GEANT4 simulation study of a -ray detector for neutron resonance densitometry

GEANT4による中性子共鳴濃度分析法の線検出器の検証

土屋 晴文 ; 原田 秀郎   ; 小泉 光生 ; 北谷 文人  ; 高峰 潤 ; 呉田 昌俊   ; 飯村 秀紀  

Tsuchiya, Harufumi; Harada, Hideo; Koizumi, Mitsuo; Kitatani, Fumito; Takamine, Jun; Kureta, Masatoshi; Iimura, Hideki

東日本大震災により溶融したとされる福島第一原子力発電所の核燃料物質を計量管理するために、非破壊で溶融燃料を測るシステムを提唱している。このシステムは、中性子共鳴透過分析法と中性子共鳴捕獲線法を合わせたものである。これは、溶融燃料に含まれる核物質以外の不純物、たとえば、水素,ホウ素,ジルコニウム,鉄などを中性子共鳴捕獲線法同定し、その量を推定するためである。その情報をもとに、中性子共鳴透過分析法で精度よく核物質の量を評価できる。中性子共鳴捕獲線法で使う線検出器は、円筒形のLaBrシンチレータと井戸型のLaBrシンチレータで構成される。井戸型のシンチレータをバックキャッチャーとして利用することで、Csのコンプトン端を抑えることができる。実際、GEANT4シミュレーションの結果によれば、井戸型検出器を用いることでホウ素に由来する線(478keV)のバックグラウンドのカウントが、0.15倍になることがわかった。本講演では、GEANT4を用いて線検出器の性能評価を行った結果を発表する。さらに、ENDF-VII.0とJENDL-4.0の評価データを用いることで結果がどれほど変わるのかも議論する。

We have proposed a system to quantify nuclear materials in melted fuels in the reactors of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. The system utilizes non destructive techniques combining neutron resonance transmission analysis (NRTA) and neutron resonance capture analysis (NRCA). This is because the melted fuels are though to involve not only nuclear materials but also impurities such as Hydrogen, Boron, Zirconium, and Iron. Using the combined system, we would be able to identify those non-nuclear materials by NRCA and accurately measure nuclear materials by NRTA. A -ray detector for NRCA consists of a cylindrical LaBr scintillation counter and a well-type LaBr one. The well-type counter is served as a back-catcher detector and individual signals recorded in the two counters are summed to aim at reducing the Compton edge originating from Cs that generate intense background for the NRCA measurement. According to GEANT4 simulation, It can be seen that the Compton edge is suppressed by the well-type counter. For example, thanks to the well-type counter, a count at an energy of B-derived -rays (478 keV) is reduced by 0.15. In this presentation, we show performance of the -ray detector using GEANT4 simulation. In addition, comparing results based on evaluated cross sections of ENDF-VII.0 with those based on JENDL-4.0, we discuss differences in performance expected for the -ray detector.