JAEA-Review
2023-020
DOI:10.11484/jaea-review-2023-020

遮蔽不要な臨界近接監視システム用
ダイヤモンド中性子検出器の要素技術開発（委託研究）－令和4年度 英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業－

Technology Development of Diamond-base Neutron Sensors and Radiation-resistive
Integrated-circuits for Shielding-free Criticality Approach Monitoring System(Contract Research)– FY2022 Nuclear Energy Science & Technology and Human Resource
Development Project –福島研究開発部門

福島研究開発拠点

廃炉環境国際共同研究センター

高エネルギー加速器研究機構
Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science,
Fukushima Research Institute, Sector of Fukushima Research and Development
High Energy Accelerator Research Organization

December 2023
Japan Atomic Energy Agency

日本原子力研究開発機構

本レポートは国立研究開発法人日本原子力研究開発機構が不定期に発行する成果報告書です。
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研究成果利活用課

茨城県那珂郡東海村大字村松 4 番地 49

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4-49 Muramatsu, Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken 319-1112, Japan
E-mail: ird-support@jaea.go.jp© Japan Atomic Energy Agency, 2023

JAEA-Review 2023-020

遮蔽不要な臨界近接監視システム用ダイヤモンド中性子検出器の要素技術開発（委託研究）－令和 4 年度 英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業－
日本原子力研究開発機構 福島研究開発部門 福島研究開発拠点
廃炉環境国際共同研究センター
高エネルギー加速器研究機構（2023 年 9 月 15 日受理）
日本原子力研究開発機構（JAEA）廃炉環境国際共同研究センター（CLADS）では、令和 4 年度 英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業（以下、「本事業」という）を実施している。
本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。
平成 30 年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省から JAEA に移行することで、JAEA とア
カデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。
本研究は、令和 2 年度に採択された研究課題のうち、「遮蔽不要な臨界近接監視システム用ダイヤモンド中性子検出器の要素技術開発」の令和 2 年度から令和 4 年度分の研究成果について取りまとめたものである。
本研究では、高γ線環境下(1 kGy/h)で動作し、高感度中性子検出感度(数 count/nv)を持つ軽量で遮蔽不要な深い未臨界モニターを実現するための要素技術開発を行った。開発要素はダイヤ
モンドを使用した中性子検出素子、耐放射線集積回路 6 種類とそれら要素を搭載するモジュール
複数枚を開発し、目標性能を確認し当初の目的を達成しただけでなく、6cm 径ドライチューブに挿入可能な中性子検出器のモックアップを開発し中性子測定動作実証も行い、予定通りの性能を確認した。
まず我々は炉内体系が不明である場合に確実に使用可能な未臨界解析手法としてファインマン
α法を選択し、“γ線計測数対中性子計測数の比を 1 未満に抑えること”を明らかにし、この仕様を満たす中性子検出器のデザインと要素技術の研究開発を推進した。
この研究開発を通して、ダイヤモンド検出素子は 1kGy/h 環境下でも安定動作すること、中性子感度も 1cm2 あたり 0.015 cps/nv であることを確認し、実用化可能であることを実証した。また開発した全ての信号処理用集積回路は、積分照射線量 1MGy まで動作確認を行い、これらの要素技
術を組み合わせ 1kGy/h のγ線バックグラウンド環境下での動作試験及び中性子検出試験を行い必要な性能を持っていることも確認した。

本報告書は、日本原子力研究開発機構の英知事業における委託業務として、高エネルギー加速器研究機構が実施した成果を取りまとめたものである。
廃炉環境国際共同研究センター：〒979-1151 福島県双葉郡富岡町大字本岡字王塚 790-1
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Technology Development of Diamond-base Neutron Sensors and Radiation-resistive Integrated-circuits for
Shielding-free Criticality Approach Monitoring System(Contract Research)－ FY2022 Nuclear Energy Science & Technology and Human Resource Development Project －Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science,
Fukushima Research Institute, Sector of Fukushima Research and Development
Japan Atomic Energy Agency
Tomioka-machi, Futaba-gun, Fukushima-ken
High Energy Accelerator Research Organization(Received September 15, 2023)
The Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science (CLADS), Japan Atomic Energy
Agency (JAEA), had been conducting the Nuclear Energy Science & Technology and Human Resource
Development Project (hereafter referred to “the Project”) in FY2022.
The Project aims to contribute to solving problems in the nuclear energy field represented by thedecommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, Tokyo Electric Power Company
Holdings, Inc. (TEPCO). For this purpose, intelligence was collected from all over the world, and basic
research and human resource development were promoted by closely integrating/collaborating knowledge
and experiences in various fields beyond the barrier of conventional organizations and research fields.
The sponsor of the Project was moved from the Ministry of Education, Culture, Sports, Science andTechnology to JAEA since the newly adopted proposals in FY2018. On this occasion, JAEA constructed a
new research system where JAEA-academia collaboration is reinforced and medium-to-long term
research/development and human resource development contributing to the decommissioning are stably andconsecutively implemented.
Among the adopted proposals in FY2020, this report summarizes the research results of the “Technology
development of diamond-base neutron sensors and radiation-resistive integrated-circuits for shielding-free
criticality approach monitoring system” conducted from FY2020 to FY2022.
The present study aims to develop key components of neutron detection system without a radiation shield
for a criticality approach monitoring system with high neutron detection efficiency(a few count/nv) underhigh gamma ray background(1kGy/h). Developed components are neutron detection devices based on
diamond sensors and a high radiation resistive signal-processing data-transfer system based on radiation
resistive integrated circuit technologies. Each components satisfied design specifications as well as
developed neutron-detector mock-up fitting in 6cm diameter dry tube demonstrated expected performances.
We studied criticality approach monitoring methods to apply developed components in the realistic
environment. This feasibility study clarified that the Feynman-α method for the subcriticality measurement
can measure the prompt neutron decay constant if the ratio of (γ-ray counts) to (neutron counts) is less than
1. Based on the result we designed the detection system and developed components.
The developed neutron sensor showed 0.015cps/nv for sensing area of 1cm2, and stable operation under
1kGy/h. All signal processing ICs work upto 1MGy and the performance of the neutron detection systemcomprises the neutron sensors and the ICs satisfies requirements for the application.
Keywords: Criticality Approach Monitoring, Neutron Detection, Radiation Tolerant, Diamond Sensor,
Integrated Circuit
This work was performed by High Energy Accelerator Research Organization under contract with Japan
Atomic Energy Agency.
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目次

1. 英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業の概要 ............................. 1
2. 平成 30 年度 採択課題 ............................................................. 2
3. 令和元年度 採択課題 .............................................................. 5
4. 令和 2 年度 採択課題 .............................................................. 8
5. 令和 3 年度 採択課題 ............................................................. 106. 令和 4 年度 採択課題 ............................................................. 12

付録 成果報告書 ................................................................... 15

Contents

1. Outline of Nuclear Energy Science & Technology and Human Resource Development Project................................................................................. 1
2. Accepted Proposal in FY2018 ...................................................... 2
3. Accepted Proposal in FY2019 ...................................................... 5
4. Accepted Proposal in FY2020 ...................................................... 8
5. Accepted Proposal in FY2021 ..................................................... 10
6. Accepted Proposal in FY2022 ..................................................... 12

Appendix Result Report ............................................................. 15

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1.

英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業の概要

文部科学省では、「東京電力（株）福島第一原子力発電所の廃止措置等研究開発の加速プラン（平成 26 年 6 月文部科学省）」等を踏まえ、平成 27 年度から「英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業」（以下、「本事業」という。）を立ち上げ、「戦略的原子力共同研究プログラム」、「廃炉加速化研究プログラム」及び「廃止措置研究・人材育成等強化プログラム」を推進している。
具体的には、国内外の英知を結集し、国内の原子力分野のみならず様々な分野の知見や経験を、
機関や分野の壁を越え、国際共同研究も含めて緊密に融合・連携させることにより、原子力の課
題解決に資する基礎的・基盤的研究や産学が連携した人材育成の取組を推進している。
一方、日本原子力研究開発機構（以下、「JAEA」という。）では、平成 27 年に廃炉国際共同研究センター（以下、「CLADS」という。現：廃炉環境国際共同研究センター）を組織し、「東京電力ホールディングス（株）福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ」等を踏
まえ、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所廃炉（以下、「1F 廃炉」という。
）に係る研究開発を進めている。
また、平成 29 年 4 月に CLADS の中核拠点である「国際共同研究棟」の運用を開始したことを踏
まえ、今後は CLADS を中核に、廃炉の現場ニーズを踏まえた国内外の大学、研究機関等との基礎的・基盤的な研究開発及び人材育成の取組を推進することにより、廃炉研究拠点の形成を目指す
ことが期待されている。
このため、本事業では平成 30 年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省から JAEA に移行することで、JAEA とアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成
をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築することとし、従来のプログラムを、①共通基盤型原子力研究プログラム、②課題解決型廃炉研究プログラム、③国際協力型廃炉研究プログラム、④研究人材育成型廃炉研究プログラム（令和元年度より新設）に再編した。

-1-

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2.

平成 30 年度 採択課題

平成 30 年度採択課題については以下のとおりである。
課題数：19 課題
共通基盤型原子力研究プログラム

11 課題（若手研究 6 課題、一般研究 5 課題）

課題解決型廃炉研究プログラム

6 課題

国際協力型廃炉研究プログラム

2 課題（日英共同研究）

平成 30 年度 採択課題一覧
共通基盤型原子力研究プログラム【若手研究】
課題名

研究代表者

所属機関

河野 仁

東京工芸大学

山﨑 信哉

筑波大学

片岡 隆浩

岡山大学

大石 佑治

大阪大学

島田 幹男

東京工業大学

岩田 圭弘

東京大学

被災地探査や原子力発電所建屋内情報収集のための
半自律ロボットを用いたセマンティックサーベイマ
ップ生成システムの開発
汚染土壌の減容を目的とした重液分離による放射性微粒子回収法の高度化
ラドンを代表としたアルファ核種の吸入による内部
被ばくの横断的生体影響評価
炉心溶融物の粘性及び表面張力同時測定技術の開発
iPS 細胞由来組織細胞における放射線依存的突然変異計測系の確立
レーザー共鳴イオン化を用いた同位体存在度の低い
ストロンチウム 90 の迅速分析技術開発-2-

JAEA-Review 2023-020

共通基盤型原子力研究プログラム【一般研究】
課題名

研究代表者

所属機関

放射性核種の長期安定化を指向した使用済みゼオ
ライト焼結固化技術の開発

新井 剛

芝浦工業大学

燃料デブリ取り出しを容易にするゲル状充填材の
開発

牟田 浩明

大阪大学

レーザー蛍光法を用いた燃料デブリ変質相の同定

斉藤 拓巳

東京大学

過酷炉心放射線環境における線量測定装置の開発

岡本 保

木更津工業
高等専門学校レーザー加工により発生する微粒子の解析と核種同定手法の開発

長谷川 秀一

東京大学

課題名

研究代表者

所属機関

合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基
盤研究

桐島 陽

東北大学

ガンマ線画像スペクトル分光法による高放射線場
環境の画像化による定量的放射能分布解析法

谷森 達

京都大学

燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止
技術の開発

鈴木 俊一

東京大学

アルファダストの検出を目指した超高位置分解能
イメージング装置の開発

黒澤 俊介

東北大学

ナノ粒子を用いた透明遮へい材の開発研究

渡邉 隆行

九州大学

先端計測技術の融合で実現する高耐放射線燃料デブリセンサーの研究開発

萩原 雅之

高エネルギー
加速器研究機構

課題解決型廃炉研究プログラム-3-

JAEA-Review 2023-020

国際協力型廃炉研究プログラム（日英共同研究）
課題名

研究代表者

所属機関

放射性微粒子の基礎物性解明による廃炉作業リスク低減への貢献五十嵐 康人

茨城大学

三澤 毅

京都大学

放射線耐性の高い薄型 SiC 中性子検出器の開発-4-

JAEA-Review 2023-020

3.

令和元年度 採択課題

令和元年度採択課題については以下のとおりである。
課題数：19 課題
共通基盤型原子力研究プログラム

7 課題（若手研究 2 課題、一般研究 5 課題）

課題解決型廃炉研究プログラム

4 課題

国際協力型廃炉研究プログラム

4 課題（日英共同研究 2 課題、日露共同研究 2 課題）

研究人材育成型廃炉研究プログラム 4 課題

令和元年度 採択課題一覧
共通基盤型原子力研究プログラム【若手研究】
課題名

研究代表者

所属機関

ウラニル錯体化学に基づくテーラーメイド型新規海水ウラン吸着材開発

鷹尾 康一朗東京工業大学

動作不能からの復帰を可能とする多連結移動ロボッ
トの半自律遠隔操作技術の確立

田中 基康

電気通信大学-5-

JAEA-Review 2023-020

共通基盤型原子力研究プログラム【一般研究】
課題名

研究代表者

所属機関

一次元光ファイバ放射線センサを用いた原子炉建
屋内放射線源分布計測

瓜谷 章

名古屋大学

低線量・低線量率放射線被ばくによる臓器別酸化ス
トレス状態の検討

鈴木 正敏

東北大学

単一微粒子質量分析法に基づくアルファ微粒子オ
ンラインモニタリングに向けた基礎検討

豊嶋 厚史

大阪大学

幹細胞動態により放射線発がんを特徴付ける新たな評価系の構築飯塚 大輔

量子科学技術研究開発機構梅沢 仁
耐放射線性ダイヤモンド半導体撮像素子の開発（～R2.3.31）

大曲 新矢

産業技術総合研究所（R2.4.1～）

課題解決型廃炉研究プログラム
課題名

研究代表者

所属機関

Multi-Physics モデリングによる福島 2・3 号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定

山路 哲史

早稲田大学

燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物のフッ化技術を用いた分別方法の研究開発

渡邉 大輔

日立ＧＥ
ニュークリ
ア・エナジー

竹下 健二
アパタイトセラミックスによる ALPS 沈殿系廃棄物の安定固化技術の開発（～R3.6.30）

塚原 剛彦

東京工業大学（R3.7.1～）

拡張型スーパードラゴン多関節ロボットアームによる圧力容器内燃料デブリ調査への挑戦

-6-

高橋 秀治

東京工業大学JAEA-Review 2023-020

国際協力型廃炉研究プログラム（日英共同研究）
課題名

研究代表者

所属機関

高い流動性および陰イオン核種保持性を有するア
ルカリ刺激材料の探索と様々な放射性廃棄物の安全で効果的な固化

佐藤 努

北海道大学

静岡大学
再臨界前の中性子線増に即応可能な耐放射線 FPGA
システムの開発渡邊 実（～R3.3.31）

岡山大学（R3.4.1～）

国際協力型廃炉研究プログラム（日露共同研究）
課題名

研究代表者

所属機関

燃料デブリ取出し臨界安全技術の高度化

小原 徹

東京工業大学

微生物生態系による原子炉内物体の腐食・変質に関する評価研究

金井 昭夫

慶應義塾

課題名

研究代表者

所属機関

燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成

淺間 一

東京大学

化学計測技術とインフォマティックスを融合したデブリ性状把握手法の開発とタイアップ型人材育
成

高貝 慶隆

福島大学

研究人材育成型廃炉研究プログラム

大貫 敏彦（～R2.3.31）

放射線・化学・生物的作用の複合効果による燃料デブリ劣化機構の解明

竹下 健二（～R3.6.30）

東京工業
大学

塚原 剛彦
（R3.7.1～）

燃料デブリ分析のための超微量分析技術の開発

-7-

永井 康介

東北大学

JAEA-Review 2023-020

4.

令和 2 年度 採択課題

令和 2 年度は、2 つのプログラムにおいて、研究課題の採択を決定した。
公募の概要は以下のとおりである。
公募期間：令和 2 年 3 月 17 日～令和 2 年 5 月 14 日（課題解決型）
令和 2 年 5 月 13 日～令和 2 年 7 月 15 日（国際協力型）
課題数：10 課題
課題解決型廃炉研究プログラム

8 課題（若手研究 2 課題、一般研究 6 課題）

国際協力型廃炉研究プログラム

2 課題（日英共同研究）

これらの提案について、外部有識者から構成される審査委員会において、書面審査及び面接審
査、日英共同研究については二国間の合同審査を実施し、採択候補課題を選定した。
その後、PD（プログラムディレクター）
・PO（プログラムオフィサー）会議での審議を経て、採択課題を決定した。

令和 2 年度 採択課題一覧
課題解決型廃炉研究プログラム【若手研究】
課題名

研究代表者

所属機関

楊 会龍
燃料デブリにおける特性の経年変化と環境劣化割れの調査（～R4.7.31）

村上 健太

東京大学

（R4.8.1～）

健全性崩壊をもたらす微生物による視認不可腐食の分子生物・電気化学的診断及び抑制技術の開発

-8-

岡本 章玄

物質・材料
研究機構

JAEA-Review 2023-020

課題解決型廃炉研究プログラム【一般研究】
課題名

研究代表者

所属機関

遮蔽不要な臨界近接監視システム用ダイヤモンド
中性子検出器の要素技術開発

田中 真伸

高エネルギー
加速器研究
機構

α／β／γ 線ラジオリシス影響下における格納容器系統内広域防食の実現：ナノバブルを用いた新規防食技術の開発

渡邉 豊

東北大学

β、γ、X 線同時解析による迅速・高感度放射性核種分析法の開発

篠原 宏文

日本分析
センター

合理的な処分のための実機環境を考慮した汚染鉄
筋コンクリート長期状態変化の定量評価

丸山 一平

東京大学

溶脱による変質を考慮した汚染コンクリート廃棄物の合理的処理・処分の検討

小崎 完

北海道大学

マイクロ波重畳 LIBS によるデブリ組成計測の高度化と同位体の直接計測への挑戦

池田 裕二

アイラボ

課題名

研究代表者

所属機関

革新的水質浄化剤の開発による環境問題低減化技
術の開拓

浅尾 直樹

信州大学

鎌田 創

海上・港湾・
航空技術研究所

国際協力型廃炉研究プログラム（日英共同研究）

無人航走体を用いた燃料デブリサンプルリターン
技術の研究開発-9-

JAEA-Review 2023-020

5.

令和 3 年度 採択課題

令和 3 年度は、2 つのプログラムにおいて、研究課題の採択を決定した。
公募の概要は以下のとおりである。
公募期間：令和 3 年 3 月 16 日～令和 3 年 5 月 17 日（課題解決型）
令和 3 年 4 月 13 日～令和 3 年 7 月 1 日（国際協力型 日英共同研究）
令和 3 年 7 月 12 日～令和 3 年 8 月 18 日（国際協力型 日露共同研究）
課題数：12 課題
課題解決型廃炉研究プログラム
国際協力型廃炉研究プログラム

8 課題
2 課題（日英）、2 課題（日露）

これらの提案について、外部有識者から構成される審査委員会において、書面審査及び面
接審査、日英・日露共同研究については二国間の合同審査を実施し、採択候補課題を選定した。
その後、PD（プログラムディレクター）
・PO（プログラムオフィサー）会議及びステアリ
ングコミッティでの審議を経て、採択課題を決定した。
令和 3 年度 採択課題一覧
課題解決型廃炉研究プログラム
課題名

研究代表者

所属機関

建屋応答モニタリングと損傷イメージング技術を活用したハイブリッド型の原子炉建屋長期健全性評価法の開発研究

前田 匡樹

東北大学

燃料デブリ周辺物質の分析結果に基づく模擬デブリの合成による実機デブリ形成メカニズムの解明と事故進展解析結果の検証によるデブリ特性デー
ターベースの高度化

宇埜 正美

福井大学

ジオポリマー等による PCV 下部の止水・補修及び安定化に関する研究

鈴木 俊一

東京大学

世界初の同位体分析装置による少量燃料デブリの性状把握分析手法の確立

坂本 哲夫

工学院大学

アルファ微粒子の実測に向けた単一微粒子質量分
析法の高度化

豊嶋 厚史

大阪大学

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JAEA-Review 2023-020

課題名

研究代表者

所属機関

連携計測による線源探査ロボットシステムの開発
研究人見 啓太朗

東北大学

安原 亮

自然科学
研究機構

中瀬 正彦

東京工業
大学

研究代表者

所属機関

中赤外レーザー分光によるトリチウム水連続モニ
タリング手法の開発
福島原子力発電所事故由来の難固定核種の新規ハ
イブリッド固化への挑戦と合理的な処分概念の構
築・安全評価国際協力型廃炉研究プログラム（日英共同研究）課題名

福島第一原子力発電所の廃止措置における放射性エアロゾル制御及び除染に関する研究

Erkan
Nejdet（～R4.1.31）

東京大学

三輪 修一郎（R4.2.1～）

燃料デブリ取り出しのための機械式マニピュレー
タのナビゲーションおよび制御

淺間 一

東京大学

課題名

研究代表者

所属機関

福島第一発電所 2、3 号機の事故進展シナリオに基づく FP・デブリ挙動の不確かさ低減と炉内汚染状
況・デブリ性状の把握

小林 能直

東京工業
大学

非接触測定法を用いた燃料デブリ臨界解析技術の
高度化

小原 徹

東京工業
大学

国際協力型廃炉研究プログラム（日露共同研究）- 11 -

JAEA-Review 2023-020

6.

