核不拡散用アクティブ中性子非破壊測定技術の開発,3; DDA装置内中性子束分布の実験的評価研究

Development of active neutron NDA techniques for nuclear non-proliferation, 3; Experimental evaluation of neutron flux distribution in the DDA system

前田 亮  ; 米田 政夫   ; 飛田 浩; 大図 章  ; 呉田 昌俊   

Maeda, Makoto; Komeda, Masao; Tobita, Hiroshi; Ozu, Akira; Kureta, Masatoshi

原子力機構では、核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃料の非破壊測定装置へ適用可能な技術開発を目的として研究を開始した。現在、その試験装置として小型のD-T中性子発生管を使用した非破壊核物質測定装置Active-Nの設計・開発を行っている。Active-Nにおいて試験予定の技術の一つであるDDA法では、設計した装置の性能を評価する上で中性子発生管により装置内に作られる中性子場を確認することが重要である。本研究では、DDA法の一種である高速中性子直接問いかけ(FNDI)法を利用した核物質非破壊測定装置内での絶対中性子束分布を放射化分析とPHITSシミュレーションより評価した。

JAEA has started to develop a technology which can be applicable to high radioactive special nuclear materials such as next-generation fuel cycle products. We have been developed Non-destructive assay system Active-N as a test equipment which utilizes D-T neutron generator. In a system for Differential Die-Away (DDA) method which is tested in Active-N, it is important to evaluate neutron flux to check the performance of the system. In this research, we have evaluated neutron flux in a system for Fast Neutron Direct Interrogation method which is a kind of DDA method by activation method and Monte Carlo simulation by using PHITS.