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古高 和禎; 大図 章; 藤 暢輔
Nuclear Engineering and Technology, 55(11), p.4002 - 4018, 2023/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)An integrated neutron interrogation system has been developed for non-destructive assay of highly radioactive special nuclear materials, to accumulate knowledge of the method through developing and using it. The system combines a differential die-away (DDA) measurement system for the quantification of nuclear materials and a prompt gamma-ray analysis (PGA) system for the detection of neutron poisons which disturb the DDA measurements; a common D-T neutron generator is used. A special care has been taken for the selection of materials to reduce the background gamma rays produced by the interrogation neutrons. A series of measurements were performed to test the basic performance of the system. The results show that the DDA system can quantify plutonium of as small as 20~mg and it is not affected by intense neutron background up to 4.2~TBq and gamma ray of 2.2~TBq. As a result of the designing of the combined system as a whole, the gamma-ray background counting rate at the PGA detector was reduced down to 
s
even with the use of the D-T neutron generator. The test measurements show that the PGA system is capable of detecting less than 1~g of boron compound and about 100~g of gadolinium compound in~30 min. This research was implemented under the subsidy for nuclear security promotion of MEXT.
前田 亮; 瀬川 麻里子; 藤 暢輔; 遠藤 駿典; 中村 詔司; 木村 敦
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 332(8), p.2995 - 2999, 2023/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Chemistry, Analytical)The accuracy of the prompt 
-ray analysis is known to degrade for the samples containing neutron-scattering materials, such as hydrogen, depending on its content. Recently, we discovered that the density of the scattering materials also affects the accuracy. In this paper, we developed a correction method for the effect of the sample densities. The developed correction method is straightforward and applicable to samples with unknown densities. The simulation and experiments verified the performance of the correction method. The results confirmed that the correction method could reduce the uncertainty due to sample density from 47% to approximately 1%.
-ray discrimination based on the property and thickness controls of scintillators using Li glass and LiCAF(Ce) in a -ray field冠城 雅晃; 島添 健次*; 寺阪 祐太; 富田 英生*; 吉橋 幸子*; 山崎 淳*; 瓜谷 章*; 高橋 浩之*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1046, p.167636_1 - 167636_8, 2023/01
被引用回数：3 パーセンタイル：94.27(Instruments & Instrumentation)波形分別手法を実施せず、強い線場において熱中性子検出器をするための無機シンチレーターの厚さと性質の制御に焦点を当てた。測定では、0.5mmならびに1.0mm厚のGS20
(Liガラス)ならびにLiCaAlF
結晶(LiCAF:Ce)を採用し、上記のシンチレーターを結合させた光電子増倍管からのパルス信号を1Gspsのデジタル信号処理に入力し、360ns間の波形面積を積分した。
Coの線場において、0.5mm厚のGS20では0.919Gy/hまで中性子検出器が可能であった。一方で、0.5mm厚のLiCAF:Ceは、0.473Gy/hまで中性子検出が可能であったが、0.709Gy/hで中性子検出器が不可能であり、中性子/線分別において、GS20は、より良いエネルギー分解能と高中性子検出効率により、LiCAF:Ceよりも優れている結果であった。
Rodriguez, D.; 小泉 光生; Rossi, F.; 瀬谷 道夫; 高橋 時音; Bogucarska, T.*; Crochemore, J.-M.*; Pedersen, B.*; 高峰 潤
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.975 - 988, 2020/08
被引用回数：4 パーセンタイル：44.4(Nuclear Science & Technology)Present safeguards verification methods of high-radioactivity nuclear material use destructive analysis techniques since passive nondestructive techniques are incapable of determining the nuclear material content. To improve this verification process, the JAEA and EC-JRC Ispra, Italy have been collaborating to develop delayed gamma-ray spectroscopy for composition analysis of the fissile nuclides as an aspect of the MEXT subsidy for improving nuclear security and the like. Multiple experiments were performed over three years using PUNITA to interrogate U and Pu samples to determine the signature from the short-lived fission products. We observed many gamma rays useful to determine the composition of a mixed nuclear material sample. Presented here are the results of these measurements with correlations to the interrogation, mass, volume, and sample homogeneity.
