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報告書

簡易非破壊測定に向けた革新的なn・$$gamma$$シンチレーション検出システムの開発(委託研究); 令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*

JAEA-Review 2025-046, 70 Pages, 2026/01

JAEA-Review-2025-046.pdf:5.46MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和5年度に採択された研究課題のうち、「簡易非破壊測定に向けた革新的なn・$$gamma$$シンチレーション検出システムの開発」の令和5年度の研究成果について取りまとめたものである。令和5年度に1Fでは、原子炉格納容器(PCV)からの燃料デブリの取り出しが予定され、さらに、将来的には段階的な取り出し規模の拡大が検討されている。本研究では、標的試料取り出し時のスクリーニングならびに連続監視に資する、革新的なシンチレーション放射線検出システムを開発する。また、1Fをはじめとした原子力施設廃止措置の炉内調査に資する遠隔測定システムを実用化する。より具体的には、(1)革新的な中性子・$$gamma$$線核種弁別シンチレータの研究(東北大学)、(2)センサーならびに信号処理システムの小型化(東京大学)、(3)多様な放射線場構築と特性評価(産業技術総合研究所)、(4)簡易非破壊測定システムの開発とホットセル内実証試験(原子力機構)の各要素技術に対し、垂直統合的に研究を展開することでPCV内や各受け入れセル内において、10Gy/hを超える環境下で$$gamma$$線、中性子線を弁別し、それぞれの線量率と核種同定を同時に行う検出器の開発に向け、令和5年度に計画した各研究項目に関する研究開発を実施した。

論文

Measurement of the response of a $$^6$$Li-glass detector to gamma rays by a coincidence method

伊藤 史哲*; Lee, J.; 弘中 浩太; 高橋 時音; 鈴木 敏*; 持丸 貴則*; 堀 順一*; 寺田 和司*; 小泉 光生

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1064, p.169465_1 - 169465_9, 2024/07

https://doi.org/10.1016/j.nima.2024.169465
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Instruments & Instrumentation)

The response of a gamma-ray spectrometer is generally determined by analyzing full-energy peaks. However, full-energy peaks cannot be measured easily in the case of scintillation detectors that consist of light elements, such as glass scintillators. Only a strong Compton plateau appears in the spectrum of such detectors. Therefore, Compton edgers were used to evaluate the response of these detectors. The response of a low-resolution $$^6$$Li-glass detector to gamma rays was measured for the first time by a coincidence method with a high-resolution LaBr$$_3$$:Ce detector using cascade gamma rays (2.75 and 1.37 MeV) from a $$^{24}$$Na source. Coincidence gates were applied at the peaks of the spectrum of the LaBr$$_3$$:Ce detector at the 0.51 MeV annihilation peak, and the sum peaks of a gamma ray and a backscattered gamma ray. By analyzing the gated spectra of the $$^6$$Li-glass detector, the energy-dependent detector response (i.e., the output strength and its dispersion) was determined.

論文

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
 被引用回数：4 パーセンタイル：47.63(Nuclear Science & Technology)

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 $$3.9times10^{3}$$ s$$^{-1}$$ 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.

論文

Development of correction method for sample density effect on PGA

前田 亮; 瀬川 麻里子; 藤 暢輔; 遠藤 駿典; 中村 詔司; 木村 敦

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 332(8), p.2995 - 2999, 2023/08

https://doi.org/10.1007/s10967-023-08961-x
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Analytical)

The accuracy of the prompt $$gamma$$-ray analysis is known to degrade for the samples containing neutron-scattering materials, such as hydrogen, depending on its content. Recently, we discovered that the density of the scattering materials also affects the accuracy. In this paper, we developed a correction method for the effect of the sample densities. The developed correction method is straightforward and applicable to samples with unknown densities. The simulation and experiments verified the performance of the correction method. The results confirmed that the correction method could reduce the uncertainty due to sample density from 47% to approximately 1%.