令和 4 年度 採択課題

令和 4 年度は、2 つのプログラムにおいて、研究課題の採択を決定した。
公募の概要は以下のとおりである。
公募期間：令和 4 年 3 月 1 日～令和 4 年 5 月 6 日（課題解決型）
令和 4 年 4 月 7 日～令和 4 年 6 月 16 日（国際協力型 日英共同研究）
課題数：8 課題
課題解決型廃炉研究プログラム 6 課題
国際協力型廃炉研究プログラム 2 課題（日英）これらの提案について、外部有識者から構成される審査委員会において、書面審査及び面
接審査、日英・日露共同研究については二国間の合同審査を実施し、採択候補課題を選定した。
その後、PD（プログラムディレクター）
・PO（プログラムオフィサー）会議及びステアリ
ングコミッティでの審議を経て、採択課題を決定した。
令和 4 年度 採択課題一覧
課題解決型廃炉研究プログラム
課題名

研究代表者

所属機関

革新的アルファダスト撮像装置と高線量率場モニタの実用化とその応用

黒澤 俊介

東北大学

3 次元線量拡散予測法の確立と γ 線透過率差を利用した構造体内調査法の開発

谷森 達

京都大学

α汚染可視化ハンドフットクロスモニタの要素技
術開発

樋口 幹雄

北海道大学

高放射線耐性の低照度用太陽電池を利用した放射線場マッピング観測システム開発

奥野 泰希

京都大学

障害物等による劣悪環境下でも通信可能なパッシブ無線通信方式の開発

新井 宏之

横浜国立
大学

- 12 -

JAEA-Review 2023-020

課題名

研究代表者

所属機関

無線 UWB とカメラ画像分析を組合せたリアルタイ
ム 3D 位置測位・組込システムの開発・評価

松下 光次郎

岐阜大学

課題名

研究代表者

所属機関

耐放射線プロセッサを用いた組み込みシステムの
開発

渡邊 実

岡山大学

マイクロ・ナノテクノロジーを利用したアルファ
微粒子の溶解・凝集分散に及ぼすナノ界面現象の
探求

塚原 剛彦

東京工業
大学

国際協力型廃炉研究プログラム（日英共同研究）- 13 -

JAEA-Review 2023-020

本報告書は、以下の課題の令和 2 年度から令和 4 年度分の研究成果を取りまとめたものである。

課題解決型廃炉研究プログラム
課題名

研究代表者

遮蔽不要な臨界近接監視システム用ダイヤモ
ンド中性子検出器の要素技術開発

田中 真伸

研究成果を取りまとめた成果報告書を付録として添付する。

- 14 -

所属機関
高エネルギー
加速器研究機構

JAEA-Review 2023-020

付録
成果報告書

- 15 -

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JAEA-Review 2023-020

令和 4 年度

日本原子力研究開発機構
英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

遮蔽不要な臨界近接監視システム用
ダイヤモンド中性子検出器の要素技術開発（契約番号

R04I018）

成果報告書

令和 5 年 3 月
大学共同利用機関法人高エネルギー加速器研究機構- 17 -

JAEA-Review 2023-020

本報告書は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の「英知を結集した原子力科学技術･人材育成推進事業」による委託業務として、大学共同利用機関法人高エネルギー加速器研究機構が実施した「遮蔽不要な臨界近接監視システ
ム用ダイヤモンド中性子検出器の要素技術開発」の令和 2
年度から令和 4 年度分の研究成果を取りまとめたものである。

- 18 -

JAEA-Review 2023-020

目次
概略 ............................................................................... ⅷ
1. はじめに ...................................................................... 1-1
2. 業務計画 ...................................................................... 2-1
2.1 全体計画 ................................................................... 2-1
2.1.1 高耐放射線スケーラブル中性子検出器 信号読み出しシステム開発 ............ 2-2
2.1.2 ダイヤモンド中性子検出素子の開発 ....................................... 2-2
2.1.3 検出素子、計測要素の性能評価と臨界近接監視手法の検討 ................... 2-3
2.1.4 研究推進 ............................................................... 2-4
2.2 実施体制 ................................................................... 2-5
2.3 令和 4 年度の成果の目標および業務の実施方法 ................................. 2-5
2.3.1 高耐放射線スケーラブル中性子検出器 信号読み出しシステム開発 ............ 2-5
2.3.2 ダイヤモンド中性子検出素子の開発 ....................................... 2-6
2.3.3 検出素子、計測要素の性能評価と臨界近接監視手法の検討 ................... 2-6
2.3.4 研究推進 ............................................................... 2-6
3. 実施内容および成果 .......................................................... 3.1-1
3.1 高耐放射線スケーラブル中性子検出器 信号読み出しシステム開発（令和 2 年度～令和 4 年度） .................................................... 3.1-1
3.1.1 スケーラブルシステム開発（令和 2 年度～令和 4 年度） ................... 3.1-1
3.1.2 フロントエンド集積回路開発（令和 2 年度～令和 4 年度） ................. 3.1-7
3.1.3 バックエンド集積回路開発（令和 2 年度～令和 4 年度） ................... 3.1-9
3.1.4 まとめ .............................................................. 3.1-11
3.2 ダイヤモンド中性子検出素子の開発（令和 2 年度～令和 4 年度） ............... 3.2-1
3.2.1 自立膜型ダイヤモンド中性子検出素子の開発（令和 2 年度～令和 4 年度） ... 3.2-1
3.2.2 CVD 単結晶ダイヤモンドの自立膜型ダイヤモンド合成基板への利用可能性検証（令和 2 年度～令和 3 年度） .............................................. 3.2-7
3.2.3 積層型ダイヤモンド中性子検出素子の開発（令和 2 年度～令和 4 年度） ..... 3.2-8
3.2.4 検出素子の基板実装技術の開発（令和 3 年度～令和 4 年度） .............. 3.2-12
3.2.5 まとめ .............................................................. 3.2-15
3.3 検出素子、計測要素の性能評価と臨界近接監視手法の検討（令和 2 年度～令和 4 年度）.. ..................................................................... 3.3-1
3.3.1 検出素子の性能評価（令和 2 年度～令和 3 年度） ......................... 3.3-1
3.3.2 集積回路等の耐放射線性試験（令和 2 年度～令和 4 年度） ................. 3.3-1
3.3.3 検出要素+フロントエンド集積回路の性能評価（令和 2 年度～令和 4 年度）... 3.3-5
3.3.4 検出素子+フロントエンド集積回路+バックエンド集積回路の性能評価（令和 4 年度）. .................................................................... 3.3-9
3.3.5 臨界近接監視手法に関する検討（令和 2 年度～令和 4 年度） .............. 3.3-15
3.3.6 まとめ .............................................................. 3.3-23ⅰi- 19 -

JAEA-Review 2023-020

3.4 研究推進 ................................................................... 3.4-1
3.4.1 令和 2 年度までの実施内容および成果 ..................................... 3.4-1
3.4.2 令和 3 年度までの実施内容および成果 ..................................... 3.4-1
3.4.3 令和 4 年度までの実施内容および成果 ..................................... 3.4-1
3.4.4 まとめ ................................................................. 3.4-1
4.

結言 .......................................................................... 4-1

参考文献 .......................................................................... 5-1

ⅱ
ii- 20 -

JAEA-Review 2023-020

執筆者リスト

事業代表者
大学共同利用機関法人高エネルギー加速器研究機構

再委託先
国立大学法人北海道大学
国立研究開発法人産業技術総合研究所
国立大学法人東海国立大学機構名古屋大学
連携先
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

ⅲ
iii- 21 -

教授
准教授
准教授

田中真伸
宮原正也
岸下徹一

准教授
主任研究員
研究員
准教授

金子純一
梅沢 仁
嶋岡毅紘
遠藤知弘

課長

谷村嘉彦

JAEA-Review 2023-020

表一覧

表 3.1.1-1
表 3.1.2-1

本課題で開発した耐放射線集積回路群の名称と機能についてのまとめ開発したフロントエンド集積回路の諸元

表 3.2.1-1

自立型ダイヤモンド検出素子および積層型ダイヤモンド検出素子の構造とその特徴

表 3.2.1-2

酸素添加濃度を変化させた各試料の合成条件

表 3.2.1-3

O2_0.5, O2_0.8 試料の電荷キャリア輸送特性を示す各種値

表 3.2.1-4

各試料の合成条件

表 3.2.4-1
表 3.2.4-2

実装に使用した印刷技術の特徴
配線抵抗値の照射量依存性
ダイヤモンド素子を利用した中性子検出素子の中性子感度測定
結果

表 3.3.3-1

ⅳ
iv- 22 -

....

3.1-3

....

3.1-8

....

3.2-1

....
....
....
....
....

3.2-3
3.2-3
3.2-4
3.2-14
3.2-14

....

3.3-7

JAEA-Review 2023-020

図一覧
図 2.1-1
図 2.2-1

臨界近接監視システム実機の中性子検出部のイメージ
実施体制図

図 3.1.1-1

形状が異なる臨界近接監視モニター用中性子検出器のデザイン例

図 3.1.1-2

臨界近接監視モニター用中性子検出器のブロックダイアグラム
6 cm 径ドライチューブに挿入できるようにデザインされた各モジュールの写真16 cm 径ペネトレーション孔に挿入できるようにデザインされた各モジュールの写真
中性子検出器用制御・データ収集ソフトウエア
ドライチューブ挿入用中性子検出器モックアップ
フロントエンド集積回路の電気的特性を評価するために開発したモジュールおよびそれぞれの評価セットアップ時の写真
フロントエンド集積回路の電気的特性開発したバックエンド集積回路群の写真
132 Mbps､70 m データ転送の評価について購入した HP/HT IIa 型単結晶ダイヤモンド基板

図 3.1.1-3
図 3.1.1-4
図 3.1.1-5
図 3.1.1-6
図 3.1.2-1
図 3.1.2-2
図 3.1.3-1
図 3.1.3-2
図 3.2.1-1
図 3.2.1-2
図 3.2.1-3

製作した検出素子用ダイヤモンド単結晶自立膜のレーザー顕微鏡像例
製作した検出素子用ダイヤモンド単結晶自立膜のカソードルミネッ
センス法による測定例

図 3.2.1-4

酸素添加無しの試料と有りの試料のレーザー顕微鏡像

図 3.2.1-5

各試料の表面粗さ

図 3.2.1-6

γ線線量率環境における各検出器のα線スペクトル

図 3.2.1-76

図 3.2.1-8

Ni エッチングの結果

図 3.2.1-9

RIE エッチングの結果（左）均一に合成が行えなかった試料、（右）均一な合成を行えた
ダイヤモンド電極を形成した自立膜（左）Al 電極、（右）TiC/Au 電極

図 3.2.1-10
図 3.2.1-11

図 3.2.3-1
図 3.2.3-2
図 3.2.3-3
図 3.2.3-4
図 3.2.3-5
図 3.2.3-6
図 3.2.4-1
図 3.2.4-2
図 3.2.4-3

LiF を自立膜ダイヤモンド検出素子に実装した中性子検出素子

微分干渉顕微鏡で撮影した結晶成長後の表面の様子
成長層の 2 次イオン質量分析（SIMS）プロファイル
試作した素子（A,B）の顕微鏡像
素子 A，B における電流電圧特性
疑似縦型中性子検出素子の研磨欠陥による CCE 劣化の様子
信号処理回路と組み合わせて取得した信号波形
印刷装置で製作した実装評価用の金属配線がのったシートの写真実装に使用した治具の写真
検出素子実装前後の DSA モジュール写真ⅴ
v- 23 -

....
....
....
....

2-1
2-5
3.1-2
3.1-3

....

3.1-4

....

3.1-4

....
....

3.1-5
3.1-6

....

3.1-8

....
....
....
....

3.1-9
3.1-103.1-11
3.2-2

....

3.2-2

....

3.2-3

....
....
....
....
....
....

3.2-4
3.2-4
3.2-5
3.2-5
3.2-6
3.2-6

....

3.2-6

....
....
....
....
....
....
....

3.2-7
3.2-9
3.2-9
3.2-103.2-103.2-11
3.2-12....

3.2-13....
....

3.2-14
3.2-14

JAEA-Review 2023-020

図 3.2.4-4
図 3.3.2-1
図 3.3.2-2
図 3.3.2-3
図 3.3.2-4
図 3.3.2-5
図 3.3.2-6
図 3.3.3-1
図 3.3.3-2
図 3.3.3-3
図 3.3.3-4
図 3.3.3-5
図 3.3.4-1
図 3.3.4-2
図 3.3.4-3
図 3.3.4-4
図 3.3.4-5

ダイヤモンド素子を DSA モジュールに実装しα線で動作確認を行ったときの写真
トランジスタ、Nuk-CSA、Nuk-TIA それぞれの X 線照射セットア
ップ
CMOS65 nm トランジスタ､28 nm トランジスタ、22 nm トランジ
スタの耐放射線性能の例
フロントエンド集積回路 1 MGy 照射後の特性
バックエンド集積回路 X 線照射セットアップ
1 MGy 照射後 Tx-Rx 間通信デジタル信号の状態
Tx-Rx 間通信の耐放射線評価とより安定した通信を確保するための改良
γ線バックグラウンドに対する信号処理回路時定数の影響例
開発した中性子検出素子を使用して取得した中性子スペクトルの例（左）および FRS 熱中性子標準場での中性子感度測定セッ
トアップ（右）QST 高崎での試験結果
九州大学でのγ線バックグラウンド測定の結果
積層膜ダイヤモンド素子のγ線バックグラウンド耐性評価結果
中性子検出器モックアップを完成させ、中性子検出器として動作を確認するまでの過程
九州大学でのγ線照射試験のセットアップ
252

Cf 線源からの核分裂スペクトル

重水減速 252Cf 線源からの中性子スペクトル
シミュレーション計算において使用した計算体系の概念図....

3.2-15

....

3.3-2

....

3.3-2

....
....
....

3.3-3
3.3-4
3.3-5

....

3.3-5

....

3.3-6

....

3.3-7

....
....
....

3.3-8
3.3-8
3.3-9

....

3.3-10

....
....
....
....

3.3-11
3.3-12
3.3-12
3.3-13....

3.3-14....

3.3-15....

3.3-18....

3.3-18

....
....
....

3.3-193.3-21
3.3-22252

図 3.3.4-6
図 3.3.4-7
図 3.3.5-1
図 3.3.5-2

Cf 線源からの核分裂スペクトルに対する検出器の応答波高分布
計算結果
252
Cf 線源からの核分裂スペクトルに対する検出器の応答波高分布
計算結果
未臨界過渡変化実験で測定された中性子計数の時系列データ
低い計数率条件と外れ値を模擬した仮想的な中性子計数の時系列データ

図 3.3.5-3

改良単純フィードバック法によるドル単位反応度の推定結果

図 3.3.5-4

確率母関数の比較

図 3.3.5-5

中性子計数の確率分布の比較

vi
- 24
vi -

JAEA-Review 2023-020

略語一覧
JAEA
CLADS
東電
1F
高エネ研
産総研
北大
名大
住友電工
EDP 社
Element Six
IRID

FRS

：Japan Atomic Energy Agency（国立研究開発法人日本原子力研究開発機構）
Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science：（廃炉環境国際共同研究センター）： 東京電力ホールディングス株式会社： 東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所： 大学共同利用機関法人高エネルギー加速器研究機構： 国立研究開発法人産業総合技術研究所： 国立大学法人北海道大学： 国立大学法人東海国立大学機構名古屋大学： 住友電気工業株式会社： 株式会社イーディーピー： Element Six Holdings Ltd.
： 技術研究組合国際廃炉研究開発機構： Facility of Radiation Standards（放射線標準施設）

vii
vii- 25 -

JAEA-Review 2023-020

概略
東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所（以下、「1F」という）の炉内状況の把握、燃料デブリ取出しの早期実現、臨界リスク管理に資することを目的とし、本研究では、遮蔽不要な臨界近接監視システム用中性子検出器の要素技術を開発した。
具体的な目標設定は、“測定環境体系が不明で中性子低係数率かつ高いγ線バックグラウンドであっても中性子モニタリングにより深い未臨界が判定できる装置および解析手法であれば、その要素技術は他の手法でも利用可能である”という理念の基、具体的には遮蔽不要な臨界近接監視システム用中性子検出器には、軽量かつ最大 1 kGy/h の高 γ 線環境下で数 cps/nv の高い中性子検出感度を満たす仕様とした。これを実現するために炉雑音解析法からの要請を基に、ダイヤモ
ンド中性子検出素子と耐放射線性集積回路技術を応用・発展させた信号処理・データ転送用集積回路を使用した計測要素を試作し、目標を達成したのち、6 cm 径ドライチューブ挿入可能な実機
モックアップを開発し、それを基に実機開発に必要なデータを取得した。また実機の使用を想定した臨界近接評価手法の検討も並行して行い、体系情報が不明かつ低い中性子計数率でも適用可能な逆動特性法も開発した。
令和 2 年度では、耐放射線トランジスタの開発、臨界近接監視システムの設計、信号処理・データ転送用集積回路の設計を行い令和 3 年度での製作と評価に備えた。中性子検出素子に関して
は中性子検出用ダイヤモンド素子の中性子検出効率および高γ線環境下での動作について評価を行った。
令和 3 年度では、令和 2 年度の評価を踏まえて目標に対して次の成果を得た。γ線計数/中性子計数の割合＜1 の条件であれば、目標とする中性子感度が達成できれば実時間で深い未臨界はモ
ニタリング可能であることが示された。この結果を基にシミュレーションにより中性子検出素子を評価し、目標とする感度を達成するためには、最大で数千個の検出素子および 1 MGy まで動作する信号処理回路が必要であることが明確にした。これらの結果を基に、ダイヤモンド中性子検
出素子の開発、信号処理集積回路とシステムの詳細デザインにフィードバックをかけた。
令和 4 年度では、前年度までの要素技術を組み合わせ最終試験を行い、1 kGy/h での安定動作確認、中性子感度の測定および目標値達成の確認を行った。また PO 等関係者と議論を行い、実機相当の仕様を満たすモックアップを開発し実機開発における問題点を洗い出した。並行して、ダイヤモンド検出素子量産化に向けたベンチャー企業を立ち上げ次のステップに備えた。
今後の検討課題としては、ダイヤモンド素子量産化および中性子感度向上に向けた研究開発、実機に組み込むための集積回路等実装技術も含めた開発改良最適化、原子炉等のフィールド試験を経て使用実績を積み重ねることなどが挙げられる。
前年度までの成果報告書：
・JAEA-Review 2021-038，遮蔽不要な臨界近接監視システム用ダイヤモンド中性子検出器の要素技術開発（委託研究）令和 2 年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業，65p，2021，
URL：https://doi.org/10.11484/jaea-review-2021-038
・JAEA-Review 2022-031，遮蔽不要な臨界近接監視システム用ダイヤモンド中性子検出器の要素技術開発（委託研究）令和 3 年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業，89p，2022，
URL：https://doi.org/10.11484/jaea-review-2022-031

viii
viii
- 26 -

JAEA-Review 2023-020

1.

