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Absolute quantification of $$^{137}$$Cs activity in spent nuclear fuel with calculated detector response function

使用済燃料中の$$^{137}$$Cs放射能の計算された検出器応答関数を用いた絶対定量

佐藤 駿介*; 名内 泰志*; 早川 岳人*; 木村 康彦; 鹿島 陽夫*; 二上 和広*; 須山 賢也

Sato, Shunsuke*; Nauchi, Yasushi*; Hayakawa, Takehito*; Kimura, Yasuhiko; Kashima, Takao*; Futakami, Kazuhiro*; Suyama, Kenya

使用済燃料中の$$^{137}$$Cs放射能を非破壊で評価する新しい方法を提案し、燃焼度クレジット導入における物理的測定について実験的に実証した。$$^{137}$$Cs放射能は、$$^{137}$$Cs放射能がよく知られている参照燃料を用いずに、$$gamma$$線測定と数値検出器応答シミュレーションを用いて定量された。燃料サンプルは、商業用加圧水型炉(PWR)で53GWd/tまで照射された先行使用集合体(LUA)から取得した。試料から放出された$$gamma$$線は、ホットセルに取り付けたコリメータを通して、ゲルマニウム酸ビスマス(BGO)シンチレーション検出器を用いて測定された。検出器による$$gamma$$線の検出効率は、測定ジオメトリを考慮して粒子輸送計算コードPHITSを用いて計算した。試料に対する検出器応答のより正確なシミュレーションのために、試料中の$$^{134}$$Cs, $$^{137}$$Cs, $$^{154}$$Euの相対放射能を高純度ゲルマニウム(HPGe)検出器で測定した。検出器の絶対効率は、別のジオメトリの標準ガンマ線源を測定することにより校正された。測定された計数率と検出効率を用いて、燃料試料中の$$^{137}$$Cs放射能を定量した。定量された$$^{137}$$Cs放射能は、MVP-BURN燃焼計算コードで推定された$$^{137}$$Cs放射能とよく一致した。

A new non-destructive method for evaluating $$^{137}$$Cs activity in spent nuclear fuels was proposed and experimentally demonstrated for physical measurements in burnup credit implementation. $$^{137}$$Cs activities were quantified using gamma ray measurements and numerical detector response simulations without reference fuels, in which $$^{137}$$Cs activities are well known. Fuel samples were obtained from a lead use assembly (LUA) irradiated in a commercial pressurized water reactor (PWR) up to 53 GWd/t. Gamma rays emitted from the samples were measured using a bismuth germinate (BGO) scintillation detector through a collimator attached to a hot cell. The detection efficiency of gamma rays with the detector was calculated using the PHITS particle transport calculation code considering the measurement geometry. The relative activities of $$^{134}$$Cs, $$^{137}$$Cs, and $$^{154}$$Eu in the sample were measured with a high-purity germanium (HPGe) detector for more accurate simulations of the detector response for the samples. The absolute efficiency of the detector was calibrated by measuring a standard gamma ray source in another geometry. $$^{137}$$Cs activity in the fuel samples was quantified using the measured count rate and detection efficiency. The quantified $$^{137}$$Cs activities agreed well with those estimated using the MVP-BURN depletion calculation code.

使用言語

 :

English

掲載資料名

 :

Journal of Nuclear Science and Technology

巻

 :

60

号

 :

6

ページ数

 :

p.615 - 623

発行年月

 :

2022/06

発表会議名

 :

開催年月

 :

開催都市

 :

開催国

 :

キーワード

 :

$$^{137}$$Cs放射能; 使用済燃料; 燃焼計算; 検出器応答関数; 燃焼度クレジット; PHITS; MVP-BURN

特許データ

 :

PDF

 :


論文URL

 :

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2130462

研究データの公開先DOI

 :

使用施設

 :

RFEF(燃料試験施設)  

広報プレスリリース

 :

論文解説記事
(成果普及情報誌)

 :

受委託・共同研究相手機関

 :

Access

 :

- Accesses

InCites™

 :

パーセンタイル：0.01

分野：Nuclear Science & Technology

Altmetrics

 :

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