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Tsai, P.-E.; 岩元 洋介; 萩原 雅之*; 佐藤 達彦; 小川 達彦; 佐藤 大樹; 安部 晋一郎; 伊藤 正俊*; 渡部 浩司*
Proceedings of 2017 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2017) (Internet), 3 Pages, 2018/11
一次はじき出し原子(PKA)のエネルギースペクトルは、モンテカロル放射線輸送コードを用いた加速器施設設計の放射線損傷評価において重要である。しかし、計算コードに組み込まれている物理モデルは、PKAスペクトル について実験値の不足から十分に検証されていない。これまで、従来の固体検出器を用いた原子核物理実験の測定体系において、劣った質量分解能や核子あたり数MeV以上と高い測定下限エネルギーのため、実験値は限られていた。そこで本研究では、粒子・重イオン輸送計算コードPHITSを用いて、PKAスペクトルを測定するための2つの時間検出器と1つのdE-Eガス検出器からなる新しい測定体系を設計した。その結果、本測定体系は、質量数20から30のPKAにおいて、核子当たり0.3MeV以上のエネルギーを持つPKA同位体を区別できる。一方で、質量数20以下のPKAにおいては、PKAの質量数を識別できる下限エネルギーは核子当たり0.1MeV以下に減少する。今後、原子力機構のタンデム施設、及び東北大学のサイクロトロン・ラジオアイソトープセンターにおいて、設計した測定体系の動作テストを行う予定である。
大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 藤 暢輔; 小泉 光生; 瀬谷 道夫
Proceedings of 2017 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2017) (Internet), 4 Pages, 2018/11
A Differential Die-away Analysis (DDA) system using a compact pulsed neutron (14 MeV) generator has been newly developed for non-nuclear proliferation and nuclear security in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The DDA system was designed to be able to detect a nuclear fissile material (Pu-239) of as low as 10 mg and to handle samples of a different volume: a vial bottle (20 mL), a pail container (20 L), through a Monte Carlo simulation. In the DDA system, the Fast Neutron Direct Interrogation (FNDI) technique, which utilizes fast neutrons for interrogation, was applied to measure the amount of fissile mass contained in the sample. The fundamental performance of the DDA system was investigated in the demonstration experiment. The simulation results show that the Pu-239 masses of less than 10 mg can be detected in the DDA system. The results of the experiment are discussed and compared with those of the simulation.
Rodriguez, D.; Rossi, F.; 瀬谷 道夫; 小泉 光生
Proceedings of 2017 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2017) (Internet), 3 Pages, 2018/11
The JAEA and EC JRC are collaborating to improve the ability to quantify the uranium and plutonium content of highly radioactive and mixed nuclear material for nuclear safeguards verification. A separate program focuses on improving the capability to measure, analyze, and predict the delayed gamma-ray spectrum used to determine the nuclide ratios within a sample. Measurements performed at the JRC-Ispra are used to correlate the observed DGs to the composition that are then used to calibrate a DG Monte Carlo. The MC has the ability to predict expected DGs, provide a sensitivity analysis to optimize future measurements, and can be used to analyze a spectrum using an inverse MC technique. Analyzing MC with this IMC analysis provides a way to determine systematic uncertainty as well as statistical uncertainty when multiple measurements are not feasible. This work will describe the efforts to develop the DGSMC and how it will be utilized for current and future applications.
武内 伴照; 大塚 紀彰; 渡辺 恭志*; 田中 茂雄*; 小沢 治*; 駒野目 裕久*; 上野 俊二*; 土谷 邦彦
Proceedings of 2017 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2017) (Internet), 3 Pages, 2018/11
福島第一原子力発電所事故の教訓から、過酷事故時の環境でも原子炉建屋内の監視が可能な耐放射線性カメラシステムの開発を開始した。本研究は、カメラを構成する部品の要素技術開発を行い、カメラシステムの試作・性能を評価した。まず、要素技術開発として放射線環境下において100Gy未満で使用不能となるイメージセンサの劣化主因が暗電流増加であることを明らかにし、トランジスタの数を4つから3つに減らすとともに光電変換構造としてフォトゲート型を採用することで暗電流の軽減を図った。その結果、イメージセンサの耐放射線性は200kGy以上にまで向上した。また、光学系については、石英とフッ化カルシウムを用いた耐放射線プリズムとズームレンズにすることにより、1MGy照射後においても十分な性能を有することを示した。一方、その他の電子部品については、100kGy未満で故障するものもあり、一部に遮蔽構造を採用した。これらの結果を踏まえ、開発したカメラシステムが900kGy以上の照射線量でも良好な画像を取得できることを明らかにした。