はじめに
1F における燃料デブリ取り出し作業において、燃料デブリ形状や水量の変化による臨界を防止
し、万が一臨界が生じた場合でも一般公衆および作業員に過度の被ばくが生じることのないような臨界管理手法の確立が必須である。これに対応するため、技術研究組合国際廃炉研究開発機構（以下、「IRID」という）では参考文献[1-1]等で公表されている、燃料デブリ臨界管理技術を開発している。この中で解決すべき課題が最大 1 kGy/h の高γ線環境下で燃料デブリからの微弱な中性子を計測可能とする数 cps/nv の中性子検出感度を持った、軽量な臨界近接監視システムの実現にある。
初期に使用される臨界近接監視システムは、狭隘なペネトレーションを通して原子炉格納容器（PCV）内に挿入する必要があり、燃料デブリ取り出し装置のペイロードから重量制限が非常に厳
しく、PCV 詳細調査用アーム型アクセス装置は 10 kg 未満[1-2]となっている。また当初は中性子線源を用いた動的手法の使用は選択肢から外されており、炉雑音解析法の要請から数 cps/nv の中性子検出感度を持つ必要がある。参考文献[1-1]では 1 時間の測定で炉雑音法の一種であるファイマンα法による臨界度評価可能な高感度 10B 比例計数管（中性子検出感度: 2 cps/nv）の場合、厚さ 2 cm の鉛遮蔽が必要となり総重量が 150 kg を超えると試算している。また半導体中性子検出器の使用に関しては、信号対雑音比を向上させるためには信号処理回路をできるだけ検出器近傍に置く必要があり市販の集積回路を使用する場合放射線遮蔽が必要となる。ここまでで述べたよ
うに、臨界近接監視システムが満たさなくてはならない要求としては、高γ線環境下で数 cps/nvの中性子検出感度を持ち、軽量かつ小型であることが必須でありすべての要求を同時に満たすシステムを開発することは容易ではないが、学際連携等により原子炉格納容器、さらに原子炉圧力容器(RPV）内部で使用可能な素子開発からシステム構築までのノウハウを効果的に使用し臨界近接監視システムの開発を成功させることが、デブリ取り出し作業を遅延なく進める上で急務である。
上記の課題を検討していくと一般的には以下のようなことが明らかになる。
(1) 軽量化の観点からは、γ線防護のための遮蔽物の重量をできるだけ少なくする必要がある。
ただしこの場合γ線防護が必要な検出素子は使用不可能になる。
(2) 高γ線環境下での中性子検出の検出効率の向上に関しては、検出部の材料とγ線バックグ
ラウンドとの相互作用を減らすことが重要であり、検出部の材料以外は、RPV 内部もしくは燃料デブリの近辺に入れない方がよく、また使用する材料も原子番号の小さいものを使用することが望ましい。これにより検出部構造体からのコンプトン散乱による電子が減少することで、中性子検出に対するバックグラウンドも減少する。
(3) 検出素子の信号処理の観点からは、信号処理回路ができるだけ検出素子に近い方が雑音を減らし高い信号対雑音比で中性子検出が可能となる。現状検出部と人間が滞在可能な空間までは数 10 m 離れているため、可能な信号処理手法としては信号処理回路を検出素子に近づけるか、抵抗等で検出素子からの信号を電圧に変換し長距離ケーブルを通して信号を検出する
かの 2 種類と考えられる。後者の場合検出素子からの信号が大きい場合は適応可能だが、一般に半導体およびガスを使用した検出素子からの信号は小さく、ケーブルのインピーダンス
マッチングも考えた場合には実用的でない。
つまり、できるだけ原子数の小さい材料を用いて薄いもしくは物質量の小さい検出部を構築し、信号処理回路は検出素子の近くに置くことが可能であれば開発を推進することができる。ただし耐放射線性能は 1 MGy 以上必要である。この観点から臨界近接監視システムに対してどのような

１-1
1-1- 27 -

JAEA-Review 2023-020

要件が必要とされるかをさらに詳細に検討する。
ガンマ線バックグラウンド耐性を上げる構造として薄い検出素子を検討した場合、素子の電極間の距離が近くなるため原理的に検出素子容量は増加する。これは雑音を増加させるため、電極構造の観点からは読み出し電極を分割することが必須となる。特に半導体を使用した検出素子の場合は数 µm の検出層では、読み出し電極の大きさをセンチメートルオーダーまで広げると検出素子容量が 100 pF 以上に増加し、雑音の増加と信号処理回路の消費電力の増加や設計開発の困難さが問題となる。よって読み出し電極の細分化は必須となる。一方中性子検出効率を上げるためには検出素子の数を増加させる必要がある。この“検出素子数の増加要求”と上記(3)で述べた“検出処理信号処理部はできるだけ検出素子に近づけること”を満たすためには、臨界近接監視シス
テムに特化した多チャンネル検出素子信号読み出し用集積回路を開発せざるを得ない。このため
臨界近接監視システム開発においては耐放射線検出素子技術と耐放射線集積回路技術は避けて通ることのできない必須の技術となる。
さて、検出素子として半導体に目を向けてみると、監視カメラやロボットなどの目に使用される CCD カメラなどのシリコン半導体センサーは放射線計測にも多く用いられるが、耐放射線性能が高くないため、高放射線環境下の原子炉内部調査には不向きである。一方、ダイヤモンドは半導体センサー材料として優れた特性を持っており、特にワイドギャップおよび低誘電率により、高放射線環境下では他の半導体をしのぐ信号対雑音比を有する優れたセンサー材料である。また
原子番号も 6 であり物質量も小さく前述の要請を満たす。この材料を使用した素子製作技術や評価に関しては北海道大学（以下、「北大」という）および産業技術総合研究所（以下、「産総研」という）は種々の技術蓄積を保有し、世界の中でも開発拠点となっている。
耐放射線電子回路の開発という観点からは使用するトランジスタの耐放射線性能を考慮しなくてはならない。高エネルギー加速器研究機構（以下、「高エネ研」という）では B ファクトリー加速器・Large Hadron Collider・大強度陽子加速器施設等世界最強加速器の高放射線環境下で動作する数十万チャンネルを超えるセンサーおよび信号処理用集積回路開発と実用化を行ってきた。
その経験から、超微細 CMOS プロセスを用い、かつトランジスタ構造を変えることで、商用シリコ
ン半導体プロセスを使用した集積回路でも数 MGy もの高放射線環境下で安定に動作することがわ
かっている。
我々は日本が世界に誇るダイヤモンド放射線検出器技術、耐放射線測定装置の開発で培われた耐放射線性集積回路技術、大規模計測システムの豊富な開発経験に基づき、名古屋大学（以下、「名大」という）と連携し未臨界度測定の専門家の知見を反映した遮蔽不要な臨界近接監視モニターの開発を行う。また開発された技術要素は名大および日本原子力研究開発機構（以下、「JAEA」という）との連携のもとそれぞれの機関で所有している特色ある評価場を評価に使用する。これ
により臨界近接監視システムの実現に必要な計測要素の試作と評価を行い、実機の成立性検証な
らびに設計に必要な基本データの取得を行う。これらの知識を実機開発計画につなげることで、廃炉工程が遅延なく遂行することを目標に本プロジェクトを推進する。また耐放射線性半導体のような廃炉に関わる基本技術を国内で持つことは安全保障上の観点からも重要な意味を持ち、現場からの要求に対して柔軟な対応も可能となるため、本プロジェクトで蓄積された技術ノウハウを生かし他のプロジェクトへの技術還元などを推進していく。

1-2
-1-2
28 -

JAEA-Review 2023-020

2. 業務計画
2.1 全体計画
本研究の目標は以下の通りである。
・1 kGy/h のγ線環境における微弱中性子計測可能な計測要素の実現
・炉雑音解析法（ファイマンα法）で要求される時間幅 1 µs で中性子計数の経時変化を連続測定可能な信号伝送系の構築
・炉雑音解析法で要求される中性子検出感度を達成可能なスケーラブルシステムの構築
・主要構成部品の 1 MGy 以上の耐放射線性（努力目標 4 MGy）
上記を達成することで、実機成立性を実証し、実機開発の設計・開発に必要な要素技術を獲得する。この研究を遂行するにあたり次項から述べる 3 項目を研究組織（高エネ研、北大、産総研、
名大、JAEA）が連携する。図 2.1-1 に当初目標とした中性子検出器の概念図を示す。

図 2.1-1 臨界近接監視システム実機の中性子検出部のイメージ（本要素技術開発ではダイヤモンド検出素子―検出素子列・読み出し集積回路―検出素子層制御・読み出し集
積回路―全体制御・読み出し集積回路を基板モジュール上に実装した計測要素を製作し、1 kGy/h の高γ線環境下における中性子計測性能評価試験等を行う。
）

2-1
2-1
- 29 -

JAEA-Review 2023-020

2.1.1 高耐放射線スケーラブル中性子検出器 信号読み出しシステム開発
実機では数千チャンネルの中性子検出素子からの信号を処理しデータ転送する必要がある。
また炉雑音解析法による実効増倍率測定を行うためには時間幅 1 µs で中性子計数の時間変化の計測が必要となる。これらを実現するために、積算線量 1 MGy 以上、努力目標 4 MGy の耐放射線性を持った中性子検出素子、検出素子からの信号を処理するフロントエンド集積回路、制御なら
びに信号伝送を行うバックエンド集積回路を開発し、複数のモジュール（以下、「モジュール」という）上に実装する。モジュール数を増やすことで必要な中性子検出効率をスケーラブルに達成可能とするシステムを開発する。
(1) スケーラブルシステム開発
臨界近接監視システムでは必要な中性子検出効率を確保するため数千チャンネルの中性子検出素子からの信号を処理・伝送する必要がある。これを実現するため、同一モジュール上に検出素子、信号処理用集積回路、制御・データ転送用集積回路を実装する。さらにモジュール単位で計測要素を増やすことで、検出効率向上等の要求に柔軟に対応可能なスケーラブ
ルなシステムとなる。これを担保するため、高エネ研で開発してきた半導体ピクセル検出器の制御読み出し手法を基盤としてスケーラブルシステムの設計・開発を行う。下記に述べる
耐放射線性集積回路群を開発、使用することで、遮蔽不要で十分な検出効率と時間分解能を有する臨界近接監視システムを実現可能とする。
(2) フロントエンド集積回路開発
検出素子からの信号読み出し用途に使用可能と考えられるCMOS 22 nmおよび28 nmの最先端半導体プロセスとCMOS 65 nmプロセスの耐放射線性評価を行う。各プロセスで最小線幅のトランジスタを含め数種類の基本デバイスを製作し、アニーリング効果も含め耐放射線性能を調査する。その結果を中性子検出素子読み出し用集積回路開発へフィードバックする。本
スケーラブルシステムにおいて、トータルドーズ効果による特性劣化はフロントエンド集積回路で最も顕著に表れる。したがって、集積回路の耐放射線性強化を本項目で行うことでス
ケーラブルシステムの開発を円滑に行うことが可能となる。
(3) バックエンド集積回路開発
中性子計測に基づく臨界近接監視システムでは、時間幅1 µsで中性子を計数し、その時間変化を記録可能とする必要がある。このためには100 ns程度の時間分解能を維持し、検出した中性子信号を限られた信号線数により送受信する必要がある。さらにフロントエンド集積回路の制御も行う。これを数千チャンネル規模の検出素子に対して実現するため、機能を分割した、複数の集積回路を開発する。一つは組み合わせ回路を利用し100 nsの時間分解能を維持した中性子数計測回路を含むフロントエンド集積回路との信号の送受信を行う集積回路であり、もう一つは同様の機能を持ちながら情報を多重化し信号線数を減らすために必要な集積回路である。
2.1.2 ダイヤモンド中性子検出素子の開発
臨界近接監視モニター用中性子検出器の中性子検出素子をダイヤモンド放射線検出素子 10B4C
等の中性子・荷電粒子変換物質の組み合わせにより試作する。臨界近接監視モニター用中性子検出器実機では 5 mm 角のダイヤモンドであれば数百枚～千枚程度が必要となる。本開発では高耐放射線スケーラブル中性子検出器信号読み出しシステム開発で開発する耐放射線性集積回路群と組み合わせて最終的に評価する。電極サイズ、結晶厚さの最適化を進め、計測要素試作に必要な個数の検出素子を製作する。さらにモジュール上への実装技術の開発を高エネ研と共同して行い、段階的に計測要素を供しながらフィードバックをかけ開発を進める。

2-2
-2-2
30 -

JAEA-Review 2023-020(1) 自立膜型ダイヤモンド中性子検出素子の開発
すでに実績のある住友電工製高圧高温（HP/HT）IIa 型単結晶基板とマイクロ波プラズマ CVD
法により北大で検出素子用ダイヤモンド単結晶を合成し、産総研が支援するイオン注入・リ
フトオフ法により自立膜化する。結晶厚さ、電極面積を変え、S/N 比、γ線応答などを評価し検出素子の仕様を決定する。検出素子の量産を見据え、7～8 mm 角程度の不定形単結晶基板
からレーザー切断を使用した 5 mm 角程度の定型検出素子の製作、複数枚同時合成技術の開発も行う。1 枚の基板を検出素子用自立膜合成に使用し、次の合成に使用するまで平均 3 ヵ月かかるため、基板数の確保が重要となる。また、基板の繰り返し利用により基板面積が縮小するため、HP/HT IIa 型基板の新規購入に加え、2.1.2(2)で代替基板の開発が必要となる。
産総研はイオン注入・リフトオフ、カソードルミネッセンス法による合成ダイヤモンドの評価を行う。さらに北大の合成条件では合成面に数 µ～10 µm の凹凸が発生するため、これを改善する目的で平滑表面を有するダイヤモンド合成条件の探索も担当する。
(2) CVD 単結晶ダイヤモンドの自立膜型ダイヤモンド合成基板への利用可能性検証
2.1.2(1)で使用する住友電工業製 HP/HT IIa 型単結晶基板は年間生産数量に制限がある。
並行して代替可能なダイヤモンド単結晶基板を探索する。結晶性・純度ともに高いエレメン
トシックス社製 CVD 単結晶や自立型単結晶ダイヤモンドの検出素子開発用自立膜合成用基板としての利用可能性を探る。産総研は 2.1.2(1)同様、イオン注入・リフトオフ、カソードル
ミネッセンス法による支援を行う。
(3) 積層型ダイヤモンド中性子検出素子の開発
産総研が中心となり HP/HT IIa 型基板と比較すると、結晶性に劣るものの 1 cm 角以上の大型単結晶が入手可能なモザイク結晶、ヘテロエピタキシャル結晶を使用した積層型ダイヤモ
ンド検出素子の試作を行う。キャパシタンスの問題はあるが中性子検出に必要な膜厚は 20 µm以下であることから薄膜 i 層/p 十層による積層構造を内部に組み込んだ検出素子構造を試作する。北大はこの試料の検出素子化と評価を担当し、X 線照射試験も行う。
(4) 検出素子の基板実装技術の開発
検出素子の基板実装法、耐放射線性集積回路との接続方法について、北大が高エネ研と協力しながら開発を進める。産総研は検出素子用ダイヤモンドの平滑化技術の開発を行う。
2.1.3 検出素子、計測要素の性能評価と臨界近接監視手法の検討
北大 LINAC-II、JAEA・放射線標準施設、名大コバルト照射施設を使い、検出素子、計測要素の中性子感度評価、γ線影響評価等性能試験を行い、実機開発に必要なデータを取得する。さらに実機使用を想定した臨界近接監視手法を検討する。
(1) 検出素子の性能評価試作した検出素子の評価として、I-V、C-V 測定、α線を用い電荷キャリア輸送特性を評価する。さらに 10B4C 等の中性子・荷電粒子変換物質を付与した中性子検出素子を試作し、252Cf
等中性子源、北大 LINAC-II での動作試験、JAEA FRS 熱中性子標準場での中性子感度評価を行う。また名大γ線照射施設において検出素子のγ線感度評価を行う。
(2) 集積回路等の耐放射線性試験
北大の X 線照射施設を使用し、検出素子の一部、耐放射線性集積回路等の照射試験を行う。
これまでの経験から X 線照射はオゾンの発生を伴うことからγ線照射よりも電子デバイスに対しては過酷な条件となる。集積回路に関してはγ線照射試験を高エネ研が担当して行う。

2-3
2-３- 31 -

JAEA-Review 2023-020(3) 検出要素+フロントエンド集積回路の性能評価
2.1.3(1)で開発した中性子検出素子とフロントエンド集積回路を組み合わせた計測要素に対して 252Cf 等中性子源を使用した評価を行う。名大γ線照射施設において中性子検出素子とフロントエンド集積回路を組み合わせた計測要素のγ線影響評価を行う。
(4) 検出素子+フロントエンド集積回路+バックエンド集積回路の性能評価
中性子検出素子、フロントエンド集積回路、バックエンド集積回路を結合した計測要素を
α線、252Cf、北大 LINAC-II で評価する。さらに JAEA の標準放射線場で中性子感度評価を行う。最後に 1 kGy/h のγ線環境での影響評価ならびに同環境における中性子計測を行う。
(5) 臨界近接監視手法の検討
上記 2.1.3(1)、2.1.3(3)および 2.1.3(4)で得られたデータをもとに臨界近接監視手法の適用手法を検討し、実機での予測性能の評価を行う。
2.1.4 研究推進
研究代表者の下で各研究項目間ならびに廃炉環境国際共同研究センター（以下、「CLADS」という）等との連携を密にして、研究を進める。また、研究実施計画を推進するための打合せや会議等を開催する。

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-2-４
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JAEA-Review 2023-020

2.2 実施体制
実施体制を図 2.2-1 に示す。

図 2.2-1 実施体制図

2.3 令和 4 年度の成果の目標および業務の実施方法
2.3.1 高耐放射線スケーラブル中性子検出器信号読み出しシステム開発(1) スケーラブルシステム開発
令和 3 年度までに明確になった改良点を取り入れ、検出器および複数の集積回路が実装可能なモジュールを設計し、検出器および集積回路の実装を行いスケーラブルな中性子検出器システムを完成させる。システムの性能は北大、名大、JAEA と連携し評価を行う。
(2) フロントエンド集積回路開発
令和 3 年度までの結果を踏まえたフロントエンド集積回路デザインにフィードバックさせ、他の研究者と連携しシステム評価および放射線評価を行う。
(3) バックエンド集積回路開発
令和 3 年度までに明らかになった改良点を基にデザインを決め集積回路を開発する。また他の研究者と連携し、システムの動作評価、耐放射線評価、中性子検出機能評価など行
う。

2-5
2-5
- 33 -

JAEA-Review 2023-020

2.3.2 ダイヤモンド中性子検出素子の開発（1) 自立膜型ダイヤモンド中性子検出素子の開発
令和 3 年度に引き続き HP/HT IIa 型単結晶ダイヤモンド基板等を購入し、イオン注入・
リフトオフ法により検出素子用ダイヤモンド単結晶自立膜を製作する。検出素子用ダイヤ
モンド単結晶自立膜の結晶性はカソードルミネッセンス法によって評価する。電荷キャリ
ア輸送特性向上によるチャージアップ対策ならびに検出器製作時の加工を念頭に置いた表面平滑化を目的として酸素添加を含め合成条件を探索する。検出器のチャージアップ耐性の改善を目的として成長層の基板側層の除去を試みる。これらの検出素子に対し B4C 等を付加することで中性子検出素子を試作する。また中性子検出効率ならびに信号雑音比向上を目的として微細加工技術の導入を試みる。
（2）積層型ダイヤモンド中性子検出素子の開発
量産性が期待できる積層型ダイヤモンド検出素子の性能検証を行う。
（3）検出素子の基板実装技術の開発
令和 3 年度の結果に基づき、中性子検出素子、フロントエンド集積回路、バックエンド
集積回路を実装するモジュールを製作し、項目 2.3.3 で使用する計測要素の製作に供する。
2.3.3 検出素子、計測要素の性能評価と臨界近接監視手法の検討（1）集積回路等の耐放射線性試験
項目 2.3.1 から供される試料に対して X 線を照射する。
（2）検出要素+フロントエンド集積回路の性能評価
中性子検出素子、フロントエンド集積回路を組み合わせた測定要素に対して中性子源を使用した動作試験を行う。またγ線照射試験を行う。
（3）検出素子+フロントエンド集積回路+バックエンド集積回路の性能評価
中性子検出素子、フロントエンド集積回路、バックエンド集積回路を結合した計測要素に対して中性子源を使用した動作試験を行う。またγ線照射試験を行う。
（4）臨界近接監視手法の検討
ダイヤモンド中性子検出器を用いて、1F における燃料デブリ取り出し作業時の臨界近接監視を行うための手法に関する検討を進める。燃料デブリ取り出し作業時の臨界近接監視手法として、現時点で候補として挙げられている未臨界度測定手法について課題を抽出する。
2.3.4 研究推進
研究代表者の下で各研究項目間ならびに CLADS 等との連携を密にし、1F 現場に実機適用すべく、現場との意見/情報交換を行いながら、研究を進める。また、研究実施計画を推進するための打合せや会議等を開催する。

2-6
2-6- 34 -

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3. 実施内容および成果
3.1 高耐放射線スケーラブル中性子検出器 信号読み出しシステム開発（令和 2 年度～令和 4
年度）
3.1.1 スケーラブルシステム開発（令和 2 年度～令和 4 年度）(1) 令和 3 年度までの概要
令和 2 年度にはシステム評価に必要なモジュール設計の検討を開始し、システムデザ
インを進めた。またシステム評価用モジュールを開発した。これらの評価結果を基に次年度のスケーラブルシステム構築へフィードバックをかけた。
開発目標を明確にし、そのシステム仕様にフィードバックをかけるため、未臨界モニ
ターシステムのエミュレータを開発した。
令和 3 年度には開発した集積回路およびシステム評価に必要なプロトタイプモジュールを開発し、システムデザインを進めた。これらの評価結果を基に次年度のスケーラブ
ルシステム構築へフィードバックをかけた。
装置設計を開始し、プロトタイプ丸形モジュールを開発し動作の検証を行った。また、
デブリ取出し用ペネトレーション内径等が異なったときの装置デザインも行い、直径 10cm 対応のデザインを検討した。
(2) 令和 4 年度実施内容および成果
令和 3 年度までに明確になった改良点を取り入れ、検出器および複数の集積回路が実装可能なモジュール（図 3.1.1-3～4）を設計し、検出器および集積回路の実装を行いス
ケーラブルな中性子検出器システムを構築した。
（検出素子を接続しての評価に関しては
3.3 を参照のこと）。これらシステムの性能は北大、名大、JAEA および九州大学と連携し評価を行った。また開発したモジュールの接続試験を行うため、コンピュータ用制御ソ
フトウエアおよび動作モニタリングソフトウエア（図 3.1.1-5）を開発した。
それぞれの要素を接続し動作が確認できたため、6 cm 径のドライチューブに挿入可能な中性子検出器のモックアップを組み上げ（図 3.1.1-6、検出素子のモジュール実装については 3.2.4 を参照のこと）中性子で動作確認（評価結果等は 3.3.4 を参照のこと）を行った。以下詳細について述べる。
中性子検出器信号読み出しシステムは、3.2 で述べる中性子検出素子と 3.1.2 および3.1.3 で述べる集積回路群を実装した複数の電子基板モジュール（以下、「モジュール」という）からなる。開発において重要な開発仕様を以下に示す。
A.

