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JP7488692B2 - Nuclear Material Measuring Device - Google Patents
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JP7488692B2 - Nuclear Material Measuring Device - Google Patents

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貴教 佐藤
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Description

本発明は、核分裂性物質量を測定する核物質測定装置に関する。 The present invention relates to a nuclear material measuring device that measures the amount of fissile material.

放射性固体廃棄物（測定対象物）に中性子を照射し、測定対象物中の核分裂性物質と核反応を引き起こして発生する核分裂中性子の発生特性に基づいて、測定対象物中の核分裂性物質量を測定する方法が知られている（特許文献１参照）。 A method is known in which the amount of fissile material in radioactive solid waste (measurement object) is measured based on the characteristics of fission neutrons generated by irradiating the waste with neutrons and inducing a nuclear reaction with the fissionable material in the measurement object (see Patent Document 1).

特許文献１に記載の測定方法では、測定対象物に含まれる核分裂性物質から発生する核分裂中性子を検出し、検出した核分裂中性子の消滅時間と総カウント数から核分裂性物質量を算出する。特許文献１に記載の測定方法では、測定対象物に含まれる物質の中性子吸収及び減速特性に依存する消滅時間を用いることで、核分裂性物質量の測定精度の向上を図っている。 In the measurement method described in Patent Document 1, fission neutrons generated from fissile material contained in the measurement object are detected, and the amount of fissile material is calculated from the annihilation time and total count of the detected fission neutrons. The measurement method described in Patent Document 1 aims to improve the measurement accuracy of the amount of fissile material by using the annihilation time, which depends on the neutron absorption and deceleration characteristics of the material contained in the measurement object.

特開２０１４－１７４１２３号公報JP 2014-174123 A

しかしながら、特許文献１に記載の測定方法では、測定対象物に含まれる中性子吸収物質量が未知であるため、核分裂性物質量の測定精度の観点で改善の余地がある。例えば、消滅時間に与える影響が小さい中性子吸収物質が測定対象物に含まれている場合には、核分裂性物質量を高い精度で測定することができないおそれがある。 However, in the measurement method described in Patent Document 1, the amount of neutron absorbing material contained in the measurement object is unknown, so there is room for improvement in terms of the measurement accuracy of the amount of fissile material. For example, if the measurement object contains a neutron absorbing material that has a small effect on the annihilation time, it may not be possible to measure the amount of fissile material with high accuracy.

本発明は、核分裂性物質量の測定精度の向上を図ることを目的とする。 The present invention aims to improve the accuracy of measuring the amount of fissile material.

本発明の第１の態様による核物質測定装置は、測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する核物質測定装置であって、高速中性子を発生し、前記測定対象物に照射する中性子発生装置と、前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより生成される中性子を測定する中性子測定装置と、前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより、前記中性子と共に生成されるガンマ線を測定するガンマ線測定装置と、前記中性子発生装置に第１トリガー信号を出力することにより、前記中性子発生装置による中性子の発生の開始を制御し、前記中性子測定装置に第２トリガー信号を出力することにより、前記中性子測定装置による中性子の測定の開始を制御し、前記ガンマ線測定装置に第３トリガー信号を出力することにより、前記ガンマ線測定装置によるガンマ線の測定の開始を制御する計測制御装置と、を備え、前記計測制御装置は、前記第２トリガー信号及び前記第３トリガー信号を前記第１トリガー信号から所定時間だけ遅れたタイミングで出力し、前記中性子測定装置の測定結果及び前記ガンマ線測定装置の測定結果に基づいて、前記測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する。
本発明の第２の態様による核物質測定装置は、測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する核物質測定装置であって、前記測定対象物を収容する円筒状の容器と、前記容器を回転させる回転装置と、パルス状の中性子を発生し、前記回転装置により回転する前記容器内の前記測定対象物に照射する中性子発生装置と、前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより生成される中性子を測定する中性子測定装置と、前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより、前記中性子と共に生成されるガンマ線を測定するガンマ線測定装置と、前記中性子発生装置に第１トリガー信号を出力することにより、前記中性子発生装置による中性子の発生の開始を制御し、前記中性子測定装置に第２トリガー信号を出力することにより、前記中性子測定装置による中性子の測定の開始を制御し、前記ガンマ線測定装置に第３トリガー信号を出力することにより、前記ガンマ線測定装置によるガンマ線の測定の開始を制御する計測制御装置と、を備え、前記計測制御装置は、前記第２トリガー信号及び前記第３トリガー信号を前記第１トリガー信号に同期した基準時刻で出力し、前記回転装置により回転する前記容器の回転周期とは異なる一定の周期で、前記中性子発生装置からパルス状の中性子を繰り返し発生させ、前記中性子測定装置は、前記中性子の発生時刻を前記基準時刻とした中性子計数率の時刻変化を測定し、前記ガンマ線測定装置は、前記中性子の発生時刻を前記基準時刻としたガンマ線計数率の時刻変化を測定し、前記計測制御装置は、前記中性子測定装置の前記基準時刻からの測定結果である前記中性子の発生時刻を前記基準時刻とした中性子計数率の時刻変化の測定結果の平均値と、前記ガンマ線測定装置の前記基準時刻からの測定結果である前記中性子の発生時刻を前記基準時刻としたガンマ線計数率の時刻変化の測定結果の平均値と、に基づいて、前記測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する。
本発明の第３の態様による核物質測定装置は、測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する核物質測定装置であって、中性子を発生し、前記測定対象物に照射する中性子発生装置と、前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより生成される中性子を測定する中性子測定装置と、前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより、前記中性子と共に生成されるガンマ線を測定するガンマ線測定装置と、前記中性子発生装置に第１トリガー信号を出力することにより、前記中性子発生装置による中性子の発生の開始を制御し、前記中性子測定装置に第２トリガー信号を出力することにより、前記中性子測定装置による中性子の測定の開始を制御し、前記ガンマ線測定装置に第３トリガー信号を出力することにより、前記ガンマ線測定装置によるガンマ線の測定の開始を制御する計測制御装置と、前記測定対象物を収容する容器と、前記測定対象物を乾燥させる乾燥装置と、前記容器内に水分を供給する水分供給装置と、を備え、前記計測制御装置は、前記乾燥装置によって前記容器内の前記測定対象物を乾燥させ、前記水分供給装置によって前記容器内に所定量の水分を供給させた後、前記第２トリガー信号及び前記第３トリガー信号を前記第１トリガー信号に同期した基準時刻で出力し、前記中性子測定装置の前記基準時刻からの測定結果と、前記ガンマ線測定装置の前記基準時刻からの測定結果とに基づいて、前記測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する。
本発明の第４の態様による核物質測定装置は、測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する核物質測定装置であって、中性子を発生し、前記測定対象物に照射する中性子発生装置と、前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより生成される中性子を測定する中性子測定装置と、前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより、前記中性子と共に生成されるガンマ線を測定するガンマ線測定装置と、前記中性子発生装置に第１トリガー信号を出力することにより、前記中性子発生装置による中性子の発生の開始を制御し、前記中性子測定装置に第２トリガー信号を出力することにより、前記中性子測定装置による中性子の測定の開始を制御し、前記ガンマ線測定装置に第３トリガー信号を出力することにより、前記ガンマ線測定装置によるガンマ線の測定の開始を制御する計測制御装置と、を備え、前記計測制御装置は、前記第２トリガー信号及び前記第３トリガー信号を前記第１トリガー信号に同期した基準時刻で出力し、前記中性子測定装置の前記基準時刻からの測定結果と、前記ガンマ線測定装置の前記基準時刻からの測定結果とに基づいて、前記測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定し、前記測定対象物を乾燥させることにより、前記測定対象物に含まれる水分量を測定する水分量測定装置をさらに備える。
本発明の第５の態様による核物質測定装置は、測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する核物質測定装置であって、パルス状の中性子を発生し、前記測定対象物に照射する中性子発生装置と、前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより生成される中性子を測定する中性子測定装置と、前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより、前記中性子と共に生成されるガンマ線を測定するガンマ線測定装置と、前記中性子発生装置に第１トリガー信号を出力することにより、前記中性子発生装置による中性子の発生の開始を制御し、前記中性子測定装置に第２トリガー信号を出力することにより、前記中性子測定装置による中性子の測定の開始を制御し、前記ガンマ線測定装置に第３トリガー信号を出力することにより、前記ガンマ線測定装置によるガンマ線の測定の開始を制御する計測制御装置と、前記測定対象物を収容する容器と、中性子吸収物質を前記容器内に投入する投入装置と、を備え、前記計測制御装置は、前記第２トリガー信号及び前記第３トリガー信号を前記第１トリガー信号に同期した基準時刻で出力し、前記中性子測定装置は、前記中性子の発生時刻を前記基準時刻とした中性子計数率の時刻変化を測定し、前記ガンマ線測定装置は、前記中性子の発生時刻を前記基準時刻としたガンマ線計数率の時刻変化を測定し、さらに前記計測制御装置は、前記投入装置によって、前記測定対象物に含まれる中性子吸収物質と同じ中性子吸収物質を所定量だけ前記容器内に投入させた後に、前記ガンマ線測定装置によるガンマ線の測定を行い、前記中性子吸収物質の投入前後の前記ガンマ線測定装置での測定結果の差分値に基づいて、前記中性子計数率の時刻変化を補正し、補正後の中性子計数率の時刻変化に基づいて、前記測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する。
A nuclear material measuring device according to a first aspect of the present invention is a nuclear material measuring device for measuring the amount of fissile material contained in a measurement object, comprising a neutron generator which generates fast neutrons and irradiates the measurement object with them, a neutron measuring device which measures neutrons generated by irradiating the measurement object with the neutrons generated by the neutron generator, a gamma ray measuring device which measures gamma rays generated together with the neutrons generated by the neutron generator when the measurement object is irradiated with the neutrons generated by the neutron generator, and a gamma ray measuring device which outputs a first trigger signal to the neutron generator to measure the amount of neutrons emitted by the neutron generator. and a measurement control device that controls the start of measurement of neutrons by the neutron measurement device by outputting a second trigger signal to the neutron measurement device, and controls the start of measurement of gamma rays by the gamma ray measurement device by outputting a third trigger signal to the gamma ray measurement device, wherein the measurement control device outputs the second trigger signal and the third trigger signal at a timing delayed by a predetermined time from the first trigger signal, and measures the amount of fissile material contained in the object to be measured based on the measurement results of the neutron measurement device and the measurement results of the gamma ray measurement device.
A nuclear material measuring device according to a second aspect of the present invention is a nuclear material measuring device for measuring the amount of fissile material contained in a measurement object, comprising: a cylindrical container for accommodating the measurement object; a rotating device for rotating the container; a neutron generator for generating pulsed neutrons and irradiating the measurement object in the container rotated by the rotating device; a neutron measuring device for measuring neutrons generated when the measurement object is irradiated with the neutrons generated by the neutron generator; and a gamma ray measuring device for measuring gamma rays generated together with the neutrons when the measurement object is irradiated with the neutrons generated by the neutron generator. The device outputs a first trigger signal to the neutron generator to control the start of neutron generation by the neutron generator, outputs a second trigger signal to the neutron measuring device to control the start of neutron measurement by the neutron measuring device, and outputs a third trigger signal to the gamma ray measuring device to measure gamma rays generated together with the neutrons. and a measurement control device that controls the start of measurement of gamma rays generated by the rotating device, wherein the measurement control device outputs the second trigger signal and the third trigger signal at a reference time synchronized with the first trigger signal and repeatedly generates pulsed neutrons from the neutron generator at a constant period different from the rotation period of the container rotated by the rotating device, the neutron measurement device measures the time change of a neutron count rate using the time of generation of the neutron as the reference time, and the gamma ray measurement device measures the time change of a gamma ray count rate using the time of generation of the neutron as the reference time, and the measurement control device measures the amount of fissile material contained in the measurement object based on an average value of measurement results of the time change of the neutron count rate using the time of generation of the neutron as the reference time, which is the measurement result of the neutron measurement device from the reference time, and an average value of measurement results of the time change of the gamma ray count rate using the time of generation of the neutron as the reference time, which is the measurement result of the gamma ray measurement device from the reference time.
A nuclear material measuring device according to a third aspect of the present invention is a nuclear material measuring device for measuring the amount of fissile material contained in a measurement object, comprising a neutron generator which generates neutrons and irradiates the measurement object with neutrons, a neutron measuring device which measures neutrons generated when the measurement object is irradiated with the neutrons generated by the neutron generator, and a gamma ray measuring device which measures gamma rays generated together with the neutrons when the measurement object is irradiated with the neutrons generated by the neutron generator, the device outputting a first trigger signal to the neutron generator to control the start of neutron generation by the neutron generator, and outputting a second trigger signal to the neutron measuring device to control the start of neutron measurement by the neutron measuring device, The measurement control device comprises a measurement control device that controls the start of gamma ray measurement by the gamma ray measurement device by outputting a third trigger signal to the gamma ray measurement device, a container for accommodating the object to be measured, a drying device for drying the object to be measured, and a moisture supplying device for supplying moisture into the container, and the measurement control device dries the object to be measured in the container by the drying device and supplies a predetermined amount of moisture into the container by the moisture supplying device, and then outputs the second trigger signal and the third trigger signal at a reference time synchronized with the first trigger signal, and measures the amount of fissile material contained in the object to be measured based on the measurement results of the neutron measurement device from the reference time and the measurement results of the gamma ray measurement device from the reference time.
A nuclear material measuring device according to a fourth aspect of the present invention is a nuclear material measuring device for measuring the amount of fissile material contained in a measurement object, comprising: a neutron generator for generating neutrons and irradiating the measurement object with neutrons; a neutron measuring device for measuring neutrons generated when the measurement object is irradiated with the neutrons generated by the neutron generator; and a gamma ray measuring device for measuring gamma rays generated together with the neutrons when the measurement object is irradiated with the neutrons generated by the neutron generator. The device outputs a first trigger signal to the neutron generator to control the start of neutron generation by the neutron generator, and outputs a second trigger signal to the neutron measuring device. and a measurement control device that controls the start of neutron measurement by the neutron measurement device by outputting a third trigger signal to the gamma ray measurement device, and controls the start of gamma ray measurement by the gamma ray measurement device by outputting a third trigger signal to the gamma ray measurement device, wherein the measurement control device outputs the second trigger signal and the third trigger signal at a reference time synchronized with the first trigger signal, and measures the amount of fissile material contained in the measurement object based on the measurement results of the neutron measurement device from the reference time and the measurement results of the gamma ray measurement device from the reference time, and further comprises a moisture amount measuring device that measures the amount of moisture contained in the measurement object by drying the measurement object.
A nuclear material measuring device according to a fifth aspect of the present invention is a nuclear material measuring device for measuring the amount of fissile material contained in a measurement object, comprising: a neutron generator for generating pulsed neutrons and irradiating the measurement object with them; a neutron measuring device for measuring neutrons generated by irradiating the measurement object with the neutrons generated by the neutron generator; a gamma ray measuring device for measuring gamma rays generated together with the neutrons generated by the neutron generator when the measurement object is irradiated with the neutrons generated by the neutron generator; a measurement control device for outputting a first trigger signal to the neutron generator to control the start of neutron generation by the neutron generator, for outputting a second trigger signal to the neutron measuring device to control the start of neutron measurement by the neutron measuring device, and for outputting a third trigger signal to the gamma ray measuring device to control the start of gamma ray measurement by the gamma ray measuring device; the measurement control device outputs the second trigger signal and the third trigger signal at a reference time synchronized with the first trigger signal, the neutron measurement device measures the change over time of the neutron count rate using the time of generation of the neutron as the reference time, and the gamma ray measurement device measures the change over time of the gamma ray count rate using the time of generation of the neutron as the reference time, and the measurement control device uses the introduction device to introduce a predetermined amount of neutron absorbing material that is the same as the neutron absorbing material contained in the measurement object, and then measures gamma rays with the gamma ray measurement device, corrects the change over time of the neutron count rate based on a difference value between measurement results by the gamma ray measurement device before and after the introduction of the neutron absorbing material, and measures the amount of fissile material contained in the measurement object based on the change over time of the neutron count rate after the correction.

本発明によれば、核分裂性物質量の測定精度の向上を図ることができる。 The present invention can improve the accuracy of measuring the amount of fissile material.

