(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
核燃料物質取扱い施設において使用されるグローブボックス内のプルトニウム(Ｐｕ)量を測定する方法において、棒状の検出器をグローブボックス内部のパイプ状構造材内部に挿入設置し、線源に対してグローブボックスの内側から測定することを特徴とするグローブＰｕ量特定方法。
【請求項２】
グローブボックス内部のパイプ状構造材内部に複数の棒状検出器を挿入設置し、中性子トータル計数法と中性子同時計数法とを組み合わせ、中性子同時計数測定によってトータル計数値を校正して測定精度を向上させる請求項１記載のグローブボックス内Ｐｕ量測定方法。
【請求項３】
グローブボックスの寸法に適合するように複数の検出器を連結又は分割し、寸法調整して設置する請求項１または２記載のグローブボックス内Ｐｕ量測定方法。
【請求項４】
構造材の内部寸法に応じて検出器を複数束ねて設置する請求項１，２または３の何れか１つに記載のグローブボックス内Ｐｕ量測定方法。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は核燃料物質取扱い施設において使用されるグローブボックス（以下、ＧＢと略記する。）内においてＧＢ本体の機能及び構造を確保しながら仕掛品及び滞留・付着物等のＧＢ内のＰｕ量を量定するための測定方法に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
核燃料物質の取扱い施設において、放射線の漏洩を阻止しつつ各種核燃料物質を取扱うためグローブボックス（ＧＢ）と称するボックスが使用されているが、このＧＢはステンレスやアクリル板で構成された透明又は不透明な周壁の外側に重遮蔽体が配設された構造からなっており、遮蔽体には多数の開口が設けられ、該開口にはその内側にグローブ（手袋）が固定されてグローブポートとなっていて、取扱う物質の位置に応じて当該位置に対応するグローブに手を挿入し、他の部分は詰め物などで封止し、漏れの起こらないようにしてＧＢ内部のＰｕなど、核燃料物質を取扱うようになっている。
【０００３】
ところで、上記ＧＢにおいて、ＧＢ本来の機能及び構造を確保しつつ、仕掛品及び滞留・付着物等のＧＢ内のＰｕ量を量定することが従来行われているが、このＧＢ内の核物質量を量定するための測定方法として、（１）検出器を組み込んだ板状の測定器でＧＢの両側面を挟み込んで中性子同時計数法により量定する方法、（２）ＧＢ上面あるいは下面に検出器を設置して中性子トータル計数法により量定する方法の２通りの方法が挙げられる。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】
しかし、上記従来の方法（１）はＧＢの寸法によっては一度にＧＢの全体を測定することが不可能であり、ＧＢ内の核物質量を量定するためにはＧＢ全体をカバーするように数回の測定が必要である。さらにＧＢ内の核物質から放出される中性子をＧＢ側面に設置される遮蔽体の外側から測定するため一般に測定精度が悪く、測定時間が長い。
【０００５】
一方、従来方法（２）の方法は検出器と核物質との距離が長いため、検出効率が低く、また他のＧＢの核物質から放出されるバックグラウンド放射線の影響を受けやすいため、測定精度が悪いなどの問題を有している。
【０００６】
本発明は上述の如き実状に対処し、特に、検出器の新しい設置形態を見出すことにより、ＧＢにおいて、ＧＢ本来の機能及び構造を確保しながらバックグラウンドの放射線の影響をなくし、検出器の核燃料物質による汚染を阻止して仕掛品及び滞留・付着物のＧＢ内のＰｕ量を短時間に高い精度で量定すること等のための測定方法を提供することを目的とするものである。
【０００７】
【課題を解決するための手段】
即ち、上記目的に適合する本発明の特徴は、前記核燃料物質取扱い施設において使用されるグローブボックス(ＧＢ)内のプルトニウム(Ｐｕ)量を測定する方法において、棒状の検出器をグローブボックス(ＧＢ)内部のパイプ状構造材内部に挿入設置し、線源に対してグローブボックス(ＧＢ)の内側から測定することにある。
【０００９】
請求項２は本発明におけるグローブボックス内部のパイプ状構造材内部に複数の棒状検出器を挿入設置し、中性子トータル計数法と中性子同時計数法を組み合わせ、中性子同時計数測定によってトータル計数値を校正して測定精度を高める方法である。
なお、検出器としては複数の棒状検出器をグローブボックス(ＧＢ)の寸法に適合するように連結又は分割し、寸法調整して設置することも可能であり、また、構造材内の空間に応じて検出器を複数束ねて設置することも検出効率の調整上、効果的である。
【００１０】
【発明の実施の形態】
以下、更に上記本発明の具体的実施の形態を添付図面に示す実施態様にもとづいて詳述する。
【００１１】
図１は本発明におけるＧＢの構成例を示し、図２はその総組立図である。
これら図において、１は格子状をなして配置形成された構造材（フレーム）、２は該フレームの外側に周壁として配設された通常、ＳＵＳ３０４，アクリル板からなる閉じ込め用パネルであり、これらフレーム１と閉じ込め用パネル２によってＧＢ本体が構成されており、該本体のパネル２外側には更に放射線の漏洩防止のため重遮蔽体３が一体に添設されていて、この重遮蔽体３には図示の如く上下所要数、左右所要列に従ってグローブポート４が設けられている。
【００１２】
