等価のエネルギー？もつｒ純
音発生させるためかなり重大なバックグラウンドｇｔａ
ｕｌｔ象が生じ侍る。

こｎらの欠点はｒ線検出に固有の欠点でりるが、他にも
現在工業的に生産されているプルトニウムの性質自体に
起因する欠点がある。即ち、プルトニウムは通常極朋に
照射されｆｃ燃料から得られ、実際には最早同位体２３
９のみで構成され−Ｃいるとは考えられず、従って他の
同位体２３８　、２４０゜２４１．２４２の他場会によ
ってはこれら同位体の娘核種についてもその質量と夫々
の放射能と葡考慮する必要がでてくる。これら同位体の
放射能はプルトニウム２３９の放射能を上回り得る。

現在では前述のＮ、ａＩ検出器に代えてよシ有利な［ゲ
ルマニウム−リチウム」検出器？用い高分解能γ線分光
測定を行うことができるだけに、プルトニウム２３９の
３８０　ＫｅＶのｒに関して説明した一ＩＪ記原理に従
い各同位体を表わすエネルギーをもつｒによって前記諸
同位体を夫々検出することも先験的には考えられ得る。

果際には、現在のように検出器の技術が光達しても、こ
の種の装置では前述の欠点を全て補償することはできな
いと思゛ｔＷされる。

逆に、これらの欠点は最早単一の同位体のみの検出では
なく成畝の同位体の検出に係るだけに工当りの放射組の
測定とプルトニウム買置の測定とい９２つの戎務を有効
に遂行せしめることはできない。

２）　γ線分光測定装置及び核分裂中性子と反応（α＋
　ｎ　）中性子とｔ区別し得る中性子ｎ［故装置 前述の如く、γ線分光ｌ１ＩＩＪ矩装置はどんなに同性
能でも七扛だけではυＩＪ述した義務ケ行うための手段
として不十分である。

従って補足的ＩＮ報を与えるような別の装置、特に中性
子Ｈ１−故装置を使用する必要があるように思わｎる。

実際プルトニウムはｒだけでなく中性子ｒも放出するた
め、中性子計数装置が必れば７１６足１１隋侍ることが
できる。

これら中性子は種々のＡなる起啄ｔイし得る。

−プルトニウムの「偶数」同位体（賀鷺数２３８゜２４
０．２４２）の自発核分裂。こ扛は谷核分裂毎に平均約
２．１５の中性子全発生させる（２）。

−特定の軽元素同位体（１ｓｏｔｏｐｅｓ　ｄ４１６ｍ
ａｎｔａ　１６ｇｅｒｓ）、時ＶＣ操作時のプルトニウ
ムに与えられる種々の化学的形態ｔもつ組成物に含まれ
る軽元素同位体の核でプルトニウム同位体のα粒子にＬ
り誘発される反応（α、ｎ）； 一前記の２種の中性子により誘発される核分裂（増倍効
果）。

後者のカテゴリーの中性子全無視し得るものと見なし得
（後述の如く必ずしもそうではないが）且つ自発核分裂
中性子を反応（αｒ　ｎ　）中性子と区別でさるものと
すれば、自発核分裂中性子に対応する計数率は各偶数同
位体特有の中性子放出量によって測定されたこれら偶数
同位体の合計質量に比例する。

所望の補足１に報は自発核分裂による中性子計数率と前
記の３つの偶数同位体の夫々の瀘との間の関係、侯ばす
ｎば自発核分裂数と前記３つの偶数同位体の各自の虚と
ｔ結ぶ関係に存する。

このように外部手段によって誘発されるのではない中性
子放出？利用する中性子計数率に「受動法（ｍＧｔｈｏ
ｄｅｓ　ｐａｓｓｉｖｅｓ　）　Ｊと称する。

逆に［能動法（ｍｅｔｈｏｄｅａ　ａｃｔｉｖｅｓ　）
　Ｊと称する方法も存在し、これらの方法からも補足情
報？得ることができるが、この場合は外部の中性子諒が
１吏用される。これら能動法の原理はプルトニウムの「
奇数」同位体（′Ｒ盪赦２３９及び２４１）が核分裂性
でおる、即ちこ扛う回位体の核’ｅ　ｖＩｌＩえばカリ
ホルニウム２５２源かうの中性子又は発生器よシ放出さ
ｎる中性子によって両撃すると該分裂が生じる、という
事実にある。

このような核分裂は即発核分裂（ｆｉｓａｉｏｎｉｎｓ
ｔａｎｔａｎ６ｅ　）性中性子及びγ線と遅発核分裂（
ｆｉＩＩＩＩｌｏｎ　ｒｅｔａｒｄｊｉ　）注中曲子、
とｔ発生させる。

所望の１ｗ報はこれら補足放射線の８１武〃・ら得るこ
とができる。

遅発中性子の計数率は適切な係数で〃ロ取６ｎた前記「
奇数」同位体の合計買電に比例する。

この場合所望の補足１Ｗ報は連発中性子の計数率とこれ
ら２つの「奇数」同位体間々の量とｔ結ぶ関係に存在す
る。

ここで主な公知測定装置について説明し工う。

ａ）　γ線分光測定装置はその原理においてγ計数装置
にＭｌ以して２り、ゲルマニウム−リチウム検出器全使
用す扛ば高分解能のγ線分ツＣ測定？行うことができる
。

ドラム缶内の充填物を十分に探査すべく前記検出器は計
数の間中該ドラム缶の母線に沿って動く。

この間ドラム缶は回転テーブルによって伝達される運動
に従い回転する。

得し２’Ｌ’ｌＣγ線スペクトルからは同便体の放射能
又は放射能比が測定される。従ってごれらのデータに基
づ＠前記同位体の貞−又は買電比が確−さする。実際に
はこｎらのデータはエネルギーは同一であるが起Ｗは異
なる仮数のγ線の間に干渉が存在しない楊曾にしり”？
１しれない。

ｂ）受動法を用いる自発核分裂中性子計数装置；この踵
の中性子計数装置は数十個、例えば１８個・２４個又は
３２個の通電は舶１ちの中性子検出器を備えている。こ
れら検出器は減速体の６：割を果たすポリテン製円柱項
に入れられ廃棄物収容ドラム缶の同曲に一列以上の列ｔ
なして垂直方向に自装置される。

前記円柱猿は 一鉛製コリメーメ内の「ゲルマニウム−リチウムＪ検出
器を垂直方向に循環させるためのスリットを有しており
、 一場合によっては、鏝述の能動法ケも使用すべく構成式
ｎた装置でカリホルニウム２５２の勿循譲させるための
１つ以上の溝 も備えている。

この種の装置は自発核分裂中性子を灰層（α。

ｎ）中性子から区別せしめなければなりない。

そのためにはこれら中性子をその起源に応じて区別せし
めるような特性を利用する必要がある。

これら起源のうち、 一自発核分裂は同時に放出される仮数の中性子上発生さ
せ（多重プロセスン、 一反応（α＋　ｎ　）は単−中性子上発生させる（単一
プロセス）。

自発核分裂の特１１になす前記多重放出プロセス’１ｊ
ｕＡらかにするためには中性子源と検出器との間に減速
媒体（この場片は廃棄物子検出器を組曲するポリテン）
葡挿入する。同−核分裂時に同時に放出さｎる複数の中
性子は前記減速媒体の核部分で衝撃を受け、従って検出
前とは異なる軌道葡たどることになる。減速媒体中での
これら中性子の寿命は様々に異なり、そのため同時に放
出されてもこれら中性子はこの時間的に相関関係にめる
夫夫異なった衝寧形悪のＦに別個に検出される。

鏝は夫々異なってはいるが時間的に相関関係にらるこれ
らの衝撃を反応（αｒ　ｎ　）中性子に対応する単離さ
れた衝撃かも識別すれば工い。この識別には種々の方法
が１吏出されてきた。これらの方法は抗計学の大きな発
展を必要とし且つ年々複雑になっている。

「不感時間」デバイスはこれらの方法に輌づくデバイス
で必る。

２つの計数動作が、−力は無視し得る程度の不感時間を
含み他力は減運体内の中性子の寿命に比べて大きな不感
時間？含む２つの半行な線上で同一時間実施される場合
、これら２つの線のｎ１°ｊ１−率の差は自発核分裂率
に比例する。

しかし乍もこの時間の間に「偶然の一致」（同−該分裂
からの複数の中性子によるものでは１．ｃい連続的価堪
少が数えられる確率は余９低くはない。

従って「片致法」は「真実の一致」（同−核分裂からの
複数の中性子による連続的ｉ！Ｉ！Ｉ鱗）？偶然の一致
と区別することｔ目的とする。そのために、中性子が検
出されると２種類の針数インターバルが始まる。これら
インターバルは持続時間は互いに同等で必るが、第１先
導中性子（ｎｅｕｔｒｏｎｉｎｉｔｉａｔａｕｒ）と相
関関係にある中性子が第２インターバルの間に検出さｎ
る確率を実質的にゼヰにするような時間的ズレ（Ｉ−Ｍ
シている。前述の如く、１数率の差（真実の一致及び偶
然の一致）−（偶然の一致）は自発核分裂率に比例する
と見なされる。

