Development of a DDA+PGA-combined non-destructive active interrogation system in "Active-N"

古高 和禎; 大図 章; 藤 暢輔

Nuclear Engineering and Technology, 55(11), p.4002 - 4018, 2023/11

https://doi.org/10.1016/j.net.2023.07.015

An integrated neutron interrogation system has been developed for non-destructive assay of highly radioactive special nuclear materials, to accumulate knowledge of the method through developing and using it. The system combines a differential die-away (DDA) measurement system for the quantification of nuclear materials and a prompt gamma-ray analysis (PGA) system for the detection of neutron poisons which disturb the DDA measurements; a common D-T neutron generator is used. A special care has been taken for the selection of materials to reduce the background gamma rays produced by the interrogation neutrons. A series of measurements were performed to test the basic performance of the system. The results show that the DDA system can quantify plutonium of as small as 20~mg and it is not affected by intense neutron background up to 4.2~TBq and gamma ray of 2.2~TBq. As a result of the designing of the combined system as a whole, the gamma-ray background counting rate at the PGA detector was reduced down to s even with the use of the D-T neutron generator. The test measurements show that the PGA system is capable of detecting less than 1~g of boron compound and about 100~g of gadolinium compound in~30 min. This research was implemented under the subsidy for nuclear security promotion of MEXT.

連携計測による線源探査ロボットシステムの開発研究(委託研究); 令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*

JAEA-Review 2022-041, 76 Pages, 2023/01

JAEA-Review-2022-041.pdf:3.27MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和3年度に採択された「連携計測による線源探査ロボットシステムの開発研究」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、ガンマ線の飛来方向を検出可能な検出器を開発し、これを搭載した複数のロボットの連携により、単一センサーでは得られない広視野・迅速・安価な放射線源探査を実現するロボットシステム(Cooperative Operation Robot system for RAdiation Source Exploration: CORRASE、コラッセ)を開発することを目的とする。東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の現場への投入に資することを目的として、線源探査を行う小型ロボットに放射線計測機器を搭載したシステムを3年間の計画終了時に完成させるための研究を行う。

Accurate estimation of spectral density of LCS gamma-ray source

Omer, M.; 静間 俊行*; 羽島 良一*; 小泉 光生

第43回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 3 Pages, 2022/11

Gamma-rays originated from laser Compton scattering (LCS) are convenient photon sources for nondestructive interrogation of nuclear materials. LCS can be used with nuclear resonance fluorescence (NRF) and X-ray fluorescence (XRF), the two of which are considered photon-based active interrogation techniques. However, an accurate estimation of the incident LCS -ray flux is crucial. The -ray flux is customarily measured using high purity germanium (HPGe) detectors, usually calibrated using standard point-like radioactive -ray sources. These standard sources are entirely different from LCS beams in terms of detection geometry. Therefore, the calibration process must be corrected to meet the LCS beam conditions. Here, we demonstrate how to implement the required corrections and provide experimental validation of these corrections.

可搬型ゲルマニウム半導体検出器を用いた測定による福島第一原子力発電所から80km圏内の土壌中天然放射性核種の空気カーマ率評価

三上 智; 田中 博幸*; 奥田 直敏*; 坂本 隆一*; 越智 康太郎; 宇野 騎一郎*; 松田 規宏; 斎藤 公明

日本原子力学会和文論文誌, 20(4), p.159 - 178, 2021/12

https://doi.org/10.3327/taesj.J20.010

2011年の福島第一原子力発電所事故により放出された放射性物質の影響のある地域で地殻ガンマ線によるバックグラウンド線量率のレベルを調査した。可搬型ゲルマニウム半導体検出器を用いて福島第一原子力発電所から80km圏内の370地点で、2013年から2019年にかけて地殻ガンマ線を測定した。ICRUレポート53に示される方法によってウラン238(U),トリウム232(Th)及びカリウム40(K)の土壌中放射能濃度とこれらによる地上1m高さにおける空気カーマ率を測定評価した。U, Th及びKの370地点の平均濃度はそれぞれ18.8, 22.7, 428Bq/kgであった。また、空気カーマ率の対象エリアの平均値は0.0402Gy/hであった。得られた空気カーマ率を文献に報告されている値と比較した。その結果、本研究による測定結果は文献に報告されている値と互いに相関があり、数値は不確かさの範囲内で一致していた。これは地殻ガンマ線による空気カーマ率は地質に依存するためである。地質時代が中生代、地質が花崗岩や流紋岩に分類される地点の空気カーマ率はその他の時代や岩石種に分類される地点の空気カーマ率に比べて統計学的に有意に高いことが確認できた。これは、既報の知見と整合する結果であった。

3D position and radioactivity estimation of radiation source by a simple directional radiation detector combined with structure from motion

佐藤 優樹; 峯本 浩二郎*; 根本 誠*

Radiation Measurements, 142, p.106557_1 - 106557_6, 2021/03

https://doi.org/10.1016/j.radmeas.2021.106557

It is important to visualize radioactive substances' position and distribution and estimate their radioactivity levels to reduce the exposure dose of workers in radioactive areas (such as decommissioning worksites of nuclear power stations) and improve nuclear security functions. To visualize the radioactive substance's three-dimensional (3D) location, a directional radiation detector with a cylindrical shield on a simple single-pixel gamma-ray detector was applied to the structure from motion (SfM) technology using an ordinary digital camera. Verification was performed by a system that combines SfM with a CdTe sensor probe having narrow directivity. Am radiation source's position was visualized by drawing the radiation source's image acquired by the gamma-ray detector on the work area 3D model reconstructed through SfM. Furthermore, as SfM is a simultaneous localization and mapping technology, the system measures the gamma rays while measuring the gamma-ray detector's dynamic position and posture information. The measurements can be acquired while the gamma-ray detector is freely moving in the work area. These methods visualized the radiation source's position and quantitatively estimated the radiation source's radioactivity.

