次世代高速炉用燃料中のプルトニウム定量へのパッシブ中性子非破壊測定技術の適用可能性

Applicability of passive neutron non-destructive assay technique for Pu quantification in advanced fast fuels

江口 綾*; 相楽 洋*; 三星 夏海; 長谷 竹晃 

Eguchi, Aya*; Sagara, Hiroshi*; Mitsuboshi, Natsumi; Nagatani, Taketeru

次世代高速炉用燃料には、ウランおよびプルトニウムに加え、マイナーアクチノイドやランタノイド等の核分裂生成物が含まれ、新燃料であっても核物質以外を由来とする中性子およびガンマ線の高いバックグラウンドが想定されている。本研究では、次世代高速炉用燃料中のプルトニウム定量のために、同時計数法、Differential Die Away Self Interrogation (DDSI)法を用いたパッシブ中性子非破壊測定技術の適用可能性を評価することを目的とする。

Advanced fast reactor fuel contains minor actinides and fission products such as lanthanides in addition to uranium and plutonium, and it is supposed to include neutrons and gamma-ray originating from sources other than nuclear materials even in its fresh status. The purpose of this study is to evaluate the applicability of passive neutron nondestructive measurement techniques using coincidence accounting, Differential Die Away Self Interrogation assay technique to the quantification of plutonium in advanced fast reactor fuels. This paper shows the results of Pu-240 effective mass calculation in the Pu neutron sources in the simple simulation design by neutron coincidence accounting for the benchmark of simulation code.