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Development of neutron resonance transmission analysis as a non-destructive assay technique for nuclear nonproliferation

核不拡散用非破壊分析技術としての中性子共鳴透過分析法の開発

土屋 晴文; 北谷 文人; 前田 亮; 藤 暢輔 ; 呉田 昌俊

Tsuchiya, Harufumi; Kitatani, Fumito; Maeda, Makoto; Toh, Yosuke; Kureta, Masatoshi

近年、核セキュリティや核不拡散の分野において核燃料中の核物質を非破壊で測定する重要性が増している。その目的に叶う技術として、中性子共鳴透過分析法(NRTA)がある。NRTAは、パルス中性子ビームを測定試料に照射し、試料から透過してくる中性子を計測することにより、試料の分析を行う。NRTAの基となっている測定技術は、高い精度が要求される核データの測定に長年使われており、確立された技術である。しかし、現状のNRTA測定システムは、強力な中性子ビームを生み出すために規模の大きな電子線加速器を用いなければならず、核燃料の測定が必要とされる施設に組み込むことは容易ではない。この問題を解く一つの鍵は、NRTAシステムに組み込まれる中性子発生源をできるだけ小さくし、NRTAシステムを小型化することである。そこで我々は2つのタイプの小型中性子源を考えている。一つは、10$$mu$$secの中性子パルス幅を有するD-T中性子発生管を使うもので、もう一つは1$$mu$$secという短いパルス幅を持つ小型電子線加速器を用いるものである。本発表では、NRTA測定の原理や小型NRTAシステムの概要を紹介するとともに、DT中性子発生管と小型電子線加速器を用いた場合について、NRTA測定で得られる透過中性子スペクトルを数値計算により導出し、比較する。その比較を基に、核燃料中の核物質の測定に中性子ビームのパルス幅がどのように影響を与えるのかについて議論する。

Recently, it has become important in the field of nuclear nonproliferation and nuclear security to quantify nuclear materials (NMs) of uranium and plutonium in nuclear fuel using a non-destructive assay (NDA) technique. Currently, there is no reliable NDA system to apply to nuclear fuels such as spent fuel, fuel debris and next generation fuel for nuclear transmutation. Accordingly, development of NDA techniques for quantification of NMs in those fuels is an urgent issue. Neutron resonance transmission analysis (NRTA) is one candidate that is applicable to the quantification of NMs. Utilizing pulsed neutron beams, NRTA analyzes the content of a sample by measuring neutron beams that are transmitted from the sample. It is one of the reliable NDA methods that are based on a neutron time-of-flight technique for accurately evaluating nuclear data such as total cross sections and resonance parameters. A present NRTA system generally requires a large electron linear accelerator to produce intense neutron beams. Therefore this is not so easy to apply to various facilities that are used to measure NMs. Given this situation, a compact NRTA system would be required for practical applications of a method to quantify NMs in various samples. In order to realize a compact NRTA system, we consider two types of system: one uses a D-T neutron generator with pulse width of 10 $$mu$$sec and the other a small electron linac with pulse width of 1 $$mu$$sec Assuming each system is applied to measurements of NMs in spent fuel, numerical calculations were carried out and the results showed that the pulse widths of neutron beam largely affect the NRTA measurements. In this presentation, we will talk about the NRTA technique and give a schematic design of a compact NRTA system. Then, comparing calculation results for a D-T tube with those for a small electron linac, we especially discuss how the pulse widths of neutron beams to be used for NRTA affect the measurement of NMs in nuclear fuel.

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