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In-situ radioactivity measurement for the site release after decommissioning of nuclear power plants

原子力発電所解体後のサイト解放のための原位置放射能測定

田中 忠夫; 島田 太郎; 助川 武則

Tanaka, Tadao; Shimada, Taro; Sukegawa, Takenori

日本では、原子炉施設解体後の敷地は有効活用することを基本方針としている。敷地解放にあたっては、有意な残存放射能がないことを事前に確認しなければならない。本研究では、原子炉施設についての代表的な指標核種の1つである$$^{60}$$Coを対象として、敷地に残存する核種濃度を保守的かつ合理的に評価する手法を提案するとともに、その妥当性を試験により確認した。あらかじめ測定対象と定義した範囲内に存在するすべての$$^{60}$$Coが、その範囲で最も遠い表面に点線源で存在すると仮定する。このような体系で、$$^{60}$$Co線源が有意に検出される最小時間をMonte Carlo計算によって推定する。推定した必要計測時間以上の測定で検出されなければ、点線源相当の$$^{60}$$Coは対象範囲内に残存しないことが証明できる。そこで、可搬型Ge検出器を用いて、敷地に埋設した密封$$^{60}$$Co線源の計測試験を実施した。計算から推定した最小検出時間は、実測時間とおおむね一致した。これら結果から、提案した評価手法が残存放射能の保守的な検認に適用可能であることを確認した。

According to a basic policy of Japan, nuclear power plant sites are allowed to be released from nuclear safety regulations after the plants are decommissioned. It is necessary to confirm that there is no significant radioactivity remaining on the sites, for the site release beforehand. Cobalt 60 is one of the typical radionuclide for nuclear power plants. In the evaluation concept, all of cobalt 60, which is in reality distributed across the area of interest, are assumed to be the single point source located at the furthest position on the surface of the area from a Ge detector. In such a configuration, minimum detectable time was supplied by Monte Carlo calculations, and the minimum detectable time was approximately equal to the actual measurement time of the point source by the Ge detector. These results mean that the proposed evaluation method was reasonable for the conservative evaluation of cobalt 60 remaining in the nuclear power plant sites.

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