核物質測定装置の構成を示す図。FIG. 1 is a diagram showing the configuration of a nuclear material measuring device. 中性子検出器（１０Ｂ比例計数管）を用いて測定された波高値スペクトルの一例を示す図。FIG. 1 is a diagram showing an example of a pulse height spectrum measured using a neutron detector ( 10 B proportional counter). ガンマ線検出器を用いて測定された波高値スペクトルの一例を示す図。FIG. 13 is a diagram showing an example of a pulse-height spectrum measured using a gamma ray detector. 中性子発生率の時刻変化の一例を示す図。FIG. 4 is a diagram showing an example of the change in neutron generation rate over time. 中性子計数率の時刻変化の一例を示す図。FIG. 4 is a diagram showing an example of a change in neutron count rate over time. 即発ガンマ線計数率の時刻変化の一例を示す図。FIG. 13 is a diagram showing an example of a change in prompt gamma ray count rate over time. 中性子エネルギーに対する反応断面積について示す図。FIG. 1 is a diagram showing reaction cross sections versus neutron energy. 中性子エネルギー分布及び中性子量が一定の時の核分裂性物質量に対する核分裂中性子計数率の一例を示す図。FIG. 2 is a diagram showing an example of a fission neutron count rate versus the amount of fissile material when the neutron energy distribution and the amount of neutrons are constant. 中性子エネルギー分布及び中性子量が一定の時の即発ガンマ線放出核種量（中性子吸収物質量）に対する即発ガンマ線計数率の一例を示す図。FIG. 1 is a diagram showing an example of a prompt gamma ray count rate versus the amount of prompt gamma ray emitting nuclides (amount of neutron absorbing material) when the neutron energy distribution and the amount of neutrons are constant. 補正用データテーブルについて示す図。FIG. 11 is a diagram showing a correction data table. 核物質測定装置による核物質測定処理の内容を示すフローチャート。4 is a flowchart showing the contents of a nuclear material measurement process performed by a nuclear material measuring device. ガンマ線検出器を用いて測定された波高値スペクトルの別の例を示す図。FIG. 13 is a diagram showing another example of a pulse-height spectrum measured using a gamma ray detector. 本実施形態の変形例５に係る核物質測定装置の中性子測定装置に設けられる中性子吸収材について示す図である。13 is a diagram showing a neutron absorbing material provided in a neutron measurement device of a nuclear material measurement device according to a modified example 5 of this embodiment. FIG. 本実施形態の変形例７に係る核物質測定装置の中性子発生源について示す図である。FIG. 13 is a diagram showing a neutron generation source of a nuclear material measuring device according to a seventh modified example of this embodiment. 本実施形態の変形例９に係る核物質測定装置の中性子反射材について示す図である。13 is a diagram showing a neutron reflecting material of a nuclear material measuring device according to a modified example 9 of this embodiment. FIG. 本実施形態の変形例１１に係る核物質測定装置の複数の中性子検出部及び複数のガンマ線検出部について示す図である。13 is a diagram showing a plurality of neutron detection units and a plurality of gamma ray detection units of a nuclear material measuring device according to a modified example 11 of this embodiment. FIG. 本実施形態の変形例１２に係る核物質測定装置の構成を示す図である。FIG. 15 is a diagram showing the configuration of a nuclear material measuring device according to a modified example 12 of this embodiment. 本実施形態の変形例１３に係る核物質測定装置の構成を示す図である。FIG. 13 is a diagram showing the configuration of a nuclear material measuring device according to a modified example 13 of this embodiment. 本実施形態の変形例１４に係る核物質測定装置の構成を示す図である。FIG. 23 is a diagram showing the configuration of a nuclear material measuring device according to a modified example 14 of this embodiment. 本実施形態の変形例１５に係る中性子検出器を用いて測定された波高値スペクトルの一例を示す図。FIG. 23 is a diagram showing an example of a pulse-height spectrum measured using a neutron detector according to a fifteenth modification of the present embodiment.

図面を参照して、本発明の実施形態に係る核物質測定装置について説明する。 A nuclear material measuring device according to an embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings.

図１は、本発明の実施形態に係る核物質測定装置１００の構成を示す図である。核物質測定装置１００は、測定対象物９を収容する円筒状の容器９０と、容器９０が載置される載置台９１と、中性子を発生し、容器９０内の測定対象物９に中性子を照射する中性子発生装置１１０と、中性子発生装置１１０で発生した中性子が測定対象物９に照射され、測定対象物９に含まれる核分裂性物質との核反応（核分裂反応）が引き起こされることにより生成される中性子を測定する中性子測定装置１２０と、中性子発生装置１１０で発生した中性子が測定対象物９に照射され、測定対象物９に含まれる中性子吸収物質との核反応（中性子捕獲反応）が引き起こされることにより生成されるガンマ線を測定するガンマ線測定装置１３０と、中性子発生装置１１０、中性子測定装置１２０及びガンマ線測定装置１３０を制御するとともに、中性子測定装置１２０及びガンマ線測定装置１３０での測定結果に基づいて、測定対象物９に含まれる核分裂性物質の質量（核分裂性物質量）を測定する計測制御装置１４０と、計測制御装置１４０での測定結果を出力する出力装置１９０と、を備える。なお、説明の便宜上、中性子発生装置１１０から測定対象物９に照射される中性子を「照射用中性子」とも記す。また、中性子が核分裂性物質に吸収され核反応が引き起こされることにより生成される中性子を「核分裂中性子」とも記す。 1 is a diagram showing the configuration of a nuclear material measuring device 100 according to an embodiment of the present invention. The nuclear material measuring device 100 includes a cylindrical container 90 that contains a measurement object 9, a mounting table 91 on which the container 90 is placed, a neutron generator 110 that generates neutrons and irradiates the measurement object 9 in the container 90 with the neutrons, a neutron measuring device 120 that measures neutrons generated when the measurement object 9 is irradiated with the neutrons generated by the neutron generator 110 and a nuclear reaction (nuclear fission reaction) is caused with the fissile material contained in the measurement object 9, and ... neutron measuring device 120 that measures neutrons generated by the neutron generator 110 and a nuclear reaction (nuclear fission reaction) is caused with the fissile material contained in the measurement object 9. The measurement device 130 includes a gamma ray measuring device 130 that measures gamma rays generated by a nuclear reaction (neutron capture reaction) between the neutron generator 110, the neutron measuring device 120, and the gamma ray measuring device 130, a measurement control device 140 that controls the neutron generator 110, the neutron measuring device 120, and the gamma ray measuring device 130, and measures the mass (amount of fissile material) of the fissile material contained in the measurement object 9 based on the measurement results of the neutron measuring device 120 and the gamma ray measuring device 130, and an output device 190 that outputs the measurement results of the measurement control device 140. For ease of explanation, the neutrons irradiated from the neutron generator 110 to the measurement object 9 are also referred to as "irradiation neutrons". In addition, the neutrons generated by neutrons being absorbed by the fissile material and causing a nuclear reaction are also referred to as "fission neutrons".

容器９０は、例えば、円筒状で軸方向の両端開口が閉止板で閉止された密閉構造とされている。容器９０に収容される測定対象物９は、例えば、原子力発電所において事故が発生した際に、炉心燃料が原子炉格納容器内の構造物（支持部材、制御棒、コンクリート材等）とともに溶融して生じた炉心溶融物（燃料デブリ）である。したがって、測定対象物９には、制御棒に用いられるホウ素などの中性子吸収物質が含まれることがある。 The container 90 is, for example, cylindrical and has a sealed structure with both axial openings closed by closure plates. The measurement object 9 contained in the container 90 is, for example, a molten core (fuel debris) that occurs when the core fuel melts together with the structures (support members, control rods, concrete materials, etc.) inside the reactor containment vessel when an accident occurs in a nuclear power plant. Therefore, the measurement object 9 may contain neutron absorbing materials such as boron that are used in the control rods.

中性子発生装置１１０は、パルス状の駆動電圧によってパルス状に中性子を発生する中性子発生源１１１と、パルス状の駆動電圧を生成し、中性子発生源１１１を駆動する中性子発生制御装置１１２と、を有する。本実施形態に係る中性子発生源１１１は、重水素とトリチウムとの核反応により中性子を発生させる。なお、中性子発生源１１１は、重水素－トリチウム型の中性子発生源に限定されず、重水素と重水素との核反応により中性子を発生させるものを採用してもよいし、陽子とリチウムとの核反応により中性子を発生させるものを採用してもよい。 The neutron generator 110 has a neutron generator 111 that generates neutrons in a pulsed manner using a pulsed driving voltage, and a neutron generation control device 112 that generates the pulsed driving voltage and drives the neutron generator 111. The neutron generator 111 according to this embodiment generates neutrons through a nuclear reaction between deuterium and tritium. Note that the neutron generator 111 is not limited to a deuterium-tritium type neutron generator source, and may be one that generates neutrons through a nuclear reaction between deuterium and deuterium, or one that generates neutrons through a nuclear reaction between protons and lithium.

中性子測定装置１２０は、中性子を検出する中性子検出器１２１と、中性子検出器１２１からの検出信号に基づいて、中性子を計数し、中性子の計数率を演算する中性子計数装置（中性子波高分析装置）１２２と、を備える。 The neutron measurement device 120 includes a neutron detector 121 that detects neutrons, and a neutron counting device (neutron pulse height analyzer) 122 that counts neutrons and calculates the neutron counting rate based on the detection signal from the neutron detector 121.

ガンマ線測定装置１３０は、ガンマ線を検出するガンマ線検出器１３１と、ガンマ線検出器１３１からの検出信号に基づいて、ガンマ線を計数し、ガンマ線の計数率を演算するガンマ線計数装置（ガンマ線波高分析装置）１３２と、を備える。 The gamma ray measurement device 130 includes a gamma ray detector 131 that detects gamma rays, and a gamma ray counter (gamma ray pulse height analyzer) 132 that counts gamma rays and calculates the gamma ray count rate based on the detection signal from the gamma ray detector 131.

中性子発生源１１１、中性子検出器１２１及びガンマ線検出器１３１は、それぞれ測定対象物９の周囲に設置される。本実施形態では、容器９０は円筒状であり、容器９０の中心軸上に中性子発生源１１１が設置され、容器９０の径方向外側に中性子検出器１２１及びガンマ線検出器１３１が設置される。 The neutron source 111, the neutron detector 121, and the gamma ray detector 131 are each installed around the measurement object 9. In this embodiment, the container 90 is cylindrical, the neutron source 111 is installed on the central axis of the container 90, and the neutron detector 121 and the gamma ray detector 131 are installed radially outside the container 90.

中性子発生源１１１で発生する中性子は、一般的に方向性を持つ。測定対象物９への中性子の照射率を増加させるために、中性子の発生率の高い方向に、測定対象物９を設置することが好ましい。本実施形態では、載置台（配置台）９１が中性子発生源１１１の中性子発生強度が最大となる方向に、測定対象物９を配置可能に構成されている。中性子発生源１１１は、細長い管状に形成され、その長手方向が中性子発生強度が最大となる方向である。これにより、中性子発生源１１１から測定対象物９への照射率を高めることができるので、中性子測定装置１２０での測定精度及びガンマ線測定装置１３０での測定精度の向上を効率的に図ることができる。 The neutrons generated by the neutron generating source 111 generally have a directional property. In order to increase the neutron irradiation rate of the measurement object 9, it is preferable to place the measurement object 9 in a direction in which the neutron generation rate is high. In this embodiment, the mounting table (placement table) 91 is configured so that the measurement object 9 can be placed in a direction in which the neutron generation intensity of the neutron generating source 111 is maximum. The neutron generating source 111 is formed in a long and thin tube shape, and its longitudinal direction is the direction in which the neutron generation intensity is maximum. This increases the irradiation rate from the neutron generating source 111 to the measurement object 9, thereby efficiently improving the measurement accuracy of the neutron measuring device 120 and the measurement accuracy of the gamma ray measuring device 130.

出力装置１９０は、計測制御装置１４０からの信号に基づいて、核分裂性物質量の測定結果等の画像を表示画面に表示させる液晶ディスプレイ等の表示装置である。なお、出力装置１９０は、計測制御装置１４０からの信号に基づいて、核分裂性物質量の測定結果等の画像を印刷する印刷装置であってもよい。また、出力装置１９０は、計測制御装置１４０からの信号に基づいて、核分裂性物質量の測定結果等のデータを無線通信によりサーバ等に送信可能な通信装置であってもよい。 The output device 190 is a display device such as a liquid crystal display that displays images of the measurement results of the amount of fissile material, etc. on a display screen based on a signal from the measurement control device 140. The output device 190 may be a printing device that prints images of the measurement results of the amount of fissile material, etc. based on a signal from the measurement control device 140. The output device 190 may also be a communication device that can transmit data of the measurement results of the amount of fissile material, etc. to a server, etc., via wireless communication based on a signal from the measurement control device 140.

中性子発生制御装置１１２、中性子計数装置１２２、ガンマ線計数装置１３２、及び計測制御装置１４０は、動作回路としてのＣＰＵ（Central Processing Unit）１１２ａ，１２２ａ，１３２ａ，１４０ａ、記憶装置としてのＲＡＭ（Random Access Memory）１１２ｂ，１２２ｂ，１３２ｂ，１４０ｂ、記憶装置としてのＲＯＭ（Read Only Memory）１１２ｃ，１２２ｃ，１３２ｃ，１４０ｃ、入出力インタフェース（Ｉ／Ｏインタフェース）、及び、その他の周辺回路を備えたマイクロコンピュータで構成される。中性子発生制御装置１１２、中性子計数装置１２２、ガンマ線計数装置１３２、及び計測制御装置１４０は、それぞれ複数のマイクロコンピュータで構成することも可能である。 The neutron generation control device 112, the neutron counting device 122, the gamma ray counting device 132, and the measurement control device 140 are each composed of a microcomputer equipped with a central processing unit (CPU) 112a, 122a, 132a, 140a as an operating circuit, random access memory (RAM) 112b, 122b, 132b, 140b as a storage device, read only memory (ROM) 112c, 122c, 132c, 140c as a storage device, an input/output interface (I/O interface), and other peripheral circuits. The neutron generation control device 112, the neutron counting device 122, the gamma ray counting device 132, and the measurement control device 140 can each be composed of multiple microcomputers.

ＲＯＭ１１２ｃ,１２２ｃ，１３２ｃ,１４０ｃは、ＥＥＰＲＯＭ等の不揮発性メモリであり、各種演算が実行可能なプログラムが格納されている。すなわち、ＲＯＭ１１２ｃ,１２２ｃ，１３２ｃ,１４０ｃは、本実施形態の機能を実現するプログラムを読み取り可能な記憶媒体である。ＲＡＭ１１２ｂ,１２２ｂ，１３２ｂ,１４０ｂは揮発性メモリであり、ＣＰＵ１１２ａ,１２２ａ，１３２ａ,１４０ａとの間で直接的にデータの入出力を行うワークメモリである。ＲＡＭ１１２ｂ,１２２ｂ，１３２ｂ,１４０ｂは、ＣＰＵ１１２ａ,１２２ａ，１３２ａ,１４０ａがプログラムを演算実行している間、必要なデータを一時的に記憶する。なお、各装置１１２,１２２，１３２,１４０は、フラッシュメモリ、ハードディスクドライブ等の記憶装置をさらに備えていてもよい。 The ROMs 112c, 122c, 132c, and 140c are non-volatile memories such as EEPROMs, and store programs capable of executing various calculations. In other words, the ROMs 112c, 122c, 132c, and 140c are storage media capable of reading programs that realize the functions of this embodiment. The RAMs 112b, 122b, 132b, and 140b are volatile memories, and are work memories that directly input and output data between the CPUs 112a, 122a, 132a, and 140a. The RAMs 112b, 122b, 132b, and 140b temporarily store necessary data while the CPUs 112a, 122a, 132a, and 140a are executing the programs. Each of the devices 112, 122, 132, and 140 may further include a storage device such as a flash memory or a hard disk drive.

ＣＰＵ１１２ａ,１２２ａ，１３２ａ,１４０ａは、ＲＯＭ１１２ｃ,１２２ｃ，１３２ｃ,１４０ｃに記憶された制御プログラムをＲＡＭ１１２ｂ,１２２ｂ，１３２ｂ,１４０ｂに展開して演算実行する処理装置であって、制御プログラムに従って入出力インタフェース及びＲＯＭ１１２ｃ,１２２ｃ，１３２ｃ,１４０ｃ，ＲＡＭ１１２ｂ,１２２ｂ，１３２ｂ,１４０ｂから取り入れた信号に対して所定の演算処理を行う。入出力インタフェースは、入力された信号をＣＰＵ１１２ａ,１２２ａ，１３２ａ,１４０ａで演算可能なように変換する。また、入出力インタフェースは、ＣＰＵ１１２ａ,１２２ａ，１３２ａ,１４０ａでの演算結果に応じた出力用の信号を生成し、出力する。 The CPUs 112a, 122a, 132a, and 140a are processing devices that load a control program stored in the ROMs 112c, 122c, 132c, and 140c into the RAMs 112b, 122b, 132b, and 140b and execute the program. In accordance with the control program, the CPUs 112a, 122a, 132a, and 140a perform predetermined calculations on signals received from the input/output interface, the ROMs 112c, 122c, 132c, and 140c, and the RAMs 112b, 122b, 132b, and 140b. The input/output interface converts the input signal so that it can be calculated by the CPUs 112a, 122a, 132a, and 140a. The input/output interface also generates and outputs an output signal according to the calculation results of the CPUs 112a, 122a, 132a, and 140a.

計測制御装置１４０は、中性子発生制御装置１１２に信号線により接続され、この信号線を介して、中性子の発生の開始を指示する信号（以下、第１トリガー信号とも記す）を中性子発生制御装置１１２に出力する。中性子発生制御装置１１２は、第１トリガー信号が入力されると、中性子発生源１１１を駆動して中性子発生源１１１によって中性子を発生させる。つまり、計測制御装置１４０は、中性子発生装置１１０に第１トリガー信号を出力することにより、中性子発生装置１１０による中性子の発生の開始を制御する。 The measurement control device 140 is connected to the neutron generation control device 112 by a signal line, and outputs a signal (hereinafter also referred to as a first trigger signal) that instructs the neutron generation control device 112 to start generating neutrons via this signal line. When the first trigger signal is input, the neutron generation control device 112 drives the neutron generation source 111 to generate neutrons using the neutron generation source 111. In other words, the measurement control device 140 controls the start of neutron generation by the neutron generator 110 by outputting the first trigger signal to the neutron generator 110.

計測制御装置１４０は、パルス状の第１トリガー信号を中性子発生制御装置１１２に出力する。中性子発生制御装置１１２は、第１トリガー信号が入力されている間、駆動電圧を生成する。これにより、中性子発生源１１１からパルス状に中性子が発生する。つまり、計測制御装置１４０は、中性子発生装置１１０による中性子の発生時刻、中性子の発生時間の長さ（パルス幅）、及び、中性子発生の繰り返し周波数の制御が可能な構成とされている。また、計測制御装置１４０は、中性子発生装置１１０での放電電流の設定値を制御することにより、中性子発生率を制御する。 The measurement control device 140 outputs a pulsed first trigger signal to the neutron generation control device 112. The neutron generation control device 112 generates a drive voltage while the first trigger signal is being input. This causes neutrons to be generated in a pulsed manner from the neutron generation source 111. In other words, the measurement control device 140 is configured to be able to control the time of neutron generation by the neutron generator 110, the length of time for which neutrons are generated (pulse width), and the repetition frequency of neutron generation. The measurement control device 140 also controls the neutron generation rate by controlling the set value of the discharge current in the neutron generator 110.

