The Design and implementation of the PGA measurement system in an integrated Active Neutron non-destructive analysis system, "Active-N"

古高 和禎; 大図 章; 藤 暢輔

Proceedings of INMM & ESARDA Joint Virtual Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2021/08

We have been developing an integrated active neutron non-destructive analysis system for highly radioactive nuclear materials, "Active-N", using an intense D-T neutron source. The system is composed of the following mutually complementing different measurement systems: Differential Die-away Analysis (DDA), Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA), and Prompt Gamma-ray Analysis (PGA). The former two are for measurements of total amount of fissile material and of isotopic composition, respectively. The purpose of the last one, i.e. PGA measurement system is the detection of explosives contained in e.g., dirty bombs and of chemical warfare agents, as well as of neutron poisons which absorb neutrons and disturb DDA measurements. This report describes mainly the PGA measurement system. In the PGA measurement system, to resolve individual gamma-ray peaks, a Ge detector is utilized. It is well known that irradiation of fast neutrons ( keV) to Ge detectors cause damages to the detectors and gradually worsen their resolution, and finally make them unusable without a laborious treatment. Therefore, it is essential to shield the PGA detector against the neutrons from the D-T neutron generator. In addition, to reduce background gamma rays from the materials used for the DDA system, they should also be carefully chosen. In order to design an appropriate neutron shield for the PGA measurement system and diminish the sources of the background gamma rays, simulation study was done using a particle transport code system PHITS. Based on the results, a shielding for the PGA measurement system has been designed which reduces the number of damaging neutrons by an order of magnitude. The Active-N system which incorporates the PGA measurement system equipped with the neutron shielding, has been installed at NUCEF facility in JAEA Tokai. This research was implemented under the subsidy for nuclear security promotion from MEXT.

Development of active neutron NDA system

藤 暢輔

JAEA-Conf 2019-001, p.47 - 52, 2019/11

https://doi.org/10.11484/jaea-conf-2019-001

原子力機構と欧州委員会-共同研究センター(EC-JRC)との共同研究により、従来の非破壊測定技術が適用できない高線量核燃料物質のための非破壊測定技術開発を実施している。本プロジェクトでは、小型のパルス中性子源を用いる4つのアクティブ中性子法(ダイアウェイ時間差分析法: DDA、中性子共鳴透過分析法: NRTA、即発線分析法: PGA、遅発線分析法: DGA)の開発を実施しており、それらの手法を組み合わせ、それぞれの特長を生かすことによって高線量核燃料物質に対応できる非破壊測定法の確立を目指している。平成29年度で終了したフェーズIに続き、平成30年度から開始したフェーズIIでは、上述の4つのアクティブ中性子法の高度化を行うとともに、原子力機構燃料サイクル安全工学研究施設において、3つの分析手法(DDA, PGA, NRTA)を組み合わせた総合非破壊測定装置を開発する予定である。本講演では、プロジェクトの概要とこれまでに得られた主な研究成果について報告する。本研究開発は、文部科学省「核セキュリティ強化等推進事業費補助金」事業の一部である。

Development of active neutron NDA system for nuclear materials

藤 暢輔; 大図 章; 土屋 晴文; 古高 和禎; 北谷 文人; 米田 政夫; 前田 亮; 小泉 光生; Heyse, J.*; Paradela, C.*; et al.

Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2018/07

Nuclear material accountancy is of fundamental importance for nuclear safeguards and security. However, to the best of our knowledge, there is no established technique that enables us to accurately determine the amount of Special Nuclear Materials (SNM) and Minor Actinides (MA) in high radioactive nuclear materials. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission Collaboration Action Sheet-7 started in 2015. The purpose of this project is to develop an innovative non-destructive analysis (NDA) system using a D-T pulsed neutron source. Active neutron NDA techniques, namely Differential Die-Away Analysis (DDA), Prompt Gamma-ray Analysis (PGA), Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA), Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) and Delayed Gamma-ray Analysis (DGA) have been studied and developed. The different methods can provide complementary information which is particularly useful for quantification of SNM and MA in high radioactive nuclear materials. The second phase of the project has started. In the second phase, we will continue to conduct additional research to improve the methodology and develop an integrated NDA system. This presentation gives an overview of the project and the NDA system and reports the recent results. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.

