DORTコード及びMCNPコードを用いた試験研究炉の放射能評価手法の検討

Study on radioactivity evaluation method of research reactors using DORT and MCNP codes

河内山 真美 ; 坂井 章浩 

Kochiyama, Mami; Sakai, Akihiro

試験研究炉の解体によって発生する低レベル廃棄物を埋設処分するためには、廃棄物に含まれる放射能インベントリを評価することが必要であり、各研究炉の所有者が共通の放射能評価手法を使用することが、埋設処分の事業許可申請に対応する上で効率的である。本報では、解体で発生する放射化廃棄物の埋設処分に共通的に利用できる放射能評価手法を検討することを目的として、立教大学研究用原子炉について中性子輸送計算及び放射化計算を実施した。中性子輸送計算はJENDL-4.0を基に作成した断面積ライブラリを使用し、Sn法のDORTコード及びモンテカルロ法のMCNPコードを用いて実施した。放射化計算は、JENDL/AD-2017と中性子輸送計算で求めたスペクトルを基に作成した3群断面積ライブラリを使用し、SCALE6.0に含まれるORIGEN-Sにより実施した。DORTコード及びMCNPコード並びにORIGEN-Sコードを用いた放射化計算の結果と放射化学分析による放射能濃度を比較したところ、概ね0.4倍3倍程度であることを確認した。測定値と計算値の差を適切に考慮することにより、DORT及びMCNP並びにORIGEN-Sによる放射化放射能の評価方法が埋設処分のための放射能評価に適用できることがわかった。また、解体で発生する廃棄物をその放射能レベルに応じてクリアランス又は埋設処分方法で区分するため、コンクリート領域及び黒鉛サーマルカラム領域の2次元放射能濃度分布の作成も行った。

It is necessary to evaluate radioactivity inventory in wastes before disposal of low-level radioactive wastes generated from dismantling research reactors. It is efficient for owners of each research reactor to use a common radioactive evaluation method in order to comply with the license application for disposal facility. In this report, neutron transport and activation calculations were carried out for the Rikkyo University research reactor in order to examine a common radioactivity evaluation method for burial disposal of radioactive wastes generated by dismantling. We adopted the neutron transport codes DORT and MCNP and the activation code ORIGEN-S with cross-section libraries based on JENDL-4.0 and JENDL/AD-2017. The radioactivity concentrations obtained by the radiochemical analysis and both calculation codes were in agreement by 0.4 to 3 times. Therefore, by appropriately considering this difference, the radioactivity evaluation method by DORT, MCNP and ORIGEN-S can be applied to the radioactivity evaluation for buried disposal. In order to classify wastes from dismantling by clearance or buried disposal method according to their radioactivity levels, we also created radioactivity concentration distributions in the concrete area and graphite thermal column area.