実際には中性子放出：献が増大し且り買置の関数たるレ
スポンス曲線が急激に非ｉｆ線形になると事情も変わる
（２）・（ａ）　、　＋４１゜前述の計数インターバル
は実際には無視し得ない程の不感時間で必ｐ、これらの
期間に衝撃が生じても次のシーケンスは開始し侍ない。

従ってこの片致法を史に改良する必要が必９、その結果
「可変不感時間システム」及び「シフトレジスタシステ
ム」が開発さｎ１ｃ０ シフトレジスタシステムでは各１句撃毎に１シーケンス
が開始される。このシステムでは不感時間が短縮され、
且つレスポンス曲線にも質量に応じてより良い直線性が
与えられる＋２１　、　＋５１　、　（より高い中性子
放出量に対して）。この方法はイ這々の中性子放出の分
布関数（ｆｏｎｃｔｉｏｎｓ　ｄｅ　ｄｉｓｔｒｉｂｕ
ｔｉｏｎ）を詳細に分析せしめるため、可能であｌ’Ｌ
ばこＡｋ史に改良して、増倍効果（別の起ｍｔもっ中性
子にエフ誘発される核分裂）を任意に補正することも考
えられている（６）。

ａ）　能動法と用いる「誘発」又は「ｄ導」核分裂中性
子計数装置： 能動法では外部の中性子源を用いて核分裂性原子核を核
分裂させる。こｎらの原子核は”３９ｐｕ及び１４　Ｊ
　ｐ　ｕの核である。このような中性子源としては発生
器、５ｂ−Ｂｅ光中性子源等２使用し得るが（９）、最
も一般的に注目されているのは２１１１０１源だと思わ
れる。これら補足的核分裂はｒ及び即発中性子の他遅発
中性子も発生させる１８）　、　＋９１゜この遅発中性
子放出？利用したい場合はｉ！！発中注中性計数期間を
間にはさんで廃棄物の入ったドラム缶を周期的に照射す
る。その丸めカリホルニウム源は前１己円柱猿に形成さ
ｎた１つ以上の溝内を該源の貯蔵場所から照射位置へと
空気圧システムによシ移動する。この所６１！アクティ
ブインクワイアリ（ｉｎｔｅｒｒｏｇａｔｉｏｎ　ａｃ
ｔｉｖｅ　）は約２０回のサイクルとほば２０分の持続
時間とを必要とし得る（８ン。この椋の方法は通常受動
法を補足する方法として考えらｎる。

−ｊ役的に受動法又はｒｒＨ動法全用いる装置は複雑で
ｌｌ１ｉＩｉＩｌｉでろる。能動的及び／又は受動的中
性子計数システムは廃棄物の物理的不拘−曲と汚染の空
間的分布の不均一性とに開運した不確定性を必ず羽′す
るγＩ′ｄ分元Ｏｉ１　’；＆乞；ｆｌｆｆ足するもの
としてのみ介在する。汚染の空１ｉ」重分イ５の不均一
性は受動的又はｌ七！ｉｌｌ旧中′曲子訂数システムで
も問題となる。

ｒｍ分光測定自体は同位体組成の測定において実際には
前述した原４がら推測さｎるよす遥かに限定された役割
を有する。従って同位体組成がほぼ又は完全に確認され
°Ｃいることｋ　Ｉ］ｌノ堤とする場合もある。

このような装置はより長い測定時間を必要とし、複雑、
高価で且つ順応性が極めて低い。受動的測定（γ線及び
中性子）には２ｏ乃至３０分の時間が必要で必り（’１
％能動的測定にも約２０分を要する（８）。

これらの装置は更に種々の異なる技術ｍｌ＋練と現場に
は余り居ない専門家とｒも必要とする。

機械的手段及びｈｖ報検出−処理手段への投置費用は美
大であシ、運転費も尚１ｇの賀格ｔもつ人員を雇用しな
げればなりず且つ創建に時間が力・がるためやはｐ膨大
Ｔ：める、保守費Ｈ１はこ７Ｌら装置の榎雑度によって
異なる。

加えてこの檎の装置は向だ的であり基本的に１００４及
び／又は２００ｔのドラム缶のみに使用すべく構成され
ている。従ってかさ高い廃擬物又はエフ大型のコンテナ
に入れられた廃棄物を測定することはできない。

更に、こｎらの装置ではドラム缶に充填され九廃棄物の
密度の不均一性と汚染の空間的分布の不均一性とｔ′４
慮しなければならない。

−密度の不均一性はγ線上検出した時か又はγ線分光測
定？行いたい時に問題となる。この場合はドラム缶の計
速によシ見掛は密度を算出しなければならないが、その
ためにはドラム缶の充填度２知っている必要がある四と
共に、均貞的被汚染物質の性質のみｔ最大限に得るべく
廃棄物？選別する必要がある（セルロース、プラスチッ
ク、ガラス、金属、その他）四。γ線分光測定ｔｃ−の
性能は前記見掛は密度が増加するにつｎてかなり低ドす
るため、装置に工っでは見掛は否凹が０．３未満の楊計
にしか使用できないという事実も考慮すべきである。ま
た、１ｆｆｆｉ！処理における減衰補正係数及び自己吸
収係数も考慮する必要がある。この密度の不均一性の影
響は中性子の検出にも現われ得る（不感時間の選択）。

一放射能源の空間的分布における不均一性はｒの検出に
も中性子の検出にも作用し、中性子検出の場合には受動
法でも能動法でも作用する。これは無視し得ない程の不
確定性となって現われる。γ検出では１００ｔのドラム
ｆｌ１７　ｋ　ｄｌｌＪ定する場合放射能源の配置に起
因して生じる不確定性が５５％と推算される（３）のに
対し、適切７ｊコリメータを用いるとこの不確定性が２
２５ｔのドラム缶で±１０％にな９得る。この場片ドラ
ム缶の見掛は密度は０．３、γ線のエネルギーは４００
　ＫｅＶでろるＵυ。実際にはより弱いエネルギーを使
用することが多くｕｌ、従って不４１１と定性はより大
きい。受動法による中性子検出では、点状源が２２５ｔ
のドラム缶の正中面上にある場合該源がドラム缶の中央
に配置されるか又は周縁に配置されるかによって不確定
性ｉま４０％に達するＱυ。能動法による中性子検出で
は、カリホルニウム２５２タイプの単一の「能動的」点
状源を用いた場合、ドラム缶の軸線上における核分裂性
吻實諒の位置に応じて検出器のレスポンスに極めて大き
な変化が生じるａυ。高位置と低位置とで周期的照射全
行えばこのシステムは成る程虻改良される（８）。

こｔしらの具体例から、放射能源の空間的分布の不均一
性に関連した不確定性の重大さが理解される。この柚の
システムのユーザが通常極めてｆｊＩｓな放射能源配欽
プログラム全実現し且つ１′＃報処理レベルでこれｔ尋
人しようと努めているのもこのような理由による。

γ検出の場合、これら不確定性を減少せしめ得る要素は
検出器の規準及びドラム缶’ｋＬｇ１転させる回転テー
ブルの使用である。

中性子検出の場合は同一核分裂から生じる２つの中性子
の同時計数を記録し得るようドラム缶周囲に数十個の検
出器上−列（又は複数列）に規則的に配分して該ドラム
缶を包囲する。従ってこの場合はドラム母上回転させて
も実質的に何の意味もなく、不確定性が高い。検出器は
既に相当／Ｚ故に昇る個数全減少させるべくドラム缶の
最近傍に配置さｎるがこれは極めて不利である。実際、
均等に分布され７Ｃ源とコンテナの中央に配置さ扛たこ
とは良く仰られている。

こｎものことは検出器レベルでの放射−のフルエンスが
２つの成分、即ら放射源が恢出部分會見る時の立体角に
関連した幾何学的成分と、放射線の透過性が低下すれば
する程より顕著に現才方りる減衰の物理的成分と？含む
という事実がし立＋１＋ｈされ得る。

当該例の場合は検出器をドラム缶の最近傍に配置するこ
とが、幾何学的成分に関しても減哀の物理的成分に関し
ても、源の空間的分布の不均一性に関連した不確定性を
増大させる好ましくない要素？構成する。

７分光測定における別の好ましくない要素は寄生γ線の
影響に起因する。即ち、寄生γは残留核分裂生成物又は
プルトニウム２４１の娘核種から生じるが、こ扛らプル
トニウム２４１の娘核種はプルトニウムが古くなってい
る可能性に織み、エネルギの選択に除しては、「ゲルマ
ニウム−リチウム」検出器によυ高分解能が得られると
してもやはり考慮を必惰とするＵυ０ ７分光測定が無視し得ない程の放射能ｔもつ核分裂生成
物に混合された揚会のプルトニウムに関してはほとんど
使用されなくなってきているという事実ン強調する必要
はあるまい。実際、７分光測定は当然期待されるＬうな
役割ｒ全て果ｆｃＴわけではない。

