2024 Annual Meeting

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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)

4:20 PM - 4:35 PM

[2L16] Improvement of fuel debris criticality analysis technology using non-contact measurement method

(5) Performance evaluation for a fuel debris criticality characterization system using active neutron method

*Seiya Manabe1, Jun Nishiyama2, Hideki Harano1, Toru Obara3 (1. AIST, 2. TCU, 3. Tokyo Tech)

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

燃料デブリの取出し作業を安全かつ効率的に進めるためには、取出し後のデブリの臨界特性が重要となり、ウランやプルトニウムなどの核分裂生成物質の量や含有水素量を定量的かつ迅速に測定・評価する必要がある。発表者らは、非接触のアクティブ中性子法を用いて誘導核分裂中性子や含有水素による熱化中性子を測定することにより、臨界安全上の特性を評価できる測定システムの開発を目指している。中性子検出に用いるHe-3比例計数管の応答を産総研標準中性子場において決定し、測定システムを構築した。燃料デブリを模擬したサンプル(SUS、ジルコニア、水等を組み合わせて作製)に対して、アクティブ中性子源としてAm-Be線源を利用した含有水素量推定試験及びCf線源を利用した誘導核分裂中性子測定試験を実施し、測定システムの性能評価を行った。

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