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Rodriguez, D.; Bogucarska, T.*; 小泉 光生; Lee, H.-J.; Pedersen, B.*; Rossi, F.; 高橋 時音; Varasano, G.*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 997, p.165146_1 - 165146_13, 2021/05
被引用回数：1 パーセンタイル：32.08(Instruments & Instrumentation)Under the MEXT subsidy to strengthen nuclear security related research, the ISCN is developing delayed gamma-ray spectroscopy (DGS) for nuclear safeguards. Here we present results from experiments using the PUNITA instrument in collaboration with JRC-Ispra to evaluate the gamma-ray spectral dependence on interrogation time patterns and number of cycles. Specifically, we investigated the observable gamma rays useful to quantify the 
Pu and 
U contributions. Of the time patterns tested in this study, we determined that irradiating the sample for 60-
followed by a gamma-ray measurement of 60- was the best for a comparable one-hour total interrogation time.
Rodriguez, D.; Abbas, K.*; Crochemore, J.-M.*; 小泉 光生; Nonneman, S.*; Pedersen, B.*; Rossi, F.; 瀬谷 道夫*; 高橋 時音
EPJ Web of Conferences, 239, p.17005_1 - 17005_5, 2020/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.1While nondestructive assay techniques would improve the efficiency and time to quantify high-radioactivity nuclear material, there are no passive NDA techniques available to directly verify the U and Pu content. The JAEA and JRC are collaboratively developing the Delayed Gamma-ray Spectroscopy to evaluate the fissile composition from the unique fission product yield distributions. We are developing an Inverse Monte Carlo method that simulates the interrogation and evaluates the individual contributions to the composite spectrum. While the current nuclear data affects the ability to evaluate the composition, the IMC analysis method can be used to determine the systematic uncertainty contributions and has the potential to improve the nuclear data. We will present the current status of the DGS collaborative work as it relates to the development of the DGS IMC analysis.
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：3 パーセンタイル：47.69(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.
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.
Rodriguez, D.; Rossi, F.; 高橋 時音; 瀬谷 道夫; 小泉 光生; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Bogucarska, T.*; Abbas, K.*; Pedersen, B.*
Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2018/07
DGS has great potential for HRNM, since it determines fissile nuclide compositions by correlating the observed DG spectrum to the unique FY of the individual nuclides. Experiments were performed with LRNM using both PUNITA and a JAEA designed Cf-shuffler tested in PERLA. The data was analyzed using an inverse MC method that both determines DG peak intensity correlations and provides an evaluation of the uncertainty of the measurements. The results were used to verify DG signatures for varying fissile compositions, total fissile content, and DGS interrogation timing patterns. Future development will focus on measuring HRNM and designing a compact system by evaluating different neutron sources, moderating materials, and detection capabilities. This presentation summarizes the JAEA/JRC DGS program to date and the future direction of this collaborative work performed using the MEXT subsidy for the promotion of strengthening nuclear security.
-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, 146, p.09018_1 - 09018_4, 2017/09
被引用回数：3 パーセンタイル：88.62Along 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 -rays from fission products (FP) to determine ratios of fissile nuclides present in the sample. A proper evaluation of such -ray spectra requires integration of nuclear data such as fission cross-sections, fission yields, half-lives, decay chain patterns, and decay -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.
Rodriguez, D.; Rossi, F.; 高峰 潤; 小泉 光生; 瀬谷 道夫; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Bogucarska, T.*; Abbas, K.*; Pedersen, B.*
Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 6 Pages, 2017/07
原子力機構は、4つのアクティブ法を組合せたNDAシステムの開発をEC-JRCと共同で実施している。遅発線分光法は核分裂性核種の組成比を決定することができるもので、観測する核分裂生成核種の時間依存型の、高エネルギー線を、サンプルの複雑な核分裂収率と関連付けて分析するものである。興味のある核分裂性核種比を定量するためには、使用する(小型の持ち運びが可能な)中性子源からの速中性子を、核分裂反応断面積の大きな熱中性子までエネルギーを下げつつ、有意な計数信号を得るためのフラックス強度を必要とする。現在、遅発線分光法の改良のため、JRC-IspraのPUNITAを含むいくつかの施設での実験が進行中である。これらの中性子フラックス、測定環境等データは、遅発線分光データの分析を行うモンテカルロ法(逆モンテカルロ法)の開発に使われる。ここでの遅発線分光法は、その実証に関して、これまでの開発成果である減速系の最適化、実験、逆モンテカルロ法についてまとめる。
