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論文

Neutron resonance transmission analysis for measurement of nuclear materials in nuclear fuel

土屋 晴文; 北谷 文人; 藤 暢輔; Paradela, C.*; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Schillebeeckx, P.*

Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 6 Pages, 2018/07

In fields of nuclear safeguards and nuclear security, non-destructive assay (NDA) techniques are needed in order to quantify special nuclear materials (SNMs) in nuclear fuels. Among those techniques, active NDA ones would be preferable to passive ones. One candidate of active NDA techniques is neutron resonance transmission analysis (NRTA). In fact, experiments done at GELINA have shown that NRTA has high potential enough to quantify SNMs in complex materials. Currently, such a NRTA system requires a large electron accelerator facility to generate intense neutron sources. In other words, it is very difficult to perform NRTA at various facilities that need to measure SNMs. Thus, downsizing a NRTA system would be one solution of its difficulty. In order to realize a compact NRTA system, we develop a prototype with a D-T neutron generator that has a pulse width of 10 $$mu$$s. For this aim, numerical calculations to optimize the compact NRTA system were done. In addition, NRTA measurements with simulated fuel pins were made at neutron time-of-flight facilities such as GELINA. In this presentation, we present results of the numerical calculations and the experimental results. On the basis of those results we discuss a future prospect of a compact NRTA system that would be applicable to SNM quantification. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.

論文

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.

論文

CIELO collaboration summary results; International evaluations of neutron reactions on uranium, plutonium, iron, oxygen and hydrogen

Chadwick, M. B.*; Capote, R.*; Trkov, A.*; Herman, M. W.*; Brown, D. A.*; Hale, G. M.*; Kahler, A. C.*; Talou, P.*; Plompen, A. J.*; Schillebeeckx, P.*; et al.

Nuclear Data Sheets, 148, p.189 - 213, 2018/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:4(Physics, Nuclear)

CIELO国際協力では、原子力施設の臨界性に大きな影響を与える重要核種($$^{235}$$U, $$^{238}$$U, $$^{239}$$Pu, $$^{56}$$Fe, $$^{16}$$O, $$^{1}$$H)の中性子断面積データの精度を改善し、これまで矛盾していると考えられた点を解消することを目的として研究が行われた。多くの研究機関が参加したこのパイロットプロジェクトは、IAEAの支援も受けて、OECD/NEAの評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)のSubgroup 40として組織された。本CIELOプロジェクトは、新たな実験研究や理論研究を行う動機付けとなり、測定データを正確に反映し臨界性の積分テストに優れた新たな一連の評価済みライブラリとして結実した。本報告書は、これまでの研究成果と、本国際協力の次の段階の計画概要をまとめたものである。

論文

Systematic effects on cross section data derived from reaction rates in reactor spectra and a re-analysis of $$^{241}$$Am reactor activation measurements

$v{Z}$erovnik, G.*; Schillebeeckx, P.*; Becker, B.*; Fiorito, L.*; 原田 秀郎; Kopecky, S.*; Radulovic, V.*; 佐野 忠史*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 877, p.300 - 313, 2018/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Instruments & Instrumentation)

原子炉中性子スペクトルで照射することにより得られる積分データから中性子断面積を導出する手法に関して、Westcottの記法を用いる断面積導出法の有効性について検討を行った。この結果、本手法で得られる精度は、中性子束エネルギー分布の精度に大きく依存すること、特に、導出される共鳴積分値が大きな影響を受けることを定量的に示した。また、中性子断面積のエネルギー依存性が既知の場合は、その情報を用いてこの影響を補正する手法を提案した。本手法を適用して、$$^{241}$$Amの熱中性子捕獲断面積を再解析した結果、720(14)bを得た。

論文

Improving nuclear data accuracy of $$^{241}$$ Am and $$^{237}$$ Np capture cross sections

$v{Z}$erovnik, G.*; Schillebeeckx, P.*; Cano-Ott, D.*; Jandel, M.*; 堀 順一*; 木村 敦; Rossbach, M.*; Letourneau, A.*; Noguere, G.*; Leconte, P.*; et al.