添付リストに記載の＃考文献αυでは文献（１１で知ら
れているプルトニウムの同位体組成ｘ　２Ｊｕ　ｐ　ｕ
からの２０３．６　ＫｓＶのγと２Ｊ’ＦＵ　（！４Ｚ
ｐｕの半画娘核種〕からの２０８．０ＫｅＶのγとの１
ピーク」比から１４１ｐｕ／　！ｌ１ｌｐｕ　同位体比
をめて推測し、発見された捌々のプルトニウムの同位体
分析の粕果に基づき経験的に作成さｎた計算図表？参照
して同位体２３９のパーセンテージ勿ｉｔ出する。ここ
でＴ１１意すべきこととして、これらのエネルギは殆ん
ど同等であシ従って減状及び自己吸収に関しては有利で
あり得ても、強さが弱いため放射源の空間的不均一性に
関連した不確定性に関しては余り好ましくない。

前記の１４１　ｐ　ｕ　／　”３″Ｐｕ　同位体比はれ
験的［ｉｔＡ図表から「偶数同位体と等価の中性子の放
出率」と称するもの？算出する場合にも使用し１尋る。

要するに当該例の場合は７分光測定は直接には＊４１　
ｐｕ／　！１９ｐｕ同位体比の算出にしか係らず、実際
の同位体組成の算出には係らない。この７分光測定はま
た、「放射度」の極めて高い（ｔｒａｓ　１ｒｒａｄｌ
ａｎｔ　）ドラム缶にも・匣用し１４ない。

中性子計数の好ましくない一要素は中性子の増倍に起因
する。即ち、廃棄物の入ったドラム缶から放出される中
性子は周知の如く反応（α、ｌム）、自発核分裂及び先
行中性子による誘発核分裂という３種の起原を有する。

この訪発俵分裂が増倍効果である。この増倍効果は検出
システムと廃棄物入タドラム缶とからなる果合体のＫｏ
ｆｆ係数の関数である（Ｋａｆｆは誘発もしくは誘２６
核分裂による中性子の増倍係数である〕。誘発核分裂中
性子は現在の技術では自発核分裂中性子と区別がつかな
い。

従って受動法τ使用する従来のシステムでは、誘発俵分
裂は自発核分裂として或われている。これはＬｍの小さ
いプルトニウム七言むドラム缶の場合には余り問題にな
りないが、ゲルトニウム具足は必ずしも小さいとは限ら
ない。従って検出システムのＫｏ　ｆ　ｆはできるだけ
小さくなければなうないことになる。不利なことに、前
記ポリテン製円柱項は完壁な反射体を構成するため望み
通りには行かない。この増倍効果を補正すべく（６）種
々のりｆ究がなさ扛ている（Ｉ７Ｊ。

一例として文献（２）には、９０％のプルトニウム２３
９盆含むプルトニウム６０ｉｉ１から７よる試料の入っ
た９を入り容器に使用すべく構成さ！したシステムの楊
仕はこの増倍効果が１０％に達し切ると６己述されてい
る。

現存する方法に７国内する問題に加えて、測定前に得ら
れるｆ＋Ｖ報、例えば 一ドラム缶の光填度、 −ｔｉ棄物の池＠（セルロース、プラスチック、ガラス
、金鵜、その他〕、 一核分裂性物質の質量の推算Ｍ。

−同位体組成の完全な又はお工その確認１１等々の数に
起因する問題もある。

測定力法の発達に伴い新規の係数が次々と出現している
。例えば源の位置に起因する補正係数、増倍効果に起因
する補正係数などでおる。現在使用さｎている他の係数
は殆んどの場会ドラム缶全６を童し且つ充填度を考慮し
て決定さｎるが、このような方法では技術的に極めて低
い正確度しか得ろ肚ない。この釉の係数としては減衰及
び自己吸収補正係数（ｒ検出）と不感時間明示係数（ｃ
ｏｅｆｆｉｃｉｅｎｔ　ａｆｆｉｃｂ６ｄｅ　ｔｅｍｐ
ｌＩｍｏｒｔ　）　（中性子検出）とが挙げられる。こ
ｔらの係数を使用するということは廃棄物マトリクスが
均質であることｔ暗黙の前提とするに弄しく、文献１１
りによれば「しばしば行われているように物置を均等に
分布させ且つ諒ｔ一様に分布させると廃棄物に関する測
定の解釈に犬＠な誤りが生じることになる」。

必要な清報の数と、公知方法で用いらｎる補正係数もし
くはパラメータの故とに考慮すれば１１ｄ報毎に誤９が
１つあると（例えばドラム缶の光礪度〕どのような結果
になるかは１男白であろう。このような誤りは場合に工
っては別の誤り（廃棄物のｉ類等々）と結びつくことも
るる。その結果測定法の質保証（１’ａｓｓｕｒａｎｃ
ｅ　ｑｕａｌｉｔわ分析はこれらの方法が複雑にな柱は
なる程複雑になり、成る確りパラメータの影響は予め調
べておかないと抽足し畑い。

以上説明しできた方法を実際に使用して形成したシステ
ムは全く均一的でなく規格化もされていないため、１つ
のシステムの１ば照性の分析と使用される測定法の貞保
証分析とが、イ￥圧するとは思えないが（１３例え存在
しても、これらの方法の涼理會用いる別の装置にも商工
はよるとは１涙ら／工い。

こｎら公知の方法は惺雑でコストがかカフ、シかも実際
の性能がその該雑さと旨価さとに比例しない。種々の問
題を解消すべくプルトニウムの貝量とその同位体組成と
請求める必要があってもこの同位体組成は実際には元金
にもしくはおおよそわかっているものとみなちれるか、
又は多少とも柚験的に決定される。このような装置の可
能性は期待さｎている可能性には合致しない。即″＋２
無視し得ない程の不確定性が依然として存在する（源の
不均一な分布、増倍効果、尋々）。これらの装置は非可
動的で必ジ、且つ大きさの異なる。１＊々の廃棄吻答器
に対する順応性もない。また、放射度の極めて高いｙ６
棄物にも適していノ２い。

本発明の目的は、放射能廃棄物中の単位体積当シ放射能
（以後、本槓当夕放射能と指体〕と単位質虚当す放射能
（以後、寅貨当シ放射能と指体）と？測定しプルトニウ
ム置皿の算定と２行なうための従来の測定力法及びデバ
イスの人魚を除去することでろる。荷に本発明の目的は
、間車で安価で使用し易く小型化されていて運娘し易く
、且つ、答Ｊ１．ｌ、が実際にμ目刺なる４４知の廃棄
物２収容しているか及び容器内で廃棄物の汚染が実際に
どのように分布しているか及び放出される放射線のフル
エンスの量が実際にどの程度であるかに関わＶ無くいか
なる形状及び寸法の容器にも適応することがでキ、シか
も１つ又は複数個のテテクタ（ｉ−容器にできるだけ接
近させて配置する必要のない方法及びデバイス全提供す
ることである。

これらの目的を達成するために詳細に後述する如く、所
与の体積形のプルトニウムの所与の体積当９又は］量当
り放射能に対応する廃棄物２収容したドラム缶又は容器
の中性子放出が出発燃料の燃焼度に関わり無く実質的に
−だであるといつ事実２証明する理論的考察から始めた
。即ち、−考察さ扛る中性子放出は総中性子放出（自弁
核分裂中性子及び反応中性子（α、ｎ））である。

従って、本発明方法は″総体的方法（ｍ４ｔｌｌｏｄｅ
ｇｌｏｂａｌｅ　）　’でおる。

一考察される体積当り又は′ＪＩ量当９放射能は、プル
トニウムの同位体と放射能半減期が５０年年上上る娘核
種（貞量数２４１のアメリ７ウムシとの体）ｆＡ当シ又
は亘瀘当りα放射能である。

−ｆｆ目すべきは、体積当り放射能が′また、プルトニ
ウム２４１０同位体ｔも含むゲルト０ワ４の全ての同位
体の体積当り放射能でもｈｖ得ることである。このこと
は、体積当り放射能が為半減期５０年以上のα腺放出プ
ルトニウムの同位体の体積当９放射能とアメリフラム２
４１０体積当り放射能とに、生滅Ｍ５０年未満のβ線放
出を主として行なうプルトニウム２４１０体積当りの（
α＋β）放射能を加えた値であること全意味する。Ｃｔ
Ｖｉ　Ａ数で示さｎるこれらの体積当り放射能の和ｋＳ
最ｒ：保管のための許容限度として前記に定義した２、
　１０’Ｃ＋ｖＩ　Ａの値に比較することによって安全
性の向上を図ることができる。

鏝述する如く、プルトニウムの質量の算定方法は変えな
いが実際に体積当り活性？多いめに測定する工５なこの
改良は、当初即ち方法開発当時は、許容限度に対する一
徨の倫理的保証？与えると考えられていた。

このような特徴は本発明方法の汎用性？示しており、現
在では、廃棄物の管理基準がα放射能だけでなく（α＋
β）放射能？考慮に入ｎることケ要求している場合にも
１用であることが判明したためにいっそう重要である。

