[C07-10] 核不拡散・保障措置・核セキュリティ技術

[C07] Development of the neutron resonance densitometry using a pulsed neutron source

(5) Influence of neutron pulse width and flight distance on the performance of the neutron resonance densitometry

^〇Jun Takamine¹, Hideo Harada¹, Masatoshi Kureta¹, Mitsuo Koizumi¹, Kitatani Fumito ¹, Harufumi Tsuchiya¹, Hideki Imura¹, atsushi kimura¹ (1.Japan atomic energy agency)

Keywords:14-MeV neutron, melted fuel, neutron resonance densitometry, pulsed neutron, time of flight, Monte Carlo simulation, neutron resonance transmission analysis

福島第一原子力発電所の事故で発生した溶融燃料中核物質の定量のために、中性子共鳴濃度分析法の開発を進めている。この分析法は、中性子共鳴透過分析法(NRTA) と中性子共鳴捕獲ガンマ線分析法あるいは即発ガンマ線分析法を組み合わせたものである。パルス中性子源を用いたNRTA システムのエネルギー分解能、S/N 比等の主要な性能は、主に中性子源のパルス幅及び飛行距離によって決まる。本研究では、モンテカルロシミュレーションコードを用いて、ウラン・プルトニウム同位体のNRTA を模擬した。この中で、パルス幅及び飛行距離を変させた際の、ウラン、プルトニウム同位体の定量精度に対する影響評価を行った。