中村 詔司; 芝原 雄司*; 木村 敦; 岩本 修; 上原 章寛*; 藤井 俊行*
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.388 - 400, 2020/04
被引用回数：3 パーセンタイル：31.36(Nuclear Science & Technology)
Cs(n,)
Cs反応の熱中性子捕獲断面積(
)及び共鳴積分(I
)を、ガンマ線及びマススペクトロメトリーにより測定した。我々は、
Cs標準溶液に不純物として含まれているCsを利用した。Cs溶液中のCsを定量するために、CsとCsの同位対比をマススぺクトロメトリーにより求めた。分析したCs試料を、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉の水圧輸送管を用いて中性子照射を行った。照射位置の中性子成分を求めるために、Co/AlとAu/Alモニタも一緒に照射した。を求めるために、Gdフィルターを用いて、中性子カットオフエネルギーを0.133eVに設定した。Cs, Csとモニタの放射能をガンマ線スペクトロメトリーにより測定した。Westcottコンベンションに基づき、とIを、それぞれ8.57
0.25barn及び45.33.2barnと導出した。今回得られたは、過去の測定値8.30.3barnと誤差の範囲で一致した。
廃炉国際共同研究センター; 九州大学*
JAEA-Review 2019-039, 104 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-039.pdf:5.57MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「ナノ粒子を用いた透明遮へい材の開発研究」について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリ取り出しや分析における作業員の被ばく低減や遠隔カメラの光学系・電子系の劣化低減を目的として、遮へい材料をナノ粒子化してエポキシ樹脂に分散・固化することにより透明な遮へい体を開発する。B
CやWをナノ粒子化して中性子とガンマ線を同時に遮へいし、中性子から生じる二次ガンマ線も抑制する遮へい体を開発する。
中村 詔司; 木村 敦; 岩本 修; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*
KURNS Progress Report 2018, P. 106, 2019/08
核変換による高レベル放射性廃棄物の大幅な低減化、資源化を目指した革新的研究開発推進プログラム(ImPACT)において、長寿命核分裂生成核種Csの中性子捕獲断面積測定研究を京都大学複合原子力科学研究所にて行った。本論文は、京大原子炉(KUR)を用いたCsの熱中性子捕獲断面積の測定について報告するものである。
Cf for safeguards verification measurementsRodriguez, D.; Rossi, F.; 高橋 時音; 瀬谷 道夫; 小泉 光生
Applied Radiation and Isotopes, 148, p.114 - 125, 2019/06
被引用回数：5 パーセンタイル：48.18(Chemistry, Inorganic & Nuclear)Delayed gamma-ray spectroscopy is an active-NDA technique used to determine the composition of HRNM samples by peak-ratio comparison of GRs above 3-MeV from the short-lived fission products. Filtering out the passive GRs from long-lived FPs reduces the DGS signal, so thermal neutrons are used to induce more fission events from fissile nuclides. We are developing a compact system to moderate 
2-MeV neutrons that are easier to moderate than 14-MeV neutrons from DT generators. This work describes the ideal moderator optimization for a Cf source that results in 
cm
passing through the sample space with 
70% of those below 1-eV. Practical modifications resulted in 
20% reductions compared to the optimized design. Evaluations of DGS signals and backgrounds conclude that only a 21-MBq Cf source is required.
