JPH1164528A - Non-destructive method and apparatus for measuring fissile material in radioactive waste solids - Google Patents
Non-destructive method and apparatus for measuring fissile material in radioactive waste solidsInfo
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Abstract
(57)【要約】
【課題】 廃棄物を処分する当たり、非破壊的測定法に
よって廃棄物毎に内臓される核分裂性物質の量を確認
し、その量を位置依存による感度差を低減すると共に、
中心部の微量核分裂性物質の測定検出を可能にする方法
である。
【解決手段】 アクティブ中性子法で得られた測定デー
タの解析において、中性子発生管より放出された高速中
性子が測定対象物である廃棄物固体中で散乱し減速して
熱中性子化し、その熱中性子が当該廃棄物固体中の核分
裂性物質を核分裂させたときに放出される核分裂中性子
の計数成分を選択的に抽出してその成分の計数値総和を
求め、その計数値総和を測定対象物である廃棄物固体中
に内蔵されている核分裂性物質の総量を示す値とする方
法とそのための測定検出装置である。
(57) [Summary] [PROBLEMS] To dispose of waste, confirm the amount of fissile material contained in each waste by nondestructive measurement method, and reduce the difference in sensitivity depending on the position with the amount. ,
This is a method that enables measurement and detection of trace fissile material in the center. In the analysis of measurement data obtained by the active neutron method, fast neutrons emitted from a neutron generating tube are scattered in a solid waste to be measured and decelerated to thermal neutrons. Selectively extract the counting components of fission neutrons released when fissionable fissile material in the waste solid is fissioned, obtain the sum of the count values of the components, and dispose of the sum of the count values as the measurement target It is a method for obtaining a value indicating the total amount of fissile material contained in an object solid, and a measurement and detection device therefor.
Description
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は、プルトニウム等の
核分裂性物質を含有する廃棄物を処分するに当たり、非
破壊的方法によって、廃棄物に内臓される核分裂物質の
含有量を測定する方法である。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a method for measuring the content of fissile material contained in waste by a nondestructive method when disposing of waste containing fissile material such as plutonium. .
【０００２】特に、本発明は、従来アクティブ中性子法
として知られている非破壊測定法において、高速中性子
が廃棄物固体中で散乱し減速して熱中性子化し、その近
傍に存在する核分裂性物質を核分裂させたときに発生す
る核分裂中性子を選択的に弁別測定することを特徴とす
る放射性廃棄物固体内の核分裂性物質の非破壊測定法で
あり、またこの測定の感度を向上させるための測定体系
に関するものである。In particular, the present invention relates to a nondestructive measurement method conventionally known as an active neutron method, in which fast neutrons are scattered in a waste solid, decelerated to thermal neutrons, and fissile materials existing in the vicinity thereof are removed. A non-destructive measurement method for fissile material in radioactive waste solids, characterized by selectively discriminating the fission neutrons generated during fission, and a measurement system for improving the sensitivity of this measurement. It is about.
【０００３】[0003]
【従来の技術】廃棄物固体内の核分裂性物質の量を非破
壊的測定法によって測定検出する方法として、従来、ア
クティブ中性子法（中性子問い掛け法）が知られてい
る。この方法は、中性子発生用加速器から発生した１４
ＭｅＶの高速中性子を検出体系の中性子減速反射体のグ
ラファイトに衝突させて熱中性子と化するまでに減速
し、その減速した熱中性子を廃棄物に浸透させ、その廃
棄物中の核分裂性核種に対して核分裂反応を誘発させ、
その結果発生する核分裂中性子を測定検出することによ
り、廃棄物中の核種の含有量を測定する方法である。2. Description of the Related Art An active neutron method (neutron interrogation method) is conventionally known as a method for measuring and detecting the amount of fissile material in a solid waste by a nondestructive measuring method. This method uses the neutron generator accelerator 14
The MeV fast neutrons collide with the graphite of the neutron moderating reflector of the detection system and are decelerated until they become thermal neutrons. The slowed-down thermal neutrons penetrate the waste, and the fissile nuclides in the waste are removed. Trigger a fission reaction,
This method measures the content of nuclides in waste by measuring and detecting the resulting fission neutrons.
【０００４】図１に従来のアクティブ中性子法の測定体
系を示す。従来のアクティブ中性子法においては、放射
性廃棄物固体を内蔵するドラム缶１０１の周囲をグラフ
ァイト中性子減速体１０２及びポリエチレン中性子反射
体１０３で取り囲んだ体系内で、中性子発生管１０４か
ら放出される１４ＭｅＶの高速中性子をたとえば経路１
０５を経由させながら前記グラファイト減速体内で減速
して熱中性子にし、この熱中性子を前記ドラム缶内に浸
透させてこのドラム缶内の放射性廃棄物固体内に含まれ
る核分裂性物質の原子核１０６に衝突させ、その結果発
生する核分裂中性子をたとえば経路１０７を通して３Ｈ
ｅ検出器１０８で検出し測定していた。FIG. 1 shows a measurement system of the conventional active neutron method. In the conventional active neutron method, in a system in which a graphite neutron moderator 102 and a polyethylene neutron reflector 103 surround a drum 101 containing radioactive waste solids, 14 MeV fast neutrons emitted from a neutron generating tube 104. For example, route 1
05, the thermal neutrons are decelerated in the graphite moderator into the thermal neutrons, and the thermal neutrons penetrate into the drum and collide with the nuclear nuclei 106 of the fissile material contained in the radioactive waste solid in the drum. The resulting fission neutrons can be
e Detected by the detector 108 and measured.
【０００５】一方、中性子発生管１０４から放出された
中性子の一部はたとえば経路１０９を通って３Ｈｅ検出
器１０８に到達し検出されるので、３Ｈｅ検出器１０８
の出力信号には前記核分裂中性子の検出成分とこの中性
子発生管１０４から来た中性子の検出成分の両方が含ま
れる。そこで、これらの２つの信号成分を分離し、前記
核分裂中性子の検出成分のみを取り出して分離評価でき
るように、測定の時間的制御と検出信号の処理が行われ
る。On the other hand, a part of the neutrons emitted from the neutron generating tube 104 reach the 3He detector 108 through the path 109, for example, and are detected.
Output signal contains both the above-mentioned fission neutron detection component and the neutron detection component coming from the neutron generating tube 104. Therefore, temporal control of the measurement and processing of the detection signal are performed so that these two signal components are separated, and only the detection component of the fission neutron is extracted and separated and evaluated.
【０００６】図１の測定システム制御装置１１０より中
性子発生管電源１１１に高圧パルス電圧発生を指示する
トリガ信号を送り、この中性子発生管電源から約１００
ｋＶｘ１０μｓの高圧パルス電圧を中性子発生管に加え
る。これによって、この１０μｓの時間内で約１００万
個の１４ＭｅＶの高速中性子が中性子発生管から外部に
放出される。この放出された高速中性子は前記の過程を
取ってドラム缶内の核分裂性物質を核分裂させ、この時
に放出せれる核分裂中性子の一部が３Ｈｅ検出器１０８
で検出されると共に、中性子発生管から放出された高速
中性子の一部も前記の核分裂に寄与することなしに３Ｈ
ｅ検出器１０８に到達し、検出される。[0006] A trigger signal for instructing the generation of a high-voltage pulse is sent from the measurement system controller 110 of FIG.
A high voltage pulse voltage of kV × 10 μs is applied to the neutron generator tube. As a result, about 1 million fast neutrons of 14 MeV are emitted from the neutron generator tube to the outside in the time of 10 μs. The emitted fast neutrons take the above-described process to fission the fissile material in the drum, and a part of the released fission neutrons at this time is a 3He detector 108.
And some of the fast neutrons emitted from the neutron generator tube do not contribute to the aforementioned fission.
The light reaches the e-detector 108 and is detected.
【０００７】３Ｈｅ検出器１０８の中性子検出信号は信
号増幅波形整形電子回路１１２に送られ、信号の増幅と
信号波形の整形が行われ、この増幅整形後の信号は時間
計数計測集積部１１３に送られる。時間計数計測集積部
１１３では、測定システム制御装置１１０より中性子発
生管電源１１１に高圧パルス電圧発生を指示するトリガ
信号が送られると同時に計数開始のトリガ信号を受け、
その時刻よりたとえば約２０μｓの時間間隔毎に信号増
幅波形整形電子回路１１２から出力されて送られてきた
中性子検出信号を計数し、この２０μｓの時間間隔毎の
計数値として蓄積する。The neutron detection signal of the 3He detector 108 is sent to a signal amplification waveform shaping electronic circuit 112, where the signal is amplified and the signal waveform is shaped, and the amplified signal is sent to the time counting / measuring and integrating unit 113. Can be In the time counting / measuring / accumulating unit 113, a trigger signal for instructing high-voltage pulse voltage generation is sent from the measurement system controller 110 to the neutron generating tube power supply 111, and at the same time, a trigger signal for starting counting is received.
From that time, for example, the neutron detection signal output and sent from the signal amplification waveform shaping electronic circuit 112 at every time interval of about 20 μs is counted and accumulated as a count value at every time interval of 20 μs.
