核データニュース，No.122 (2019)話題・解説(III)

燃料デブリ核特性評価に関わる核データニーズ－中性子照射ガンマ線スペクトル測定－
一般財団法人電力中央研究所
原子力技術研究所 燃料炉心領域
名内 泰志
nauchi@criepi.denken.or.jp―――――――――――――――――――――――――――――――――――――――

1.

はじめに
東京電力福島第一原子力発電所の 1~3 号機では、崩壊熱の除去が困難となり、燃料が昇温、破損、溶融、移動し、他の物質と一部混合しながら冷却固化した、いわゆる燃料デブリが形成したと考えられている。2018 年の 2 号機の調査ではペデスタルにて上部タイプレート形状のものが発見されており[1]、本来その下部にあった燃料の一部がペデスタルに落下していることは疑いない状況となっている。この燃料デブリをすべて取り出し、安全に保管することが廃炉完了のために重要な課題である。
核物質の管理においては臨界安全の確保が重要である。そもそも原子炉は炉心を臨界にして使うものであり、また制御材の B4C も溶融過程で化学変化し一部揮発することが予想されている。しかし現時点で事故後臨界になった証拠は観測されていない。ここで炉心が未臨界に保たれているのは、中性子が減速過多か不足か、あるいは中性子吸収物質とうまく混在しているかの条件によると予想される。減速過多/不足は、例えば礫状の燃料デブリの空間分布などに強く依存し、直接測定することは難しい。一方、吸収材の効き具合であれば後述のように定量評価ができる可能性があり、その定量が臨界管理の保守性の適正化につながる可能性がある。
一方、使用済燃料の輸送・保管・処分にあたっては、核物質がどの容器にどれだけ保管されているかを計量する必要がある。これは核物質の非平和目的での利用を防ぐ保障措置的な意味での基本情報として必要となる。また核燃料の保管、処分にあたっての不確定性を減らし、将来の人類が安全策を講じるための情報としても重要である。保守的評価が求められる臨界安全に比べると、計量は最確評価が必要であり、非破壊測定とし－ 54 －

てはより高度な技術が要求される筆者は福島第一原子力発電所事故以前より、未臨界度、核物質量評価の観点でγ線の測定に着目してきたが、同事故以降、燃料デブリへの適用の可能性を検討している。本稿ではそれらを紹介するとともに、γ線発生データの重要性について記す。

2.

Capture Credit の理論
BWR では正規の燃料位置より下方に制御棒ドライブシャフト、案内管、駆動機構、炉心下部格子板、圧力容器等、相当量の鋼材が使われている。この鋼材は燃料と明瞭に分離され、識別されない限り、燃料デブリとして扱うことが妥当であろう。一方、鋼材はその熱中性子捕獲断面積が 2.6 b とおおきくはないが、燃料デブリに含まれる成分として物質量がおおきく、中性子吸収材として働く。したがって鋼材の中性子吸収による負の反応度効果を特定することは臨界安全管理の合理化に有効と考えられる。
燃料デブリを収めたキャニスタの臨界安全設計を TMI-2 に倣うと、炉心に装荷されていた燃料のうち新燃料時点での 235U 濃縮度が最大値をとる UO2 が軽水中で最適減速条件で配列している条件を仮定する[2]。この際、被覆管材は無視する。その際の無限増倍率
は、燃料のマクロ断面積核分裂断面積Σf と燃料+水の捕獲のマクロ断面積Σc を用いて〈,〈〉〉 〈(1)〉となる。φnew は新燃料・最適減速条件の中性子束で、νt は核分裂あたりの中性子発生数である。<f> は f を中性子エネルギー、飛行方向、位置で積分した値となる。ここで中性子捕獲反応 q の反応率が得られれば、その無限増倍率は式(2)のように中性子束分布は変化するものの、式(1)の分母を増やすこととなる。
,〈〈〉〉 〈〉 〈,(2)〉スペクトル変化の効果や、Σc,q の測定誤差を勘案する正のパラメータをαとし、また中性子捕獲反応 q が中性子束分布を大きく変更しないと仮定すると、式(1)(2)の逆数の差は〈,,,〈,〉(3)〉となる。ここでαには安全余裕を勘案する因子も含むものとする。式(3)で重要なのは中性子捕獲反応 q と核分裂反応の反応率比が得られれば、それが捕獲反応 q を計測したことによって確認できる負の反応度に相当する、ということである。この負の反応度に応じてキャニスタの稠密保管を可能とすることを、筆者は「Capture Credit (CapC)をとった貯蔵」と命名している[3]。
文献[3]では、5wt%-235U 濃縮度の UO2 と鉄を均質混合させた丸棒を水の中で四角格子配置させた体系に対して実効増倍率計算を行い、例えば鉄の捕獲/核分裂数比が 1:1 であ－ 55 －