前記の特性よシ多くの利点が得られる。

逆に本発明方法は、前記特性より得られる多くの利点全
利用し得る。

即ち、本発明の方法及びデバイスは従来方法の欠点を除
去し得、従って、中性子の起源に関わり無く１受動（ｐ
ａｓ＋ｓｉｆ　）　”中性子の検出にのみ基く僕めて簡
単且つ安価な装置が提供さ扛る。

本発明の目的たる方法、即ち、廃棄物中の単位体積及び
／又は単位質量当９放射能を測定しプルトニウム重量全
算定する方法は、プルトニウムの同位体組成に関わり無
く廃棄物中の痣中性子放出のみｔ測定することを特徴と
する。（即ち、プルトニウムを発生する例えば″′軽水
型″原子炉の燃料の燃焼度に影響されない。〕 別の特徴によれば最大許容濃度数（ＣＭＡ）で示される
所定体積の廃棄物の単位体積当９放射能Φ　Ｎ ｎか比Ｓｎ　〔式中、Ｎは９ｒ定体積の廃粱物によって
生じた総中性子放出盆示してお、９、Ｓｎはこの体積で
の最大岬容磯度に対応する中性子放出を示す〕の井出に
よって得られる。

別の待機によれば、Ｃｉ／Ｔで示される廃棄物の単位貿
、ｋｔ当り放射能が、比Ｎｃ式甲、Ｎは所定Ｓａ 体積の廃棄物によって生じた総中性子放出を示しテｊ−
１１）、ｍはこの所定体積の廃棄物の寅ｉｖｘ示してお
、ｊｌ）　、Ｓａは６α”放射能１キユリーのプルトニ
ウムに対応する該尚化せ物のプルトニウムの中性子放出
ｔボす〕の算出によって得りれる。

別の％畝によれば、所蔵体イア（の廃棄物に含まれ棟の
廃棄物によって生じた総中性子放出を示し“Ｃお’）、
ｓｍは該当プルトニウム化合物のプルトニウムの単位質
量当りの中性子放出？示す」の算出によって得られる。

本発明の別の目的は、廃棄物中の単位体積当り及び／又
は単位貞蓋当シ放射匝全測電し且つプルトニウムＳＬ　
’３ｍ　’ｒ　＃Ｊ：定するためのデバイス會提供する
ことであり、本発明装置の特徴は、廃棄物によって放出
された全ての中性子音検出し１４る少くとも１つの検出
系子と、検出素子が受容した中性子音計数すべく１黄出
素子の出力に接続さｔ’したｔｌ”数冊とｔ含んでおり
、前記検出パ＋は、Ｊ晃莱物の全ての点と検出素子とが
夾質的に一定の立体角を成すように自装置されているこ
とである。

別の特徴に工れば、該数個の検出ボ子を會んで２す、こ
れらの検出系子は、廃棄物の全ての点と検出素子とが成
す立体角の皿が実質的に一定になるように配置されてお
ジ、計数器は検出素子の出力に接続されている。

別の特徴によれば、Ｂｔ数器が、所定時間及び／又はブ
レカウントについての計数を行ない得るカウンタを含む
。

別の％徴によれば、谷検出素子の一一又は全部が中性子
減速壁によって世ｄされている。ドラム缶又はコンテナ
が存在しないときにバックグラウンド放射能が外部起源
の熱中性子の影ｑＩヲ受けていることが判明したときは
、ＩｇＩＪ記壁に熱中性子吸収材（例えばカドミウム〕
かも成る外壁を付加してもよい。

本発明の別の特徴及び利点は添付図面に基く以下の記載
ニジ明らη為にされるでろろう。

第１図及び第２図より、本発明の方法及びデノくイスの
基本的Ｊ！Ｉｌ論がより十分に４４さｎＬう。本発明の
理論は、体積当り放射能限度と、放射能廃乗物収容コン
テナ又はドラム缶の放射能限度と、ドラム缶の質量限度
と、中性子放出限度とに関する考察に基く。

一体積当り放射能限度 これは、プルトニウムで汚染され之科学的廃棄物収容コ
ンテナ又はドラム缶の最終保管に対する許容限度である
。現行ではこの限度は２．１０’ＣＭ人（最大許容濃度
〕である。最大許容濃度の旭を定めるには、水及び溶性
化汁物に対する最終的な許容値と、放射線を用いる仕事
に従事し１６８時間／週の割合で継続的に放射１１１Ｉ
ｉ！？浴びる人間に対する許容値とｔ考慮しなければな
らない。最大♂ｆ容磯度はＣ１／ゴ（立方本当９０キュ
リー）で示される。Ｃ１／ばで示さｎる体積当シ放射能
限度はＣ１／ｍ″で示されるＣ　Ｍ　Ａの値の２．　ｉ
　ｏ’借に寺しい。

−ドラム缶の放、上限度 １ｏｏｔ（−ｒｒｔ）のドラム缶の場汗、Ｃ１／ドラ１
゜ ム缶で示されるドラム缶の放射能限度はＣ、Ｖｆ　Ａの
値の２．１０’−一倍になる。従って、２．１０’　Ｃ
ｈＶｉ　Ａ１０　１０ で示される。

プルトニウムの＊蛍当シ放射能ｔグラム当りのキュリー
で示す値（Ｃ１／ｇ）　會Ａとすると、ドラム缶当りの
ダラム（ｇ／ドラム缶うで示されるドラム缶の質量限度
とは、１００ｔ（−ボンのドラＧ ム缶については次式で示される。

バー　２．１０’ＣＭＡ、、”−！−（９／ドラム缶〕
！ＯＡ −中性子放出限度 ＳＭは、該当プルトニウム化会物について毎秒１７当り
の中性子（ｎ／秒、ｇ）で示されるプルトニウムの中性
子放出でめる。中性子放出）ＩＪｉ　Ｉｉ　Ｎは、毎秒
ドラム缶当９の中性子（ｎ／秒、ドラム缶）で示さｎる
。１ｏｏｔ（−！−ｍ）のドラム缶の場合、０ 中性子放出限度は、式 ％式％ 第１図及び第２図のグラフは、特に、例えばＰｖＶＲ又
はＢＷＲの燃料から生じた酸化物形プルトニウムについ
て１００ｔのドラム缶の中性子放出（ｎ／秒、ドラム缶
）ｔｌこれら出発燃料の燃焼度の関数として示している
。

プルトニウム２発生する燃料の燃焼度に関わり無＜　２
．１　ｏ′ｃＭ人に対応する体積当り放射能を有するド
ラム缶の中性子放出が実質的に一足であることが確認さ
れた。より詳細には、 −燃焼度１ｏｏｏｏ乃至３３０００ＭＷＪ／Ｔの範囲の
ＰＷＲ燃料から発生した酸化物形プルトニウムを収容す
るドラム缶では、中性子放出が１０％未満の範囲まで一
定である。

−軽水型原子炉（ＰＷＲ及びＢＷｉ−１）の燃料の燃焼
度が夫々１００００乃至３３０００　ＭｖＶｊ／Ｔ（Ｐ
ｖＶＲ）及び１００００乃至２５０００ＭｖＶｊ／Ｔ（
ＢＶｌｊ）であるとき、こｔ’Ｌもの原子炉で生じた酸
化物形プルトニウムの収ｄドラム缶では、中性子放出が
１０′Ｘ未満の範囲デで一定である。

体積当９放射能限度２．１０’　ＣＭＡの場合に成立し
た中性子放出限度の前記公式は、いかなる体積当ジ放射
ｌ１Ｂｋ考えた礪曾にも容易に適用され得る。

所与の体積当ジ放射能ｔもつドラムｍの中性子放出は、
プルトニウム発生燃料の燃焼度に関わシ無く即ち考えり
ｎる同位体組成に関わり悪く実質的に一定で必る。

従って、１つのドラム缶の梼中性子放出を測定するだけ
でこのドラム缶の対応する体積当り放射能？決定するこ
とができ、出発燃料の燃焼度即ちプルトニウムの同位体
組成を考慮する必要がない。

同僚に、１キユリーのα放射能をもつプルトニウムを例
えば酸化物形で含むδ６葉物１）ン燕９の中性子放出は
一定でめり、ＰＡＲ又はＢＷＲの出発燃料の燃９６度即
ちメ際に生じたプルトニウムの同位体組成の影＃ｒ受け
ないことも明らかで６ろう。

従って、ドラム缶又はコンテナからの中性子放出は、Ｃ
ＭＡ数で示される体積当り放射能及び廃棄＄１）ン当ジ
のキュリーで示される質量当り放射能の双方に事実上正
比例しておｐ、″軽水型”出発燃料の燃焼度に左右さ扛
ない。

本発明方法はこの基本ｌＩｆ性に基く。前出の公式から
、中性子放出Ｎと体積当り放射能２．　Ｉ　Ｏ’ＣＭＡ
のドラム缶内のプルトニウムの賀殖Ｍとの１丙係式が容
易に得られる。