論文

Neutron/$$gamma$$-ray discrimination based on the property and thickness controls of scintillators using Li glass and LiCAF(Ce) in a $$gamma$$-ray field

冠城 雅晃; 島添 健次*; 寺阪 祐太; 富田 英生*; 吉橋 幸子*; 山崎 淳*; 瓜谷 章*; 高橋 浩之*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1046, p.167636_1 - 167636_8, 2023/01

https://doi.org/10.1016/j.nima.2022.167636
 被引用回数：8 パーセンタイル：74.73(Instruments & Instrumentation)

波形分別手法を実施せず、強い$$gamma$$線場において熱中性子検出器をするための無機シンチレーターの厚さと性質の制御に焦点を当てた。測定では、0.5mmならびに1.0mm厚のGS20$$^{rm{TM}}$$(Liガラス)ならびにLiCaAlF$$_6$$結晶(LiCAF:Ce)を採用し、上記のシンチレーターを結合させた光電子増倍管からのパルス信号を1Gspsのデジタル信号処理に入力し、360ns間の波形面積を積分した。$$^{60}$$Coの$$gamma$$線場において、0.5mm厚のGS20$$^{rm{TM}}$$では0.919Gy/hまで中性子検出器が可能であった。一方で、0.5mm厚のLiCAF:Ceは、0.473Gy/hまで中性子検出が可能であったが、0.709Gy/hで中性子検出器が不可能であり、中性子/$$gamma$$線分別において、GS20$$^{rm{TM}}$$は、より良いエネルギー分解能と高中性子検出効率により、LiCAF:Ceよりも優れている結果であった。

論文

Developing delayed gamma-ray spectroscopy for reprocessing plant nuclear safeguards; Fissile nuclide content analysis

Rodriguez, D. C.; Abbas, K.*; 小泉 光生; Lee, H.-J.; Nonneman, S.*; Pedersen, B.*; Rossi, F.; 高橋 時音

Proceedings of 2021 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC) (Internet), 3 Pages, 2021/10

https://doi.org/10.1109/NSS/MIC44867.2021.9875724

Under the MEXT subsidy for the promotion of nuclear security related improvement, we will describe our efforts of Delayed Gamma-ray Spectroscopy for application toward spent nuclear fuel in reprocessing plants. This talk in the set of presentations will focus on the latest and new results of the JAEA/ISCN analysis development. In particular it will describe comparisons between the JAEA/ISCN DGS Monte Carlo and other simulation packages with measured spectra collected in collaboration with the EC/JRC.

論文

Measurement of $$gamma$$ rays from $$^6$$LiF tile as an inner wall of a neutron-decay detector

古賀 淳*; 木村 敦; 奥平 琢也*; 他12名*

Journal of Instrumentation (Internet), 16(2), p.P02001_1 - P02001_13, 2021/02

https://doi.org/10.1088/1748-0221/16/02/P02001
 被引用回数：1 パーセンタイル：3.68(Instruments & Instrumentation)

A neutron lifetime measurement conducted at the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) is counting the number of electrons from neutron decays with a time projection chamber (TPC). The $$gamma$$ rays produced in the TPC cause irreducible background events. To achieve the precise measurement, the inner walls of the TPC consist of $$^6$$Li-enriched lithium-fluoride ($$^6$$LiF) tiles to suppress the amount of $$gamma$$ rays. In order to estimate the amount of $$gamma$$ rays from the $$^6$$LiF tile, prompt $$gamma$$ ray measurements were performed using germanium detectors. We reconstructed the measured $$gamma$$-ray energy spectrum using a Monte Carlo simulation. We concluded that the amount of $$gamma$$ rays produced from the $$^6$$LiF tile is not more twice the originally assumed value.

論文

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

Rodriguez, D. C.; 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

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1742812
 被引用回数：4 パーセンタイル：28.59(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

Measurements of thermal-neutron capture cross-section of cesium-135 by applying mass spectrometry

中村 詔司; 芝原 雄司*; 木村 敦; 岩本 修; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.388 - 400, 2020/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1691077
 被引用回数：3 パーセンタイル：21.70(Nuclear Science & Technology)

$$^{135}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{136}$$Cs反応の熱中性子捕獲断面積($$sigma_{0}$$)及び共鳴積分(I$$_{0}$$)を、ガンマ線及びマススペクトロメトリーにより測定した。我々は、$$^{137}$$Cs標準溶液に不純物として含まれている$$^{135}$$Csを利用した。$$^{137}$$Cs溶液中の$$^{135}$$Csを定量するために、$$^{135}$$Csと$$^{137}$$Csの同位対比をマススぺクトロメトリーにより求めた。分析した$$^{137}$$Cs試料を、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉の水圧輸送管を用いて中性子照射を行った。照射位置の中性子成分を求めるために、Co/AlとAu/Alモニタも一緒に照射した。$$sigma_{0}$$を求めるために、Gdフィルターを用いて、中性子カットオフエネルギーを0.133eVに設定した。$$^{137}$$Cs, $$^{136}$$Csとモニタの放射能をガンマ線スペクトロメトリーにより測定した。Westcottコンベンションに基づき、$$sigma_{0}$$とI$$_{0}$$を、それぞれ8.57$$pm$$0.25barn及び45.3$$pm$$3.2barnと導出した。今回得られた$$sigma_{0}$$は、過去の測定値8.3$$pm$$0.3barnと誤差の範囲で一致した。

