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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

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：0.02(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

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：29 パーセンタイル：87.55(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

LaBr$$_3$$ $$gamma$$-ray spectrometer for detecting $$^{10}$$B in debris of melted nuclear fuel

小泉 光生; 土屋 晴文; 北谷 文人; 原田 秀郎; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Mondelaers, W.*; Paradela, C.*; Schillebeeckx, P.*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 837, p.153 - 160, 2016/11

https://doi.org/10.1016/j.nima.2016.09.015
 被引用回数：1 パーセンタイル：11.47(Instruments & Instrumentation)

Neutron Resonance Densitometry (NRD) has been proposed as a non-destructive analytical method for quantifying Special Nuclear Material (SNM) in the rock- and particle-like debris that is to be removed from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. The method is based on Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) and Neutron Resonance Capture Analysis combined with Prompt Gamma Ray Analysis (NRCA/PGA). Although quantification of SNM will predominantly rely on NRTA, this will be hampered by the presence of strong neutron-absorbing matrix materials, in particular $$^{10}$$B. Results obtained with NRCA/PGA are used to improve the interpretation of NRTA data. Prompt $$gamma$$-rays originating from the $$^{10}$$B(n, $$alphagamma$$) reaction are used to assess the amount of $$^{10}$$B. The 478 keV $$gamma$$-rays from $$^{10}$$B, however, need to be measured under a high-radiation environment, especially from $$^{137}$$Cs. In order to meet this requirement, we have developed a well-shaped $$gamma$$-ray spectrometer consisting of a cylindrical and four rectangular cuboid LaBr$$_3$$ scintillators, and a fast data acquisition system.

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

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

Assessment of human body surface and internal dose estimations in criticality accidents based on experimental and computational simulations

曽野 浩樹; 大野 秋男*; 小嶋 拓治; 高橋 史明; 山根 義宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(3), p.276 - 284, 2006/03

https://doi.org/10.3327/jnst.43.276
 被引用回数：1 パーセンタイル：10.02(Nuclear Science & Technology)

臨界事故時個人線量計測法の実用化に向け、体表及び体内被ばく線量推定法の妥当性評価を、TRACY施設における臨界事故模擬実験及び計算機シミュレーションに基づき行った。模擬実験では、人体模型に装着したアラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計により、人体筋肉に対する中性子及び$$gamma$$線吸収線量を弁別して計測した。計算機シミュレーションでは、中性子,即発$$gamma$$線及び遅発$$gamma$$線による線量成分を考慮したモンテカルロ計算を行った。人体模型内線量分布の計算値と実験値との比較により、計算機シミュレーションの妥当性を検認するとともに、アラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計による個人線量計測法が十分な精度でもって被ばく線量の初期推定値を提供できることを確認した。

報告書

医療照射中ホウ素濃度の推定法の検討とその誤差評価

柴田 靖*; 山本 和喜; 松村 明*; 山本 哲哉*; 堀 直彦; 岸 敏明; 熊田 博明; 阿久津 博義*; 安田 貢*; 中井 啓*; et al.

JAERI-Research 2005-009, 41 Pages, 2005/03

JAERI-Research-2005-009.pdf:1.99MB

ホウ素中性子捕捉療法において腫瘍及び正常組織への照射線量を正確に評価するためには照射中性子束と血液中ホウ素濃度の測定が必須であるが、中性子照射中に患者からの直接の採血をすることは困難である。したがって、初回手術時に少量のホウ素化合物BSHを投与し、経時的に血液中ホウ素濃度を測定する低量投与試験を行い、照射当日の濃度予測を行った。また、低量投与試験が行えない場合、照射当日のホウ素濃度測定のみで照射中のホウ素濃度が精度よく予測できる方法についても、Two compartment Modelを用いた方法を検討した。BSH末梢静脈内点滴投与後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていれば、照射中の予測値と実測値の誤差は6%程度であった。投与後6または9時間後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていない場合は、比率補正することにより誤差を12%程度に抑えることができた。また、Two compartment Modelを用いた予測方法では、最適な評価値に対して$$pm$$4.9%(標準偏差)の予測誤差で推定可能であった。これらの方法により、照射中の血液中ホウ素濃度は合理的に正確に予測可能であり、安全で効果的な治療を行うことができる。