第１図及び第２図のグラフは、ＰＡＲ及びＢ　ＷＲの燃
料から生じ之酸化物形プルトニウムの買電Ｍの変化を出
発燃料の燃焼塵の関数として示す。

この５Ｉｔ童は、２．１０’ＣＭＡに対応する体積当９
放射能をもつドラム缶に収容されている。

これらのグラフが比較的平担であることがＪｌ！解され
よう。

従って、 一出発燃料の燃胱度がわかっていれば対応するプルトニ
ウムのＩＩ　ｆｉｋ’ｔ　Ｊｌ、定し得る。

−活動中に減少した燃料の燃焼度の限界がわかってい扛
ば、２．１０’ＣＭＡに対応する体積当シ放射能ｔもつ
ドラム缶内に収容され得る最大質量と最小買置と會禅定
し得る。

第１図及び第２図より、例えば活動中に燃焼度が２２０
００　Ｍ＃ｊ／　Ｔ　カＩ”）　３００００　ＭＶＶｊ
／　Ｔ　’ｔ：での変化を生じるＰＷＲ燃料から生じた
酸化物形プルトニウムについては、（体積当ｐ放射能２
．１０’ＣＭ人の〕ドラム缶に収容さｎる取大負童が２
００ノダぐるり、取小買蓋が１５０ｍ９であることが理
解されよう。

従って、このドラム缶に収容されたプルトニウムの買−
は多いめに見積って２００　ｊｎ９と禅定さ牡る。この
算定には２５％までの相対誤差ン見込んでいるが、この
イ負の１昇で１よこの程度の相対誤産は全く妥当である
。

この即論ｔ１任意の体積当り放射症又はバ量当ジ放射Ｈ
しもつドラム缶に拡大し侍ることは明らかである。何故
なら前記の如く比中性子放出（ｅｍｉｓｓｉｏｎ　ａｐ
ｅａｉｆｌｑｕｅ　）に関する公式全完全ｔｚ一般式と
考えることができるがらである。

前記の公式Ｌシ、反応中性子（α＋　ｎ　）がら該分裂
中性子を区別しないで総中性子放出ｉＲ数するデバイス
ｋｉいて、プルトニウム収容ドラ−Ａ所の体積及び／又
は質量当り放射Ｈｕｔ測足し、周知の誤差絽囲で対応す
るプルトニウムの翼、ｍに傅一定し侍る。この誤差軛囲
は、活動中に減少した燃料の燃焼度の上限とド限とが接
近−Ｔる程小さくなる。

これが本発明デバイスでめる。このデバイスについては
詳細に後述する。

１００ｔのドラム缶に収容された廃莱物中のドラム缶１
つ当シの体積当シ放ＩＩ′ｌ絽ｎ（Ｃ＋νＩＡ叔ジと翼
麓当９放射ＭＥ　（Ｃｊ／Ｔ　）とプルトニウムの買ｊ
ｉｋｉＶｉ（９７１２１缶）とは、以下のパラメータか
ら測定される。

Ｎ：　１００ｔの廃棄物収容ドラム缶の中性子放出（１
７秒・ドラムｆＥり ｍ：　対応する質量ＣＴ） Ｍ：１００ｔドラム缶中のプルトニウムの質量（す７１
２１缶） Ｓｎ：　ＩＣＭＡに対応する該当プルトニウム化付物の
中性子放出（１７秒・ドラム缶）の値（１７秒・ドラム
缶・ＣＭＡ、）。

ＳＭ：　ｕ当プルトニウム化合物のプルトニウム単位質
量当シの中性子放出（１７秒−Ｖ）。

Ｓａ：　該当プルトニウム化合物の毎秒１キユリー当シ
のα中性子でボされるプルトニウムのα’Ｆ注子数子放
出７秒・Ｃ１）。

Ａニ　プルトニウムの質社尚りのα放射症（Ｃ１／ｑ）
・ ａ：　測定すべき買友当９放射能（Ｃ１／Ｔ　）。

従って、 Ｍ（ｇ／ドラム＃＝Ｎ　（Ｔシく？０Ｆ’５ｂ町　（２
）ＳＭ（ｎ／抄・９） （前出の記号Ｍ及びＮは、ｎ＝２．１０’ＣＭＡ（Ｑと
きのＭ及びＮの特定値に対応する。） 但し ５ａ（１７秒、。ヮ＝ｓＭ（ｎ／秒°７）Ａ（Ｃ１／ノ
シ 式（１〕、（２）及び（３）エフ、体積当り放射症（Ｃ
ＭＡ八′へ量当シ放射能（Ｃ１／Ｔ　）及び′Ｘ衰（）
／ドラム街９の夫々を多めに見積った値が得Ｉ−）ｆＬ
る。比中性子放出Ｓｎ　＊　Ｓａ　及びｓＭの１１化つ
いでは、小さい力の１直を選択するのが好ましい。

前記の即く本発明の方法及びデバイスは、１”中性子計
数に１って体４＊当り放射能及び質量当シ放射能の測定
とプルトニウムの質量の推冨とについて好結果を与える
ことができ、しかもこれらの結果は、プルトニウムの時
効期間（ｔａｍｐｓ　ｄａｗｅｉｌｌｌｓｓｅｍｏｎｔ
　）、プルトニウム化合物の化学組成、誘導核分裂より
生じた中性子等の影響を受けない。

−プルトニウムの時効期間については、プルトニウム２
４１から形成されるアメリシウム２４１０世は経時的に
増加するが、時効期間が短いときはドラム缶の中性子放
出と対応するプルトニウム質量とは実買的に影響を受げ
ない。しかし乍ら実除には、時効期間の長短に関わ＃）
無くアメリシウム上プルトニウムの同位体と同格に考え
ることができるので方法の原理に関して特に問題は生じ
ない。

一プルトニクム化会物の化学的性質は中性子放出に＃４
ｊｌ　ｋ与える。従って、体積及び貞前当９放射龍の測
定とプルトニウム貝慮の算定と？篩い精度で行ないたい
ときは、廃棄物ドラム出を出発燃料に従って４１別する
のが好゛ましい。

注目すべきは、本発明方法を実施するためにグローブボ
ックスに取付けられるコントロールデバイスハ、必要な
らばプルトニウムの化学形の各々に応じた”適宜”コン
トロールに７１！ｊにｉＥ４していることである。

頑故の化学形を富むプルトニウム又は化学形がわかって
いないプルトニウムについて、１本積及び質量当シ放射
能の測定と貞毅の測定と２行ないたいときは、結果を多
いめに見積ってより安全な状態を確保するためにＳｎ　
＊　Ｓａ　＋　ＳＭの谷々について小さい力の１直全選
択すれはよい。

−ｄ４核分裂で生じる中性子に関しては、大部分の＠′
＃物ドラム缶についてｋｅｆｆ係数（申注子核分裂即ら
誘導核分裂）が一般に小さい。こ扛らの中性子の作用は
殆んどの場片完全に無視できる。そうでないときは、ｍ
Ｊ＋’＋已に説明した如く配慮して体積当９放射能、質
量当シ放射能、質量について多めの値を見積る工うにす
わば、常に安全性の向上を図ることができる。

廃棄物が中性子吸収剤を含むとき、ドラム缶内の体積肖
り放射能、質量当り放射能、プルトニウム′Ｒ量の推定
値について誤９が生じる可能性がある。このような場合
として例えば、ｊ発乗物がポリテンーホク索セツコウ（
ｐｌｆｔｒｅ　ｐｏｌｙｔｂａｎｅ　ｂｏｒｅ　）から
成る防護つい立の破片？含む場合がある。この欠点ｒ除
去するための公知の方法では、防護つい立を取外すとき
に、このつい立の廃棄物を別のプルトニウム汚染廃棄物
から十分に離す。このような防御措置に欠けると、所望
の測定値を得るためにｒ線検出を用いるしかない。この
場会中性子計数？用いる方法は、いかなる方法でろろう
とも使用することができない。

本発明方法は、前記の如き目的上十分に達成し得る、 一測定時間に関しては、本発明方法は全ての中性子？計
数するので、６人工”不感時間？導入して成る種の中性
子しか計数しない別の方法に比較すると、ｄｆ数時間が
大いに短縮される。成る樋片には１人工”不感時間が無
視できないかりである。

また、時間の節約は荷にα線分光測定全行１工ゎないこ
とに起因する。何故なら、分光ｍ１１ｊ定では、数十分
のオーダのドラム缶掃引時間金要するがしである。

一般倫コストは、既存の方法及びデバイスの１／１０以
−ドになる。熟練者でなくても運転できること及び許容
限度と所望精度との関数たる測定時間が一般に短いこと
全考慮すると運転コストも極めて低くｌよる。特に、許
容限度がフランスひの現行り値即ち２．　Ｉ　Ｏ’　Ｃ
ＭＡであるとき、測定時間の長さはしばしばドラム缶又
はコンテナの処理時間に比較して無に等しい。

