放射性廃棄物中のU-235濃縮度の定量手法の検証

Verification of the quantitative method to measure enrichment of uranium-235 in radioactive waste

横山 薫; 佐藤 克典*; 山中 貴志*; 石森 有  

Yokoyama, Kaoru; Sato, Katsunori*; Yamanaka, Takashi*; Ishimori, Yuu

ウラン燃料を製造する加工メーカでは、測定によるU-235量や濃縮度の定量が重要になる。本研究では、U-235から放出された186keVの線の測定から評価したU-235の含有量は、U-238の不均一な分布を定量化した遮蔽因子Xgeometryで補正できることを示す。Xgeometryは、Pa-234mから放出される1001keVの線と、1001keVに由来する散乱線を用いて定量化した。Xgeometryは、もともとU-238の測定のために導入した。U-235はU-238と共存するので、この因子は、U-235の測定値に適用することも可能である。模擬充填物や線源をセットしたドラム缶を用いた試験で、U-235の含有量および濃縮の定量誤差は遮蔽因子を考慮することで低減することを実証した。

It is important for the processing manufacturers of the uranium fuels to determine the quantity of U-235 and the enrichment. This study shows that the U-235 content evaluated from measurement of 186 keV rays emitted from U-235 can be corrected by a shielding factor, Xgeometry which quantified uneven distribution of U-238. The Xgeometry is evaluated from the direct and the scattered rays from the 1001 keV emitted from the Pa-234m. The Xgeometry was originally introduced for U-238 measurements. Because U-235 coexists with U-238, the Xgeometry is also possible to apply to the U-235 measurements. The experimental study with simulated waste drums demonstrated that the quantification errors of the U-235 content and the enrichment are reduced considering the factor.