計測制御装置１４０は、中性子計数装置１２２に信号線により接続され、この信号線を介して、中性子の測定の開始を指示する信号（以下、第２トリガー信号とも記す）を中性子計数装置１２２に出力する。中性子計数装置１２２は、第２トリガー信号が入力されると、中性子の測定を開始する。つまり、計測制御装置１４０は、中性子測定装置１２０に第２トリガー信号を出力することにより、中性子測定装置１２０による中性子の測定の開始を制御する。 The measurement control device 140 is connected to the neutron counting device 122 by a signal line, and outputs a signal (hereinafter also referred to as a second trigger signal) that instructs the neutron counting device 122 to start measuring neutrons via this signal line. When the second trigger signal is input, the neutron counting device 122 starts measuring neutrons. In other words, the measurement control device 140 controls the start of neutron measurement by the neutron measurement device 120 by outputting the second trigger signal to the neutron measurement device 120.

計測制御装置１４０は、ガンマ線計数装置１３２に信号線により接続され、この信号線を介して、ガンマ線の測定の開始を指示する信号（以下、第３トリガー信号とも記す）をガンマ線計数装置１３２に出力する。ガンマ線計数装置１３２は、第３トリガー信号が入力されると、ガンマ線の測定を開始する。つまり、計測制御装置１４０は、ガンマ線測定装置１３０に第３トリガー信号を出力することにより、ガンマ線測定装置１３０によるガンマ線の測定の開始を制御する。 The measurement control device 140 is connected to the gamma ray counter 132 by a signal line, and outputs a signal (hereinafter also referred to as a third trigger signal) to the gamma ray counter 132 via this signal line to instruct the gamma ray counter 132 to start measuring gamma rays. When the third trigger signal is input, the gamma ray counter 132 starts measuring gamma rays. In other words, the measurement control device 140 controls the start of gamma ray measurement by the gamma ray measurement device 130 by outputting the third trigger signal to the gamma ray measurement device 130.

中性子計数装置１２２は、第２トリガー信号が入力されると、中性子検出器１２１からの検出信号に基づいて、第２トリガー信号が入力された時刻から中性子の測定を開始する。ガンマ線計数装置１３２は、第３トリガー信号が入力されると、ガンマ線検出器１３１からの検出信号に基づいて、第３トリガー信号が入力された時刻からガンマ線の測定を開始する。第２トリガー信号が中性子計数装置１２２に入力される時刻、及び第３トリガー信号がガンマ線計数装置１３２に入力される時刻は、第１トリガー信号が中性子発生制御装置１１２に入力される時刻と同じであり、以下、この時刻を基準時刻ｔ０とも記す。なお、基準時刻ｔ０は、中性子発生装置１１０によって中性子の発生を開始した時刻に相当するため、中性子の発生時刻とも記す。 When the second trigger signal is input, the neutron counting device 122 starts measuring neutrons from the time the second trigger signal is input based on the detection signal from the neutron detector 121. When the third trigger signal is input, the gamma ray counting device 132 starts measuring gamma rays from the time the third trigger signal is input based on the detection signal from the gamma ray detector 131. The time when the second trigger signal is input to the neutron counting device 122 and the time when the third trigger signal is input to the gamma ray counting device 132 are the same as the time when the first trigger signal is input to the neutron generation control device 112, and hereinafter this time is also referred to as the reference time t0. Note that the reference time t0 corresponds to the time when neutron generation by the neutron generator 110 begins, and is therefore also referred to as the neutron generation time.

本実施形態に係る中性子検出器１２１は、核反応により荷電粒子を発生させる中性子反応物質を有する比例計数管である。中性子検出器１２１に用いられる中性子反応物質としては、１０Ｂ，３Ｈｅ等がある。中性子計数装置１２２は、中性子検出器１２１に入射した中性子と中性子反応物質との核反応によって生じた荷電粒子の電離作用によりパルス状の検出信号を測定する。 The neutron detector 121 according to this embodiment is a proportional counter having a neutron reactant that generates charged particles by nuclear reaction. Examples of the neutron reactant used in the neutron detector 121 include 10 B and 3 He. The neutron counting device 122 measures a pulse-shaped detection signal based on the ionization of the charged particles generated by the nuclear reaction between the neutrons incident on the neutron detector 121 and the neutron reactant.

図２は、１０Ｂを中性子反応物質として用いた中性子検出器（１０Ｂ比例計数管）１２１を用いて測定された波高値スペクトル（中性子エネルギースペクトル）の一例を示す図である。縦軸は、検出信号の計数を表し、横軸は、波高値を表している。 2 is a diagram showing an example of a pulse-height spectrum (neutron energy spectrum) measured using a neutron detector ( 10 B proportional counter) 121 using 10 B as a neutron reactant. The vertical axis represents the count of the detection signal, and the horizontal axis represents the pulse-height value.

中性子計数装置１２２は、中性子検出器１２１からの検出信号に基づいて波高値スペクトルを測定する。図２に示すように、中性子計数装置１２２で測定された波高値スペクトルには、中性子による信号ではないノイズ信号が含まれる。このノイズ信号には、バックグラウンドとしてのガンマ線によるノイズ、及び電子回路のノイズが含まれる。中性子計数装置１２２は、波高値が所定値（図中の破線参照）未満の信号をノイズ信号として抽出せず、波高値が所定値（図中の破線参照）以上の信号を中性子の検出信号（中性子の計数）とし抽出し、計数率（以下、中性子計数率とも記す）を演算する。中性子計数率は、単位時間当たりの計数であり、中性子の計数を測定時間幅で除算することにより算出される。なお、図２において破線で示す所定値（波高値の閾値）は、予め定められ、中性子計数装置１２２のＲＯＭ１２２ｃに記憶されている。 The neutron counting device 122 measures the peak value spectrum based on the detection signal from the neutron detector 121. As shown in FIG. 2, the peak value spectrum measured by the neutron counting device 122 includes noise signals that are not neutron signals. These noise signals include background noise due to gamma rays and noise from electronic circuits. The neutron counting device 122 does not extract signals with peak values less than a predetermined value (see the dashed line in the figure) as noise signals, but extracts signals with peak values equal to or greater than a predetermined value (see the dashed line in the figure) as neutron detection signals (neutron counts), and calculates the count rate (hereinafter also referred to as the neutron count rate). The neutron count rate is the number of counts per unit time, and is calculated by dividing the number of neutron counts by the measurement time width. The predetermined value (peak value threshold) shown by the dashed line in FIG. 2 is determined in advance and is stored in the ROM 122c of the neutron counting device 122.

中性子計数装置１２２は、中性子の発生時刻ｔ０を基準とした測定時刻と、その測定時刻で測定された中性子計数率とを対応付けてＲＯＭ１２２ｃに記憶する。すなわち、中性子計数装置１２２は、中性子の発生時刻ｔ０を基準とした中性子エネルギースペクトルの時刻変化を測定し、その測定結果から中性子計数率の時刻変化を測定し、ＲＯＭ１２２ｃに記憶する。なお、各測定時刻における波高値データ数が少ない場合は、十分な量の波高値データを収集するまで、パルス状の中性子の発生を複数回繰り返し、中性子の発生時刻ｔ０を基準にした測定時刻における計数を積算してもよい。 The neutron counting device 122 stores in ROM 122c a corresponding measurement time based on the neutron generation time t0 and the neutron count rate measured at that measurement time. That is, the neutron counting device 122 measures the time change of the neutron energy spectrum based on the neutron generation time t0, measures the time change of the neutron count rate from the measurement result, and stores it in ROM 122c. Note that if the number of peak value data at each measurement time is small, the generation of pulsed neutrons may be repeated multiple times until a sufficient amount of peak value data is collected, and the counts at the measurement times based on the neutron generation time t0 may be accumulated.

図３は、ガンマ線検出器１３１を用いて測定された波高値スペクトル（ガンマ線スペクトル）の一例を示す図である。縦軸は、検出信号の計数を表し、横軸は、波高値を表している。 Figure 3 is a diagram showing an example of a pulse-height spectrum (gamma ray spectrum) measured using the gamma ray detector 131. The vertical axis represents the count of the detection signal, and the horizontal axis represents the pulse-height value.

ガンマ線計数装置１３２は、ガンマ線検出器１３１からの検出信号に基づいて波高値スペクトルを測定する。なお、ガンマ線検出器１３１としては、例えば、Ｇｅ半導体検出器、ＣｄＴｅ検出器、ＮａＩ検出器、ＢＧＯ検出器、または、ＬａＢｒ３検出器を採用することができる。 The gamma ray counter 132 measures a peak value spectrum based on the detection signal from the gamma ray detector 131. As the gamma ray detector 131, for example, a Ge semiconductor detector, a CdTe detector, a NaI detector, a BGO detector, or a LaBr3 detector can be adopted.

測定対象物９に中性子が照射されると、測定対象物９に含まれる元素と中性子との反応により、元素に特有のエネルギー、すなわち波高値を持つガンマ線が放出される。中性子との反応により、即座に生成されるガンマ線（即発ガンマ線）の計数率は、中性子と元素との反応量を反映している。ガンマ線計数装置１３２は、図３に示す波高値スペクトルから中性子吸収物質（例えば、質量数１０のホウ素（１０Ｂ））を特定する一つのピークの計数（ハッチング部分参照）を抽出し、その計数率（以下、即発ガンマ線計数率あるいは単にガンマ線計数率とも記す）を演算する。ガンマ線計数率は、単位時間当たりの計数であり、所定の元素の計数を測定時間幅で除算することにより算出される。 When the measurement object 9 is irradiated with neutrons, a gamma ray having an energy specific to the element, i.e., a pulse height value, is emitted by the reaction between the neutrons and the element contained in the measurement object 9. The count rate of the gamma ray (prompt gamma ray) generated immediately by the reaction with the neutrons reflects the reaction amount between the neutrons and the element. The gamma ray counter 132 extracts the count (see the hatched part) of one peak that specifies a neutron absorbing material (e.g., boron ( 10B ) with a mass number of 10) from the pulse height spectrum shown in FIG. 3, and calculates the count rate (hereinafter, also referred to as the prompt gamma ray count rate or simply the gamma ray count rate). The gamma ray count rate is the count per unit time, and is calculated by dividing the count of a specific element by the measurement time width.

ガンマ線計数装置１３２は、中性子の発生時刻ｔ０を基準とした測定時刻と、その測定時刻で測定された即発ガンマ線計数率とを対応付けてＲＯＭ１３２ｃに記憶する。すなわち、ガンマ線計数装置１３２は、中性子の発生時刻ｔ０を基準としたガンマ線スペクトルの時刻変化を測定し、その測定結果からガンマ線計数率（中性子吸収物質から放出される即発ガンマ線の計数率）の時刻変化を測定し、ＲＯＭ１３２ｃに記憶する。本実施形態では、ガンマ線計数装置１３２は、ホウ素（１０Ｂ）の即発ガンマ線計数率の時刻変化を測定する。なお、各測定時刻における波高値データ数が少ない場合は、十分な量の波高値データを収集するまで、パルス状の中性子の発生を複数回繰り返し、中性子の発生時刻ｔ０を基準にした測定時刻における計数を積算してもよい。 The gamma ray counter 132 stores in the ROM 132c the measurement time based on the neutron generation time t0 and the prompt gamma ray count rate measured at the measurement time in association with each other. That is, the gamma ray counter 132 measures the time change of the gamma ray spectrum based on the neutron generation time t0, measures the time change of the gamma ray count rate (the count rate of prompt gamma rays emitted from the neutron absorbing material) from the measurement result, and stores it in the ROM 132c. In this embodiment, the gamma ray counter 132 measures the time change of the prompt gamma ray count rate of boron ( 10B ). Note that, when the number of peak value data at each measurement time is small, the generation of pulsed neutrons may be repeated multiple times, and the count at the measurement time based on the neutron generation time t0 may be integrated.

図４Ａは、中性子発生率の時刻変化の一例を示す図であり、図４Ｂは、中性子計数率の時刻変化の一例を示す図であり、図４Ｃは、即発ガンマ線計数率の時刻変化の一例を示す図である。なお、図４Ａ～図４Ｃは、縦軸が対数スケールとなっている片対数グラフである。本実施形態では、図４Ａに示すように、中性子発生装置１１０は、基準時刻ｔ０から所定の照射時間（パルス幅）のパルス状の中性子を発生し、測定対象物９に照射する。所定の照射時間（パルス幅）は、予め定められた時間（例えば、１μｓｅｃ～数μｓｅｃ）である。 Figure 4A is a diagram showing an example of the change in neutron generation rate over time, Figure 4B is a diagram showing an example of the change in neutron count rate over time, and Figure 4C is a diagram showing an example of the change in prompt gamma ray count rate over time. Note that Figures 4A to 4C are semi-logarithmic graphs with a logarithmic scale on the vertical axis. In this embodiment, as shown in Figure 4A, the neutron generator 110 generates pulsed neutrons for a predetermined irradiation time (pulse width) from reference time t0 and irradiates the measurement object 9. The predetermined irradiation time (pulse width) is a predetermined time (for example, 1 μsec to several μsec).

図４Ｂにおいて実線で示すように、中性子計数装置１２２で測定される中性子計数率は、基準時刻ｔ０から時間の経過とともに減少する。中性子計数装置１２２で測定される中性子計数率には、破線で示す中性子発生源１１１で発生した中性子（照射中性子）の計数率（照射中性子計数率）と、二点鎖線で示す測定対象物９に含まれる自発核分裂性物質の自発核分裂反応により生成された中性子（以下、自発核分裂中性子とも記す）の計数率（自発核分裂中性子計数率）と、一点鎖線で示す測定対象物９に含まれる核分裂性物質の中性子誘起の核分裂反応により生成された中性子（核分裂中性子）の計数率（核分裂中性子計数率）と、が含まれる。 As shown by the solid line in FIG. 4B, the neutron count rate measured by the neutron counting device 122 decreases over time from the reference time t0. The neutron count rate measured by the neutron counting device 122 includes the count rate (irradiation neutron count rate) of neutrons (irradiation neutrons) generated by the neutron generating source 111 shown by the dashed line, the count rate (spontaneous fission neutron count rate) of neutrons (hereinafter also referred to as spontaneous fission neutrons) generated by spontaneous fission reactions of spontaneous fissionable material contained in the measurement object 9 shown by the two-dot chain line, and the count rate (fission neutron count rate) of neutrons (fission neutrons) generated by neutron-induced fission reactions of fissionable material contained in the measurement object 9 shown by the dashed dot chain line.

照射中性子計数率は、基準時刻ｔ０から時間の経過とともに減少し、時刻ｔ１で０（ゼロ）となる。自発核分裂中性子計数率は、時間変化にかかわらず一定の値となる。照射中性子及び自発核分裂中性子の計数率は、予め、実験等により求めることができる。照射中性子及び自発核分裂中性子の計数率の時刻変化は、予め中性子計数装置１２２のＲＯＭ１２２ｃに記憶されている。 The irradiated neutron count rate decreases over time from the reference time t0, and becomes 0 (zero) at time t1. The spontaneous fission neutron count rate is a constant value regardless of changes over time. The count rates of irradiated neutrons and spontaneous fission neutrons can be obtained in advance by experiments, etc. The changes over time in the count rates of irradiated neutrons and spontaneous fission neutrons are stored in advance in the ROM 122c of the neutron counting device 122.

中性子計数装置１２２は、測定された中性子計数率（実線）から照射中性子計数率（破線）及び自発核分裂中性子計数率（二点鎖線）を減算することにより、核分裂中性子計数率（一点鎖線）を演算する。核分裂中性子計数率は、基準時刻ｔ０から時間の経過とともに増加し、最大値まで増加した後は、時間の経過とともに減少し、時刻ｔ１よりも後の時刻ｔ２で０（ゼロ）になる。 The neutron counting device 122 calculates the fission neutron count rate (dash-dotted line) by subtracting the irradiation neutron count rate (dashed line) and the spontaneous fission neutron count rate (dash-dotted line) from the measured neutron count rate (solid line). The fission neutron count rate increases over time from the reference time t0, and after increasing to a maximum value, decreases over time, becoming 0 (zero) at time t2, which is later than time t1.

図４Ｃは、中性子発生源１１１で発生した中性子と、測定対象物９中のホウ素（１０Ｂ）との核反応（中性子捕獲反応）により放出された即発ガンマ線の計数率の時刻変化の一例を示す図である。図４Ｃに示すように、ガンマ線計数装置１３２で測定されるホウ素（１０Ｂ）の即発ガンマ線計数率は、基準時刻ｔ０から時間の経過とともに増加し、最大値まで増加した後は、時間の経過とともに減少する。 Fig. 4C is a diagram showing an example of the change over time in the count rate of prompt gamma rays emitted by a nuclear reaction (neutron capture reaction) between neutrons generated in the neutron generating source 111 and boron ( 10B ) in the measurement object 9. As shown in Fig. 4C, the prompt gamma ray count rate of boron ( 10B ) measured by the gamma ray counter 132 increases over time from the reference time t0, and after increasing to a maximum value, decreases over time.

図５は、中性子エネルギーに対する反応断面積について示す図であり、横軸は中性子エネルギーを表し、縦軸は反応断面積を表している。核分裂性物質であるウラン２３５及びプルトニウム２３９等は、図５に示すように、概ね中性子エネルギーの増加に従って核分裂反応断面積が減少する。なお、ホウ素（１０Ｂ）が中性子を捕獲して、リチウムとα線を生成する反応断面積も、ウラン２３５及びプルトニウム２３９等とほぼ同様に、中性子エネルギーの増加にしたがって反応断面積が減少する。このため、中性子とホウ素（１０Ｂ）との反応により放出される即発ガンマ線も、中性子エネルギーの増加にしたがって減少する。 Fig. 5 is a diagram showing the reaction cross section with respect to neutron energy, with the horizontal axis representing neutron energy and the vertical axis representing the reaction cross section. As shown in Fig. 5, the fission reaction cross section of fissile materials such as uranium-235 and plutonium-239 generally decreases with increasing neutron energy. The reaction cross section of boron ( 10B ) capturing neutrons to produce lithium and alpha rays also decreases with increasing neutron energy, almost similar to uranium-235 and plutonium-239. Therefore, the prompt gamma rays emitted by the reaction between neutrons and boron ( 10B ) also decrease with increasing neutron energy.