論文

多重即発$$gamma$$線分析法の開発

大島 真澄; 藤 暢輔

波紋, 15(1), p.86 - 89, 2005/01

https://doi.org/10.5611/hamon.15.86

連携重点研究をベースとして、新たな多重即発$$gamma$$線分析を可能にするビームラインを原研研究炉JRR-3のガイドホールに建設した。その詳細と期待される性能について紹介する。この装置は核データ,核構造研究にも使用することができる。

論文

${it k}$$$_{0}$$-中性子即発$$gamma$$線分析による土壌及び底質標準物質の多元素定量

松江 秀明; 米澤 仲四郎

分析化学, 53(7), p.749 - 751, 2004/07

https://doi.org/10.2116/bunsekikagaku.53.749
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Chemistry, Analytical)

${it k}$$$_{0}$$法に基づく中性子即発$$gamma$$線分析法(${it k}$$$_{0}$$-PGA)により、日本分析化学会が調製した金属添加褐色土標準物質(JASC401),森林土壌標準物質(JASC411)及び独立行政法人産業技術総合研究所計量標準総合センター(NMIJ/AIST)が調製した海底質標準物質(NMIJ CRM 7302-a)及び湖底質標準物質(NMIJ CRM 7303-a)の多元素定量を行った。${it k}$$$_{0}$$-PGAでは、元素の相対濃度が求められるが、絶対濃度は直接求められない。このため、標準添加法によりTiの定量を行い、これをもとに、${it k}$$$_{0}$$-PGAによりそのほかの元素の絶対濃度を求めた。その結果、試料に応じて、11$$sim$$15元素を定量することができ、分析値は、認証値あるいは参考値とほぼ10%以内で一致した。

報告書

JRR-3将来計画作業部会審議報告書

中性子ビーム利用専門部会; 将来計画作業部会

JAERI-Review 2003-037, 88 Pages, 2004/02

JAERI-Review-2003-037.pdf:6.98MB

改造3号炉(JRR-3)が1990年3月に臨界に達し、1991年6月に共同利用が開始されて以来、早10余年を経た。この間、JRR-3の中性子ビーム利用研究分野では、中性子散乱実験設備の高度化とその装置数の増加が大幅な利用者・利用研究分野の拡大をもたらし、一躍JRR-3を世界のベスト4に入る研究炉と世界的に位置づけられるまでになった。即発$$gamma$$線分析や中性子ラジオグラフィの分野でも独創的な研究が進み世界的に高い評価を受けている。しかしながら、研究炉においてはその研究競争力を維持するために不断の改造と設備の高度化が必要である。また、日本原子力研究所においては、高エネルギー加速器研究機構との共同推進プロジェクトとして、パルス中性子源を含む大強度陽子加速器計画(J-PARC)が進行している。このような状況を受けて平成13年度に中性子ビーム利用専門部会の下に、JRR-3のあり方を今後約10年間のタイムスパンのもとに考える「将来計画作業部会」が組織され2年にわたってJRR-3の将来像を議論してきた。本報告書は、JRR-3が今後果たすべき将来計画に関する事項を取り纏め、これに基づくより一層の高度化の実現と、世界をリードする研究成果の発信地としてあり続けることを切望しつつ、提言するものである。

論文

The Prediction of Boron concentrations in blood for patients of boron neutron capture therapy, 2

柴田 靖*; 松村 明*; 山本 哲哉*; 阿久津 博義*; 安田 貢*; 中井 啓*; 能勢 忠男*; 山本 和喜; 熊田 博明; 堀 直彦; et al.

