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論文

Development and testing of a delayed gamma-ray spectroscopy instrument utilizing Cf-252 neutrons evaluated for nuclear safeguards applications

Rodriguez, D.; Abbas, K.*; 小泉 光生; Nonneman, S.*; Rossi, F.; 高橋 時音

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1014, p.165685_1 - 165685_10, 2021/10

Under the MEXT subsidy on research for improving nuclear security related development, we designed the Delayed Gamma-ray Californium Test (DGCT) instrument. From He-3 count-rate experiments performed in collaboration with the European Commission Joint Research Centre, we show the effective neutron flux entering the sample space. Further, we show delayed gamma-ray spectra of both U and Pu samples as well as a comparison to the background from Cf activation of the environment. Finally, we make comparisons to earlier spectra obtained using PUNITA, including relative fission capability, spectral signature, and mass correlations.

論文

Utilizing PUNITA experiments to evaluate fundamental delayed gamma-ray spectroscopy interrogation requirements for nuclear safeguards

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:3 パーセンタイル:62.87(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.

論文

Delayed gamma-ray analysis for characterization of fissile nuclear materials

小泉 光生; Rossi, F.; Rodriguez, D.; 高峰 潤; 瀬谷 道夫; Bogucarska, T.*; Crochemore, J.-M.*; Varasano, G.*; Abbas, K.*; Pedersen, B.*; et al.

EUR-28795-EN (Internet), p.868 - 872, 2017/00

Under the collaboration between the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and European Commissions' Joint Research Center (EC-JRC), development of four active neutron-interrogation non-destructive assay methods for nuclear non-proliferation and safeguards are in progress. The techniques are differential die-away analysis, delayed gamma-ray analysis (DGA), neutron resonance transmission analysis, and prompt gamma-ray analysis. Information obtained by each method is used complementarily to characterize a sample. DGA utilizes moderated pulsed neutrons from a D-T neutron generator to induce fission reaction of nuclear materials. Delayed gamma rays from the fission products (FP) are measured to determine the ratios of fissile nuclides (e.g. $$^{235}$$U, and $$^{239,241}$$Pu) in the sample. Experimental studies of the DGA method are in progress with the Pulsed Neutron Interrogation Test Assembly (PUNITA) in EC-JRC Ispra. Here we present an overview of the study plan of these DGA experiments along with the latest results. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.

論文

Dose evaluation in criticality accident conditions using transient critical facilities fueled with a fissile solution

中村 剛実*; 外池 幸太郎; 三好 慶典

Radiation Protection Dosimetry, 110(1-4), p.483 - 486, 2004/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:17.98(Environmental Sciences)

TLDを用いた線量測定・評価手法の研究を原研の過渡臨界実験装置TRACYを用いて行った。TLDによる周辺線量当量の測定結果は、解析によって得られる変換係数を用いて、組織吸収線量に換算することができる。この手法を用いて、フランスIRSNの過渡臨界実験装置SILENEでOECD/NEAとIRSNの共催で実施された臨界事故時線量評価国際比較試験(2002年6月10日$$sim$$21日)において、中性子線量と$$gamma$$線量の測定を行った。本報告ではこれらの測定結果を示す。

論文

Deuterium effect on the subcritical limit for fissile-to-hydrogen ratio

奥野 浩; 秋山 秀夫*; 望月 弘樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(1), p.57 - 60, 2003/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.39(Nuclear Science & Technology)