報告書

ナノ粒子を用いた透明遮へい材の開発研究(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 九州大学*

JAEA-Review 2019-039, 104 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-039.pdf:5.57MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「ナノ粒子を用いた透明遮へい材の開発研究」について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリ取り出しや分析における作業員の被ばく低減や遠隔カメラの光学系・電子系の劣化低減を目的として、遮へい材料をナノ粒子化してエポキシ樹脂に分散・固化することにより透明な遮へい体を開発する。B$$_{4}$$CやWをナノ粒子化して中性子とガンマ線を同時に遮へいし、中性子から生じる二次ガンマ線も抑制する遮へい体を開発する。

論文

Activation measurement for thermal-neutron capture cross-section of Cesium-135

中村 詔司; 木村 敦; 岩本 修; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

KURNS Progress Report 2018, P. 106, 2019/08

https://www.rri.kyoto-u.ac.jp/PUB/report/PR/ProgRep2018/ProgRep2018.html

核変換による高レベル放射性廃棄物の大幅な低減化、資源化を目指した革新的研究開発推進プログラム(ImPACT)において、長寿命核分裂生成核種$$^{135}$$Csの中性子捕獲断面積測定研究を京都大学複合原子力科学研究所にて行った。本論文は、京大原子炉(KUR)を用いた$$^{135}$$Csの熱中性子捕獲断面積の測定について報告するものである。

論文

Model design of a compact delayed gamma-ray moderator system using $$^{252}$$Cf for safeguards verification measurements

Rodriguez, D. C.; Rossi, F.; 高橋 時音; 瀬谷 道夫; 小泉 光生

Applied Radiation and Isotopes, 148, p.114 - 125, 2019/06

https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2019.01.002
 被引用回数：6 パーセンタイル：41.13(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

Delayed gamma-ray spectroscopy is an active-NDA technique used to determine the composition of HRNM samples by peak-ratio comparison of GRs above 3-MeV from the short-lived fission products. Filtering out the passive GRs from long-lived FPs reduces the DGS signal, so thermal neutrons are used to induce more fission events from fissile nuclides. We are developing a compact system to moderate $$sim$$ 2-MeV neutrons that are easier to moderate than 14-MeV neutrons from DT generators. This work describes the ideal moderator optimization for a $$^{252}$$Cf source that results in $$25.9times10^{-4}$$ cm$$^{-2}$$ $$n_{source}^{-1}$$ passing through the sample space with $$geq$$ 70% of those below 1-eV. Practical modifications resulted in $$leq$$ 20% reductions compared to the optimized design. Evaluations of DGS signals and backgrounds conclude that only a 21-MBq $$^{252}$$Cf source is required.

論文

Measurements of thermal-neutron capture cross-section and resonance integral of neptunium-237

中村 詔司; 北谷 文人; 木村 敦; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.493 - 502, 2019/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1598304
 被引用回数：5 パーセンタイル：35.07(Nuclear Science & Technology)

放射化法により$$^{237}$$Np(n,$$gamma$$)$$^{238}$$Np反応の熱中性子捕獲断面積($$sigma_{0}$$)及び共鳴積分(I$$_{0}$$)を測定した。$$^{237}$$Npの0.489eVにある第一共鳴に注意を払い、カドミウム差法において、ガドリニウムフィルタを用いて、カットオフエネルギーを0.133eVに設定して$$sigma_{0}$$を測定した。ネプツニウム237試料を、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉にて照射した。照射位置における熱中性子束、及び熱外ウェストコット因子を決定するために、金合金線モニタ、及びコバルト合金線モニタも一緒に照射した。照射したネプツニウム237試料及びモニタ試料の生成放射能を、ガンマ線分光により測定した。ウェストコットの理論に基づき、$$sigma_{0}$$とI$$_{0}$$を、それぞれと186.9$$pm$$6.2 barn、及び1009$$pm$$90 barnと導出した。

論文

Gamma-ray spectrum from thermal neutron capture on gadolinium-157

萩原 開人*; 矢野 孝臣*; Das, P. K.*; Lorenz, S.*; 王 岩*; 作田 誠*; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 信之; 原田 秀郎; et al.

Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2019(2), p.023D01_1 - 023D01_26, 2019/02

https://doi.org/10.1093/ptep/ptz002
 被引用回数：51 パーセンタイル：88.56(Physics, Multidisciplinary)

We have measured the $$gamma$$-ray energy spectrum from the thermal neutron capture, $$^{157}Gd(n,gamma)^{158}Gd$$, on an enriched $$^{157}$$Gd target ($$Gd_2O_3$$) in the energy range from 0.11 MeV up to about 8 MeV. The target was placed inside the germanium spectrometer of the ANNRI detector at J-PARC and exposed to a neutron beam from the Japan Spallation Neutron Source (JSNS). Radioactive sources ($$^{60}$$Co, $$^{137}$$Cs, and $$^{152}$$Eu) and the reaction $$^{35}Cl(n,gamma)$$ were used to determine the spectrometer's detection efficiency for $$gamma$$ rays at energies from 0.3 to 8.5 MeV. Using a Geant4-based Monte Carlo simulation of the detector and based on our data, we have developed a model to describe the $$gamma$$-ray spectrum from the thermal $$^{157}Gd(n,gamma)^{158}Gd$$ reaction. While we include the strength information of 15 prominent peaks above 5 MeV and associated peaks below 1.6 MeV from our data directly into the model, we rely on the theoretical inputs of nuclear level density and the photon strength function of $$^{158}$$Gd to describe the continuum $$gamma$$-ray spectrum from the $$^{157}Gd(n,gamma)^{158}Gd$$ reaction. The results of the comparison between the observed $$gamma$$-ray spectra from the reaction and the model are reported in detail.

論文

遮蔽

前川 藤夫

波紋, 28(4), p.208 - 211, 2018/11

https://doi.org/10.5611/hamon.28.4_208

中性子及び付随する$$gamma$$線の遮蔽は、研究者の放射線安全及びバックグラウンド低減による良い実験データ取得の観点で重要である。本稿では、中性子遮蔽の基礎、中性子及び$$gamma$$線遮蔽の物理と適切な材料、そしてJ-PARC MLFの1-MW核破砕中性子源遮蔽の概念設計例について解説する。

論文

Delayed gamma-ray spectroscopy inverse Monte Carlo analysis method for nuclear safeguards nondestructive assay applications

Rodriguez, D. C.; Rossi, F.; 瀬谷 道夫; 小泉 光生

Proceedings of 2017 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2017) (Internet), 3 Pages, 2018/11

The JAEA and EC JRC are collaborating to improve the ability to quantify the uranium and plutonium content of highly radioactive and mixed nuclear material for nuclear safeguards verification. A separate program focuses on improving the capability to measure, analyze, and predict the delayed gamma-ray spectrum used to determine the nuclide ratios within a sample. Measurements performed at the JRC-Ispra are used to correlate the observed DGs to the composition that are then used to calibrate a DG Monte Carlo. The MC has the ability to predict expected DGs, provide a sensitivity analysis to optimize future measurements, and can be used to analyze a spectrum using an inverse MC technique. Analyzing MC with this IMC analysis provides a way to determine systematic uncertainty as well as statistical uncertainty when multiple measurements are not feasible. This work will describe the efforts to develop the DGSMC and how it will be utilized for current and future applications.

論文

複雑な組成・形状の核燃料を計量管理する中性子共鳴濃度分析法の開発; 粒子状溶融燃料中の核物質非破壊測定技術の開発

小泉 光生; 原田 秀郎; Schillebeeckx, P.*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 58(9), p.563 - 567, 2016/09