Development and implementation of GloveBox Cleanout Assistance Tool (BCAT) to detect the presence of MOX by computational approach

中村 仁宣; 中道 英男; 向 泰宣; 細馬 隆; 栗田 勉; LaFleur, A. M.*

Proceedings of International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering (M&C 2017) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2017/04

施設の計量管理と保障措置を適切に行うため、PITの前に実施するクリーンアウトの計画段階において、核物質の位置と量がどこにどれくらいあるかを把握することは極めて重要である。原子力機構とLANLは共同で、クリーンアウトにおいてMOX粉末の存在が目視で見ることができない課題に対し、MOX粉末の回収を支援するためのツール(BCAT)を、計算手法に基づく分散線源解析法(DSTA)を用いて開発した。BCATは単純な中性子測定器から構成され、運転員にホールドアップの位置を提供する。中性子測定結果から、ホールドアップの位置とその量を把握するために、57測定点からなるBCATの中性子測定結果とホールドアップの位置や量を知るために定義したエリア(53ヶ所)との関係をMCNPXシミュレーションに基づく行列手法(数学的な手法)で求めた。このため、MCNPXのモデルは、プロセス全体をより精密に構築する必要があった。BCATは運転員にホールドアップを回収すべき場所を提供することから、ホールドアップを効果的に回収することができるとともに、MUFの低減にも寄与する(MUFの低減は計量管理の改善に役立つ)。また、BCATは、核物質の効果的な回収に寄与するばかりではなく未測定在庫等の発見にも貢献する。原子力機構では廃止措置に係るグローブボックスの解体を、保障措置上の透明性を維持しながら実施するために、本ツールを効果的に活用していく予定である。

Design study on differential die-away technique in an integrated active neutron NDA system for non-nuclear proliferation

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 呉田 昌俊; 小泉 光生; 瀬谷 道夫

Proceedings of 2016 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2016) (Internet), 4 Pages, 2016/00

http://doi.org/10.1109/NSSMIC.2016.8069710

原子力機構では、MA核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃料や共存物質が多数含まれるため従来の測定技術では測定が困難な難測定核物質を対象として、中性子源を用いた次世代の非破壊測定技術の開発に着手した。その測定技術は、核分裂性核種の総質量を計測するダイアウェイ時間差分析法(DDA)、固体物質を核種分析する中性子共鳴透過分析法(NRTA)、計測妨害物質等を分析する即発線スペクトル分析(PGA)または中性子共鳴捕獲分析法(NRCA)、及び核種組成比を分析する遅発線スペクトル分析(DGS)法から構成される。それらの技術を相補的に組み合わせることよって難測定核物質の測定を目指している。本報では、その測定技術開発の中で核分裂性物質量の高精度測定を目指して設計した次世代型DDA装置部の構造、及び シミュレーションによる設計性能に関して報告する。

赤外線サーモグラフィによる非破壊試験に関連した規格の作成に向けた動き

石井 敏満

非破壊検査, 51(6), p.328 - 332, 2002/06

赤外線サーモグラフィを利用した非破壊試験は、機器構造物及び構造材料の欠陥検出や応力測定を遠隔かつ非接触で可能な方法として注目されているが、我が国では、試験法や評価法に関する規格基準の整備が諸外国に比べて遅れている。本報告では、「赤外線サーモグラフィによる非破壊試験の標準用語」に関する非破壊検査協会規格(NDIS)の作成に向けたこれまでの活動及びNDIS原案の内容について紹介する。また、国際標準化機構 (International Organization for Standardization:ISO)の中に設けられている非破壊試験の国際標準化のための第135専門委員会(Technical Committee 135:TC135)の中に、新たな分科委員会(Sub-committee:SC)として1999年に設置された赤外線サーモグラフィ試験に関する分科委員会への我が国の対応状況についても述べる。

遮蔽安全解析コードの検証研究(VI)