1 kGy/h のγ線照射場中で、中性子感度数 count/nv を達成する。これは耐放射線性能を有した素子を使用すること、高レートで検出素子に入射するγ線バックグラ
ウンドが生成する荷電粒子の生成する微小信号がパイルアップを起こさない高速信号処理回路の開発および中性子信号とγ線バックグラウンドおよび雑音を分離可能な適切なモジュール化、さらにはそのモジュールを組み合わせることによる中性子感度の向上により実現される。
B.
運搬用ロボットへの重量負荷を減らす。これは耐放射線性能を有する素子を使用することで遮蔽用シールド材を取り除き軽量化を行う。この要件は主に検出素子お

3.1-1
3.1-１
- 35 -

JAEA-Review 2023-020

よび集積回路の耐放射線化により達成される。詳細は 3.1.2、3.1.3、3.2 および 3.3.2
で述べる。
C.
中性子強度、未臨界モニター挿入穴や設置場所等の環境条件に可能な限り柔軟な対応ができるシステムとする。詳細は後述するが、これを実現するために検出素子を信号処理要素を小さい単位でモジュール化し、それらを統合し制御およびデータ収集可能なシステムを構築することで、環境に応じた中性子感度の増減、形状変更等が可能にする。
D.
コンピュータまでの 50 m 以上の長距離高速信号転送をできるだけ少ない本数のケーブルで行う。未臨界モニターで必要な情報は、単位時間当たりの中性子カウント数（炉雑音法等を適応する場合等は 1 マイクロ秒当たりの中性子カウント数）である
ため、信号対雑音比および消費電力を検討した場合、長距離アナログ信号を送るより検出素子近傍でデジタル信号化した情報を長距離転送すべきである。これは主に3.1.3 で述べる耐放射線バックエンド集積回路（Tx および Rx）とその搭載モジュー
ルにより達成される。

図 3.1.1-1 形状が異なる臨界近接監視モニター用中性子検出器のデザイン例（緑色の部分
はモジュールを表し複数の中性子検出素子と耐放射線信号処理集積回路からなる。中性子検出素子は、ダイヤモンドを用いた放射線検出素子とリチウムやホウ素同位体を用いた中性子コンバータより構成される。
）
上記 C で述べた仕様を満たすことで、図 3.1.1-1 に示すような、形状が異なる未臨界モニターを設計することが可能になる。
このデザインを実現するシステムの全体構成および仕様を図 3.1.1-2 と表 3.1.1-1 に
示す。
3.1-2
- 36 3.1-2

JAEA-Review 2023-020

図 3.1.1-2 臨界近接監視モニター用中性子検出器のブロックダイアグラム（構成要素は、
中性子検出素子、フロントエンド集積回路:3.1.2 において説明がある Nuk-CSA および NukTIA の 2 種類、Column Controller:CC、Array Controller:AC、データ転送集積回路:Tx、データ受信集積回路:Rx より構成される。
）
表 3.1.1-1 本課題で開発した耐放射線集積回路群の名称と機能についてのまとめ

3.1-3
3.1-3
- 37 -

JAEA-Review 2023-020

図 3.1.1-3 6 cm 径ドライチューブに挿入できるようにデザインされた各モジュールの写
真（図 3.1.1-1 も参照のこと。
）

図 3.1.1-4 16 cm 径ペネトレーション孔に挿入できるようにデザインされた各モジュールの写真（図 3.1.1-1 も参照のこと。
）

これらを実現したモジュールの写真を図 3.1.1-3～4 に示す。さらにこれらをコンピュータに接続して制御およびデータ取集を行うためのソフトウエアも開発した。そのソフトウエアのスクリーンショットを図 3.1.1-5 に示す。このソフトウエア[3.1-1]は、どのコン

3.1-4
3.1-4
- 38 -

JAEA-Review 2023-020

ピュータでも保有するイーサネットポートとの通信を基盤として、ネットワークを通じて
複数の中性子検出器からのデータをモニターできるような構造を持っており、ロボット関係のソフトウエアプラットフォーム（RT ミドルウエア）[3.1-2]と親和性が高い。

図 3.1.1-5 中性子検出器用制御・データ収集ソフトウエア（このソフトウエアはイー
サネット通信をベースに外部機器とのやり取りができるため、他の機器との接続に特別なボードやソフトウエアの開発は必要がない。また本文中で述べているロボット制御に使用されるミドルウエアの一つで国際標準となっている RT ミドルウエアとの親和性も高い。
）

我々は、PO のレビュー結果を受け、グループ内で議論し、より実機に近いシステムで検証を行い、次のステージへ確実につなげるために 6 cm 径ドライチューブ挿入用モックア
ップ（図 3.1.1-6 参照）を開発した。このモックアップを用いて中性子感度の評価を行っ

3.1-5- 39 3.1-5

JAEA-Review 2023-020

た結果の詳細は、3.3.3 で述べるが正しく動作し中性子感度も予想している値で、デモン
ストレーションは成功した。
さらに中性子減速材の厚さについてもシミュレーションで検討を行い、その結果は3.3.3 で述べる。

図 3.1.1-6 ドライチューブ挿入用中性子検出器モックアップ（電磁シールド
ケースは、予算の都合により想定よりも厚いものになっているが、実際は 1 mm未満で良い。
）

3.1-6- 40 3.1-6

JAEA-Review 2023-020

3.1.2 フロントエンド集積回路開発（令和 2 年度～令和 4 年度）(1) 令和 3 年度までの概要
令和 2 年度には 1 MGy までの動作実績がある商用プロセスを用い、1 MGy 以上の放射線環境での耐性を評価した。並行して、1 MGy まで動作実績のあるプロセスを使用し中性子検出器用フロントエンド集積回路を設計した。
CMOS65 nm トランジスタの耐放射線評価のために、量子科学技術研究開発機構（以下、「QST」という）において 1 MGy 以上の照射を行った。この CMOS65 nm プロセスを用いてダイヤモンド中性子検出素子用信号処理集積回路を開発した。また CMOS22 nm プロセスの耐放射線性能を評価するために、評価用トランジスタ素子の製造を行った。
令和 3 年度には 1 MGy までの動作実績がある商用プロセスを用い、1 MGy 以上の放射線環境での耐性を評価した。並行して、1 MGy まで動作実績のあるプロセスを使用し中性子検出器用フロントエンド集積回路を開発し動作確認した。また、バックエンド集積回路と合わせて試験を行い、評価結果を踏まえ改良し再試作評価を行った。
フロントエンド集積回路のみの評価モジュールを製作し評価を行い、集積回路の再デザ
イン後に、フロントエンド集積回路とバックエンド集積回路の評価モジュールを開発し評価を行った。
(2) 令和 4 年度実施内容および成果
令和 3 年度までの結果を踏まえたフロントエンド集積回路デザインにフィードバック
させ、他の研究者と連携しシステム評価（3.3.2～3.3.4 参照のこと）および放射線評価（3.3.1 を参照のこと）を行った。
今まで開発を進めてきた高信号対雑音比を持つ集積回路だけでなく、より高バックグ
ラウンドにも耐えうる高速応答の可能な信号処理回路も開発し動作確認（図 3.1.2-2）を行った。以下詳細について述べる。
フロントエンド集積回路は、中性子検出素子からの信号を高い信号対雑音比を保った
まま、中性子γ線弁別を行い、デジタル情報をバックエンド集積回路へ転送する役割を担う。このとき注意しなくてはいけないのがγ線バックグラウンドによる偽中性子信号出力である。この偽中性子信号は、信号処理回路の応答時間が遅ければ遅いほど（シェーピング時定数が長いほど）大きくなるため、我々が令和 3 年度に開発した信号処理回
路の時定数は 50 nsec としている。
（市販の 1 µ 秒の回路を使用すると中性子信号が判別できない程度の量の偽中性子信号出力が観測されることは、令和 3 年度までにわかっている）一方、現状のγ線バックグラウンドの観測値はわかっておらず、かつバックグラ
ウンドの量は検出素子まわりの物質量にも依存するため、プロジェクトグループ内で議論し、システムをロバストにするため、新たに高速の信号処理集積回路を開発し、どちらでも使用できるようにした。表 3.1.2-1 にそれぞれの諸元を示す。ここで Nuk-CSA は
令和 3 年度に開発を行ったフロントエンド集積回路で、Nuk-TIA が令和 4 年度に開発を行ったものである。これらを実装し電気的特性試験を行うためにモジュールを開発した。
開発したモジュールおよび評価セットアップの写真を図 3.1.2-1 に示す。また、それぞれの電気特性の測定結果を図 3.1.2-2 に示す。

3.1-7
3.1-7
- 41 -

JAEA-Review 2023-020

電気的特性は、当初の仕様を十分に満たしていることは確認できた。検出素子を接続した評価結果は 3.3.2～3.3.4 で述べる。どちらも中性子検出能力に関して十分な機能を備えることは確認できたが、実際に使用するために閾値の制御等に関して、より使
いやすくするために修正が必要であることも明確になった。
表 3.1.2-1 開発したフロントエンド集積回路の諸元（左の写真は対応する集積回路の写真であり、大きさは 1 mm 角である。
）

図 3.1.2-1 フロントエンド集積回路の電気的特性を評価するために開発したモジュールおよびそれぞれの評価セットアップ時の写真

3.1-8
3.1-8
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JAEA-Review 2023-020

特にγ線バックグラウンドは深い未臨界状態の判定に影響を与えるため、中性子信号
対γ線バックグラウンド信号比を 1 以上にする必要があることは、すでにわかっている
ため（令和 3 年度成果報告書 3.3.2.4 を参照）、できるだけ 1 検出素子当たりのγ線バッ
クグラウンド信号を 0.001 count/sec 未満に 抑えることが重要となる。この測定に関しては、3.3.2 項で述べるが、1 kGy/h において、ダイヤモンド検出素子をつけたどちらのフロントエンド集積回路も予定通りの性能を出し、γ線バックグラウンド除去性能は十分であることが実証された。

図 3.1.2-2 フロントエンド集積回路の電気的特性（左が Nuk-CSA、右が Nuk-TIA の特性である。Nuk-CSA はアナログモニターを備えているためノイズは直接測定を行った。
Nuk-TIA は出力パルスが 100 MHz 帯域を超えているため消費電力を抑えるためにアナロ
グモニター出力は備えていない。そのためデジタル出力用コンパレータの閾値を変化させることでノイズを評価した。その結果設計仕様と一致していることが確認できた。
）

3.1.3 バックエンド集積回路開発（令和 2 年度～令和 4 年度）(1) 令和 3 年度までの概要
令和 2 年度には 1 MGy まで動作実績のあるプロセスを使用し中性子検出器用バックエ
ンド集積回路を設計した。

3.1-9
3.1-9
- 43 -

JAEA-Review 2023-020

ダイヤモンド中性子検出素子のデジタルデータを数十 m 離れた未臨界解析用コンピュータへ転送するための高速デジタル信号転送素子は、耐放射線性能が最も必要とされるためヒーリング機構を持ったトランジスタを使用し設計した。
令和 3 年度には 1 MGy まで動作実績のあるプロセスを使用し中性子検出器用バックエ
ンド集積回路を開発し動作確認した。また、フロントエンド集積回路との接続試験を行い、評価結果を踏まえ改良し再試作評価を行った。
装置とコンピュータを接続するための長距離データ転送回路の評価を行った。
また、フロントエンド集積回路とバックエンド集積回路の評価モジュールを開発し評価を行った。
(2) 令和 4 年度実施内容および成果
令和 3 年度までに明らかになった改良点を基にデザインを決め集積回路を開発した（開発した集積回路の写真を図 3.1.3-1 に示す）。また北大と連携しシステム評価（3.3.2～3.3.4 参照のこと）および放射線評価（3.3.1 を参照のこと）を行った。
デジタル機能の評価確認完了だけでなく、より厳しい環境でもロバストに動作させる
ため、1 MGy を超える放射線耐性を持たせるための集積回路の工夫を取り入れ、かつ 132
Mbps で 70 m の長距離高速転送が可能であることを実証した。（図 3.1.3-2）
詳細を以下に示す。

図 3.1.3-1 開発したバックエンド集積回路群の写真（それぞれの機能概要については、表
3.1.1-1 にまとめられている。耐放射線等の試験結果等は 3.3 を参照されたい。
）

デジタル集積回路の評価は、コンピュータからの制御が安定して行えるか、またその制御をもとに正しいデジタルデータがコンピュータに送信されているかを、Tx と Rx 間のケーブル長を 2 m および 70 m の 2 種類で行った。具体的には、フロントエンド集積回
路にテスト用のレジスタを実装してあり、そのレジスタに値を書き込みその出力をコンピュータで読み取るという作業を繰り返した。その結果 10000 回複数のパターンで評価を行い誤動作は 0 回であった。
中性子検出器とコンピュータ間の安定した通信機能の維持は必須であるため、バックエンド集積回路群の評価と並行して Tx-Rx 間の通信安定度を向上させるための改良および評価を行った。

3.1-10- 44 3.1-10

JAEA-Review 2023-020

放射線耐性については、3.3.1 で詳細を述べるが、3 MGy まで照射してもデジタル機能に問題は見つからなかったが、さらに通信の安定度を増すため、照射量が増えるにしたがって減少するデジタル信号振幅を補償できるように回路構成を修正した。これによって 3 MGy を大きく超えて使用できるようになるため通信安定度は十分に確保できていると考える。
長時間転送評価時に 30 m 以上でエラーを確認したため、Rx 側（コンピュータ側）にイコライザを挿入し改良を行った。その結果 70 m でも長時間にわたって通信エラーが出ないようなシステムを構築できた。

図 3.1.3-2 132 Mbps､70 m データ転送の評価について（長時間転送評価時に 30 m 以上でエラーを確認したため、Rx 側（コンピュータ側）に対策を施し 70 m でも長時間にわたって通信エラーが出ないようなシステムに改良した。)

3.1.4 まとめ(1) スケーラブルシステム開発
臨界近接監視システムで使用する中性子検出器のデザインを複数行い、どのような環境でもモジュールの形状を変えることで対応できるシステムを開発し、全体動作を確認した。
当初予定にはなかった 6 cm 径中性子検出器（遮蔽不要:重量約 1 kg）のモックアップを開発し、中性子検出機能のデモンストレーションを行い、予定通りの性能を実現していることを確認した。

3.1-11- 45 3.1-11

JAEA-Review 2023-020(2) フロントエンド集積回路開発
1 kGy/h のγ線環境下でも使用可能なフロントエンド集積回路（Nuk-CSA）を開発した。
現状γ線環境が不明であるため、当初予定になかったが、より高γ線照射環境下でも使用可能な別のフロントエンド集積回路（Nuk-TIA）も開発し動作を確認した。積算照射量
1 MGy で動作していることも確認した。
(3) バックエンド集積回路開発
2 種類のデータ収集制御用デジタル集積回路（CC、AC）と中性子検出器からのデジタル信号をコンピュータへ転送するための送受信集積回路（Tx、Rx）を開発し、70 m ケーブ
ル長 132 Mbps の速度での良好なデジタル転送動作を確認した。また過酷環境下で通信機能の信頼性を増すために改良を施した。

3.1-12- 46 3.1-12

JAEA-Review 2023-020

3.2 ダイヤモンド中性子検出素子の開発（令和 2 年度～令和 4 年度）
ダイヤモンド素子については二つの R&D を軸に開発を進めた。一つ目は性能に優れ、動作実績のある自立型ダイヤモンド素子をベースとした中性子検出素子の開発で、もう一つは量産性に優れた積層型ダイヤモンド素子の開発である。表 3.2.1-1 にそれぞれの構造図とともに特徴をまとめた。
表 3.2.1-1 自立型ダイヤモンド検出素子および積層型ダイヤモンド検出素子の構造とその特徴

3.2.1 自立膜型ダイヤモンド中性子検出素子の開発（令和 2 年度～令和 4 年度）(1) 令和 3 年度までの概要
令和 2 年度には HP/HT IIa 型単結晶ダイヤモンド基板等を購入し、イオン注入・リフ
トオフ法により検出素子用ダイヤモンド単結晶自立膜を製作した。製作した自立膜の表面構造欠陥を表面構造評価法および透過型偏光顕微鏡法、X 線回折法により評価した。評
価結果は北大にフィードバックし、成長技術の改善を検討した。
6 mm 角の HP/HT IIa 型単結晶ダイヤモンド基板を住友電工から購入した。産総研において IIa 型基板に対しイオン注入を行い、北大でホモエピタキシャル成長、再度産総研でリフトオフを行った。結晶評価は産総研、北大で協力して行った。
令和 3 年度には前年度に引き続き HP/HT IIa 型単結晶ダイヤモンド基板等を購入し、イオン注入・リフトオフ法により検出素子用ダイヤモンド単結晶自立膜を製作した。検出素子用ダイヤモンド単結晶自立膜の結晶性は、カソードルミネッセンス法によって評価した。検出器のチャージアップ耐性の改善を目的として成長層の基板側層の除去を試

3.2-1
3.2-1
- 47 -

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みた。2 次イオン質量分析法（SIMS）を用いて検出素子用ダイヤモンド単結晶自立膜の残留不純物を評価し、チャージアップの要因を調査した。γ線影響低減の試みとして、エネルギー補償型検出器を試作した。これらの検出素子に対し B4C を付加することで中性子検出素子を試作した。
製作したダイヤモンド単結晶自立膜に対し、カソードルミネッセンス法による評価後、検出器を製作し 3.3 で行う実験に供した。酸素添加によりホウ素不純物が低減する効果
を SIMS を用いて確認した。エネルギー補償型検出器ならびに B4C を付加した中性子検出素子の試作も行い、252Cf 線源中性子を用いた実験により動作を確認した。
(2) 令和 4 年度実施内容および成果
令和 3 年度に引き続き HP/HT IIa 型単結晶ダイヤモンド基板等（図 3.2.1-1）を購入し、イオン注入・リフトオフ法により検出素子用ダイヤモンド単結晶自立膜を製作した（図3.2.1-2）。検出素子用ダイヤモンド単結晶自立膜の結晶性はカソードルミネッセンス法によって評価した（図 3.2.1-3）。電荷キャリア輸送特性向上によるチャージアップ対策ならびに検出器製作時の加工を念頭に置いた表面平滑化を目的として、酸素添加を含め合成条件を探索した（表 3.2.1-2～表 3.2.1-3, 図 3.2.1-4～図 3.2.1-5）。検出器のチャージア
ップ耐性の改善を目的として、成長層の基板側層の除去を試みた（図 3.2.1-6）。これらの検出素子に対し B4C等を付加することで中性子検出素子を試作した（図3.2.1-7）。また、中性子検出効率ならびに信号雑音比向上を目的として微細加工技術の導入を試みた（図3.2.1-8～図 3.2.1-9）。
6 mm 角以上の大型ダイヤモンド基板上への均一な
ダイヤモンド合成を合成条件の改善により実現した（図 3.2.1-10）。酸素添加を含めた条件で中性子検出素
子用ダイヤモンド単結晶自立膜を製作し、酸素添加による表面の平滑化を実証した（図 3.2.1-5）。製作した
図 3.2.1-1 購入した HP/HT
IIa型単結晶ダイヤモンド基
自立膜に電極を形成し（図 3.2.1-11）、自立膜型ダイヤ
モンド中性子検出素子の動作を実証した（図 3.3.3-2）。 板
詳細を以下に示す。
HP/HT IIa 型単結晶ダイヤモンド基板（図 3.2.11）を住友電工より購入し、イオン注入・リフトオフ法
により検出素子用ダイヤモンド単結晶自立膜（図3.2.1-2）を複数枚製作し中性子検出素子開発に供した。
検出素子用ダイヤモンド単結晶自立膜の結晶品質はカソードルミ ネッセンス法によって 評価した （ 図
3.2.1-3）。測定の結果から、自由励起子再結合発光（FE発光）を示す波長が 235 nm のところに鋭く強度の高い
図 3.2.1-2 製作した検出素子
用ダイヤモンド単結晶自立膜
ピークが現れており、結晶品質が高い結晶であると考のレーザー顕微鏡像例えられる。また、235 nm 以外の波長には目立ったピークが見られないことから、結晶中の不純物や構造欠陥の含有量も少ないと考えられる。
3.2-2- 48 3.2-2

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電荷キャリア輸送特性向上によるチャージアップ対策ならびに検出器製作
時の加工を念頭に置いた表面平滑化を目的として、酸素添加を含め合成条件を探索した。電荷キャリア輸送特性の向上
に関して、表 3.2.1-2 に示すように酸素添加濃度を 0%から 0.8%まで変化させた条件で検出素子用ダイヤモンド単結晶
自立膜合成を行った。その後、合成した各試料の電荷キャリア輸送特性の評価
図 3.2.1-3 製作した検出素子用ダイヤモンを行ったところ酸素添加濃度低い O2_0,
ド単結晶自立膜のカソードルミネッセンス
O2_0.2 試料は α 線の信号は検出可能で法による測定例（＊印のピークは 235 nm のピークの 2 倍波と 3 倍波）
あったが、分析可能なスペクトルが取得できず、電荷キャリア輸送特性が低いことがわかった。酸素添加濃度が高い O2_0.5, O2_0.8 試料の電荷キャリア輸送特性を示す各
種値を表 3.2.1-3 に示す。これより電荷収集効率（CCE）とエネルギー分解能は優れた値を示したが、µτ積に関しては低い値となっている。以上から酸素添加は電荷キャリア輸
送特性向上に寄与するが一部の指標においては効果が見られなかった。
表 3.2.1-2 酸素添加濃度を変化させた各試料の合成条件

表面平滑化に関して酸素添加無しの試料と有りの試料のレーザー顕微鏡像を図 3.2.1-4に示す。また、これらの試料の合成条件を表 3.2.1-4 に示す。各試料の表面粗さを比較す
ると酸素の添加により、表面平滑化を行えていることがわかる（図 3.2.1-5）。
表 3.2.1-3 O2_0.5, O2_0.8 試料の電荷キャリア輸送特性を示す各種値

表 3.2.1-3 O2_0.5, O2_0.8 試料の電荷キャリア輸送特性を示す各種値

3.2-3- 49 -

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図 3.2.1-4 酸素添加無しの試料と有りの試料のレーザー顕微鏡像