このように、中性子エネルギーに対する反応断面積の関係は、核分裂性物質であるウラン２３５及びプルトニウム２３９等と、中性子吸収物質であるホウ素（１０Ｂ）とで、ほぼ同様の関係となる。したがって、図４Ｂ及び図４Ｃに示すように、核分裂中性子計数率の時刻変化（一点鎖線）と、即発ガンマ線計数率の時刻変化は、ほぼ同じ関係となっている。 In this way, the relationship of the reaction cross section to the neutron energy is almost the same for fissile materials such as uranium 235 and plutonium 239, and for the neutron absorbing material boron ( 10B ). Therefore, as shown in Figures 4B and 4C, the time variation of the fission neutron count rate (dotted line) and the time variation of the prompt gamma ray count rate have almost the same relationship.

中性子計数装置１２２で測定された核分裂中性子計数率の時刻変化のデータ、及び、ガンマ線計数装置１３２で測定されたガンマ線計数率（中性子吸収物質から放出される即発ガンマ線の計数率）の時刻変化のデータは、計測制御装置１４０に出力される。計測制御装置１４０は、中性子計数装置１２２での測定結果（核分裂中性子計数率の時刻変化のデータ）及びガンマ線計数装置１３２での測定結果（中性子吸収物質から放出される即発ガンマ線の計数率の時刻変化のデータ）を取得し、ＲＯＭ１４０ｃに記憶する。 The data on the time change of the fission neutron count rate measured by the neutron counting device 122 and the data on the time change of the gamma ray count rate (the count rate of prompt gamma rays emitted from the neutron absorbing material) measured by the gamma ray counting device 132 are output to the measurement control device 140. The measurement control device 140 acquires the measurement results of the neutron counting device 122 (data on the time change of the fission neutron count rate) and the measurement results of the gamma ray counting device 132 (data on the time change of the count rate of prompt gamma rays emitted from the neutron absorbing material) and stores them in ROM 140c.

図４Ｂに示す核分裂中性子計数率の時刻変化のデータは、測定対象物９中の中性子吸収物質であるホウ素（１０Ｂ）による中性子の吸収の影響を受けている。測定対象物９に中性子吸収物質が含まれていると、測定対象物９に中性子吸収物質が含まれていない場合に比べて、中性子計測装置１２０で計測される核分裂中性子計数率が低下する。また、測定対象物９に含まれている中性子吸収物質量が多いほど、中性子計測装置１２０で計測される核分裂中性子計数率は低下する。なお、中性子吸収物質量は、中性子吸収物質から放出される即発ガンマ線計数率と一定の関係がある。そこで、本実施形態では、計測制御装置１４０が、中性子計数装置１２２での測定結果をガンマ線計数装置１３２での測定結果に基づいて補正し、その補正結果に基づいて、測定対象物９に含まれる核分裂性物質量を測定する。以下、詳しく説明する。 The data of the time change of the fission neutron count rate shown in FIG. 4B is affected by the absorption of neutrons by boron ( 10 B), which is a neutron absorbing material in the measurement object 9. When the measurement object 9 contains a neutron absorbing material, the fission neutron count rate measured by the neutron measurement device 120 is lower than when the measurement object 9 does not contain a neutron absorbing material. In addition, the more the amount of neutron absorbing material contained in the measurement object 9, the lower the fission neutron count rate measured by the neutron measurement device 120. The amount of neutron absorbing material has a certain relationship with the prompt gamma ray count rate emitted from the neutron absorbing material. Therefore, in this embodiment, the measurement control device 140 corrects the measurement result of the neutron counting device 122 based on the measurement result of the gamma ray counting device 132, and measures the amount of fissionable material contained in the measurement object 9 based on the correction result. This will be described in detail below.

図６は、中性子エネルギー分布及び中性子量が一定の時の核分裂性物質量に対する核分裂中性子計数率の一例を示す図である。図６に示すように、核分裂性物質量と核分裂中性子計数率には、一定の関係がある。この関係は、核分裂中性子計数率が大きいほど、核分裂性物質量が多いことを表している。図７は、中性子エネルギー分布及び中性子量が一定の時の即発ガンマ線放出核種（例えば、ホウ素（１０Ｂ））量に対する即発ガンマ線計数率の一例を示す図である。図７に示すように、即発ガンマ線放出核種量（中性子吸収物質量）と即発ガンマ線計数率にも、一定の関係がある。この関係は、即発ガンマ線計数率が大きいほど、即発ガンマ線放出核種量（中性子吸収物質量）が多いことを表している。 FIG. 6 is a diagram showing an example of the fission neutron count rate versus the amount of fissionable material when the neutron energy distribution and the amount of neutrons are constant. As shown in FIG. 6, there is a certain relationship between the amount of fissionable material and the fission neutron count rate. This relationship indicates that the larger the fission neutron count rate, the larger the amount of fissionable material. FIG. 7 is a diagram showing an example of the prompt gamma ray count rate versus the amount of prompt gamma ray emitting nuclide (e.g., boron ( 10 B)) when the neutron energy distribution and the amount of neutrons are constant. As shown in FIG. 7, there is also a certain relationship between the amount of prompt gamma ray emitting nuclide (amount of neutron absorbing material) and the prompt gamma ray count rate. This relationship indicates that the larger the prompt gamma ray count rate, the larger the amount of prompt gamma ray emitting nuclide (amount of neutron absorbing material).

上述したように、中性子エネルギーに対する反応断面積の関係は、核分裂性物質であるウラン２３５及びプルトニウム２３９等と、即発ガンマ線放出核種（中性子吸収物質）であるホウ素（１０Ｂ）とで、ほぼ同様の関係である。このため、既知量の即発ガンマ線放出核種量に対する即発ガンマ線計数率を測定することにより、測定対象物９内での核分裂中性子のエネルギー分布の絶対値を推定できる。つまり、即発ガンマ線計数率を測定することにより、中性子吸収物質が存在していなかった場合の核分裂中性子計数率を推定できる。 As described above, the relationship of the reaction cross section to the neutron energy is almost the same for fissile materials such as uranium-235 and plutonium-239, and for prompt gamma-ray emitting nuclide (neutron absorbing material) boron ( 10 B). Therefore, by measuring the prompt gamma-ray count rate for a known amount of prompt gamma-ray emitting nuclide, the absolute value of the energy distribution of fission neutrons in the measurement object 9 can be estimated. In other words, by measuring the prompt gamma-ray count rate, the fission neutron count rate in the absence of a neutron absorbing material can be estimated.

計測制御装置１４０のＲＯＭ１４０ｃには、補正用データテーブルが記憶されている。図８は、補正用データテーブルについて示す図である。図８に示すように、補正用データテーブルは、中性子吸収物質（ホウ素（１０Ｂ））の即発ガンマ線計数率と、補正係数との関係を表すデータテーブルである。補正データテーブルには、即発ガンマ線計数率が０（ゼロ）のときには補正係数が１であり、即発ガンマ線計数率の増加にしたがって補正係数が増加する特性がテーブル形式で記憶されている。補正データテーブルは、実験等により予め定められている。計測制御装置１４０は、この補正用データテーブルを参照し、ガンマ線計数装置１３２から取得した中性子吸収物質から放出される即発ガンマ線計数率に基づいて、補正係数を決定する。補正係数は、中性子の発生時刻ｔ０を基準とした測定時刻毎に算出される。 A correction data table is stored in the ROM 140c of the measurement control device 140. FIG. 8 is a diagram showing the correction data table. As shown in FIG. 8, the correction data table is a data table showing the relationship between the prompt gamma ray count rate of the neutron absorbing material (boron ( 10B )) and the correction coefficient. In the correction data table, a characteristic is stored in a table format in which the correction coefficient is 1 when the prompt gamma ray count rate is 0 (zero), and the correction coefficient increases as the prompt gamma ray count rate increases. The correction data table is determined in advance by experiments, etc. The measurement control device 140 refers to this correction data table and determines the correction coefficient based on the prompt gamma ray count rate emitted from the neutron absorbing material obtained from the gamma ray counter 132. The correction coefficient is calculated for each measurement time based on the neutron generation time t0.

計測制御装置１４０は、中性子計数装置１２２から取得した核分裂中性子計数率に補正係数を乗じることにより、核分裂中性子計数率の補正を行う。このように、計測制御装置１４０は、ガンマ線測定装置１３０で測定されたガンマ線計数率（即発ガンマ線計数率）の時刻変化に基づいて、中性子測定装置１２０で測定された中性子計数率（核分裂中性子計数率）を補正する。 The measurement control device 140 corrects the fission neutron count rate by multiplying the fission neutron count rate obtained from the neutron counting device 122 by a correction coefficient. In this way, the measurement control device 140 corrects the neutron count rate (fission neutron count rate) measured by the neutron measurement device 120 based on the time change in the gamma ray count rate (prompt gamma ray count rate) measured by the gamma ray measurement device 130.

また、計測制御装置１４０のＲＯＭ１４０ｃには、図６に示す核分裂性物質量と核分裂中性子計数率との関係を表す核物質データテーブルが記憶されている。核物質データテーブルは、中性子吸収物質が含まれず、既知量の核分裂性物質が含まれている実験用測定対象物に対して、中性子を照射し、核分裂中性子を計測する実験等により予め定められている。計測制御装置１４０は、核物質データテーブルを参照し、補正後の核分裂中性子計数率に基づいて、測定対象物９に含まれる核分裂性物質量を測定する。 The ROM 140c of the measurement control device 140 also stores a nuclear material data table showing the relationship between the amount of fissile material and the fission neutron count rate shown in FIG. 6. The nuclear material data table is determined in advance by an experiment in which an experimental measurement object that does not contain neutron absorbing material and contains a known amount of fissionable material is irradiated with neutrons and the fission neutrons are measured. The measurement control device 140 refers to the nuclear material data table and measures the amount of fissionable material contained in the measurement object 9 based on the corrected fission neutron count rate.

図９を参照して、本実施形態に係る核物質測定装置１００を用いた核物質測定方法について説明する。図９は、核物質測定装置１００による核物質測定処理の内容を示すフローチャートである。なお、ステップＳ１０５，Ｓ１４０，Ｓ１４３，Ｓ１４６，Ｓ１４９の処理は、計測制御装置１４０により実行され、ステップＳ１１０の処理は、中性子発生装置１１０の中性子発生制御装置１１２により実行され、ステップＳ１２０，Ｓ１２３の処理は、中性子測定装置１２０の中性子計数装置１２２により実行され、ステップＳ１３０，Ｓ１３３の処理は、ガンマ線測定装置１３０のガンマ線計数装置１３２により実行される。 With reference to FIG. 9, a nuclear material measurement method using the nuclear material measurement device 100 according to this embodiment will be described. FIG. 9 is a flowchart showing the contents of the nuclear material measurement process by the nuclear material measurement device 100. The processes of steps S105, S140, S143, S146, and S149 are executed by the measurement control device 140, the process of step S110 is executed by the neutron generation control device 112 of the neutron generator 110, the processes of steps S120 and S123 are executed by the neutron counter 122 of the neutron measurement device 120, and the processes of steps S130 and S133 are executed by the gamma ray counter 132 of the gamma ray measurement device 130.

図９に示すように、各装置はループ処理（ステップＳ１００，Ｓ１３６）を実行する。ループ処理（ステップＳ１００，Ｓ１３６）は、所定回数、所定の処理を繰り返し実行すると終了し、ループ処理が終了するとステップＳ１４０へ進む。ループ処理（ステップＳ１００，Ｓ１３６）は、所定時間間隔で繰り返される。所定時間は、中性子を発生させた発生時刻から核分裂中性子が生成されなくなるまでの時間（時刻ｔ２－時刻ｔ０）よりも長ければよく、例えば、３～５ｍｓｅｃ程度の時間が設定される。 As shown in FIG. 9, each device executes a loop process (steps S100, S136). The loop process (steps S100, S136) ends when the predetermined process has been repeated a predetermined number of times, and when the loop process ends, the process proceeds to step S140. The loop process (steps S100, S136) is repeated at a predetermined time interval. The predetermined time need only be longer than the time from the time when neutrons are generated to the time when fission neutrons are no longer generated (time t2-time t0), and is set to, for example, about 3 to 5 msec.

ステップＳ１０５において、計測制御装置１４０は、パルス状のトリガー信号を中性子発生装置１１０、中性子測定装置１２０及びガンマ線測定装置１３０のそれぞれに対して同期して（本実施形態では同じタイミングで）出力する。計測制御装置１４０から出力されるトリガー信号は、中性子発生装置１１０、中性子測定装置１２０及びガンマ線測定装置１３０のそれぞれに対して、同じタイミングで入力される。 In step S105, the measurement control device 140 outputs a pulsed trigger signal synchronously (at the same timing in this embodiment) to each of the neutron generator 110, the neutron measurement device 120, and the gamma ray measurement device 130. The trigger signal output from the measurement control device 140 is input to each of the neutron generator 110, the neutron measurement device 120, and the gamma ray measurement device 130 at the same timing.

中性子発生制御装置１１２にパルス状の第１トリガー信号が入力されることにより、ステップＳ１１０において、中性子発生制御装置１１２は、中性子発生源１１１でパルス状の中性子を発生し、測定対象物９に照射し、ステップＳ１３６へ進む。この中性子照射処理は、ループ処理で行われる処理である。つまり、中性子発生装置１１０は、所定回数、中性子をパルス的に繰り返し発生させる（ステップＳ１００，Ｓ１３６）。 When a pulsed first trigger signal is input to the neutron generation control device 112, in step S110, the neutron generation control device 112 generates pulsed neutrons from the neutron generation source 111, irradiates the measurement object 9, and proceeds to step S136. This neutron irradiation process is a process performed in a loop. In other words, the neutron generator 110 repeatedly generates neutrons in a pulsed manner a predetermined number of times (steps S100, S136).

中性子計数装置１２２に第２トリガー信号が入力されると、ステップＳ１２０において、中性子計数装置１２２は、第２トリガー信号の入力時刻を基準時刻ｔ０として、中性子検出器１２１からの検出信号を計数し（すなわち中性子を計数し）、中性子エネルギースペクトルの時刻変化を演算し、ステップＳ１２３へ進む。ステップＳ１２３において、中性子計数装置１２２は、核分裂中性子計数率の時刻変化を演算し、ステップＳ１３６へ進む。なお、ステップＳ１２３では、中性子の発生時刻ｔ０を基準とした測定時刻毎の核分裂中性子計数率を積算し、測定時刻毎の平均値を演算する。 When the second trigger signal is input to the neutron counting device 122, in step S120, the neutron counting device 122 counts the detection signals from the neutron detector 121 (i.e., counts neutrons) with the input time of the second trigger signal as the reference time t0, calculates the time change of the neutron energy spectrum, and proceeds to step S123. In step S123, the neutron counting device 122 calculates the time change of the fission neutron counting rate, and proceeds to step S136. In step S123, the fission neutron counting rate for each measurement time is integrated based on the neutron generation time t0, and the average value for each measurement time is calculated.

ガンマ線計数装置１３２に第３トリガー信号が入力されると、ステップＳ１３０において、ガンマ線計数装置１３２は、第３トリガー信号の入力時刻を基準時刻ｔ０として、ガンマ線検出器１３１からの検出信号を計数し（すなわちガンマ線を計数し）、ガンマ線スペクトルの時刻変化を演算し、ステップＳ１３３へ進む。ステップＳ１３３において、ガンマ線計数装置１３２は、中性子吸収物質から放出される即発ガンマ線の計数率の時刻変化を演算し、ステップＳ１３６へ進む。なお、ステップＳ１３３では、中性子の発生時刻ｔ０を基準とした測定時刻毎の即発ガンマ線計数率を積算し、測定時刻毎の平均値を演算する。 When the third trigger signal is input to the gamma ray counter 132, in step S130, the gamma ray counter 132 counts the detection signals from the gamma ray detector 131 (i.e., counts gamma rays) with the input time of the third trigger signal as the reference time t0, calculates the time change of the gamma ray spectrum, and proceeds to step S133. In step S133, the gamma ray counter 132 calculates the time change of the count rate of prompt gamma rays emitted from the neutron absorbing material, and proceeds to step S136. In step S133, the prompt gamma ray count rate for each measurement time is integrated based on the neutron generation time t0, and the average value for each measurement time is calculated.

ループ処理（ステップＳ１００，Ｓ１３６）は、ステップＳ１２３及びステップＳ１３３の処理で演算される計数率の時刻変化の統計が十分となるまで繰り返し行う。なお、１回の処理で十分な統計がとれる場合には、ループ処理は実行されず、各処理（Ｓ１１０，Ｓ１２０，Ｓ１２３，Ｓ１３０，Ｓ１３３）がそれぞれ１回ずつ実行される。 The loop process (steps S100, S136) is repeated until the statistics of the time change of the count rate calculated in the processes of steps S123 and S133 are sufficient. Note that if sufficient statistics can be obtained in one process, the loop process is not executed, and each process (S110, S120, S123, S130, S133) is executed once each.

ステップＳ１４０において、計測制御装置１４０は、中性子計数装置１２２で演算された核分裂中性子計数率の時刻変化のデータ、及びガンマ線計数装置１３２で演算された即発ガンマ線計数率の時刻変化のデータを取得し、ステップＳ１４３へ進む。 In step S140, the measurement control device 140 acquires data on the time change of the fission neutron counting rate calculated by the neutron counting device 122 and data on the time change of the prompt gamma ray counting rate calculated by the gamma ray counting device 132, and proceeds to step S143.

