JPS62179684A - 低レベル固体廃棄物中の含有放射性核種評価測定システム - Google Patents
低レベル固体廃棄物中の含有放射性核種評価測定システムInfo
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- JPS62179684A JPS62179684A JP61020229A JP2022986A JPS62179684A JP S62179684 A JPS62179684 A JP S62179684A JP 61020229 A JP61020229 A JP 61020229A JP 2022986 A JP2022986 A JP 2022986A JP S62179684 A JPS62179684 A JP S62179684A
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Landscapes
- 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】
［産業上の利用分野］
本発明は低レベル固体廃棄物中の含有放射性核種評価測
定システムに関する。
定システムに関する。
［従来技術］
従来、固体廃棄物中の含有放射性核種の評価測定システ
ムとしては以下のものがあった。
ムとしては以下のものがあった。
■：セグメンテッド・ガンマ・キャン・スキャナー （
Ｓ ｅｇｉｅｎｔｅｄ Ｇ ａｍｌａ Ｃａｎ
Ｓ ｃａｎｎｅｒ）（キャンベラ社製） この測定システムは、ＴＲＵ （超ウラン元素）の測定
のために開発、製作されたものであり、測定精度は±２
０％、測定時間は約１５分である。この測定システムは
Ｇｅ（Ｌｉ）シンチレーション検出器、ＭＣＡ （多重
波高分析器）およびミニコンから成る装置を使用し、ド
ラム缶を各セグメントに分割し、それごとに核種濃度を
測定している。
Ｓ ｅｇｉｅｎｔｅｄ Ｇ ａｍｌａ Ｃａｎ
Ｓ ｃａｎｎｅｒ）（キャンベラ社製） この測定システムは、ＴＲＵ （超ウラン元素）の測定
のために開発、製作されたものであり、測定精度は±２
０％、測定時間は約１５分である。この測定システムは
Ｇｅ（Ｌｉ）シンチレーション検出器、ＭＣＡ （多重
波高分析器）およびミニコンから成る装置を使用し、ド
ラム缶を各セグメントに分割し、それごとに核種濃度を
測定している。
■：原子力環境整備センターの核種測定システム（ＮＡ
ＩＧ） この測定システムの測定時間は約１０分であり、外部線
源と、Ｎａ Ｉ （Ｔｌ）シンチレーションを用いたド
ラム缶の密度測定およびＧｅ （Ｌｉ ）シンチレー
ション検出器、ＭＣＡ （多重波高分析器）より構成さ
れ、上記■と同様ドラム缶を各セグメントに分割し、そ
れごとに核種濃度を測定することにしている。
ＩＧ） この測定システムの測定時間は約１０分であり、外部線
源と、Ｎａ Ｉ （Ｔｌ）シンチレーションを用いたド
ラム缶の密度測定およびＧｅ （Ｌｉ ）シンチレー
ション検出器、ＭＣＡ （多重波高分析器）より構成さ
れ、上記■と同様ドラム缶を各セグメントに分割し、そ
れごとに核種濃度を測定することにしている。
［発明が解決しようとしている問題点］しかしながら上
記従来の測定システムは、ドラム缶をセグメントに分割
し、それごとに核種濃度を測定することにしており、測
定時間が長く、処理量が小さいことやβ核種などの外部
からの測定が困難な核種の同定が不可能であった。
記従来の測定システムは、ドラム缶をセグメントに分割
し、それごとに核種濃度を測定することにしており、測
定時間が長く、処理量が小さいことやβ核種などの外部
からの測定が困難な核種の同定が不可能であった。
したがって、本発明の目的は、原子力施設から発生する
低レベル固体廃棄物の最終貯蔵処分に際し、廃棄物中の
核種ごとの放射能含有聞を妥当な精度をもって短時間に