れば 80%Δk/k 以上の負の反応度を確認できることを示している。

3.

鋼材-未照射ウラン体系での Neutron Induced Gamma Ray Spectroscopy
CapC のためには<Σc,qφ>/<Σfφ>を測定する必要がある。鋼材である 56Fe、58Ni、53Crなどは高エネルギーの中性子捕獲γ線を生じることが知られる[4]。また電中研は京都大学臨界集合体実験装置 KUCA 共同利用研究において核分裂即発γ線と短寿命 FPγ線を合算したスペクトル測定を行っている1[5]。このことから、中性子照射γ線スペクトル測定(NIGS)を使った<Σc,qφ>/<Σfφ>の測定を行うこととした。
KUCA には 3 つの炉心があるが、その一つ、軽水減速型炉心の C 架台を使用した。通常この炉心は 93wt%-235U 濃縮度 U とアルミニウム(Al)の合金燃料板を Al 製フレームに差し込み、集合体として炉心に装荷して使用するが、この実験ではそれに加えてステンレ
ス鋼 SUS-304 板を差しこみ、炉心に装荷し、軽水に冠水させ、未臨界体系を構築した。
図 1 に体系図を示す。未臨界体系は 252Cf 中性子源を中心に配置することで駆動し、γ線スペクトルを相対効率 20%の HP-Ge 検出器と BGO シンチレータで検出した。この測定
では中性子は軽水で遮蔽され、検出器への進入はほとんどない。

図 1 左: 燃料集合体。フレーム(灰色)に U-Al 燃料板(緑)と SUS-304(赤)を差込炉心に装荷。
右: 炉心と検出器の位置関係、燃料は冠水条件で使用。
図 2 に HP-Ge の測定スペクトルを示す[6]。同図では捕獲γ線に着目するため定数倍しており鋼材入炉心と鋼材無炉心の計数率の大小関係は実態と異なることを付記する。鋼材なし炉心では H(n,γ)反応 2.223MeV γ線と 27Al(n,γ) 7.724MeVγ線の光電ピーク(PE)ピーク、シングルエスケープ(SE)、ダブルエスケープ(DE)がみられ、それらの間 3~5MeVでエネルギーに対して計数率が指数関数的に減少する、核分裂即発γ線に特徴的な連続スペクトルをなしている。一方、鋼材入炉心では 56Fe の捕獲γ線のうち 7.631、7.645MeV
この測定で PE として 1H、27Al、50,52,53Cr、54,56Fe、58,60,62Niのものの計数率が 27Al を凌駕する。
1KUCA の測定では短寿命 FPγ 線と核分裂即発 γ 線を分けずに測定しているので、即発γ線分析(PGA、もしくは PGAA)とせず、NIGS としている。

－ 56 －

が確認された。これらのγ線はいずれも 3.5MeV 以上のエネルギーを持つ。半減期 100日以上の FP が放出する崩壊γ線としては 106Ru→106Rh 由来のものが最もエネルギーが高く、またその最大エネルギーは 3.402MeV である。すなわち NIGS で得たいγ線のエネルギーは FPγ線のそれとは重畳しないため、検出器と信号処理回路が FPγ線の計数率に耐えられれば NIGS は高 Signal to Noise ratio (S/N) 条件の測定が可能な手法といえる。また
一般論として、γ線は高エネルギーほど透過力が大きく、検出器が収納容器の全領域に対し感度をもつという点は<Σc,qφ>、<Σfφ>測定にとって有利である。
103

鋼材入炉心

102

鋼材無炉心

11010010010-2計数率(a.u.)