【０００８】このような計測を１秒当たり約５０回ほど
の割合で中性子発生管を作動させて繰り返し、これをド
ラム缶内の核分裂性物質の量に応じて１分から１０分ほ
ど継続し、この間、前記の場合の約２０μｓの時間間隔
毎の計数値をすべて加算集積し、それを測定データとす
る。このような測定により、図２に示すように、２０μ
ｓの時間間隔毎の計数値の加算集積値（全計数値）２０
１を２０μｓの時間刻みの時間経過に対するグラフとし
て、２０２に示すような包絡曲線データが得られる。[0008] Such measurement is repeated by operating the neutron generating tube at a rate of about 50 times per second, and this is continued for about 1 to 10 minutes depending on the amount of fissile material in the drum. In the above case, all the count values for each time interval of about 20 μs are added and accumulated, and are used as measurement data. By such a measurement, as shown in FIG.
Addition accumulated value of the count value for each time interval of s (total count value) 20
Envelope curve data as indicated by 202 is obtained by plotting 1 with a time lapse of 20 μs over time.
【０００９】得られたデータからドラム缶内の核分裂性
物質の核分裂で放出された核分裂中性子の成分を分離す
るために、図３(a)に示すように、測定データ２０２
を、中性子発生管から放出されて核分裂に寄与すること
なしに３Ｈｅ検出器１０８に到達して検出された高速中
性子成分３０１と、バックグラウンド成分３０２と、中
性子発生管から放出された高速中性子が前記の中性子減
速反射体系内で熱中性子に減速しドラム缶内に侵入して
ドラム缶内の核分裂性物質の原子核を核分裂させた時に
放出される核分裂中性子が３Ｈｅ検出器１０８に到達し
て検出された高速中性子成分３０３に分解する。To separate the fission neutron components released by the fission of the fissile material in the drum from the obtained data, as shown in FIG.
The fast neutron component 301 emitted from the neutron generator tube and reaching the 3He detector 108 without contributing to fission and detected, the background component 302, and the fast neutron emitted from the neutron generator tube Fission neutrons emitted when the neutrons slow down to thermal neutrons in the neutron moderating reflector system, enter the drum, and fission the nuclei of fissile material in the drum can reach the 3He detector 108 and detect fast neutrons Decomposes into component 303.
【００１０】この高速中性子成分３０３を取り出すと、
同図(b)に示すようなデータが得られ、このデータより
高速中性子成分３０３の計数値総和３０４を求める。こ
の総和３０４は、中性子発生管から放出された高速中性
子が前記の中性子減速反射体系内で熱中性子に減速し、
ドラム缶内に侵入してドラム缶内の核分裂性物質に衝突
し、核分裂を起こした数に比例している。When this fast neutron component 303 is taken out,
The data as shown in FIG. 3B is obtained, and the count sum total 304 of the fast neutron component 303 is obtained from this data. The sum 304 indicates that the fast neutrons emitted from the neutron generator are slowed down to thermal neutrons in the neutron moderation reflector,
It is proportional to the number that has entered the drum and hit the fissile material in the drum and has undergone fission.
【００１１】そこで、図４に示すように、ドラム缶内の
核分裂性物質の量に従って、最終的に求めた計数値の総
和は３０４ａ及び３０４ｂのように変化する。したがっ
て、従来の方法では、これら３０４ａ及び３０４ｂなど
の値から、逆にドラム缶内にどれだけの量の核分裂性物
質が含まれているかを評価している。Therefore, as shown in FIG. 4, the sum of the finally obtained count values changes as indicated by 304a and 304b according to the amount of fissile material in the drum. Therefore, in the conventional method, on the contrary, the amount of fissile material contained in the drum can is evaluated from the values such as 304a and 304b.
【００１２】[0012]
【発明が解決しようとする課題】プルトニウム等の核分
裂性物質で汚染された金属、焼却灰、廃液スラッジ等を
含む廃棄物は一般にコンクリートで固化され、ドラム缶
内に充填されて貯蔵保管されている。このコンクリート
の充填量は８０％以上となるために、主要な廃棄物内容
物はコンクリートである。また、コンクリートはＳｉ、
Ｃａ、Ｏ、Ｈを主体とする元素で構成されているので、
これらの元素の原子核に熱中性子が衝突すると熱中性子
はさらに減速されたり、これに吸収される。この元素の
中で熱中性子を特に吸収するのはＨであるので、水を１
５％程度含むコンクリートは熱中性子をよく吸収する。The waste containing metals, incinerated ash, waste liquid sludge, etc., contaminated with fissile materials such as plutonium is generally solidified with concrete, filled in drums, and stored and stored. Since the concrete loading is over 80%, the main waste content is concrete. The concrete is Si,
Since it is composed of elements mainly composed of Ca, O, and H,
When thermal neutrons hit the nuclei of these elements, the thermal neutrons are further slowed down or absorbed by them. Of these elements, H absorbs thermal neutrons particularly, so
Concrete containing about 5% absorbs thermal neutrons well.
【００１３】従来のアクティブ中性子法では、中性子発
生管から放出した高速中性子を検出体系の中性子減速体
内で熱中性子になるまで減速させ、この熱中性子を廃棄
物に浸透させて核分裂性物質の原子核に衝突させるが、
前述の理由で、廃棄物に浸透した熱中性子は核分裂性物
質に出会う前にコンクリート内の水などの物質に吸収さ
れる現象も生じている。そのため、ドラム缶に浸透した
熱中性子が実際に核分裂を引き起こすかどうかは、核分
裂性物質がドラム缶内のどの位置に存在するかで位置的
な差が生ずる。In the conventional active neutron method, fast neutrons emitted from a neutron generating tube are slowed down to thermal neutrons in a neutron moderator in a detection system, and the thermal neutrons are permeated into waste and converted into nuclear nuclei of fissile material. To collide,
For the above-mentioned reason, thermal neutrons that have infiltrated the waste may be absorbed by substances such as water in concrete before they encounter fissile material. Therefore, whether or not thermal neutrons that have permeated the drum can actually cause fission varies depending on where in the drum the fissile material is located.
【００１４】図５に例として、核分裂性物質であるプル
トニュウム試料のドラム缶内の位置と、前記の従来のア
クティブ中性子法で実際に測定評価して得られた計数値
総和との関係を示す。この測定で用いたドラム缶内には
実際の廃棄物を模擬したコンクリートが充填されてい
る。ドラム缶の中心部と表面部とでは、熱中性子の吸収
効果の差によって核分裂性物質から発生する核分裂中性
子の検出割合は、約１２０倍程度の差が生じていること
を示している。従来方法では、このような核分裂発生割
合の大きな位置依存性により、核分裂性物質の定量精度
及びその信頼性を悪化させるという問題点があった。こ
の問題が本発明が解決しようとする課題である。FIG. 5 shows, as an example, the relationship between the position of a plutonium sample, which is a fissile material, in a drum and the sum of count values obtained by actual measurement and evaluation by the conventional active neutron method. The drum used in this measurement is filled with concrete simulating actual waste. This shows that the difference between the thermal neutron absorption effect and the detection rate of fission neutrons generated from fissile material is about 120 times between the central part and the surface part of the drum. In the conventional method, there has been a problem that such a large positional dependence of the fission generation rate deteriorates the quantitative accuracy and reliability of the fissile material. This problem is the problem that the present invention seeks to solve.
【００１５】[0015]
【課題を解決するための手段】本発明は、アクティブ中
性子法で得られた測定データの解析において、中性子発
生管より放出された高速中性子が測定対象物である廃棄
物固体中で散乱し減速して熱中性子化し、その熱中性子
が当該廃棄物固体中の核分裂性物質を核分裂させたとき
に放出される核分裂中性子の計数成分を選択的に抽出
し、その成分の計数値総和を求め、その計数値総和を測
定対象物である廃棄物固体中に内蔵されている核分裂性
物質の総量を示す値とする、ものである。SUMMARY OF THE INVENTION According to the present invention, in the analysis of measurement data obtained by the active neutron method, fast neutrons emitted from a neutron generating tube are scattered and decelerated in a waste solid to be measured. Thermal neutrons, and selectively extract the counting components of fission neutrons released when the thermal neutrons fission the fissile material in the waste solid, calculate the sum of the counting values of the components, and calculate the total. The numerical sum is a value indicating the total amount of fissile material contained in the solid waste as a measurement target.