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11035_1 - 11035_4, 2017/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:4.05

There is a serious gap between required accuracy and current accuracy on nuclear data for developing innovative nuclear reactor systems. To bridge this gap, an international joint activity entitled Improving Nuclear Data Accuracy of $$^{241}$$Am and $$^{237}$$Np capture cross sections (INDA) has being performed under WPEC. In this joint study, the forefront knowledge of energy dependent cross section measurements, spectrum averaged experiments, relevant nuclear structure data, and evaluations are intended to be integrated on the capture cross sections of $$^{241}$$Am and $$^{237}$$Np. From the joint study, it was shown that integration of knowledge from the independent specialities enables us not only to crosscheck between data obtained by different techniques but also to improve the measurement accuracy of each other.

論文

Delayed $$gamma$$-ray spectroscopy combined with active neutron interrogation for nuclear security and safeguards

小泉 光生; Rossi, F.; Rodriguez, D.; 高峰 潤; 瀬谷 道夫; Bogucarska, T.*; Crochemore, J.-M.*; Varasano, G.*; Abbas, K.*; Pedersen, B.*; et al.

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.09018_1 - 09018_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

Along with the global increase of applications using nuclear materials (NM), the requirements to nuclear security and safeguards for the development of effective characterization methods are growing. Mass verification of NM of low radioactivity is performed using passive non-destructive analysis (NDA) techniques whereas destructive analysis (DA) techniques are applied for accurate analysis of nuclide composition. In addition to the characterization by passive NDA, a sample can be further characterized by active NDA techniques. An active neutron NDA system equipped with a pulsed neutron generator is currently under development for studies of NDA methods. Among the methods DGS uses the detection of decay $$gamma$$-rays from fission products (FP) to determine ratios of fissile nuclides present in the sample. A proper evaluation of such $$gamma$$-ray spectra requires integration of nuclear data such as fission cross-sections, fission yields, half-lives, decay chain patterns, and decay $$gamma$$-ray emission probabilities. The development of the DGS technique includes experimental verification of some nuclear data of fissile materials, as well as development of the device. This presentation will be a brief introduction of the active neutron NDA project and an explanation of the DGS development program.

論文

Neutron resonance analysis for nuclear safeguards and security applications

Paradela, C.*; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Schillebeeckx, P.*; 原田 秀郎; 北谷 文人; 小泉 光生; 土屋 晴文

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.09002_1 - 09002_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

Neutron-induced reactions can be used to study the properties of nuclear materials in the field of nuclear safeguards and security. The elemental and isotopic composition of these materials can be determined by using the presence of resonance structures in the reaction cross sections as fingerprints. This idea is the basis of two non-destructive analytical techniques which have been developed at the GELINA neutron time-of-flight facility of the JRC-IRMM: Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA) and Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA). A full quantitative validation of the NRTA technique was obtained by determining the areal densities of enriched reference samples used for safeguards applications with an accuracy better than 1%. Moreover, a combination of NRTA and NRCA has been proposed for the characterisation of particle-like debris of melted fuel formed in severe nuclear accidents. In order to deal with the problems due to the diversity in shape and size of these samples and the presence of strong absorbing matrix materials, new capabilities have been implemented in the resonance shape analysis code REFIT. They have been validated by performing a blind test in which the elemental abundance of a combined sample composed of unknown quantities of materials such as cobalt, tungsten, rhodium or gold was determined with accuracies better than 2%.

論文

The CIELO collaboration; Progress in international evaluations of neutron reactions on Oxygen, Iron, Uranium and Plutonium

Chadwick, M. B.*; Capote, R.*; Trkov, A.*; Kahler, A. C.*; Herman, M. W.*; Brown, D. A.*; Hale, G. M.*; Pigni, M.*; Dunn, M.*; Leal, L.*; et al.

