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 for radioactive 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

Proceedings of INMM 60th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2019/07

Nuclear material accountancy plays a key role in nuclear safeguards and security. The collaboration between the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission aims to develop an active neutron NDA system for Special Nuclear Materials (SNM) and Minor Actinides (MA) in highly radioactive nuclear materials. Several 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 developed. The different methods can provide complementary information. In the first phase of the project, we developed a combined NDA system, which enables the simultaneous measurements of DDA and PGA. The DDA technique can determine very small amounts of the fissile mass. PGA is valuable for the measurement of light elements. In the second phase, we will continue to conduct additional research to improve the methodology and develop a new integrated NDA system which can use for NRTA as well as DDA and PGA. In this presentation, we will provide an overview of the project and report the recent results, especially the design of new integrated NDA system. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.

廃棄物ドラム缶のウラン量を短時間で精度良く定量できる革新的アクティブ中性子非破壊測定技術; 高速中性子直接問いかけ法の実用化

大図 章; 米田 政夫; 呉田 昌俊; 中塚 嘉明; 中島 伸一

日本原子力学会誌ATOMO, 59(12), p.700 - 704, 2017/12

ウラン廃棄物ドラム缶内のウラン量を定量する従来の非破壊測定法では、内容物の種類やウランの偏在に起因する測定誤差の大きさが問題となるケースや、さらに長時間の測定時間が必要となる測定上の問題がある。このような問題を解決する高速中性子直接問いかけ法というアクティブ中性子非破壊測定法を開発し、実廃棄物ドラム缶のウラン定量に実用化することができた。本報では、本測定法を概説するとともに今後の展望について解説する。

Development of active neutron NDA techniques for nuclear nonproliferation and nuclear security

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; 呉田 昌俊; 小泉 光生; 瀬谷 道夫; et al.

EUR-28795-EN (Internet), p.684 - 693, 2017/00

http://publications.jrc.ec.europa.eu/repository/bitstream/JRC107151/esarda_symposium_proceedings-final.pdf

In 2015, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission collaboration started to develop an active neutron non-destructive assay system for nuclear nonproliferation and nuclear security. To the best of our knowledge, no adequate technique exists that allows us to determine the amount of special nuclear materials and minor actinides in high radioactive nuclear materials, such as spent fuel, transuranic waste, etc. The collaboration aims at contributing to the establishment of an innovative NDA system using a D-T pulsed neutron source for various applications. We utilize several 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 Spectroscopy (DGS). All of these techniques have advantages and disadvantages. The different methods can provide complementary information which is particularly useful for nuclear nonproliferation and nuclear security. In this project, we have developed a combined NDA system, which enables the measurements of DDA and PGA, at NUclear fuel Cycle safety Engineering research Facility (NUCEF) in JAEA. In this presentation, we will introduce our project and report the recent progress of developments, especially in NRTA, DDA and PGA.

Partition of total excitation energy between fragment pairs in asymmetric and symmetric fission modes

西中 一朗; 永目 諭一郎; 池添 博; 谷川 勝至*; Zhao, Y. L.*; 末木 啓介*; 中原 弘道

Physical Review C, 70(1), p.014609_1 - 014609_10, 2004/07

https://doi.org/10.1103/PhysRevC.70.014609

核分裂における分裂片間での励起エネルギー分配機構と二重分裂モードとの関連性を調べるため、Thの陽子誘起核分裂において、核分裂片の質量数,運動エネルギーを二重飛行時間測定法を用いて精密に測定した。モンテカルロ計算によって、飛行時間測定で機器的に生じる「ゆらぎ」の影響がない分裂片から放出される即発中性子数をもとめた。非対称に質量分割する分裂モードと対称に質量分割する分裂モードが共存する分裂片質量領域(質量数98-107, 126-135)では、即発中性子数と分裂片全運動エネルギーとの相関に二重モードに由来する構造が観測された。この相関から二重分裂モードそれぞれの即発中性子数をもとめ、それに基づいて分裂片間での励起エネルギー分配機構を明らかにした。二重核分裂モードにおける励起エネルギー分配機構を初めて実験的に明らかにした。

