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論文

Demonstration of $$gamma$$-ray pipe-monitoring capabilities for real-time process monitoring safeguards applications in reprocessing facilities

Rodriguez, D.; 谷川 聖史; 西村 和明; 向 泰宣; 中村 仁宣; 栗田 勉; 高峰 潤; 鈴木 敏*; 関根 恵; Rossi, F.; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(7), p.792 - 804, 2018/07

再処理施設の核物質に対しては、ランダムサンプル検認と、追加的な重要タンク内溶液の体積、質量のみの連続監視システムによる"知識の連続性"保持により、保障措置が掛けられている。核物質溶液がタンク及び工程装置を結ぶ配管を流れる際に、特徴的な$$gamma$$を測定し、核物質を実時間で検認することで、工程監視を改善できる可能性がある。われわれは、東海再処理工場の転換技術開発施設で、この$$gamma$$パイプモニタリングを、硝酸Pu移送の際に試した。この際$$gamma$$測定は、ランタン・ブロマイド検出器、及び$$gamma$$の計数時刻とエネルギーを記録するリストモード・データ取得システムを用いて実施した。この測定結果とその分析は、配管内溶液の同位体組成、工程移動時刻、(単位時間当たりの)溶液流量及び移動溶液量を求められる能力を実証するものであり、実際に適用可能な保障措置検認工程監視の導入に繋がる。

論文

Delayed $$gamma$$-ray spectroscopy combined with active neutron interrogation for nuclear security and safeguards

小泉 光生; Rossi, F.; Rodriguez, D.; 高峰 潤; 瀬谷 道夫; Bogucarska, T.*; Crochemore, J.-M.*; Varasano, G.*; Abbas, K.*; Pedersen, B.*; et al.

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.09018_1 - 09018_4, 2017/09

Along with the global increase of applications using nuclear materials (NM), the requirements to nuclear security and safeguards for the development of effective characterization methods are growing. Mass verification of NM of low radioactivity is performed using passive non-destructive analysis (NDA) techniques whereas destructive analysis (DA) techniques are applied for accurate analysis of nuclide composition. In addition to the characterization by passive NDA, a sample can be further characterized by active NDA techniques. An active neutron NDA system equipped with a pulsed neutron generator is currently under development for studies of NDA methods. Among the methods DGS uses the detection of decay $$gamma$$-rays from fission products (FP) to determine ratios of fissile nuclides present in the sample. A proper evaluation of such $$gamma$$-ray spectra requires integration of nuclear data such as fission cross-sections, fission yields, half-lives, decay chain patterns, and decay $$gamma$$-ray emission probabilities. The development of the DGS technique includes experimental verification of some nuclear data of fissile materials, as well as development of the device. This presentation will be a brief introduction of the active neutron NDA project and an explanation of the DGS development program.

論文

Influence of the neutron transport tube on neutron resonance densitometry

北谷 文人; 土屋 晴文; 小泉 光生; 高峰 潤; 堀 順一*; 佐野 忠史*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.09032_1 - 09032_3, 2017/09

The use of a short flight path is effective in the neutron resonance analysis. On the other hand, such a short path would reduce a time resolution in Time-Of-Flight (TOF) measurements. In order to investigate the effect of neutron flight-path length, we carried out Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) experiments with a short neutron flight path at the Kyoto University Research Reactor Institute - Linear Accelerator (KURRI-LINAC). In measurements of Neutron Resonance Densitometry, the quantity of nuclear materials is determined from TOF spectra obtained in the neutron energy range below 30 eV. Performing NRTA experiments with a 7-m flight path at KURRI-LINAC, we examined effects of flight path and pulse width on a TOF spectrum. A resonance dip of $$^{183}$$W at 27 eV in a TOF spectrum was successfully observed with an electron pulse width less than 2 $$mu$$s. In this presentation, we will discuss importance of the pulse width and short flight path to study design of a compact TOF facility to quantify nuclear materials.