第３図及び第４図は本発明デバイスの第１具体例の概略
説明図である。このデバイスは、例えば容器１に収容さ
れｆｃ被染廃棄物について、前記方法によってこの廃棄
物中の体積当フ放射能と買量当シ放射能とｔ測定しプル
トニウム質量全算定し得る。このデバイスは、容器１に
収容さ牡た廃棄物によって放出された全ての中性子全起
源に関ゎジ無く検出し得る検出素子２を含む。この検出
素子は詳細に後述する如く、廃棄物の全ての点とこの検
出素子とが実質的に一定の立体角を成すように配置され
ている。デバイスは更に、検出素子２にＬって供給され
たパルスを増幅し得る増幅器３勿含′ｏｏこの増幅器は
好ましくは電流増幅器である。増幅器の出力はｉｔ数器
４に接続されている。

ｉｔ故数冊はカウンタ５と例えばカウンタ５の計数時間
勿固足し得る局所電流（ｃｏｕｒａｎｔ　５ｅａｔｅｕ
ｒ　）の周波数によって制御される１クロツク”から成
る手段６と？含む。カウンタ５の出力はコンピュータｌ
ｌの人力に接続さｎ侍る０コンピユータ１１は、チャー
ト表を使用すること無く、瑣大ｆＨ容譲度数で示される
体積肖９放射能とトン当りのキュリーで示される質量当
り放射能と？測定しカウンタ５の指示値に従ってプルト
ニウム＊Ｍ、ｋｎ定し得る。

第４図は検出素子の拡大概略断面図でるる。検出素子は
、本来のデテクタ８と、デテクタ８の全部又は−＠ｋ　
世囲する例えばポリテンかう成る壁９と、ポリテン壁９
のほば全部を旭囲する例えばカドミウムから成る壁７と
？含む。

デテクタ８は円柱状デテクタでも１平向”デテクタでも
よい。検出チャンバに例えばヘリウム３が内蔵されるか
、又は、壁に例えはリチウム６がデポジットされている
。

第５図は、本発明デバイスの別の具体例の概略説明図で
ある。この具体例に於いてデバイスは複数の検出素子２
を宮んＣおり、これらの索子の出力は、該索子２かり来
たパルスｋｍ幅する嵯流Ｊ胃幅器を介して計数器４の入
力に接綬されている。

先の具体例と同じく、計数器４が、カウンタ５と局所電
流の周波数によって制御さｎる６クロツク”６とｔ含む
。この具体例では、カウンタ１３と６クロツク”１４と
ｔ會む別の計数器１２が示されている。この計数器１２
は例えば、極めて短い時間周期で作動し、廃棄物中の体
積当シ放射能及び／又は質量当ｐ放射能の測定とプルト
ニウム質量の算定とを行なう時間を節約し得るプレカウ
ント；ｉｔ数器で６ってもよい。即ち、成る補のドラム
缶は十分な電のプルトニウムを言むので、数秒後に誉込
ま扛たパルス数かう体積当り放射能と′ＪＲ量当り放射
能とプルトニウム實艦とを有効なａＫで十分に測定し得
る。勿論計数器４，１２は先の具体例と同じくコンピュ
ータ１１に＃：成され得る。

第６図は、被染廃棄物を収容した容器ｌと第５図の具体
例の多数検出菓子２とｔ示すｇ＃Ｉｉ斜視図である。こ
の具体例で検出索子は、容器ｌに対する検出素子の立体
角α１．α黛、α３．α４の和が実質的に一定になるよ
うに配置されている。判り易いように４つの検出菓子を
図示したが、別の個数の検出素子を使用し得ることは勿
論間らがであろう。

円柱形の検出菓子は容易に運搬できるので、或ル櫓ノ物
体又は廃棄物を現場でコントロールスルことが可能であ
る。また、いかなる型のパッケージにも適応し得る。こ
の中には大型パッケージ（数ｔ、１００ｔ、２００ｔの
ドラム缶、・＋用＋＋＋＋１、７　Ｘ　１．７　Ｘ　１
．７　ｍのコンテナ）も含まれる。

更に、例えばヘリウムを含む唯１つの小型デテクタを備
えた運搬し易い小型装置を構成し、この装置を用いて廃
棄物？ドラム缶に導入する前にグローブボックスの出口
でＩ！接コントロールすることもＩＩＩＴ能である。

極めて多様な化学形で存在するプルトニウム全使用する
装置に於いて本発明のデバイスは、各化学形にＩｊ！１
１Ｍのプルトニウムの比中注子放出全考察し得る。

一本発明方法を実施し得るデバイスは既存のデバイスエ
９もはるかに１に単である。

即ち、仮雑なγ線分光測定システムが不をである。自発
核分裂中性子を反応中性子（α、ｎ）から区別する必要
がｌよい。簡単なｉｔ数器で十分である。同じ様分裂か
ら生じた中性子の同時計数が不要なので数十個の中性子
デテクタを備える必要がない。成る棟の用途では１つの
デテクタで十分であり別の用途では数個のデテクタで十
分である。

α線デテクタのラック型移動システム全設置しなくても
よい。メーンテーブルの設置も省略し得る。

円柱状ポリテンリングの設置も省略し得る。機械的部分
は固定された機械的サポートだけである。

故障しても専門家に頼む必要がない。

−廃粱吻の督度の不均質性が測冨結釆に与える影４は、
公知の方法及びデバイスでの影響に比べれば無に尋しい
。例えば、厚み１１のしんちゅうパッケージでグルトニ
クム源’ｋｉｆｆｌ囲したときにｊ　ｌ’ｉｔ欽結釆に
検出可能な影響は生じない。更に、％のビニルと％の綿
とイのゴムと？含む廃棄物全充填した１ｏｏｚのドラム
缶内の源に関しで測定したときにも、計数結果の違いは
全く生じなか−）た。

ま７Ｃｓ同じ源全しっくい屑を詰めた同じドラム間に入
れて測定したときにも、計数結果の違いは生じなかった
。

一本発明の方法及びデバイスは安全規制を光足し得る。

プル）ニウムの化学形がわからない１１安全注を高める
ために、比甲注子放出の小さい力の１１μについて考察
する。

更に、同じく女全性？高めるために、全ての蟹生中性子
放出勿配慮して、体積当り放射能と負殖当り放射能と′
Ｒ鉦とｔ多めに見積る。

従来の方法及びデバイスでは汚染の壁間分布の不均質性
が主要／Ｚ欠点の１つの原因を成していた。

本発明の方法及びデバイスでは、グルトニクムによって
放出さｎた極度に透過性の粒子たる中性子しか利用しな
いこと、及び、移動及び連載が容易で６５いかなる幾何
学形にも適応し得る円柱形検出素子ｔ１つ以上使用する
こと、に工って前記入点が除去される。

従って、唯一つの検出素子ｔオリ用するときは、検出素
子２１２１缶又はコンテナから１ｉｉ１１：隔させ、検
出部の長さく及び場合によっては幅、１平面”デテクタ
の場合）ｔ１源の分布の関数たるフルエンスの幾何学的
成分及び物理的成分の変化とっながり勿持つ誤走祁囲が
実質的に無視できる値になるか、又は、ｉ′Ｆ谷できる
ＰＲｒｓり低い値になるように決定する。このため、ド
ラム缶と検出素子との間の距離と検出部の長さ（及び場
合によっては幅。

″平凹”デテクタの場合〕とは、ドラム山又はコンテナ
のすべての点と検出素子とがドラム缶又はコンテナ内の
廃棄物の位置に関わり無く実質的に同じ立体角を成すよ
うに選択ざｎる。

この配慮？複数検出素子にも広り゛ることができる。複
数検出素子の場合にはドラム缶又はコンテナの全ての点
と検出ｔ！Ｄとの立体角の和がデテクタの位置に関わｐ
無く実質的に一定であるような構成が採用される。

従って本発明の方法及びデバイスにょｎば、デテクタの
１叶数及び位置と、デテクタの検出部の寸法と、ドラム
缶又はコンテナからの距離（これは、方法及びデバイス
のデーメに関与する別のパラメータの関数であるりとに
：＋ａ当に選択することによって、ソースの壁間分布の
不均買性の影＃を無視し得る値又は許容し侍る値に低減
することが０Ｊ舵である。

汚染の壁間分布の不ＰＪ貞性による影響を低減するため
に、公知デバイス−Ｃは好ましい素子の１つとしてメー
ンテーブル勿使用していた。本発明のデバイスでも一回
転中に立体角の変化を平均化し得るターンテーブルを勿
論使用し得るが、ターンテーブルの使用が必須ではない
。これもまた本発明の方法及びデバイスの利点でるる。

−寄生γ線放射の影響は実質的に零である。

更に、本＠明の方法及びデバイスの別の利点全指摘して
おきたい。即ち、公知の方法及びデバイスはガンマ分光
測定？利用するため核分裂生成物の残留油性が小さいと
きにしか使用できないが、本発明の方法及びデバイスで
はこのような制約がない。

デテクタとカウンタとは電流コレクタ型」胃幅器と共に
作動するので、強いγ線放射の存在下でも１吏用できる
工すに中性子デテクタの使用孔１ａ１（ｉ−拡大し得る
。即ちこのようなシステムでは、振幅の和が弁別しきい
値以上になり雑音計数勿兜生させる工うなγパルススタ
ックの大部分を消表し得る。