計数率(a.u.)

10210-110-2

鋼材入炉心
鋼材無炉心
Crサンプル
鉄サンプル
Niサンプル

DE, SE, PE

27Al
10-410-610-356Fe2本

58Ni-810-41010-5010-106.553Cr
246波高(MeV)

81077.588.5波高(MeV)

99.510

図 2: KUCA-C 架台に U-Al 燃料を装荷したケース(赤)と U-Al 燃料および SUS-304 を装荷した際のγ線スペクトル測定結果。右図は詳細。ピークの核種特定のため 252Cf+Cr、Fe、Ni サンプルでの PGA 測定を実施。
これらのγ線をより感度の高い BGO シンチレータで測定したスペクトルから、a) (6-10MeV) /(3-5MeV)の計数率比をとったものb) MCNP コード[7]と FSXLIB-J40 ライブラリ[8]で中性子－光子結合輸送計算を行い、光子生成あたりの検出数を計算評価し、これで 3-10、5-10MeV、6-10MeVの γ 線の発生を求めた上で(6-10MeV) /(3-5MeV)の発生率比をとったものの二つを、鋼材の捕獲/核分裂反応率比計算値と比較した。この結果、図 3 のように、鋼材の捕獲/核分裂反応率比に対し、計数率比、発生率比が単調増加している[3]。この結果
は NIGS のスペクトル測定値を CapC に適用することが可能であることを示している。

－ 57 －

(6-10MeV)/(3-5MeV) ratio of  ray count rate or emission rate

1.4
method (a)1.2

method (b)

10.8
0.6
0.4
0.2
000.2
0.4
0.60.81Calculated reaction rate ratio: Capture of SUS / Fission1.2

図 3 <Σc,q>/<Σf>計算値と NIGS によるγ線計数率比(黒)、発生率比(赤).
ところで、ここまでのデータ処理では以下の課題を抱えている。
1) KUCA の実験では核分裂後の短寿命 FPγ 線からの γ 線も計数率に寄与しているが、ここまでの解析ではその寄与を考慮していない。
2) 3~5MeV の γ 線発生の主要素が核分裂即発γ線であるという仮定のもとに進めているが、図 3 のデータ処理では捕獲γ線のコンプトン散乱による連続部の重畳が避けられない。捕獲γ線の低エネルギーγ線も重畳する。
2)の解決策としては、γ線の応答関数をγ線発生反応毎に用意して Unfolding をかけることが考えられる。ここで、鋼材無炉心について MCNP コードと FSXLIB-J40 で波高応答を計算し、BGO でのスペクトル測定データと比較した[9]（図 4）。ここでは FPGS-90 コードを使い、遅発γ線の寄与も評価している。γ線スペクトルの分解能についてはガウシ
アンスメアリングをかけ実験値とほぼ同じようになるように調整している。これをみると、核分裂即発γ線に不自然なステップ状の構造が現れ、8-10MeV 領域の応答が大きく、ここは実験値との差異が著しい。unfolding を行うに際、このステップ状のγ線発生スペクトルを用いることは大きな誤差要因となりえる。Verbeke などの評価では 8-10MeV でのγ線の発生をないものとし、ステップ状でなく、exp(-1.1×Eγ)という関数を与えていて[10]、KUCA での実験値の模擬性がよりよい。また FSXLIB-J40 では 27Al(n,γ)の明瞭な7.724MeVγ線が得られていない。235U をみると非弾性散乱脱励起と捕獲γ線が 4MeV 以下では有意な成分であるという評価がなされている。
筆者は unfolding 手法の開発も行っている[11]が、JENDL-4.0 ベースのγ線データの問題点を指摘した後[9]は、応答関数を作成して核分裂数をγ線計数率で求める作業を行っていない。臨界管理の場合は「核分裂率を過大評価してしまうこと」は保守的評価であり、－ 58 －核分裂即発γ線に他の成分や、捕獲γ線のコンプトン散乱成分が重畳することは CapC の利得は減らすが保守性は保てる。その観点で、NIGS は現状でも CapC にとって有用であり、応答関数の適切な評価と Unfolding は CapC の利得の増大のための検討課題である。

