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松木 拓也; 山中 淳至; 関根 恵; 鈴木 敏*; 安田 猛; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣; LaFleur, A. M.*; Browne, M. C.*
Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2017/07
東海再処理施設(TRP)では、高放射性廃液貯槽(HAW貯槽)で貯蔵している核分裂生成物(FP)を含んだ高放射性廃液(HALW)中に含まれるプルトニウム(Pu)量の監視を目的とした新たな検出器の開発を2015年から2017年までの計画で進めている。これによりHALW中のPu量をリアルタイムに監視することが可能となるため、国際原子力機関が長期課題として掲げている「より効果的・効率的な再処理施設の保障措置」に貢献することが可能となる。本計画の第2段階では、第3段階として予定しているHAW貯槽を格納しているセル内の放射線(中性子及び
線スペクトル)測定用検出器の遮へい設計及び設置位置の検討に必要なセル内の線量分布を調査するため、HAW貯槽セル内に設置しているガイドレール中の線量測定、及び線量分布のMCNPシミュレーション計算結果との比較を実施した。本論文では、セル内の線量測定結果、シミュレーション計算結果との比較により明らかとなったシミュレーションモデルの改良点、今後の展開について報告する。
関根 恵; 松木 拓也; 鈴木 敏; 谷川 聖史; 安田 猛; 山中 淳至; 蔦木 浩一; 中村 仁宣; 富川 裕文; LaFleur, A. M.*; et al.
EUR-28795-EN (Internet), p.788 - 796, 2017/00
国際原子力機関(IAEA)は、再処理施設の保障措置をより効果的・効率的に実施するための手法として、核物質の動きを監視するため、リアルタイム測定技術開発の必要性を長期課題として掲げている。この課題を解決するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)では、核分裂性物質(FP)を含まない精製後のPuを含む溶液中のPu量を監視するシステム(中性子同時計数法)を設計・開発している。再処理施設にはFP及びPuを含む溶液も存在することから、FP存在下においてもPu量の測定が可能な検出器の技術開発を日米共同研究として、2015年から3年間の計画で東海再処理施設の高放射性廃液貯蔵場(HALW)にて実施している。まず、第一段階として、検出器開発のための放射線輸送計算コード(MCNP)計算モデルの作成に必要となる、高レベル放射性廃液(HALW)貯槽の設計情報の調査及び、実際の廃液を採取し、Pu濃度、密度、同位体組成比、核種等の特定を行った。また、Ge半導体により分析したスペクトルデータから各ピークを抽出し、高射性溶液から放出される線源ファイルを、PHITSを用いて作成した。これらの結果は、検出器選定、その遮蔽及び検出器の設置場所を選定するために実施するMCNPの基礎データとして利用する予定である。さらに、検出器の設置場所の検討として、廃液貯槽があるセル外壁において利用可能な放射線を調査するため、線及び中性子検出器による連続測定を実施し、シミュレーションと比較した。線測定についてFP由来の線の影響を受けないとされる3MeV以上の高エネルギー領域も測定した結果、セル外における廃液貯槽由来の放射線測定は難しいことが分かった。本発表においては、研究計画、HALWの組成調査結果及び高放射性溶液の線源ファイルの作成、セル外壁における放射線測定結果について報告する。
松木 拓也; 舛井 健司; 関根 恵; 谷川 聖史; 安田 猛; 蔦木 浩一; 石山 港一; 西田 直樹; 堀籠 和志; 向 泰宣; et al.
Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07
東海再処理施設(TRP)では、高放射性廃液貯槽(HAW貯槽)で貯蔵している核分裂生成物(FP)を含んだ高放射性廃液(HALW)中に含まれるプルトニウム(Pu)量の監視を目的に新たな検出器の開発を2015年から2017年までの計画で進めている。これにより、HALW中のPu量をリアルタイムに監視することが可能となるため、国際原子力機関が長期課題として掲げている「より効果的・効率的な再処理施設の保障措置」に貢献することが可能となる。本計画の第1段階では、HALWから放出される放射線(中性子/線)の強度及びエネルギーの調査として、HALWの線スペクトル分析及びHAW貯槽が設置されているセル外壁での放射線測定を実施した。本論文では、検出器への適用の可能性のある
Pu及び
Pu由来の線ピークの詳細及びセル外壁での放射線測定結果について報告する。
酒井 卓郎; 安田 良; 飯倉 寛; 野島 健大; 松林 政仁; 加田 渉; 江夏 昌志; 佐藤 隆博; 大久保 猛; 石井 保行; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 306, p.299 - 301, 2013/07
被引用回数：7 パーセンタイル：49.28(Instruments & Instrumentation)Proton Beam Writing (PBW) is a direct-write technique for producing high-aspect-ratio micro- and nano-structures in resist material. This technique is a promising method for micromachining of commodity plastics such as acrylic resin. In this paper, we introduce fabrication of microscopic devices made of a relatively thick (
75 
m) acrylic sheet. An optimization of the fluence of 3 MeV proton beam to induce the chain scission in the sheet was performed at Takasaki Advanced Radiation Research Institute, JAEA. A software program that converts image pixels into coordinates data has been developed, and a fine jigsaw puzzle was fabricated on the sheet. The piece size of jigsaw puzzle is 50 
50 m. For practical use, A line and space test-chart for spatial resolution measurement on neutron radiography was also successfully created.