表 3.2.1-4 各試料の合成条件

図 3.2.1-5 各試料の表面粗さ
検出器のチャージアップ耐性の改善を目的として、成長層の基板側層の除去を試みた。
ほぼ同一の検出器性能を持つ自立膜 2 枚を用いて、片方の成長層の基板側層をイオンビー
ムエッチング（IBE）により、10 µm 除去した。その後、同一の条件で検出器を作製し、約260 Gy/h でのγ線線量率環境においてα線スペクトルを測定することで検出器のチャー
ジアップ耐性の評価を行った（図 3.2.1-6）。IBE 無しのダイヤモンド検出器と IBE10 µm のダイヤモンド検出器を比較すると、IBE を 10 µm 行った検出器の方がγ線由来と考えられる低エネルギー側の信号量が低下していることから、成長層の基板側層の除去により検出器のチャージアップ耐性を改善できることがわかった。

3.2-4
3.2-4
- 50 -

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図 3.2.1-6 γ線線量率環境における各検出器のα線スペクトル

これらの検出素子に対し 6LiF を付加することで中性子検出素子を試作した（図 3.2.1-7）。6LiF 膜は焼結により作成したのち、研磨を行い 150 µm から 200µm 程度まで膜厚を減らした。膜厚が 100µm 以下では、6LiF 膜が割れやすくなる
ため研磨は困難であった。一方膜厚が厚くなると中性子感度が落ちるため、今後膜厚の最適化が必要になる。
図 3.2.1-7 6LiF を自立膜ダイヤモンド検
当初は中性子コンバータとして 10B4C
出素子に実装した中性子検出素子も検討していたが、令和 3 年度のシミュ
レーションおよび実測結果を含めて検討し、自立膜ダイヤモンド素子に対しては 6LiF を使用することを決定した。
一方 10B4C は積層膜ダイヤモンド素子の中性子コンバータとしては有効であるため、引き続き中性子検出効率ならびに信号雑音比向上を目的として微細加工技術の導入を試みた。Ni によるエッチングと反応性イオンエッチング（RIE）による 2 種類の手法による微細加工技術の導入を行った。Ni によるエッチング結果を図 3.2.1-8 に示す。これは 2 µm
～50 µm の線幅でそれぞれエッチングを行った結果である。エッチングは台形型に行われており、エッチング深さは 8.5 µm 程度であった。この結果から Ni エッチングでは 5 µmの線幅でのエッチングが適切であると考えられる。
RIE によるエッチング結果を図 3.2.1-9 に示す。これ Ni エッチングの結果を踏まえて 5µm の線幅でエッチングを行った結果である。エッチング深さは 10.2 µm 程度であった。

3.2-5
3.2-5
- 51 -

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図 3.2.1-8 Ni エッチングの結果
Ni エッチングと比較するとより長方形に近い形でエッチングができている。以上のように 2 種類の手法によるダイヤモンドの微細加工技術の導入を行った。
6 mm 角以上の大型ダイヤモンド基
板上への均一なダイヤモンド合成を合成条件の改善により実現した（図3.2.1-10）。
図 3.2.1-9 RIE エッチングの結果

図 3.2.1-10 （左）均一に合成が行えなかった試料、（右）均一な合成を行えた
ダイヤモンド

3.2-6- 52 3.2-6

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酸素添加を含めた条件で中性子検出素子用ダイヤモンド単結晶自立膜を製作し、製作した自立膜に Al 電極をと TiC/Au 電極を形成した（図 3.2.1-11）。このダイヤモンド検出素子複数枚を使用し、6 cm 径中性子検出器内のモジュールへ実装しモックアップの評価を行った。

図 3.2.1-11 電極を形成した自立膜（左）Al 電極、（右）TiC/Au 電極

3.2.2 CVD 単結晶ダイヤモンドの自立膜型ダイヤモンド合成基板への利用可能性検証（令和 2 年度～令和 3 年度）(1) 令和 3 年度までの概要
令和 2 年度には CVD ダイヤモンド単結晶、HP/HT Ib 型単結晶ダイヤモンドを購入し、検出素子用ダイヤモンド合成用基板としての使用を試みた。
EDP 社等から入手した CVD ダイヤモンド単結晶等にホモエピタキシャル成長を試みた。
令和 3 年度には前年度に引き続き CVD ダイヤモンド単結晶等を購入し、検出素子用ダ
イヤモンド合成用基板としての応用を試みた。中性子検出器としての性能向上の試みとして、微細加工技術を導入した。
購入した CVD ダイヤモンド基板上にダイヤモンドをエピタキシャル成長し、成長層に対するカソードルミネッセンス測定を行った。微細加工技術では Ni 加工法および反応性
イオンエッチング法の適用可能性検討も進めた。

3.2-7- 53 3.2-7

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3.2.3 積層型ダイヤモンド中性子検出素子の開発（令和 2 年度～令和 4 年度）(1) 令和 3 年度までの概要
令和 2 年度には単結晶モザイクダイヤモンド基板およびヘテロエピタキシャルダイヤ
モンド基板上にフィラメント CVD 法により超高濃度ホウ素ドープダイヤモンド膜をエピ
タキシャル成長し積層ダイヤモンドを形成した。
令和 3 年度には前年度、北大と産総研と協力製作した積層型ダイヤモンド試料から検出素子を製作した。検出素子用に 5 mm 角以上の大型ダイヤモンドを用いた。
産総研において積層型ダイヤモンド試料を合成し、北大において性能評価を行った。5mm 以上の大型のダイヤモンド基板を使用したことによる影響かは不明であるが、漏れ電流が大きくなるケースも見られた。
(2) 令和 4 年度実施内容および成果
量産性が期待できる積層型ダイヤモンド検出素子の性能検証（図 3.2.3-1～図 3.2.34）を行った。
エピタキシャル成長時の欠陥のうち、素子特性を劣化させる「キラー欠陥」の解析に成功し、キラー欠陥を避けて素子試作することで大面積電極でも性能を損ねずに電極形成することが可能となった（図 3.2.3-3）。項目 3.1-2 で開発した集積回路と接続し信号読み出し動作を確認し（図 3.2.3-6）、600 Gy/h での安定動作も確認できた（図 3.3.35）。詳細を以下に示す。
臨界監視用中性子検出器には検出信号を改善するために多数の検出素子を搭載する必要がある。現状の超高品質検出素子製造プロセスを用いた場合、量産化のためには装置台数を増やす必要があり、コスト的に非現実的である。このため、将来的な検出素子の量産化と低コスト化を目的として積層型検出器の試作と評価を行った。
疑似縦型検出素子の試作のため、基板にオーミック層となる p+コンタクト層、i 型検出
層を CVD（Chemical Vapor Deposition）法にて積層成長させた。p+コンタクト層は熱フィラメント法による FCVD（Hot Filament CVD）法を用いた[3.2.3-1]。i 型検出層はマイクロ波 CVD 法を用いている。前年度までに報告した、積層型中性子検出素子では異常粒子が素子のリーク電流を増加させることが問題となった。これを低減するため、基板はオフ角、オフ方向の制御[3.2.3-2]された高圧合成 Ib 型単結晶ダイヤモンド基板を用いた。基板は<110>方向に、2～3°のオフを持ち、窒素がドープされた半絶縁性である。基板サイズは 3
mm×3 mm、厚さ 0.4 mm であった。
微分干渉顕微鏡で撮影した結晶成長後の表面の様子を図 3.2.3-1(a)-(b)に示す（疑似縦型検出素子の構造模式図は表 3.2.1-1 の右側の図を参照のこと）。試料の大部分で平滑な2-2膜が得られたが、オフ角制御基板を用いても、10～10 cm 程度のダイヤモンドの異常粒子が残存した。基板温度を適切に保った場合、3 次元的な成長は伴わず、異常粒子を起点とし、ステップフロー成長が進行する方向に尾を引くような表面形態が見られた。図3.2.3-2 には成長層の 2 次イオン質量分析（SIMS）プロファイルを示す。水素、窒素、シ
リコン濃度は測定下限であった。ホウ素濃度は p+型コンタクト層で 8×1018 cm-3、i 型検出層で 1×1015 cm-3 であった。

3.2-8
3.2-8
- 54 -

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図 3.2.3-1 微分干渉顕微鏡で撮影した結晶成長後の表面の様子
次にエピタキシャル成長した基板に 2 mm 角相当の面積を持つ疑似縦型検出素子を試作した。異常成長粒子は素子に対して電気特性を劣化させるキラー欠陥でありリーク電流を上昇させることが報告されている[3.2.3-3]。このため、検出素子側のショットキー電極は
異常成長粒子を避けるように設計した特殊製造プロセスを用いた電極（素子 A）と円形電極（素子 B）の 2 種類の素子を作製した。図 3.2.3-3 に試作した素子の顕微鏡像を示す。また、図 3.2.3-4 には各素子における電流電圧特性を示す。(a),(b) に は 角 素 子 の 順 方 向 特 性
図 3.2.3-2 成長層の 2 次イオン質量分析(SIMS)
を、(c),(d)には検出器動作をプロファイル
想定し、50V までの逆方向特性を示した。エピ欠陥を回避しない電極構造を持つ素子 B でも±5 V の電圧領域では良好な整流特性が得られた。数十 V 以
上の電圧を印加した場合、特殊製造プロセスを用いて異常成長粒子欠陥を避けた素子 A ではより高い電界強度で低リーク電流が維持されており、良好な障壁が得られていることがわかる。中性子検出素子として利用する場合、印加電圧は中性子検出に必要な空乏層幅と不純物濃度によって決まる。B4C 中性子コンバータから放出された荷電粒子の飛程は 3 µm

3.2-9

3.2-9
- 55 -

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以下である。不純物濃度 1×1015 ㎝-3 のダイヤモンドでは、上記の空乏層幅を達成するのに必要な印加電圧は約 15 V である。したがって、今回のケースでは、エピ欠陥を避けない構造の素子 B であってもサブ nA オーダーにリーク電流を抑えながら、中性子検出に必
要な空乏層幅を持たせることが可能である。一方で、エピ欠陥回避が逆方向のリーク電流増加を抑制することから、量産性の向上、製造プロセスの簡易化のためには、異常粒子フリーの積層構造の実現と i 型検出層の不純物濃度の低減が課題となる。

図 3.2.3-3 試作した素子(A,B)の顕微鏡像

図 3.2.3-4 素子 A, B における電流電圧特性（(a), (b)には角素子の順方向特性
を、(c), (d)には検出器動作を想定し、50 V までの逆方向特性を示した。
）
3.2-10- 56 3.2-10

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また、キラー欠陥である上記エピ欠陥以外の欠陥の影響について、EBIC（電子線励起電流測定法）を用いて評価を行った。疑似縦型素子において加速電圧を評価した。EBIC はフ
ランス国グルノーブルに所在する CNRS/Institute Neel/University Grenoble Alpes の設備を用いて行った。EBIC は加速電子線により半導体材料中に電子正孔対を形成し、微小プローブにて生成電子正孔対を収集する手法である。なお、加速電子線は収束させて所望の位置に照射することが可能であるため、局所的な電子正孔対収集効率の差を評価することが可能である。評価した疑似縦型中性子検出器素子にはキラー欠陥であるエピ欠陥が含まれていない図 3.2.3-3 における素子 A および B の 1/400 の有感面積にあたる直径 100 µmの小型素子を選定した。図 3.2.3-5(a)～(c)にはそれぞれ、小型疑似縦型ダイヤモンド中性子検出器素子の SEM 像、印加電圧 0 V における EBIC 像、印加電圧 10 V における EBIC像を示す。EBIC 像においては白色強度が強い場合に高い電荷収集効率（CCE）が得られていることを示し、白色強度が弱い箇所（黒色箇所）にて低い CCE が得られていることを示す。図 3.2.3-5(b)に見られる通り 0V 印加状態で縦に直線状の黒い線が入っていることが見られる。これは研磨欠陥によるものと考えられ、結晶成長する基板の表面に研磨欠陥が存在し、これが CCE の劣化原因であることを示している。なお CCE の劣化度合いは研磨欠
陥が存在しない箇所と比べて 3～10%程度である。また一部の欠陥ではバイアス印加に伴いCCE が 100%を超えるものが見られている。これは結晶欠陥に不純物が高濃度にドープされ、この箇所で電界が上昇しキャリア増倍が起こることで CCE が 100%を超える状態になっていると考えられる。ダイヤモンド中性子検出器素子における欠陥の影響を示す上記知見はこれまで検証されておらず、世界で初めての検証結果である。

図 3.2.3-5 疑似縦型中性子検出素子の研磨欠陥による CCE 劣化の様子

3.2-11
3.2-11- 57 -

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最後に、素子 A を用いて、放射線センサーとしての動作確認を行った。動作確認には中性子コンバーターから放出される荷電粒子の代替として、密封線源 241Am からのα線を用いた。検出素子と放射線計測用の市販回路および KEK の開発した耐放射線集積回路と組み合わせて測定を行った。検出器へのバイアスはリーク電流を低く抑えるため 5 V とした。各回路と組み合わせて取得した信号波形を図 3.2.3-6 に示す。積層型検出素子への荷電粒子入射に対応した信号波形が得られた。市販アンプを使用した場合、信号の立ち上がり－立
ち下がりに要する時間が 2 µs であるのに対し、開発した集積回路（Nuk-CSA）と組み合わせた場合、0.4 µs とより高速に波形が取得できることがわかった。

図 3.2.3-6 信号処理回路と組み合わせて取得した信号波形(検出器へのバイアスはリーク電流を低く抑えるため 5 V とした。)

3.2.4 検出素子の基板実装技術の開発（令和 3 年度～令和 4 年度）(1) 令和 3 年度までの概要
令和 2 年度には基板実装に関わる技術情報の収集とダイヤモンド素子に対する適用可能性を検討した。
ダイヤモンド素子をモジュール上へ実装し信号処理集積回路への接続評価と、機能確認を行った。
令和 3 年度には基板実装に関わる技術情報の収集を継続し、ダイヤモンド素子に対する適用可能性を検討した。検出素子用ダイヤモンドの平滑化技術の開発として、産総研に 3.2.1 で合成したダイヤモンド単結晶を供した。平坦化が可能であるかスカイフ処理、
イオンビーム処理による加工を行い調査した。
γ線照射試験結果等に基づき、北大・高エネ研で協議し、検出素子の仕様とモジュール上への実装に関する検討を進めた。基本的にエネルギー補償型を使用しなくてよい目途が立ったことと、p+層を使う場合は中性子・荷電粒子変換物質の付加は片面となることから、検出効率と必要検出素子数の検討なども議論した。また、平坦化が可能であるかを評価するため、成長ラフネスの大きいダイヤモンドにイオンビーム処理による加工を行い調査した。
(2) 令和 4 年度実施内容および成果
令和 3 年度の結果に基づき、中性子検出素子、フロントエンド集積回路、バックエンド
集積回路を実装するモジュールを製作（図 3.1.1-3～図 3.2.1-4）し、3.3 で使用する計測要素の製作に供した。
3.2-12- 58 3.2-1２

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自立型ダイヤモンド素子の平坦化前でも実装可能な印刷技術
および伝導性ペーストを使用した 製 造 プ ロ セス を 改 良 し （ 図
3.2.4-1～図 3.2.4-3）量産化プ
ロセスの選択肢を広げた。また、
この製造プロセスを使用し 2 枚の実機プロトタイプモジュールに検出素子およびダイヤモンド
素子をそれぞれ 2 枚（計 16 チャンネル）実装し（図 3.2.4-3）、
すべて動作していることを確認した（図 3.2.4-4）。実機を製造する上で本プロジェクトの先の一つの大きなマイルストーンを達成できた。

図 3.2.4-1 印刷装置で製作した実装評価用の金属
配線がのったシートの写真（金色に光っている部分
が金属配線である。今回は手作業で実装を行い、実装手順の問題点を洗い出すため、検出器バイアス用の配線のみ評価を行っている。
）

自立膜ダイヤモンド検出素子は表面の凹凸によりモジュールへの実装が困難であるため、3.2.1 で述べた酸素添加を行ったダイヤモンド合成プロセスの研究を行っているが、平坦化を行わなくても適応できる実装技術について研究開発を行った。今まで使用してきた既存技術としては、ワイヤーボンディングによる手法とインジウムなど軟らかい金属を使用した接続方法があるが、素子が 40 µm で薄いため強い圧力がかけられず、かつ中性子コンバータを挟み込むときに金属ワイヤーの強度が低いこと、取り扱いが容易ではないことにより、検出素子実装技術として選択が困難であった。
そこで表 3.2.4-1 に示す特徴を持つ印刷技術[3.2.4-1],[3.2.4-2],[3.2.4-3]で製作した金属配線と導電性接着剤の使用を試みた。印刷装置で製作した実装評価用金属配線がのったシートの写真を示す（図 3.2.4-1 参照）。実装時はこの金属配線をシートから剥がし、導電性接着剤にてセンサーおよびフロントエンド集積回路との電気的接続を行う。ここでこの金属配線の放射線耐性についても調査し、表 3.2.4-2 の結果となり、想定する放射線環境下でも安定して使用できることを確認した。
実装技術として十分に使用できるかについては、フロントエンド集積回路が実装されたモジュール（図 3.1.1-3 上図 DSA モジュールの写真参照）2 種類に 2 枚ずつ（計 16 チャン
ネル）の自立膜ダイヤモンド素子を実装し、信号が読み出せるかどうかを確認した。実装に使用した手作りの治具を図 3.2.4-2 に示す。量産に備えできるだけ簡単に使用でき、正確に位置合わせが可能な治具を開発し実際に実装した。検出素子が実装前後のモジュール
写真を図 3.2.4-3 に示す。この写真では、241Amα線源を使用し検出素子の動作を確認する
ために、中性子コンバータはまだ実装していない。241Amα線源を使用しすべてのチャンネ
ルのアナログ出力を確認した。図 3.2.4-4 にその例を示すが、すべてのチャンネルから信号を確認できた。これにより本実装技術を使用することで、現状の自立膜ダイヤモンド素子を開発したモジュールに問題なく実装できることが示された。このモジュールを使用し、中性子コンバータを 4 チャンネル分実装し中性子検出試験を行った結果は 3.3.4 で述べる。
3.2-13- 59 3.2-1３

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表 3.2.4-1 実装に使用した印刷技術の特徴

表 3.2.4-2 配線抵抗値の照射量依存性

表 3.2.4-1 実装に使用した印刷技術の特徴図 3.2.4-2 実装に使用した治具の写真

図 3.2.4-3 検出素子実装前後の DSA モジュール写真

3.2-14
3.2-1４- 60 -

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図 3.2.4-4 ダイヤモンド素子を DSA モジュールに実装し α 線で動作確認を行ったときの写真
3.2.5 まとめ(1) 自立膜型ダイヤモンド中性子検出素子の開発
6 mm 角以上の大型ダイヤモンド基板上への均一なダイヤモンド合成を合成条件の改善により実現した。この大型ダイヤモンド基板を使用し複数の電極を持った検出素子を製作し、本課題で使用可能な検出素子が開発できたことを確認した。また中性子コンバー
タとして 6LiF をこの検出素子上にのせ中性子検出素子を複数個完成させ評価を行った（評価結果等は次項で述べる）。またプロセスを工夫することで 1.5 kGy/h でも安定な動作をするダイヤモンド検出素子の開発に成功した（次項で述べる）。
(2) CVD 単結晶ダイヤモンドの自立膜型ダイヤモンド合成基板への利用可能性検証
自立膜ダイヤモンド素子量産のため、CVD 単結晶ダイヤモンド基板上にダイヤモンド
をエピタキシャル成長し、成長層に対するカソードルミネッセンス測定を行い、CVD 単結晶ダイヤモンド基板が自立膜型ダイヤモンド合成基板として検出素子を開発できる性能を持つことを実証した。
(3) 積層型ダイヤモンド中性子検出器素子の開発
積層型ダイヤモンド薄膜を安価なダイヤモンド基板上に製造し、検出素子として動作することを確認した。この研究中に開発した技術は特許出願中である。開発した検出素子と本課題で開発した信号処理回路を接続し放射線検出が可能であることを実証した。
さらに高γ線環境下での試験を行い 600 Gy/h での動作が確認でき、γ線バックグラウン
ドに強いことを実証した。今後の研究で 1 kGy/h 以上で安定動作が可能な素子を開発していく。
(4) 検出素子の基板実装技術の開発
実装時に必要と思われてきた自立型ダイヤモンドの平坦化を必要としない実装技術として、印刷技術および伝導性ペーストを使用した製造プロセスを開発し検出素子搭載モ
ジュール量産化プロセスの選択肢を広げた。また、この製造プロセスを使用し 2 枚の実機プロトタイプ基板に検出素子およびダイヤモンド素子を複数枚実装しすべての素子の信号を読み出すことに成功した。

