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Feasibility study result of advanced solution measurement and monitoring technology for reprocessing facility

再処理施設のための先進的溶液測定とモニタリング技術の適用性調査研究結果

関根 恵; 松木 拓也; 鈴木 敏*; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣; LaFleur, A.*; Browne, M.*

Sekine, Megumi; Matsuki, Takuya; Suzuki, Satoshi*; Tsutagi, Koichi; Tomikawa, Hirofumi; Nakamura, Hironobu; LaFleur, A.*; Browne, M.*

国際原子力機関(IAEA)は、再処理施設の保障措置をより効果的・効率的に実施するための手法として、再処理施設全体の核物質の動きをリアルタイムに監視するための測定技術開発の必要性を研究開発の長期課題としている。原子力機構は、日本原燃と精製後の核分裂生成物(FP)を含まないPu溶液について、中性子同時計数法を用いた測定システムを開発した。さらに再処理施設全体に適用可能な技術を開発するため、適用性調査研究を米国エネルギー省との共同研究の一環として実施し、核物質生成物が含まれるPu溶液に対してモニタリングが可能となる検出器の開発を行った。本研究開発では、東海再処理施設の高放射性貯蔵場を試験場所とした。まず、HAW貯槽のMCNPシミュレーションモデルを作成するために、HAW貯槽の設計情報の及びHAW組成、放出される放射線の調査を実施した。一方、コンクリートセル内にの検出器の設計及びMCNPモデルの妥当性確認のため、セル内における線量率分布を測定した。設計した検出器を用いて、検出器の設置位置の最適化及びモニタリングに利用可能な放射線を調査するため、セル壁内外において$$gamma$$線スペクトル・中性子線測定を実施した。これらシミュレーション及びセル壁内外における$$gamma$$線及び中性子線測定の結果を用いて、Puモニタリング技術への適用性を評価した。その結果、$$gamma$$線と中性子測定を組み合わせることにより溶液内のPu量の変化をモニタリングできることが分かった。この結果は、再処理施設におけるFPを含むPu溶液のモニタリングへの適用性があることも示唆している。本論文では、本技術開発のまとめを発表する。

The IAEA has proposed, in its Research and Development plan (STR-385), the development of technology to enable real-time flow measurement of nuclear material as part of an advanced approach to effective and efficient safeguards for reprocessing facilities. To address this, JAEA and JNFL had previously designed and developed a neutron coincidence based non-destructive assay system to monitor Pu in solution directly after a purification process. To enhance this technology for entire reprocessing facilities, as a feasibility study, JAEA has been tackling development of a new detector to enable monitoring of Pu in solutions with numerous fission products (FPs) as a joint research program with the U.S. DOE. In this study, the High Active Liquid Waste (HALW) Storage Facility in Tokai Reprocessing Plant (TRP) was used as the test bed. The design information of the HALW storage tank and radiation (type and intensity) were investigated, to develop a Monte Carlo N-Particle Transport Code (MCNP) model. Then, dose rate distribution inside the concrete cell where the HALW tank is located was measured, to enable design of new detectors and check the integrity of the MCNP model and its applicability. Using the newly-designed detectors, $$gamma$$-rays and neutrons could be measured continuously at the outside/inside of the concrete cell, to optimize detector position and the radiation characteristics. The applicability as a Pu-monitoring technology was evaluated, based on the simulation results and $$gamma$$-ray/neutron measurement results. We have found that there is a possibility to monitor the change of Pu amount in solution by combination of $$gamma$$-ray and neutron measurements. The results of this study suggest a feasibility study into the applicability and capability of Pu monitoring to enhance the entire reprocessing facility handling Pu with FPs. In this paper, a summary of the project will be presented.

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