ステップＳ１４３において、計測制御装置１４０は、補正用データテーブル（図８）を参照し、ステップＳ１４０で取得した即発ガンマ線計数率の時刻変化のデータに基づいて補正係数を決定し、ステップＳ１４６へ進む。ステップＳ１４６において、計測制御装置１４０は、中性子の発生時刻ｔ０を基準とした測定時刻毎に補正係数を決定し、測定時刻と補正係数とを対応付けてＲＯＭ１４０ｃに記憶する。 In step S143, the measurement control device 140 refers to the correction data table (FIG. 8) and determines a correction coefficient based on the data of the time change of the prompt gamma ray count rate acquired in step S140, and proceeds to step S146. In step S146, the measurement control device 140 determines a correction coefficient for each measurement time based on the neutron generation time t0, and stores the measurement time and the correction coefficient in correspondence with each other in the ROM 140c.

ステップＳ１４６において、計測制御装置１４０は、ステップＳ１４３で決定された補正係数と、ステップＳ１４０で取得した核分裂中性子計数率の時刻変化のデータに基づいて、核分裂中性子計数率を補正し、ステップＳ１４９へ進む。ステップＳ１４６において、計測制御装置１４０は、中性子の発生時刻ｔ０を基準とした測定時刻毎に核分裂中性子計数率の補正を行う。 In step S146, the measurement control device 140 corrects the fission neutron count rate based on the correction coefficient determined in step S143 and the data on the time change of the fission neutron count rate obtained in step S140, and proceeds to step S149. In step S146, the measurement control device 140 corrects the fission neutron count rate for each measurement time based on the neutron generation time t0.

ステップＳ１４９において、計測制御装置１４０は、核物質データテーブル（図６参照）を参照し、補正後の核分裂中性子計数率に基づいて、核分裂性物質量を算出し、図９のフローチャートに示す処理を終了する。ステップＳ１４９において、計測制御装置１４０は、中性子の発生時刻ｔ０を基準とした測定時刻毎に核分裂性物質量を算出し、発生時刻ｔ０から時刻ｔ２までの核分裂性物質量の総和を算出し、算出した値を測定対象物９に含まれる核分裂性物質量として出力装置１９０に出力する。 In step S149, the measurement control device 140 refers to the nuclear material data table (see FIG. 6), calculates the amount of fissile material based on the corrected fission neutron count rate, and ends the process shown in the flowchart of FIG. 9. In step S149, the measurement control device 140 calculates the amount of fissile material for each measurement time based on the neutron generation time t0, calculates the sum of the amounts of fissile material from generation time t0 to time t2, and outputs the calculated value to the output device 190 as the amount of fissile material contained in the measurement object 9.

以上のとおり、計測制御装置１４０は、中性子吸収物質から放出される即発ガンマ線計数率によって、中性子検出器１２１で検出された核分裂中性子計数率を補正し、補正後の核分裂中性子計数率に基づいて、事前に測定した核分裂性物質量に対する中性子計数率との関係から、測定対象物９に含まれる核分裂性物質量を測定する。 As described above, the measurement control device 140 corrects the fission neutron count rate detected by the neutron detector 121 using the prompt gamma ray count rate emitted from the neutron absorbing material, and measures the amount of fissile material contained in the measurement object 9 based on the relationship between the neutron count rate and the amount of fissile material measured in advance, based on the corrected fission neutron count rate.

上述した実施形態によれば、次の作用効果を奏する。 The above-described embodiment provides the following effects:

（１）核物質測定装置１００は、測定対象物９に含まれる核分裂性物質量を測定する。核物質測定装置１００は、中性子を発生し、測定対象物９に照射する中性子発生装置１１０と、中性子発生装置１１０で発生した中性子が測定対象物９に照射されることにより生成される中性子を測定する中性子測定装置１２０と、中性子発生装置１１０で発生した中性子が測定対象物９に照射されることにより生成されるガンマ線を測定するガンマ線測定装置１３０と、中性子発生装置１１０、中性子測定装置１２０及びガンマ線測定装置１３０を制御する計測制御装置１４０と、を備える。計測制御装置１４０は、中性子発生装置１１０に信号線を介して第１トリガー信号を出力することにより、中性子発生装置１１０による中性子の発生の開始を制御し、中性子測定装置１２０に信号線を介して第２トリガー信号を出力することにより、中性子測定装置１２０による中性子の測定の開始を制御し、ガンマ線測定装置１３０に信号線を介して第３トリガー信号を出力することにより、ガンマ線測定装置１３０によるガンマ線の測定の開始を制御する。計測制御装置１４０は、第２トリガー信号及び第３トリガー信号を第１トリガー信号に同期したタイミングで出力し、中性子測定装置１２０での測定結果及びガンマ線測定装置１３０での測定結果に基づいて、測定対象物９に含まれる核分裂性物質量を測定する。 (1) The nuclear material measuring device 100 measures the amount of fissile material contained in the measurement object 9. The nuclear material measuring device 100 includes a neutron generator 110 that generates neutrons and irradiates the measurement object 9, a neutron measuring device 120 that measures neutrons generated by irradiating the measurement object 9 with the neutrons generated by the neutron generator 110, a gamma ray measuring device 130 that measures gamma rays generated by irradiating the measurement object 9 with the neutrons generated by the neutron generator 110, and a measurement control device 140 that controls the neutron generator 110, the neutron measuring device 120, and the gamma ray measuring device 130. The measurement control device 140 controls the start of neutron generation by the neutron generator 110 by outputting a first trigger signal via a signal line to the neutron generator 110, controls the start of neutron measurement by the neutron measurement device 120 by outputting a second trigger signal via a signal line to the neutron measurement device 120, and controls the start of gamma ray measurement by the gamma ray measurement device 130 by outputting a third trigger signal via a signal line to the gamma ray measurement device 130. The measurement control device 140 outputs the second trigger signal and the third trigger signal at a timing synchronized with the first trigger signal, and measures the amount of fissile material contained in the measurement object 9 based on the measurement results by the neutron measurement device 120 and the measurement results by the gamma ray measurement device 130.

この構成では、中性子の発生時刻ｔ０に同期したタイミングで中性子及びガンマ線の測定を開始することにより、その測定結果として得られる中性子の発生特性及びガンマ線の発生特性に基づいて、測定対象物９に含まれる核分裂性物質量を測定することができる。ガンマ線の発生特性は、中性子吸収物質量の影響を受ける。本実施形態に係る計測制御装置１４０では、中性子の発生特性だけでなくガンマ線の発生特性（すなわち、測定対象物９に含まれる中性子吸収物質量）を加味して核物質量を測定することができるため、中性子の発生特性のみで核分裂性物質量を測定する場合に比べて、核分裂性物質量の測定精度の向上を図ることができる。 In this configuration, by starting the measurement of neutrons and gamma rays at a timing synchronized with the neutron generation time t0, the amount of fissile material contained in the measurement object 9 can be measured based on the neutron generation characteristics and gamma ray generation characteristics obtained as the measurement results. The gamma ray generation characteristics are affected by the amount of neutron absorbing material. In the measurement control device 140 according to this embodiment, the amount of fissile material can be measured taking into account not only the neutron generation characteristics but also the gamma ray generation characteristics (i.e., the amount of neutron absorbing material contained in the measurement object 9), so that the measurement accuracy of the amount of fissile material can be improved compared to the case where the amount of fissile material is measured based only on the neutron generation characteristics.

（２）計測制御装置１４０は、中性子測定装置１２０での測定結果をガンマ線測定装置での測定結果に基づいて補正し、その補正結果に基づいて、測定対象物９に含まれる核分裂性物質量を測定する。これにより、中性子測定装置１２０での測定結果及びガンマ線測定装置１３０での測定結果と核分裂性物質量とを対応付けたデータを用意して、このデータを参照し、中性子測定装置１２０での測定結果及びガンマ線測定装置１３０での測定結果に基づいて核分裂性物質量を測定する場合に比べて、計測制御装置１４０の記憶装置の記憶領域の低減を図ることができる。 (2) The measurement control device 140 corrects the measurement results from the neutron measurement device 120 based on the measurement results from the gamma ray measurement device, and measures the amount of fissile material contained in the measurement object 9 based on the correction results. This makes it possible to reduce the storage area of the storage device of the measurement control device 140 compared to the case where data is prepared that correlates the measurement results from the neutron measurement device 120 and the measurement results from the gamma ray measurement device 130 with the amount of fissile material, and the amount of fissile material is measured based on the measurement results from the neutron measurement device 120 and the measurement results from the gamma ray measurement device 130 by referring to this data.

（３）中性子発生装置１１０はパルス状の中性子を発生し、中性子測定装置１２０は中性子の発生時刻ｔ０を基準とした中性子計数率（核分裂中性子計数率）の時刻変化を測定し、ガンマ線測定装置１３０は中性子の発生時刻ｔ０を基準としたガンマ線計数率（即発ガンマ線計数率）の時刻変化を測定する。本実施形態では、ガンマ線測定装置１３０は、ガンマ線スペクトルから中性子吸収物質を特定する一つのピークのガンマ線計数率（即発ガンマ線計数率）の時刻変化を測定する。計測制御装置１４０は、ガンマ線測定装置１３０で測定されたガンマ線計数率（即発ガンマ線計数率）の時刻変化に基づいて、中性子測定装置１２０で測定された中性子計数率（核分裂中性子計数率）を補正し、補正後の中性子計数率（核分裂中性子計数率）に基づいて、測定対象物９に含まれる核分裂性物質量を測定する。計測制御装置１４０は、測定対象物９に含まれる中性子吸収物質から放出される即発ガンマ線の計数率の時刻変化に基づいて、中性子計数率（核分裂中性子計数率）を補正する構成であるため、測定対象物９に中性子吸収物質が含まれている場合に、中性子吸収物質の影響を補正により除外することができ、測定対象物９に含まれる核分裂性物質量を精度よく測定することができる。 (3) The neutron generator 110 generates pulsed neutrons, the neutron measurement device 120 measures the time change in the neutron count rate (fission neutron count rate) based on the neutron generation time t0, and the gamma ray measurement device 130 measures the time change in the gamma ray count rate (prompt gamma ray count rate) based on the neutron generation time t0. In this embodiment, the gamma ray measurement device 130 measures the time change in the gamma ray count rate (prompt gamma ray count rate) of one peak that identifies a neutron absorbing material from the gamma ray spectrum. The measurement control device 140 corrects the neutron count rate (fission neutron count rate) measured by the neutron measurement device 120 based on the time change of the gamma ray count rate (prompt gamma ray count rate) measured by the gamma ray measurement device 130, and measures the amount of fissile material contained in the measurement object 9 based on the corrected neutron count rate (fission neutron count rate). Since the measurement control device 140 is configured to correct the neutron count rate (fission neutron count rate) based on the time change of the count rate of prompt gamma rays emitted from the neutron absorbing material contained in the measurement object 9, if the measurement object 9 contains a neutron absorbing material, the effect of the neutron absorbing material can be eliminated by correction, and the amount of fissile material contained in the measurement object 9 can be accurately measured.

（４）中性子発生装置１１０はパルス状の中性子を繰り返し発生し、中性子測定装置１２０は中性子の発生時刻ｔ０を基準とした中性子計数率（核分裂中性子計数率）の時刻変化を測定し、その測定結果を中性子の発生時刻ｔ０を基準とした測定時刻毎に積算し、ガンマ線測定装置１３０は、中性子の発生時刻ｔ０を基準としたガンマ線計数率（即発ガンマ線計数率）の時刻変化を測定し、その測定結果を中性子の発生時刻ｔ０を基準とした測定時刻毎に積算する。これにより、測定対象物９に含まれる核分裂性物質量の測定精度を高めることができる。なお、上述では、測定時刻毎の積算値から平均値を算出する例について説明したが、測定時刻毎の積算値をそのまま利用してもよい。この場合、図６のデータテーブルを参照して算出された核分裂性物質量を上記積算回数で除算して得られた値を測定対象物９に含まれる核分裂性物質量とする。 (4) The neutron generator 110 repeatedly generates pulsed neutrons, the neutron measurement device 120 measures the time change of the neutron count rate (fission neutron count rate) based on the neutron generation time t0 and integrates the measurement results for each measurement time based on the neutron generation time t0, and the gamma ray measurement device 130 measures the time change of the gamma ray count rate (prompt gamma ray count rate) based on the neutron generation time t0 and integrates the measurement results for each measurement time based on the neutron generation time t0. This improves the measurement accuracy of the amount of fissile material contained in the measurement object 9. Note that, in the above description, an example is described in which an average value is calculated from the integrated value for each measurement time, but the integrated value for each measurement time may be used as is. In this case, the amount of fissile material calculated by referring to the data table in FIG. 6 is divided by the number of integrations to obtain the amount of fissile material contained in the measurement object 9.

次のような変形例も本発明の範囲内であり、変形例に示す構成と上述の実施形態で説明した構成を組み合わせたり、以下の異なる変形例で説明する構成同士を組み合わせたりすることも可能である。 The following modified examples are also within the scope of the present invention, and it is possible to combine the configurations shown in the modified examples with the configurations described in the above embodiments, or to combine the configurations described in the different modified examples below.

＜変形例１＞
上記実施形態では、中性子の発生時刻ｔ０を基準として、測定時刻毎の即発ガンマ線計数率に基づいて補正係数を決定し、補正係数を測定時刻毎の核分裂中性子計数率に乗算することにより、核分裂中性子計数率の時刻変化を補正する例について説明したが、本発明はこれに限定されない。計測制御装置１４０は、中性子の発生時刻ｔ０からガンマ線計数率が０（ゼロ）となる時刻までのガンマ線計数率の積分値を演算し、この積分値に基づいて、補正係数を決定してもよい。この場合、計測制御装置１４０は、時刻ｔ０から時刻ｔ２までの核分裂中性子計数率の積分値を演算し、この積分値に補正値を乗算することにより、核分裂中性子計数率の積分値を補正する。また、計測制御装置１４０は、補正後の核分裂中性子計数率の積分値に基づいて、測定対象物９に含まれる核分裂性物質量を演算する。 <Modification 1>
In the above embodiment, an example has been described in which a correction coefficient is determined based on the prompt gamma ray count rate for each measurement time with the neutron generation time t0 as a reference, and the fission neutron count rate for each measurement time is multiplied by the correction coefficient to correct the time change of the fission neutron count rate, but the present invention is not limited to this. The measurement control device 140 may calculate the integral value of the gamma ray count rate from the neutron generation time t0 to the time when the gamma ray count rate becomes 0 (zero), and determine the correction coefficient based on this integral value. In this case, the measurement control device 140 calculates the integral value of the fission neutron count rate from time t0 to time t2, and corrects the integral value of the fission neutron count rate by multiplying this integral value by the correction value. In addition, the measurement control device 140 calculates the amount of fissionable material contained in the measurement object 9 based on the integral value of the corrected fission neutron count rate.

＜変形例２＞
上記実施形態では、核分裂中性子計数率に補正係数を乗算することにより、核分裂中性子計数率を補正する例について説明したが、本発明はこれに限定されない。補正方法には、様々な方法を採用することができる。例えば、補正後の核分裂中性子計数率を次式により、演算してもよい。 <Modification 2>
In the above embodiment, an example has been described in which the fission neutron count rate is corrected by multiplying the fission neutron count rate by a correction coefficient, but the present invention is not limited to this. Various methods can be adopted as the correction method. For example, the corrected fission neutron count rate may be calculated by the following formula.

補正後の核分裂中性子計数率＝中性子計測装置１２０で測定された核分裂中性子計数率×（１＋補正係数×即発ガンマ線計数率）
この場合、補正用データテーブルは、核分裂中性子計数率と即発ガンマ線計数率の乗算値（核分裂中性子計数率×即発ガンマ線計数率）と、補正係数とが対応付けられたデータテーブルとなる。この補正方法によれば、測定対象物９に含まれる核分裂性物質量と中性子吸収物質量の割合に応じた補正となるため、核分裂性物質量の測定精度の向上を図ることができる。 Corrected fission neutron count rate = fission neutron count rate measured by neutron measurement device 120 × (1 + correction factor × prompt gamma ray count rate)
In this case, the correction data table is a data table in which the product of the fission neutron count rate and the prompt gamma ray count rate (fission neutron count rate × prompt gamma ray count rate) is associated with the correction coefficient. According to this correction method, the correction is made according to the ratio of the amount of fissile material and the amount of neutron absorbing material contained in the measurement object 9, so that the measurement accuracy of the amount of fissile material can be improved.

＜変形例３＞
上記実施形態では、測定対象物９に中性子吸収物質としてホウ素（１０Ｂ）が含まれている場合において、核分裂性物質量を測定する方法について説明したが、本発明はこれに限定されない。測定対象物９に中性子吸収物質としてホウ素（１０Ｂ）に加え、水素が含まれている場合についても本発明を適用することができる。 <Modification 3>
In the above embodiment, a method for measuring the amount of fissile material when the measurement object 9 contains boron ( 10 B) as a neutron absorbing material has been described, but the present invention is not limited to this. The present invention can also be applied to a case where the measurement object 9 contains hydrogen in addition to boron ( 10 B) as a neutron absorbing material.

水素の中性子捕獲反応により放出される即発ガンマ線は、上述したホウ素の中性子捕獲反応により放出される即発ガンマ線と同様の発生特性となる。ホウ素と水素の中性子エネルギーに対する反応断面積の関係（中性子エネルギー依存性）が同様であることから、水素の即発ガンマ線計数率を予め定めた置換係数（一定値）を用いてホウ素の即発ガンマ線計数率に置換することが可能である。 The prompt gamma rays emitted by the neutron capture reaction of hydrogen have the same generation characteristics as the prompt gamma rays emitted by the neutron capture reaction of boron described above. Since the relationship of the reaction cross section to the neutron energy of boron and hydrogen (neutron energy dependence) is similar, it is possible to replace the prompt gamma ray count rate of hydrogen with the prompt gamma ray count rate of boron using a predetermined replacement coefficient (constant value).