3.2-1５
3.2-15- 61 -

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3.3 検出素子、計測要素の性能評価と臨界近接監視手法の検討（令和 2 年度～令和 4 年度）
3.3.1 検出素子の性能評価（令和 2 年度～令和 3 年度）(1) 令和 3 年度までの概要
令和 2 年度には 3.2.1、3.2.3 で作製したダイヤモンド検出素子の性能を評価した。さらに 10B4C を使用した中性子検出素子の性能評価に必要な中性子照射方法の検討および照射用治具の準備を行った。
北大で製作したダイヤモンド検出素子に対して、α線により性能を評価した。さらに名大 60Co 照射場で 100 Gy/h までの照射影響を評価した。
JAEA 等において、中性子検出性能の評価に必要な中性子照射方法を検討・準備し、標準
熱中性子校正場を利用してダイヤモンドを用いた中性子検出素子が中性子を検出することを確認した。
令和 3 年度には 3.2 で作製したダイヤモンド検出素子の性能を評価した。
製作した検出素子に対して北大において I-V、C-V 特性ならびにα線を使用した電荷収集効率等を評価した。前年度、JAEA の協力に基づき検出効率を評価した検出器を使用して
252
Cf 線源中性子を使用し簡易的な検出効率評価を可能とした。γ線照射試験を名大 60Co
施設で名大・北大が共同して行い、イオンビームエッチングや合成条件の最適化により
1 kGy/h に対応可能な目途を得た。
3.3.2 集積回路等の耐放射線性試験（令和 2 年度～令和 4 年度）(1) 令和 3 年度までの概要
令和 2 年度には X 線照射試験の準備ならびに環境を整備した。
令和 3 年度には 3.1 から供される試料に対して X 線を照射した。
北大が有する X 線照射設備を使用し、高エネ研で試作した評価試料に対して照射試験を行い、課題抽出を高エネ研・北大が共同して行った。

(2) 令和 4 年度実施内容および結果
3.1 から供される試料に対して X 線を照射した（図 3.3.2-1、図 3.3.2-2）。
開発した 6 種類の集積回路（トランジスタ,Nuk-CSA,Nuk-TIA,CC,AC,TX）すべてに X 線を 1
MGy まで照射し、動作評価を行った（図 3.3.2-3～図 3.3.2-5）。以下に詳細を述べる。
放射線耐性を測定するために、北大の X 線照射装置を用いてトランジスタ、フロントエ
ンド集積回路、バックエンド集積回路へ照射を行い照射後の特性を調べた。トランジスタに関しては過去のデータも含めてまとめて示す。
トランジスタに関しては、CMOS プロセス 22 nm、28 nm、65 nm の 3 種類を照射した。いずれのプロセスもゲートリーク電流の増加の影響を無視できる用途もしくはトランジス
タ形状を変更しリーク電流増加を抑えれば、数 MGy まで使用可であることが明らかになった。上記はトランジスタのサイズに依存し、RINCE（Radiation Induced Narrow Channel
Effect）と RISCE（Radiation Induced Short Channel Effect）の効果が観測された。特に RINCE の影響は大きく、最小幅のトランジスタを使用することは避ける必要がある。
RINCE についての定量評価はこのプロジェクトで行えなかったが、最小幅の 2 倍のトラン

3.3-1
3.3-1
- 62 -

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ジスタサイズを使用することで RINCE の影響は避けられると予想される。RISCE に関して
は、使用プロセスに依存するが、場合によっては最小長のトランジスタでも 1 MGy までは
通常のトランジスタと同じように動作する。

図 3.3.2-1 トランジスタ、Nuk-CSA、Nuk-TIA それぞれの X 線照射セットアップ

図 3.3.2-2 CMOS65 nm トランジスタ､28 nm トランジスタ、22 nm トランジスタの耐放射
線性能の例

3.3-2
- 63 3.3-2

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耐放射線性能に関しては、1 µm を超える大きなトランジスタは 10 MGy 照射後でも、静特性への影響は小さい。1 µm 未満のトランジスタに関しては、図 3.3.2-2 からわかるように 65 nm プロセスでは、5 MGy 程度まではプロセス製造ばらつき範囲内に収まっているた
め、通常の設計手法を使用することで対応できる。10 MGy 以上を考えた場合は、65 nm プ
ロセスに関してはヒーリング機構を組み込むなどの手法の検討が必要である。評価サンプ
ル数が少ないため今後の再評価が必要であるが、22 nm、28 nm プロセスに関しては、RINCEの効果が RISCE より大きく図 3.3.2-2 の右図に示すように、トランジスタ長(L)が最小のトランジスタにおいても、10 MGy で照射前と比較し 30%程度の違いしかない。また PMOSの耐放射線耐性は NMOS と比べ原理的に弱いが、28 nm プロセスのデータを見ると 10 MGy
までその変化は 30%未満になっている。これらは今後別の研究によって発展させ、より詳細に定量的に理解することで、より過酷環境へ適応させるための半導体技術の発展に重要な知見を与える。
次に本英知事業にて開発された集積回路の耐放射線耐性について述べる。フロントエン
ド集積回路に関しては、Nuk-CSA および Nuk-TIA を 1 MGy まで照射した。セットアップは図
3.3.2-1 に示す。その評価結果は図 3.3.2-3 に示す。この 2 種類のフロントエンド集積回路
は 1 MG まで機能を確認できた。今後はサンプル数を増やし評価を継続することでより詳細なデータが蓄積され、実機に対してどのような改良が必要かを明確にしていく。
バックエンド集積回路については、1 枚のボード上に CC、AC、Tx を実装し、それぞれについて X 線照射装置により 1 MGy 照射を行った。
評価に関しては図 3.3.2-3 に示すように、照射中にデータ転送を CC から Rx ヘ、制御信号を Rx から CC へ転送し、送信側のデータと受信側のデータの違いがないかをリアルタイムに監視した。これを各集積回路に対し 1 MGy
照射時間 16 時間、計 48 時間行いエラーは検出されなかった。よってバックエンド集積回
路は 1 MGy 環境で十分に動作することが確認できた。

図 3.3.2-3 フロントエンド集積回路 1 MGy 照射後の特性

3.3-3- 64 3.3-3

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中性子検出器とコントロール室は離れており、モニターデータの転送、中性子検出器の制御は安定して行われる必要がある。そこで別途 1 MGy 照射後デジタル信号通信に使用しているデジタル信号の振幅が使用している規格を満たしているか確認した。その結果を図 3.3.24 に示す。1 MGy 照射後振幅の変化は 10%未満であり規格を満たしていた。さらにロバストな通信を確保するために、Tx および Rx に使用されている長距離高速転送デジタル信号送受信回路のみを抜き出し、3 MGy まで照射し通信の安定性を調査した。その結果を図 3.3.2-5 に示す。3 MGy 照射後でもデジタル信号振幅規格は満たしているため通信は安定して行われていたが、さらにロバストな通信を行わせるために、照射前後で同じデジタル信号振幅に調整できるように、送受信回路に振幅調整機能を付加し（図 3.3.2-6 参照のこと）、機能が正常に動作していることを確認した。これを自動的に行わせることによりさらに安定した長距離通信手法が構築できる。

図 3.3.2-4 バックエンド集積回路 X 線照射セットアップ

3.3-4- 65 3.3-4

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図 3.3.2-5 1 MGy 照射後 Tx-Rx 間通信デジタル信号の状態

図 3.3.2-6 Tx-Rx 間通信の耐放射線評価とより安定した通信を確保するための改良

3.3.3 検出要素+フロントエンド集積回路の性能評価（令和 2 年度～令和 4 年度）(1) 令和 3 年度までの概要
令和 2 年度には次年度から開始する評価試験のための、実験場の整備等を進めた。
252
Cf 線源中性子を導入し、減速材体系と組み合わせた際の熱中性子束について評価を行った。さらに、ガンマ照射時に線量率を変更可能とするため、リモート制御可能なステージを整備した。

3.3-5
3.3-5
- 66 -

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加えて、KEK で製作したフロントエンド集積回路に北大製ダイヤモンド素子を実装し、α線を用い動作を確認した。
令和 3 年度には 3.2.1 で製作した検出素子と 3.1.2 で製作したフロントエンド集積回路を組み合わせた測定要素に対して 252Cf 線源中性子等を使用した動作試験を行った。
γ線照射試験を名古屋大学 60Co 施設で行い、検出素子を実装した集積素子の動作試験を行い、300 Gy/h において安定動作することを確認した。また、252Cf 線源中性子を使用した動作試験を北大で行った。
(2) 令和 4 年度実施内容および結果
中性子検出素子、フロントエンド集積回路を組み合わせた測定要素に対して 252Cf 線源中性子を使用した動作試験を行った。また、γ線照射試験を行った。
ダイヤモンド検出素子 1 チャンネル当たり中性子感度 3.7×10-4 cps/nv （1 cm2 当たり
0.015 cps/nv ）を達成した（表 3.3.3-1）。よって当初の予定通り千個オーダーで検出素子を使用することで目標の中性子感度を達成できる。また、γ線試験も行い 1.5 kGy/h でも安定動作することを確認した（図 3.3.3-3）。1 kGy/h 相当の照射線量に対し 1 MeV の閾値を設定することで、必要な中性子感度を得つつγ線バックグラウンド計数率を落とすことが確認できた（図 3.3.3-3～図 3.3.3-4）。以下詳細について述べる。
この項目で重要な評価項目は、単位面積当たり充分な中性子感度を持つか、高γ線バック
グラウンドでも安定動作できるかであり、令和 3 年度までに行った研究開発の結果以下の方針で開発および評価を進めることとした。
A.中性子コンバータに関しては高γ線バッ
クグラウンド環境下でもより高い中性子対γ線信号比を持つ 6LiF コンバータを使用する。
B.高γ線バックグラウンド下においては、
中性子検出素子の空乏層厚（3.2 で述べた）および信号処理回路の時定数（図3.3.3-1 参照）が非常に重要であるため、
1F の状況がわからない現状ではできるだ
け多くの選択肢を残しておく。つまり、現状ダイヤモンド検出素子 2 種類、フロン
図 3.3.3-1 γ線バックグラウンドに対する信号処理回路時定数の影響例
トエンド集積回路 2 種類の研究開発を可
能な限り並行して進める。
まず中性子検出素子の評価について述べる。
6
LiF 中性子コンバータ（厚さ 180 µm）を開発し、有感面積 2.53 mm2 を持つダイヤモンド
検出素子上に直付けを行った素子に対して Cf を使用し、市販の信号処理回路を使用し測定した中性子スペクトルを図 3.3.3-2 に示す。JAEA の FRS 熱中性子標準場でも測定した（図3.3.3-2）。中性子スペクトルに対して 1 MeV までのカウントを積算し中性子感度を計算したものを表 3.3.3-1 に示す。この表でわかるように、二つの測定結果はコンシステントであった。また信号処理回路を本プロジェクトで開発したフロントエンド集積回路（Nuk-CSA）を使用し測定した結果も同じ表に示す。いずれの結果も約 3×10-4 cps/nv の値を示した。現在の
3.3-6- 67 3.3-6

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中性子検出素子のデザインは図 2.1-1 に示すように、中性子コンバータを 2 枚ダイヤモンド
検出素子（4 mm2 の有感領域を持つ 4 チャンネルを有する）で挟んだ形状をしている。これ
を 1 枚の中性子検出素子とした場合、約 100 枚程度で目標の数 cps/nv を達成できる。
（チャ
ンネル数としては 1000 チャンネルオーダーである）
次にγ線バックグラウンドへの耐性について述べる。我々は複数の実験により、自立膜ダ
イヤモンド検出素子および積層膜検出素子とフロントエンド集積回路を組み合わせγ線照射を九州大学と QST 高崎で耐性を評価した。

図 3.3.3-2 開発した中性子検出素子を使用して取得した中性子スペクトルの例(左)および
FRS 熱中性子標準場での中性子感度測定セットアップ(右)表 3.3.3-1 ダイヤモンド素子を利用した中性子検出素子の中性子感度測定結果(検出素子有感面積は 2.53 mm2 である。)

まず自立型ダイヤモンド検出素子について述べる。γ線と中性子を分離する場合、簡単な方法は、エネルギー閾値を決めエネルギー閾値以下のカウントはγ線、それ以上は中性子とする方法である。このときに中性子側に対してγ線の混入率が問題となるが、どの程度に抑えるかを決めるための数値基準が令和 3 年度までの 3.3.5 の研究によって明確になった。結果は“γ線計数/中性子計数の割合＜1 となるように中性子線を弁別することができれば、
Feynman-α法により即発中性子減衰定数𝛼𝛼が測定できる”、つまり閾値の設定条件としてはγ

3.3-7- 68 3.3-7

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図 3.3.3-3 QST 高崎での試験結果（左図はγ線バックグラウンドに対する自立型ダイヤモンド
検出素子の応答関数で、エネルギー1 MeV 付近では、0.001 cps 未満になっていることがわかる。右上図は照射時間中の計数率を示しており、1.5 kGy/h まで安定に動作可能なことを示している。
）
線カウントと中性子カウントの比を 1 未満に維持できるよ
うな条件を満たす必要があるということである。すでに述べたように、実機では 1000 チャ
ンネルオーダーの素子を使用するため、少なくとも 1 kGy/h
環境下で測定の信頼性を確保するためには、0.001 cps 未満のエネルギーに閾値をかけることが必須である。この条件を満たすエネルギー閾値についての評価を九州大学と QST 高
崎にて独立の測定を行いコン
システントな結果を得た。以下に詳細を示す。

図 3.3.3-4 九州大学での γ 線バックグラウンド測
定の結果
3.3-8
3.3-8
- 69 -

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図 3.3.3-3 に示すように、表 3.3.1-1 の中性子感度を計算した 1 MeV 以上では 0.001 cps
未満(0.0004)になっており検出素子のサイズ等にも依存するが、1 MeV 以上で中性子とγ線弁別を行うことで、1 kGy/h 環境下でも我々の目標である深い未臨界度を測定可能な近接監視システムが構築可能である。
図 3.3.3-4 に九州大学での試験結果を示す。九州大学では 600 Gy/h までの照射が可能であるため比較のためにγ線バックグラウンドのカウント数が 0.001 count/sec となるエネル
ギーを求めた。その結果エネルギーは 0.9 MeV となり、図 3.3.3-3 から得られた値とコンシステントであった。
積層型ダイヤモンド素子に関しては、1.5 kGy/h まで評価を行った。図 3.3.3-5 に試験結果を示す。600 Gy/h までは動作し、線量が増加しても、γ線計数率はほぼ変わらず高γ線バックグラウン
ド下での測定では、自立膜ダイヤ
モンド素子と比較して有利であることが実証された。しかしながら 600 Gy/h 照射中にチャージア
ップによる放電信号と思われる現象が観測され、1 kGy/h 以上では動作しなかった。原因は今後の研究により明らかにしていくが、図 3.3.3-5 積層膜ダイヤモンド素子の γ 線バック
仮に、チャージアップが原因の場
グラウンド耐性評価結果
合、成膜時にエピタキシャル層の平滑性を維持できる範囲でメタン濃度（成長速度）を下げ、不純物の取り込みを抑制させることで µτ積を増加させる等の対応が考えられる。
3.3.4 検出素子+フロントエンド集積回路+バックエンド集積回路の性能評価（令和 4 年度）(1) 令和 4 年度実施内容および結果
中性子検出素子、フロントエンド集積回路、バックエンド集積回路を結合した計測要素（既出の中性子検出器モックアップ）に対して 252Cf 線源中性子を使用した動作試験を行った（図 3.3.4-1）。また、γ線照射試験も行った（図 3.3.4-2）。さらにより現実的な 6 cm
径中性子検出器に必要な中性子減速材厚等を検討するために、シミュレーションにより評価を行った。
詳細を以下に述べる。
① システムへの中性子およびγ線照射に関して
3.1.1 で述べたように 6 cm 径ドライチューブに挿入可能な中性子検出器のモックア
ップのシステム動作を確認できたため（図 3.3.4-1 左上図参照）、3.2.4 で述べた技
術を使用し、4 ch の自立型ダイヤモンド検出素子をモジュールに実装した。まずは

3.3-9
3.3-9
- 70 -

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241

Am 線源を使用し、アルファ線信号を確認したのち（図 3.3.4-1 左下図参照）、3.3.36で述べた LiF を中性子コンバータとして使用した中性子検出素子をモジュール上に形成した。このモジュールをモックアップ検出器に組み込み北大の 252Cf 線源中性子にて中性子感度の評価を行った。セットアップ写真を図 3.3.4-1 右上部、結果を図3.3.4-1 右下部に示す。中性子感度の測定は、モックアップ検出器内の中性子信号
読み出しチャンネルの数を 2 および 4 にそれぞれ固定し、エネルギー閾値を変化させ中性子カウント数の変化を測定した。中性子スペクトルは 0.5 MeV～2.5 MeV では
ほぼ平坦であるため左肩上がりの直線になっている。またチャンネル数を上げるとそのチャンネル数に比例し中性子カウントが増加するのもわかる。参考として、
3.3.3 で評価した中性子検出素子（1 チャンネル分）の中性子カウント数ものせた。
これを見ればわかるように、中性子検出素子 1 チャンネルからチャンネル数を増やすごとに比例して中性子カウントが増加していくのがわかる。1 検出素子の場合と2 検出素子の場合で差が 2 倍以上になっているのは、モックアップで使用した検出素子の電極面積が大きいためである。

図 3.3.4-1 中性子検出器モックアップを完成させ、中性子検出器として動作を確認するまでの過程（まず検出素子をモジュールに実装し、241Amα線源を用い動作の確認を行う。次に中性子コンバータをモジュール上の検出素子に実装し、252Cf 線源中性子で動作を確認する。
LiF を使用した中性子検出器開発について、各段階でのクオリティーアシュアランス（QA）
も含め製造手順の一部をこのモックアップ開発において検討した。
）

3.3-10- 71 3.3-10

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γ線環境でも動作するか確認するため、九州大学で評価し（図 3.3.4-2 参照）電磁シールドがない状態でも動作は確認できた。ただし量産化に向けてエネルギー閾値
の調整のための内蔵デジタルアナログコンバータのビット数を増加させること等の修正点もいくつか明確になり実機開発に向けて準備が進展した。
また今回のモックアップ開発を進めた結果、クオリティーアシュアランス（QA）
に関しても、今後の問題点等が明らかになってきた。特に複数個の中性子検出素子のくみ上げと評価に関しては、手順が明確になり、それぞれの段階での評価手法について今後詳細な検討を行える材料をそろえることができた。

② 実機検出器開発に向けた中性子減速材
厚等の検討
A)概要
より現実的な 6 cm 径中性子検出器に必要な中性子減速材厚等を検討するために、シミュレーションにより検出器のおおよその中性子感度等の評価を行った。詳細を以下に述べる。
1F の炉内では、中性子の線源となるデブリがどのような状態で分布して い る か は 正 確 に 把 握さ れ て い ない。水中ではなく、気中にあるデブリからの中性子を検出することが必要となった場合、熱中性子以外の高速中性子に対しても感度を持たせることが要求される。そこで、6 cm 径ド
図 3.3.4-2 九州大学での γ 線照射試
ライチューブに装荷可能な厚さの中験のセットアップ（電磁シールドなし
性子減速材と令和 3 年度に開発したで中性子検出素子を 600 Gy/h で照射
熱中性子を組み合わせて、必要な感した。
）
度が得られるかについて、モンテカ
ルロシミュレーション計算により評価した。

3.3-11- 72 3.3-11

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B)中性子エネルギー分布（中性子スペクトル）
1F の炉内の中性子エネルギー分布（中性
子スペクトル）に関する情報は現時点では得られていない。そこで、中性子標準場および測定器の校正方法に関
す る ISO 規 格
（ ISO
8529
Part1:2021）や
図 3.3.4-3 252Cf 線源からの核分裂スペクトルJIS 規格（JIS Z
4521:2005 ） に規定されている、252Cf 線源からの核分裂スペクトルおよび重水減速 252Cf 線源のス
ペクトルを選定して、それぞれの中性子スペクトルについて評価を行った。図
3.3.4-3 および図 3.3.4-4 にこれらの中性子スペクトルを示す。252Cf 線源からの核分裂スペクトルは、想定しうる最も硬い（エネルギーが高い）中性子スペクトルとなり、検出器の中性子感度の観点からは最も不利な条件となる。実際の炉内には、水やコンクリートなどの中性子を減速させる物質が大量にあるために、252Cf
線源からの核分裂スペクトルを想定することは非現実であることから、原子力施設等の実際の作業場における中性子スペクトルに近づけた重水減速 252Cf 線源のスペクトルを選定対象に加えた。
C)計算体系
実機では 2 mm
角程度の小さな
ダイヤモンド検出器を多数配置した基盤を複数枚、中性子減速材
中に挿入することを計画しているが、これらの検出器の配置を正確に再現した体
図 3.3.4-4 重水減速 252Cf 線源からの中性子スペクトル系で計算することは体系作成の労力を考えると現実的ではない。そこで、本検討においては、図 3.3.4-5 に示すような簡易的な計算体系を作成して、個々の中性子検出器のおおよその感度を評
3.3-12
3.3-12- 73 -

JAEA-Review 2023-020

価することとした。中性子減速材は、密度 0.95 g/cm3 で直径 6 cm の球形の高密度ポリエチレンとした。ダイヤモンド検出器は、多数の 2 mm 角程度の小さな検出器を減速材中の様々な深さに配置することを考慮して、長さ 40 mm、幅 40 mm、厚さ 40 µm の大型の角形検出器とし、減速材の中央に設置した。そして、面積が同じとなるように補正することにより、個々の中性子検出器の平均感度を求めた。
熱中性子検出器として動作させるために、長さ 40 mm、幅 40 mm、厚さ 100 µm の6
LiF コンバータをダイヤモンド検出器の片面に配置した。6LiF コンバータは、密度 2.64 g/cm3 で 6Li を 95%濃縮した 6LiF 結晶とした。ダイヤモンド検出器の反対側の面には、電子回路を構築する基盤を模擬して、厚さ 2 mm のエポキシ基板を配置した。そして、球形減速材の外側の全方位から等方に減速材に対して平行となるように中性子を入射させ、単位中性子フルエンス当たりの感度を導出した。シミュレーション計算には、中性子の輸送から、6LiF コンバータ中の核反応で生成される荷電粒子の輸送、ダイヤモンド検出器中でのエネルギー沈着までを一貫して行うことができるモンテカルロシミュレーションコード PHITS 3.24 を使用した。Event Generator モードを使用することにより、コンバータ中での荷電粒子の生成量を評価済み核データに基づいて正確に模擬した。中性子の輸送計算には
JENDL 4.0 核データライブラリおよび熱中性子散乱データ S（α,β）を使用した。