Measured-2ndary
235U(n,f)
235U FP decay
235U inelastic
235U(n,γ)27Al (n,γ)+inela
16O(n,γ)+inele
56Fe(n,γ)
Total

Pulse height spectrum (cps/MeV)

1000

1001010246Pulse Height (MeV)810

図 4 鋼材無体系での BGO による NIGS 測定スペクトルと MCNP+JENDL-4.0 波高応答計算値の比較。

4.

鋼材以外の CapC について燃料デブリの臨界安全上、可燃性中性子吸収材として一部の燃料棒に装荷されている

155、157

Gd や中性子制御材としての 10B の共存性が重要といわれている。

155, 157

Gd は炉心で 1~2 サイクル照射中の燃料集合体中に Gd2O3-UO2 の燃料棒の状態で入っているものと、FP として生成した 155Eu からのβ崩壊で生成するものがあるが、後者については燃焼度クレジットの範疇となるので、ここでは前者を取り上げる。155, 157Gdは熱中性子吸収断面積が大きく、物質中の中性子の平均自由行程が短い。Gd2O3-UO2 の周りの UO2 燃料ペレットにとっては、155, 157Gd が均質に混ざれば大きな負の反応度効果が得られるが、ペレットの外に 155, 157Gd がある場合は通常の集合体として使える程度の負の反応度しか得られない。この反応度は Gd2O3-UO2 の混在状況と軽水の接触状況で大幅に変化してくるものであり、一部の燃料デブリを分析しても、容器全体の安全性の判断は難しい。
燃料デブリ収納容器の外に d-D 中性子源をおいた場合の NIGS の応答を簡易計算した。
この計算は一旦 MCNP コードで 2cm×2cm のメッシュ中の核分裂、捕獲反応を計算した上で、核分裂γ線発生数とスペクトルは文献[10]記載の値、捕獲反応γ線は熱中性子捕獲－ 59 －反応のみで発生するとし、そのスペクトルと発生数は文献[4]を用い、各メッシュから検出器への輸送と検出器の応答を計算したものである。結果を図 5 に示す[12]。高 Gd 条件と銘打った条件では 6750keV のγ線が見えている。この解析から、NIGS による 157Gd の負の反応度の確認が期待される。

#01 標準#09 高Gd

γ線計数率(/3keV/源)

10-10#10 低燃焼度#11 高燃焼度

10-1110-1210-13

157Gd6750keV
6.66.65

6.76.75
エネルギー(MeV)

6.8

図 5 燃料デブリ収納容器に対する NIGS の応答計算値～157Gd に着目 [12].
一方で、この解析の根拠とした文献[4]では、155Gd の中性子捕獲γ線発生数を評価していない。155Gd については J-PARC ANNRI 施設での測定データも報告されており [13]、これらが NIGS にとって使いやすい形で評価、整備されることを希望する。
10

B については 10B(n,α)反応で第一励起状態を経由するものが 96%と多く、その脱励起γ線はエネルギーが 477keV となる。このγ線は FPγ線の代表である 137Cs よりもエネルギーが低いため、NIGS でも高 S/N 測定はできない。NIGS に用いる中性子源の強度が大きく、FPγ線計数率に対して有意な計数率が得られる条件でのみ CapC が可能となる。

5.