【００１６】即ち、本発明の「課題を解決するための手
段(1)」においては、アクティブ中性子法において得ら
れた測定データより、中性子発生管から放出された高速
中性子が中性子減速反射体系内で減速され熱中性子とな
って測定対象物の廃棄物固体内に侵入して廃棄物固体内
の核分裂性物質を核分裂させて放出された核分裂中性子
の計数成分と、中性子発生管から放出された高速中性子
の計数成分が廃棄物固体内の核分裂に寄与することなく
検出されて計数された計数成分と、バックグラウンド計
数成分とを取り除き、残された計数データを、中性子発
生管より放出された高速中性子が測定対象物である廃棄
物固体中で散乱し減速して熱中性子化しその熱中性子が
当該廃棄物固体中の核分裂性物質を核分裂させたときに
放出される核分裂中性子の計数成分とする。That is, in the "Means for Solving the Problems (1)" of the present invention, the fast neutrons emitted from the neutron generating tube in the neutron moderating reflection system are obtained from the measurement data obtained by the active neutron method. Counting components of fission neutrons that are slowed down and become thermal neutrons, enter the waste solid to be measured, fission fissile material in the waste solid, and are released, and fast neutrons released from the neutron generator tube The counting components detected and counted without contributing to fission in the waste solid, and the background counting components are removed, and the remaining counting data is converted into fast neutrons emitted from the neutron generator tube. During fission, which is scattered and decelerated into thermal neutrons in the waste solid that is the object to be measured and the thermal neutrons are released when the fissionable material in the waste solid is fissioned And counting components of the child.
【００１７】本発明の他の「課題を解決するための手段
(２)」においては、アクティブ中性子法の測定体系の中
性子減速反射体系より、グラファイト中性子減速体を除
去した測定体系を使用する。Another "means for solving the problems" of the present invention
In (2), a measurement system in which the graphite neutron moderator is removed from the neutron moderation reflection system of the active neutron method measurement system is used.
【００１８】本発明の他の「課題を解決するための手段
(3)」においては、アクティブ中性子法の測定体系の中
性子減速反射体系より、グラファイト中性子減速体を除
去したあとのポリエチレン中性子反射体を中性子吸収物
質入りポリエチレンとした測定体系を使用する。Another "means for solving the problems" of the present invention
In (3), a measurement system is used in which the polyethylene neutron reflector after removing the graphite neutron moderator is replaced by polyethylene containing a neutron absorbing substance from the neutron moderation reflector system of the active neutron method measurement system.
【００１９】本発明の他の「課題を解決するための手段
(４)」においては、アクティブ中性子法の測定体系よ
り、中性子減速反射体系を除去し、その代替として中性
子吸収遮蔽体を設置した測定体系を使用する。Another "means for solving the problem" of the present invention
In (4), the neutron moderation reflection system is removed from the measurement system of the active neutron method, and a measurement system in which a neutron absorption shield is installed is used instead.
【００２０】本発明の他の「課題を解決するための手段
(５)」においては、従来のアクティブ中性子法で使用さ
れていた中性子減速反射体系を除去し、その代替として
中性子吸収遮蔽体である適当な厚さのコンクリートを設
置する。Another "Means for Solving the Problems" of the present invention
In (5), the neutron moderating reflector used in the conventional active neutron method is removed, and as an alternative, concrete of appropriate thickness, which is a neutron absorption shield, is installed.
【００２１】[0021]
【発明の実施の形態】本発明においては、図１に示した
中性子の検出に至る経路のほかに、図６に示すように、
アクティブ中性子法の測定体系において、中性子発生管
より放出された高速中性子が測定対象物である放射性廃
棄物固体を内蔵するドラム缶１０１に侵入し、たとえば
経路６０１を通りながら廃棄物固体内で散乱し減速して
熱中性子化し、その熱中性子が当該廃棄物固体中の核分
裂性物質の原子核１０６に衝突して核分裂させたときに
放出される核分裂中性子がたとえば経路６０２を通って
３Ｈｅ検出器１０８に検出されという経路が存在するの
で、このような経路を通って検出された廃棄物固体内で
熱中性子化し廃棄物固体中の核分裂性物質を核分裂させ
たときに放出される核分裂中性子の計数成分を計測デー
タの中から選択的に抽出してその成分の計数値総和を求
める。DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS In the present invention, in addition to the path leading to the neutron detection shown in FIG. 1, as shown in FIG.
In the measurement system of the active neutron method, fast neutrons emitted from a neutron generator tube enter a drum 101 containing a radioactive waste solid to be measured, and are scattered and decelerated in the waste solid while passing through a path 601, for example. The fission neutrons released when the thermal neutrons collides with the nuclear fissile material nucleus 106 in the waste solid and fission is detected, for example, are detected by the 3He detector 108 through the path 602. Because there is a route called, the measured data of the count component of fission neutrons released when the fissile material in the waste solid is fissioned into thermal neutrons in the waste solid detected through such a route And the sum of the count values of the components is obtained.
【００２２】この値は、従来のアクティブ中性子法で得
られた図５に示した計数値総和に比べて、図７に示され
るとおりトラム缶内半径方向位置における位置依存性が
なく、従来方法における核分裂発生割合の大きな位置依
存性による核分裂性物質の定量精度及びその信頼性を悪
化するという課題を解決する。その理由は、本発明で計
数する中性子は、中性子発生管から放出された高速中性
子が直接に測定対象物の放射性廃棄物固体に侵入して引
き起こした核分裂によるものであり、またこの侵入する
中性子は、従来の放射性廃棄物固体の外側で減速して熱
中性子となってから侵入する中性子に比べて、被測定対
象物である廃棄物固体内のより中心部まで容易に到達し
得る中性子であるので、本発明で評価する計数値総和は
従来のものに比べて、解決すべき課題である位置依存性
は少ない。本発明による計数値総和の位置依存性を図５
で示した実測例と同じ測定体系条件で実測した例を図７
に示す。位置依存性が７５分の１に低減している。This value has no position dependence in the radial position in the tram can as shown in FIG. 7 as compared with the total sum of the count values shown in FIG. An object of the present invention is to solve the problem of deteriorating the accuracy and reliability of fissile material quantification due to the large position dependence of the rate of fission. The reason is that the neutrons counted in the present invention are due to fission caused by fast neutrons emitted from the neutron generator tube directly entering the radioactive waste solid of the object to be measured, and the invading neutrons are Compared to conventional neutrons that decelerate outside the radioactive waste solid to become thermal neutrons and then enter, they are neutrons that can easily reach the center of the waste solid that is the object to be measured. The sum of the count values evaluated in the present invention has less position dependency, which is a problem to be solved, than the conventional one. FIG. 5 shows the position dependence of the sum of the count values according to the present invention.
FIG. 7 shows an example of actual measurement under the same measurement system conditions as the actual measurement example shown in FIG.
Shown in The position dependency is reduced by a factor of 75.
【００２３】本発明においては、図８(a)に示すよう
に、アクティブ中性子法において得られた測定データ２
０２より、中性子発生管から放出された高速中性子の計
数成分が廃棄物固体内の核分裂に寄与することなく検出
されて計数された計数成分３０１と、バックグラウンド
計数成分３０２と、中性子発生管から放出された高速中
性子が中性子減速反射体系内で減速され熱中性子となっ
て測定対象物の廃棄物固体内に侵入して廃棄物固体内の
核分裂性物質を核分裂させて放出された核分裂中性子の
計数成分３０３とを取り除き、同図(b)に示す残された
成分８０１を得て、この計数データ８０１を中性子発生
管より放出された高速中性子が測定対象物である廃棄物
固体中で散乱し減速して熱中性子化しその熱中性子が当
該廃棄物固体中の核分裂性物質を核分裂させたときに放
出される核分裂中性子の計数成分とする。In the present invention, as shown in FIG. 8A, measurement data 2 obtained by the active neutron method is used.
From 02, the counting component of fast neutrons emitted from the neutron generator tube was detected and counted without contributing to fission in the waste solid, the counting component 301, the background counting component 302, and the emission from the neutron generator tube. The calculated fast fission neutrons are decelerated in the neutron moderation reflector system, become thermal neutrons, penetrate into the waste solid to be measured, and fission the fissile material in the waste solid. 303 and the remaining component 801 shown in FIG. 3B is obtained, and the counted data 801 is decelerated by the fast neutrons emitted from the neutron generating tube being scattered in the waste solid as the measurement object. Into thermal neutrons, and the thermal neutrons are used as counting components of fission neutrons released when the fissile material in the solid waste is fissioned.
【００２４】本発明における他の発明として、図９に示
されるように、グラファイト減速体を使用せずにポリエ
チレン中性子反射体１０３のみで内装された検出体系内
に測定対象の放射性廃棄物固体を内蔵したドラム缶１０
１を設置する。このドラム缶に中性子発生管１０４から
放出される１４ＭｅＶの高速中性子を照射し侵入させ、
ドラム缶内の放射性廃棄物固体内で散乱減速させて熱中
性子にし、この熱中性子を当該廃棄物固体内の核分裂性
物質の原子核に衝突させ、その結果発生する核分裂中性
子を３Ｈｅ検出器で検出する。グラファイト減速体がな
いので、本発明で不要なものとして除去するところの当
該廃棄物固体の外部から熱中性子となって侵入して核分
裂を起こすことによる中性子計数成分が非常に少ない。
その結果、本発明で必要とする放射性廃棄物固体内で散
乱減速して熱中性子となって測定対象の廃棄物固体内の
核分裂性物質を核分裂させたときの核分裂中性子計数成
分が測定データの中の主要成分となって精度良く測定で
きる。As another invention in the present invention, as shown in FIG. 9, a radioactive waste solid to be measured is built in a detection system which is provided only with a polyethylene neutron reflector 103 without using a graphite moderator. Drum can 10
1 is set. The drum can is irradiated with 14 MeV fast neutrons emitted from the neutron generating tube 104 and allowed to enter,
The thermal neutrons are scattered and decelerated in the radioactive waste solid in the drum, and the thermal neutrons collide with the nuclei of fissile material in the waste solid, and the resulting fission neutrons are detected by a 3He detector. Since there is no graphite moderator, the neutron counting component due to intrusion as thermal neutrons from the outside of the waste solid, which is to be removed as unnecessary in the present invention, and causing fission, is extremely small.