このグローブポート４は図示の如く重遮蔽体３に設けられた開口であり、この開口の内面側には図示していないが既知の如く随時、手を挿入し、取扱いが可能なよう手袋（グローブ）が固定されている。
手袋は取扱う核物質の位置に対応するものだけが使用され、使用されないグローブポートは詰め物などで封止されるようになっている。
【００１３】
そして、上記構成においてＧＢの構造材、即ち、フレーム１は角パイプ状の如きパイプ状となっており、図３に示す構成例においては、ＧＢ内の核物質から放出される中性子を測定するための検出器５をその内部に挿入して設置し、線源に対してＧＢの遮蔽体３の内側から測定可能となっており、かつ検出器の核燃料物質による汚染がない測定体系を構成している。
【００１４】
ここで、上記測定体系において、検出器は１本に限らず、検出効率を向上させるため検出器の本数，配置方法，構造（中性子吸収剤，減速材，３Ｈｅガス圧等）をＧＢ内の核燃料物質の量，分布等に応じて適切に組み合わせることができる。
また、検出器の長さは最大１ｍ程度であるが、これを複数連結してＧＢの寸法に適した測定寸法とすることも可能であり、効果的である。
更に構造材の空間に応じて検出器を束ねることにより検出効率を調整することも有効である。
【００１５】
次に上記のようにして構成された図４に示す測定体系によりＧＢ内の核燃料物質量を量定する態様を説明する。
【００１６】
中性子トータル計数法は検出器の配置方法等を考慮した適切な測定条件下では測定時間が極めて短時間となるので図４に示す測定体系により核燃料物質取扱施設が稼働時に、感度のよい中性子トータル計数法で自発核分裂中性子と（α，ｎ）反応による誘発中性子等の中性子の合計数を測定してＧＢ内の核燃料物質を量定する。
しかし、中性子トータル計数法は合計数の測定はできるとしても、（α，ｎ）反応中性子と、自発核分裂中性子との識別が困難であるため、一般的に中性子同時測定法に比べて測定精度が悪いが中性子同時計数法と組み合わせることにより、（α，ｎ）反応中性子（誘発中性子）と自発核分裂中性子との識別が可能となるため、中性子同時計数測定によって定期的にトータル計数値を校正することにより測定精度を向上させることができる。
【００１７】
即ち、中性子同時計数法によれば自発核分裂中性子（ｎｓ）は普通、１度に２個以上放出されるため、ある短い時間間隔（数十〜百μｓｅｃ）内で同時に２個以上、カウントされた場合にはそれはｎｓであると判定されるので、これを組み合わせることによりトータル計数値の中に占めるｎｓの割合が分かる。
そのため、その後はトータル計数法による計数値と、この割合によって核物質量を知ることができる。この割合は定期的に両計数法で計数することにより校正しておく。
このようにして中性子同時計数法により定期的にトータル計数値の校正がなされ、測定精度の向上が図られる。
【００１８】
従って、通常は中性子トータル計数測定法でＧＢ内の核物質量を量定し、年１回程度の頻度で、中性子同時計数をとってトータル計数値を校正する、あるいは核燃料物質の量，分布等に応じて検出器の寸法，本数，配置方法，構造（中性子吸収剤，減速材等）などを予め考慮した測定条件下では、比較的短時間に中性子同時計数測定が可能となるため、核燃料取扱い施設が停止する度に、中性子同時計数測定を行って中性子トータル計数の測定精度を向上させるようにする。
【００１９】
また、前述したようにＧＢ内の核燃料物質の量，分布等により、検出器の本数，配置方法，構造（中性子吸収剤，減速材，３Ｈｅ計数管の場合、ガス圧等）を適切に組み合わせて検出効率等を高める。
【００２０】
【発明の効果】
本発明は以上のように検出器を線源の存在するＧＢ内側に、核燃料物質に汚染されないよう、そして適宜複数の検出器をＧＢの寸法に合わせるよう連結又は分割し寸法調整して設置するものであり、線源のあるＧＢの内側から測定するため、従来の方法に比べてバックグラウンド放射線の影響が極めて少なく、高い検出効率が得られると共に、構造材に組み込み幾何学的に対称位置に複数の検出器を固定できるため、中性子トータル測定と、中性子同時計数測定が１つの測定系で測定可能である顕著な効用を有している。
【００２１】
また、ＧＢの構造材の内部に検出器を設置すれば直接検出器をＧＢに設置することによる遮蔽設計，耐震設計，構造設計等のＧＢ設計に対する影響が極めて少ない利点もあり、更にＧＢ本体内に検出器を設置するため測定の度ごとに機器を運ぶための測定器の搬送スペース，設置スペース等を施設レイアウト上で考慮する必要もない利点がある。
その上、ＧＢ内のバルク状の核燃料物質を中性子トータル計数及び中性子同時計数可能であるため、工程内の核物質の量及び移動が常時、把握可能となり、査察者による検認時間が短縮され、査察活動も効率化されると共に、査察期間の短縮及び査察の効率化により施設の稼働停止期間も短縮される格段の効果が期待される。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明におけるＧＢの構成例を示す斜視図である。
【図２】上記ＧＢの総組立態様を示す斜視図である。
【図３】上記ＧＢにおける検出器の設置状況を示す斜視図である。
【図４】グローブボックス内核燃料物質量測定における測定体系例を示す概要斜視図である。
【符号の説明】
１  構造材（フレーム）
２  閉じ込め用パネル
３  重遮蔽体
４  グローブポート
５  検出器
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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