論文

Delayed gamma-ray spectroscopy, 1; Development and current status

Rodriguez, D.; Rossi, F.; 高峰 潤; 小泉 光生; 瀬谷 道夫; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Bogucarska, T.*; Abbas, K.*; Pedersen, B.*

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 6 Pages, 2017/07

原子力機構は、4つのアクティブ法を組合せたNDAシステムの開発をEC-JRCと共同で実施している。遅発$$gamma$$線分光法は核分裂性核種の組成比を決定することができるもので、観測する核分裂生成核種の時間依存型の、高エネルギー$$gamma$$線を、サンプルの複雑な核分裂収率と関連付けて分析するものである。興味のある核分裂性核種比を定量するためには、使用する(小型の持ち運びが可能な)中性子源からの速中性子を、核分裂反応断面積の大きな熱中性子までエネルギーを下げつつ、有意な計数信号を得るためのフラックス強度を必要とする。現在、遅発$$gamma$$線分光法の改良のため、JRC-IspraのPUNITAを含むいくつかの施設での実験が進行中である。これらの中性子フラックス、測定環境等データは、遅発$$gamma$$線分光データの分析を行うモンテカルロ法(逆モンテカルロ法)の開発に使われる。ここでの遅発$$gamma$$線分光法は、その実証に関して、これまでの開発成果である減速系の最適化、実験、逆モンテカルロ法についてまとめる。

論文

Delayed gamma-ray spectroscopy, 2; Experimental studies for determination of fissile materials ratios

Rossi, F.; 小泉 光生; Rodriguez, D.; 高峰 潤; 瀬谷 道夫; Pedersen, B.*; Crochemore, J. M.*; Abbas, K.*; Bogucarska, T.*; Varasano, G.*

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2017/07

保障措置分野では、高線量核物質の核分裂性核種の組成比の独立検認のために、新たな、改良アクティブ問い掛け法NDA技術が必要とされている。原子力機構とJoint Research Centre (JRC)は、サンプルの核分裂生成核種の崩壊からの遅発$$gamma$$線を測定することで、サンプル中核物質の核分裂性核種比を決める遅発$$gamma$$線分光法を共同で開発している。現在、低線量核物質サンプルを用いた測定がいくつかの施設で行われることとなっている。ここで、長半減期核分裂生成核種からの影響を最小限にするために、低エネルギー$$gamma$$線の遮へいと、3MeVを超える高いエネルギーの$$gamma$$線に注目する必要がある。この測定法では、異なる小型中性子源が使用されるが、いずれにおいても中性子エネルギーを熱エネルギー領域まで減速することが必要である。我々は、減速体及び反射体をMCNPを用いて最適化を進めており、また、問い掛け、移動、測定のシークエンスの最適化も進めている。現在進めている測定では、認証されたU/Puサンプルを使用しており、観測する遅発$$gamma$$線を同位体組成に比例する関連付けが可能となる。この発表では、最適化の状況とともに、U/Puサンプル中の核分裂性核種比決定のための実験キャンペーンを紹介する。

論文

Delayed gamma-ray analysis for characterization of fissile nuclear materials

小泉 光生; Rossi, F.; Rodriguez, D.; 高峰 潤; 瀬谷 道夫; Bogucarska, T.*; Crochemore, J.-M.*; Varasano, G.*; Abbas, K.*; Pedersen, B.*; et al.

EUR-28795-EN (Internet), p.868 - 872, 2017/00

Under the collaboration between the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and European Commissions' Joint Research Center (EC-JRC), development of four active neutron-interrogation non-destructive assay methods for nuclear non-proliferation and safeguards are in progress. The techniques are differential die-away analysis, delayed gamma-ray analysis (DGA), neutron resonance transmission analysis, and prompt gamma-ray analysis. Information obtained by each method is used complementarily to characterize a sample. DGA utilizes moderated pulsed neutrons from a D-T neutron generator to induce fission reaction of nuclear materials. Delayed gamma rays from the fission products (FP) are measured to determine the ratios of fissile nuclides (e.g. $$^{235}$$U, and $$^{239,241}$$Pu) in the sample. Experimental studies of the DGA method are in progress with the Pulsed Neutron Interrogation Test Assembly (PUNITA) in EC-JRC Ispra. Here we present an overview of the study plan of these DGA experiments along with the latest results. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.

