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
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Info
- Publication number
- JPS607379A JPS607379A JP59112893A JP11289384A JPS607379A JP S607379 A JPS607379 A JP S607379A JP 59112893 A JP59112893 A JP 59112893A JP 11289384 A JP11289384 A JP 11289384A JP S607379 A JPS607379 A JP S607379A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- plutonium
- waste
- radioactivity
- neutron
- mass
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
- G01T1/16—Measuring radiation intensity
- G01T1/167—Measuring radioactive content of objects, e.g. contamination
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
- G01N23/00—Investigating or analysing materials by the use of wave or particle radiation, e.g. X-rays or neutrons, not covered by groups G01N3/00 – G01N17/00, G01N21/00 or G01N22/00
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
- G01T1/16—Measuring radiation intensity
- G01T1/17—Circuit arrangements not adapted to a particular type of detector
- G01T1/178—Circuit arrangements not adapted to a particular type of detector for measuring specific activity in the presence of other radioactive substances, e.g. natural, in the air or in liquids such as rain water
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T3/00—Measuring neutron radiation
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Analytical Chemistry (AREA)
- Biochemistry (AREA)
- General Health & Medical Sciences (AREA)
- Immunology (AREA)
- Pathology (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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)。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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)。
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)。
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。
(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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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
。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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)。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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)。
「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。
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。
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。
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)。
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。
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。
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。
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)。
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)。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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」。
。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。
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。
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。
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。
(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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
/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。
、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。
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。
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。
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
。
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。
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。
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。
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。
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。
゜ 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。
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
。
!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。
.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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
、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。
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。
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。
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。
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。
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。
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
。
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。
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。
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。
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。
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、)。
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)。
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)。
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 )。
・ 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。
)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。
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。
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。
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。
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。
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。
#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。
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。
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。
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。
−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。
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。
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。
、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
。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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
。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
、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
。
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。
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。
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。
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 )。
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)。
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。
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。
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。
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)。
−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
〕。
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。
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。
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。
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。
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。
: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。
: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。
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。
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 ) ″ 。
タ (Theoretical 5tudies an
d nuclear data ) ″ 。
1979年9月25日〜28日1apra+ 563〜
566ページ。
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。
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。
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
(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)
- (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)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)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) 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)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)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。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR8309050 | 1983-06-01 | ||
FR8309050A FR2547061B1 (fr) | 1983-06-01 | 1983-06-01 | Procede pour determiner l'activite volumique et estimer la masse de plutonium contenu dans des dechets et dispositif pour la mise en oeuvre de ce procede |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS607379A true JPS607379A (ja) | 1985-01-16 |
Family
ID=9289370
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP59112893A Pending JPS607379A (ja) | 1983-06-01 | 1984-06-01 | 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 |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
EP (1) | EP0130099B1 (ja) |
JP (1) | JPS607379A (ja) |
KR (1) | KR910007717B1 (ja) |
DE (1) | DE3478720D1 (ja) |
FR (1) | FR2547061B1 (ja) |
Families Citing this family (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB8413236D0 (en) * | 1984-05-23 | 1984-06-27 | British Nuclear Fuels Plc | Plutonium concentration measurement |
ES8801734A1 (es) * | 1985-07-11 | 1988-02-16 | Westinghouse Electric Corp | Sistema para caracterizar el peso, estado fisico y contenido isotopico de residuos radiactivos contenidos en un contenedor de residuos |
FR2764383B1 (fr) * | 1997-06-06 | 1999-07-23 | Commissariat Energie Atomique | Procede et dispositif de mesure de la proportion relative de plutonium et d'uranium dans un corps |
WO2003076469A2 (en) * | 2002-03-11 | 2003-09-18 | Philogen S.P.A. | Antibodies derived rom anti ed-b l19 and targeting tumor vasculature |
KR101987802B1 (ko) * | 2017-10-30 | 2019-06-11 | 양정진 | 휴대용 접이식 차량막 |
FR3075976B1 (fr) * | 2017-12-21 | 2020-01-10 | Areva Nc | Procede de determination d'une quantite d'un radio-isotope |
Family Cites Families (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1275794B (de) * | 1959-10-17 | 1969-04-24 | Interatom | Verfahren zur Gewinnung von Rechenwerten fuer die zerstoerungsfreie und getrennte Bestimmung der Konzentration spaltbarer Stoffe, insbesondere in Kernreaktorbrennstoffelementen |
ZA813295B (en) * | 1980-06-16 | 1982-01-27 | N Baron | Self-regulating neutron coincidence counter |
-
1983
- 1983-06-01 FR FR8309050A patent/FR2547061B1/fr not_active Expired
-
1984
- 1984-05-29 DE DE8484401104T patent/DE3478720D1/de not_active Expired
- 1984-05-29 EP EP84401104A patent/EP0130099B1/fr not_active Expired
- 1984-06-01 KR KR1019840003072A patent/KR910007717B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1984-06-01 JP JP59112893A patent/JPS607379A/ja active Pending
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR2547061B1 (fr) | 1985-07-05 |
KR850000678A (ko) | 1985-02-28 |
FR2547061A1 (fr) | 1984-12-07 |
DE3478720D1 (en) | 1989-07-20 |
KR910007717B1 (ko) | 1991-09-30 |
EP0130099B1 (fr) | 1989-06-14 |
EP0130099A1 (fr) | 1985-01-02 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US4483816A (en) | Apparatus and method for quantitative assay of generic transuranic wastes from nuclear reactors | |
Hopkins et al. | Neutron capture to fission ratios in U233, U235, Pu239 | |
Gozani | Active nondestructive assay of nuclear materials: principles and applications | |
Caldwell et al. | Los Alamos second-generation system for passive and active neutron assays of drum-size containers | |
Nicol et al. | Feasibility study of 235U and 239Pu characterization in radioactive waste drums using neutron-induced fission delayed gamma rays | |
Lyoussi et al. | Transuranic waste detection by photon interrogation and on-line delayed neutron counting | |
US3736429A (en) | Random source interrogation system | |
Žagar et al. | Long-lived activation products in TRIGA Mark II research reactor concrete shield: calculation and experiment | |
JPS607379A (ja) | 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 | |
JP2004037106A (ja) | 廃棄物中の放射能測定装置 | |
Zagar et al. | Neutron activation measurements in research reactor concrete shield | |
Nicol et al. | 235U and 239Pu characterization in radioactive waste using neutron-induced fission delayed gamma rays | |
Pe´ rot et al. | Experimental qualification with a scale one mock-up of the “measurement and sorting unit” for bituminized waste drums | |
Passard et al. | PROMETHEE: an alpha low level waste assay system using passive and active neutron measurement methods | |
Eccleston et al. | Measurement system for high enriched spent fuel assemblies and waste solids | |
Savidou et al. | Characterization of radioactive waste drums by non destructive gamma spectrometry | |
Kent | Cosmic-ray neutron measurements | |
Tshabalala | Characterisation of the uranium tetrafluoride unburnt materials using non-destructive assay techniques for safeguards purposes | |
Hatcher et al. | Elements of nondestructive assay (NDA) technology | |
East et al. | Fundamental fission signatures and their applications to nuclear safeguards | |
Lu et al. | Analysis of active well coincidence counter measurements | |
Eccleston et al. | Monte Carlo calculational design of an NDA instrument for the assay of waste products from high enriched uranium spent fuels | |
Shahrokhi et al. | State-of-the art in non-destructive assay systems and their applications to an LMFBR aqueous fuel reprocessing plant | |
Interrogation | Passive Neutron Assay | |
Miller et al. | High speed multi-channel nuclear fuel scanner |