Research and Development in Neutron Capture Therapy, p.1055 - 1060, 2002/09

腫瘍摘出する初期開頭手術時に患者にホウ素薬剤(BSH)を少量投与し、得られた生物学的薬剤分布データを用いて、医療照射当日の血液ホウ素濃度の予測について予備調査を行った。悪性グリア腫瘍の患者9名は1995から2001年の間に日本原子力研究所においてホウ素中性子補足療法を受けた者である。その内7名については、腫瘍摘出の前にBSH1gを注入し、即発$$gamma$$線分析装置(PGA)を用いてホウ素濃度の測定を行った。BNCT照射12時間前にBSHを100mg/kgの投与量を患者に注入し、ホウ素濃度を再び決定した。その結果、ホウ素の生物学的薬剤分布データは2相指数曲線の薬物動態分布を示した。もし、注入後から6時間又は9時間の医療照射直前のホウ素濃度が予測値に対して95%予測信頼区間にあれば、2相指数曲線フィットからの直接予測は照射時間内の血液ホウ素濃度の誤差を6%程度に抑えることができる。

報告書

JRR-4即発$$gamma$$線分析装置によるBNCT用血液サンプルのホウ素濃度測定

山本 和喜; 岸 敏明; 堀 直彦; 熊田 博明; 鳥居 義也; 堀口 洋二

JAERI-Tech 2001-016, 34 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-016.pdf:1.56MB

BNCTにおいて、効果的な線量を与えるためには、患部内のホウ素濃度を正確かつ迅速に測定することが必要とされている。即発$$gamma$$線分布装置は$$^{10}$$B濃度測定に対し、高感度、前処理不要などの利点があり、本報告は、JRR-4に新設された即発$$gamma$$線分析装置を用いたホウ素濃度の測定方法について報告する。ボロンのピークは一般に見られるガウス分布の形をとらない。これは$$^{10}$$B(n,$$alpha$$)反応で生成された$$^{7}$$Li核が高速運動中に$$gamma$$線を放出するため、ドップラー効果により真の$$gamma$$線エネルギーよりずれた波長を伴う。このドップラーピークの関係形態を明らかにするとともに、スペクトルデータより非線型最小二乗法を用いてフィッティングするプログラムの開発を行った。本方法で検証された検量線を用いて実際のBNCTが行われた。

報告書

研究炉利用における研究成果集; 平成11年度

豊田 政幸*

JAERI-Review 2001-004, 494 Pages, 2001/03

JAERI-Review-2001-004.pdf:31.77MB

平成11年度における研究炉での実験利用,照射利用を行った利用者(原研外を含む)からの成果の提出を受け、これを取りまとめたものである。

論文

Efficiency calibration of a Ge detector in the 0.1-11.0MeV region

Raman, S.*; 米澤 仲四郎; 松江 秀明; 飯村 秀紀; 篠原 伸夫

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 454(2-3), p.389 - 402, 2000/11

https://doi.org/10.1016/S0168-9002(00)00493-9
 被引用回数：43 パーセンタイル：91.5(Instruments & Instrumentation)

原研JRR-3Mの熱中性子ビームラインに設置された即発$$gamma$$線分析装置の大容量Ge検出器の0.1$$sim$$11.0MeV領域の検出効率曲線を測定した。$$gamma$$線検出効率は、2754keV以下の低エネルギー領域では放射性核種$$^{22}$$Na,$$^{54}$$Mn,$$^{60}$$Co,$$^{88}$$Y,$$^{133}$$Ba,$$^{137}$$Cs,$$^{152}$$Eu,$$^{207}$$Bi,$$^{241}$$Am,$$^{226}$$Ra,$$^{228}$$Thの$$gamma$$線源を使用し、2754keV以上の高エネルギー領域では$$^{12}$$C(n, $$gamma$$)と$$^{14}$$N(n, $$gamma$$)反応による即発$$gamma$$線を使用した。本Ge検出器により高エネルギー$$gamma$$線を放出する$$^{56}$$Co(T$$_{1/2}$$=77d),$$^{66}$$Ga(T$$_{1/2}$$=9.5h)及び塩素の中性子捕獲$$gamma$$線$$^{35}$$Cl(n, $$gamma$$)を測定し、各$$gamma$$線の正確な放出率を求めた。本研究により、これらの$$gamma$$線源はGe検出器の効率測定のための2次標準として使用することができるようになった。

論文

Usefullness of prompt $$gamma$$-ray analysis with guided neutron beams comparing to NAA