こわらの末件では、（祇荷増嘱器を用いたときのり常用
使用ｐｉ　ｉｉが１００　ｍｒａｄ／時乃至１　ｒａｄ
　７時であるようｌＥヘリウム３型デテクメがγ線Ｊｉ
＄４０ｒａｄ　７時まで作動し得る。

ｒａ分光測定の原理をオυ用しない本発明の方法及びデ
バイスでは、デテクタの使用可能範曲が極めて拡大され
ており、従って、公知の方法及びデバイスで不可能であ
っ７？：測定即ち無視できない量の核分裂生成物の存在
下でのプルトニクム汚染廃′！Ｊ、物の体積及び質量当
り放射能の測定が可能である。

一バツクージされた廃棄物の宿借係数（ｋｅｆｆ　）は
、測定のときに検出システム自体によって増加しではな
らない。円柱状ポリテンリングを使用する公知の方法及
びデバイスでは廃棄物の同曲に事実上の反射材が導入さ
れたことになり従って増倍効果が増す。

本発明で提案さ扛之屏決方法では検出素子の影響は無に
等しく、こｎによるｋｅｆｆ瑠倍係数倍係数は生じない
。

廃棄物の体積当シ及び／又は買量当シの６α”放射能全
測定し対応するプル）＝ラム貝ｍ’ｉｘ定するために、
従来の複雑な中性子合致法（中性子同時計数法）全使用
せず全部の中性子を計数する藺単な中性子ｆＩｔ故装置
を使用することが可能である。従って、デバイスが間車
で必り、また、γ線分光測定の使用と中性子−８一致法
とによって課せられる制約が無い。

従来の中性子合致法では、本発明方法と違って、同じ核
分裂で生じた中性子の同時計数を正確に記録するために
多数のデテクタを使用する必要がある。デテクタの使用
個数が更に増加すること？避けるためにこれらデテクタ
はコンテナにできるだけ接近して配置されるが、このた
め、掠の空間分布の不均質性の影響が極めて大きくなり
、ドラム缶ｈａ囲する円柱状リングより成る反射材によ
る増倍効果もかなジ大きくなる。

本発明方法は更に、分光測定結果に依存する従来方法と
違って、カウンタでの線量率が４０　ｒａｄ／時まで許
容されるので、核分裂生成物従って放射性物質の仔在中
でもプルトニウムＣ汚染さＩｔｆＣ廃棄物の体積当ｐ放
射能とＲ鷺当り放射Ｉ］目とを測定し得る。多くの場合
コンテナに皮触しているときのカウンタの線量率が基準
の許容線盾率と考えられるのでコンテナの壁がら比較的
離間して配置されるカウンタの実際の許容線Ｍ率は逼か
に旨いと考えてよい。即ち、カウンタが放射性廃棄物全
放射性でない廃棄物と実質的に同様に処理し得るとぼっ
てよい。

参考文献 （υ　１９６６年６月３０日付仏共ａ国官報（Ｊｏｕｒ
ｎａｌ　ｏｆｆｉｅｌｅｌ　ｄｏ　ｌａ　Ｒ６ｐｕｂｌ
ｉｑｕｅ　Ｆｒａｎ９ａｉｓｅ　）、１９６６年６月２
０日付デクレ（Ｄｊｃｒｅｔ　）　Ａ６６６−４５０゜ ＋２１　ＥＹＲＩＣＨ−ＣＵＣＨＩに−８ＨＡＦＩＥＥ
　：　２００　を入９廃棄物ｇ器内のプルトニウムを定
量するための中性子井戸計数器（Ａ　ｎｅｕｔｒｏｎ　
ｗｅｌｌ　ｃｏｕｎｔｅｒｆｏｒ　ｐｌｕｔｏｎｉｕｍ
　ａａｓａｙ　ｌｎ２００　ｔ　ｗａｇｔｅ　ｂａｒｒ
ｅｌｇ　）。

１５９〜１７４ページ。

１９７９年９月２５日〜２８日開催のＰｕ汚染ｙＡ棄物
のモニタリングに関する国際会急（Ｉｎｔｅｒｎａｔｉ
ｏｎａｌ　ｍｅｅｔｉｎｇ　ｏｎ　ｍｏｎｉｔｏｒｉｎ
ｇ　ｏｆ　Ｐｕ　−ｃｏｎｔａｍｉｎａｔｅｄ　ｗａａ
Ｌｅ　）　（ｌ５ＰＲＡ　）の−４［ＥＵＲ６６２９（
１９７９年）。

（３）　ＡＲＮＡＬ　−ＤＵＭＥＳＮＩＬ−ＥＤＥＬ、
ＩＮＥ　−ＧＡＮＩＶＥＴ：燃料の製造及び再処理装置
における中性子管理の適用（Ａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎ　
ｄｅ　ｃｏｎｔｒ８１ｅａ　ｎｅｕｔｒｏｎｉｑｕａｓ
ｄａｎａ　ｌｅｓ　１ｎａｔａｌｌａｔｉｏｎｓ　ｄｅ
　ｆａｂｒｉｃａｔｉｏｎ　ｅｔ　ｄｅｒｅｔｒａｌｔ
ｅｍｅｎｔ　ｄｅ＋ｓ　ｃｏｍｂｕｇｔｉｂｌｏａ　）
　、ウィーン。

ＩＡＥＡ−ＣＮ−２５３−（１９７７年）。１９７７年
５月２日〜１３日、ザルッフ゛ルグ国際会議議事録。原
子力及びその燃料サイクル（ＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒ
　ａｎｄ　ｉｔｓ　Ｆｕｅｌ　Ｃｙｃｌｅ　）　、第７
巻、５５９〜５７６ページ。

＋４）　Ｓｌ（ＥＲ−ＵＮＩＴＥＲＭＹＥＲ：非破壊手
段による核分裂性′物質の検出（Ｔｈｅ　ｄｅｔｅｃｔ
ｉｏｎ　ｏｆ　ｆｉｓａｌｏｎｎｂｌｅｍａｔｅｒｉａ
ｌｓ　ｂｙ　ｎｏｎ−ｄｅｓｔｒｕｃｔｉｖｅ　ｍｏａ
ｎｓ　）、アメリカンニュークリアソサイエティー（Ａ
ｍｏｒｉｃａｎＮｕｃｌｅａｒ　５ｏｃｉｅｔｙハ　１
９８０年。

（５１５ＷＡＮＳＥＮ−ＣＯＬＬＩＮＳｖＶＯＲＴｉ（
−ＫＲＩＣＩ（：熱中性子＃Ｆ数器用シフトレジスタ四
時１ｔＭエレクトロニクスシステム（５ｈｉｆｔ　ｒｅ
ｇｉｓｔｏｒ　ｃｏｌｎｃｌｄｅｎｃｅｅｌｅｃｔｒｏ
ｎｉｃｓ　ｓｙｓｔｅｍｓ　ｆｏｒ　ｔｈｅｒｍａｌ　
ｎｅｕｔｒｏｎ　ｃｏｕｎｔ＠ｒ）。

核計装及び方法（Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｉｎｓｔｒｕｍｅｎ
ｔｓ　ａｎｄＭｅｔｈｏｄ　）　１７６　（１９８０年
〕。

＋６）　ＨＯＯＴＯＮ−ＬＥＥＳ　：　Ｐｕ−同時＠を
数形耐数システムの数学的モデル（Ａｍａｔｈｅｍａｔ
ｉｃａｌ　ｍｏｄｅｌ　ｏｆＰｕ−ｃｏｉｎｃｉｄｅｎ
ｃｅ　ｃｏｕｎｔｉｎｇ　ｓｙｓｔｅｍｓ　）、１９７
９年９月２５日〜２８日ｌ５ｐｒａ、　４０７〜４１６
ページ。

１７）　ＫＩＲＣＨＮＥＲ−ＦＩＬＳＳ−ＭＥＲＺ：５
ｂ−Ｂｅ”Ｐ性子源を用いるＰｕ汚染廃棄物の非破壊的
モニタリング（Ｎｏｎ　ｄｅｓｔｒｕｃｔｌｖｅ　ｍｏ
ｎｉｔｏｒｉｎｇ　ｏｆ　Ｐｕ　−Ｃｏｎｔａｍｉｎａ
ｔｅｄ　ｗａｓｔｅｓ　ｕｔｉｌｌｚｉｎｇ　ａ　Ｓｂ
　−Ｂｅ　ｎｅｕｔｒｏｎｓｏｕｒｃｅ　）　＋　１９
７９年９月２５日〜２ｉ日ｌ５ｐｒａｓ２８７〜２９５
ページ。

＋８）　ＣＲＡＮＥ　：　””Ｃｆ定量システムによる
５５ガロン入９固体廃棄物容器の１０　ｎＣ１ｇ　レベ
ルでのＰｕ汚染測定（Ｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔ　ｏｆ　
Ｐｕ　ｃｏｎｔａｍｉｎａｔｉｏｎａｔ　ｔｈｅ　１０
　ｎｃｉｇ　１ｅｖｅｌ　ｉｎ　５５　ｇａｌｌｏｎ　
ｂａｒｒａｌｓ　ｏｆｓｏｌｉｄ　ｗａｓｔｅ　ｗｉｔ
ｈ　ａ　””Ｃｆ　ａｓｓａｙ　ｓｙｓｔｅｍｓ　）　
＋１９７９年９月２５日〜２８日ｌ５ｐｒａ＋　２１７
〜２２６ページ。