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.02001_1 - 02001_9, 2017/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:0.6

CIELO共同研究では中性子断面積データの改善及びこれまでの評価で見られた断面積の不一致を解決することを目的として、原子力の臨界性に大きな影響を与える5核種($$^{16}$$O, $$^{56}$$Fe, $$^{235,238}$$U, $$^{239}$$Pu)の中性子断面積を評価している。この国際パイロットプロジェクトでは、経済協力開発機構・原子力機関・核データ評価国際協力ワーキングパーティに設置されたサブグループ40の下でIAEAからのサポートを受けて、実験並びに理論的な研究を活発に実施している。これらの研究を通じて測定データを精度よく反映し、さらに臨界性に関する積分テストで良い結果を示す新しい評価済ライブラリを開発している。

論文

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

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.

論文

Delayed gamma-ray analysis for characterization of fissile nuclear materials

小泉 光生; Rossi, F.; Rodriguez, D.; 高峰 潤; 瀬谷 道夫; Bogucarska, T.*; Crochemore, J.-M.*; Varasano, G.*; Abbas, K.*; Pedersen, B.*; et al.

EUR-28795-EN (Internet), p.868 - 872, 2017/00

Under the collaboration between the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and European Commissions' Joint Research Center (EC-JRC), development of four active neutron-interrogation non-destructive assay methods for nuclear non-proliferation and safeguards are in progress. The techniques are differential die-away analysis, delayed gamma-ray analysis (DGA), neutron resonance transmission analysis, and prompt gamma-ray analysis. Information obtained by each method is used complementarily to characterize a sample. DGA utilizes moderated pulsed neutrons from a D-T neutron generator to induce fission reaction of nuclear materials. Delayed gamma rays from the fission products (FP) are measured to determine the ratios of fissile nuclides (e.g. $$^{235}$$U, and $$^{239,241}$$Pu) in the sample. Experimental studies of the DGA method are in progress with the Pulsed Neutron Interrogation Test Assembly (PUNITA) in EC-JRC Ispra. Here we present an overview of the study plan of these DGA experiments along with the latest results. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.

論文

LaBr$$_3$$ $$gamma$$-ray spectrometer for detecting $$^{10}$$B in debris of melted nuclear fuel

小泉 光生; 土屋 晴文; 北谷 文人; 原田 秀郎; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Mondelaers, W.*; Paradela, C.*; Schillebeeckx, P.*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 837, p.153 - 160, 2016/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Instruments & Instrumentation)

Neutron Resonance Densitometry (NRD) has been proposed as a non-destructive analytical method for quantifying Special Nuclear Material (SNM) in the rock- and particle-like debris that is to be removed from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. The method is based on Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) and Neutron Resonance Capture Analysis combined with Prompt Gamma Ray Analysis (NRCA/PGA). Although quantification of SNM will predominantly rely on NRTA, this will be hampered by the presence of strong neutron-absorbing matrix materials, in particular $$^{10}$$B. Results obtained with NRCA/PGA are used to improve the interpretation of NRTA data. Prompt $$gamma$$-rays originating from the $$^{10}$$B(n, $$alphagamma$$) reaction are used to assess the amount of $$^{10}$$B. The 478 keV $$gamma$$-rays from $$^{10}$$B, however, need to be measured under a high-radiation environment, especially from $$^{137}$$Cs. In order to meet this requirement, we have developed a well-shaped $$gamma$$-ray spectrometer consisting of a cylindrical and four rectangular cuboid LaBr$$_3$$ scintillators, and a fast data acquisition system.

論文

複雑な組成・形状の核燃料を計量管理する中性子共鳴濃度分析法の開発; 粒子状溶融燃料中の核物質非破壊測定技術の開発

小泉 光生; 原田 秀郎; Schillebeeckx, P.*

日本原子力学会誌, 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。

論文

中性子共鳴濃度分析法の性能評価,2; 中性子共鳴捕獲$$gamma$$線分析法

土屋 晴文; 原田 秀郎; 小泉 光生; 北谷 文人; 呉田 昌俊; Becker, B.*; Kopecky, S.*; Heyse, J.*; Paradela, C.*; Mondelaers, W.*; et al.