図 3.3.4-5 シミュレーション計算において使用した計算体系の概念図

3.3-13- 74 3.3-13

JAEA-Review 2023-020

D)計算結果図 3.3.4-6 および図 3.3.4-7 に、シミュレーション計算により得られた 252Cf 線
源からの核分裂スペクトルおよび重水減速 252Cf 線源のスペクトルを持つ中性子に対する検出器の応答波高分布を示す。検出器の閾エネルギーは、1 kGy/h の高線
量率γ線の影響を受けない領域とするために、1 MeV に設定した。計算で得られた応答波高分布にこの閾エネルギーを適用して導出した単位フルエンス当たりの検出器感度は、252Cf 線源からの核分裂スペクトルおよび重水減速 252Cf 線源のスペクトルに対して、それぞれ、約 4×10-5 カウントおよび約 1.2×10-4 カウントとなった。予想通り、中性子スペクトルが硬い核分裂スペクトルに対しては感度が低
いことがわかった。より現実的な重水減速 252Cf 線源のスペクトルに対する感度か
ら、未臨界度の測定に必要な検出器個数を評価したところ、数千チャンネルの検出器を中性子減速材中に配置すればよいことがわかった。

図 3.3.4-6 252Cf 線源からの核分裂スペクトルに対する検出器の応答波高分布
計算結果（中性子フルエンス：0.0032 n/cm2/source）

3.3-14
3.3-14- 75 -

JAEA-Review 2023-020

図 3.3.4-7 252Cf 線源からの核分裂スペクトルに対する検出器の応答波高分
布計算結果（中性子フルエンス：0.0032 n/cm2/source）

3.3.5 臨界近接監視手法の検討（令和 2 年度～令和 4 年度）(1) 令和 3 年度までの概要
ダイヤモンド中性子検出器を用いて、1F における燃料デブリ取り出し作業時の臨界近接監視を行うための手法に関する検討を進めた。燃料デブリ取り出し作業時の臨界近接監視手法
として、現時点で候補として挙げている未臨界度測定手法[3.3.5-1]について課題を抽出した。また抽出した課題に関する検討を行うため、過去に国内施設（京都大学臨界集合体実験装置[3.3.5-2]、[3.3.5-3]）で実施した未臨界実験のデータを再利用した仮想的な数値実験を実施した。
令和 2 年度は、中性子源増倍法[3.3.5-4]による未臨界度測定について、中性子計数率のオーダーを変化させた仮想的な数値実験を実施した。結果として、計数率が低くなるにつれて未臨界度推定結果の統計精度が悪化する課題を抽出し、入力となる中性子計数時系列デー
タに対して移動平均フィルタのような前処理を行うことで、問題点を改善できる見込みを得た。
令和 3 年度は、炉雑音解析手法（Feynman-α法[3.3.5-5]）による未臨界度測定について、
γ線ノイズを模擬したポアソンノイズの大きさを変化させた仮想的な数値実験を実施した。
結果として、炉雑音測定データに含まれるγ線計数/中性子計数の割合が大きくなるにつれて、Feynman-α法による即発中性子減衰定数の測定誤差が大きくなる課題を抽出した。また、
中性子検出器の検出効率（cps/nv）をできる限り高く保ちつつ、γ線計数/中性子計数の割合＜1 となるように中性子線を弁別することができれば、Feynman-α法により即発中性子減衰
定数𝛼𝛼が測定できる見込みを得ることができた。

3.3-15
3.3-15- 76 -

JAEA-Review 2023-020(2) 令和 4 年度実施内容および結果
令和 2 年度、3 年度の検討内容として、燃料デブリ取り出し作業時の臨界近接監視手法として現時点で候補として挙げている 2 つの手法(a)中性子源増倍法と(b)炉雑音解析手法（Feynman-α法）に関して課題を抽出し、それぞれ検討を実施した。
令和 4 年度の検討では、燃料デブリ取り出し作業時の臨界近接監視手法として適用可能な別の手法として、逆動特性法に関して検討を行うこととした。
①

一点炉動特性パラメータを陽に利用しない逆動特性法に関する検討
逆動特性法[3.3.5-6]とは、動的手法（過渡変化時における中性子計数率の時間変化から、未臨界度を推定する手法）の一種であり、原子炉における反応度計の測定原理としても有効活用されている手法である。逆動特性法は、反応度𝜌𝜌あるいは未臨界度(−𝜌𝜌)の実時間監視に適した手法であるが、燃料デブリ取り出し作業時の臨界近接監視技術として活用するた
めには、以下で挙げる点が課題となる。
✓ 反応度 𝜌𝜌の絶対値を逆推定する際に、一点炉動特性パラメータ（中性子生成時間Λや実効遅発中性子割合𝛽𝛽eff ）が必要となる。したがって、対象とする体系の情報（寸法・幾何形
状、核種組成）の不確かさが大きい場合、事前の数値解析によるΛや𝛽𝛽eff 推定結果の不確かさも大きくならざるを得ない。
✓ 対象体系における中性子計数率が低い場合、 逆動特性法の入力信号（検出時間幅Δ𝑡𝑡当たりに検出された中性子計数の時系列データ𝑃𝑃）におけるノイズ・外れ値が反応度𝜌𝜌の逆推
定結果に大きな影響を与える。
以上で挙げた課題を解決するため、本研究では、先行研究[3.3.5-7]で提案された逆動特性
法 に 対 す る 効 果 的 な ノ イ ズ フ ィ ル タ リ ン グ 手 法 （ 単 純 フ ィ ー ド バ ッ ク 法 、 Simplest
Reactivity Estimator, SRE）に注目した。単純フィードバック法を用いた場合、例えば、ス
テップ状の過渡変化が起こった場合に、反応度の逆推定結果においてオーバーシュートが発生し難い、といった頑健なフィルタリング特性がある。ただし、先行研究[3.3.5-7]で提案された単純フィードバック法の測定原理をそのまま利用した場合、従来の逆動特性法と同様に、
一点炉動特性パラメータΛや𝛽𝛽eff が必要とならざるを得ない。そこで本研究では、臨界近接監
視技術で測定対象する量を、ドル単位の反応度𝜌𝜌⁄𝛽𝛽eff あるいはドル単位の未臨界度(−𝜌𝜌)⁄𝛽𝛽effとすることで、一点炉動特性パラメータΛや𝛽𝛽eff を陽に利用しない方法を新たに考案した。以下、本研究で考案した手法を「改良単純フィードバック法」と呼ぶこととする。
改良単純フィードバック法によるドル単位の反応度𝜌𝜌⁄𝛽𝛽eff の逆推定手順を以下に示す。ただし、各記号における下添字𝑛𝑛は𝑛𝑛番目の時間ステップの量、下添字𝑖𝑖は第𝑖𝑖群の遅発中性子先行核に関する量、をそれぞれ意味する。
1. 渡変化前の定常状態(𝑛𝑛 = 0)の測定体系について、別の方法により、ドル単位の反応度𝜌𝜌⁄𝛽𝛽effの初期値(𝜌𝜌⁄𝛽𝛽eff )0を求めておく。
2. 過渡変化前の定常状態の測定体系に対して、十分な時間かけて中性子計数の測定を行うこと
で、過渡変化前の定常状態における中性子計数の初期値𝑃𝑃0 （検出時間幅Δ𝑡𝑡当たりの中性子計
数の平均値）を求める。
3. 手順 1 と手順 2 で得られた初期値(𝜌𝜌⁄𝛽𝛽eff )0と𝑃𝑃0を用いて、規格化された外部中性子源強度𝑆𝑆0および第𝑖𝑖群の遅発中性子先行核数の初期値 𝐴𝐴𝑖𝑖,0をそれぞれ（3.3.5-1)式、(3.3.5-2)式のように設定する。

3.3-16
3.3-16- 77 -

JAEA-Review 2023-020

𝑆𝑆0 = −(𝜌𝜌⁄𝛽𝛽eff )0 𝑃𝑃0𝐴𝐴𝑖𝑖,0 = 𝑃𝑃0(3.3.5-1)(3.3.5-2)

なお、上式における𝑆𝑆0と𝐴𝐴𝑖𝑖,0の定義は、通常の逆動特性法における外部中性子源強度𝑄𝑄0および第𝑖𝑖群の遅発中性子先行核数の 𝐶𝐶𝑖𝑖,0 とは異なっており、提案手法の推定手順において一点炉動特性パラメータΛや𝛽𝛽eff を陽に用いる必要が無いように、便宜上、以下のように規格化した量に対応している。
Λ
𝑆𝑆0 ≡
𝑄𝑄
(3.3.5-3)𝛽𝛽eff 0𝐴𝐴𝑖𝑖,0 ≡𝜆𝜆𝑖𝑖 Λ
(1 ≤ 𝑖𝑖 ≤ 6)𝐶𝐶𝑎𝑎𝑖𝑖 𝛽𝛽eff 𝑖𝑖,0(3.3.5-4)

上式において、𝜆𝜆𝑖𝑖 と𝑎𝑎𝑖𝑖 は第𝑖𝑖群の遅発中性子先行核の崩壊定数および相対収率𝑎𝑎𝑖𝑖 =𝛽𝛽𝑖𝑖 ⁄(∑6𝑖𝑖=1 𝛽𝛽𝑖𝑖 )をそれぞれ意味する[3.3.5-8]。

4. 検出時間幅Δ𝑡𝑡当たりの中性子計数𝑃𝑃𝑛𝑛 の時系列データを測定開始する（𝑛𝑛 = 1）。
5. 現在の時間ステップ𝑛𝑛における中性子計数𝑃𝑃𝑛𝑛 を測定し、前の時間ステップ(𝑛𝑛 − 1)における値
𝐴𝐴𝑖𝑖,𝑛𝑛−1から、規格化した遅発中性子先行核数𝐴𝐴𝑖𝑖,𝑛𝑛 を以下のように更新する。
𝐴𝐴𝑖𝑖,𝑛𝑛 = 𝐴𝐴𝑖𝑖,𝑛𝑛−1 e−𝜆𝜆𝑖𝑖 Δ𝑡𝑡 + (1 − e−𝜆𝜆𝑖𝑖 Δ𝑡𝑡 )𝑃𝑃𝑛𝑛(3.3.5-5)

6. 即発跳躍近似に基づくことで、次の時間ステップ𝑛𝑛における中性子計数の推定値𝑃𝑃estを求める。
𝑃𝑃est =(∑6𝑖𝑖=1 𝑎𝑎𝑖𝑖 𝐴𝐴𝑖𝑖,𝑛𝑛 ) + 𝑆𝑆0
1 − (𝜌𝜌⁄𝛽𝛽eff )𝑛𝑛−1(3.3.5-6)

7. 時間ステップ𝑛𝑛における中性子計数の測定値𝑃𝑃𝑛𝑛 と手順 6.で推定した中性子計数の推定値𝑃𝑃estの差異(𝑃𝑃𝑛𝑛 − 𝑃𝑃est )より、(3.3.5-7)式および(3.3.5-8)式に基づいて時間ステップ𝑛𝑛におけるドル単位の反応度(𝜌𝜌⁄𝛽𝛽eff )𝑛𝑛 を更新する。
(𝜌𝜌⁄𝛽𝛽eff )𝑛𝑛 = (𝜌𝜌⁄𝛽𝛽eff )𝑛𝑛−1 + 𝐾𝐾(𝑃𝑃𝑛𝑛 − 𝑃𝑃est )𝐾𝐾 =1 − (𝜌𝜌⁄𝛽𝛽eff )𝑛𝑛−1
𝑃𝑃𝑛𝑛(3.3.5-7)(3.3.5-8)

8. 次の時間ステップ𝑛𝑛 → 𝑛𝑛 + 1に移って、手順 5 から手順 7 を繰り返す。

以上で考案した改良単純フィードバック法の有効性について検討するため、仮想的な数値実験として、国内実験施設（京都大学臨界集合体実験装置）において過去に実施した未臨界過渡変化実験で測定された中性子計数率の時系列データ[3.3.5-2]を再活用することとした。本実験
では、D-T パルス中性子源を用いた加速器駆動の未臨界炉心において、制御棒挿入や中心架台落下（3×3 領域の燃料集合体および反射体引抜操作）といった負の反応度が加わる操作により、未臨界体系の反応度𝜌𝜌(𝑡𝑡)を時間とともに変化させている。ここで、炉心周りのポリエチレン反射体領域内に設定された BF3 検出器により、中性子検出時刻情報のリストモードデータが取得されているため、例えば図 3.3.5-1 で示したように、検出時間幅Δ𝑡𝑡 = 1 s当たりの中性子計数の時系列データに変換することができる。
本研究では、この中性子検出時刻の測定データに対して、低い計数率条件を模擬した仮想数値実験として、検出確率𝜀𝜀を設定し、各中性子検出イベントに対して一様乱数0 ≤ 𝜉𝜉𝑗𝑗 ≤ 1を用いて、𝜉𝜉𝑗𝑗 < 𝜀𝜀となった中性子検出イベント𝑗𝑗のみが検出されたとして、中性子計数の時系列データ

𝑃𝑃𝑛𝑛 を仮想的に生成した。さらに、実際の体系で測定される中性子計数の時系列データ𝑃𝑃𝑛𝑛 には、中3.3-17- 78 3.3-17

JAEA-Review 2023-020

当たりの中性子計数 (cps)性子検出信号とは無関係な要因（例えば、機械的振動などに起因したノイズなど）によって、意図しない外れ値が混入することも想定される。そこで、乱数を用いてランダムに選択した複数個の時間ステップ𝑚𝑚について𝑃𝑃𝑚𝑚 = 10000を設定することで、外れ値を仮想的に模擬した。以
上の手順で生成した、低い計数率条件と外れ値を模擬した仮想的な中性子計数の時系列データ
𝑃𝑃𝑛𝑛 を図 3.3.5-2 に示す。
800

C1制御棒挿入

C3制御棒落下600

C2制御棒落下
中心架台落下

400
200
0

0

1000

2000

3000

経過時間 (s)図 3.3.5-1 未臨界過渡変化実験で測定された中性子計数の時系列データ

a) 𝜀𝜀 = 0.1b) 𝜀𝜀 = 0.02
図 3.3.5-2 低い計数率条件と外れ値を模擬した仮想的な中性子計数の時系列データ
図 3.3.5-2 で示した中性子計数の時系列データ𝑃𝑃𝑛𝑛 に対して、本研究で考案した改良単純フィードバック法を適用した。ここで、入力時系列データ𝑃𝑃𝑛𝑛 における外れ値影響を軽減するための前処理についても検討するため、各時間ステップ𝑛𝑛の前後±10ステップ分の連続した時系列データ、すなわち𝑃𝑃𝑛𝑛−10 , ⋯ , 𝑃𝑃𝑛𝑛−1, 𝑃𝑃𝑛𝑛 , 𝑃𝑃𝑛𝑛+1 , ⋯ , 𝑃𝑃𝑛𝑛+10 に対して(i)移動平均フィルタと(ii)メディアンフィルタの2 通りの手法を適用することとした。なお、改良単純フィードバック法により反応度を推定するにあたって、ドル単位反応度の初期値(𝜌𝜌⁄𝛽𝛽eff )0 については、連続エネルギー中性子輸送モンテカ
ルロ計算コード MCNP6.2[3.3.5-9]を用いて事前に計算した推定値を利用した。また、過渡変化前3.3-18- 79 3.3-18

JAEA-Review 2023-020の定常状態における 500 s の中性子計数から初期値𝑃𝑃0 を求めることで、(3.3.5-1）式および（3.3.52）式により𝑆𝑆0と𝐴𝐴𝑖𝑖,0 を設定した。

前処理として(i)移動平均フィルタおよび(ii)メディアンフィルタを適用した、改良単純フィードバック法によるドル単位反応度(𝜌𝜌⁄𝛽𝛽eff )𝑛𝑛 の推定結果を図 3.3.5-3 に示す。図 3.3.5-3 からわかるように、外れ値が生じていない時間領域については(i)移動平均フィルタおよび(ii)メディアン
フィルタともに同等の反応度推定が可能である。しかし、中性子計数の時系列データ𝑃𝑃𝑛𝑛 に外れ値が含まれる場合には、(i)移動平均フィルタの場合には外れ値が生じた時間ステップ近傍でスパイク状にドル単位反応度(𝜌𝜌⁄𝛽𝛽eff )𝑛𝑛 が推定されることとなり、深い未臨界体系であるにもかかわらず(𝜌𝜌⁄𝛽𝛽eff )𝑛𝑛 ≥ 0、すなわち誤った臨界近接を検知することに繋がる。一方、(ii)メディアンフィルタの場合には、時系列データ𝑃𝑃𝑛𝑛−10 , ⋯ , 𝑃𝑃𝑛𝑛−1, 𝑃𝑃𝑛𝑛 , 𝑃𝑃𝑛𝑛+1 , ⋯ , 𝑃𝑃𝑛𝑛+10の中央値（昇順に並べた際にちょうど真ん中に位置する値）を求めた上で反応度を推定することにより、外れ値が(𝜌𝜌⁄𝛽𝛽eff )𝑛𝑛 推定結果に与える影響を大きく軽減でき、臨界近接の誤検知を防ぐことができる。
以上より、本研究で提案した改良単純フィードバック法とメディアンフィルタを組み合わせることで、低い中性子計数率の条件下でも頑健にドル単位反応度を推定できることを確認した。

移動平均

メディアンフィルタa) 𝜀𝜀 = 0.1b) 𝜀𝜀 = 0.02
図 3.3.5-3 改良単純フィードバック法によるドル単位反応度の推定結果

3.3-19- 80 3.3-19

JAEA-Review 2023-020② 極めて低い中性子計数率条件下における臨界判定に関する検討
本研究で提案した改良単純フィードバック法とメディアンフィルタの併用により、低い中性子計数率の条件下でも頑健に未臨界監視が可能であると期待できる。しかし、極めて中性子計
数率が低い状況を想定すると、中性子計数の時系列データ𝑃𝑃𝑛𝑛 に対してメディアンフィルタ適用
した後の中央値がゼロ（𝑃𝑃𝑛𝑛 = 0）となる場合も起こり得る。この場合、改良単純フィードバック
法の推定式(3.3.5-7)式および(3.3.5-8)式においてゼロ除算が発生し得ることで、数値計算上の不安定性の問題も発生し得る。この場合には、体系の未臨界度を統計精度良く推定することは困難となる。そこで、極めて低い中性子計数率条件下において臨界近傍の状態であるか判定する方法として、臨界時の中性子計数が従う確率分布の統計的性質に着目した方法について追加検討を実施した。
外部中性子源を含んだ未臨界体系について、ある検出時間幅𝑇𝑇の間に𝐶𝐶個の中性子が検出される確率を𝑃𝑃(𝐶𝐶)とすると、その確率母関数𝐺𝐺(𝑍𝑍)は以下のように定義できる。
∞

𝐺𝐺(𝑍𝑍) ≡ ∑ 𝑃𝑃(𝐶𝐶) × 𝑍𝑍 𝐶𝐶(3.3.5-9)𝐶𝐶=0(3.3.5-9)式で定義された確率母関数𝐺𝐺(𝑍𝑍)を求めることができれば、以下の演算を行うことで𝐺𝐺(𝑍𝑍)から確率𝑃𝑃(𝐶𝐶)の数値を計算することができる。
𝜕𝜕 𝐶𝐶 𝐺𝐺
= 𝑃𝑃(𝐶𝐶)(𝐶𝐶! × 𝐶𝐶 )|(3.3.5-10)
𝜕𝜕𝑍𝑍 𝑍𝑍=0

ここで、仮に対象体系が臨界近傍の条件だった場合には、中性子計数の確率分布𝑃𝑃(𝐶𝐶)が PálMogil’ner-Zolotukhin-Bell-Babala（PMZBB）分布と呼ばれる固有の確率分布に従うこととなる[3.3.5-10]。例えば、検出時間幅𝑇𝑇 ≫ (1⁄即発中性子減衰定数𝛼𝛼)を考えた場合、PMZBB 分布の確率母関数𝐺𝐺(𝑍𝑍)の解析解は以下のように導出することができる[3.3.5-10] 。

𝐺𝐺(𝑍𝑍) = e

−

〈𝐶𝐶〉
𝑌𝑌∞
𝑌𝑌∞
1
(1−𝑍𝑍)−1)(1− 𝛿𝛿(−𝜌𝜌)(√1+2(1−𝑍𝑍)−1))(1+𝛿𝛿(−𝜌𝜌))(√1+2
𝑌𝑌∞
2
1+𝛿𝛿(−𝜌𝜌)
1+𝛿𝛿(−𝜌𝜌)