論文

Utilizing delayed $$gamma$$ rays for fissionable material measurement in NDA

Rodriguez, D.; 高峰 潤; 小泉 光生; 瀬谷 道夫

Proceedings of 37th ESARDA Annual Meeting (Internet), p.831 - 836, 2015/08

パルス中性子源を用いる非破壊測定装置がJAEAとJRC(ITU及びIRMM)との共同で設計される予定である。このシステムは中性子共鳴透過分析法、時間差ダイアウェイ法、即発・遅発$$gamma$$線スペクトル分析法の組合せを利用する予定である。遅発$$gamma$$線スペクトル分析法は核分裂性核種の比を比較的高い精度で決めることができる方法である。このシステムはMOX中あるいは高自発中性子・$$gamma$$線放射核物質(溶融燃料を含む)の核種組成比を有効に決定することができ、保障措置に適用できるものである。また、このシステムは透過力の強い高エネルギーの遅発$$gamma$$線を検知することで核セキュリティ分野へも適用が可能である。この論文では、この非破壊装置の遅発$$gamma$$線スペクトル分析法部分の初期状況について、また、対象核物質の高精度組成分析を行う上で他の方法と連携してどのように使われるか、について記述する。

論文

Preliminary delayed $$gamma$$-ray spectroscopy for non-destructive analysis of fissionable material

Rodriguez, D.; Heyse, J.*; 小泉 光生; Mondelaers, W.*; Pedersen, B.*; Schillebeeckx, P.*; 瀬谷 道夫; 高峰 潤

Proceedings of INMM 56th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2015/07

核物質の保障措置をいかに有効に実施するか、特に、混合物の組成を如何に効率的に決定するか、について関心が高まっている。原子力機構とJRC(ITU及びIRMM)の研究者は、現在、D-Tパルス中性子源を使う非破壊測定装置について検討を行っている。このシステムは時間差ダイアウェイ法,中性子共鳴透過分析法,即発$$gamma$$線分析,遅発$$gamma$$線スペクトル分析法の組合せを利用するものである。我々の特段の興味は、このシステムを再処理・精製PuのMOX燃料及び高線量の核物質に適用することである。遅発$$gamma$$線スペクトル分析法は核分裂性核種の比を比較的高い精度で決められる可能性を有する。これらの核分裂生成物は、時間依存性を持ち3MeVよりかなり高いエネルギーの$$gamma$$線エネルギースペクトルを有し、興味対象の高放射線核物質へ適用する場合には大きな利点となる。この発表では、このNDAシステムの遅発$$gamma$$線分析部分の精度がどれくらいのものとなるかに関する初期的な研究と、核物質の組成分析において、他の手法との関連でどのように使われるかについて記述する。

論文

NRDの開発,3; 小型14MeVパルス中性子源に用いる新型モデレータの研究

高峰 潤; 小泉 光生; 呉田 昌俊; 原田 秀郎; 北谷 文人; 土屋 晴文; 瀬谷 道夫; 飯村 秀紀

核物質管理学会(INMM)日本支部第35回年次大会論文集(インターネット), 10 Pages, 2015/01

中性子共鳴濃度分析法(NRD)のD-T中性子発生管を用いたプロトタイプ装置がNRD実機の基礎試験を行う目的で計画された。D-T中性子発生管は、電子線加速器駆動型の光中性子源に比べ、取り扱いが簡便でコンパクトであるが、エネルギーが高く、強度が弱い。そこで、これらの弱点を補うために新型モデレータを考案した。本モデレータは、D-T中性子発生管が鉛で囲われ、そのビーム方向表面にポリエチレンが配置された構造となっている。モンテカルロコードMCNP5を用いた解析の結果、少なくとも100eV以下のエネルギー領域において、本モデレータから放出される中性子のピーク強度は、ポリエチレンモデレータと比べ、エネルギー分解能を劣化させることなく、4倍以上となることがわかった。更に、本モデレータの鉛を、タングステン,ウランの金属に置き換え、同様の解析を行った。これらの結果について報告する。

論文

NRDの開発,2; NRTAによる面密度測定に対するサンプル厚の系統的な影響の検証

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; 木村 敦; Becker, B.*; Kopecky, S.*; et al.

