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Rodriguez, D.; 小泉 光生; Rossi, F.; 高橋 時音
Proceedings of 2022 IEEE Nuclear Science Symposium, Medical Imaging Conference and Room Temperature Semiconductor Detector Conference (2022 IEEE NSS MIC RTSD) (Internet), 3 Pages, 2022/12
Under the MEXT subsidy to improve nuclear security related activity, we present our latest analytical development of delayed gamma spectroscopic (DGS) analysis for nuclear safeguards. We show the latest results from the ISCN DGS Monte Carlo and comparisons with measured spectra. We highlight differences with other simulation codes, which highlights discrepancies in fission yields from nuclear data and our future direction to improve this for optimal safeguards measurements and reduced uncertainty. We will also summarize how the analysis will be applied with a new instrument designed for small samples for validation of the DGS technique, as well as how this can be applied to full assemblies and alternative fuel cycles.
Rodriguez, D.; 小泉 光生; Rossi, F.; 瀬谷 道夫; 高橋 時音; Bogucarska, T.*; Crochemore, J.-M.*; Pedersen, B.*; 高峰 潤
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.975 - 988, 2020/08
被引用回数：4 パーセンタイル：37.02(Nuclear Science & Technology)Present safeguards verification methods of high-radioactivity nuclear material use destructive analysis techniques since passive nondestructive techniques are incapable of determining the nuclear material content. To improve this verification process, the JAEA and EC-JRC Ispra, Italy have been collaborating to develop delayed gamma-ray spectroscopy for composition analysis of the fissile nuclides as an aspect of the MEXT subsidy for improving nuclear security and the like. Multiple experiments were performed over three years using PUNITA to interrogate U and Pu samples to determine the signature from the short-lived fission products. We observed many gamma rays useful to determine the composition of a mixed nuclear material sample. Presented here are the results of these measurements with correlations to the interrogation, mass, volume, and sample homogeneity.
岡嶋 成晃
JAERI-Conf 99-007, p.124 - 127, 1999/07
NEA/NSC/WPEC/SG6での遅発中性子データ評価活動を、簡単にレビューした。このレビューを通して、JENDL-3.3への修正作業に関する遅発中性子評価作業を提案する。
金子 義彦; 秋濃 藤義; 山根 剛
Journal of Nuclear Science and Technology, 25(9), p.673 - 681, 1988/09
被引用回数：8 パーセンタイル：64.66(Nuclear Science & Technology)半均質臨界実験装置(SHE)の積分量に関する実験値と計算値との比較に基づいた間接測定により、
Uの熱中性子核分裂に対する遅発中性子データの評価を行なった。評価に使用した積分量は、動特性パラメータ、燃料棒の反応度価値及び可燃性毒物棒の反応度価値である。実験値に対する計算値の比の、1から偏差の自乗和を最小にするという条件のもとで、実効遅発中性子分率
eff及び遅発中性子先行核の崩壊定数
の両者についてその最確値を決定した。その結果、effの最確値はkeepinの遅発中性子データセットを用いて得られる値よりもかなり大きいことがわかった。また、その最確値はENDF/B-IVよりもENDF/B-Vを用いた場合のeff値に近い。一方、の最確値とkeepinの熱中性子核分裂に対するの値との間には、実験の不確さ以上の有意な差は認められなかった。
田次 邑吉; 斎藤 慶一
Journal of Nuclear Science and Technology, 5(7), p.374 - 376, 1968/00
被引用回数：0抄録なし
