[2L20-23] Pu-solution monitoring

[2L23] Feasibility Study of Technology for Pu Solution Monitoring including FP

(4)Comparison between Dose Rate Measurement Result and Simulation Result

*Takuya Matsuki¹, Naoki Nishida¹, Kazushi Horigome¹, Megumi Sekine¹, Takahiko Kitao¹, Hironobu Nakamura¹ (1. JAEA)

Keywords:High active liquid waste, Reprocessing facility, MCNP, Dose rate calicuration

セル内の放射線（ガンマ線スペクトル・中性子）を調査するための測定器及びPuモニタリングに最適な測定器設置位置を検討するため、セル内機器の簡易モデル及び高放射性廃液の組成調査結果を基に評価した線源（ガンマ線・中性子）を入力とした放射線輸送計算コード（MCNP）を用いて、セル内の線量分布計算を実施している。本簡易モデルにより導出される線量分布の計算結果の妥当性は今後の定量性及びモニタリング能力を評価する上で重要であることから、セル内の線量率と実際に測定した線量率とを比較・検証した。
本発表においては、MCNPによる線量分布の計算結果、モデルの妥当性及び今後の展開等について報告する。