核物質管理学会(INMM)日本支部第35回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/01

福島第一原子力発電所での過酷事故のような事例で発生するとされる粒子状溶融燃料デブリ中の核物質を非破壊で定量することを目的とし、中性子共鳴透過分析法(NRTA)と中性子共鳴捕獲$$gamma$$線分析法を合わせた中性子共鳴濃度分析法(NRD)を開発している。NRDの開発のために、IRMMの中性子飛行時間施設GELINAにて、NRTA実験を行った、実験では、サンプル厚の効果を調べるため、異なる厚みの銅サンプルを用い、混合物の影響を検証するために、銅にB$$_{4}$$Cを重ねたサンプルを用いた。銅の面密度を得るには、共鳴解析コードREFITを用いた。その結果、推奨共鳴パラメータを使った解析で得た面密度は、サンプルの質量や面積から計算した面密度から大きくずれるとわかった。そこで、実験データから銅の中性子幅を新たに求め、面密度が期待値と2%以内で一致することを確かめた。加えて、混合物のNRTA測定に与える影響も議論する。

論文

NRDの開発,1;中性共鳴濃度分析法のためのLaBr$$_{3}$$シンチレーション検出装置の開発

小泉 光生; 土屋 晴文; 北谷 文人; 原田 秀郎; 高峰 潤; 呉田 昌俊; 瀬谷 道夫; 木村 敦; 飯村 秀紀; Becker, B.*; et al.

核物質管理学会(INMM)日本支部第35回年次大会論文集(インターネット), 8 Pages, 2015/01

粒子状デブリ中の核物質を定量するため、中性子共鳴濃度分析法(neutron resonance densitometry: NRD)を開発している。これは、中性子共鳴透過分析法(NRTA)と、中性子共鳴捕獲分析法(NRCA)または即発$$gamma$$線分析法(PGA)の2つの手法を組み合わせたものである。NRCA/PGAは、NRTAでは測定が難しい混入物の同定を行う。中性子捕獲$$gamma$$線を測定するために、LaBr$$_{3}$$検出器で構成されるスペクトロメータを開発している。導入したデータ収集系は、500kイベント/秒の信号を8チャンネルで扱うことができる。本講演では、NRDの研究開発状況ならびにスペクトロメータシステムの開発状況について発表する。

論文

Recent progress in research and development in neutron resonance densitometry (NRD) for quantification of nuclear materials in particle-like debris

小泉 光生; 北谷 文人; 土屋 晴文; 原田 秀郎; 高峰 潤; 呉田 昌俊; 飯村 秀紀; 瀬谷 道夫; Becker, B.*; Kopecky, S.*; et al.

Nuclear Back-end and Transmutation Technology for Waste Disposal, p.13 - 20, 2015/00

溶融燃料中の核物質の計量管理するための技術として、中性子共鳴濃度分析法(Neutron Resonance Densitometry (NRD))を提案している。この手法は、Neutron Resonance Transmission Analysis(NRTA)とNeutron Resonance Capture Analysis (NRCA)もしくはPrompt Gamma ray Analysis (PGA)の2つの手法を組み合わせたもので、パルス中性子源を装備した飛行時間(TOF)測定装置を用いる。この測定法を確立するために、検出器の開発を進めるとともに、EC-JRC-IRMMのGELINA TOF実験施設で、共同研究を進めている。研究進捗について、総括的に報告する。

論文

Impact of systematic effects on results of neutron resonance transmission analysis

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; 木村 敦; Becker, B.*; Kopecky, S.*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 767, p.364 - 371, 2014/12

 被引用回数:5

中性子共鳴吸収透過法(NRTA)による面密度の測定に対するサンプル厚の影響を検証するために、EC/JRC/IRMMの中性子飛行時間施設GELINAにおいて、NRTA実験を実施した。実験では、厚みの異なる円盤状の銅金属を用いて、GELINAの25m飛行導管を利用した。実験データから面密度を導出するために、共鳴解析コードREFITを用いて、共鳴解析を行った。その結果、推奨共鳴パラメータ値を用いると、求めた面密度が質量や面積から計算できる面密度から大きくずれることがわかった。そこで、0.25mm厚のサンプルを用いた実験データをREFIT用いて解析して、中性子幅と共鳴エネルギーを導出した。新たに求めた共鳴パラメータ値を使って、面密度を導出し、サンプルの厚みはもちろん、共鳴の強さが面密度の測定におよぼす影響を議論した。