Rossi, F.; 小泉 光生; Rodriguez, D.; 高峰 潤; 瀬谷 道夫; Pedersen, B.*; Crochemore, J. M.*; Abbas, K.*; Bogucarska, T.*; Varasano, G.*
Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2017/07
保障措置分野では、高線量核物質の核分裂性核種の組成比の独立検認のために、新たな、改良アクティブ問い掛け法NDA技術が必要とされている。原子力機構とJoint Research Centre (JRC)は、サンプルの核分裂生成核種の崩壊からの遅発線を測定することで、サンプル中核物質の核分裂性核種比を決める遅発線分光法を共同で開発している。現在、低線量核物質サンプルを用いた測定がいくつかの施設で行われることとなっている。ここで、長半減期核分裂生成核種からの影響を最小限にするために、低エネルギー線の遮へいと、3MeVを超える高いエネルギーの線に注目する必要がある。この測定法では、異なる小型中性子源が使用されるが、いずれにおいても中性子エネルギーを熱エネルギー領域まで減速することが必要である。我々は、減速体及び反射体をMCNPを用いて最適化を進めており、また、問い掛け、移動、測定のシークエンスの最適化も進めている。現在進めている測定では、認証されたU/Puサンプルを使用しており、観測する遅発線を同位体組成に比例する関連付けが可能となる。この発表では、最適化の状況とともに、U/Puサンプル中の核分裂性核種比決定のための実験キャンペーンを紹介する。
前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊; Bogucarska, T.*; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*
第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 7 Pages, 2017/02
原子力機構(JAEA)と欧州共同研究センター(JRC)は、使用済み燃料や次世代型MA燃料などの高線量核物質に適用可能な非破壊測定技術の研究開発を共同で実施している。本研究では、次世代型ダイアウェイ時間差分析法(DDA)の実証装置の設計・開発に用いる中性子輸送コードの信頼性が重要となる。そこで中性子輸送コードの信頼性を評価するために、JRC型DDAを用いたPulsed Neutron Interrogation Test Assembly (PUNITA)とJAEA型DDAを用いたJAEA Active Waste Assay System-Tokai (JAWAS-T)の2つの装置の測定空間内の中性子束分布を測定し、さらにPUNITAでは測定試料のマトリクス内の中性子束分布を測定し、中性子輸送コードによるシミュレーション結果と比較した。本報では、それら試験及びシミュレーション結果と信頼性の評価結果について報告する。
前田 亮; 米田 政夫; 大図 章; 呉田 昌俊; 藤 暢輔; Bogucarska, T.*; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*
EUR-28795-EN (Internet), p.694 - 701, 2017/00
JAEA and EC/JRC have been carrying out collaborative research for developing new non-destructive assay techniques that can be utilized for quantifying high radioactive special nuclear materials such as spent fuel and next generation minor actinide fuels. In the research, accuracy of Monte Carlo simulation is important since it is utilized for design and development of a demonstration system of next-generation Differential Die-away (DDA) technique in JAEA. In order to evaluate the accuracy, neutron flux in the sample cavity of the PUNITA device which utilizes JRC type DDA technique and one of JAWAS-T device which utilizes JAEA type DDA technique were measured. The neutron flux in the target sample placed in the PUNITA sample cavity was also measured. The measurement results were compared with the simulation results. In this presentation, we report on comparison results for the neutron flux obtained by experiment and simulation.
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.
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. U, and 
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.
前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊; Bogucarska, T.*; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*
Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07
原子力機構では、核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃量の非破壊測定技術の開発を目的として欧州JRCとの共同研究を開始した。共同開発項目の1つであるDDA法の技術開発として、JAEA型DDA法とJRC型DDA法の特性を比較し、より発展した手法、装置の開発を目指している。JRC型DDA法では高感度を実現するために14MeV中性子発生管とグラファイトを用いて大量の熱中性子を発生させている。一方、JAEA型DDA法では測定対象のマトリクスによる減速を利用し測定対象内の位置感度差を低減するために、高速中性子の多い中性子場を発生させている。DDA法では、装置の性能を評価する上で中性子発生管により装置内に作られる中性子場を正確に評価することが重要である。本発表では、モンテカルロシミュレーションと放射化測定により得られた結果に基づいたJRC型DDA法を使用したPUNITAとJAEA型DDA法を使用したJAWAS-T装置内の中性子束分布について評価結果を報告する。
小泉 光生; Heyse, J.*; Mondelaers, W.*; Paradela, C.*; Pedersen, B.*; Schillebeeckx, P.*; 瀬谷 道夫; Rodriguez, D.; 高峰 潤
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), 6 Pages, 2015/12
核分裂生成物の構成(分布)は、元となる核分裂性核種と照射中性子エネルギーにより異なってくる。それゆえ、核分裂生成物収率の違いによる遅発線(DG)スペクトルの違いから、核分裂性核種(U, Pu及び
Pu)の比が求められる。このDGS法プロジェクトは、核データの確認と改良を行いつつ実施する測定システムに関する研究開発である。実験に関しては、中性子源と核物質が取り扱えるITU/Ispra(イタリア), IRMM(ベルギー),京都大学研究用原子炉(熊取)などの施設を用いて実施する予定である。本発表では、現在計画しているDGS法の開発実験について報告する。
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。
-ray spectroscopy for non-destructive analysis of fissionable materialRodriguez, 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,即発線分析,遅発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。
前田 亮; 大図 章; 呉田 昌俊; 藤 暢輔; Bogucarska, T.*; Crochemore, J.-M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*
no journal, ,
原子力機構(JAEA)と欧州共同研究センター(JRC)は、核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃料の非破壊測定技術開発に関する共同研究を行っている。その中のDifferential Die-Away (DDA)法の不確かさの主要因は、試料内での核物質の偏在、及び試料材質によって大きく異なる中性子の減速・吸収・増倍効果である。これらを評価するため、核物質の偏在状態を模擬できる標準マトリクスを3種類の材質で作成し、核物質の偏在と中性子の減速・吸収・増倍効果を同時に調べることを可能とした。本発表では、JRC型DDA法による測定装置Pulsed Neutron Interrogation Test Assembly (PUNITA)を用いて、核物質の偏在と試料の材質が測定に与える影響を定量的に評価した結果について報告する。
高橋 時音; 小泉 光生; Rodriguez, D.; Rossi, F.; 高峰 潤; 瀬谷 道夫; Paradela, C.*; Heyse, J.*; Schillebeeckx, P.*; Pedersen, B.*; et al.
