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Final report on feasibility study of Pu monitoring and solution measurement of high active liquid waste containing fission product at Reprocessing Facility

再処理施設における核分裂生成物を含む高放射性溶液中のプルトニウムモニタリング及び溶液測定のフィジビリティスタディに関する最終報告書

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

Sekine, Megumi; Matsuki, Takuya; Suzuki, Satoshi*; Tsutagi, Koichi; Nishida, Naoki; Kitao, Takahiko; 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測定技術開発の必要性を研究開発計画(STR-385)で技術的課題として掲げている。この課題に対応するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)では、再処理施設の入量計量槽を含めFP及びマイナーアクチニド(MA)存在下においてもPu量のモニタリングが可能な検出器の技術開発を、2015年から3年間の計画で、東海再処理施設の高放射性廃液貯蔵場にて日米共同研究として実施した。まず、MCNPシミュレーションモデルを作成するためにサンプリングによる高放射性廃液(HALW)組成・放射線調査及びHALW貯槽の設計情報の調査を実施し、シミュレーションモデルを作成した。一方、検出器設計とこのモデルの妥当性を確認するため、コンクリートセル壁内外における線量率分布測定を実施した。さらに、新しく設計された検出器を使用して、コンクリートセル内外においてガンマ線と中性子線を連続的に測定し、放射線特性を把握するとともに検出器の設置位置を最適化した。最後に、シミュレーション結果とガンマ線及び中性子線測定結果に基づいて、Puモニタリング技術への適用性を評価した。その結果、ガンマ線測定と中性子線測定の両方を組み合わせることで、溶液中のPu量の変化を監視できる可能性があることが分かった。この研究において、FPを含むPuを扱う再処理工程全体の保障措置を強化するためのPuモータリングが適用可能であることが示唆された。本稿は、本プロジェクトの最終報告書である。

The International Atomic Energy Agency (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 a part of an advanced approach to effective and efficient safeguards for reprocessing facilities. To address this, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been tackling development of a new detector to enable monitoring of Pu in solutions with numerous FPs as a joint research program with U.S. DOE to cover whole reprocessing process. In this study, High Active Liquid Waste (HALW) Storage Facility in Tokai Reprocessing Plant was used as the test field. At first, the design information of HALW storage tank and radiation (type and intensity) were investigated to develop a Monte Carlo N-Particle Transport Code (MCNP) model. And then, dose rate distribution outside/ inside of the concrete cell where the HALW tank is located was measured to design new detectors and check MCNP model applicability. Using the newly designed detectors, gamma rays and neutron were continuously measured at the outside/ inside of the concrete cell to assess the radiation characteristics and to optimize detector position. Finally, the applicability for Pu monitoring technology was evaluated based on the simulation results and gamma-ray/neutron measurement results. We have found that there is possibility to monitor the change of Pu amount in solution by combination both of gamma-ray and neutron measurement. The results of this study suggested the applicability and capability of the Pu motoring to enhance safeguards for entire reprocessing facility which handles Pu with FP as a feasibility study. This is final report of this project.

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