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福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性研究,2; パッシブ中性子法

Characterization study of candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, 2; Passive neutron technique

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆

Nomi, Takayoshi; Nagatani, Taketeru; Kosuge, Yoshihiro*; Shiromo, Hideo; Asano, Takashi

本報告では、福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量技術へのパッシブ中性子法の適用性評価の内、燃料デブリ中の核燃料物質定量のためのパッシブ中性子法に対する特性研究のフェーズ1の評価結果について報告する。本手法は、Differential Die-away Self-Interrogation (DDSI)法により中性子増倍及び吸収効果を補正するとともに、これを用い補正した中性子同時計数値によりCm-244実効質量を定量し、$$gamma$$線計測または計算コードより得られる燃料組成情報から核燃料物質を定量するものである。本件では、乾式貯蔵及び湿式貯蔵の共通モデル(フェーズ1)について、シミュレーションにより「燃料デブリ組成の変動に起因する不確かさ」を求めた。その結果、中性子増倍吸収効果に起因する不確かさは補正により大幅に低減されることが確認された。このことから、DDSI法は燃料デブリに対して有効と考えられる。また、湿式貯蔵は乾式貯蔵に比べて不確かさが大きくなることが確認された。これは、収納容器内に存在する水が、中性子を熱化することにより、不確かさの要因となる中性子増倍吸収効果の増加及び検出効率の変動に寄与しているためと考えられる。これらのことから本手法の適用にあたっては、収納容器内の水分の有無及び水分含有率の変動の範囲について、留意する必要がある。

no abstracts in English

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