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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 & ESARDA Joint Virtual Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2021/08
Since neutrons have exceptional ability to penetrate high-density materials and can induce fission, they are used in non-destructive analysis such as, Differential Die-Away Analysis (DDA), Prompt Gamma-ray Analysis (PGA) and Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA). The different analytical methods give us complementary information, which are particularly useful for the quantification of Special Nuclear Materials in highly radioactive nuclear materials, including spent fuel. The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission are collaborating to develop an active neutron NDA system for nuclear non-proliferation and nuclear security. In the second phase of the project, an integrated active neutron NDA system: Active-N which enables the simultaneous measurements of DDA, PGA and NRTA has been developed. The DDA detects fission neutrons, and it can determine small amounts of the fissile mass. PGA is utilized for the quantification of neutron absorber and particularly useful for the detection of explosives. NRTA can be used to quantify almost all medium and high-Z elements and considered as one of the most accurate NDA. In this presentation, we will provide an overview of Active-N and report the recent experimental results. This research was implemented under the subsidy for nuclear security promotion of MEXT: Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology.
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.
Rossi, F.; Bogucarska, T.*; 小泉 光生; Lee, H.-J.; Pedersen, B.*; Rodriguez, D.; 高橋 時音; Varasano, G.*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 977, p.164306_1 - 164306_7, 2020/10
被引用回数：4 パーセンタイル：36.4(Instruments & Instrumentation)The Japan Atomic Energy Agency and the European Commission Joint Research Centre are collaborating to develop delayed gamma-ray spectroscopy (DGS) for nuclear materials for safeguards verification in reprocessing plants. In this paper, we describe DGS interrogation using the Pulsed Neutron Interrogation Test Assembly with standard samples of different 
U enrichments. By analyzing gamma-ray spectra, we reveal a linear correlation between the sample mass and both the total counts above 3.3 MeV and the peak counts of specific high-energy gamma-ray. We were able to observe, qualify and quantify specific gamma rays peak down to the depleted uranium (0.5 gU) mass sample. Based on this, we demonstrate that our technique is able to estimate the total fissile mass with a statistical uncertainty 
2% when taking into account self-shielding and gamma self-absorption corrections. Using integrated counts above 3.3 MeV we were able to reduce the mass-dependent bias for the higher enrichments (
3 to 4%) to 4%. This work is supported by the Japanese Ministry of Education, Culture, Sports, Science, and Technology (MEXT) under the subsidiary for the "promotion for strengthening nuclear security and the like". This work was done under the agreement between JAEA and EURATOM in the field of nuclear materials safeguards research and development.
小泉 光生
Proceedings of 41st ESARDA Annual Meeting (Internet), p.260 - 267, 2019/05
The Japan atomic energy agency (JAEA) is developing active non-destructive analysis (NDA) technologies for nuclear nonproliferation and security under the support of the subsidiary of for "promotion of strengthening nuclear security or the like" of the Japanese government MEXT. One of the programs is "development of active neutron NDA techniques", in which four techniques are developed: i.e., Differential Die Away Analysis (DDA), Delayed Gamma-ray Analysis (DGA), Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA), and Prompt Gamma-ray Analysis (PGA). These techniques are used to complement each other. They would be useful for nuclear material accountancy, applicable to both low- and high-level radioactive nuclear materials (NMs), and for nuclear security purposes such as detection of NM and explosive materials. Another program is development of nuclear resonance fluorescence (NRF) technique for detection of NM hidden in a shield. This technique utilizes quasi monochromatic gamma-rays produced by laser Compton scattering (LCS) to irradiate a suspicious sample and observe NRF gamma-rays from that. Demonstration experiment of this technique will be performed soon. In this paper, the development projects are overviewed.
