パルス中性子源を利用した中性子共鳴濃度分析法の開発,5; 中性子共鳴透過分析システムの性能に対するパルス幅及び飛行距離の影響評価

Development of the neutron resonance densitometry using a pulsed neutron source, 5; Influence of neutron pulse width and flight distance on the performance of the neutron resonance densitometry

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

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

福島第一原子力発電所の事故で発生した溶融燃料中核物質の定量のために、中性子共鳴濃度分析法の開発を進めている。この分析法は、中性子共鳴透過分析法(NRTA)と中性子共鳴捕獲線分析法あるいは即発線分析法を組み合わせたものである。パルス中性子源を用いたNRTAシステムのエネルギー分解能、S/N比等の主要な性能は、おもに中性子源のパルス幅及び飛行距離によって決まる。本研究では、モンテカルロシミュレーションコードを用いて、ウラン・プルトニウム同位体のNRTAを模擬した。この中で、パルス幅及び飛行距離を変化させた際の、ウラン,プルトニウム同位体の定量精度に対する影響評価を行った。

Neutron resonance densitometry (NRD) has been proposed to quantify nuclearmaterials in melted fuel that will be removed from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. NRD is based on a combination of neutron resonancetransmission analysis (NRTA) and neutron resonance capture analysis. The major performance of NRTA system using a pulsed neutron source, such as S/N ratio and energy resolution, is determined by the flight distance and pulse width of the neutron source mainly. In this study, using a Monte Carlo simulation code, the NRTA of uranium and plutonium isotopes was simulated. the influence of quantitative accuracy of uranium and plutonium isotopes was evaluated with changing the flight distance and the pulse width.