中村 詔司; 北谷 文人; 木村 敦; 上原 章寛*; 藤井 俊行*
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.493 - 502, 2019/06
被引用回数：5 パーセンタイル：48.18(Nuclear Science & Technology)放射化法により
Np(n,)
Np反応の熱中性子捕獲断面積()及び共鳴積分(I)を測定した。Npの0.489eVにある第一共鳴に注意を払い、カドミウム差法において、ガドリニウムフィルタを用いて、カットオフエネルギーを0.133eVに設定してを測定した。ネプツニウム237試料を、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉にて照射した。照射位置における熱中性子束、及び熱外ウェストコット因子を決定するために、金合金線モニタ、及びコバルト合金線モニタも一緒に照射した。照射したネプツニウム237試料及びモニタ試料の生成放射能を、ガンマ線分光により測定した。ウェストコットの理論に基づき、とIを、それぞれと186.96.2 barn、及び100990 barnと導出した。
萩原 開人*; 矢野 孝臣*; Das, P. K.*; Lorenz, S.*; 王 岩*; 作田 誠*; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 信之; 原田 秀郎; et al.
Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2019(2), p.023D01_1 - 023D01_26, 2019/02
被引用回数：32 パーセンタイル：87.57(Physics, Multidisciplinary)We have measured the -ray energy spectrum from the thermal neutron capture, 
, on an enriched 
Gd target (
) in the energy range from 0.11 MeV up to about 8 MeV. The target was placed inside the germanium spectrometer of the ANNRI detector at J-PARC and exposed to a neutron beam from the Japan Spallation Neutron Source (JSNS). Radioactive sources (Co, Cs, and 
Eu) and the reaction 
were used to determine the spectrometer's detection efficiency for rays at energies from 0.3 to 8.5 MeV. Using a Geant4-based Monte Carlo simulation of the detector and based on our data, we have developed a model to describe the -ray spectrum from the thermal reaction. While we include the strength information of 15 prominent peaks above 5 MeV and associated peaks below 1.6 MeV from our data directly into the model, we rely on the theoretical inputs of nuclear level density and the photon strength function of 
Gd to describe the continuum -ray spectrum from the reaction. The results of the comparison between the observed -ray spectra from the reaction and the model are reported in detail.
前川 藤夫
波紋, 28(4), p.208 - 211, 2018/11
中性子及び付随する線の遮蔽は、研究者の放射線安全及びバックグラウンド低減による良い実験データ取得の観点で重要である。本稿では、中性子遮蔽の基礎、中性子及び線遮蔽の物理と適切な材料、そしてJ-PARC MLFの1-MW核破砕中性子源遮蔽の概念設計例について解説する。
Rodriguez, D.; Rossi, F.; 瀬谷 道夫; 小泉 光生
Proceedings of 2017 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2017) (Internet), 3 Pages, 2018/11
The JAEA and EC JRC are collaborating to improve the ability to quantify the uranium and plutonium content of highly radioactive and mixed nuclear material for nuclear safeguards verification. A separate program focuses on improving the capability to measure, analyze, and predict the delayed gamma-ray spectrum used to determine the nuclide ratios within a sample. Measurements performed at the JRC-Ispra are used to correlate the observed DGs to the composition that are then used to calibrate a DG Monte Carlo. The MC has the ability to predict expected DGs, provide a sensitivity analysis to optimize future measurements, and can be used to analyze a spectrum using an inverse MC technique. Analyzing MC with this IMC analysis provides a way to determine systematic uncertainty as well as statistical uncertainty when multiple measurements are not feasible. This work will describe the efforts to develop the DGSMC and how it will be utilized for current and future applications.