大塚 紀彰; 武内 伴照; 土谷 邦彦; 柴垣 太郎*; 駒野目 裕久*
Proceedings of 2017 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2017) (Internet), 3 Pages, 2018/11
原子力発電所の監視システム高度化の一環として、過酷事故時に使用済み燃料プール内の温度,水位などの測定データを送受信できる水中無線伝送システムの開発を行っている。過酷事故時における水中環境を想定した本システムは、使用済燃料から放出される放射線及び熱に対する耐性を有するとともに、気泡、濁り及び障害物を伴う水中環境での伝送精度の向上が要求される。本研究では、高い耐熱性及び耐放射線性を有する本システムの構成部品の選定を行い、気泡,濁り及び障害物の影響を補正するためのインターリーブとトラッキングを用いた画像解析手法の開発も行った。これらの要素開発に基づいたシステムを試作し、その性能を評価した。その結果、試作したシステムは100
Cの環境下で100時間及び照射量1MGyまで使用可能であった。また、気泡,濁度及び障害物の下でも測定データを高精度に伝送できることが分かった。
森下 祐樹; 山本 誠一*; 井崎 賢二; 金子 順一*
no journal, ,
線のスペクトル測定はプルトニウムとラドンの弁別のため必要である。我々はそのための線検出器を過去に開発し、線に対し良好なエネルギー分解能を有することを確認したが、バックグラウンドである
線や
線に対しても感度を有していた。そこで線や線が存在する場でもプルトニウムを検知するため、GAGGシンチレータの最適化を行い比較測定した。0.05mm厚のGAGGシンチレータを用いたとき、線に対し最も良いエネルギー分解能を示し、かつ感度が最も低いことが明らかとなった。
森下 祐樹; 金子 純一*; 井崎 賢二; 矢島 辰雄*; 松浦 貢*
no journal, ,
事故時に放出される
Puや
Puの空気汚染の検知のため、シリコン半導体検出器を用いたダストモニタが原子力施設に設置されている。しかし、このダストモニタは誤警報を頻発していた。高信頼のダストモニタの開発のため、GPSシンチレータとPMTを用いた線スペクトロメータを開発した。5.5MeV線に対するエネルギー分解能を評価した結果11.9% FWHMであった。ラドン子孫核種の除去率はZnS(Ag)シンチレータを用いた線スペクトロメータより向上した。今後開発したスペクトロメータは高信頼のダストモニタへの応用が期待できる。
中村 龍也; 藤 健太郎; 筒井 紀彰; 海老根 守澄; 美留町 厚
no journal, ,
シンチレータと波長シフトファイバ技術を用いて次世代のたんぱく質専用中性子単結晶回折装置のための2次元中性子検出モジュールを開発した。本検出モジュールは位置分解能2.5mm、中性子有感面積320
320mm
を有する。開発した検出モジュールは熱中性子に対して検出効率30-50%(感度依存)、検出感度の一様性は約13%であった。発表では検出器の設計と実験結果について報告する。
佐藤 優樹; 寺阪 祐太; 冠城 雅晃; 谷藤 祐太; 宇佐美 博士; 宮村 浩子; 小澤 慎吾*; 和泉 良*; 川端 邦明; 鈴木 敏和*; et al.
no journal, ,
The development of quick radiation imaging methods in the high dose rate environments is very important to accelerate decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). We have developed a compact Compton camera for measurement of radioactive contamination inside FDNPS. We conducted a performance evaluation test inside the -ray irradiation facility, and the Compton camera can visualize the 
Cs-irradiation source under the dose rate of 1 mGy/h. We also developed the remote radiation imaging system consisting of the Compton camera and a multicopter-type drone. The drone system succeeded in observing the Cs-radioactive source, which was set on the floor surface, remotely. We plan to use the Compton camera and the drone system inside the buildings of FDNPS.
NID) with boron converter for energy-resolved neutron imaging at J-PARCParker, J. D.*; 篠原 武尚; 原田 正英; 林田 洋寿*; 廣井 孝介; 甲斐 哲也; 松本 吉弘*; 及川 健一; 瀬川 麻里子; Su, Y. H.; et al.
no journal, ,
At the Energy-Resolved Neutron Imaging System RADEN of the J-PARC MLF, we take advantage of the accurate measurement of neutron energy by time-of-flight to perform energy-resolved neutron imaging. To carry out measurements at RADEN, we have been developing and testing cutting-edge detector systems employing micro-pattern detectors and high-speed, all-digital data acquisition systems. One such detector, the Micro Pixel Chamber based Neutron Imaging Detector (NID), provides a spatial resolution of less than 250 m FWHM, 26% detection efficiency for thermal neutrons with 
He for conversion, and count rate capacity of 8 Mcps. By replacing the He gas with a boron-based converter, we aim to increase the count rate capacity three-fold while maintaining good spatial resolution. This is made possible by the significantly reduced event size for the alpha from the 
B-neutron interaction as compared to the lighter proton and triton in the He case.