炉心槽内流速分布測定への超音波流速計の適用性評価; 粒子画像流速計測を含めた水試験への適用

木村 暢之; 田中 正暁; 林田 均; 小林 順; 上出 英樹; アキラ トーマス トクヒロ; 菱田 公一

JNC TN9400 2000-057, 60 Pages, 2000/05

JNC-TN9400-2000-057.pdf:2.11MB

高速炉の実用化を目指した研究において、著しい進歩を遂げた数値解析手法を用いた熱流動現象の解明や設計が可能となってきている。熱流動に関する実験研究ではモックアップ試験装置による実証試験から要素を取り出した小規模試験による現象解明、解析手法の検証に重点が移りつつある。このような要求を満たす上で、実験データの質の向上が不可欠である。とくに流速場の測定においては速度の空間分布が時間経過とともに変化する過程を明らかにすることにより、これまで得られなかった情報を抽出し、現象の解明や解析手法の検証に大きく貢献できると考えられる。本報告では、流速の瞬時の空間分布が得られる手法として超音波を用いた流速分布測定法(UDV)と粒子画像流速測定法(PIV)の2つを取り上げた。これらを水流動試験に適用し、計測手法としての適用性を評価した。UDVでは配管体系、平板状噴流体系、さらに高速炉の熱流動現象の要素を取り出した燃料集合体間の隙間流れ(炉心槽内の流れ)に関する水試験に適用した。既存のレーザー流速計やPIVとの比較を行った結果、妥当な測定結果を与えることを確認するとともに、その課題をナトリウム体系への適用を含めて明らかにした。PIVでは炉心槽内の流れに適用し、その課題を明らかにした。炉心槽のような複雑形状流路へ適用する上では、トレーサー粒子以外の画像ノイズを除去する手法を開発することで測定精度の向上を図ることができた。

カリウム-アルゴン年代測定

岡田 利典*

JNC TJ7440 99-008, 58 Pages, 1999/02

JNC-TJ7440-99-008.pdf:0.13MB

要旨なし

体内放射能計測技術高度化研究(II)

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PNC TJ1603 97-002, 66 Pages, 1997/03

PNC-TJ1603-97-002.pdf:1.7MB

動力炉・核燃料開発事業団東海事業所では、体内放射能の定量のため鉄室内に相対検出効率61%のHPGe検出器が2台設置されていて、ヒューマン・カウンターとして使用されている。得られた測定結果から内部被爆線量を評価するためには検出効率の校正が重要である。この校正のために水ボックス・ファントムを用いているが、体格補正は行われていない。しかし、異常時には個人の体格情報に基づく評価が必要で、特に男女間や成人と子供などのように体格が大きく異なる場合には大きな差をもたらす。この様な観点から、体格による検出効率補正を必要としない-同時計測法による放射能絶対測定法を体内放射能測定に適用するため、その基礎研究を行った。複数の60Co線源および46Sc線源を作製し、4-同時計測法により崩壊率を決定し、これらの線源を用いて-同時計測法により絶対測定を行った。60Coの場合、20cm程度までの線源-検出器間距離では、10-80kBqの放射能を10%以内の精度で決定できた。一方、複数の線源を幾何学的効率が異なるように分布させた場合でも、実際の値よりも測定値が小さく評価されるが、配置を考慮すれば10%程度の系統的ずれ以内で測定しうることが判明した。46Scの場合にも60Coと同等の結果が得られ、この方法が一般的に適用可能であることが証明された。

一般環境におけるラドン・トロンに関する調査環境中トロン濃度に関する研究(II)

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PNC TJ1647 97-001, 131 Pages, 1997/02

PNC-TJ1647-97-001.pdf:2.29MB

この報告では、自然大気中に存在するラドン娘核種の粒径分布、およびエアロゾルに付着していない非付着原子(フリー成分)の測定法について調査した結果を述べた。また、環境中のトロン濃度について、主に放射線防護にかかわる文献をサーベィして、リストとした。さらに、大気中のラドン娘核種の粒径分布について、動燃事業団・人形峠事業所構内において予備的測定を実施し、測定法ならびにデータについて検討した。

大気中放射性核種の測定法の開発、環境挙動、内部被曝評価に関する研究

天野 光

JAERI-Research 96-029, 190 Pages, 1996/06

JAERI-Research-96-029.pdf:5.55MB

人間の呼吸に関わる地表面近傍大気中に存在する放射性核種で濃度が高くかつ人への被曝が無視できない、天然放射性核種であるRnとその短半減期娘核種(Po、Pb、Bi、Po)、宇宙線生成核種であるBe、人工起源であるSr、宇宙線でも生成し人工起源でもあるH、を主に取り上げ、それらの簡便でかつ精度の高い測定法の開発、大気中濃度変動や地表面への沈着挙動、植物への移行等の環境中挙動の解明、及び呼吸による内部被曝線量評価を行ったこれまでの研究成果をまとめたものである。