小泉 光生; 原田 秀郎; Schillebeeckx, P.*
日本原子力学会誌ATOMO
, 58(9), p.563 - 567, 2016/09
東京電力福島第一原子力発電所における冷却材喪失過酷事故により、1-3号炉では炉心溶融が起きたと考えられている。溶融燃料(デブリ)は、一定の冷却期間をおいて取り出される計画となっている。通常の原子炉では、燃料集合体を単位とした核物質計量管理を行っているが、今回のように燃料集合体が溶融した場合、取り出した核物質量を何らかの測定を行った上で計量管理することが求められる可能性がある。そうした中、粒子状溶融燃料中の核物質量を定量可能とする非破壊測定技術として中性子共鳴濃度分析法を考案し、平成24年度より3年間、文部科学省による核不拡散・核セキュリティ分野における新規技術開発課題として技術開発を進めてきた。本解説では、開発した技術を概説するとともに、国際原子力機関等の専門家が集まるワークショップで行った技術実証試験について報告する。
Se(, n) cross section and uncertainty evaluation of the 
Se(n, ) cross section北谷 文人; 原田 秀郎; 後神 進史*; 岩本 信之; 宇都宮 弘章*; 秋宗 秀俊*; 豊川 弘之*; 山田 家和勝*; 井頭 政之*
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4), p.475 - 485, 2016/04
被引用回数：5 パーセンタイル：43.12(Nuclear Science & Technology)We precisely measured the (, n) cross section for Se by developing a spectroscopic method utilizing Laser Compton-Scattering -rays. Moreover, the Se(n, ) 
Se cross section was deduced using the statistical model calculation code CCONE with -ray strength functions adjusted to reproduce the (, n) cross sections for Se and the even Se isotopes 
Se, 
Se and Se. The reliability of the Se(n, ) Se cross section calculated by CCONE with the adjusted -ray strength function was evaluated by comparing available experimental (n, ) cross sections for stable 
Se isotopes and those calculated by CCONE with the adjusted -ray strength function. The result provides fundamental data for the study of nuclear transmutation for the long-lived fission product of Se.
-ray analysis for active neutron NDA小泉 光生; 土屋 晴文; 北谷 文人; 呉田 昌俊; 瀬谷 道夫; 原田 秀郎; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Mondelaers, W.*; Paradela, C.*; et al.
Proceedings of 37th ESARDA Annual Meeting (Internet), p.852 - 858, 2015/08
Active NDA techniques will draw out more information on the sample objects, in comparison with passive NDA techniques. Elementary particles (such as photons and neutrons) are used to induce nuclear reactions in the sample objects. The materials in the objects are deduced from the measured particles coming out of them. A new development program of active neutron NDA technologies has been started for detection/measurement of nuclear materials using a pulsed neutron source for nuclear security and nuclear non-proliferation; this project includes the basic technological development of NRTA, NRCA/PGA, neutron differential die-away (DDA) and a Delayed Gamma-ray (DG) technique. A system of active neutron NDA has been proposed. In this presentation, we review the methods and techniques on NRCA and PGA, which will be utilized for identifying materials in the objects in active neutron NDA.
瀬谷 道夫; 小林 直樹; 直井 洋介; 羽島 良一; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 中村 仁宣; 原田 秀郎