核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/12

粒子状の溶融燃料デブリに含まれるウランやプルトニウム同位体を非破壊で定量することを目的に、中性子共鳴濃度分析法(NRD)の技術開発を進めてきた。NRDは、中性子共鳴透過分析法(NRTA)に中性子共鳴捕獲$$gamma$$線分析法(NRCA)、あるいは即発$$gamma$$線分析法(PGA)を組み合わせた技術である。NRDにおけるNRCA/PGAの役割は、主に$$^{137}$$Csによる高放射線場においてデブリ中の原子炉や建屋の構造材、ボロンなどの不純物を同定することである。これを実現するため、LaBr$$_3$$結晶を用いた新型の$$gamma$$線検出器やそれ専用の遮蔽体を開発した。これらの$$gamma$$線検出器や遮蔽体を用いて、ベルギーの中性子飛行時間施設GELINAにおいて公開デモ実験を実施した結果、第三者によってブラックボックス内に密封された試料(Hf, Gd, Ni)を同定することに成功した。本発表では、開発した$$gamma$$線検出器の設計概念と測定原理、及びNRCAデモ実験結果について報告する。

論文

中性子共鳴濃度分析法の性能評価,1; 中性子共鳴透過分析法

北谷 文人; 原田 秀郎; 小泉 光生; 土屋 晴文; 呉田 昌俊; Becker, B.*; Kopecky, S.*; Heyse, J.*; Paradela, C.*; Mondelaers, W.*; et al.

核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/12

平成24年度から平成26年度にかけて、粒子状の溶融燃料デブリに含まれるウランやプルトニウム同位体を非破壊で定量する技術として、中性子共鳴濃度分析法(NRD)の開発を進めてきた。NRDは、中性子共鳴透過分析法(NRTA)と中性子共鳴捕獲$$gamma$$線分析法(NRCA)あるいは即発$$gamma$$線分析法(PGA)を組み合わせた技術である。NRDにおけるNRTAの役割は、溶融燃料デブリ中の核燃料物質(U, Pu等)の同位体を定量することである。この目的のために飛行時間法(Time of Flight: TOF)を利用した中性子吸収測定を実施する。これについて。ベルギーの中性子飛行時間施設GELINAにて性能評価デモ実験を実施した。その結果、Au, W, Rh, Nb, Cu. Co, Mn, Bをランダムに選択して、封をされたブラックボックス内の試料を定量することに成功した。本発表では、開発したNRTAの測定原理を述べ、実施したデモ実験の詳細を発表する。

論文

Systematic effects on cross-section data derived from reaction rates at a cold neutron beam

$v{Z}$erovnik, G.*; Becker, B.*; Belgya, T.*; Genreith, C.*; 原田 秀郎; Kopecky, S.*; Radulovi$'c$, V.*; 佐野 忠史*; Schillebeeckx, P.*; Trkov, A.*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 799, p.29 - 36, 2015/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:43.49(Instruments & Instrumentation)

冷中性子ビームを用いた測定から、熱中性子捕獲断面積を導出する際の問題点を指摘するとともに、導出する中性子捕獲断面積の系統誤差を低減するための手法について提案するものである。これまでの冷中性子を用いた測定では、標準断面積との相対値より、熱中性子捕獲断面積が導出されてきた。本研究では、冷中性子ビームのエネルギー分布によっては、中性子捕獲断面積のエネルギー依存性が1/v則からずれる核種について、10%以上もの系統的誤差を生じることを明らかとした。中性子捕獲断面積のエネルギー依存性を考慮した断面積導出方法を適用することにより、この系統誤差は補正できることを示した。また、これまでに報告された文献値のいくつかには、冷中性子ビームのサンプル中での自己吸収補正が行われていない問題点があることも指摘した。

論文

Technique of neutron resonance transmission analysis for active neutron NDA

土屋 晴文; 小泉 光生; 北谷 文人; 呉田 昌俊; 原田 秀郎; 瀬谷 道夫; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Mondelaers, W.*; Paradela, C.*; et al.