As a result, the fission neutron counting component when the fissionable substance in the waste solid to be measured is fissioned as a thermal neutron by being slowed down by scattering in the radioactive waste solid required in the present invention is included in the measurement data. And can be measured with high accuracy.
【００２５】また、本発明における他の発明として、図
１０に示されるように、グラファイト減速体を使用せず
に中性子吸収物質入りポリエチレン中性子吸収体１００
１のみで内装された検出体系内に測定対象の放射性廃棄
物固体を内蔵したドラム缶１０１を設置する。このドラ
ム缶に中性子発生管１０４から放出される１４ＭｅＶの
高速中性子を照射し侵入させ、ドラム缶内の放射性廃棄
物固体内で散乱減速させて熱中性子にし、この熱中性子
を当該廃棄物固体内の核分裂性物質の原子核に衝突さ
せ、その結果発生する核分裂中性子を３Ｈｅ検出器で検
出する。グラファイト減速体がないので、本発明で不要
なものとして除去するところの当該廃棄物固体の外部か
ら熱中性子となって侵入して核分裂を起こすことによる
中性子計数成分が非常に少ない。また、中性子吸収物質
入りポリエチレン中性子吸収体に侵入した中性子発生管
からの高速中性子はその中で散乱減速する過程で中性子
吸収物質に捕獲されるので、熱中性子となってドラム缶
１０１内に侵入することが少なくなり、故に、本発明で
不要なものとして除去するところの当該廃棄物固体の外
部から熱中性子となって侵入して核分裂を起こすことに
よる中性子計数成分が非常に少ない。As another invention of the present invention, as shown in FIG. 10, a polyethylene neutron absorber 100 containing a neutron absorbing material without using a graphite moderator is used.
A drum 101 containing a radioactive waste solid to be measured is installed in a detection system which is provided with only one. The drum is irradiated with 14 MeV fast neutrons emitted from the neutron generating tube 104 to penetrate the drum, and is scattered and slowed down in the radioactive waste solid in the drum to produce thermal neutrons. The material is bombarded with nuclei and the resulting fission neutrons are detected by a 3He detector. Since there is no graphite moderator, the neutron counting component due to intrusion as thermal neutrons from the outside of the waste solid, which is to be removed as unnecessary in the present invention, and causing fission, is extremely small. In addition, fast neutrons from the neutron generating tube that have entered the polyethylene neutron absorber containing the neutron absorbing substance are captured by the neutron absorbing substance in the process of scattering and decelerating therein, so that they become thermal neutrons and enter the drum can 101. Therefore, the neutron counting component due to intrusion as thermal neutrons from the outside of the waste solid, which is to be removed as unnecessary in the present invention to cause nuclear fission, is extremely small.
【００２６】更にまた、本発明における他の発明とし
て、図１１に示されるように、従来のアクティブ中性子
法で使用されていた中性子減速反射体系を除去し、その
代替として中性子吸収遮蔽体１１０１を設置する。中性
子減速反射体系を除去したので、この中で中性子発生管
からの中性子が減速して熱中性子となってドラム缶１０
１に侵入することはなく、本発明で不要なものとして除
去するところの当該廃棄物固体の外部から熱中性子とな
って侵入して核分裂を起こすことによる中性子計数成分
がない。また、中性子吸収遮蔽体１１０１に侵入した中
性子はその中の中性子吸収物質により吸収されるので、
再びその中から熱中性子となって外へ漏れ出ることはな
い。したがって、中性子吸収遮蔽体１１０１を設置する
ことにより、中性子減速反射体系を除去したことによる
中性子の測定体系外への漏れの心配がなくなると共に、
本発明で不要なものとして除去するところの当該廃棄物
固体の外部から熱中性子となって侵入して核分裂を起こ
すことによる中性子計数成分が発生しない。Further, as another invention in the present invention, as shown in FIG. 11, the neutron moderating reflector used in the conventional active neutron method is removed, and a neutron absorption shield 1101 is installed as a substitute. I do. Since the neutron moderation reflection system has been removed, the neutrons from the neutron generating tube are slowed down to become thermal neutrons therein, and the drum 10
1 and there is no neutron counting component due to thermal neutrons entering from outside and causing nuclear fission to be removed as unnecessary in the present invention. In addition, neutrons that have entered the neutron absorption shield 1101 are absorbed by the neutron absorbing substance therein,
It does not leak out again as thermal neutrons. Therefore, by installing the neutron absorption shield 1101, there is no need to worry about leakage of neutrons out of the measurement system due to removal of the neutron moderating reflection system,
In the present invention, a neutron counting component is not generated due to thermal neutrons entering from outside and inducing nuclear fission, which are removed as unnecessary in the present invention.
【００２７】[0027]
【実施例】図１２は「課題を解決するための手段(1)お
よび(2)」を実行し、その有効性を示すための測定実験
体系例であり、図１に示したアクティブ中性子法の測定
体系の縦中心部の横断面図に相当する図面である。ただ
し、本実施例では中性発生管を２本採用し、また２８本
の3Ｈｅ検出器１０８ａ、１０８ｂを１４本づつの２組
に分け、それらを異なる２箇所に配置している。測定実
験では、測定対象の放射性廃棄物に含まれる核分裂性物
質を模擬したプルトニウム線源１２０１をコンクリート
の充填されたドラム缶１０１の中を、その中心１２０３
から表面部まで２．５ｃｍ間隔で移動した。その各位置
において、中性子発生管１０４ａ及び１０４ｂから高速
中性子を発生させ、全3Ｈｅ検出器に検出される中性子
総数を２０ｍｓの時間経過毎に測定し、この測定を１秒
に１００回繰り返しながら１００秒間測定を継続し、図
２で説明した全計数値の時間経過による変化の測定デー
タを取得した。FIG. 12 shows an example of a measurement experiment system for executing the “means for solving the problem (1) and (2)” and showing its effectiveness. The active neutron method shown in FIG. It is a drawing equivalent to the cross-sectional view of the vertical center part of a measurement system. However, in the present embodiment, two neutral generating tubes are employed, and the 28 3 He detectors 108a and 108b are divided into two sets of 14 each, and they are arranged at two different places. In the measurement experiment, a plutonium radiation source 1201 simulating fissile material contained in a radioactive waste to be measured is placed in a concrete-filled drum can 101 at its center 1203.
To the surface at 2.5 cm intervals. In each of its positions, to generate fast neutrons from the neutron generating tube 104a and 104b, the neutron total number detected in all 3 He detector was measured every time of 20 ms, while repeating 100 times the measurement per second 100 The measurement was continued for second, and measurement data of the change over time of all the count values described in FIG. 2 was obtained.
【００２８】得られた測定データの実例として、プルト
ニウム線源１２０１をコンクリートの充填されたドラム
缶１０１の中心１２０３に置いたときの測定データを図
１３(a)の１３００に示す。この測定データ１３００
を、図３(a)で説明したごとく、中性子発生管から放出
された高速中性子の計数成分が廃棄物固体内の核分裂に
寄与することなく検出されて計数された計数成分１３０
１と、バックグラウンド計数成分１３０２と、中性子発
生管から放出された高速中性子が中性子減速反射体系内
で減速され熱中性子となって測定対象物の廃棄物固体内
に侵入して廃棄物固体内の核分裂性物質を核分裂させて
放出された核分裂中性子の計数成分１３０３の、３つの
成分に分解し、計数成分１３０３のみを抽出するとデー
タ１３０３’が得られる。これより従来のアクティブ中
性子法で得ていた計数値総和１３０４が得られる。As an example of the obtained measurement data, the measurement data when the plutonium radiation source 1201 is placed at the center 1203 of the drum can 101 filled with concrete is shown in FIG. This measurement data 1300
As described with reference to FIG. 3 (a), the counting component of the fast neutrons emitted from the neutron generating tube was detected and counted without contributing to the fission in the waste solid.
1, the background count component 1302, and the fast neutrons emitted from the neutron generating tube are slowed down in the neutron moderation reflector system to become thermal neutrons and enter the waste solid of the measurement object and When fissionable material is fissioned, fission neutrons are decomposed into three components, ie, a counting component 1303, and only the counting component 1303 is extracted to obtain data 1303 ′. From this, the total count value 1304 obtained by the conventional active neutron method is obtained.