同定可能とした含有放射性核種評価測定システムを提供
するものである。
低レベル固体廃棄物の最終貯蔵処分に際し、廃棄物中の
核種ごとの放射能含有聞を妥当な精度をもって短時間に
同定可能とした含有放射性核種評価測定システムを提供
するものである。
［問題を解決するための手段］
前述の目的を達成するため、本発明においては、炉水デ
ータと測定固体廃棄体データからＦＰβ核種よびＣＰβ
核種代表核種に対する他の測定不可能な核種の相関を求
め、固体廃棄体データとの照合により全体の核種比率を
同定し、 Ｎａ Ｉ （１１）シンチレーション検出器によって各
代表核種の比率を測定し、 大面積のシンチレーション検出器によってグロスγ線量
を測定し、 次いで、上記代表核種の線源強度を算出し、しかる後に
前述の核種比率に基づいて代表核種以外の核種の線源強
度を算出するようにしである。
ータと測定固体廃棄体データからＦＰβ核種よびＣＰβ
核種代表核種に対する他の測定不可能な核種の相関を求
め、固体廃棄体データとの照合により全体の核種比率を
同定し、 Ｎａ Ｉ （１１）シンチレーション検出器によって各
代表核種の比率を測定し、 大面積のシンチレーション検出器によってグロスγ線量
を測定し、 次いで、上記代表核種の線源強度を算出し、しかる後に
前述の核種比率に基づいて代表核種以外の核種の線源強
度を算出するようにしである。
従って、ｆｌＳｒ等の測定不能なβ核種の線源強度も算
出できることになる。
出できることになる。
［実施例コ
以下本発明の実施例を添付した図面に基づいて説明する
。
。
第１図は本発明に係る測定システムの実施例の概略を示
すフロー図である。
すフロー図である。
フローＡは核種比率を同定するためのフローである。
１は年度別あるいは月別の炉水の放射能濃度データ、２
は固体廃棄体（多くの場合は２００ノドラム缶）のデー
タで年度、内容物、重量、形状等の情報である。
は固体廃棄体（多くの場合は２００ノドラム缶）のデー
タで年度、内容物、重量、形状等の情報である。
３は上記炉水データ１、固体廃棄体データ２を相関させ
て核種比率の同定４を行なうための相関データである。
て核種比率の同定４を行なうための相関データである。
フローへのうち、炉水データ１は放射能濃度データに関
するものである。このデータは主として初期のＣＰおよ
びＦＰ核種比率を提供するものである。固体廃棄体デー
タ２のうち、その発生年度から測定日までの経過日数が
わかる。日数が経過すると核種固有の半減期によりその
比率に変化が生じるので、相関データ３によって補正を
加え、核種比率の同定を行なう（７０−Ａの４）。
するものである。このデータは主として初期のＣＰおよ
びＦＰ核種比率を提供するものである。固体廃棄体デー
タ２のうち、その発生年度から測定日までの経過日数が
わかる。日数が経過すると核種固有の半減期によりその
比率に変化が生じるので、相関データ３によって補正を
加え、核種比率の同定を行なう（７０−Ａの４）。
フローＢは代表核種として選定した４′ｃｏ。
／Ｊ？Ｃ３の爵を測定するためのものである。
なお、６′ＣＯはＣＰ （Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ Ｐ
ｒｏｄｕｃｔ ）、ｔＪ７Ｃ３はＦ Ｐ （Ｆ １ｓｓ
ｉｏｎ Ｐｒｏｄｕｃｔ） （Ｄ代表核種として選定
されている。
ｒｏｄｕｃｔ ）、ｔＪ７Ｃ３はＦ Ｐ （Ｆ １ｓｓ
ｉｏｎ Ｐｒｏｄｕｃｔ） （Ｄ代表核種として選定
されている。
フローＢではＮａ ｔ （Ｔｌ＞シンチレーション検出
器による ｃｏ 、／’７Ｃｓの比率の測定５および大
面積のシンチレーション検出器によるグロスγ線量の測
定６を行なう。一方、固体廃棄体データ２の内容物、重
量、形状等の情報を使用して減衰距離を算出７する。５
．６．７で得た情報によって、 ”Ｃｏ ＋ ”’Ｃｓの線源強度を算出８する。