線スペクトロメトリーにおける円柱状体積試料のサム効果補正

山田 隆志*; 浅井 雅人; 米沢 仲四郎*; 柿田 和俊*; 平井 昭司*

Radioisotopes, 69(9), p.287 - 297, 2020/09

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.69.287

円柱状体積試料に含まれるCsの定量において、日本の標準的な市販線解析プログラムではサム効果の補正の際に試料体積の効果を適切に考慮していないため、補正が不十分となり、定量値が過小評価となることを確認した。本研究では、一般的なGe検出器に対して試料体積を適切に考慮した実用的なサム効果補正方法を開発して有効性を評価し、誤差1%以下の精度で定量できることを確認した。

A Study of directional gamma-ray detector without shield by Monte Carlo simulation

北山 佳治; 寺阪 祐太; 佐藤 優樹; 鳥居 建男

Proceedings of International Youth Nuclear Congress 2020 (IYNC 2020) (Internet), 4 Pages, 2020/05

At the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS), various works are under-way for decommissioning. Depending on work places, there are radioactive hotspot. Therefore measuring the position of the hotspot in advance is important for safety of the worker. The system that can easily measure the dose rate distribution in work place has been demanded. There are two methods for imaging a dose rate distribution: a pinhole camera and a Compton camera. A pinhole camera can determine direction of radiation source in one event, but the weight becomes heavy because a shield is required. On the other hand, since the Compton camera does not require a shield, it can be reduced in the size and weight. However, Compton imaging method generate many ghosts of cone traces, which reduce the signal-to-noise ratio. We propose a new gamma-ray imager that works like a pinhole camera without a shield. This is achieved by arranging directional gamma ray detectors that does not require a shield. In this work, we have performed principle verification of a directional gamma-ray detector that is a basic component of the new gamma-ray imager by using Geant4 Monte Carlo simulation.

ナノ粒子を用いた透明遮へい材の開発研究(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 九州大学*

JAEA-Review 2019-039, 104 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-039.pdf:5.57MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「ナノ粒子を用いた透明遮へい材の開発研究」について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリ取り出しや分析における作業員の被ばく低減や遠隔カメラの光学系・電子系の劣化低減を目的として、遮へい材料をナノ粒子化してエポキシ樹脂に分散・固化することにより透明な遮へい体を開発する。BCやWをナノ粒子化して中性子とガンマ線を同時に遮へいし、中性子から生じる二次ガンマ線も抑制する遮へい体を開発する。

Evaluation of energy spectrum around structural materials in radiation environments

松村 太伊知; 永石 隆二; 片倉 純一*; 鈴木 雅秀*

Radiation Physics and Chemistry, 166, p.108493_1 - 108493_9, 2020/01

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2019.108493

原子炉内のSUS等の構造材料は、電離放射線の環境に晒されるため腐食や劣化が起こる。材料の厚さが異なると周囲の線質が変化して腐食等の程度が変わると予測されるが、これまでの研究ではこの影響について検討されていない。そこで本研究では、水中のSUS304板の表側にガンマ及びベータ線源を置いた際の、板の表裏両側での二次放射線(光子、電子)のエネルギースペクトルを板の厚さ、並びに線源と板の間隔を変えて解析的に評価した。Csガンマ線の場合、板の厚さに対するスペクトルの依存性は裏側でより明確だった。Sr、Yベータ線の場合、スペクトルはガンマ線の場合と明らかに異なり、裏側では電子のスペクトルは光子より遥かに低下した。このように、スペクトルが入射放射線の種類、材料の厚さ、線源と板の間隔によってどのように変化するかを明らかにするとともに、入射放射線に対する二次放射線のエネルギー低下を議論した。

Model design of a compact delayed gamma-ray moderator system using Cf for safeguards verification measurements

Rodriguez, D.; Rossi, F.; 高橋 時音; 瀬谷 道夫; 小泉 光生

Applied Radiation and Isotopes, 148, p.114 - 125, 2019/06

https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2019.01.002

Delayed gamma-ray spectroscopy is an active-NDA technique used to determine the composition of HRNM samples by peak-ratio comparison of GRs above 3-MeV from the short-lived fission products. Filtering out the passive GRs from long-lived FPs reduces the DGS signal, so thermal neutrons are used to induce more fission events from fissile nuclides. We are developing a compact system to moderate 2-MeV neutrons that are easier to moderate than 14-MeV neutrons from DT generators. This work describes the ideal moderator optimization for a Cf source that results in cm passing through the sample space with 70% of those below 1-eV. Practical modifications resulted in 20% reductions compared to the optimized design. Evaluations of DGS signals and backgrounds conclude that only a 21-MBq Cf source is required.