残留濃縮度と燃焼度測定の可能性
上述の NIGS の応答計算においては、燃焼度依存性も計算している。その結果を図 6に示す。この図では、低燃焼度条件では見えないものの、平均的な燃焼度、高燃焼度では 240Pu(n,γ) 3.945 MeV, またいずれのケースも 238U(n,γ) 4.060 MeVγ線が測定出来る可能性が示唆されている。240Pu / 238U 比は燃焼度に対し線形性のよい指標であり、また核分裂即発γ線と 238U 中性子捕獲反応の比は fissile の残留濃縮度の指標として期待できる。

－ 60 －

γ線計数率(/3keV/源)#01 標準#09 高Gd#10 低燃焼度#11高燃焼度

10-11

10-12

240Pu3945keV

10-13
3.93.95

238U4060keV

44.05
エネルギー(MeV)4.1

図 6 燃料デブリ収納容器に対する NIGS の応答計算値～238U,240Pu に着目 [12].
238U(n,γ)γ線測定は微分試料に対しては原子炉施設を使った例がある[14]が、燃料デブリへの適用性を考えると増倍体系での測定が必要である。しかし、MCNP-5 と FSXLIB-J40を用いた計算ではこの 4060 keVγ線の放出がモデル化されていないことがわかった[15]。
このため、KUCA のポリエチレン減速架台のうち、A 架台にて実験を行った。ここでは臨界炉心を組む際に通常用いる 93wt%235U 濃縮度の U-Al 板と、天然ウラン板とポリエチレン板を交互に組み、平均濃縮度 5.4%の体系を作成した。これを 252Cf で駆動し、炉外に配置した前述の HP-Ge 検出器でγ線スペクトル測定を行った。結果を図 7 に示す。Al(n,γ)反応に代表されるバックグラウンドと分離し、また連続型の核分裂γ線スペクトルよりも有意な統計量で 4060keVγ線を測定することができた[15]。これは図 6 のように 240Pu/ 238U 比の取得を目指す、あるいは濃縮度の評価をスペクトルから行う技術の開発に一歩近づいたこととなる。またこの測定では統計精度が不十分ながら、短寿命 FPγ線を測定することができた。短寿命γ線の分離ピークの計数は核分裂率に比例するものであり、前述の核分裂即発γ線の計数へのコンプトン散乱重畳の除去の考慮=Unfolding が不要となるなどで核分裂核種の特定に連続スペクトルよりも有利な点がある。この短寿命 FPγ線測定は CapC、残留濃縮度決定にも有用と考えられる。

－ 61 －計数率(/ch/3時間)

3000 136Te
17.5秒 97Y
95Y
3.8秒 10分
91Rb
58秒
1000
800
600

238U捕獲
90Rb
158秒
88Br
16秒

連続部は核分裂即発γ線

400

C非弾性脱励起

3200

3600

4000
波高(keV)

44004800

図 7: 平均 235U 濃縮度 5.4wt%体系での NIGS の結果。
この短寿命 FPγ線を測定し核分裂核種分析に用いる遅発γ線分光(DGA)が知られている[16]。従来の実験では HP-Ge 検出器を中性子に晒さないため検出器か試料の移送を必要とした。このためごく短寿命の FPγ線の測定は難しい。今回照射中のγ線スペクトルが得られたことにより、より短寿命のγ線が測定できる、すなわち情報量が増えたこととなる2。DGA は少なくとも U:Pu の核分裂比が求まることが期待されており、統計量が十二分に取れれば 235U:239Pu:241Pu の比率の取得への可能性がある。先述の 240Pu/238U の捕獲γ線計数率比もあわせると、より確からしい燃焼度評価が期待できる。このため Pu サンプルを使った基礎実験の可能性を JAEA 殿と検討中である。また、基礎となる 235U の短寿命の FPγ線の測定も KUCA で計画中である。

6.

