2024 Annual Meeting

Presentation information

Oral presentation

III. Fission Energy Engineering » 301-1 Reactor Physics, Utilization of Nuclear Data, Criticality Safety

[2L15-17] Criticality Analysis 1

Wed. Mar 27, 2024 4:05 PM - 4:55 PM Room L (21Bildg.4F 21-423)

Chair:Shouhei Araki(JAEA)

4:05 PM - 4:20 PM

[2L15] Improvement of fuel debris criticality analysis technology using non-contact measurement method

(4) Evaluation of the fuel debris criticality characteristics by using the measurement system with the active neutron method

*Jun Nishiyama1, Seiya Manabe2, Hideki Harano2, Toru Obara3 (1. TCU, 2. AIST, 3. Tokyo Tech)

Keywords:Fuel debris, Criticality safety, Decommissioning, Active neutron method, Neutron measurement

燃料デブリ取出し作業を安全かつ効率的に行うためには、事前情報が限られる取出し直後の燃料デブリについて、1次スクリーニングにより臨界安全上のリスクを迅速に測定・評価することで燃料デブリの仕分けと核分裂性物質の計量を行う必要がある。本研究では、非接触のアクティブ中性子法による誘導核分裂中性子と含有水素による熱化中性子を同時に測定することにより核分裂性ウラン、プルトニウム、含有水素量を定量化し、燃料デブリの臨界安全上の特性を評価することができる測定システムを開発する。測定システムは241AmBe外部中性子源、2種類の3He比例計数管、減速材、遮蔽材で構成される。モンテカルロ中性子輸送計算の結果に重回帰分析を適用し、検出器の計数率から目的量を推定する方法を確立した。

Abstract password authentication.
Password is required to view the abstract. Please enter a password to authenticate.

Password