器による ｃｏ 、／’７Ｃｓの比率の測定５および大
面積のシンチレーション検出器によるグロスγ線量の測
定６を行なう。一方、固体廃棄体データ２の内容物、重
量、形状等の情報を使用して減衰距離を算出７する。５
．６．７で得た情報によって、 ”Ｃｏ ＋ ”’Ｃｓの線源強度を算出８する。
フローＡで求めた核種比率およびフローＢで求めた代表
核種の線源強度から代表核種以外の核種の線源強度が求
まり、核種別の線源強度が算出９される。
核種の線源強度から代表核種以外の核種の線源強度が求
まり、核種別の線源強度が算出９される。
次に、上記第１図のフローに従った測定システムを実施
する装置の実施例について説明する。
する装置の実施例について説明する。
第２図（ａ ）は、本発明に係る測定システムに使用す
る装置の実施例を示し、図において、２１は廃棄物を充
填したドラム缶、２２は重量計、２３はＮａ Ｉ （１
Ｍ）シンチレーション検出器、２４は大面積のプラスチ
ックシンチレーション検出器である。なお、２５は昇降
及び回転装置、２６は遮蔽板である。
る装置の実施例を示し、図において、２１は廃棄物を充
填したドラム缶、２２は重量計、２３はＮａ Ｉ （１
Ｍ）シンチレーション検出器、２４は大面積のプラスチ
ックシンチレーション検出器である。なお、２５は昇降
及び回転装置、２６は遮蔽板である。
第２図（ｂ）は、第２図（ａ ）の装置を用いて核種評
価測定を行なうためのシステムのブロック図である。
価測定を行なうためのシステムのブロック図である。
このブロック図において３１は計算機、３２は炉水デー
タ１、固体廃棄体データ２、相関データ３を含むデータ
ベース、２３はＮａ Ｉ （Ｔ））シンチレーション検
出器、２４はプラスチックシンチレーション検出器であ
る。さらに、３３は計数回路、２１は重量計を表わして
いる。
タ１、固体廃棄体データ２、相関データ３を含むデータ
ベース、２３はＮａ Ｉ （Ｔ））シンチレーション検
出器、２４はプラスチックシンチレーション検出器であ
る。さらに、３３は計数回路、２１は重量計を表わして
いる。
第２図（ａ）および（ｂ）の装置を使用して以下のよう
に核種の評価測定を行なう。
に核種の評価測定を行なう。
１）計０ｖｓ３１に均一固化体か雑固体かの入力をする
。
。
２）プラスチックシンチレーション検出器２４およびＮ
ａ Ｉ （Ｔｌ）シンチレーション検出器２３のバック
グラウンドを測定する。
ａ Ｉ （Ｔｌ）シンチレーション検出器２３のバック
グラウンドを測定する。
３）対象ドラム缶２１の重量を測定する。
４）対象ドラム缶２１を装置２５によって回転させ°
ながら上昇させＮａ［（Ｔｌ）シンチレーション検出
器２３の測定を開始する。
ながら上昇させＮａ［（Ｔｌ）シンチレーション検出
器２３の測定を開始する。
この際、６０Ｃｏ 、 ／’７Ｃ３のエネルギーに相当
する部分に波＾分析器を置きそれぞれのカウント数を求
める。
する部分に波＾分析器を置きそれぞれのカウント数を求
める。
なお、／Ｊ７Ｃ３の波高レベルにはＡＩ）ＣＯからのコ
ンプトン寄与があるためこれを取り除く。
ンプトン寄与があるためこれを取り除く。
Ｎ ＩＪ？Ｃ３＝Ｎ ”７Ｃ８−ＦＯＸＮぶＩ′ＣＯＮ
／Ｊ７Ｃ３； １Ｊ７Ｃ３の波＾分析器を通したカウ
ント数 Ｎ ”ＣＯ：、 ”ＣＧの波高分析器を通したカウント
数 Ｆｏｅ”’Ｃｓの波高分析器の６′ＣＯのコンプトン計
数値／６℃０の波高分析器の充 電計数値 ５）上限に達したドラム缶２１を回転させたまま、これ
を約２πで囲んだ大面積のプラスチックシンチレーショ
ン検出器の測定を開始し、一定時間後、測定を中止し、
前記２）で求めたバックグラウンドを差し引いて、ＪＪ
Ｃ６、／Ｊ７Ｑ Ｂのそれぞれのグロスγ線量を算出す
る。
／Ｊ７Ｃ３； １Ｊ７Ｃ３の波＾分析器を通したカウ
ント数 Ｎ ”ＣＯ：、 ”ＣＧの波高分析器を通したカウント
