14MeV中性子直接問いかけ法を用いたPu-239及びU-235の分離測定法の開発

The Development for the separation measurement method of Pu-239 and U-235 by using 14 MeV neutron direct interrogation method

高峰 潤 ; 春山 満夫; 高瀬 操; 山口 聡

Takamine, Jun; Haruyama, Mitsuo; Takase, Misao; Yamaguchi, Satoshi

MOX系廃棄物のようなUとPuが混在しているものを、非破壊的に定量する場合、それぞれの存在量を決定する手法は未だ見あたらない。そこで、14MeV中性子直接問いかけ法で得られた測定データーの即発中性子成分と遅発中性子成分に着目し、それらの相関関係からPu-239及びU-235のそれぞれの存在量を決定する新たな手法を開発した。実際には、その相関関係の理論式を立て、Pu-239とU-235の比をパラメータとする実験を行い、実験値と理論値が精度よく一致することを確認した。これにより、測定データーからPu-239とU-235の存在量を決定できることを証明した。また、以前から即発中性子測定におけるバックグラウンドを大きく減らす方法として、反射体をグラファイトからステンレス又は鉄に変更することが提案されてきたが、本手法における定量精度もまた、この変更によって大きく改善されることがわかった。

We have not yet known the nondestructive detection method to determine each quantity of the object which Uranium and Plutonium is mixed in, such as the waste contaminated by MOX fuel. Then we paid attention to the component of delayed and prompt neutron obtained by 14 MeV neutron direct interrogation method. And from those correlations, we developed the new method to determine the abundance of Uranium and Plutonium. Actually, we made the theory formula of the correlation and perform the experiment where a ratio of Pu-239 and U-235 is the independent variables. As a result, we confirmed that a theory value accorded with experimental value in precision. Furthermore, as a method to drastically reduce a background on measurement of prompt neutron, it has been suggested that graphite reflector was changed in stainless steel. And then, fixed-quantity precision on this technique was also improved greatly by this renovation.