計量への適用の検討
従来の計量手法は、多くが、①内容物が組成と性状がある範囲の中にあるものとわかっている、②reference 物質が用意できる、という状況でのみ使えるものである。燃料デブ
リの場合、①②に難点があるなか、NIGS は 235U:238U:239Pu:240Pu:241Pu を得られる可能性があるという点で、現時点でも他の候補手法を補完しえるものとしての期待されている。
以下では NIGS と重量測定のみで計量が可能かどうかについて大風呂敷をひろげてみたい。NIGS での重量測定の基本は<Σc,q1φ>/<Σc,q2φ>から<Nc,q1>/<Nc,q2>を推定していき、この測定できる核種を増やし、最終的に測定重量を按分し、U、Pu の質量を決めるというものである。<Σc,q1φ>/<Σc,q2φ>から<Nc,q1>/<Nc,q2>を推定する過程で中性子束の一様性や適切な微分断面積を与えられるのか？という課題があるが、燃料デブリが均質配置
2

従来型の短寿命 FPγ線測定は核分裂即発γ線という高計数率のバックグラウンドを除外しており、S/Nは従来型の測定のようがよい。

－ 62 －

しているという前提の中でγ線スペクトルデータと整合する<Nc,q1>/<Nc,q2>のパターンを決めていくという作業に一般化できる。
収納容器に入れられる物質のうち重量として主要な物質は燃料系(U+Pu)、鋼材、ジルコニア、コンクリート、軽水であろう3。燃料系は重量の 90%以上を占める 238U(n,γ)が測定可能なことが判明している。鋼材については、熱中性子が燃料デブリ中にあれば測定可能である。コンクリートは Si、Mg、Ca、Al と酸素、水素の混合体であり、図 2 のように Al(n,γ)を検出できれば評価できる可能性があるが、Al と同程度に中性子吸収断面積の小さい Si、Mg, Ca からのγ線発生データも今後調査してみたい。
未測定なものはジルコニウムと酸素である。Zr については熱中性子捕獲反応確率がそもそも小さく、文献[4]を見る限り測定しやすいエネルギーのγ線の放出もないようであるが、文献[18]を見ると高速中性子照射条件では 91,92Zr のガンマ線が見られる可能性がある。これは NIGS に d-D 反応中性子源を使えば測定できるようなので、今後この可能性を探りたい。酸素については、16O(n,p)16N→β崩壊→16*O 脱励起の経路、もしくは 16O 非弾性散乱後の脱励起γ線を測定するという手段がある。いずれにしても反応の閾値エネルギーがあり、d-D 中性子源や核分裂中性子発生スペクトルではこれらの反応を誘導する確率が低いのだが、付加的に Am-Be、14MeV 中性子源を使うという手段もありえる。あるいは酸素については H2O、UO2、ZrO2、コンクリート系の酸化物としてだけ存在する、と仮定して、酸素からのγ線を測定を目指さない、という手段もある。
γ線測定で全ての反応率比が評価できれば、その反応率割合を満たす「(燃料系(U+Pu)、鋼材、ジルコニア、コンクリート、軽水)の重量比」を探索し、その比に応じて重量を按分する、NIGS 単独での計量が実現する。これを希望し、測定可能なγ線の種類を増やすことにつとめている。

7.

γ線データの評価の課題と期待
ここまで NIGS の実験データをベースに燃料デブリの臨界管理と計量管理に関係する筆者の研究を紹介してきたが、この技術的成立には基本的な「反応毎のγ線発生データ」のデータが集められ、精度良く評価され、使いやすい形で整備されていることが何より肝要である。あらためて NIGS で測定にかかるγ線を並べると中性子捕獲γ線
核分裂即発γ線
短寿命 FP 崩壊γ線
非弾性散乱後や p,α放出後の脱励起γ線
放射化-崩壊γ線