𝑌𝑌∞ =
𝛿𝛿 =

〈𝐶𝐶〉2 −〈𝐶𝐶〉2
〈𝐶𝐶〉

−1

(3.3.5-11)(3.3.5-12)〈𝜈𝜈〉〈𝑞𝑞(𝑞𝑞 − 1)〉〈𝑞𝑞〉〈𝜈𝜈(𝜈𝜈 − 1)〉(3.3.5-13)

上式において、ブラケット〈 〉は期待値、𝑌𝑌∞ は𝑇𝑇 ≫ (1⁄𝛼𝛼)における二次中性子相関量 Y 値の飽和値、𝜈𝜈は 1 核分裂当たりに放出される中性子数、𝑞𝑞は外部中性子源 1 崩壊当たりに放出される中性子数、(−𝜌𝜌)は体系の未臨界度をそれぞれ表す。さらに、式(3.3.5-11)において(−𝜌𝜌) → 0の極限を考えることで、臨界時における PMZBB 分布の確率母関数𝐺𝐺(𝑍𝑍)の解析解を以下のように求めることができる。
−〈𝐶𝐶〉

𝐺𝐺(𝑍𝑍) = e 𝑌𝑌∞(√1+2𝑌𝑌∞ (1−𝑍𝑍)−1)(3.3.5-14)

中性子計数率が極めて低い条件の一例として、平均〈𝐶𝐶〉 = 0.1の場合について、(i)臨界時の
PMZBB 分布、(ii)ポアソン分布、(iii)負の二項分布それぞれの確率母関数の形状を比較した結3.3-203.3-20- 81 -

JAEA-Review 2023-020

果を図 3.3.5-4 に示す。なお、中性子計数の確率分布𝑃𝑃(𝐶𝐶)がポアソン分布に従う場合には、その確率母関数𝐺𝐺P (𝑍𝑍)は 1 つの母数（平均〈𝐶𝐶〉）のみを用いて以下のように表現できる形となる。
𝐺𝐺P (𝑍𝑍) = e−〈𝐶𝐶〉(1−𝑍𝑍)(3.3.5-15)

また、中性子計数の確率分布𝑃𝑃(𝐶𝐶)が負の二項分布に従う場合には、その確率母関数𝐺𝐺NB (𝑍𝑍)は 2つの母数（〈𝐶𝐶〉と𝑌𝑌∞ ）を用いて以下のように表現できる形となる。
〈𝐶𝐶〉−(3.3.5-16)

𝐺𝐺NB (𝑍𝑍) = {1 + (1 − 𝑍𝑍)𝑌𝑌∞ } 𝑌𝑌∞

1.00

1.00

0.98

0.98

0.96

0.96

(-)

(-)

図 3.3.5-4 からわかるように、臨界時の PMZBB 分布の確率母関数(3.3.5-11)式は、ポアソン分
布(3.3.5-15)式とは大きく異なっている。また、二次中性子相関量𝑌𝑌∞ が小さい場合には、臨界時の PMZBB 分布の確率母関数(3.3.5-11)式は負の二項分布(3.3.5-16)式に比較的近いが、𝑌𝑌∞ が大きくなるにつれて両者の差が大きくなる、すなわち、臨界時の PMZBB 分布は負の二項分布で近似し難い固有の分布形状となることもわかる。

0.94

0.94

0.92

0.92

0.90

0.0

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

0.90

(-)

0.0

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

(-)

a) 〈𝐶𝐶〉 = 0.1, 𝑌𝑌∞ = 1b) 〈𝐶𝐶〉 = 0.1, 𝑌𝑌∞ = 10
図 3.3.5-4 確率母関数の比較
次に、確率母関数の性質(3.3.5-10)式に基づいて、Mathematica を利用して PMZBB 分布に従う中性子計数の確率𝑃𝑃(𝐶𝐶)の数値解を求めた。本検討では、中性子計数率が極めて低い条件を模擬した𝑃𝑃(𝐶𝐶)の計算例として、平均〈𝐶𝐶〉 = 0.1とし、二次中性子相関量𝑌𝑌∞ は一点炉近似に基づいて以下のように与えた。
𝑌𝑌∞ ≈ 𝑌𝑌∞,crit (𝛽𝛽eff 2
) (1 + 𝛿𝛿(−𝜌𝜌))
𝛽𝛽eff − 𝜌𝜌

(3.3.5-17)

上式において𝑌𝑌∞,crit は臨界時の𝑌𝑌∞ を意味し、本検討では仮想的に𝑌𝑌∞,crit = 1とした。また、燃料デブリ取り出し作業時の状況を踏まえ、244Cm 自発核分裂源を含んだ 235U 燃料体系を想定することで𝛽𝛽eff = 0.007、𝛿𝛿 = (〈𝜈𝜈〉〈𝑞𝑞(𝑞𝑞 − 1)〉)⁄(〈𝑞𝑞〉〈𝜈𝜈(𝜈𝜈 − 1)〉) = 1.14と設定した[3.3.5-11]、[3.3.512]。以上の条件に基づいて、3 つの確率分布 i) 〈𝐶𝐶〉 = 0.1の時のポアソン分布、ii)深い未臨界時（𝑘𝑘eff = 0.8, −𝜌𝜌 = 25 [%dk/k]）の PMZBB 分布、iii)臨界時（𝜌𝜌 = 0）の PMZBB 分布について、それぞれの確率分布𝑃𝑃(𝐶𝐶)を図 3.3.5-5 に比較して示す。図 3.3.5-5 からわかるように、深い未臨界時における PMZBB 分布の𝑃𝑃(𝐶𝐶)はポアソン分布に比較的近い形状となる。一方、臨界時 PMZBB
分布の場合には、たとえ同じ平均〈𝐶𝐶〉であったとしても確率分布の裾が重くなっている。例えば、
3.3-21- 82 3.3-21

JAEA-Review 2023-020

中性子が 1 個も検出されない確率𝑃𝑃(0)に注目すると、ポアソン分布と深い未臨界時の PMZBB 分
布の場合にはそれぞれ𝑃𝑃(0) = 90.5%, 90.6%と極めて近い値となるが、臨界時の PMZBB 分布の場

合には布𝑃𝑃(0) = 92.9%と有意な差がある。
以上の追加検討により、中性子計数率が極めて低い条件であったとしても、仮に対象体系が臨界状態となっている場合には、中性子計数の確率分布が臨界状態固有の分布（臨界時の PMZBB
分布）に従う性質があるため、測定された中性子計数の頻度分布とポアソン分布あるいは臨界
時 PMZBB 分布の有意差を統計的に分析することで臨界状態を判定できる可能性があると考えら
れる。

1e+0
1e-1
1e-2
(-)

1e-3
1e-4

1e-5
1e-6
1e-7
1e-8
1e-9

0

5
10
1秒間あたりの中性子計数15(-)

図 3.3.5-5 中性子計数の確率分布の比較

3.3-22- 83 3.3-22

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3.3.6 まとめ(1) 検出素子の性能評価
イオンビームエッチングや合成条件の最適化により 1 kGy/h に対応可能なダイヤモン
ド検出素子製造プロセスを開発し、10B4C、6LiF 等を中性子コンバータとして使用しシミュレーションおよび実測で評価を行った。
(2) 集積回路等の耐放射線性試験
22 nm、28 nm、65 nm 商用 CMOS プロセスを使用しトランジスタの 10 MGy 未満の放射線耐性を調査した。微細化による耐放射線性能向上の効果は 22 nm までは観測できた。
サンプル数が少ないためさらに今後の研究によって詳細を明らかにしていく予定である。
本課題で開発した集積回路は 1MGy まで照射し動作を確認した。
(3) 検出要素+フロントエンド集積回路の性能評価
上記(1)にて開発されたダイヤモンド検出素子と上記(2)で 1 MGy まで動作可能な耐放
射線信号処理集積回路を接続し、中性子感度とγ線バックグラウンド耐性の評価を行った。1 kGy/h の環境で中性子感度が 3.7×10-4 cps/nv を達成可能であることを確認した。
評価を行った中性子検出素子の有感面積は 2.53 mm2 であり、6 cm 径中性子モックアップに使用したダイヤモンド検出素子は、2 mm 角の電極を 4 チャンネル有することから、今後容易に 6 倍以上の中性子感度を達成できる。さらに中性子コンバータの薄膜化や信号処理回路等の改良によりさらに高感度化できるため、今後も研究を推進する。
(4) 検出素子+フロントエンド集積回路+バックエンド集積回路の性能評価開発した要素（中性子検出素子および集積回路が実装されたモジュール）を使用しア
ルファ放射線源および中性子線源を使用し動作を確認した。さらに 6 cm 径ドライチューブ挿入可能な中性子検出器のモックアップを開発し、中性子およびγ線を照射し動作を確認した。中性子感度については、検出素子の数に比例し中性子感度が向上することを確認した。実機プロトタイプを開発するにあたって重要となる中性子減速材厚についてのシミュレーションを行った。
(5) 臨界近接監視手法に関する検討
一点炉動特性パラメータを陽に利用することなく臨界近接監視ができるように、本研
究では既存の頑健な手法（改良単純フィードバック法）を改良した。また、入力となる
中性子計数の時系列データに外れ値が含まれる場合には、メディアンフィルタを利用することで頑健にドル単位反応度を推定できることを確認した。さらに、極めて低い中性子計数率条件下における臨界判定法として、臨界時の中性子計数が従う確率分布（臨界時 PMZBB 分布）の統計的性質に着目した方法について検討した。

3.3-23
3.3-23- 84 -

JAEA-Review 2023-020

3.4 研究推進3.4.1 令和 2 年度までの実施内容および成果
本研究を推進するにあたり、研究代表者の下で各研究項目間ならびに CLADS 等との連携はメールベースで情報交換を行うとともに、定期的に研究実施計画を推進するための打合せや会議等を開催した。COVID-19 の蔓延防止対策としてプロジェクトグループ全体会議や組織間をまたがる会議を開催した。組織内では適宜リモートと対面を用い、組織内関係者間で意思疎通が円滑になるよう会議を開催した。これらミーティング以外に、関係者間で活発な議論を行うため、メールでの情報のやり取りだけでなく情報セキュリティーに注意をはらいつつ、リアルタイム
性を持たせたビジネス用メッセージングアプリケーションを用い本プロジェクト関係者内での議論を促進した。
3.4.2 令和 3 年度までの実施内容および成果
組織代表者間連携のための会議、各組織内での開発会議だけでなく、密に連携が必要な場合にはその都度関係者で打ち合わせを開くことで、プロジェクト内の意思疎通を良好に保った。
また 10 月 9 日には福島廃炉の状況を把握するために技術戦略ワークショップに出席し当該プ
ロジェクトの進歩状況も説明した。PO、J-PO へはメール等を通じ研究方針や発表資料等に対し助言をいただきつつ開発するべき装置仕様も含めた目標を修正し、より 1F 応用に対応できる研究開発を行った。
3.4.3 令和 4 年度までの実施内容および成果
令和 4 年度は最終年度となるため、事業代表者が必要に応じて各組織のグループ打ち合わせに出席し組織間の連携を強化し、前年度以上に情報共有を図り現場中心でプロジェクトの強力な推進が可能になる環境を構築した。最終年度は内部開発レビューを行い、開発方針、技術選択等に関して、プロジェクト内でフィードバックをかけつつ外部の識者との連携により、成功に向けたプロジェクト運営を推進した。
学会等での発表だけでなく、2022 廃炉国際フォーラムでのポスター発表[3.4-1]や環境活動報告[3.4-2]にも本プロジェクトの解説を行うなど幅広く本プロジェクトのアピールを行った。
また第 26 回目の開催となる LSI とシステムのワークショップ 2023（https://www.gakkaiweb.net/gakkai/ieice/icd/）にて、本事業の結果を、“スケーラブルな高耐放射線 中性子検出システム用 ASIC の開発”にてまとめて発表し、最優秀ポスター賞を受賞した。
3.4.4 まとめCOVID-19 によって研究環境が変化したが、頻繁に TV 会議を行うなど柔軟に対応し、研究者間で開発目標や現状等の情報共有を行った。特に開発者レイヤー、組織代表者レイヤーの複数のレイヤーで組織間を超えた情報共有を行いプロジェクト内での意思統一を図った。この中で内部レビュー等も行い、開発組織内で技術選択等の修正を行いつつ、PO などと打ち合わせを持ち、現状に即した開発を進め実機開発のための改良を推進した。それ以外では積極的にプロジ
ェクト外の専門家を招聘し意見を聞きプロジェクト推進に役立て、リスクの少ないプロジェク
ト推進を積極的に進めた。

3.4-1
3.4-1
- 85 -

JAEA-Review 2023-020

4.

結言
本研究では高γ線環境下（1 kGy/h）で動作する中性子検出による深い未臨界モニターを実現するため、中性子検出器の感度として数 cps/nv の性能を持つ実時間でのモニタリングを目標として要素開発を進め目標を達成した。開発した要素技術は、ダイヤモンドを使用した中性子検出
素子、耐放射線集積回路 6 種類とそれら要素を搭載するモジュール複数枚である。さらに PO も含めて議論を行い、予定になかった 6 cm 径ドライチューブに挿入可能な中性子検出器のモックアップを開発し中性子測定動作実証も行い、予定通りの性能を確認した。
本プロジェクトの開始にあたっては、“不確定な部分が多い炉内環境でも使用可能な臨界近接監視手法使用可能な中性子モニターを開発すれば、成果は他の応用にも使用可能である”と考え、現状考えられる困難な環境（1 kGy/h）下で、できるだけ高い中性子感度（数 cps/nv）を持つ装置開発に取り組んだ。まず我々は炉内体系が不明である場合に確実に使用可能な未臨界解析手法として炉雑音法を選択し、実際に使用可能な中性子検出器の仕様である“γ線計測数対中性子
計測数の比を 1 未満に抑えること”を明確にし（詳細は 3.3.5 参照）、その仕様を満たすためのシステムデザインと要素開発を推進した。この解析結果は他の深い未臨界モニターに対しても必要な普遍的な条件であることは本プロジェクトの成果である。
中性子感度に関しては、中性子コンバータとして 6LiF を採用し、γ線-中性子分離エネルギー
を 1MeV に設定した場合、JAEA の FRS 熱中性子標準場等にて 3.7×10-4 cps/nv を得た。この測定
時の検出素子の有感面積は 2.53 mm2 であり、この検出素子を使用する場合数千チャンネルで目標を十分に達成できる。結論としては、中性子感度は 1 平方センチメートルあたり 0.015 cps/nvの中性子検出素子が使用可能であるため、100 cm2 のダイヤモンド素子を製造することで目標は達成されることになる。また中性子をγ線バックグラウンドから分離するためのエネルギー閾
値を 1 MeV 閾値に設定した理由は、1 kGy/h でも前述の“γ線計測数対中性子計測数の比を 1 未満に抑えること”を要請した場合であるため、γ線バックグラウンドが 1 kGy/h より低い場合や中性子感度が向上できた場合では、γ線と中性子分離用エネルギー閾値を下げることができ、ファクター程度中性子感度を向上させられるため、より少ない枚数で中性子検出器が構成可能である。また中性子感度は、同じ閾値エネルギーを用いてもシミュレーションで検討した結果や信号処理の工夫によりさらに上げられるため、これらも今後の検討事項となる。
γ線バックグラウンドに関しては、ダイヤモンド検出素子の安定動作およびコンプトン散乱
電子コインシデンス数の増加による波高の大きい疑似信号の排除の 2 点を解決する必要がある。
最初の点に関しては、ダイヤモンド自立膜素子製造プロセスの見直しにより 1.5 kGy/h まで、検出素子の安定動作を確認できた。2 番目に関しては、後述する耐放射線信号処理集積回路の開発によって 1.5 kGy/h まで動作可能であることを実証した。また積層型素子は 600 Gy/h までの動作およびγ線バックグラウンドに強いことが確認できた。
中性子検出器を実機で動作させるためには多数の検出素子の信号を処理し、高速長距離転送を行う必要がある。このため、耐放射線信号処理集積回路の開発を行い、6 種類の集積回路の開発を行った。すべての集積回路を組み込みシステム動作は確認でき、また集積回路は 1 MGy まで
正常に動作することも確認した。すでに述べたようにこれらの集積回路およびそれらを実装したモジュールは検出素子の評価に使用している。
上記により本課題で目標とした研究開発は終了したが、実機開発を推進する観点から PO との議論を行い、ドライチューブに挿入可能な 6 cm 径の中性子検出器モックアップ開発も行った。
このモックアップを開発するにあたり、複数枚のダイヤモンド検出素子を利用した中性子検出

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素子の製造およびモジュールへの実装を行い、実装したすべての素子の動作を確認でき、中性子検出のデモンストレーションも完了し、正しく動作していることが実証できた。以下詳細について各項で述べる。
(1) 高耐放射線スケーラブル中性子検出器信号読み出しシステム開発
臨界近接監視システムで使用する中性子検出器の設計開発を複数行い種々のモジュールを完成させ動作の確認を行った。そのデザインのうち 6 cm 径中性子検出器をドラ
イチューブ挿入用中性子検出器として位置付け、次のフェーズで検討している実機プロ
トタイプ開発のために、モックアップの開発を行い動作試験を完了した。このモジュールに搭載するための集積回路は CMOS65 nm プロセスを用いて開発され、すべての集積回路に対して 1 MGy まで耐放射線性能が確認されている。
この開発においては、耐放射線性能による軽量化以外に、使用環境の変化に対し中性子検出器の形状等を変更する際に容易であること、中性子感度の向上に関して拡張性があることを考慮し設計がなされた。また信号対雑音比を検討しすべてのアナログ信号は、検出器内でデジタル信号に変換され 100 nsec ごとに中性子のカウント数を 70 m 程度離れたコンピュータまで 132 Mbps で転送でき、放射線耐性は数 MGy 以上を有する。さらに信号処理集積回路に関しては、高信号対雑音比を有する集積回路と高速応答が可能で
高γ線環境下でもロバストに動作可能な集積回路の 2 種類を開発し、どのような環境にも耐えられるシステム開発を行った。
(2) ダイヤモンド中性子検出素子の開発
ダイヤモンド中性子検出素子の実現および量産化の観点で、実現に関して高い可能性を持つ自立膜型ダイヤモンド素子と量産化時に有利な積層型ダイヤモンド素子の 2種類の開発研究を行い、それぞれ当初の目標を達成した。
自立膜型素子に関しては、新たに 6 mm 角以上の大型ダイヤモンド基板を利用した複数の電極を持った検出素子を製作し、本課題で使用可能な検出素子が開発できた。また中性子コンバータとして 6LiF を使用し中性子検出素子を複数個完成させ評価を行った。これらの素子はプロセスの工夫により 1.5 kGy/h 環境下でも安定な動作をすることを確認した。
積層型素子は現在まで動作実績がなかったが、問題となる表面欠陥を排除し検出素子を製作する手法を見出し検出素子として動作を確認した。この手法は特許申請中である。さらに本課題で開発した信号処理集積回路と接続し 600 Gy/h まで動作することも確認し、γ線バックグラウンドエネルギースペクトルがγ線強度に対し大きな依存性がないことを実証した。
量産時にコストアップとなる検出素子のプロセスを簡略化し量産化プロセスの選択
肢を広げるため、新たに開発した実装技術の導入と複数の素子実装に成功し実装評価に供した。この実装プロセスは印刷技術を使用しており、耐放射線性能に関しても数
MGy まで照射実験で良好な結果を示している。
(3) 検出素子、計測要素の性能評価
中性子検出器の満たすべき仕様を、炉雑音法により定量化し検出器開発方針を明確にしただけでなく、一点炉動特性パラメータを陽に利用することなく臨界近接監視ができるよ
うに既存の手法を改良し、良好な結果を得た。
検出素子が 1 kGy/h 環境で動作するためには、ダイヤモンド基板内の欠陥だけでなく電極表面の欠陥等によるチャージアップを減らすことで実現できることを明らかにし、実際にイオンビームエッチングや合成条件の最適化により 1 kGy/h に対応可能なダイヤモンド
検出素子製造プロセスを開発した。また信号処理集積回路開発においては、22 nm、28 nm、65 nm 商用 CMOS プロセスを使用しトランジスタの 10 MGy 未満の放射線耐性を調査し、量産時の費用等も考え 65 nm プロセスを使用し、1 MGy まで動作する 6 種類の集積回路を開
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発した。このプロセスにより開発した自立膜ダイヤモンド検出素子を用いた中性子検出素子とこれらの耐放射線集積回路を使用し中性子感度とγ線バックグラウンド耐性の評価を行った。1 kGy/h の環境で中性子感度が 1 cm2 当たり 0.015 cps/nv を達成可能であることを確認しかつ複数の検出素子を使用し中性子信号の読み出しを成功させた。さらに実機プロトタイプ開発を進めるにあたっての事前研究を推進するために、中性子減速材厚についてのシミュレーションを行いつつ、6 cm 径ドライチューブ挿入可能な中性子検出器のモックアップの中性子感度評価も行い実機プロトタイプ開発における重要な研究開発項目を抽出した。
今後の課題は以下の点である。
・中性子検出素子の量産に関するプロセスの最適化と実施体制の確立
・中性子感度向上とγ線バックグラウンド耐性向上のための信号処理特性ばらつきのチャンネ
ル間補正手法の開発
・要素（検出素子および集積回路）をモジュールにするための実装技術の改良と量産用実装プロ
セスの検討
・中性子感度を向上させるために、中性子コンバータの改良、信号処理手法の研究
・フィールド試験
上記を主軸として量産プロトタイプ開発研究を行うことで、実機製造を推進する。

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