（９）　ＢＲｇＭＮＮＲ−ＭＡＣＬＥＯＤ　：　ＤＯＵ
ＮＲＥＡＹ原子力開発研究所におけるプルトニウム燃料
再処理用総合固体廃棄物測定システム（Ａｎ　ｉｎｔｅ
ｇｒａｔｅｄａｏｌｉｄ　ｗａｓｔｅ　ｍｅａｓｕｒｅ
ｍｅｎｔ　ｓｙｓｔｅｍ６　ｆｏｒ　ｐｌｕｔｏｎｉｕ
ｍｆｕｅｌ　ｒｅｐｒｏｃｅｓａｉｎｇ　ａｔ　ＤＯＵ
ＮＲｇＡＹ　ｎｕｃｌｅａｒ　ｐｏｗｅｒｄｅｖｅｌｏ
ｐｍｅｎｔ　ｅａｔａｂｌｉａｈｍｅｎｔ　）　＋　１
９７９年９月２５日〜２８日ｌ１ｐｒａ＋　２９〜４０
ページ。

１１１　Ｔ、　ＡＲＮＡＬ、　Ｇ、　Ｃ０ＵＳＩＮＯＵ
：プルトニウム上ペースとする燃料の製造工場から排出
される廃棄物に言まれる核分裂性物質の血の測定 （Ｄｅｔｅｒｍｉｎａｔｉｏｎ　ｄｏｓ　ｑｕａｎｔｉ
ｔ６ｓ　ｄｅ　ｍａＬＩ２ｒｅｓ　ｆｉｓｇｌｌｅｓｃ
ｏｎｔｅｎｕｅｓ　ｄａｎｓ　ｌｅｓ　ｄ６ｃｈｅｔｓ
　ｐｒｏｖａｎａｎｔ　ｄｅｓ　ａｔｅｌｉｅｒｓｄｏ
　ｆａｂｒｉｃａｔｉｏｎ　ｄｏｓ　ｃｏｍｂｕｓｔｉ
ｂｌｅｓ　ｉ　ｂａｓｅ　ｄｏ　ｐｌｕｔｏｎｌｕｒｒ
＋）＋１９７９手９月２５日〜２８日のＰｕ汚染廃棄物
のモニタリングに関する国際会議１ｓｐｒａ、　４９７
〜５１０ページ。

（Ｌυ　ＦＩＣＨＥ、１３ＮＲＮＥ、Ｉ、ＡＣＲＵＣＩ
　：γ分光測定と中性子計数とによる低放射能ドジム缶
内のプルトニウム量の６１１ｊ定（Ｍｅｓｕｒｅ　ｄｅ
　ｌａ　ｑｕａｎｔｌｔｊ　ｄ。

ｐｌｕｔｏｎｉｕｍ　ｃｏｎｔｅｎｕｅ　ｄａｎａ　ｄ
ｅｓ　ｆ’Ｑｔｓ　ｄｅ　ｆａｉｂｌｅ　ａｃｔｌｖｉ
ｔシｐａｒ　ｓｐｅｃｔｒｏｍｅｔｒｌｅ　ｇａｍｍａ
　ａｔ　ａｏｍｐｔａｇｅ　ｎｅｕｔｒｏｎｌｑｕす。

１９７９年９月２５日〜２８日Ｉｇｐｒａ＋　２２７〜
２４６ページ。

（Ｌａ　ワーキンググループ３”４鋼的研死及び核デー
タ　（Ｔｈｅｏｒｅｔｉｃａｌ　５ｔｕｄｉｅｓ　ａｎ
ｄ　ｎｕｃｌｅａｒ　ｄａｔａ　）　″　。

１９７９年９月２５日〜２８日１ａｐｒａ＋　５６３〜
５６６ページ。

文献（６）〜αりは１９７９年９月２５日〜２８日に開
催さ扛たＰｕ汚染廃棄物のモニタリングに関する国際会
議（ＩＳＰＲＡ、ｌの議事録ＥＵＲ６６２９（１９７９
年ハ０抜粋したものである。

【図面の簡単な説明】

第１図は、プルトニウム（Ｉ−発生する加圧水型原子炉
（ＰＷＲ，ｌの燃料の燃焼度の関数として、以下のパラ
メータ変化、即ち、 一プルトニウムｇ当りの（α十βノ放射能（ＣＩ／ｇ、
）。 一本発明の改良によって測定される質量数２４１の同位
体？含めてプルトニウムの全ての同位体の混汗物の最大
許容良度＜ｃ１７ｒｒｔ）。 −１ｏｏｔのドラム缶中の２．ｌＯ番ＣＭＡのプルトニ
ウムに対応するドラム缶当りのプルトニウムの＊−（り
〕。 一プルトニウム２．１０’　ＣＭＡの１００ｔのドラム
缶の中性子放出（毎秒ドラム缶尚ジの中性子数）の変化
の例を示ナグラフ、 第２図は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）のスで；料から発
生したプルトニウムに関する第１図と同じパラメータ変
化を示すグラフ、ｒ（１３図は本発明デバイスの１つの
具体例の概略説明図、第４図は第３図のデバイスの剖分
断向図、第５図は本光ψＪデバイスの別の具体例の概略
説明図、４６図はら拝５図のデバイスの部分斜視図であ
る。 ｌ・・・容器、２・・・検出バチ、３・・・増１１Ｖ、
（器、４・・・酎・数冊、５・・・カウンタ、６・・・
クロック手段、７・・・カドミウム壁、８・・・デテク
タ、９・・・ポリテン壁、１１・・・フロセッサ、１２
・・・ｄｔ故数冊１３・・・カウンタ、１４・・・クロ
ック。 代理人弁理士今　村　元

Claims (6)

【特許請求の範囲】
1. （１）　廃棄物中の単位体積及び／又は単位買量当シ放
   射能を測定しプルトニウム憤−ｍ’ｔＪ４定するために
   、プルトニウムの同位体組成に関わり無くプルトニウム
   とその化付物との総中性子放出のみｔ測定することｔ％
   畝とする方法。
2. （２）最大許容像度数（ＣｈＶｉ　Ａ　）で示される廃
   棄物の単位体積当シ放射能ｎか北都式中、Ｎは所定体積
   の廃棄物によって生じた柘甲住子放出？示してＢＪ、Ｓ
   ｎはこの所定体積での蛙大許容蹟度に対応する中性子放
   出を示す〕の算出によって得らｎること？！″特敢とす
   る特許請求の祁ｄ第１項に記載の方法。
3. （３）トン当りのキュリーで示される廃棄物の単位貞量
   当シ放射能が、比―紛〔式中、Ｎは所定体積の廃棄物に
   よって生じ７ｃｅｃｆｈ中性子放出孕示しておＩ、ｍは
   この廃棄物の質量ケ示し°Ｃおり、Ｓａはｄａプルトニ
   ワム化合物の放射能１キュリー当りのプルトニウムの中
   性子放出を示ｔ］の算出によって得られること分特徴と
   する特許請求の４１１χ四ｌ訂１項に記載の方法。
4. （４）　所定体積の廃−＃物に宮鷲れるプルトニウム質
   屋が比５〔式中、Ｎは所定体積の廃棄物によって生じｆ
   Ｃ総中性子放出を示しており、ＳＭは該当化合物のプル
   トニウムの単位質殖当りの中注子放出會示す〕の算出に
   工ってイ尋られること１ｒ、特徴とする特許請求のｉｌ
   ｌαｌｌα項第１項の方法。
5. （５）廃棄物中の単位体績当り及び／又は単位質量当ジ
   放射能を測定し且つプルトニウム貞Ｍ１：に禅定するた
   めのデバイスであシ、廃棄物によって放出された全ての
   中性子全中性子の起源に関わり無く検出し得る少くとも
   １つの検出素子と、検出素子が受容した中性子を計数す
   べく検出素子の出力に接続された計数器とｔ含んでおシ
   、前記検出素子は、廃棄物の全ての点と検出素子とが実
   質的に一定の立体角を成すように配置されていることに
   特徴とするデバイス。
6. （６）複数個の検出素子會含んでおり、これらの検出素
   子は、廃棄物と検出素子とが成す立体角のオロが実質的
   に一定になるＬうに配置されており、計数器は検出素子
   の出力に接続されていることｔ特徴とする特許請求の範
   ｔａｌ第５項に記載のデバイス。 （７１ｉｉ数器が、所定時間についての計数を行ない得
   るカウンタ？含むことを特数とする特許請求の範囲第５
   項又は第６項に記載のデバイス。 ＋８）谷検出素子の一部又は全部が中性子減速壁によっ
   て也囲されていること？特数とするｔＦ！ｆ軒請（９）
   軽水型原子炉の燃焼廃棄物中の単位体積当り及び／又は
   単位質量当９放射能を測定しプルトニウム質量を算定す
   るための特許請求の範囲第１項に記載の方法の使用。