3Gd や B などの吸収材は重量としては無視しえるほど小さい。

－ 63 －などとなるだろう。
中性子捕獲γ線については図 4 の計算で 27Al のピークが出てこなかったことから、
JENDL-4.0 の利用をせずに専ら文献[4]を使用している。しかし文献[4]では discrete peakだけを扱っているので、連続スペクトルがあると CapC の利用で課題となる(3.4MeV 以上に有意な計数の連続スペクトルがあるかが課題)。さらに筆者は KUCA の実験という、「反応の大部分は熱中性子によるもの」という仮定が成り立つ場で実験してきたが、例えば文献[18]では 238U の熱中性子吸収と共鳴吸収でγ線エネルギー毎の発生本数が異なることが報告されている。熱中性子吸収よりも共鳴の影響の大きい核種として 238U、239Pu、一部の希土類元素のうち数密度×共鳴吸収断面積の大きいものについては、γ線発生数/反応数の系統的データの取得、評価を要望する。また文献[4]でも、測定しやすい構造材についても、53Cr ではγ線発生/吸収データが評価されていない。56Fe でもその評価の誤差が 17%に達しているので、この縮減を望んでいる。上述の 155Gd の評価は言わずもがなである。これと連続スペクトル部も含めた validation を要望する。
核分裂即発γ線については、図 4 において JENDL-4.0 でスペクトルがステップ状になっている問題を指摘した。言うまでもないが、この状態では Unfolding には利用できない。
筆者は文献[10]を参照することが多いが、反応あたりの発生本数の誤差が結構大きく 235U
熱中性子核分裂で 2.79 ±0.31 などとなる。また 1MeV 以上の本数でみた場合、文献[10]とJENDL-4.0 で 0.217 と 0.281 という違いがある[9]。この誤差は結局 CapC の評価誤差に直結するので、最近の実験データ[19][20]を参照するなどで改善にあたってほしい。
短寿命 FP 崩壊γ線については、筆者もまず統計のよいデータを KUCA の実験でとることを検討しているが、まず比較対象は JENDL/FPY&FPD-2011[21]であろう。実験データの取得と積分比較のデータをすすめていきたい。
非弾性散乱後の脱励起γ線については、図 7 でも炭素の非弾性散乱-脱励起に見られるように、γ線スペクトルが重心の運動エネルギーによる揺らぎをうけて広がる可能性がある。また文献[17]で見られるように、中性子エネルギーによってもスペクトル形状が変化する。このため一部は熱中性子でなく高速中性子を使った実験で、スペクトルの系統的評価をすすめていただきたい。
放射化-崩壊γ線については、半減期が短く放出エネルギーが 3.4MeV 以上のものについてのデータベースを要望する。
解析では中性子-γ線結合輸送解析をベースに、空間メッシュ毎の中性子反応率、γ線発生率とスペクトル、さらに検出器までの輸送と検出器内でのエネルギー付与が計算できるツールが必要となる。筆者は MCNP コードで多重回の計算を行い、中間ファイルを処理して response を作成しているが、非弾性散乱後の脱励起γ線のスペクトルのドップラー拡がりなどはまだ考慮していない(PHITS では可能とのこと[22])。究極的には「重量、(燃料系(U+Pu)、鋼材、ジルコニア、コンクリート、軽水)の重量比」という入力に対して－ 64 －

中性子-光子結合輸送計算から応答関数を大量に用意し、スペクトルマッチングで NIGSの測定データと合致する組成、各物質量を定めることが望ましい。
ここまで、KUCA 共同利用の箇所を除くと、NIGS の概念設計、実験企画とデータ分析、計算解析を筆者単独で進めてきているが、基礎データの測定、評価、データライブラリの作成、計算コードの改良、より実燃料デブリに近い試験体を用いてのデモ実験等、研究の拡大が必要な時期に来ていると感ずる。ご興味のある方は筆者にお気軽にご連絡下さい。

参考文献[1] 東 京 電 力 ホ ー ル デ ィ ン グ ス http://irid.or.jp/wp-content/uploads/2018/02/20180201.pdf(2019/1/14 閲覧).
[2] G. M. Jacks, TMI-2 Defuleing Canisters Final Design Technical Report, EGG-TMI-6744,
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[4] Thermal Neutron Capture γ's (CapGam), https://www.nndc.bnl.gov/capgam/, (2019/1/14 閲覧).
[5] 名内泰志、亀山高範、宇根崎博信、三澤毅「KUCA-C 架台でのγ線スペクトル測定による未臨界増倍率の評価」日本原子力学会 2010 年秋の大会。
[6]名内泰志、太田宏一、宇根崎博信、佐野忠史、高橋佳之「未臨界体系における構造材の中性子捕獲反応のガンマ線測定による定量(3)」日本原子力学会 2014 年春の年会。
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