酒井 卓郎; 安田 良; 飯倉 寛; 野島 健大; 松林 政仁; 江夏 昌志; 佐藤 隆博; 大久保 猛; 石井 保行; 高野 勝昌*
no journal, ,
中性子ラジオグラフィ技術を高度化するため、空間分解能を高精度で測定するためのテストチャートと高解像度を有する光学系の開発を行った。前者においては、高崎量子応用研究所の走査型プロトンマイクロビームを用いて最小幅ミクロンのラインペアの作製に成功した。後者においては、F値3を有する等倍率(1:1)のビデオカメラ用の光学レンズであり、光学解像度が5ミクロン以下であることを確認した。中性子ラジオグラフィ実験において最初の撮影試験を行った結果、30ミクロン幅のラインペアの分離を確認できた。今後、中性子を可視光に変換する蛍光コンバーターの高解像度化と合わせて、10ミクロン程度の空間分解能達成を目指す予定である。
富山 祐弘; 安田 猛; 蔦木 浩一; 吉野 保之; 白土 陽治; 中村 芳信; 衣旗 広志*; 小玉 貴司*; 中野 正直*; 玉内 義一*; et al.
no journal, ,
東海再処理工場の高放射性廃液貯槽(5基)のオフガス系配管にサンプリングラインを設け、オフガス中の水素濃度の測定を行い、高放射性廃液中から発生する水素量を求め、設計との比較を行った。水素濃度は、シリンジによりオフガスを採取し、ガスクロマトグラフィを用いて測定した。HALWの液組成についてはORIGEN値から評価した。結果、高放射性廃液貯槽から発生する水素濃度は、パルセーション(脈動)作動後、2.02.5ppmで推移するが、パルセーションを停止すると経過時間とともに低下し、約1.3ppmで平衡に達する傾向が確認された。これはパルセーションによる撹拌効果により、HALW中に溶解している水素が放出されている可能性を示唆している。評価液組成から求めた水素濃度は約800ppmであるが、実測値は数ppmオーダーであり、非常に小さい。これは、既報のコールド試験の結果として報告しているHALW中のPdによる水素消費反応による、水素濃度の低下の可能性を示している。
衣旗 広志*; 小玉 貴司*; 中野 正直*; 玉内 義一*; 松岡 伸吾*; 富山 祐弘; 安田 猛; 蔦木 浩一; 吉野 保之; 白土 陽治; et al.
no journal, ,
模擬高放射性廃液で確認したパラジウムによる水素消費反応が高放射性廃液にも起きていることを確認するために、前報で報告した高放射性廃液貯槽のオフガス中の水素濃度と模擬廃液実験の結果から計算される水素濃度の比較評価を行った。水素濃度の計算に使用したモデルは、模擬高放射性廃液を用いたコールド試験結果より、攪拌状態や放射線分解によって発生する水素が放出される水面面積等を考慮したモデルで計算を行った。計算結果と実測したオフガス中の水素濃度を比較評価した結果、攪拌状態の不確定さがもたらす範囲内で同程度の値であることが確認された。この結果より、模擬高放射性廃液での試験で確認されたパラジウムによる水素消費反応は、実高放射性廃液でも起きている可能性が示唆された。これは、原子力機構と日本原燃との共同研究で実施した成果を2件のシリーズで発表するものであり、本発表は日本原燃が行う。
松田 康裕*; 奥山 克史*; 小松 久憲*; 大木 彩子*; 橋本 直樹*; 佐野 英彦*; 山本 洋子*; 岩見 行晃*; 林 美加子*; 能町 正治*; et al.