【００２９】一方、図８で説明したごとく、測定データ
１３００より、中性子発生管から放出された高速中性子
の計数成分が廃棄物固体内の核分裂に寄与することなく
検出されて計数された計数成分１３０１と、バックグラ
ウンド計数成分１３０２と、中性子発生管から放出され
た高速中性子が中性子減速反射体系内で減速され熱中性
子となって測定対象物の廃棄物固体内に侵入して廃棄物
固体内の核分裂性物質を核分裂させて放出された核分裂
中性子の計数成分１３０３とを取り除くと、同図(c)に
示す残された成分１３０５が得られる。On the other hand, as described with reference to FIG. 8, from the measurement data 1300, the counting component of the fast neutrons emitted from the neutron generating tube is detected and counted without contributing to the nuclear fission in the waste solid. And the background count component 1302, and the fast neutrons emitted from the neutron generating tube are slowed down in the neutron moderation reflector system to become thermal neutrons and enter the waste solid of the measurement object, and fission in the waste solid When the fission neutrons are fissioned and the fission neutrons counted component 1303 are removed, the remaining components 1305 shown in FIG.
【００３０】この計数データ１３０５は、本発明で計測
しようとしたところの、中性子発生管より放出された高
速中性子が測定対象物である廃棄物固体中で散乱し減速
して熱中性子化し、その熱中性子が当該廃棄物固体中の
核分裂性物質を核分裂させたときに放出される核分裂中
性子の計数成分である。この成分の計数値総和として１
３０６が得られる。The count data 1305 indicates that the fast neutrons emitted from the neutron generating tube, which are to be measured in the present invention, are scattered and decelerated into thermal neutrons in the waste solid to be measured, It is a counting component of fission neutrons released when neutrons fission fissile material in the waste solid. The sum of the counts of this component is 1
306 is obtained.
【００３１】これを従来法の測定値である図１３(b)で
得られた１３０４と比較して示すと、図１４の１３０４
及び１３０６のようになる。これより、本発明で得られ
た値が約１００倍ほど大きく、従って、本発明はドラム
缶内の放射性廃棄物の中心部にある核分裂性物質の検出
測定において、従来法に比べ検出測定感度が２桁ほど大
きく、従って測定における統計誤差も小さく、高い精度
の測定ができることが確認できた。This is compared with the value 1304 obtained in FIG. 13B, which is the measured value of the conventional method.
And 1306. Thus, the value obtained by the present invention is about 100 times larger, and therefore, the present invention has a detection and measurement sensitivity of 2 times higher than that of the conventional method in the detection and measurement of fissile material in the center of radioactive waste in a drum. It was confirmed that the measurement can be performed with high accuracy, and the statistical error in the measurement is small, as well as in the order of magnitude.
【００３２】本実験において得られたプルトニュウム試
料の位置に対する測定値の依存性を図１４の１４０１及
び１４０２に示す。１４０１は従来法の結果で、１４０
２は本発明による結果である。すべての位置に対して、
本発明による測定結果は従来法に比べて大きな検出測定
感度を有すると共に、中心部と表面部との位置依存性が
７５分の１に低減することを実証している。The dependence of the measured values on the position of the plutonium sample obtained in the present experiment is shown in 1401 and 1402 in FIG. 1401 is the result of the conventional method.
2 is a result according to the present invention. For all positions,
The measurement results according to the present invention have a higher detection measurement sensitivity than the conventional method, and demonstrate that the positional dependence between the center and the surface is reduced by a factor of 75.
【００３３】図１５は「課題を解決するための手段
(３)」の実施例である。アクティブ中性子法の測定体系
の中性子減速反射体系よりグラファイト中性子減速体１
０２を除去し、ポリエチレン中性子反射体のみで被測定
ドラム缶１０１及び中性子発生管１０４，及び３Ｈｅ検
出器１０８を囲んでいる。グラファイト減速体がないの
で、本発明で不要なものとして除去するところの当該廃
棄物固体の外部から熱中性子となって侵入して核分裂を
起こすことによる中性子計数成分が非常に少ない。その
結果、本発明で必要とする放射性廃棄物固体内で散乱減
速して熱中性子となって測定対象の廃棄物固体内の核分
裂性物質を核分裂させたときの核分裂中性子計数成分が
測定データの中の主要成分となって精度良く測定でき
る。FIG. 15 is a diagram showing a means for solving the problem.
(3) ". Graphite neutron moderator 1 from the neutron moderation reflector of the active neutron measurement system
02 is removed, and the drum 101 to be measured, the neutron generation tube 104, and the 3He detector 108 are surrounded only by the polyethylene neutron reflector. Since there is no graphite moderator, the neutron counting component due to intrusion as thermal neutrons from the outside of the waste solid, which is to be removed as unnecessary in the present invention, and causing fission, is extremely small. As a result, the fission neutron counting component when the fissionable substance in the waste solid to be measured is fissioned as a thermal neutron by being slowed down by scattering in the radioactive waste solid required in the present invention is included in the measurement data. And can be measured with high accuracy.
【００３４】図１６は「課題を解決するための手段
(４)」の実施例である。被測定ドラム缶１０１、中性子
発生管１０４，及び３Ｈｅ検出器１０８を、中性子吸収
物質であるボロンを含有するボロン入りポリエチレン中
性子吸収体１６０１で囲んでいる。ボロン入りポリエチ
レン中性子吸収体１６０１に侵入した中性子発生管から
の高速中性子はその中で散乱減速する過程でボロンに捕
獲されるので、当該中性子吸収体１６０１より熱中性子
となってドラム缶１０１内に侵入する中性子が少なくな
り、故に、本発明で不要なものとして除去するところの
当該廃棄物固体の外部から熱中性子となって侵入して核
分裂を起こすことによる中性子計数成分が少なく、故
に、本発明で必要とする放射性廃棄物固体内で散乱減速
して熱中性子となって測定対象の廃棄物固体内の核分裂
性物質を核分裂させたときの核分裂中性子計数成分が測
定データの中の主要成分となって更に精度良く測定でき
る。FIG. 16 shows "means for solving the problem".
(4) ". The measured drum can 101, the neutron generating tube 104, and the 3He detector 108 are surrounded by a boron-containing polyethylene neutron absorber 1601 containing boron as a neutron absorbing substance. High-speed neutrons from the neutron generating tube that have entered the boron-containing polyethylene neutron absorber 1601 are captured by boron in the process of scattering and decelerating therein, so that they become thermal neutrons from the neutron absorber 1601 and enter the drum can 101. Neutrons are reduced, and therefore, the neutron counting component due to intrusion as thermal neutrons from the outside of the waste solid, which is removed as unnecessary in the present invention and causing fission, is small. The fission neutron counting component when the fissionable material in the waste solid to be measured is fissioned as thermal neutrons by scattering and deceleration in the radioactive waste solid becomes the main component in the measurement data. It can measure with high accuracy.
【００３５】図１７は「課題を解決するための手段
(５)」の実施例である。従来のアクティブ中性子法で使
用されていた中性子減速反射体系を除去し、その代替と
して中性子吸収遮蔽体である適当な厚さのコンクリート
１７０１を設置している。中性子減速反射体系を除去し
たので、この中で中性子発生管からの中性子が減速して
熱中性子となってドラム缶１０１に侵入することはな
く、本発明で不要なものとして除去するところの当該廃
棄物固体の外部から熱中性子となって侵入して核分裂を
起こすことによる中性子計数成分がない。また、コンク
リート１７０１に侵入した中性子はその中で吸収される
ので、再びその中から熱中性子となって外へ漏れ出るこ
とはない。FIG. 17 shows "Means for solving the problem."
(5) ". The neutron moderating reflection system used in the conventional active neutron method is removed, and a concrete 1701 having an appropriate thickness, which is a neutron absorption shield, is installed as an alternative. Since the neutron moderation reflection system has been removed, the neutrons from the neutron generating tube do not slow down and become thermal neutrons and enter the drum 101, and the waste is removed as unnecessary in the present invention. There is no neutron counting component due to thermal neutrons entering from outside the solid and causing fission. In addition, since neutrons that have entered the concrete 1701 are absorbed therein, they do not leak to the outside again as thermal neutrons.
【００３６】したがって、中性子吸収遮蔽体としてコン
クリート１７０１を設置することにより、中性子減速反
射体系を除去したことによる中性子の測定体系外への漏
れの心配がなくなると共に、本発明で不要なものとして
除去するところの当該廃棄物固体の外部から熱中性子と
なって侵入して核分裂を起こすことによる中性子計数成
分が発生しない。コンクリート１７０１として、その効
果を高めるために、ボロン入りコンクリートを用いても
良い。Therefore, by installing the concrete 1701 as a neutron absorption shield, there is no need to worry about neutrons leaking out of the measurement system due to the removal of the neutron moderating reflection system, and the neutrons are removed as unnecessary in the present invention. However, a neutron counting component due to intrusion as thermal neutrons from the outside of the solid waste to cause nuclear fission does not occur. As the concrete 1701, boron-containing concrete may be used to enhance the effect.
