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.

Applicability of differential die-away self-interrogation technique for quantification of spontaneous fission nuclides for fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants

長谷 竹晃; 相樂 洋*; 小菅 義広*; 能見 貴佳; 奥村 啓介

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(4), p.460 - 472, 2023/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2114958

This paper provides an overview of the applicability of the Differential Die-Away Self-Interrogation (DDSI) technique for quantification of spontaneous fissile nuclides in fuel debris at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants. In this research, massive fuel debris stored in a canister was evaluated, and the void space of the canister was assumed to be filled with water for wet storage and air for dry storage. The composition of fuel debris was estimated based on elements such as the inventory in the reactor core and operation history. The simulation results show that for wet storage, the DDSI technique can properly evaluate the neutron leakage multiplication and quantify spontaneous fissile nuclides with a total measurement uncertainty (TMU) of approximately 8%. For dry storage, the known-alpha technique, which was previously established, can be applied to quantify spontaneous fissile nuclides with a TMU of approximately 4%. In both cases, the largest uncertainty factor is the variation in water content in the canister. In the case of wet storage, the uncertainty could be significantly increased in cases where the fuel debris is extremely unevenly distributed in the canister.

Study of the neutron multiplication effect in an active neutron method

米田 政夫; 大図 章; 森 貴正; 中塚 嘉明; 前田 亮; 呉田 昌俊; 藤 暢輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1233 - 1239, 2017/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2017.1359118

アクティブ中性子法における中性子増倍効果に関して、解析及び実験による研究を実施した。アクティブ中性子法を用いた核物質の測定では、第2世代以降の中性子による中性子増倍の影響を受ける。しかしながら、そのような中性子増倍効果による影響について、これまで十分に調べられてこなかった。本研究では、第3世代中性子による中性子増倍が無視できる場合において、測定データから第2世代中性子による中性子増倍効果の影響を補正する手法について調べ、測定データから中性子増倍の影響を除外する補正方法を提案した。更に、本手法を利用した深い未臨界度の評価手法についても示した。

中性子多重相関計数法の数理的基礎; ウラン・プルトニウム混合二酸化物の例

細馬 隆

JAEA-Research 2015-009, 162 Pages, 2015/08

JAEA-Research-2015-009.pdf:22.3MB

プルトニウム転換技術開発施設では、米国エネルギー省の支援を受けて中性子同時計数法による計量装置の開発・設置・改良を行い、20年にわたり計量管理と保障措置対応に用いてきた。中性子計数による測定の対象は今後、従来とは異なる自発核分裂性核種を含む高質量のウラン・プルトニウム混合二酸化物に拡がると思われる。そこで、中性子多重相関計数法の数理的基礎について現場での経験を含めて再考するとともに、次の点について基礎を拡充した; (a)確率母関数を用いた七重相関までの多重相関分布式の代数的導出; (b)モンテカルロ法に代えて試料内部の任意の点から表面の任意の点までの平均距離とこの間での誘導核分裂反応の確率を用いた漏れ増倍率の評価; (c)Poisson過程が持つ2つの異なる時間軸と同時計数の仕組みの関連付け、結果として確率過程に由来するほぼ同時中性子の導出と評価。分布式については「組合せ」に基づく新しい表現を併記し、実際に取り扱ったウラン・プルトニウム混合二酸化物をスペクトルや平均自由行程の例とした。

Introduction to development of advanced safeguards and security NDA technologies by JAEA-ISCN

瀬谷 道夫; 呉田 昌俊; 曽山 和彦; 中村 仁宣; 原田 秀郎; 羽島 良一

Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07

原子力機構は保障措置及び核セキュリティのための、次の先進的な核物質非破壊測定の基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)ZnS/BOセラミックシンチレータによるHe代替中性子検知技術、(2)中性子共鳴透過分析(NRTA)及び中性子共鳴捕獲分析(NRCA)の組み合わせによる中性子共鳴濃度分析法、(3)レーザー・コンプトン散乱線(大強度単色線)利用核共鳴蛍光NDA(1)は、供給不足が懸念されるHeに代わるZnS/BOセラミックシンチレータ中性子検出器の開発であり、(2)は、粒子状溶融燃料などの測定対象物中の核物質同位体組成比測定NDA技術開発、(3)は、レーザー・コンプトン散乱により発生させたエネルギー可変の大強度の単色線により引き起こすPu/U同位体の核共鳴蛍光反応を利用するNDAのためのプログラムである。この論文ではこれらについて紹介する。

JRR-4熱外中性子ビームの生物学的効果; フリービーム条件並びにファントム条件での測定(協力研究)

山本 哲哉*; 山本 和喜; 松村 明*; 熊田 博明; 岸 敏明; 堀 直彦; 鳥居 義也; 堀口 洋二; 能勢 忠男*

JAERI-Research 2002-011, 56 Pages, 2002/05

JAERI-Research-2002-011.pdf:3.17MB

本研究では、JRR-4熱外中性子ビームに対する放射線生物学的評価によりその特性を明らかにし、熱外中性子ビームによる開頭BNCTに向けた課題と方向性について検討する。熱外中性子ビームについて、フリービーム条件と水ファントム条件での物理線量測定並びに生存率測定を行い、BNCTにおける各線量成分(速中性子線量,窒素線量,線量,ホウ素線量)とそれぞれの生物学的効果比(RBE,RBE,CBE)を算出し、混合中性子ビーム及び従来の熱中性子線主体の熱中性子ビームと比較した。ホウ素線量に対する生物学的効果比CBEでは、ホウ素化合物による違いも検討に加えた。フリービーム条件では、B存在・非存在下の全ての細胞生存率測定において、同一物理線量に対して熱外中性子ビームで最も高い細胞致死効果を認めた。JRR-4熱外中性子ビーム,熱中性子ビームI、熱中性子ビームIIのそれぞれに対するビーム単独RBE値は1.220.16,1.230.16,1.210.16,RBE値は2.500.32,2.340.30,2.080.28,CBE値は3.990.24,3.040.19,1.430.08であった。本研究で示したRBEの実験的決定法は異なるBNCT臨床研究間の中性子ビーム比較に応用できる。

Demonstration of NDA and C/S techniques; Basis for NDA measurement

小山 謹二; R.Abedin-Zadeh*; K.Murakami*

3rd Regional Training Course on State Systems of Accounting for and Control of Nuclear Material, 15 Pages, 1991/00

核物質の非破壊測定(NDA)及び封じ込め・監視(c/s)に関する技術は保障措置上の重要な技術である。国内計量管理に関する第3回SSACトレーニングコースの一環として、現在IAEAで使用しているNDA及びc/s機器のデモンストレーションを行い、その利用法と動作原理を紹介する。NDA測定の基礎では、放射線の特性を紹介するとともに、NDAによるウランの濃縮度測定、プルトニュームの同位体比測定、及びサンプル中のプルトニューム量の測定についてその原理をまとめた紹介する。