数 Ｆｏｅ”’Ｃｓの波高分析器の６′ＣＯのコンプトン計
数値／６℃０の波高分析器の充 電計数値 ５）上限に達したドラム缶２１を回転させたまま、これ
を約２πで囲んだ大面積のプラスチックシンチレーショ
ン検出器の測定を開始し、一定時間後、測定を中止し、
前記２）で求めたバックグラウンドを差し引いて、ＪＪ
Ｃ６、／Ｊ７Ｑ Ｂのそれぞれのグロスγ線量を算出す
る。
各々のグロスγ線量Ｎ ”Ｇｏ 、 Ｎ １１７Ｃｓは
全体のグロスγ線量をＮとして Ｎ−αＮ ／Ｊ？ＣＳ＋βｘ ｂｌｌｃ 。
全体のグロスγ線量をＮとして Ｎ−αＮ ／Ｊ？ＣＳ＋βｘ ｂｌｌｃ 。
で表わされる。
なお、α、βは、Ｎａ Ｉ （Ｔｊ）シンチレーション
検出器で求まる４０Ｃｏと／Ｊ７Ｑ ３の比率から定め
られる定数である。
検出器で求まる４０Ｃｏと／Ｊ７Ｑ ３の比率から定め
られる定数である。
６）次に以下の手順により、計算ｌ１３１によって、＃
ＣＯ、＃７ＣＳの線源強度を算出する。
ＣＯ、＃７ＣＳの線源強度を算出する。
ドラム缶内の放射線源からドラム缶の外部に設置した大
面積のシンチレーション検出器に与える総γ線扮は、バ
ックグラウンドを除外してで表わされる。
面積のシンチレーション検出器に与える総γ線扮は、バ
ックグラウンドを除外してで表わされる。
３ｉ （ｘ、ｙ、ｚ、Ｅ） ニドラム缶内ｘ、ｙ、ｚ
点にあるエネルギーＥの線源強度 Ω（ｘ、ｙ、ｚ ） ；検出器に対する線源３ｉか
らの立体角 ｂｉ（Ｅ） ；線源ｉから検出器までの減衰距離 ε（Ｅ） ；エネルギーに対する検出器の検出
効率 Ｎｉ （Ｅ） ：線源Ｓｉからの検出器のカウ
ント数 これを、 ■ニドラム缶を２π以上で囲むことによりΩ（ｘ、ｙ、
ｚ ）はドラム缶の場所にほとんどよらない。
点にあるエネルギーＥの線源強度 Ω（ｘ、ｙ、ｚ ） ；検出器に対する線源３ｉか
らの立体角 ｂｉ（Ｅ） ；線源ｉから検出器までの減衰距離 ε（Ｅ） ；エネルギーに対する検出器の検出
効率 Ｎｉ （Ｅ） ：線源Ｓｉからの検出器のカウ
ント数 これを、 ■ニドラム缶を２π以上で囲むことによりΩ（ｘ、ｙ、
ｚ ）はドラム缶の場所にほとんどよらない。
（４而にドラム缶（６０ｃｍ＋φｘ８０７：ＩＩＨ）と
同一幅（６０ｃｌＩ＆）、同一高さく８０ｃＩＩ）で検
出器を配置した場合、０．５５ ＜Ω／４π＜ ０．６
４となる。）■：質量吸収係数は０．１〜１．５Ｍ ｅ
Ｖ程度のγ線ではほとんど変化がなく線減衰係数は密度
に比例するので、線源を中心、密度の高いものを中心に
おいた配置とし、かつ、ドラム缶を球・ｒ＝ （４ｒ”
Ｈ）Ｍ として扱い、ａ）均一固化体に対し、 ｂ （Ｅ）＝ −０，２９ｕｒｎ −Ｍ−（ｒ′２Ｈ
）−’・・・ （１） ｒ′ ニドラム缶径 Ｈ；ドラム缶高さ Ｍニドラム缶重量 μｍ；質量吸収係数 ｂ）雑固体に対し、 ａ；定数 ｂ；定数 のちとに、 と変形すると線源強度は以下のように求まる。
同一幅（６０ｃｌＩ＆）、同一高さく８０ｃＩＩ）で検
出器を配置した場合、０．５５ ＜Ω／４π＜ ０．６
４となる。）■：質量吸収係数は０．１〜１．５Ｍ ｅ
Ｖ程度のγ線ではほとんど変化がなく線減衰係数は密度
に比例するので、線源を中心、密度の高いものを中心に
おいた配置とし、かつ、ドラム缶を球・ｒ＝ （４ｒ”
Ｈ）Ｍ として扱い、ａ）均一固化体に対し、 ｂ （Ｅ）＝ −０，２９ｕｒｎ −Ｍ−（ｒ′２Ｈ
）−’・・・ （１） ｒ′ ニドラム缶径 Ｈ；ドラム缶高さ Ｍニドラム缶重量 μｍ；質量吸収係数 ｂ）雑固体に対し、 ａ；定数 ｂ；定数 のちとに、 と変形すると線源強度は以下のように求まる。
・・・（３）
これによって、減衰距離、化データを考慮した線源強度
が算出される。
が算出される。
１）最少に、ＣＯ，／Ｊ？ＣＳに対する他核種の相関デ
ータをデータベース３２から求め、ＴＲＵ。
ータをデータベース３２から求め、ＴＲＵ。