国際原子力機関(IAEA)の現行の放射性物質安全輸送規則を厳密に適用すると、低レベル廃棄物(LLW)ドラムが核分裂性物質として輸送することが要求される。この問題は、LLWドラム中のコンクリートの水分が重水素(D)を含み、その量が核分裂性物質質量の0.1%を超え、従ってLLW運搬物が核分裂性物質を含む輸送物に関する除外規定要求を満たさないことの帰結である。軽水素($$^{1}$$H)とDの中性子吸収断面積の相違に関する検討から、水素減速体系において天然水中のDの存在による中性子増倍率の相対的な増加が0.015%以下であることを示す。$$^{235}$$U/H質量比5%の$$^{235}$$U金属と水の混合物において、無限中性子増倍率がD/H原子個数比に比例して増加し、D/H原子個数比0.015%に対して無限中性子増倍率の相対的な増加割合が0.03%未満であることを数値計算により確認する。除外規定にある核分裂性核種と水素の制限質量比5%が、天然水にDを含む水素減速体系にも適用可能であることを結論付ける。

論文

Modified quasi-steady-state method to evaluate the mean power profiles of nuclear excursions in fissile solution

中島 健; 山本 俊弘; 三好 慶典

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1162 - 1168, 2002/11

 被引用回数:6 パーセンタイル:41.16(Nuclear Science & Technology)

核分裂性溶液の核暴走時の平均出力変化を評価するための改良準定常法を開発した。改良前の手法では、反応度の計算に1群理論に基づく臨界方程式を使用している。しかし、1群近似では計算精度が悪く、また、臨界方程式で使用される形状バックリングは複雑な体系に適用できない。そこで、筆者らは、この手法を改良し反応度フィードバック係数を使用する手法とした。改良した手法は、フィードバック係数を算出するために別の計算を行う必要があるが、この手法は複雑な体系に適用可能であり、また、1群近似よりも精度の良い結果が得られる。さらに、沸騰出力を計算する新たな手法を、超臨界実験装置SILENEの実験データを用いて開発した。新たな手法を検証するために、CRAC及びTRACYを用いた超臨界実験の解析を実施した。結果は実験と良い一致を示した。

論文

A Note on the diven factor in fast systems

岡嶋 成晃; 山根 義宏*; 竹本 吉成*; 桜井 健

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(8), p.720 - 723, 2000/08

Diven因子の入射中性子エネルギー依存性を調べた結果、高速炉系におけるDiven因子の適用には、入射中性子エネルギーを考慮する必要があることがわかった。また、高速炉系のように、複数の核種が核分裂に寄与するような体系のDiven因子の式を導出した。

報告書

溶液燃料体系の動特性解析コードAGNESの開発,その1; 圧力モデルによる放射線分解ガスボイドの計算

中島 健; 大西 信秋

JAERI-M 85-212, 56 Pages, 1986/01

JAERI-M-85-212.pdf:1.22MB

溶液燃料体系の動特性コードAGNES(Accidentally Generated Nuclear Excursion Simulation code)を開発した。本コードでは反応度フィードバックとして放射線分解ガスポイドの効果を考膚している。本報では放射緑分解ガスポイドモデルの概要とAGNESコードの概要および使用法について述べた。また、溶液燃料を用いた原子炉の過渡実験のベンチマーク計算により、本コードの計算結果が実験結果と良く一致することを示した。

報告書

Single-fluid-Type Accelerator Molten-Salt Breeder(AMSB)

古川 和男; 塚田 甲子男*

JAERI-M 83-050, 43 Pages, 1983/03

JAERI-M-83-050.pdf:1.05MB

溶融塩ターゲットとブランケツトを加速器増殖炉に利用することが検討された。この塩の中にはThF$$_{4}$$,UF$$_{4}$$が高い濃度で含まれる。この方式の利点は、ターゲットの製作、設計、照射損傷、熱除去、安全性、経済性に関連する。LiF-BeF$$_{2}$$-ThF$$_{4}$$,LiF-NaF-ThF$$_{4}$$,LiF-BeF$$_{2}$$-UF$$_{4}$$などをターゲット・ブランケット兼用で使うならば、予期以上の中性子発生効率がえられることが、ニュトロニックスから示された。この加速器溶融塩増殖炉(AMSB)の概要、特性、炉化学問題点が紹介された。また、エネルギー戦略上の位置付け、特にトリウムサイクル実現化における貢献などか諭じられた。

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