【００３７】[0037]
【発明の効果】従来のアクティブ中性子法では、中性子
発生管から放出した高速中性子を検出体系の中性子減速
体内で熱中性子になるまで減速させ、この熱中性子を測
定対象の廃棄物固体に浸透させて核分裂性物質の原子核
に衝突させるが、廃棄物固体に浸透した熱中性子は核分
裂性物質に出会う前に廃棄物固体中の水分などの物質に
吸収され測定感度を低下させると共に核分裂性物質がド
ラム缶内のどの位置に存在するかで測定感度の位置依存
性が大きい。従来方法では、このような核分裂発生割合
の大きな位置依存性により、核分裂性物質の定量精度及
びその信頼性を悪化させるという問題点があると共に、
中心部に存在する微量核分裂性物質の測定検出が不可能
になると言う問題点があった。According to the conventional active neutron method, fast neutrons emitted from a neutron generating tube are slowed down to thermal neutrons in a neutron moderator within a detection system, and the thermal neutrons are permeated into a waste solid to be measured. The neutrons of the fissile material collide with the nuclei, but the thermal neutrons that have permeated the solid waste are absorbed by substances such as moisture in the solid waste before encountering the fissionable material, lowering the measurement sensitivity and causing the fissile material to fall into the drum. The position dependency of the measurement sensitivity is large depending on the position of the measurement sensitivity. In the conventional method, such a large position dependence of the fission generation ratio has a problem of deteriorating the quantitative accuracy and reliability of the fissile material,
There is a problem that it becomes impossible to measure and detect the trace fissile material present at the center.
【００３８】本発明により、これらの問題が解決し、目
的とする放射性廃棄物の非破壊測定の定量精度及び信頼
性が大幅に向上すると共に、中心部に存在する微量核分
裂性物質の高感度測定が可能となるという効果を有す
る。又、本発明においては、直接又は間接的に廃棄物固
体に侵入した中性子発生管からの高速中性子は、廃棄体
固体中での散乱により、熱中性子領域にまで減速して近
傍に存在する核分裂核種との反応機会を増大するので、
核分裂発生確率が高まり、核分裂応答性が飛躍的に向上
するという効果が生じる。According to the present invention, these problems are solved, the accuracy and reliability of the nondestructive measurement of the target radioactive waste are significantly improved, and the high-sensitivity measurement of a trace amount of fissile material existing in the center is achieved. Has the effect that it becomes possible. Further, in the present invention, fast neutrons from the neutron generating tube that directly or indirectly penetrate into the waste solid are decelerated to the thermal neutron region by scattering in the waste solid, and the fission nuclide existing in the vicinity is present. Increase the chances of reaction with
The effect of increasing the probability of nuclear fission and dramatically improving fission responsiveness is produced.
【図１】従来法のアクティブ中性子法の検出体系を示す
図である。FIG. 1 is a diagram showing a detection system of a conventional active neutron method.
【図２】２０μｓの時間間隔毎の計数値の加算集積値
（全計数値）の時間経過による変化を示す図である。FIG. 2 is a diagram showing a change over time of an integrated value (all count values) of count values at every 20 μs time interval.
【図３】得られた測定データからドラム缶の核分裂性物
質の核分裂で放出された核分裂中性子の成分を分離する
方法を示す図である。FIG. 3 is a diagram showing a method of separating the components of fission neutrons released in the fission of fissile material in a drum from the measurement data obtained.
【図４】分離した核分裂中性子の成分は廃棄物中の核分
裂性物質の量によって変化することを示す図である。FIG. 4 is a diagram showing that the content of separated fission neutrons varies depending on the amount of fissile material in waste.
【図５】コンクリートの充填されたドラム缶の中心部か
ら表面部へプルトニウムを移動させて測定したときの位
置による測定値の変化を示す図である。FIG. 5 is a diagram showing a change in a measured value depending on a position when plutonium is moved from a central portion to a surface portion of a drum filled with concrete and measured.
【図６】本発明の廃棄物固体内で熱中性子化し廃棄物固
体中の核分裂性物質に核分裂をおこさせその核分裂中性
子を検出する過程を示した図である。FIG. 6 is a view showing a process of thermal neutronization in the waste solid of the present invention, causing fissionable material in the waste solid to fission, and detecting the fission neutrons.
【図７】本発明によるコンクリートの充填されたドラム
缶の中心部から表面部へプルトニウムを移動させて測定
したときの位置による測定値の変化を示す図である。FIG. 7 is a diagram showing a change in a measured value depending on a position when plutonium is moved from the center to the surface of a drum filled with concrete according to the present invention and measured.
【図８】本発明の得られた測定データからドラム缶の核
分裂性物質の核分裂で放出された核分裂中性子の成分を
分離する方法を示す図である。FIG. 8 is a diagram showing a method of separating the components of fission neutrons released in the fission of fissile material in a drum from the measurement data obtained according to the present invention.
【図９】本発明のグラファイト減速体を使用せずにポリ
エチレン中性子反射体のみで内装されたアクティブ中性
子法の検出体系を示す図である。FIG. 9 is a diagram showing a detection system of an active neutron method which is provided only with a polyethylene neutron reflector without using the graphite moderator of the present invention.
【図１０】本発明のグラファイト減速体を使用せずに中
性子吸収物質入りポリエチレン中性子吸収体のみで内装
されたアクティブ中性子法の検出体系を示す図である。FIG. 10 is a diagram showing a detection system of an active neutron method, which is provided only with a polyethylene neutron absorber containing a neutron absorbing substance without using the graphite moderator of the present invention.
【図１１】従来のアクティブ中性子法で使用されていた
中性子減速反射体系を除去し、その代替として中性子吸
収遮蔽体を設置したアクティブ中性子法の検出体系を示
す図である。FIG. 11 is a diagram showing a detection system of the active neutron method in which the neutron moderating reflection system used in the conventional active neutron method is removed, and a neutron absorption shield is installed as an alternative.
【図１２】本発明における実施例を示す図で、測定体系
の断面図およびコンクリートの充填されたドラム缶の中
心部からプルトニウム線源を移動させて測定した状態を
示す図である。FIG. 12 is a view showing an embodiment of the present invention, which is a cross-sectional view of a measurement system and a state in which a plutonium wire source is moved from the center of a drum filled with concrete and measured.
【図１３】プルトニウム線源をコンクリートの充填され
たドラム缶の中心に置いたときの実測定データの解析法
を示す図である。FIG. 13 is a diagram showing a method of analyzing actual measurement data when a plutonium radiation source is placed at the center of a drum filled with concrete.
【図１４】本発明による方法と従来法において得られた
プルトニュウム試料の位置に対する測定値と依存性の比
較を示す図である。FIG. 14 is a diagram showing a comparison between measured values and positions of plutonium samples obtained by the method of the present invention and the conventional method.
【図１５】従来のアクティブ中性子法で使用されていた
グラファイト中性子減速体を除去したアクティブ中性子
法の検出体系を示す図である。FIG. 15 is a diagram showing a detection system of the active neutron method in which the graphite neutron moderator used in the conventional active neutron method is removed.
【図１６】本発明に係るボロン入りポリエチレン中性子
吸収体で囲んだアクティブ中性子法の検出体系を示す図
である。FIG. 16 is a diagram showing a detection system of an active neutron method surrounded by a boron-containing polyethylene neutron absorber according to the present invention.
【図１７】本発明に係る測定検出体系として中性子吸収
遮蔽体である適当な厚さのコンクリートを設置したアク
ティブ中性子法の検出体系を示す図である。FIG. 17 is a diagram showing a detection system of the active neutron method in which a concrete having an appropriate thickness as a neutron absorption shield is installed as a measurement detection system according to the present invention.