Book of Abstracts, Presentations and Papers of Symposium on International Safeguards; Linking Strategy, Implementation and People (Internet), 8 Pages, 2015/03
原子力機構では、2011年度より次の3つのプログラムからなる先進核物質非破壊測定技術の基礎開発を実施している。(1)レーザー・コンプトン散乱線(大強度単色線)を使う核共鳴蛍光NDA技術開発、(2)ZnS/B
O
セラミックシンチレータによる中性子検出技術開発、(3)中性子共鳴透過分析(NRTA)及び中性子共鳴捕獲分析(NRCA)による中性子濃度分析法(NRD)技術開発。これらのプログラムは2014年度に終了する予定であり、2015年2-3月に実証試験を行う予定である。
瀬谷 道夫; 呉田 昌俊; 曽山 和彦; 中村 仁宣; 原田 秀郎; 羽島 良一
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07
原子力機構は保障措置及び核セキュリティのための、次の先進的な核物質非破壊測定の基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)ZnS/BOセラミックシンチレータによる
He代替中性子検知技術、(2)中性子共鳴透過分析(NRTA)及び中性子共鳴捕獲分析(NRCA)の組み合わせによる中性子共鳴濃度分析法、(3)レーザー・コンプトン散乱線(大強度単色線)利用核共鳴蛍光NDA(1)は、供給不足が懸念されるHeに代わるZnS/BOセラミックシンチレータ中性子検出器の開発であり、(2)は、粒子状溶融燃料などの測定対象物中の核物質同位体組成比測定NDA技術開発、(3)は、レーザー・コンプトン散乱により発生させたエネルギー可変の大強度の単色線により引き起こすPu/U同位体の核共鳴蛍光反応を利用するNDAのためのプログラムである。この論文ではこれらについて紹介する。
曽野 浩樹; 大野 秋男*; 小嶋 拓治; 高橋 史明; 山根 義宏*
Journal of Nuclear Science and Technology, 43(3), p.276 - 284, 2006/03
被引用回数：1 パーセンタイル：9.94(Nuclear Science & Technology)臨界事故時個人線量計測法の実用化に向け、体表及び体内被ばく線量推定法の妥当性評価を、TRACY施設における臨界事故模擬実験及び計算機シミュレーションに基づき行った。模擬実験では、人体模型に装着したアラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計により、人体筋肉に対する中性子及び線吸収線量を弁別して計測した。計算機シミュレーションでは、中性子,即発線及び遅発線による線量成分を考慮したモンテカルロ計算を行った。人体模型内線量分布の計算値と実験値との比較により、計算機シミュレーションの妥当性を検認するとともに、アラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計による個人線量計測法が十分な精度でもって被ばく線量の初期推定値を提供できることを確認した。
-ray absorbed doses inside human body in criticality accident situations using phantom and tissue-equivalent dosimeters曽野 浩樹; 小嶋 拓治; 空増 昇*; 高橋 史明
JAERI-Conf 2005-007, p.315 - 320, 2005/08
個人線量計は、放射線事故時における人体への外部被ばくに関する重要な評価を与える。体内線量分布は、個人線量計測の結果から被ばく線量を推定する際に必要となるが、その大部分はコンピュータ解析による評価であり、その解析を検証するための実験データは、特に臨界事故状況下において、十分に供給されていないのが現状である。体内被ばく線量に係る実験データを取得するため、過渡臨界実験装置(TRACY)において、人体模型及び組織等価線量計を用い、臨界事故時線量計測に関する予備実験を行った。人体模型内部の中性子及び線吸収線量は、アラニン線量計及びホウ酸リチウム線量計の組合せ使用により、良好に測定することができた。人体模型内外で測定された線量の放射線レベル及び分布は、空気中で測定された線量との比較により、妥当なものであると考えられる。
柴田 靖*; 山本 和喜; 松村 明*; 山本 哲哉*; 堀 直彦; 岸 敏明; 熊田 博明; 阿久津 博義*; 安田 貢*; 中井 啓*; et al.
JAERI-Research 2005-009, 41 Pages, 2005/03
JAERI-Research-2005-009.pdf:1.99MB
ホウ素中性子捕捉療法において腫瘍及び正常組織への照射線量を正確に評価するためには照射中性子束と血液中ホウ素濃度の測定が必須であるが、中性子照射中に患者からの直接の採血をすることは困難である。したがって、初回手術時に少量のホウ素化合物BSHを投与し、経時的に血液中ホウ素濃度を測定する低量投与試験を行い、照射当日の濃度予測を行った。また、低量投与試験が行えない場合、照射当日のホウ素濃度測定のみで照射中のホウ素濃度が精度よく予測できる方法についても、Two compartment Modelを用いた方法を検討した。BSH末梢静脈内点滴投与後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていれば、照射中の予測値と実測値の誤差は6%程度であった。投与後6または9時間後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていない場合は、比率補正することにより誤差を12%程度に抑えることができた。また、Two compartment Modelを用いた予測方法では、最適な評価値に対して4.9%(標準偏差)の予測誤差で推定可能であった。これらの方法により、照射中の血液中ホウ素濃度は合理的に正確に予測可能であり、安全で効果的な治療を行うことができる。