東京電力福島第一原子力発電所における冷却材喪失過酷事故により、1-3号炉では炉心溶融が起きたと考えられている。溶融燃料(デブリ)は、一定の冷却期間をおいて取り出される計画となっている。通常の原子炉では、燃料集合体を単位とした核物質計量管理を行っているが、今回のように燃料集合体が溶融した場合、取り出した核物質量を何らかの測定を行った上で計量管理することが求められる可能性がある。そうした中、粒子状溶融燃料中の核物質量を定量可能とする非破壊測定技術として中性子共鳴濃度分析法を考案し、平成24年度より3年間、文部科学省による核不拡散・核セキュリティ分野における新規技術開発課題として技術開発を進めてきた。本解説では、開発した技術を概説するとともに、国際原子力機関等の専門家が集まるワークショップで行った技術実証試験について報告する。

論文

Measurement of the $$^{77}$$Se($$gamma$$, n) cross section and uncertainty evaluation of the $$^{79}$$Se(n, $$gamma$$) cross section

北谷 文人; 原田 秀郎; 後神 進史*; 岩本 信之; 宇都宮 弘章*; 秋宗 秀俊*; 豊川 弘之*; 山田 家和勝*; 井頭 政之*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4), p.475 - 485, 2016/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2015.1056760
 被引用回数：5 パーセンタイル：36.22(Nuclear Science & Technology)

We precisely measured the ($$gamma$$, n) cross section for $$^{77}$$Se by developing a spectroscopic method utilizing Laser Compton-Scattering $$gamma$$-rays. Moreover, the $$^{79}$$Se(n, $$gamma$$) $$^{80}$$Se cross section was deduced using the statistical model calculation code CCONE with $$gamma$$-ray strength functions adjusted to reproduce the ($$gamma$$, n) cross sections for $$^{77}$$Se and the even Se isotopes $$^{76}$$Se, $$^{78}$$Se and $$^{80}$$Se. The reliability of the $$^{79}$$Se(n, $$gamma$$) $$^{80}$$Se cross section calculated by CCONE with the adjusted $$gamma$$-ray strength function was evaluated by comparing available experimental (n, $$gamma$$) cross sections for stable $$^{76, 77}$$Se isotopes and those calculated by CCONE with the adjusted $$gamma$$-ray strength function. The result provides fundamental data for the study of nuclear transmutation for the long-lived fission product of $$^{79}$$Se.

論文

Techniques of neutron resonance capture analysis and prompt $$gamma$$-ray analysis for active neutron NDA

小泉 光生; 土屋 晴文; 北谷 文人; 呉田 昌俊; 瀬谷 道夫; 原田 秀郎; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Mondelaers, W.*; Paradela, C.*; et al.

Proceedings of 37th ESARDA Annual Meeting (Internet), p.852 - 858, 2015/08

Active NDA techniques will draw out more information on the sample objects, in comparison with passive NDA techniques. Elementary particles (such as photons and neutrons) are used to induce nuclear reactions in the sample objects. The materials in the objects are deduced from the measured particles coming out of them. A new development program of active neutron NDA technologies has been started for detection/measurement of nuclear materials using a pulsed neutron source for nuclear security and nuclear non-proliferation; this project includes the basic technological development of NRTA, NRCA/PGA, neutron differential die-away (DDA) and a Delayed Gamma-ray (DG) technique. A system of active neutron NDA has been proposed. In this presentation, we review the methods and techniques on NRCA and PGA, which will be utilized for identifying materials in the objects in active neutron NDA.

論文

JAEA-ISCN development programs of advanced NDA technologies of nuclear material

瀬谷 道夫; 小林 直樹; 直井 洋介; 羽島 良一; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 中村 仁宣; 原田 秀郎

Book of Abstracts, Presentations and Papers of Symposium on International Safeguards; Linking Strategy, Implementation and People (Internet), 8 Pages, 2015/03

https://www.iaea.org/safeguards/symposium/2014/home/eproceedings/sg2014-papers/000069.pdf
https://www.iaea.org/safeguards/symposium/2014/home/eproceedings/sg2014-slides/000069.pdf

原子力機構では、2011年度より次の3つのプログラムからなる先進核物質非破壊測定技術の基礎開発を実施している。(1)レーザー・コンプトン散乱$$gamma$$線(大強度単色$$gamma$$線)を使う核共鳴蛍光NDA技術開発、(2)ZnS/B$$_{2}$$O$$_{3}$$セラミックシンチレータによる中性子検出技術開発、(3)中性子共鳴透過分析(NRTA)及び中性子共鳴捕獲分析(NRCA)による中性子濃度分析法(NRD)技術開発。これらのプログラムは2014年度に終了する予定であり、2015年2-3月に実証試験を行う予定である。

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