燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発,3; パッシブ中性子法開発

Development of analysis and estimation techniques to determine the properties of fuel debris, 3; Development of passive neutron technique

三星 夏海; 長谷 竹晃 ; 小菅 義広*; 岡田 豊史

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

本報告は、福島第一原子力発電所における燃料デブリの性状把握や仕分けのための非破壊計測に対する候補技術の特性評価の一環として実施したパッシブ中性子法の適用性評価結果を示すものである。今回、燃料デブリ中の中性子吸収材や減速材による中性子計数率への影響をシミュレーション及び実測にて評価し、中性子吸収材や減速材による影響を明らかにした。また、燃料デブリ中のPu量の定量について、主な中性子放出核種であるCm-244(短半減期核種)とPu核種(長半減期核種)の半減期の違いに着目して重量を評価する手法について、シミュレーション及び実測により有効性を評価した。

This report describes the results of applicability evaluation of the passive neutron technique for determination of the properties of fuel debris or classification of fuel debris and waste of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant site. The experiment and simulation revealed the effect of neutron absorber and moderator on neutron counts. The applicability of Pu mass evaluation based on the difference of half-life of Cm-244 and Pu nuclides was also evaluated by the experiment and simulation.