| 研究課題/領域番号 |
21K03597
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| 研究種目 |
基盤研究(C)
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| 配分区分 | 基金 |
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| 応募区分 | 一般 |
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| 審査区分 |
小区分15020:素粒子、原子核、宇宙線および宇宙物理に関連する実験
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| 研究機関 | 福井大学 |
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研究代表者 |
中島 恭平 福井大学, 学術研究院工学系部門, 准教授 (30722540)
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| 研究期間 (年度) |
2021-04-01 – 2025-03-31
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| 研究課題ステータス |
交付 (2023年度)
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| 配分額 *注記 |
4,290千円 (直接経費: 3,300千円、間接経費: 990千円)
2023年度: 1,690千円 (直接経費: 1,300千円、間接経費: 390千円)
2022年度: 1,300千円 (直接経費: 1,000千円、間接経費: 300千円)
2021年度: 1,300千円 (直接経費: 1,000千円、間接経費: 300千円)
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| キーワード | 使用済み核燃料 / ニュートリノ / 液体シンチレータ |
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| 研究開始時の研究の概要 |
使用済み核燃料から発生するニュートリノフラックスを計算する。中でも、235Uと239Puの核分裂生成物の発生量が異なる144Ceと106Ruについて、ニュートリノフラックスを計算する。検出器開発として、波形弁別能を有する6Li入りLSを作成し、さらにγ/nの波形弁別能を有するLSの開発に取り組む。このLSを用いて小型プロトタイプ検出器を作成し、検出器性能とBG除去能を評価する。続いて、この検出器を用いて原子力発電所におけるBG測定と解析を行う。以上の研究を元に、使用済み核燃料ニュートリノモニターの測定条件を決定する。
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| 研究実績の概要 |
本研究の目的は、原子炉稼働によって発生する使用済み核燃料から発生したニュートリノを観測することで、使用済み核燃料取り出し直後における235Uと239Pu量を同定する「使用済み核燃料ニュートリノモニター」の実現化について検討することである。
原子炉稼働後に取り出された使用済み燃料中にある、ニュートリノを発生する核種として144Ceと106Ruがある。これらの核種から発生するニュートリノフラックスの計算行い、使用済み核燃料取り出し後の任意の時間におけるフラックスを求めることに成功している。
これと並行して、波形弁別能を有する6Li入り液体シンチレータの開発に取り組んでいる。これまでの研究において、天然の自然存在比のリチウム化合物を用いた液体シンチレータへの合成方法を確立することに成功している。令和5年度では6Liが95%に濃縮されたリチウム化合物を用いて、発光量や波形弁別能、長期安定性といった評価を行なった。100gの体積において十分な波形弁別能を有し、長期安定性もあるものが開発できたため、これを大型化して8Lサイズの6Li入り液体シンチレータを作成し、性能評価を進めている。一般的には液体シンチレータの体積を大型化させると波形弁別能が下がることが分かっているため、光量を稼ぐために5インチのPMTを4本8Lのアクリル容器に接続し、波形解析の改善を進めている。特に環境放射線由来の高速中性子事象がニュートリノ観測におけるバックグラウンドとなるため、波形弁別能によってどの程度バックグラウンドが低減化できるか検討を進める。
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| 現在までの達成度 (区分) |
現在までの達成度 (区分)
2: おおむね順調に進展している
理由
R3年度は使用済み核燃料から発生するニュートリノフラックスの計算に取り組んだ。決まった熱出力、原子炉の停止期間、燃料配置を一定のものと仮定した場合のニュートリノフラックスが求められている。
6Li入り液体シンチレータ開発について、水溶性のリチウム化合物を有機物である液体シンチレータに合成する手法を確立しており、発光量、波形弁別能をといった性能評価を踏まえて、十分な性能を有する液体シンチレータの開発に成功した。続いて、95%に濃縮された6Liを有するリチウム化合物を用いて、100gサイズの液体シンチレータを作成し、十分な性能を有しているか評価を行なった。自然存在比で作成した場合の液体シンチレータと比べて遜色ないものを作製することができたので、大型化に向けて8Lの液体シンチレータを作製し、発光量や波形弁別能を評価を進めている。
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| 今後の研究の推進方策 |
8Lの液体シンチレータを用いて、252Cf線源を用いて中性子を照射し、波形弁別能を評価する。5インチのPMTを4本、8Lのアクリル容器に接続しており、4つの波形信号をどう足し合わせていくか、どの程度の時間波形を利用するかといった解析を行い、最適な波形弁別能が得られる条件を探っていく。続いて環境放射線のデータを取得し、波形弁別能を用いてどの程度環境由来の高速中性子事象を低減できるか確認する。以上の研究によって、使用済み核燃料モニターに使用可能な検出器としてどの程度の性能が得られるかを評価していく。
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