論文

Uncertainty assessment of neutron resonance transmission analysis using the linear absorption model

北谷 文人; 原田 秀郎; 高峰 潤; 呉田 昌俊; 瀬谷 道夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(9), p.1107 - 1113, 2014/09

 被引用回数:3

Neutron resonance densitometry (NRD) has been proposed to quantify nuclear materials in particle-like debris of melted spent nuclear fuel formed in severe nuclear reactor accidents. NRD proposed here is a hybrid of neutron resonance transmission analysis and neutron resonance capture analysis using a pulsed neutron generator and the neutron time-of-flight technique. In this study, the effects of impurities and sample thickness on the measurement statistical uncertainty were examined using a linear absorption model.

論文

Thickness and mixed sample effects on areal density measurement with NRTA for particle like debris of melted fuel

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; 木村 敦; Becker, B.*; Kopecky, S.*; et al.

Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 6 Pages, 2014/07

Neutron resonance densitometry (NRD) is based on a combination of neutron resonance transmission analysis (NRTA) and neutron resonance capture analysis (NRCA). This technique is a non-destructive method to quantify nuclear materials in particle-like debris of melted fuel that is generated by a severe accident like the one at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. To verify the effectiveness of NRD, the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Center, Institute for Reference Materials and Measurements (EC-JRC-IRMM) started collaboration in 2012. One of the main objectives of this collaboration is to quantitatively investigate all uncertainty components on results of NRD measurements. Clearly, systematic effects due to the characteristics of samples such as the sample inhomogeneity, presence of impurities, radioactivity and temperature have a strong impact on the accuracy. To study the uncertainty due to the sample characteristics, NRTA and NRCA experiments are in progress at the time-of-flight facility GELINA (Geel Electron LINear Accelerator) of the EC-JRC-IRMM. In this presentation, we show results considering mixed sample effect on NRTA measurements. Data are analyzed with the resonance shape analysis code REFIT to derive the elemental composition of the sample and the areal density of the main components. In addition the effect of neutron absorbing matrix material will be discussed.

論文

Developments of a LaBr$$_3$$ scintillation detector system for neutron resonance densitometry (NRD)

小泉 光生; 土屋 晴文; 北谷 文人; 原田 秀郎; 高峰 潤; 呉田 昌俊; 瀬谷 道夫; 木村 敦; 飯村 秀紀; Becker, B.*; et al.

Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2014/07

Neutron resonance densitometry (NRD) has been proposed as a method to quantify the amount of special nuclear materials in particle-like debris of melted fuel. The requirements of a $$gamma$$-ray detector system for the NRD measurements are: (1) good energy resolution to identify elements (2) fast response not to be suffocated by the radiation from debris samples and (3) good signal to noise ratio. The quantification of $$^{10}$$B is considered to be the most important for NRD because of its very large neutron cross-sections. However, the Compton peak of the $$gamma$$ rays from $$^{137}$$Cs, which is probably the strongest radioactivity in debris, overlaps the $$^{10}$$B $$gamma$$ peak; and it makes the measurements difficult. We, therefore, designed a well-type LaBr$$_{3}$$ scintillation spectrometer to reduce the Compton peak. The progress of the research and development of the spectrometer is reported.

論文

Development of neutron resonance densitometry

原田 秀郎; Schillebeeckx, P.*; 土屋 晴文; 北谷 文人; 小泉 光生; 高峰 潤; 呉田 昌俊; 飯村 秀紀; 木村 敦; 瀬谷 道夫; et al.

Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2014/07

Neutron resonance densitometry (NRD) has been developed to quantify nuclear materials in particle-like debris of melted fuel formed in severe accidents of nuclear reactors such as Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants. NRD is a method combining NRTA (neutron resonance transmission analysis) and NRCA (neutron resonance capture analysis). It relies on neutron TOF technique using a pulsed white neutron source. A specially designed $$gamma$$-ray spectrometer for NRCA has been developed for the characterization of contamination materials mixed with nuclear fuel materials. Achievable accuracy is studied based on Monte Carlo simulations and experimental data measured at the time-of-flight facility GELINA of the EC-JRC-IRMM. Analysis method of NRTA for particle-like debris has been developed by adding a function in a resonance analysis code REFIT. In this contribution, these achievements on NRD for the characterization of nuclear materials mixed with highly radioactive nuclides are reviewed, and its applicability is discussed.

論文

Analysis of Pu isotopes in melted fuel by neutron resonance transmission; Examination by linear absorption model

北谷 文人; 原田 秀郎; 高峰 潤; 呉田 昌俊; 瀬谷 道夫

Nuclear Data Sheets, 118, p.505 - 509, 2014/04

 被引用回数:1

ホウ素等の核燃料物質以外の物質が含まれた試料についてNRTAでどの程度の精度で測定可能か検討した。試料は、使用済み核燃料に不純物としてホウ素と鉄が含まれるもの仮定した。測定は、中性子源から5mの位置でTOF測定を行う。吸収スペクトルを、JENDL-4.0での総中性子吸収断面積を使用して線形吸収を仮定して生成する。これに、統計からくる誤差を計算し加えることによって誤差を考慮した吸収スペクトルを求めた。このスペクトルを使用して中性子強度,不純物濃度等を変化させた場合の、NRTAによるPu同位体分析の精度について検討を行った。

論文

Neutron resonance densitometry for particle-like debris of melted fuel

原田 秀郎; 北谷 文人; 小泉 光生; 高峰 潤; 呉田 昌俊; 土屋 晴文; 飯村 秀紀; 瀬谷 道夫; Becker, B.*; Kopecky, S.*; et al.

Nuclear Data Sheets, 118, p.502 - 504, 2014/04

 被引用回数:3

Feasibility study of neutron resonance densitometry (NRD) has been started to quantify of nuclear materials in particle-like debris of melted fuel formed in severe accidents of nuclear reactor such as Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants. The NRD here is a combined method of NRTA (neutron resonance transmission analysis) and NRCA (neutron resonance capture analysis) using a pulsed neutron generator and TOF (time of flight) measurement. The presentation includes the proposed compact NRD system, the spectrometer design for NRCA using LaBr$$_{3}$$ detectors by Monte Carlo simulations, and analytical studies on achievable accuracies. The experimental results using particle-like Cu samples measured at the GELINA facility in IRMM are also shown in comparison with analytical studies. Required nuclear data for the NRD will be also discussed.

論文

A Monte Carlo simulation to study a design of a $$gamma$$-ray detector for neutron resonance densitometry

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

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 729, p.338 - 345, 2013/11

 被引用回数:3

Neutron resonance densitometry (NRD) has been proposed to quantify nuclear materials in melted fuel (MF) that will be removed from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. Those MFs probably involve impurities of non-nuclear materials, and would prevent us from accurately measuring nuclear materials. Thus, NRD is based on a combination of neutron resonance transmission analysis (NRTA) and neutron resonance capture analysis (NRCA). The latter would enable us to identify impurities with their prompt $$gamma$$ rays. Here, a design study of a $$gamma$$-ray detector for NRCA in NRD was performed with Geant4. In order to effectively detect the prompt $$gamma$$ rays, the $$gamma$$-ray detector has a well shape, consisting of a cylindrical and a tube type LaBr$$_{3}$$ scintillators. We show how the $$gamma$$-ray detector measures 478 keV $$gamma$$ rays derived from $$^{10}$$B in MF under a high radiation environment caused by $$^{137}$$Cs. It was found that the $$gamma$$-ray detector was able to well suppress the Compton edge derived from $$^{137}$$Cs by using the tube type scintillator as a back-catcher detector. Then, we demonstrate that with this ability, detection of 478-keV $$gamma$$ rays derived from $$^{10}$$B is accomplished in realistic measuring time, and that achievable statistical uncertainty strongly depends on boron concentration in MF.

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