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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

Phoswich detectors for simultaneous counting of $$alpha$$-,$$beta$$($$gamma$$)-rays and neutrons

臼田 重和; 桜井 聡; 安田 健一郎*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 388(1-2), p.193 - 198, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0168-9002(97)00327-6
 被引用回数：39 パーセンタイル：91.51(Instruments & Instrumentation)

波形弁別手法を用いて、$$alpha$$、$$beta$$($$gamma$$)線及び中性子同時計測のためのホスウィッチ検出器を開発した。この検出器は、$$alpha$$線計測のためのZnS(Ag)、$$beta$$($$gamma$$)線及び速中性子計測のためのアントラセン及び熱中性子計測のための$$^{6}$$Li-ガラスシンチレータの組合わせ、即ち、$$alpha$$、$$beta$$($$gamma$$)線及び速中性子同時計測用のZnS(Ag)/アントラセン並びに$$alpha$$、$$beta$$($$gamma$$)線、速中性子及び熱中性子同時計測用のZnS(Ag)/アントラセン/$$^{6}$$Li-ガラス ホスウィッチである。それぞれの放射線に対して満足できる波形弁別特性が得られている。

報告書

高検出効率・高空間分解能中性子検出器の開発と炉物理実験への応用

東條 隆夫

JAERI-M 8426, 75 Pages, 1979/09

JAERI-M-8426.pdf:2.65MB

中性子増倍体系内の熱中性子検出を目的として、ZnS(Ag)、$$^{6}$$LiFおよびポリエチレンからなるシンチレーターを製作し、その特性を明らかにした。このシンチレーターと長い光導体から成る検出器を開発し、U-H$$_{2}$$O臨界未満実験装置を用いた次の炉物理実験に応用した。(1)カドミウム比の測定、(2)無限増倍係数の測定、(3)材料バックリングの測定、(4)パルス中性子法による即発中性子寿命の測定。これらの実験を通して、体系内の中性子を高検出効率、高空間分解能および$$gamma$$線不感の検出器特性によって効果的に測定できることが明らかになり、炉物理量の空間依存性等を明確にすることができた。一方、放射化検出器の放射能強度をGM計数装置で測定する際に、問題となる計数損失補正を正確に行うため、新しい測定法の導入により分解時間の計数率依存性を明らかにした。また、偶然の同時計数に注目して、計数損失補正を自動的に行える測定原理を創出し、これによって従来補正を正確に行えなかった計数率領域においてもGM計数装置の使用を可能にした。

論文

Preparation of thermal neutron scintillators based on a mixture of ZnS(Ag),$$^{6}$$LiF and polyethyrene

東條 隆夫; 中島 雅

Nuclear Instruments and Methods, 53(1), p.163 - 166, 1967/00

抄録なし

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