澤村 卓史*

JNC TJ1400 99-002, 73 Pages, 1999/03

JNC-TJ1400-99-002.pdf:2.34MB

核燃料施設からの直接線およびスカイシャイン線による線量評価は、施設の環境評価項目の1つに位置づけられており、遮蔽計算コードにより解析が行われている。しかし、ベンチマークデータが極めて少ないこと等もあり、評価においては十分な安全裕度が見込まれている。このため、合理的な評価を行うためには、スカイシャイン線に係わる実測データの取得が不可欠である。本研究は、施設からのスカイシャイン線のベンチマークデータの取得および各種計算コードの検証を目的として実施するものである。今年度は、中性子を対象とした同期方式によるパルス状放射線測定装置を改良し、北大45MeV電子線型加速器施設内および周辺の中性子到来時間分布測定を実施することにより、作製した装置がスカイシャイン線による線量測定に有効であることを実験的に明らかにすると共に汎用ユ一ザ一ズ版EGS4およびMCNPコードによる北大45MeV施設のスカイシャイン線評価への適用を検討するため以下の研究を行った。・同期法によるパルス状放射線測定装置を改良し、ゲート動作の有効性とバックグランド低減率の測定等の基礎実験を行った。装置の改良の結果、施設建て屋外においても信号中性子、バックグランド中性子および中性子到来時間分布を同時に測定することが可能になった。・北大45MeV電子線型加速器施設の建て屋内および周辺の中性子到来時間分布測定を実施した。その結果、中性子スカイシャイン線の測定に対しても同期測定法が適用できること示した。中性子に対しても排気筒が中心的な漏洩源であることが分かった。・シミュレーションによる北大45MeV電子線型加速器施設からの中性子スカイシャイン線評価のための基礎的計算を開始した。その結果を示す。

Nuclear fission of neutron-deficient protactinium nuclides

西中 一朗; 永目 諭一郎; 塚田 和明; 池添 博; 末木 啓介*; 中原 弘道*; 谷川 勝至*; 大槻 勤*

Physical Review C, 56(2), p.891 - 899, 1997/08

https://doi.org/10.1103/PhysRevC.56.891

核反応O,O+Biにおいて、クーロン障壁近傍の照射エネルギーで中性子欠損プロトアクチニウム核種(Pa,Pa)を生成し、それからの核分裂における核分裂片の飛行時間、運動エネルギー、質量分布、元素分布をインビーム実験と放射化法実験で測定した。これらの反応系での核分裂は、主に対称な質量分割であるが、非対称な質量分割が全体の約10パーセントの割合で存在することを新たに確認した。そして、対称な質量分割と非対称な質量分割の収率の比と、その励起エネルギー依存性から、非対称な質量分割の核分裂障壁が、対称な質量分割の核分裂障壁より、1MeV程度小さいことを統計模型計算を用いて導き出した。さらに中性子過剰プロトアクチニウム核種の実験値(文献値)との比較から、対称、非対称な質分割に対応する核分裂障壁が、分裂核の中性子数による核構造に強く依存していることが明らかになった。

液体シンチレーション計測法を用いたプルトニウム241の測定法の検討と環境試料への適用

渡邊 美紀*; 天野 光

JAERI-Research 97-016, 28 Pages, 1997/03

JAERI-Research-97-016.pdf:1.18MB

液体シンチレーションカウンター(LSC)を用いて線及び線からのパルスを全て測定する従来の測定法は簡便ではあるが、バックグラウンド計数(BG)が高い等の欠点を有する。一方、線及び線によるパルスの立ち上がり時間の違いを利用する-線分別法は、バックグラウンド計数を減少させるため、分析目標値を低減する方法として有用である。本研究では、環境試料中に含まれる超ウラン元素のうち、長期にわたる影響が考えられるAmの親核種で線放出核種であるPuを取り上げ、LSCによる-線分別法を用いた簡便で精度の高い測定法の検討を行った。測定液量の異なる二種の液体シンチレーションカウンターの測定精度の比較、従来の測定手法と-線分別法における測定比較を行い、それぞれの装置及び測定法の特性を明らかにし、Pu測定に最適な測定条件を調べた。

三次元分光蛍光光度計による天然水腐植物質の蛍光特性の直接測定法

長尾 誠也; 鈴木 康弘*; 中口 譲*; 妹尾 宗明; 平木 敬三*

分析化学, 46(5), p.335 - 342, 1997/00

https://doi.org/10.2116/bunsekikagaku.46.335

天然水の腐植物質は重金属、超ウラン元素及び疎水性有害有機物のキャリアまたはトリハロメタンの前駆物質と考えられている。本測定法は、天然水に存在する腐植物質の蛍光特性を濃縮することなく簡易に測定するためのものである。天然水をグラスファイバーフィルターでろ過後、3次元分光蛍光光度計により腐植物質の蛍光特性を測定した。天然水の化学特性のうち、腐植物質の蛍光スペクトルに影響を及ぼす腐植物質濃度、pH及びイオン強度について検討した結果、陸水(腐植物質濃度0.5~10mg/l、pH6~9、イオン強度0.04M以下)及び海水(イオン強度0.75M)に適用可能であることがわかった。本測定法を河川水、湖水、湖底堆積物間隙水に適用した結果、これらの天然水腐植物質の3次元励起-蛍光スペクトルには、土壌フルボ酸に相当するピークが検出された。