[2C09-13] 事故炉の廃止措置技術2

[2C11] 可搬型X線・中性子源による福島燃料デブリその場U/Pu濃度評価

*上坂 充¹、Jian Yang²、芝 知宙³ (1. 東京大学工学系研究科原子力専攻、2. 東京大学工学系研究科原子力国際専攻、3. 日本原子力研究開発機構)

キーワード：可搬型電子ライナックX線・中性子源、福島燃料デブリ、その場U/Pu検出、臨界安全管理

可搬型950keV/3.95MeVX線源によるCTによるX線減弱係数から原子番号推定の誤差の要因を評価する。その上で、JAEA作成の、MCCI、Zr、Fe等を含んだコールド模擬燃料デブリに、U/Puの模擬のPbをつけて、2色X線CTを行い、その４グループの成分の識別を行う。および一方、3.95MeV中性子源による短距離TOF中性子共鳴吸収U/Pu分析につき、ボロン試料も追加し、中性子スペクトルの変化を評価する。実際の燃料デブリ取り出しを想定して、高線量率の格納容器内で、ロボットによって燃料デブリを充填した200mm^fx200mm収納缶を、ベルトコンベア等により並進X線CTを高速で行い、得られたX線減弱係数分布から燃料デブリのU/Pu濃度をその場で判定することを実験で試みる。それをもとに、臨界安全管理し、燃料デブリの大きさとU/Pu濃度に応じた、安全収缶を行うシナリオである。また、それらの情報から、炉内の元素分布をクリギングと呼ばれる統計手法を用いて求めていく。