代替He技術のフィールド試験及び評価; HLNB検出器の開発

谷川 聖史; 向 泰宣; 中村 仁宣; 栗田 勉; Henzlova, D.*; Menlove, H. O.*

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2017/02

ロスアラモス国立研究所は、Heガスの世界的な供給不足の課題を受け、その代替中性子検出器として平行平板状のホウ素(B-10)を用いた中性子検出器の開発を進めてきた。この検出器を用いた測定装置であるHLNB(高レベル中性子同時計数カウンター(ボロン))を使用し、実フィールドでの測定試験をプルトニウム転換技術開発施設にて実施した。保障措置分野で代表的なPuの定量測定装置であるHLNCC-II(高レベル中性子同時計数カウンター)の代替装置としてプルトニウムの定量測定ができることを示すため、実際のMOX粉末を用いた測定試験及びHLNCC-IIとの比較測定を実施した。測定試験では検出器の基本性能評価の他、測定の不確かさ評価等を実施した。その結果、保障措置用機器としての適用可能性を確認することができた。

第2回JNC原子力平和利用国際フォーラム 資料集

持地 敏郎; 花井 祐

JNC TN1450 2000-001, 122 Pages, 2000/03

JNC-TN1450-2000-001.pdf:6.39MB

特別講演 21世紀に向けての原子力平和利用の進め方 遠藤哲也(原子力委員) セッションI 新しい保障措置とサイクル機構の役割 岩永 雅之(日本) サイクル機構の保障措置技術開発 高橋 三郎(日本) 新しい保障措置への大洗工学センターでの試行 橋本 裕(日本) 新しい保障措置システムの考え方 坪井 裕(日本) セッションII FBRサイクル研究開発の計画 野田 宏(日本) 新型炉の開発について 佐賀山 豊(日本) 核燃料サイクル技術の開発について 小島 久雄(日本) マルチコンポーネント自己-貫性原子力エネルギーシステム:核拡散抵抗性について アナートリ・シュメレフ(露国) 核拡散抵抗性を考慮した新型炉と他の原子力技術の開発概念 ユーン・チャン(米国) セッションIII ロシアの余剰核兵器解体Pu処分問題に関するサイクル機構の取り組みについて 大和 愛司(日本) ロシアの余剰核兵器解体プルトニウム処分問題に対する米国の支援プログラムローラ・ホルゲート(米国)

パッシブ・ガンマ・アセイ

五藤 博; 八木 秀之

核物質管理センターニュース, 4(4), p.4 - 5, 1975/04

保障措置測定技術のなかのパッシブ・ガンマ・アセイについて、技術開発の現状を解説した。

福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性研究,2; パッシブ中性子法(中間報告)

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆

no journal, , 

本報告は、福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性評価の一環として実施したパッシブ中性子法の適用性評価結果を示すものである。本手法は、Differential Die-away Self-Interrogation法により中性子増倍及び吸収効果を評価するとともに、これを用い補正した中性子同時計数値によりCm-244実効質量を定量し、線計測または計算コードより得られる組成情報から核燃料物質を定量するものである。シミュレーションによる適用性評価の結果、一般的に中性子計測による測定が困難とされているB-10を多く含む燃料デブリについても、本手法は適用可能であることを確認した。また、キャニスタ内の水分量の変動が主要な誤差要因となるため、湿式貯蔵、乾式貯蔵等の大まかな水分量毎への分類が必要となることを確認した。

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, 2; Numerical simulations for passive neutron technique

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆

no journal, , 

This report describes evaluation results of the passive neutron technique (PN) which is conducted as a part of the characterization study of candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. The PN consists of Differential Die-away Self-Interrogation (DDSI) and neutron coincidence counting. The DDSI evaluates the neutron multiplication and absorption effect and corrected coincidence count rate determines Cm-244 effective mass. Nuclear material in a canister is quantified by using isotopic data obtained from -ray measurement and/or burn up code. The uncertainty derived from the variation of composition of fuel debris and from the variation of position of fuel debris in the canister were evaluated. For both evaluations, wet storage models have larger uncertainties than dry storage models. That comes from the presence of water in the canister. Neutron moderation by water leads to increase neutron multiplication and absorption effect and to vary neutron detection efficiency. These results indicate that the presence of water and variation of water content in canister should be carefully managed to apply the passive neutron technique.