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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
Proceedings of INMM & ESARDA Joint Virtual Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2021/08
Since neutrons have exceptional ability to penetrate high-density materials and can induce fission, they are used in non-destructive analysis such as, Differential Die-Away Analysis (DDA), Prompt Gamma-ray Analysis (PGA) and Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA). The different analytical methods give us complementary information, which are particularly useful for the quantification of Special Nuclear Materials in highly radioactive nuclear materials, including spent fuel. The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission are collaborating to develop an active neutron NDA system for nuclear non-proliferation and nuclear security. In the second phase of the project, an integrated active neutron NDA system: Active-N which enables the simultaneous measurements of DDA, PGA and NRTA has been developed. The DDA detects fission neutrons, and it can determine small amounts of the fissile mass. PGA is utilized for the quantification of neutron absorber and particularly useful for the detection of explosives. NRTA can be used to quantify almost all medium and high-Z elements and considered as one of the most accurate NDA. In this presentation, we will provide an overview of Active-N and report the recent experimental results. This research was implemented under the subsidy for nuclear security promotion of MEXT: Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology.
大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 藤 暢輔
Proceedings of 2019 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2019), Vol.1, p.101 - 104, 2020/08
In the fields of safeguards, nuclear non-proliferation, and nuclear security, non-destructive analysis (NDA) techniques useful for highly radioactive nuclear materials (NMs) are not established yet because there are so many technical difficulties to measure the amount of the highly radioactive NMs. A novel NDA system with a pulsed neutron source as the method for determining the composition of mixed NMs has been developing in the Japan Atomic Energy Agency. In the NDA system, a differential die-away analysis (DDA) technique is used to quantify the amount of fissile materials. The detection limit of fissile materials in DDA system is determined by the signal to noise ratio in fast neutron counting. A method to reduce the noise signal by using neutron absorber (B
C rubber) sheets mounted on the inner entire surface in the sample cavity is proposed. The effect of the sheets on the reduction of noise signal in the fast neutron counting was investigated in both experimental test and simulation. The experimental results show that it is possible to detect a nuclear fissile material (
Pu) of as low as 1 mg in a vial bottle when the absorber sheets with a thickness of 3 mm is used. This paper also presents comparison between experimental data and simulation results.
前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊
no journal, ,
原子力機構では、核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃料の非破壊測定装置へ適用可能な技術開発を目的として研究を開始した。現在、その試験装置として小型のD-T中性子発生管を使用した非破壊核物質測定装置Active-Nの設計・開発を行っている。Active-Nにおいて試験予定の技術の一つであるDDA法では、設計した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確認することが重要である。本研究では、DDA法の一種である高速中性子直接問いかけ(FNDI)法を利用した核物質非破壊測定装置内での絶対中性子束分布を放射化分析とPHITSシミュレーションより評価した。
大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 呉田 昌俊
no journal, ,
原子力機構では、MA核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃料や共存物質が多数含まれる従来の測定技術では測定が困難な難測定核物質を対象とする中性子源を用いた次世代の非破壊測定技術の開発に着手した。その技術は、核分裂性核種の総質量を計測するDifferential Die-Away(DDA)法、固体物質の核種分析を行う中性子共鳴透過分析(NRTA)法、計測妨害物質等の分析を行う即発
線スペクトル分析(PGA)/中性子共鳴捕獲分析(NRCA)法、及び誘発核分裂性核種組成比分析用の遅発線スペクトル分析(DGS)法から構成され、それらを相補的に組み合わせることによって難測定核物質の測定を目指すものである。現在、これらの測定技術を一つの装置で実現できる非破壊測定装置(Active-N)を設計・開発している。本報では、そのActive-Nでの核分裂性物質量の高精度測定を目指した次世代型DDA装置部の構造、及びMVPシミュレーションによる設計性能に関して報告する。
大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 呉田 昌俊
no journal, ,
原子力機構では、従来測定技術では測定が困難なMA核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃料や共存物質が多数含まれる核物質を対象とする中性子源を用いた次世代の非破壊測定装置(Active-N)を開発している。その中で、核分裂性核種の総質量を計測するダイアウェイ時間差分析(DDA)部では、高速中性子直接問いかけ(FNDI)法を基盤技術とする。FNDI法では、高速中性子を測定サンプル容器の周囲に設置したモデレータに直接照射して熱化させる。測定サンプル容器内の核分裂性核種の量は、その熱化した中性子との核分裂反応により発生する核分裂中性子を計数して測定する。本報では、その測定性能を決定するモデレータの厚みを最適化するために実施したMCNPを用いたシミュレーションの結果に関して報告する。
呉田 昌俊
no journal, ,
原子力機構は、2015年度から欧州委員会共同研究センター(EC-JRC)との国際共同研究による核不拡散分野用途の「アクティブ中性子非破壊測定技術開発」を実施している。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の非破壊測定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。高線量核燃料の非破壊測定については、Pu-240等が放出する中性子に着目した同時計数法など従来のパッシブ測定技術の適用が困難となることが予想されている。しかし、これまで系統的に研究は成されておらず、計測技術が確立していない課題があった。本研究課題では、アクティブ中性子法であるDDA法, NRTA法, PGA法, DGS法による核物質測定技術の研究開発を実施中である。本報では、研究開発の現状と、本事業で改良中であるダイアウェイ時間差分析法について報告する。
大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 藤 暢輔
no journal, ,
現在、核変換用MA-Pu燃料等の高線量核物質の非破壊測定法は確立されておらず、核不拡散・核セキュリティ上の課題となっている。原子力機構では、アクティブ中性子法による非破壊測定技術に関する研究開発によってこの課題に取り組んでおり、ダイアウェイ時間差分析(DDA)法の一種である高速中性子直接問いかけ(FNDI)法を用いた非破壊測定装置開発を実施している。その研究の一環として、設計、製作したダイアウェイ時間差分析システムの核燃料物質の検出下限を試験で評価した結果、Pu-239の質量として10mgまで測定可能であることが分かった。本報では、検出下限評価のためのMCNPを用いたシミュレーションとPu酸化物試料を用いた試験結果について報告する。
大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 藤 暢輔
no journal, ,
原子力機構では、核不拡散・核セキュリティ分野における核燃料物質のNDA技術の向上を目的として、4つのアクティブ中性子法を組み合わせた統合型非破壊測定装置の開発を実施している。これまでにダイアウェイ時間差分析(DDA)と即発ガンマ線分析(PGA)部の製作を完了し、現在は中性子共鳴透過分析(NRTA)部を製作している。DDAは、使用済み核燃料等の高線量核物質を測定するときに主にCmからの自発核分裂中性子の影響を受ける。これまでにバイアル瓶サイズの容器を用いてCmからの妨害中性子の影響を調べ、問題なく測定できることを報告した。試料の容量がさらに増えるとそれに伴って自発核分裂中性子の影響も大きくなり、測定が困難になると考えられる。本研究では、バイアル瓶の100倍の容量を持つMOX缶サイズの容器を測定した場合の影響について調査した。その結果、再処理の使用済燃料溶解槽溶液に含まれるCmの自発核分裂中性子の増加に伴って妨害成分は増加するが、その溶液の中性子強度(約4.2GBq)の約50倍まではDDA測定に大きな影響が無いことを確認した。本研究開発は、文部科学省「核セキュリティ強化等推進事業費補助金」事業の一部である。