no journal, ,
本研究では、フッ素による歯の脱灰抑制効果を調べるため、脱灰処理した歯質に充填したフッ化物含有材料からのフッ素の拡散を、マイクロPIGE/PIXEを用いて評価・検討した。試料は以下の3段階の手順で製作した。(1)う蝕のないヒト抜去歯のエナメル質最表層を除去し、頬側の歯冠部エナメル質に窩洞を形成した。(2)これを脱灰溶液中で72時間、37
Cで保管して、歯質表面を脱灰処理し、3種類のフッ素含有材料("フジIXエクストラ(GC)" (EX), "フジIX(GC)" (FN), "フジVII(GC)" (VII))をそれぞれに充填し、更に緩衝液中(pH7.5)で24時間、37Cで保管した。(3)この後、歯軸と平行にカットして厚さ約200mの試料を作製した。最表層および窩壁からのフッ素の分布を測定した結果、EX群では他と比較して歯質表層の最も深い領域までフッ素の分布が認められたが、窩洞壁では他と比較してフッ素の拡散が認められなかった。FN群では逆に窩洞壁においてフッ素の拡散が強く認められた。VII群では窩洞壁にのみフッ素の拡散が認められた。これらの結果は、フッ素の拡散に歯質へ直接拡散する経路と溶液に溶出してから歯質へ拡散する経路の2つあることを示しており、フッ素含有材料を使い分けることによって効果的なう蝕予防が可能になると考えられる。
岸 義之; 安田 猛; 所 颯; 山中 淳至; 蔦木 浩一; 白土 陽治; 田中 等
no journal, ,
高放射性廃液は、崩壊熱による発熱、放射性分解による水素の発生があるため、冷却機能及び水素掃気機能を有する設備で貯蔵している。これらの機能維持に関連する設備には、従来から非常用発電機からの給電が行えるよう設計されているが、東海再処理施設では、福島第一原子力発電所事故を教訓に、全動力電源が喪失した場合を考え、速やかにその機能を回復するために、電源車からの給電系統を確保するなど、緊急時に備えた安全対策を講じた。本報告では、これらの安全対策の取り組みについて報告する。
線線量率分布測定結果関根 恵; 鈴木 敏*; 所 颯; 桜井 康博; 三好 竜太; 松木 拓也; 安田 猛; 蔦木 浩一; 中村 仁宣; 富川 裕文
no journal, ,
原子力機構は、再処理施設の効果的・効率的な保障措置のため、FPを含む高放射性溶液中のPuをモニタリングするための適用性調査研究を、米国エネルギー省(DOE)との共同研究として、東海再処理施設の高放射性廃液(HALW)を対象に実施している。今回、放射線測定器の設計、設置位置検討に必要な計算モデルの最適化等のために行った、線量計(イオンチェンバー: IC)の校正、ICによる線線量率分布結果の考察及びモニタリングへの適用性等について検討した。
所 颯; 三好 竜太; 松木 拓也; 安田 猛; 蔦木 浩一
no journal, ,
東海再処理施設では340m
の高放射性廃液(HAW)をHAW貯槽に貯蔵している。しかしながら、極めて強い放射線環境であることから、HAW貯槽を設置しているセル内の有効な観察手段は確立されていない。今般、既設のガイドレールを活用し、セル内観察治具の設計・製作、モックアップによる装置の最適化、セル内観察、セル内の線量率分布測定を実施し、HAW貯槽の直接観察、セル内の線量率分布測定に初めて成功した。今後は、観察映像の品質の向上を課題として取り組んでいく。
谷川 聖史; 松木 拓也; 安田 猛; 蔦木 浩一; 佐本 寛孝; 関根 恵; 鈴木 敏*; 北尾 貴彦; 中村 仁宣; 磯前 日出海
no journal, ,
核物質を取扱う上で平和目的に限定して使用していることを示すために、計量管理等を適切に実施しなければならない。現在、核物質量の評価には液量等を測定しサンプリングを行い、Pu濃度を分析しPu量を算出している。また非破壊測定として主に中性子同時計数法を用いてPu量を求めている。これまでに東海再処理施設が取り組んできた成果として、再処理施設における核物質の動きを監視するためのリアルタイムモニタリング技術がある。これまでにPu溶液に対しては中性子をNDAにより直接測定する先進型溶液監視・測定装置(ASMS)を用いることで、リアルタイムベースで貯槽内のPuのモニタリングが可能となった。加えてPuの有無に係る液量変動を明確に識別できることが分かった。また、核分裂生成物を含む溶液に対してはPuモニタリングとして、HAW施設において、任意の箇所で測定を行うことで中性子計数率とPu量には相関関係がある見通しをMCNPの解析から得られた。また運転状態のモニタリング能力として実機を用いて攪拌運転時に測定した結果、検出位置により線の挙動が異なることから、モニタリング能力がある見通しを得た。