米澤 仲四郎; 松江 秀明

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 244(2), p.373 - 378, 2000/05

https://doi.org/10.1023/A:1006739710086
 被引用回数：12 パーセンタイル：62.5(Chemistry, Analytical)

中性子即発$$gamma$$線分析法(PGA)はこれまで良好な中性子源が得られないことから分析感度が低く、その利用は限られていたが、低エネルギー中性子ガイドビームを使用することにより分析感度が改善されることが明らかになった。このことから、原研ではJRR-3Mの冷又は熱中性子ビームポートに高感度及び低$$gamma$$線バックグラウンドの即発$$gamma$$線分析装置を設置し、元素定量法及び各種分野への応用研究を行ってきた。PGAは同様に中性子核反応を使用する放射化分析と比べ、(1)H,B,S,P,Si等の軽元素の分析が可能、(2)有害元素のCdとHgの分析が可能,(3)非破壊多元素定量,(4)試料の誘導放射能が無視できるほど少ない、などの特長を持つ。このような特長を使用した、B及び多元素定量による各種分野への応用研究を紹介する。

報告書

研究炉利用における研究成果集; 平成10年度

豊田 政幸*; 小山 芳己

JAERI-Review 2000-004, p.398 - 0, 2000/03

JAERI-Review-2000-004.pdf:19.39MB

平成10年度における研究炉での実験利用、照射利用を行った利用者(原研外を含む)からの成果の提出を受け、これをとりまとめたものである。

報告書

研究炉利用における研究成果集; 平成9年度

豊田 政幸*; 小山 芳己

JAERI-Review 99-007, 528 Pages, 1999/03

JAERI-Review-99-007.pdf:29.12MB

平成9年度における研究炉での実験利用、照射利用を行った利用者(原研外を含む)からの成果の提出を受け、これを取りまとめたものである。

論文

Prompt gamma-ray analysis using cold and thermal guided neutron beams at JAERI

米澤 仲四郎; 松江 秀明; 間柄 正明; 星 三千男; 澤幡 浩之*; 伊藤 泰男*

Proc. of 9th Int. Symp. on Capture Gamma-ray Spectroscopy and Related Topics, 0, p.705 - 712, 1997/00

JRR-3Mの冷及び熱中性子ガイドビームを使用した恒久的な即発ガンマ線分析装置を製作した。装置は、即発$$gamma$$線分析(PGA)で重要な低$$gamma$$線バックグラウンドになるように設計されており、このため1)中性子のしゃへい材としてフッ化リチウムタイルの使用、2)He雰囲気中での照射・測定、3)Ge-13GD検出器によるコンプトンバックグラウンドの低減化等の対策がとられている。$$gamma$$線スペクトロメーターは、コンプトンサプレッション、ペアー及びシングルの3モードスペクトルを同時に測定することができる。本装置は、低$$gamma$$線バックグラウンド化により、従来の装置より分析感度及び検出限界が勝れていることが明らかにされた。本装置によりホウ素及び多元素定量法の検討を行い、各種環境試料分析に適用した。さらに、本装置による同位体分析、考古学、地質、農業、材料科学、医学等の各種分野試料の分析に関する研究も紹介する。

論文

Prompt-gamma activation analysis with guided neutron beams

R.M.Lindstrom*; 米澤 仲四郎

Prompt Gamma Neutron Activation Analysis, 0, p.93 - 100, 1995/00

これまでの即発ガンマ線放射化分析法(PGAA)は分析感度が低いという欠点があったが、ビーム質の優れた冷及び熱中性子ガイドビームを中性子源とすることにより、$$gamma$$線バックグラウンドが減少し、検出効率を大きくとる事ができる事から、分析感度が大巾に改善される。ガイドビームの有効性について記述するとともに、冷中性子源、及び中性子導管について各種方式の紹介を行った。ガイドビームを用いるPGAAの正確さについて試料による散乱及び温度の影響等について考察を行い、K$$_{o}$$法を用いた内標準法についての記述を行った。これまでに報告されたガイドビームを用いたPGAAの実験装置について、米国NIST,JAERI等の8つの装置の紹介を行い、分析感度の比較を行った。最後に中性子ビームのフォーカシング及びそれを用いたPGAAの将来性についても記述を行った。

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