β核種その他の核種について線源強度を０出する。
［発明の効果］
上記説明したことから明らかなように本発明には以下の
利点がある。
利点がある。
（１）直接設定できないβ核種等の類推測定ができる。
（２）ドラム缶全体を取り囲む大面積のシンチレーショ
ン検出器を使用することによって、立体角の減少（点線
源で距離の２乗に反比例）をなくし、ドラム缶の任意点
からのγ線を平均化することができる。
ン検出器を使用することによって、立体角の減少（点線
源で距離の２乗に反比例）をなくし、ドラム缶の任意点
からのγ線を平均化することができる。
（３）ドラム缶を球体に近似化しており、線源強度を安
全側で容易に算出できる。
全側で容易に算出できる。
（４）直接サンプリングする方法に較べ、装置も簡便化
し、処理量も効率化し、代表サンプルの信頼性に関する
問題も全く解消する。
し、処理量も効率化し、代表サンプルの信頼性に関する
問題も全く解消する。
（５）測定時間が従来の約１／２程度以下に短かくなり
、核種同定が極めて容易となる。
、核種同定が極めて容易となる。
このように多（の利点を有するので、本発明は将来の最
終貯蔵、陸地処分において裾切りおよび分別管理の際の
同定システムとして極めて有効である。
終貯蔵、陸地処分において裾切りおよび分別管理の際の
同定システムとして極めて有効である。
第１図は本発明に係る測定システムを説明するフロー図
、第２図（ａ ）は本発明に使用する装置の斜視図、第
２図（ｂ ）は本発明に係る測定システムを説明するブ
ロック図である。 ２１・・・ドラム缶、２３・・・Ｎａ Ｉ （Ｔｌ）シ
ンチレーション検出器、２４・・・プラスチックシンチ
レーション検出器、３１・・・計算機。
、第２図（ａ ）は本発明に使用する装置の斜視図、第
２図（ｂ ）は本発明に係る測定システムを説明するブ
ロック図である。 ２１・・・ドラム缶、２３・・・Ｎａ Ｉ （Ｔｌ）シ
ンチレーション検出器、２４・・・プラスチックシンチ
レーション検出器、３１・・・計算機。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 原子力発電所から発生する固体廃棄体中に含まれる放射
性核種評価測定システムであって、炉水データと測定固
体廃棄体データからＦＰ核種およびＣＰ核種の代表核種
に対する他の測定不可能な核種の相関を求め、固体廃棄
体データとの照合により全体の核種比率を同定し、 ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション検出器によって各代表
核種の比率を測定し、 大面積のシンチレーション検出器によってグロスγ線量
を測定し、 次いで、上記代表核種の線源強度を算出し、しかる後に
前述の核種比率に基づいて代表核種以外の核種の線源強
度を算出するようにした、ことを特徴とする低レベル固
体廃棄物中の含有放射性核種評価システム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61020229A JPS62179684A (ja) | 1986-02-03 | 1986-02-03 | 低レベル固体廃棄物中の含有放射性核種評価測定システム |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61020229A JPS62179684A (ja) | 1986-02-03 | 1986-02-03 | 低レベル固体廃棄物中の含有放射性核種評価測定システム |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62179684A true JPS62179684A (ja) | 1987-08-06 |
| JPH0479597B2 JPH0479597B2 (ja) | 1992-12-16 |