図１０は、図３と同様の図であり、ガンマ線検出器１３１を用いて測定された波高値スペクトルの別の例を示す図である。本変形例では、測定対象物９が、ホウ素だけでなく、水素を含んでいる。このため、図１０に示すように、波高値スペクトルには、ホウ素のピークに加え、水素のピークが表れている。ガンマ線計数装置１３２は、図１０に示す波高値スペクトルから中性子吸収物質を特定する複数のピーク（ホウ素のピーク及び水素のピーク）の計数（ハッチング部分参照）を抽出し、その計数率を演算する。 Figure 10 is a diagram similar to Figure 3, showing another example of a pulse-height spectrum measured using a gamma ray detector 131. In this modified example, the object to be measured 9 contains not only boron but also hydrogen. Therefore, as shown in Figure 10, the pulse-height spectrum shows a hydrogen peak in addition to a boron peak. The gamma ray counter 132 extracts the counts (see hatched areas) of multiple peaks (boron peaks and hydrogen peaks) that identify the neutron absorbing material from the pulse-height spectrum shown in Figure 10, and calculates the count rate.

ガンマ線計数装置１３２は、中性子の発生時刻ｔ０を基準としたガンマ線スペクトルの時刻変化を測定し、その測定結果からホウ素及び水素の即発ガンマ線計数率の時刻変化を測定し、ＲＯＭ１３２ｃに記憶する。 The gamma ray counter 132 measures the time change in the gamma ray spectrum based on the neutron generation time t0, and from the measurement results measures the time change in the prompt gamma ray count rate of boron and hydrogen, which are then stored in ROM 132c.

計測制御装置１４０は、ＲＯＭ１４０ｃに記憶されている置換係数を水素の即発ガンマ線計数率に乗算することにより、水素の即発ガンマ線計数率をホウ素の即発ガンマ線計数率に置換し、ホウ素のピークから演算されたホウ素の即発ガンマ線計数率に加算する。計測制御装置１４０は、加算後のホウ素の即発ガンマ線計数率に基づいて補正係数を決定し、この補正係数を核分裂中性子計数率に乗算することにより、核分裂中性子計数率を補正する。計測制御装置１４０は、上記実施形態と同様、補正後の核分裂中性子計数率に基づいて、核分裂性物質量を測定する。 The measurement control device 140 multiplies the hydrogen prompt gamma ray count rate by the substitution coefficient stored in the ROM 140c, thereby substituting the hydrogen prompt gamma ray count rate with the boron prompt gamma ray count rate, and adds it to the boron prompt gamma ray count rate calculated from the boron peak. The measurement control device 140 determines a correction coefficient based on the boron prompt gamma ray count rate after the addition, and corrects the fission neutron count rate by multiplying this correction coefficient by the fission neutron count rate. As in the above embodiment, the measurement control device 140 measures the amount of fissile material based on the corrected fission neutron count rate.

この構成によれば、測定対象物９に複数の異なる中性子吸収物質が含まれている場合であっても、測定対象物９に含まれる核分裂性物質量を精度よく測定することができる。 With this configuration, even if the measurement object 9 contains multiple different neutron absorbing materials, the amount of fissile material contained in the measurement object 9 can be measured with high accuracy.

＜変形例４＞
上記実施形態では、計測制御装置１４０が、パルス状のトリガー信号を中性子発生装置１１０、中性子測定装置１２０及びガンマ線測定装置１３０のそれぞれに対して同じタイミングで出力する例について説明したが、本発明はこれに限定されない。計測制御装置１４０は、第２トリガー信号及び第３トリガー信号を第１トリガー信号に同期したタイミングで出力する構成であればよい。例えば、計測制御装置１４０は、第１トリガー信号から所定時間だけ遅れて第２トリガー信号及び第３トリガー信号を出力する構成としてもよい。なお、中性子発生装置１１０で発生した中性子は、図４Ｂで示したように、指数関数的に短時間で減少する。このため、測定精度の向上の観点から、上記実施形態のように、計測制御装置１４０は、第２トリガー信号及び第３トリガー信号を第１トリガー信号と同じタイミングで出力することが好ましい。 <Modification 4>
In the above embodiment, an example has been described in which the measurement control device 140 outputs a pulse-shaped trigger signal to each of the neutron generator 110, the neutron measurement device 120, and the gamma ray measurement device 130 at the same timing, but the present invention is not limited to this. The measurement control device 140 may be configured to output the second trigger signal and the third trigger signal at a timing synchronized with the first trigger signal. For example, the measurement control device 140 may be configured to output the second trigger signal and the third trigger signal with a predetermined time delay from the first trigger signal. Note that the neutrons generated by the neutron generator 110 decrease exponentially in a short time, as shown in FIG. 4B. For this reason, from the viewpoint of improving measurement accuracy, it is preferable that the measurement control device 140 outputs the second trigger signal and the third trigger signal at the same timing as the first trigger signal, as in the above embodiment.

＜変形例５＞
図１１に示すように、本変形例５に係る中性子測定装置１２０は、中性子検出器１２１を囲むように設けられた中性子吸収材１２１ａを有している。中性子吸収材１２１ａは、熱中性子及び熱外中性子を吸収する元素を含む。このように、本変形例では、中性子検出器１２１の外側が中性子吸収材１２１ａによって覆われているため、中性子吸収材１２１ａによって吸収されない中性子（主に、高速中性子）が中性子検出器１２１によって検出される。 <Modification 5>
11 , the neutron measurement device 120 according to the fifth modification has a neutron absorbing material 121a arranged to surround the neutron detector 121. The neutron absorbing material 121a contains an element that absorbs thermal neutrons and epithermal neutrons. In this manner, in the present modification, since the outside of the neutron detector 121 is covered with the neutron absorbing material 121a, neutrons (mainly fast neutrons) that are not absorbed by the neutron absorbing material 121a are detected by the neutron detector 121.

核分裂性物質が中性子を吸収して核分裂する際に生成される中性子は、そのほとんどが熱中性子及び熱外中性子等よりもエネルギーの高い高速中性子である。本変形例では、中性子検出器１２１によって主に高速中性子を検出する構成とすることができるため、核分裂性物質量の測定精度のさらなる向上を図ることができる。なお、測定対象物９に含まれる中性子吸収物質から放出される即発ガンマ線の測定に影響を与えないようにするために、中性子吸収材１２１ａは、測定対象物９に含まれていない元素（例えば、カドミウム（Ｃｄ）、ガドリニウム（Ｇｄ））を含む材料で形成することが好ましい。 When fissile material absorbs neutrons and undergoes nuclear fission, most of the neutrons produced are fast neutrons that have higher energy than thermal and epithermal neutrons. In this modified example, the neutron detector 121 can be configured to mainly detect fast neutrons, which can further improve the measurement accuracy of the amount of fissile material. In order not to affect the measurement of prompt gamma rays emitted from the neutron absorbing material contained in the measurement object 9, it is preferable that the neutron absorbing material 121a is made of a material that contains an element not contained in the measurement object 9 (e.g., cadmium (Cd), gadolinium (Gd)).

＜変形例６＞
上記実施形態では、中性子エネルギースペクトル（図２参照）を測定し、中性子エネルギースペクトルから中性子計数率を求める例について説明したが、本発明はこれに限定されない。中性子測定装置１２０は、所定値以上の波高値を中性子として計数し、その計数率を演算するようにしてもよい。 <Modification 6>
In the above embodiment, an example has been described in which a neutron energy spectrum (see FIG. 2) is measured and the neutron counting rate is calculated from the neutron energy spectrum, but the present invention is not limited to this. The neutron measurement device 120 may count a peak value equal to or greater than a predetermined value as neutrons and calculate the counting rate.

＜変形例７＞
図１２に示すように、中性子発生装置１１０は、それぞれ発生する中性子のエネルギーが異なる複数の中性子発生源１１１ａ，１１１ｂを有していてもよい。図１２に示す例では、中性子発生装置１１０が、２種類の中性子発生源１１１ａ，１１１ｂを有している。例えば、中性子発生源１１１ａはトリチウムと重水素との核反応で中性子を発生させるものとし、中性子発生源１１１ｂは重水素と重水素で中性子を発生させるものとすることができる。中性子発生源１１１ａが発生する中性子のエネルギーは、中性子発生源１１１ｂが発生する中性子のエネルギーよりも高い。この変形例では、補正用データテーブル及び核物質データテーブルが、中性子発生源１１１ａ，１１１ｂのそれぞれに対応して設けられている。このように、エネルギーの異なる複数の中性子発生源１１１ａ，１１１ｂを設けることにより、核分裂性物質量の測定のための情報を増やすことができるので、核分裂性物質量の測定精度の向上を図ることができる。 <Modification 7>
As shown in Fig. 12, the neutron generator 110 may have a plurality of neutron generating sources 111a and 111b each of which generates neutrons with different energies. In the example shown in Fig. 12, the neutron generator 110 has two types of neutron generating sources 111a and 111b. For example, the neutron generating source 111a may generate neutrons by a nuclear reaction between tritium and deuterium, and the neutron generating source 111b may generate neutrons by a nuclear reaction between deuterium and deuterium. The energy of the neutrons generated by the neutron generating source 111a is higher than the energy of the neutrons generated by the neutron generating source 111b. In this modification, a correction data table and a nuclear material data table are provided for each of the neutron generating sources 111a and 111b. In this way, by providing a plurality of neutron generating sources 111a and 111b each of which has different energies, the amount of fissile material can be measured with more information, and therefore the measurement accuracy of the amount of fissile material can be improved.

また、中性子発生装置１１０は、それぞれ発生する中性子のエネルギーが同じ複数の中性子発生源１１１ａ（中性子発生源１１１ｂ）を有していてもよい。図１２に示す例では、中性子発生装置１１０が、同一種類の中性子発生源１１１ａを２つ有し、同一種類の中性子発生源１１１ｂを２つ有している。２つの中性子発生源１１１ａは、それぞれ個別に中性子を発生させたり、同時に中性子を発生させたりすることができるように構成されている。同様に、２つの中性子発生源１１１ｂは、それぞれ個別に中性子を発生させたり、同時に中性子を発生させたりすることができるように構成されている。この変形例では、補正用データテーブル及び核物質データテーブルとして、１つの中性子発生源１１１ａに対応するものと、２つの中性子発生源１１１ａに対応するものが設けられている。また、補正用データテーブル及び核物質データテーブルとして、１つの中性子発生源１１１ｂに対応するものと、２つの中性子発生源１１１ｂに対応するものが設けられている。このように、エネルギーの同じ複数の中性子発生源１１１ａ（中性子発生源１１１ｂ）を設けることにより、核分裂性物質量の測定のための情報を増やすことができるので、核分裂性物質量の測定精度の向上を図ることができる。 The neutron generator 110 may also have a plurality of neutron generating sources 111a (neutron generating sources 111b) that generate the same neutron energy. In the example shown in FIG. 12, the neutron generator 110 has two neutron generating sources 111a of the same type and two neutron generating sources 111b of the same type. The two neutron generating sources 111a are configured to be able to generate neutrons individually or simultaneously. Similarly, the two neutron generating sources 111b are configured to be able to generate neutrons individually or simultaneously. In this modified example, a correction data table and a nuclear material data table are provided that correspond to one neutron generating source 111a and two neutron generating sources 111a. Also, a correction data table and a nuclear material data table are provided that correspond to one neutron generating source 111b and two neutron generating sources 111b. In this way, by providing multiple neutron sources 111a (neutron sources 111b) with the same energy, it is possible to increase the amount of information for measuring the amount of fissile material, thereby improving the measurement accuracy of the amount of fissile material.

＜変形例８＞
上記実施形態では、中性子検出器１２１が一つ設けられる例について説明したが、本発明はこれに限定されない。複数の中性子検出器１２１が設けられていてもよい。これにより、検出感度を向上し、核分裂性物質量の測定精度の向上を図ることができる。なお、上記実施形態のように、中性子検出器１２１を一つだけ設ける構成とすることにより、核物質測定装置１００の製品コストの低減を図ることができる。 <Modification 8>
In the above embodiment, an example in which one neutron detector 121 is provided has been described, but the present invention is not limited to this. A plurality of neutron detectors 121 may be provided. This can improve the detection sensitivity and improve the measurement accuracy of the amount of fissile material. Note that by providing only one neutron detector 121 as in the above embodiment, the manufacturing cost of the nuclear material measurement device 100 can be reduced.

＜変形例９＞
核分裂性物質と中性子との核分裂反応断面積は、中性子エネルギーが低い方が大きくなる。このため、測定対象物９において、エネルギーの低い中性子を増やすことで、核分裂性物質量の測定精度を向上することができる。そこで、本変形例では、図１３に示すように、測定対象物９を収容する容器９０を囲むように、中性子を反射する中性子反射材９２を設けている。本変形例では、容器９０の径方向外側を覆うように、円筒状の中性子反射材９２が設けられているため、測定対象物９内の中性子量を増やすことができる。したがって、核分裂性物質量の測定精度を高めることができる。 <Modification 9>
The fission reaction cross section between a fissionable material and neutrons increases as the neutron energy decreases. Therefore, by increasing the number of low-energy neutrons in the measurement object 9, the measurement accuracy of the amount of fissionable material can be improved. In this modification, as shown in FIG. 13, a neutron reflector 92 that reflects neutrons is provided so as to surround a container 90 that contains the measurement object 9. In this modification, the cylindrical neutron reflector 92 is provided so as to cover the radial outside of the container 90, so that the amount of neutrons in the measurement object 9 can be increased. Therefore, the measurement accuracy of the amount of fissionable material can be improved.

＜変形例１０＞
測定対象物９内で核分裂性物質及び中性子吸収物質（即発ガンマ線放出核種）に分布がある場合、及び、測定対象物９が不定形である場合には、核分裂性物質で生成される中性子、及び、中性子吸収物質（即発ガンマ線放出核種）から放出される即発ガンマ線の放出方向に分布が出る可能性がある。 <Modification 10>
If there is a distribution of fissile material and neutron absorbing material (prompt gamma ray emitter) within the measurement object 9, and if the measurement object 9 is amorphous, there is a possibility that there will be a distribution in the emission direction of neutrons generated in the fissile material and prompt gamma rays emitted from the neutron absorbing material (prompt gamma ray emitter).

この方向依存性をなくすために、図１に示す載置台９１は、円筒状の容器９０の中心軸を中心として回転させる回転台（回転装置）とすることが好ましい。この構成では、測定対象物９を収容する容器９０を載置台９１の上に設置し、載置台９１を容器９０とともに回転軸を中心に一定の速度で回転させる。回転駆動源は電動モータ等であり、計測制御装置１４０によって載置台９１の回転速度が制御される。 To eliminate this directional dependency, it is preferable that the mounting table 91 shown in FIG. 1 is a rotating table (rotating device) that rotates around the central axis of the cylindrical container 90. In this configuration, the container 90 containing the measurement object 9 is placed on the mounting table 91, and the mounting table 91 is rotated together with the container 90 at a constant speed around the rotation axis. The rotation drive source is an electric motor or the like, and the rotation speed of the mounting table 91 is controlled by the measurement control device 140.

本変形例に係る核物質測定装置１００では、中性子発生装置１１０が、パルス状の中性子を発生し、載置台（回転装置）９１により回転する容器９０内の測定対象物９に照射し、中性子測定装置１２０が、中性子の発生時刻ｔ０を基準とした核分裂中性子計数率の時刻変化を測定し、ガンマ線測定装置１３０が、中性子の発生時刻ｔ０を基準とした即発ガンマ線計数率の時刻変化を測定する。載置台９１を回転させ、複数の位置で固定した状態で、中性子及びガンマ線の測定を行うことにより、核分裂性物質で生成される中性子、及び、中性子吸収物質（即発ガンマ線放出核種）から放出される即発ガンマ線の放出方向に分布が出るか否かを確認することができる。 In the nuclear material measuring device 100 according to this modification, the neutron generator 110 generates pulsed neutrons and irradiates the measuring object 9 in the container 90 rotated by the mounting table (rotating device) 91, the neutron measuring device 120 measures the time change of the fission neutron count rate based on the neutron generation time t0, and the gamma ray measuring device 130 measures the time change of the prompt gamma ray count rate based on the neutron generation time t0. By rotating the mounting table 91 and measuring the neutrons and gamma rays while fixing it at multiple positions, it is possible to confirm whether or not there is a distribution in the emission direction of the neutrons generated by the fissile material and the prompt gamma rays emitted from the neutron absorbing material (prompt gamma ray emitting nuclide).

核分裂性物質で生成される中性子、及び、中性子吸収物質（即発ガンマ線放出核種）から放出される即発ガンマ線の放出方向に分布が出る場合には、以下のようにして、核分裂性物質量の測定を行う。 When there is a distribution in the direction of emission of neutrons produced by fissile material and prompt gamma rays emitted from neutron absorbing material (prompt gamma ray emitter), the amount of fissile material is measured as follows.

