GEANT4 simulation study of a $$gamma$$-ray detector for neutron resonance densitometry
GEANT4による中性子共鳴濃度分析法の$$gamma$$線検出器の検証
土屋 晴文; 原田 秀郎 ; 小泉 光生; 北谷 文人; 高峰 潤; 呉田 昌俊; 飯村 秀紀
Tsuchiya, Harufumi; Harada, Hideo; Koizumi, Mitsuo; Kitatani, Fumito; Takamine, Jun; Kureta, Masatoshi; Iimura, Hideki
東日本大震災により溶融したとされる福島第一原子力発電書所の核燃料物質を計量管理するために、非破壊で溶融燃料を測るシステムを提唱している。このシステムは、中性子共鳴透過分析法と中性子共鳴捕獲$$gamma$$線法を合わせたものである。これは、溶融燃料に含まれる核物質以外の不純物、たとえば、水素,ホウ素,ジルコニウム,鉄などを中性子共鳴捕獲$$gamma$$線法同定し、その量を推定するためである。その情報をもとに、中性子共鳴透過分析法で精度よく核物質の量を評価できる。中性子共鳴捕獲$$gamma$$線法で使う$$gamma$$線検出器は、円筒形のLaBr$$_{3}$$シンチレータと井戸型のLaBr$$_{3}$$シンチレータで構成される。井戸型のシンチレータをバックキャッチャーとして利用することで、$$^{137}$$Csのコンプトン端を抑えることができる。実際、GEANT4シミュレーションの結果によれば、井戸型検出器を用いることでホウ素に由来する$$gamma$$線(478keV)のバックグラウンドのカウントが、0.15倍になることがわかった。本講演では、GEANT4を用いて$$gamma$$線検出器の性能評価を行った結果を発表する。さらに、ENDF-VII.0とJENDL-4.0の評価データを用いることで結果がどれほど変わるのかも議論する。
We have proposed a system to quantify nuclear materials in melted fuels in the reactors of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. The system utilizes non destructive techniques combining neutron resonance transmission analysis (NRTA) and neutron resonance capture analysis (NRCA). This is because the melted fuels are though to involve not only nuclear materials but also impurities such as ${it e.g.}$ Hydrogen, Boron, Zirconium, and Iron. Using the combined system, we would be able to identify those non-nuclear materials by NRCA and accurately measure nuclear materials by NRTA. A $$gamma$$-ray detector for NRCA consists of a cylindrical LaBr$$_{3}$$ scintillation counter and a well-type LaBr$$_{3}$$ one. The well-type counter is served as a back-catcher detector and individual signals recorded in the two counters are summed to aim at reducing the Compton edge originating from $$^{137}$$Cs that generate intense background for the NRCA measurement. According to GEANT4 simulation, It can be seen that the Compton edge is suppressed by the well-type counter. For example, thanks to the well-type counter, a count at an energy of $$^{10}$$B-derived $$gamma$$-rays (478 keV) is reduced by $$sim$$0.15. In this presentation, we show performance of the $$gamma$$-ray detector using GEANT4 simulation. In addition, comparing results based on evaluated cross sections of ENDF-VII.0 with those based on JENDL-4.0, we discuss differences in performance expected for the $$gamma$$-ray detector.
使用言語 : English
掲載資料名 : JAEA-Conf 2013-002
:
:
ページ数 : p.119 - 124
発行年月 : 2013/10
出版社名 :
発表会議名 : 2012年度核データ研究会
開催年月 : 2012/11
開催都市 : 熊取
開催国 : 日本
特許データ :
PDF :
論文URL :
キーワード : 福島第一原子力発電所事故; Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Accident
使用施設 :
広報プレスリリース :
論文解説記事
(成果普及情報誌)
:
受委託・共同研究相手機関 :
 
登録番号 : BB20122364
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 13672
Accesses  (From Jun. 2, 2014)
- Accesses
Altmetrics
Add This