Family
ID=12021341
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61020229A Granted JPS62179684A (ja) | 1986-02-03 | 1986-02-03 | 低レベル固体廃棄物中の含有放射性核種評価測定システム |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62179684A (ja) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4962315A (en) * | 1987-12-29 | 1990-10-09 | Hitachi, Ltd. | Method and apparatus for measuring radioactivity |
| JP2012237618A (ja) * | 2011-05-11 | 2012-12-06 | Japan Atomic Energy Agency | 放射性廃棄物の放射能定量測定装置 |
| JP2013088319A (ja) * | 2011-10-19 | 2013-05-13 | Hamamatsu Photonics Kk | 放射線検出装置 |
| JP2014032027A (ja) * | 2012-08-01 | 2014-02-20 | Shimadzu Corp | 放射能検査装置 |
| JP2014032026A (ja) * | 2012-08-01 | 2014-02-20 | Shimadzu Corp | 放射能検査装置 |
| CN109283568A (zh) * | 2018-11-20 | 2019-01-29 | 阳江核电有限公司 | 一种放射性水过滤器废滤芯测量系统和方法 |
-
1986
- 1986-02-03 JP JP61020229A patent/JPS62179684A/ja active Granted
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4962315A (en) * | 1987-12-29 | 1990-10-09 | Hitachi, Ltd. | Method and apparatus for measuring radioactivity |
| JP2012237618A (ja) * | 2011-05-11 | 2012-12-06 | Japan Atomic Energy Agency | 放射性廃棄物の放射能定量測定装置 |
| JP2013088319A (ja) * | 2011-10-19 | 2013-05-13 | Hamamatsu Photonics Kk | 放射線検出装置 |
| JP2014032027A (ja) * | 2012-08-01 | 2014-02-20 | Shimadzu Corp | 放射能検査装置 |
| JP2014032026A (ja) * | 2012-08-01 | 2014-02-20 | Shimadzu Corp | 放射能検査装置 |
| CN109283568A (zh) * | 2018-11-20 | 2019-01-29 | 阳江核电有限公司 | 一种放射性水过滤器废滤芯测量系统和方法 |
| CN109283568B (zh) * | 2018-11-20 | 2020-07-17 | 阳江核电有限公司 | 一种放射性水过滤器废滤芯测量系统和方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0479597B2 (ja) | 1992-12-16 |
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