計測制御装置１４０は、載置台（回転装置）９１により回転する容器９０の回転周期とは異なる一定の周期で、中性子発生装置１１０からパルス状の中性子を繰り返し発生させる。中性子測定装置１２０は、中性子の発生時刻ｔ０を基準とした中性子計数率（核分裂中性子計数率）の時刻変化を測定し、その測定結果の平均値を演算する。ガンマ線測定装置１３０は、中性子の発生時刻ｔ０を基準としたガンマ線計数率（即発ガンマ線計数率）の時刻変化を測定し、その測定結果の平均値を演算する。計測制御装置１４０は、中性子の発生時刻ｔ０を基準とした中性子計数率（核分裂中性子計数率）の時刻変化の測定結果の平均値と、中性子の発生時刻ｔ０を基準としたガンマ線計数率（即発ガンマ線計数率）の時刻変化の測定結果の平均値と、に基づいて、核分裂性物質量を測定する。この構成によれば、核分裂性物質で生成される中性子、及び、中性子吸収物質（即発ガンマ線放出核種）から放出される即発ガンマ線の放出方向に分布が出る場合であっても、核分裂性物質量を精度よく測定することができる。 The measurement control device 140 repeatedly generates pulsed neutrons from the neutron generator 110 at a constant period different from the rotation period of the container 90 rotated by the mounting table (rotation device) 91. The neutron measurement device 120 measures the time change of the neutron counting rate (fission neutron counting rate) based on the neutron generation time t0 and calculates the average value of the measurement results. The gamma ray measurement device 130 measures the time change of the gamma ray counting rate (prompt gamma ray counting rate) based on the neutron generation time t0 and calculates the average value of the measurement results. The measurement control device 140 measures the amount of fissile material based on the average value of the measurement results of the time change of the neutron counting rate (fission neutron counting rate) based on the neutron generation time t0 and the average value of the measurement results of the time change of the gamma ray counting rate (prompt gamma ray counting rate) based on the neutron generation time t0. This configuration makes it possible to accurately measure the amount of fissile material even when there is a distribution in the emission direction of neutrons generated by the fissile material and prompt gamma rays emitted from the neutron absorbing material (prompt gamma ray emitting nuclide).

＜変形例１１＞
図１４に示すように、複数の中性子検出器１２１を容器９０の中心軸に対して、回転対称位置に配置するとともに、複数のガンマ線検出器１３１を容器９０の中心軸に対して、回転対称位置に配置するようにしてもよい。中性子測定装置１２０は、それぞれの中性子検出器１２１での検出結果に基づいて、中性子の発生時刻ｔ０を基準とした中性子計数率（核分裂中性子計数率）の時刻変化を測定し、その測定結果の平均値を演算する。ガンマ線測定装置１３０は、それぞれのガンマ線検出器１３１での検出結果に基づいて、中性子の発生時刻ｔ０を基準としたガンマ線計数率（即発ガンマ線計数率）の時刻変化を測定し、その測定結果の平均値を演算する。 <Modification 11>
14, a plurality of neutron detectors 121 may be arranged at rotationally symmetric positions with respect to the central axis of the vessel 90, and a plurality of gamma ray detectors 131 may be arranged at rotationally symmetric positions with respect to the central axis of the vessel 90. The neutron measurement device 120 measures the time change of the neutron count rate (fission neutron count rate) based on the detection results of each neutron detector 121, with the neutron generation time t0 as the reference, and calculates the average value of the measurement results. The gamma ray measurement device 130 measures the time change of the gamma ray count rate (prompt gamma ray count rate) based on the detection results of each gamma ray detector 131, with the neutron generation time t0 as the reference, and calculates the average value of the measurement results.

計測制御装置１４０は、中性子の発生時刻ｔ０を基準とした中性子計数率（核分裂中性子計数率）の時刻変化の測定結果の平均値と、中性子の発生時刻ｔ０を基準としたガンマ線計数率（即発ガンマ線計数率）の時刻変化の測定結果の平均値と、に基づいて、核分裂性物質量を測定する。この構成によれば、上記変形例１０で説明した、容器９０を回転可能な載置台（回転装置）９１を設けることなく、変形例１０と同様の効果を得ることができる。 The measurement control device 140 measures the amount of fissile material based on the average value of the measurement results of the time change of the neutron count rate (fission neutron count rate) based on the neutron generation time t0 and the average value of the measurement results of the time change of the gamma ray count rate (prompt gamma ray count rate) based on the neutron generation time t0. With this configuration, it is possible to obtain the same effect as in variant 10 without providing a mounting table (rotation device) 91 capable of rotating the container 90 as described in variant 10 above.

＜変形例１２＞
図１５に示すように、核物質測定装置１００は、測定対象物９を乾燥させる乾燥装置１６０と、容器９０内に水分を供給する水分供給装置１６１と、を備えていてもよい。乾燥装置１６０及び水分供給装置１６１は、計測制御装置１４０によって動作が制御される。乾燥装置１６０は、容器９０の外側から測定対象物９を加熱し、測定対象物９に含まれる水分を蒸発させる加熱装置である。容器９０には、蒸気を容器９０外に導く開口が形成されている。水分供給装置１６１は、水が貯留されるタンクと、タンクから容器９０内に水を導く配管と、配管に設けられ配管内の流路を連通状態と遮断状態とに切り替え可能な電磁弁と、を備える。計測制御装置１４０は、水分供給装置１６１の電磁弁を開くことにより、タンク内の水を容器９０内に供給する。なお、水分供給装置１６１は、ポンプをさらに設けてもよい。 <Modification 12>
As shown in FIG. 15, the nuclear material measuring device 100 may include a drying device 160 for drying the measurement object 9 and a moisture supplying device 161 for supplying moisture into the container 90. The operation of the drying device 160 and the moisture supplying device 161 is controlled by the measurement control device 140. The drying device 160 is a heating device for heating the measurement object 9 from the outside of the container 90 and evaporating the moisture contained in the measurement object 9. The container 90 has an opening for leading steam to the outside of the container 90. The moisture supplying device 161 includes a tank for storing water, a pipe for leading water from the tank into the container 90, and an electromagnetic valve provided in the pipe and capable of switching the flow path in the pipe between a communication state and a blocking state. The measurement control device 140 supplies water from the tank into the container 90 by opening the electromagnetic valve of the moisture supplying device 161. The moisture supplying device 161 may further include a pump.

計測制御装置１４０は、乾燥装置１６０によって容器９０内の測定対象物９を乾燥させる。計測制御装置１４０は、測定対象物９を乾燥させた後、水分供給装置１６１によって容器９０内に所定量の水分を供給させる。計測制御装置１４０は、容器９０内に水分を供給させた後、測定対象物９に含まれる核分裂性物質量の測定を行う。この構成によれば、容器９０内の中性子吸収物質（水素）の量を調整して、再び、核分裂性物質量の測定を行うことにより、計測制御装置１４０による核分裂性物質量の測定精度の信頼性の向上を図ることができる。 The measurement control device 140 dries the measurement object 9 in the container 90 using the drying device 160. After drying the measurement object 9, the measurement control device 140 causes the moisture supply device 161 to supply a predetermined amount of moisture into the container 90. After supplying moisture into the container 90, the measurement control device 140 measures the amount of fissile material contained in the measurement object 9. With this configuration, the amount of neutron absorbing material (hydrogen) in the container 90 is adjusted and the amount of fissile material is measured again, thereby improving the reliability of the measurement accuracy of the amount of fissile material by the measurement control device 140.

＜変形例１３＞
図１６に示すように、核物質測定装置１００は、測定対象物９を乾燥させることにより、測定対象物９に含まれる水分量を測定する水分量測定装置１７０を備えていてもよい。水分量測定装置１７０は、容器９０の外側から測定対象物９を加熱し、測定対象物９に含まれる水分を蒸発させる加熱装置１７１と、容器９０から配管を介して導かれた蒸気を液体に凝縮する凝縮器１７２と、凝縮器１７２で凝縮された水分の質量を測定する水分量計測器１７３と、を有する。計測制御装置１４０には、水分量測定装置１７０で測定された水分量の情報が入力される。 <Modification 13>
16, the nuclear material measuring device 100 may include a moisture amount measuring device 170 that measures the amount of moisture contained in the measurement object 9 by drying the measurement object 9. The moisture amount measuring device 170 has a heating device 171 that heats the measurement object 9 from the outside of the container 90 and evaporates the moisture contained in the measurement object 9, a condenser 172 that condenses the steam guided from the container 90 through a pipe into liquid, and a moisture amount measuring device 173 that measures the mass of the moisture condensed by the condenser 172. Information on the moisture amount measured by the moisture amount measuring device 170 is input to the measurement control device 140.

本変形例では、核分裂性物質量の測定後に、水分量測定装置１７０によって測定対象物９に含まれる水分量を測定する。したがって、水分量の測定結果と、核分裂性物質量の測定結果と、核分裂性物質量の測定時に得られた水素から放出される即発ガンマ線の測定結果とに基づいて、核分裂性物質量の測定結果が妥当であったか否かの確認を行うことができる。つまり、本変形例によれば、測定対象物９に含まれる核分裂性物質量の測定結果の信頼性を高めることができる。 In this modified example, after measuring the amount of fissile material, the amount of moisture contained in the measurement object 9 is measured by the moisture amount measuring device 170. Therefore, based on the measurement results of the moisture amount, the measurement results of the amount of fissile material, and the measurement results of the prompt gamma rays emitted from the hydrogen obtained when measuring the amount of fissile material, it is possible to confirm whether the measurement results of the amount of fissile material were valid. In other words, according to this modified example, it is possible to increase the reliability of the measurement results of the amount of fissile material contained in the measurement object 9.

＜変形例１４＞
図１７に示すように、核物質測定装置１００は、中性子吸収物質（ホウ素（１０Ｂ））を容器９０内に投入する投入装置１８０を備えていてもよい。計測制御装置１４０は、投入装置１８０によって、測定対象物９に含まれる中性子吸収物質と同じ中性子吸収物質（ホウ素（１０Ｂ））を所定量だけ容器９０内に投入させた後に、ガンマ線測定装置１３０によるガンマ線の測定を行う。所定量だけホウ素（１０Ｂ）を容器９０内に投入した後のガンマ線測定装置１３０での測定結果と、ホウ素（１０Ｂ）を容器９０へ投入する前のガンマ線測定装置１３０での測定結果との差分値は、所定量だけホウ素（１０Ｂ）を投入したことによる影響を表している。このため、本変形例では、計測制御装置１４０は、中性子吸収物質（ホウ素（１０Ｂ））の投入前後のガンマ線測定装置１３０での測定結果の差分値に基づいて、中性子計数率（核分裂中性子計数率）の時刻変化を補正し、補正後の中性子計数率（核分裂中性子計数率）の時刻変化に基づいて、測定対象物９に含まれる核分裂性物質量を測定する。この構成によれば、測定対象物９に含まれる核分裂性物質量の測定精度のさらなる向上を図ることができる。 <Modification 14>
As shown in Fig. 17, the nuclear material measuring device 100 may include an injection device 180 that injects a neutron absorbing material (boron ( 10B )) into the container 90. The measurement control device 140 causes the injection device 180 to inject a predetermined amount of neutron absorbing material (boron ( 10B )) that is the same as the neutron absorbing material contained in the measurement target 9 into the container 90, and then measures gamma rays with the gamma ray measuring device 130. The difference between the measurement result of the gamma ray measuring device 130 after the predetermined amount of boron ( 10B ) has been injected into the container 90 and the measurement result of the gamma ray measuring device 130 before the boron (10B) was injected into the container 90 represents the effect of injecting the predetermined amount of boron ( 10B ). For this reason, in this modification, the measurement control device 140 corrects the change in the neutron count rate (fission neutron count rate) over time based on the difference between the measurement results of the gamma ray measurement device 130 before and after the introduction of the neutron absorbing material (boron (10B)), and measures the amount of fissile material contained in the measurement object 9 based on the change in the corrected neutron count rate (fission neutron count rate) over time. This configuration makes it possible to further improve the measurement accuracy of the amount of fissile material contained in the measurement object 9.

＜変形例１５＞
上記実施形態では、１０Ｂを中性子反応物質として用いた中性子検出器１２１を用いて測定された波高値スペクトルに基づいて、中性子計数率の時刻変化を演算する例について説明したが、本発明はこれに限定されない。中性子検出器は３Ｈｅを中性子反応物質として用いるものを採用してもよい。 <Modification 15>
In the above embodiment, an example has been described in which the time change of the neutron count rate is calculated based on the pulse-peak spectrum measured using the neutron detector 121 using 10 B as a neutron reactant, but the present invention is not limited to this. The neutron detector may use 3 He as a neutron reactant.

図１８は、本変形例に係る中性子検出器１２１を用いて測定された波高値スペクトルの一例を示す図である。本変形例においても、中性子計数装置１２２は、上記実施形態と同様、波高値が所定値（図中の破線参照）未満の信号をノイズ信号として抽出せず、波高値が所定値（図中の破線参照）以上の信号を中性子の検出信号（中性子の計数）とし抽出し、中性子計数率を演算する。上記実施形態で説明した中性子検出器１２１は本変形例で説明した中性子検出器１２１よりもガンマ線耐性が高く、本変形例で説明した中性子検出器１２１は上記実施形態で説明した中性子検出器１２１よりも中性子の測定に対する感度が高い。測定対象物９によって、中性子検出器１２１を選択することにより、適切に核分裂性物質量の測定を行うことができる。 18 is a diagram showing an example of a peak value spectrum measured using a neutron detector 121 according to this modification. In this modification, as in the above embodiment, the neutron counting device 122 does not extract signals with peak values less than a predetermined value (see the dashed line in the figure) as noise signals, but extracts signals with peak values equal to or greater than a predetermined value (see the dashed line in the figure) as neutron detection signals (neutron counts), and calculates the neutron count rate. The neutron detector 121 described in the above embodiment has a higher gamma ray resistance than the neutron detector 121 described in this modification, and the neutron detector 121 described in this modification has a higher sensitivity to neutron measurement than the neutron detector 121 described in the above embodiment. By selecting the neutron detector 121 according to the measurement object 9, the amount of fissile material can be appropriately measured.

＜変形例１６＞
上記実施形態では、即発ガンマ線計数率に基づいて、核分裂中性子計数率を補正し、補正後の核分裂中性子計数率に基づいて、測定対象物９に含まれる核分裂性物質量を測定する例について説明したが、本発明はこれに限定されない。即発ガンマ線計数率に基づいて、核分裂性物質量自体を補正するようにしてもよい。 <Modification 16>
In the above embodiment, an example has been described in which the fission neutron count rate is corrected based on the prompt gamma ray count rate, and the amount of fissile material contained in the measurement object 9 is measured based on the corrected fission neutron count rate, but the present invention is not limited to this. The amount of fissile material itself may be corrected based on the prompt gamma ray count rate.

以上、本発明の実施形態について説明したが、上記実施形態は本発明の適用例の一部を示したに過ぎず、本発明の技術的範囲を上記実施形態の具体的構成に限定する趣旨ではない。 Although the embodiments of the present invention have been described above, the above embodiments merely show some of the application examples of the present invention, and are not intended to limit the technical scope of the present invention to the specific configurations of the above embodiments.

９…測定対象物、９０…容器、９１…載置台（配置台、回転装置）、９２…中性子反射材、１００…核物質測定装置、１１０…中性子発生装置、１１１，１１１ａ，１１１ｂ…中性子発生源、１１２…中性子発生制御装置、１２０…中性子測定装置、１２１…中性子検出器、１２１ａ…中性子吸収材、１２２…中性子計数装置、１３０…ガンマ線測定装置、１３１…ガンマ線検出器、１３２…ガンマ線計数装置、１４０…計測制御装置、１６０…乾燥装置、１６１…水分供給装置、１７０…水分量測定装置、１８０…投入装置、１９０…出力装置、ｔ０…発生時刻 9...measurement object, 90...container, 91...mounting table (placement table, rotating device), 92...neutron reflector, 100...nuclear material measuring device, 110...neutron generator, 111, 111a, 111b...neutron source, 112...neutron generation control device, 120...neutron measuring device, 121...neutron detector, 121a...neutron absorbing material, 122...neutron counting device, 130...gamma ray measuring device, 131...gamma ray detector, 132...gamma ray counting device, 140...measurement control device, 160...drying device, 161...moisture supply device, 170...moisture amount measuring device, 180...feeding device, 190...output device, t0...time of occurrence

Claims (15)