１０１ ：廃棄物個体内蔵ドラム缶 １０２ ：グラファイト中性子減速体 １０３ ：ポリエチレン中性子遮蔽体 １０４ ：中性子発生管 １０４ａ：中性子発生管 １０４ｂ：中性子発生管 １０５ ：１４ＭｅＶ中性子がグラファイトで減速して
核分裂を起こす経路 １０６ ：核分裂性物質の原子核 １０７ ：核分裂中性子が検出される経路 １０８ ：中性子検出器 １０８ａ：中性子検出器 １０８ｂ：中性子検出器 １０９ ：中性子発生管から放出される中性子が検出さ
れる経路 １１０ ：測定システム制御装置 １１１ ：中性子発生管電源 １１２ ：中性子信号増幅波形整形電子回路 １１３ ：時間計数計測集積部 ２０１ ：２０μｓの時間間隔毎の計数値の加算集積値 ２０２ ：包絡曲線データ ３０１ ：中性子発生管からの高速中性子計数成分 ３０２ ：バックグラウンド計数成分 ３０３ ：熱中性子による核分裂中性子計数成分 ３０３ａ：熱中性子による核分裂中性計数子成分 ３０３ｂ：熱中性子による核分裂中性計数子成分 ３０４ ：熱中性子による核分裂中性子計数値の総和 ３０４ａ：熱中性子による核分裂中性子計数値の総和 ３０４ｂ：熱中性子による核分裂中性子計数値の総和 ６０１ ：発生管からの中性子が廃棄物固体で減速して
核分裂を起こす経路 ６０２ ：核分裂中性子が検出される経路 ８０１ ：廃棄物固体で減速した中性子による核分裂中
性子の計数成分 １００１：中性子吸収物質入りポリエチレン中性子吸収
体 １１０１：１００１以外の中性子吸収遮蔽体 １２０１：プルトニウム線源 １２０２：プルトニウム線源の移動位置 １２０３：ドラム缶の中心 １３００：プルトニウム線源をコンクリートの充填され
たドラム缶の中心に置いたときの測定データ（包絡曲線
データ） １３０１：中性子発生管からの高速中性子計数成分 １３０２：バックグラウンド計数成分 １３０３：グラファイトで減速した中性子より発生した
核分裂中性子の計数成分 １３０３’：グラファイトで減速した中性子より発生し
た核分裂中性子の計数成分のみを抽出したデータ １３０４：従来のアクティブ中性子法で得ていた廃棄物
固体中心部における計数値総和 １３０５：本発明に係る核分裂中性子の計数成分 １３０６：本発明に係る廃棄物固体中心部における核分
裂中性子計数成分の計数値総和 １４０１：従来法によるプルトニュウム試料の位置に対
する測定値の依存性 １４０２：本発明によるプルトニュウム試料の位置に対
する測定値の依存性 １６０１：ボロン入りポリエチレン中性子吸収体 １７０１：コンクリート，ボロン入りコンクリート101: drum with built-in solid waste 102: graphite neutron moderator 103: polyethylene neutron shield 104: neutron generating tube 104a: neutron generating tube 104b: neutron generating tube 105: path of 14MeV neutron deceleration in graphite and causing fission 106: Nuclear nucleus of fissile material 107: path in which fission neutrons are detected 108: neutron detector 108a: neutron detector 108b: neutron detector 109: path in which neutrons emitted from a neutron generator tube are detected 110: measurement system control device 111: neutron generator tube power supply 112: neutron signal amplification waveform shaping electronic circuit 113: time counting / measuring / integrating unit 201: addition and accumulation value of the count value for each 20 μs time interval 202: envelope curve data 301: fast neutron from the neutron generating tube Counting component 30 : Background counting component 303: fission neutron counting component due to thermal neutrons 303 a: fission neutron counting component due to thermal neutrons 303 b: fission neutron counting component due to thermal neutrons 304: sum of fission neutron counting values due to thermal neutrons 304 a: heat Sum of fission neutron counts due to neutrons 304b: Sum of fission neutron counts due to thermal neutrons 601: Path in which neutrons from the generating tube decelerate in a solid waste and cause fission 602: Path in which fission neutrons are detected 801: Discard Fission neutron counting component due to neutrons decelerated by solid matter 1001: polyethylene neutron absorber containing neutron absorbing material 1101: neutron absorption shield other than 1001 1201: plutonium source 1202: moving position of plutonium source 1203: center of drum 1300 : P Measurement data (envelope curve data) when the ruthenium source is placed in the center of a drum filled with concrete 1301: Fast neutron counting component from neutron generating tube 1302: Background counting component 1303: Generated from neutrons decelerated by graphite Nuclear fission neutron count component 1303 ': Data obtained by extracting only the fission neutron count component generated from graphite-decelerated neutrons 1304: Total count value at the center of solid waste obtained by the conventional active neutron method 1305: Book Fission neutron counting component according to the present invention 1306: Sum of counting values of fission neutron counting component in the center of solid waste according to the present invention 1401: Dependence of measured value on position of plutonium sample by conventional method 1402: Plutonium sample according to the present invention To the position 1601: Polyethylene neutron absorber with boron 1701: Concrete, concrete with boron
─────────────────────────────────────────────────────
────────────────────────────────────────────────── ───
【手続補正書】[Procedure amendment]
【提出日】平成９年９月５日[Submission date] September 5, 1997
【手続補正１】[Procedure amendment 1]
【補正対象書類名】明細書[Document name to be amended] Statement
【補正対象項目名】００１５[Correction target item name] 0015
【補正方法】変更[Correction method] Change
【補正内容】[Correction contents]
【００１５】[0015]
【課題を解決するための手段】 課題を解決するための手段（１） 本発明の方法は、アクティブ中性子法で得られた測定デ
ータの解析において、中性子発生管より放出された高速
中性子が測定対象物である廃棄物固体中で散乱し減速し
て熱中性子化し、その熱中性子が当該廃棄物固体中の核
分裂性物質を核分裂させたときに放出される核分裂中性
子の計数成分を選択的に抽出し、その成分の計数値総和
を求め、その計数値総和を測定対象物である廃棄物固体
中に内蔵されている核分裂性物質の総量を示す値とする
放射性廃棄物固体内の核分裂性物質の非破壊的測定法で
ある。Means for Solving the Problems Means for Solving the Problems (1) According to the method of the present invention, in the analysis of measurement data obtained by the active neutron method, high-speed neutrons emitted from a neutron generating tube are measured. Neutrons are scattered and decelerated into thermal neutrons in the solid waste, and the thermal neutrons selectively extract the fission neutrons counting component released when the fissionable material in the solid waste is fissioned. Calculate the sum of the counts of the components, and determine the sum of the counts as a value indicating the total amount of fissile material contained in the solid waste to be measured. It is a destructive measurement.
【手続補正２】[Procedure amendment 2]
【補正対象書類名】明細書[Document name to be amended] Statement
【補正対象項目名】００１６[Correction target item name] 0016
【補正方法】変更[Correction method] Change
【補正内容】[Correction contents]
【００１６】課題を解決するための手段（２） 本発明の他の方法は、課題を解決するための手段(1)に
おいて、アクティブ中性子法において得られた測定デー
タより、中性子発生管から放出された高速中性子が中性
子減速反射体系内で減速され熱中性子となって測定対象
物の廃棄物固体内に侵入して廃棄物固体内の核分裂性物
質を核分裂させて放出された核分裂中性子の計数成分
と、中性子発生管から放出された高速中性子の計数成分
が廃棄物固体内の核分裂に寄与することなく検出されて
計数された計数成分と、バックグラウンド計数成分とを
取り除き、残された計数データを、中性子発生管より放
出された高速中性子が測定対象物である廃棄物固体中で
散乱し減速して熱中性子化しその熱中性子が当該廃棄物
固体中の核分裂性物質を核分裂させたときに放出される
核分裂中性子の計数成分とする方法である。Means for Solving the Problem (2) In another method of the present invention, the method for solving the problem (1) is based on measurement data obtained in the active neutron method, wherein the measured data is discharged from the neutron generator tube. The fast neutrons that have been decelerated in the neutron moderation reflector system become thermal neutrons, penetrate into the waste solid to be measured, fission the fissile material in the waste solid, and emit fission neutrons. The count component of fast neutrons emitted from the neutron generator tube was detected and counted without contributing to fission in the waste solid, and the count component and the background count component were removed. Fast neutrons emitted from the neutron generator tube are scattered in the waste solid to be measured and decelerate to thermal neutrons, and the thermal neutrons fission the fissile material in the waste solid. This is a method of counting fission neutrons that are released when they are released.
【手続補正３】[Procedure amendment 3]
【補正対象書類名】明細書[Document name to be amended] Statement
【補正対象項目名】００１７[Correction target item name] 0017
【補正方法】変更[Correction method] Change
【補正内容】[Correction contents]
【００１７】課題を解決するための手段（３） 本発明の装置は、アクティブ中性子法の測定体系の中性
子減速反射体系よりグラファイト中性子減速体を除去し
たものである。Means for Solving the Problem (3) The apparatus of the present invention is obtained by removing the graphite neutron moderator from the neutron moderation reflector system of the active neutron measurement system.
【手続補正４】[Procedure amendment 4]
【補正対象書類名】明細書[Document name to be amended] Statement
【補正対象項目名】００１８[Correction target item name] 0018
【補正方法】変更[Correction method] Change
【補正内容】[Correction contents]
【００１８】課題を解決するための手段（４） また、本発明の他の装置は、課題を解決するための手段
(3)において、アクティブ中性子法の測定体系の中性子
減速反射体系より、グラファイト中性子減速体を除去し
たあとのポリエチレン中性子反射体を中性子吸収物質入
りポリエチレンとしたものである。Means for Solving the Problem (4) Another device of the present invention is a device for solving the problem.
In (3), the polyethylene neutron reflector after removing the graphite neutron moderator from the neutron moderator system of the measurement system of the active neutron method is replaced with polyethylene containing a neutron absorbing substance.
【手続補正５】[Procedure amendment 5]
【補正対象書類名】明細書[Document name to be amended] Statement
【補正対象項目名】００１９[Correction target item name] 0019
【補正方法】変更[Correction method] Change
【補正内容】[Correction contents]
【００１９】課題を解決するための手段（５） 更にまた、本願の他の装置は、アクティブ中性子法の測
定体系より中性子減速反射体体系を除去し、その代替と
して中性子吸収遮蔽体（例えば、適当な厚さのコンクリ
ート）を設置したものである。Means for Solving the Problems (5) Still another device of the present application removes the neutron moderating reflector system from the measurement system of the active neutron method, and replaces it with a neutron absorption shield (for example, an appropriate neutron absorption shield). Concrete with a large thickness).