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。
駿河谷 直樹; 檜山 敏明; Verbruggen, A.*; Wellum, R.*
Analytical Sciences, 24(2), p.247 - 252, 2008/02
被引用回数：7 パーセンタイル：23.3(Chemistry, Analytical)東海再処理施設では、使用済核燃料溶解液中のU及びPuの濃度を精確に求めるため、最も信頼性が高いとされている、同位体希釈質量分析法を適用している。本分析において、精確な分析値を得るためには、その基準となる標準物質の信頼性を確保することが不可欠である。これまで使用してきた標準物質は、試料に対して同位体組成が異なるUと
Puを含む硝酸塩の乾固物をガラス瓶の底に固着したものである。しかし、この乾固物は、物理的安定性に乏しく、時間の経過とともに試料の剥離が起こり、固着状態を保てる期間は6か月程度であり、標準物質としての健全性を長期間担保することが困難であった。本研究では、標準物質の信頼性確保の観点から、安定性に乏しかった従来の標準試料の長期安定化を、セルロースの酢酸化合物を利用したコーティング手法により試みた。その結果、セルロース化合物が形成する被膜によって、U及びPuの標準物質を長期間にわたり保護できることがわかった。
大久保 綾子; Mayer, K.*
no journal, ,
European Commission Joint Research Centre (EC-JRC)と原子力機構間の共同研究で、6つの異なるウラン試料を用いて、内在ウラン年代測定法の共同検証を行った。内在ウラン年代測定法による年代測定の結果は、それぞれの試料の既知の製造日と一致した。GUMによる内在ウラン年代測定法の不確実性評価は、
Th/
Th測定結果による影響が最も高いことを示した。内在ウラン年代測定法の正確さは、より高精度のTh/Th測定によって改善することができる。
古高 和禎; 大図 章; 藤 暢輔
no journal, ,
原子力機構では、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(NDA)技術を適用できない高線量核燃料物質の非破壊測定技術開発を実施している。本研究開発では、小型中性子源を用いた複数のアクティブ中性子NDA技術(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),中性子共鳴捕獲線分析法(NRCA)及び、遅発線分析法(DGA))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。このうち、PGAでは、爆発性物質の主要元素(窒素)、化学兵器の材料元素(燐,塩素,硫黄,ホウ素,ケイ素,チタン等)、及びDDA測定への妨害元素(ホウ素,塩素)の検知を目指している。本研究では、開発計画の第1フェーズで得た知見をもとにして、DDA測定の性能を低下させることなくPGA測定に干渉するガンマ線を低減したDDA-PGA部を開発し、PGAに関する性能評価を行った。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。
土屋 晴文; 北谷 文人; 藤 暢輔
no journal, ,
原子力機構では欧州委員会-共同研究センター(EC-JRC)との共同研究として、従来の非破壊測定(NDA)では対応できない高線量核燃料物質に適用できるNDA装置として、統合非破壊測定装置Active-Nを開発してきた。Active-Nには複数の分析技術が組み込まれ、それぞれの特徴を活かした測定を実施できる。組み込まれているNDAの一つに中性子共鳴透過分析法(NRTA)があり、NRTAでは核燃料物質の同位体に関する情報を得ることができる本講演では、組み込まれた手法の一つであるNRTA部の概要とともに、NRTAによる模擬核燃料試料及びPu試料を用いた測定結果を報告する。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。
藤 暢輔; 土屋 晴文; 大図 章; 古高 和禎; 北谷 文人; 米田 政夫; 前田 亮; 小泉 光生
no journal, ,
中性子は高密度物質に対する非常に優れた透過能を持ち、核燃料物質の核分裂反応を引き起こすことができるため、核燃料物質の非破壊分析に適したツールである。原子力機構では欧州委員会-共同研究センター(EC-JRC)との共同研究を実施しており、高線量核燃料物質に適用できる非破壊測定(NDA)を開発するため4つのアクティブ中性子法の研究開発を実施している。本研究開発では、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),即発ガンマ線分析法(PGA),遅発ガンマ線分析法(DGA))を高度化し、さらにそれらを組み合わせて、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の測定に適用できる新たなNDA技術の確立を目指している。原子力機構燃料サイクル安全工学研究施設において、DDA, PGA、及びNRTA部から構成される新しい統合非破壊測定装置Active-Nを完成させ、性能評価試験を実施した。本発表では、高線量核燃料物質のためのNDA開発プロジェクトとActive-Nの概要を報告する。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。