測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する核物質測定装置であって、
高速中性子を発生し、前記測定対象物に照射する中性子発生装置と、
前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより生成される中性子を測定する中性子測定装置と、
前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより、前記中性子と共に生成されるガンマ線を測定するガンマ線測定装置と、
前記中性子発生装置に第１トリガー信号を出力することにより、前記中性子発生装置による中性子の発生の開始を制御し、前記中性子測定装置に第２トリガー信号を出力することにより、前記中性子測定装置による中性子の測定の開始を制御し、前記ガンマ線測定装置に第３トリガー信号を出力することにより、前記ガンマ線測定装置によるガンマ線の測定の開始を制御する計測制御装置と、を備え、
前記計測制御装置は、
前記第２トリガー信号及び前記第３トリガー信号を前記第１トリガー信号から所定時間だけ遅れたタイミングで出力し、
前記中性子測定装置の測定結果及び前記ガンマ線測定装置の測定結果に基づいて、前記測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する、
核物質測定装置。 A nuclear material measurement device for measuring the amount of fissile material contained in a measurement object,
A neutron generator that generates fast neutrons and irradiates the object to be measured;
a neutron measurement device that measures neutrons generated by irradiating the measurement object with neutrons generated by the neutron generator;
a gamma ray measuring device for measuring gamma rays generated together with the neutrons generated by the neutron generator when the object to be measured is irradiated with the neutrons;
a measurement control device that controls the start of neutron generation by the neutron generator by outputting a first trigger signal to the neutron generator, controls the start of neutron measurement by the neutron measurement device by outputting a second trigger signal to the neutron measurement device, and controls the start of gamma ray measurement by the gamma ray measurement device by outputting a third trigger signal to the gamma ray measurement device,
The measurement control device includes:
outputting the second trigger signal and the third trigger signal at a timing delayed by a predetermined time from the first trigger signal;
measuring the amount of fissile material contained in the measurement object based on the measurement results of the neutron measurement device and the measurement results of the gamma ray measurement device;
Nuclear material measuring equipment. 請求項１に記載の核物質測定装置において、
前記計測制御装置は、前記中性子測定装置での測定結果を前記ガンマ線測定装置での測定結果に基づいて補正し、その補正結果に基づいて、前記測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する、
核物質測定装置。 2. The nuclear material measuring device according to claim 1,
the measurement control device corrects the measurement result of the neutron measurement device based on the measurement result of the gamma ray measurement device, and measures the amount of fissile material contained in the measurement object based on the correction result.
Nuclear material measuring equipment. 請求項２に記載の核物質測定装置において、
前記中性子発生装置は、パルス状の中性子を発生し、
前記中性子測定装置は、前記中性子の発生時刻から前記所定時間だけ遅れたタイミングを基準とした中性子計数率の時刻変化を測定し、
前記ガンマ線測定装置は、前記中性子の発生時刻から前記所定時間だけ遅れたタイミングを基準としたガンマ線計数率の時刻変化を測定する、
核物質測定装置。 The nuclear material measuring device according to claim 2,
The neutron generator generates pulsed neutrons,
the neutron measurement device measures a time change in a neutron count rate based on a timing delayed by the predetermined time from the generation time of the neutron;
the gamma ray measurement device measures a time change in a gamma ray count rate based on a timing delayed by the predetermined time from the generation time of the neutrons.
Nuclear material measuring equipment. 請求項３に記載の核物質測定装置において、
前記ガンマ線測定装置は、ガンマ線スペクトルから中性子吸収物質を特定する一つまたは複数のピークのガンマ線計数率の時刻変化を測定し、
前記計測制御装置は、
前記ガンマ線測定装置で測定された前記ガンマ線計数率の時刻変化に基づいて、前記中性子測定装置で測定された中性子計数率を補正し、
補正後の中性子計数率に基づいて、前記測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する、
核物質測定装置。 The nuclear material measuring device according to claim 3,
The gamma ray measurement device measures a time change in a gamma ray count rate of one or more peaks that identify a neutron absorbing material from a gamma ray spectrum,
The measurement control device includes:
correcting the neutron count rate measured by the neutron measurement device based on the time change of the gamma ray count rate measured by the gamma ray measurement device;
measuring the amount of fissile material contained in the measurement object based on the corrected neutron count rate;
Nuclear material measuring equipment. 請求項１に記載の核物質測定装置において、
前記中性子測定装置は、中性子を検出する中性子検出器と、前記測定対象物に含まれていない元素であって熱中性子を吸収する元素を含む中性子吸収材と、を有し、
前記中性子吸収材は、前記中性子検出器を囲むように設けられる、
核物質測定装置。 2. The nuclear material measuring device according to claim 1,
The neutron measurement device includes a neutron detector that detects neutrons, and a neutron absorbing material that includes an element that is not included in the measurement object and that absorbs thermal neutrons,
The neutron absorbing material is provided so as to surround the neutron detector.
Nuclear material measuring equipment. 請求項１に記載の核物質測定装置において、
前記中性子発生装置は、パルス状の中性子を繰り返し発生し、
前記中性子測定装置は、前記中性子の発生時刻から前記所定時間だけ遅れたタイミングを基準とした中性子計数率の時刻変化を測定し、その測定結果を前記中性子の発生時刻から前記所定時間だけ遅れたタイミングを基準とした測定時刻毎に積算し、
前記ガンマ線測定装置は、前記中性子の発生時刻から前記所定時間だけ遅れたタイミングを基準としたガンマ線計数率の時刻変化を測定し、その測定結果を前記中性子の発生時刻から前記所定時間だけ遅れたタイミングを基準とした測定時刻毎に積算する、
核物質測定装置。 2. The nuclear material measuring device according to claim 1,
The neutron generator repeatedly generates pulsed neutrons,
the neutron measurement device measures a time change in a neutron count rate based on a timing delayed by the predetermined time from the generation time of the neutron, and integrates the measurement result for each measurement time based on a timing delayed by the predetermined time from the generation time of the neutron,
the gamma ray measurement device measures a time change in a gamma ray count rate based on a timing delayed by the predetermined time from the generation time of the neutron, and integrates the measurement result for each measurement time based on a timing delayed by the predetermined time from the generation time of the neutron.
Nuclear material measuring equipment. 請求項１に記載の核物質測定装置において、
前記中性子発生装置は、それぞれ発生する中性子のエネルギーが同じ、または、異なる複数の中性子発生源を有する、
核物質測定装置。 2. The nuclear material measuring device according to claim 1,
The neutron generator has a plurality of neutron generation sources each having the same or different neutron energies.
Nuclear material measuring equipment. 請求項１に記載の核物質測定装置において、
中性子を反射する中性子反射材が、前記測定対象物を囲むように設けられる、
核物質測定装置。 2. The nuclear material measuring device according to claim 1,
A neutron reflecting material that reflects neutrons is provided so as to surround the measurement object.
Nuclear material measuring equipment. 請求項１に記載の核物質測定装置において、
前記中性子発生装置の中性子発生強度が最大となる方向に、前記測定対象物を配置可能な配置台を備える、
核物質測定装置。 2. The nuclear material measuring device according to claim 1,
a placement table on which the measurement object can be placed in a direction in which the neutron generation intensity of the neutron generator is maximized;
Nuclear material measuring equipment. 請求項１に記載の核物質測定装置において、
前記測定対象物を収容する円筒状の容器と、
前記容器を回転させる回転装置と、を備え、
前記中性子発生装置は、パルス状の中性子を発生し、前記回転装置により回転する前記容器内の前記測定対象物に照射し、
前記中性子測定装置は、前記中性子の発生時刻から前記所定時間だけ遅れたタイミングを基準とした中性子計数率の時刻変化を測定し、
前記ガンマ線測定装置は、前記中性子の発生時刻から前記所定時間だけ遅れたタイミングを基準としたガンマ線計数率の時刻変化を測定する、
核物質測定装置。 2. The nuclear material measuring device according to claim 1,
A cylindrical container for accommodating the object to be measured;
A rotating device that rotates the container,
the neutron generator generates pulsed neutrons and irradiates the measurement object in the container rotated by the rotation device;
the neutron measurement device measures a time change in a neutron count rate based on a timing delayed by the predetermined time from the generation time of the neutron;
the gamma ray measurement device measures a time change in a gamma ray count rate based on a timing delayed by the predetermined time from the generation time of the neutrons.
Nuclear material measuring equipment. 請求項１に記載の核物質測定装置において、
前記測定対象物を収容する円筒状の容器を備え、
前記容器の中心軸に対して、複数の中性子検出器及び複数のガンマ線検出器が回転対称位置に配置されている、
核物質測定装置。 2. The nuclear material measuring device according to claim 1,
A cylindrical container for accommodating the object to be measured is provided,
A plurality of neutron detectors and a plurality of gamma ray detectors are arranged at rotationally symmetric positions with respect to the central axis of the container.
Nuclear material measuring equipment. 測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する核物質測定装置であって、
前記測定対象物を収容する円筒状の容器と、
前記容器を回転させる回転装置と、
パルス状の中性子を発生し、前記回転装置により回転する前記容器内の前記測定対象物に照射する中性子発生装置と、
前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより生成される中性子を測定する中性子測定装置と、
前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより、前記中性子と共に生成されるガンマ線を測定するガンマ線測定装置と、
前記中性子発生装置に第１トリガー信号を出力することにより、前記中性子発生装置による中性子の発生の開始を制御し、前記中性子測定装置に第２トリガー信号を出力することにより、前記中性子測定装置による中性子の測定の開始を制御し、前記ガンマ線測定装置に第３トリガー信号を出力することにより、前記ガンマ線測定装置によるガンマ線の測定の開始を制御する計測制御装置と、を備え、
前記計測制御装置は、
前記第２トリガー信号及び前記第３トリガー信号を前記第１トリガー信号に同期した基準時刻で出力し、
前記回転装置により回転する前記容器の回転周期とは異なる一定の周期で、前記中性子発生装置からパルス状の中性子を繰り返し発生させ、
前記中性子測定装置は、前記中性子の発生時刻を前記基準時刻とした中性子計数率の時刻変化を測定し、
前記ガンマ線測定装置は、前記中性子の発生時刻を前記基準時刻としたガンマ線計数率の時刻変化を測定し、
前記計測制御装置は、前記中性子測定装置の前記基準時刻からの測定結果である前記中性子の発生時刻を前記基準時刻とした中性子計数率の時刻変化の測定結果の平均値と、前記ガンマ線測定装置の前記基準時刻からの測定結果である前記中性子の発生時刻を前記基準時刻としたガンマ線計数率の時刻変化の測定結果の平均値と、に基づいて、前記測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する、
核物質測定装置。 A nuclear material measurement device for measuring the amount of fissile material contained in a measurement object,
A cylindrical container for accommodating the object to be measured;
A rotating device for rotating the container;
a neutron generator that generates pulsed neutrons and irradiates the measurement object in the container that is rotated by the rotation device ;
a neutron measurement device that measures neutrons generated by irradiating the measurement object with neutrons generated by the neutron generator;
a gamma ray measuring device for measuring gamma rays generated together with the neutrons generated by the neutron generator when the measurement object is irradiated with the neutrons;
a measurement control device that controls the start of neutron generation by the neutron generator by outputting a first trigger signal to the neutron generator, controls the start of neutron measurement by the neutron measurement device by outputting a second trigger signal to the neutron measurement device, and controls the start of gamma ray measurement by the gamma ray measurement device by outputting a third trigger signal to the gamma ray measurement device,
The measurement control device includes:
outputting the second trigger signal and the third trigger signal at a reference time synchronized with the first trigger signal;
Repeatedly generating pulsed neutrons from the neutron generator at a constant period different from a rotation period of the container rotated by the rotating device;
the neutron measurement device measures a time change in a neutron counting rate with a generation time of the neutron as the reference time,
the gamma ray measurement device measures a time change in a gamma ray count rate with a time of generation of the neutron as the reference time,
the measurement control device measures the amount of fissile material contained in the measurement object based on an average value of measurement results of a time change in a neutron count rate, which is a measurement result from the neutron measurement device from the reference time, and an average value of measurement results of a time change in a gamma ray count rate, which is a measurement result from the gamma ray measurement device from the reference time, and which is a measurement result from the gamma ray measurement device from the reference time , and which is a time change in a gamma ray count rate, which is a measurement result from the gamma ray measurement device from the reference time,
Nuclear material measuring equipment. 測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する核物質測定装置であって、
中性子を発生し、前記測定対象物に照射する中性子発生装置と、
前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより生成される中性子を測定する中性子測定装置と、
前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより、前記中性子と共に生成されるガンマ線を測定するガンマ線測定装置と、
前記中性子発生装置に第１トリガー信号を出力することにより、前記中性子発生装置による中性子の発生の開始を制御し、前記中性子測定装置に第２トリガー信号を出力することにより、前記中性子測定装置による中性子の測定の開始を制御し、前記ガンマ線測定装置に第３トリガー信号を出力することにより、前記ガンマ線測定装置によるガンマ線の測定の開始を制御する計測制御装置と、
前記測定対象物を収容する容器と、
前記測定対象物を乾燥させる乾燥装置と、
前記容器内に水分を供給する水分供給装置と、を備え、
前記計測制御装置は、
前記乾燥装置によって前記容器内の前記測定対象物を乾燥させ、前記水分供給装置によって前記容器内に所定量の水分を供給させた後、前記第２トリガー信号及び前記第３トリガー信号を前記第１トリガー信号に同期した基準時刻で出力し、
前記中性子測定装置の前記基準時刻からの測定結果と、前記ガンマ線測定装置の前記基準時刻からの測定結果とに基づいて、前記測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する、
核物質測定装置。 A nuclear material measurement device for measuring the amount of fissile material contained in a measurement object,
A neutron generator that generates neutrons and irradiates the object to be measured;
a neutron measurement device that measures neutrons generated by irradiating the measurement object with neutrons generated by the neutron generator;
a gamma ray measuring device for measuring gamma rays generated together with the neutrons generated by the neutron generator when the object to be measured is irradiated with the neutrons;
a measurement control device that controls the start of neutron generation by the neutron generator by outputting a first trigger signal to the neutron generator, controls the start of neutron measurement by the neutron measurement device by outputting a second trigger signal to the neutron measurement device, and controls the start of gamma ray measurement by the gamma ray measurement device by outputting a third trigger signal to the gamma ray measurement device;
A container for accommodating the object to be measured;
A drying device that dries the measurement object;
a moisture supplying device for supplying moisture into the container ;
The measurement control device includes:
drying the measurement object in the container by the drying device and supplying a predetermined amount of moisture into the container by the moisture supplying device, and then outputting the second trigger signal and the third trigger signal at a reference time synchronized with the first trigger signal;
measuring the amount of fissile material contained in the measurement object based on the measurement result from the reference time of the neutron measurement device and the measurement result from the reference time of the gamma ray measurement device;
Nuclear material measuring equipment. 測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する核物質測定装置であって、
中性子を発生し、前記測定対象物に照射する中性子発生装置と、
前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより生成される中性子を測定する中性子測定装置と、
前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより、前記中性子と共に生成されるガンマ線を測定するガンマ線測定装置と、
前記中性子発生装置に第１トリガー信号を出力することにより、前記中性子発生装置による中性子の発生の開始を制御し、前記中性子測定装置に第２トリガー信号を出力することにより、前記中性子測定装置による中性子の測定の開始を制御し、前記ガンマ線測定装置に第３トリガー信号を出力することにより、前記ガンマ線測定装置によるガンマ線の測定の開始を制御する計測制御装置と、を備え、
前記計測制御装置は、
前記第２トリガー信号及び前記第３トリガー信号を前記第１トリガー信号に同期した基準時刻で出力し、
前記中性子測定装置の前記基準時刻からの測定結果と、前記ガンマ線測定装置の前記基準時刻からの測定結果とに基づいて、前記測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定し、
前記測定対象物を乾燥させることにより、前記測定対象物に含まれる水分量を測定する水分量測定装置をさらに備える、
核物質測定装置。 A nuclear material measurement device for measuring the amount of fissile material contained in a measurement object,
A neutron generator that generates neutrons and irradiates the object to be measured;
a neutron measurement device that measures neutrons generated by irradiating the measurement object with neutrons generated by the neutron generator;
a gamma ray measuring device for measuring gamma rays generated together with the neutrons generated by the neutron generator when the measurement object is irradiated with the neutrons;
a measurement control device that controls the start of neutron generation by the neutron generator by outputting a first trigger signal to the neutron generator, controls the start of neutron measurement by the neutron measurement device by outputting a second trigger signal to the neutron measurement device, and controls the start of gamma ray measurement by the gamma ray measurement device by outputting a third trigger signal to the gamma ray measurement device,
The measurement control device includes:
outputting the second trigger signal and the third trigger signal at a reference time synchronized with the first trigger signal;
measuring the amount of fissile material contained in the measurement object based on the measurement result from the reference time of the neutron measurement device and the measurement result from the reference time of the gamma ray measurement device;
Further comprising a moisture content measuring device for measuring the moisture content of the measurement object by drying the measurement object.
Nuclear material measuring equipment. 測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する核物質測定装置であって、
パルス状の中性子を発生し、前記測定対象物に照射する中性子発生装置と、
前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより生成される中性子を測定する中性子測定装置と、
前記中性子発生装置で発生した中性子が前記測定対象物に照射されることにより、前記中性子と共に生成されるガンマ線を測定するガンマ線測定装置と、
前記中性子発生装置に第１トリガー信号を出力することにより、前記中性子発生装置による中性子の発生の開始を制御し、前記中性子測定装置に第２トリガー信号を出力することにより、前記中性子測定装置による中性子の測定の開始を制御し、前記ガンマ線測定装置に第３トリガー信号を出力することにより、前記ガンマ線測定装置によるガンマ線の測定の開始を制御する計測制御装置と、
前記測定対象物を収容する容器と、
中性子吸収物質を前記容器内に投入する投入装置と、を備え、
前記計測制御装置は、前記第２トリガー信号及び前記第３トリガー信号を前記第１トリガー信号に同期した基準時刻で出力し、
前記中性子測定装置は、前記中性子の発生時刻を前記基準時刻とした中性子計数率の時刻変化を測定し、
前記ガンマ線測定装置は、前記中性子の発生時刻を前記基準時刻としたガンマ線計数率の時刻変化を測定し、
さらに前記計測制御装置は、
前記投入装置によって、前記測定対象物に含まれる中性子吸収物質と同じ中性子吸収物質を所定量だけ前記容器内に投入させた後に、前記ガンマ線測定装置によるガンマ線の測定を行い、
前記中性子吸収物質の投入前後の前記ガンマ線測定装置での測定結果の差分値に基づいて、前記中性子計数率の時刻変化を補正し、
補正後の中性子計数率の時刻変化に基づいて、前記測定対象物に含まれる核分裂性物質量を測定する、
核物質測定装置。 A nuclear material measurement device for measuring the amount of fissile material contained in a measurement object,
A neutron generator that generates pulsed neutrons and irradiates the object to be measured;
a neutron measurement device that measures neutrons generated by irradiating the measurement object with neutrons generated by the neutron generator;
a gamma ray measuring device for measuring gamma rays generated together with the neutrons generated by the neutron generator when the object to be measured is irradiated with the neutrons;
a measurement control device that controls the start of neutron generation by the neutron generator by outputting a first trigger signal to the neutron generator, controls the start of neutron measurement by the neutron measurement device by outputting a second trigger signal to the neutron measurement device, and controls the start of gamma ray measurement by the gamma ray measurement device by outputting a third trigger signal to the gamma ray measurement device;
A container for accommodating the object to be measured;
An injection device for injecting a neutron absorbing material into the container,
the measurement control device outputs the second trigger signal and the third trigger signal at a reference time synchronized with the first trigger signal;
the neutron measurement device measures a time change in a neutron counting rate with a generation time of the neutron as the reference time,
the gamma ray measurement device measures a time change in a gamma ray count rate with a time of generation of the neutron as the reference time,
Furthermore, the measurement control device
A predetermined amount of a neutron absorbing material that is the same as the neutron absorbing material contained in the measurement object is introduced into the container by the introduction device, and then gamma rays are measured by the gamma ray measurement device;
correcting the time change of the neutron count rate based on a difference value between the measurement results by the gamma ray measurement device before and after the introduction of the neutron absorbing material;
measuring the amount of fissile material contained in the measurement object based on the time change of the corrected neutron count rate ;
Nuclear material measuring equipment.
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