Proceedings of 37th ESARDA Annual Meeting (Internet), p.846 - 851, 2015/08

中性子の共鳴反応を利用した分析手法に、中性子共鳴透過分析法(NRTA)がある。本技術を活用してMA混入核燃料に含まれているウランやプルトニウムを検出・定量するアクティブ中性子非破壊分析法を開発している。さらに、本手法をMA混入核燃料のみならず、高放射線場の中にあるさまざまな物質の定量に適用することを目指している。これまで粒子状の燃料デブリへの適用を目的として、われわれが開発してきた中性子共鳴濃度分析法(NRD)で得た知見を本技術開発に活かす。NRTAにより、透過中性子スペクトルの解析を通じてウランやプルトニウムを同定・定量する。本発表では、NRTAの基礎を紹介するとともに、開発するアクティブ中性子を用いた非破壊測定手法の中でのNRTAの役割を説明する。その上で、NRDの開発で得た知見を紹介するとともに、本技術開発の中でのNRTAの今後の検討項目について議論する。

論文

Techniques of neutron resonance capture analysis and prompt $$gamma$$-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.

論文

JAEA-JRC collaboration on the development of active neutron NDA techniques

呉田 昌俊; 小泉 光生; 大図 章; 古高 和禎; 土屋 敬広*; 瀬谷 道夫; 原田 秀郎; Abousahl, S.*; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; et al.

Proceedings of 37th ESARDA Annual Meeting (Internet), p.111 - 120, 2015/08

原子力機構は、EC-JRCとの国際共同研究による「アクティブ中性子非破壊測定技術開発」に着手した。本研究課題の最終目標は、MA核変換用MA-Pu燃料など高線量核燃料や、核セキュリティ関連装置への適用を目指した核物質測定技術を確立することである。本研究課題では、アクティブ中性子法であるDDA法, NRTA法, PGA/NRCA法, DGS法による核物質測定技術の研究開発を行う。

論文

Preliminary delayed $$gamma$$-ray spectroscopy for non-destructive analysis of fissionable material

Rodriguez, D.; Heyse, J.*; 小泉 光生; Mondelaers, W.*; Pedersen, B.*; Schillebeeckx, P.*; 瀬谷 道夫; 高峰 潤

Proceedings of INMM 56th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2015/07

核物質の保障措置をいかに有効に実施するか、特に、混合物の組成を如何に効率的に決定するか、について関心が高まっている。原子力機構とJRC(ITU及びIRMM)の研究者は、現在、D-Tパルス中性子源を使う非破壊測定装置について検討を行っている。このシステムは時間差ダイアウェイ法,中性子共鳴透過分析法,即発$$gamma$$線分析,遅発$$gamma$$線スペクトル分析法の組合せを利用するものである。我々の特段の興味は、このシステムを再処理・精製PuのMOX燃料及び高線量の核物質に適用することである。遅発$$gamma$$線スペクトル分析法は核分裂性核種の比を比較的高い精度で決められる可能性を有する。これらの核分裂生成物は、時間依存性を持ち3MeVよりかなり高いエネルギーの$$gamma$$線エネルギースペクトルを有し、興味対象の高放射線核物質へ適用する場合には大きな利点となる。この発表では、このNDAシステムの遅発$$gamma$$線分析部分の精度がどれくらいのものとなるかに関する初期的な研究と、核物質の組成分析において、他の手法との関連でどのように使われるかについて記述する。

論文

Generalized analysis method for neutron resonance transmission analysis

原田 秀郎; 木村 敦; 北谷 文人; 小泉 光生; 土屋 晴文; Becker, B.*; Kopecky, S.*; Schillebeeckx, P.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(6), p.837 - 843, 2015/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.76(Nuclear Science & Technology)

Neutron resonance densitometry (NRD) is a non-destructive analysis method, which can be applied to quantify special nuclear materials (SNM) in small particle-like debris of melted fuel that is formed in severe accidents of nuclear reactors such as the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants. NRD uses neutron resonance transmission analysis (NRTA) to quantify SNM and neutron resonance capture analysis (NRCA) to identify matrix materials and impurities. In order to generalize NRD for the characterization of arbitrary-shaped thick materials, a generalized method to analyze NRTA data has been developed. The method has been applied on data resulting from transmission through non-uniform thick samples with varying areal density of SNM up to 0.253 at/b ($$approx$$100 g/cm$$^{2}$$). The investigation shows that NRD could be used to quantify SNM in not only uniform samples made of small particle-like debris but also non-uniform samples made of large rock-like debris with high accuracy by utilizing the generalized analysis method for NRTA.

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