【手続補正６】[Procedure amendment 6]
【補正対象書類名】明細書[Document name to be amended] Statement
【補正対象項目名】００２０[Correction target item name] 0020
【補正方法】削除[Correction method] Deleted
Claims (5)
タの解析において、中性子発生管より放出された高速中
性子が測定対象物である廃棄物固体中で散乱し減速して
熱中性子化し、その熱中性子が当該廃棄物固体中の核分
裂性物質を核分裂させたときに放出される核分裂中性子
の計数成分を選択的に抽出し、その成分の計数値総和を
求め、その計数値総和を測定対象物である廃棄物固体中
に内蔵されている核分裂性物質の総量を示す値とする放
射性廃棄物固体内の核分裂性物質の非破壊測定法。In the analysis of measurement data obtained by an active neutron method, fast neutrons emitted from a neutron generating tube are scattered in a solid waste to be measured, decelerated to thermal neutrons, and the thermal neutrons are analyzed. Selectively fission neutrons emitted when fissionable material in the waste solid is fissioned is counted, and the sum of the counted values of the components is obtained.The sum of the counted values is the object to be measured. A non-destructive method for measuring fissile material in radioactive waste solids as a value indicating the total amount of fissile materials contained in the solid waste.
定データより、中性子発生管から放出された高速中性子
が中性子減速反射体系内で減速され熱中性子となって測
定対象物の廃棄物固体内に侵入して廃棄物固体内の核分
裂性物質を核分裂させて放出された核分裂中性子の計数
成分と、中性子発生管から放出された高速中性子の計数
成分が廃棄物固体内の核分裂に寄与することなく検出さ
れて計数された計数成分と、バックグラウンド計数成分
を取り除き、残された計数データを、中性子発生管より
放出された高速中性子が測定対象物である廃棄物固体中
で散乱し減速して熱中性子化しその熱中性子が当該廃棄
物固体中の核分裂性物質を核分裂させたときに放出され
る核分裂中性子の計数成分とする請求項１に記載の放射
性廃棄物固体内の核分裂性物質の非破壊測定法。2. From the measurement data obtained by the active neutron method, fast neutrons emitted from the neutron generating tube are slowed down in the neutron moderating reflector system, become thermal neutrons, and enter the waste solid of the object to be measured. The fission neutron counting component released by fissioning the fissile material in the waste solid and the fast neutron counting component released from the neutron generator tube are detected without contributing to the fission in the waste solid. The counted components and the background components are removed, and the remaining count data is converted into thermal neutrons by decelerating fast neutrons emitted from the neutron generation tube in the waste solid that is the object to be measured. The nucleus in the radioactive waste solid according to claim 1, wherein the thermal neutron is a counting component of fission neutrons released when the fissile material in the waste solid is fissioned. Non-destructive measurement of fissile material.
減速反射体系よりグラファイト中性子減速体を除去した
放射性廃棄物固体内の核分裂性物質の非破壊測定法の装
置。3. An apparatus for non-destructive measurement of fissile material in radioactive waste solids in which a graphite neutron moderator is removed from a neutron moderator reflector system based on an active neutron method measurement system.
減速反射体系よりグラファイト中性子減速体を除去した
あとのポリエチレン中性子反射体を中性子吸収物質入り
ポリエチレンとした放射性廃棄物固体内の核分裂性物質
の非破壊測定法の装置。4. Non-destructive fissile material in radioactive waste solids in which the polyethylene neutron reflector after removal of the graphite neutron moderator from the neutron moderator reflector of the active neutron measurement system is a polyethylene containing a neutron absorbing material. Measurement method equipment.
子減速反射体系を除去し、その代替として中性子吸収遮
蔽体を設置した放射性廃棄物固体内の核分裂性物質の非
破壊測定法の装置。5. An apparatus for non-destructive measurement of fissile material in radioactive waste solids, in which the neutron moderating reflector is removed from the measurement system of the active neutron method and a neutron absorption shield is installed as an alternative.
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP23141597A JPH1164528A (en) | 1997-08-27 | 1997-08-27 | Non-destructive method and apparatus for measuring fissile material in radioactive waste solids |
| FR9810784A FR2767926B1 (en) | 1997-08-27 | 1998-08-27 | METHOD AND APPARATUS FOR NON-DESTRUCTIVE MEASUREMENT OF FISSILATED MATERIALS IN SOLID RADIOACTIVE WASTE |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP23141597A JPH1164528A (en) | 1997-08-27 | 1997-08-27 | Non-destructive method and apparatus for measuring fissile material in radioactive waste solids |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH1164528A true JPH1164528A (en) | 1999-03-05 |
Family
ID=16923241
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP23141597A Pending JPH1164528A (en) | 1997-08-27 | 1997-08-27 | Non-destructive method and apparatus for measuring fissile material in radioactive waste solids |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH1164528A (en) |
| FR (1) | FR2767926B1 (en) |
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2002541491A (en) * | 1999-04-08 | 2002-12-03 | コミツサリア タ レネルジー アトミーク | Radioactive material analysis process and analyzer |
| JP2007218663A (en) * | 2006-02-15 | 2007-08-30 | Japan Atomic Energy Agency | Device and method for searching for existing location of fissionable material in radioactive waste |
| JP2011508196A (en) * | 2007-12-24 | 2011-03-10 | コミサリア ア レネルジィ アトミーク エ オ ゼネ ルジイ アルテアナティーフ | Counting rate measuring apparatus and method |
| JP2011527426A (en) * | 2008-07-10 | 2011-10-27 | コミサリア ア レネルジ アトミ−ク エ オエネルジー アルテルナティヴ | Nuclear substance physical quantity measuring apparatus and method using the apparatus |
| KR101339115B1 (en) * | 2012-01-26 | 2013-12-09 | 한국수력원자력 주식회사 | Method for measuring delayed neutron in high frequency mode using neutron generator and system thereof |
| JP2014508280A (en) * | 2011-01-10 | 2014-04-03 | コミサリア ア レネルジィ アトミーク エ オ ゼネ ルジイ アルテアナティーフ | Nuclear material detection method and detection system by neutron interrogation method. |
| JP2014174123A (en) * | 2013-03-12 | 2014-09-22 | Japan Atomic Energy Agency | Measurement method of amount of fissile material and measurement device |
| CN111190218A (en) * | 2020-01-10 | 2020-05-22 | 成都理工大学 | Neutron energy spectrum detection device and detection method for small sleeve |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4483816A (en) * | 1982-03-31 | 1984-11-20 | The United States Of America As Represented By The Department Of Energy | Apparatus and method for quantitative assay of generic transuranic wastes from nuclear reactors |
| US4497768A (en) * | 1982-07-07 | 1985-02-05 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Apparatus and method for quantitatively evaluating total fissile and total fertile nuclide content in samples |
| FR2675904B1 (en) * | 1991-04-25 | 1993-07-16 | Commissariat Energie Atomique | IMPROVEMENT IN FISSIL MATERIAL DETECTION DEVICES. |
-
1997
- 1997-08-27 JP JP23141597A patent/JPH1164528A/en active Pending
-
1998
- 1998-08-27 FR FR9810784A patent/FR2767926B1/en not_active Expired - Fee Related
Cited By (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2002541491A (en) * | 1999-04-08 | 2002-12-03 | コミツサリア タ レネルジー アトミーク | Radioactive material analysis process and analyzer |
| JP4854116B2 (en) * | 1999-04-08 | 2012-01-18 | コミッサリア ア レネルジー アトミーク エ オ ゼネルジ ザルタナテイヴ | Radioactive substance analysis process and analysis equipment |
| JP2007218663A (en) * | 2006-02-15 | 2007-08-30 | Japan Atomic Energy Agency | Device and method for searching for existing location of fissionable material in radioactive waste |
| JP2011508196A (en) * | 2007-12-24 | 2011-03-10 | コミサリア ア レネルジィ アトミーク エ オ ゼネ ルジイ アルテアナティーフ | Counting rate measuring apparatus and method |
| JP2011527426A (en) * | 2008-07-10 | 2011-10-27 | コミサリア ア レネルジ アトミ−ク エ オエネルジー アルテルナティヴ | Nuclear substance physical quantity measuring apparatus and method using the apparatus |
| US8759768B2 (en) | 2008-07-10 | 2014-06-24 | Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives | Device for measuring physical quantities of nuclear materials and method of employing such a device |
| JP2014508280A (en) * | 2011-01-10 | 2014-04-03 | コミサリア ア レネルジィ アトミーク エ オ ゼネ ルジイ アルテアナティーフ | Nuclear material detection method and detection system by neutron interrogation method. |
| KR101339115B1 (en) * | 2012-01-26 | 2013-12-09 | 한국수력원자력 주식회사 | Method for measuring delayed neutron in high frequency mode using neutron generator and system thereof |
| JP2014174123A (en) * | 2013-03-12 | 2014-09-22 | Japan Atomic Energy Agency | Measurement method of amount of fissile material and measurement device |
| CN111190218A (en) * | 2020-01-10 | 2020-05-22 | 成都理工大学 | Neutron energy spectrum detection device and detection method for small sleeve |
| CN111190218B (en) * | 2020-01-10 | 2022-09-30 | 四川轻化工大学 | Neutron energy spectrum detection device and detection method for small sleeve |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2767926B1 (en) | 2003-08-29 |
| FR2767926A1 (en) | 1999-03-05 |
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