燃料デブリ中のプルトニウム定量に対するDDSI法の適用性確認試験

Applicability confirmation experiment of DDSI method for quantification of plutonium in fuel debris

三星 夏海; 長谷 竹晃 ; 小菅 義広*; 鈴木 梨沙; 岡田 豊史

Mitsuboshi, Natsumi; Nagatani, Taketeru; Kosuge, Yoshihiro*; Suzuki, Risa; Okada, Toyofumi

中性子計測による燃料デブリ中の核燃料物質定量において、性状によって変化する中性子漏れ増倍率の評価が課題の一つである。本試験では、中性子吸収材等をMOX試料の周囲に配置し、燃料デブリを模擬した試料を中性子測定装置にて測定した結果、DDSI(Differential Die-away Self-Interrogation)法は、中性子漏れ増倍率の評価に有効であることを明らかにした。

This paper reports the applicability confirmation experiment of DDSI method for quantification of plutonium in fuel debris. We conducted passive neutron measurement for the samples which consist of un-irradiated MOX sample, Cf-252 neutron source, and B-10 neutron absorber to simulate the fuel debris. It was revealed that DDSI method has enough capability to evaluate the leakage multiplication of the sample with unknown amounts of fissile material and neutron absorbers.