no journal, ,
原子力機構では、欧州委員会共同研究センターと共同で、核不拡散・核セキュリティのためのアクティブ中性子を用いた非破壊技術の開発を行っており、その一つとして、遅発線分析法(DGS)の開発を行っている。誘発核分裂における核分裂生成物(FP)の発生分布は、核分裂性核種(U, Pu及びPu)によって決定される。そこで、核物質に中性子を照射し、誘発核分裂を起こし、生成された不安定核FPが崩壊する際に放出する遅発線を測定、分析することにより、内部に含まれる核分裂性核種の比を求めることができる。我々は、比較的短半減期(秒
数分)のFPからの3MeV以上の高エネルギー遅発線に注目した分析法の開発をすすめている。本発表では、平成29年度に計画しているDGS法の実証実験について報告する。
Rossi, F.; Rodriguez, D.; 瀬谷 道夫; 高橋 時音; 小泉 光生; Abbas, K.*; Crochemore, J.-M.*; Pedersen, B.*; Bogucarska, T.*; Varasano, G.*; et al.
no journal, ,
New active-interrogation nondestructive assay techniques are needed for safeguard purpose. They can be used for the quantification of the fissile composition in high radioactivity nuclear material samples. One of the techniques under evaluation by the Japan Atomic Energy Agency together with the European Commission Joint Research Centre is delayed gamma-ray spectroscopy. It utilizes a combination of high rate neutron sources and moderation to thermal energy to induce fission in the fissile nuclides. This will allow enhancing the amount of observable coming from the fission of the fissile compared with the fertile nuclides that are usually more abundant in the sample. Analyzing the peaks ratios of gamma-rays with energy above 3 MeV emitted by the short lived fission products produced in the sample, it is possible to verify the initial composition of the fissile nuclides. We are currently designing and testing several different systems with the goal to design a practical and compact system that can be installed in current reprocessing facilities. In particular, this paper describes the different systems currently tested focusing on the different neutron source and moderator material and geometry as well as different gamma-ray detectors. We will also show the new neutron and gamma-ray detector systems we will implement for future test and development. This work is supported by the subsidy for the "promotion of strengthening nuclear security and the like" from the Ministry of Education, Culture, Sports, Science, and Technology (MEXT), Japan.
Rossi, F.; Abbas, K.*; 小泉 光生; Lee, H.-J.; Nonneman, S.*; Pedersen, B.*; Rodriguez, D.; 高橋 時音
no journal, ,
In the field of nuclear material samples safeguard verifications, mixed high-radioactivity nuclear material in facility like reprocessing nuclear plant are challenging. Addressing this, the JAEA/ISCN is developing a DG-nondestructive assay technique. We successfully completed several experiments in collaboration with the EC/JRC to evaluate the instrumentation requirements of a compact instrument. In principle, a neutron source is used to produce neutrons that are then thermalized in a moderator before reaching the sample to induce fission. The optimization of the moderator is crucial to reach an efficient and compact instrument. Having a good thermalized neutron flux enhances the delayed gamma-ray signature of the fissile due to their greater thermal fission cross section compared to the fertile. After the irradiation, the gamma-ray peaks above 3 MeV are analyzed to determine the initial composition of the fissile nuclides. The gamma-ray spectrum and subsequent analysis are strongly affected by the source type; the sample; and the interrogation pattern, driven by the analysis. To investigate all these aspects, we performed several experiments using small standard samples of both Uranium and Plutonium with PUNITA to understand basic principles. These were factored into the JAEA DGCT instrument that was tested in PERLA. This work first describes the PUNITA and PERLA experiments and how these were used to validate the various model designs. From these, further modifications to reach our final instrument concept design for a deuterium-deuterium neutron generator source are presented. This work is supported by MEXT under the subsidy 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 material safeguards research and development.
