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深谷 洋行; 須山 賢也; 薗田 暁; 大久保 清志; 梅田 幹; 内山 軍蔵
JAEA-Research 2013-020, 81 Pages, 2013/10
JAEA-Research-2013-020.pdf:3.81MB
日本原子力研究開発機構が原子力安全基盤機構から受託した事業「平成20-23年度軽水炉燃焼燃料の核分裂生成核種組成測定試験」において、燃焼率評価に必要な元素の1つであるネオジムを対象とした2種類の手法による定量結果に差異が生じた。使用済燃料中の核分裂生成核種組成の測定は重要な基盤技術であり、また、福島第一原子力発電所事故に対応する技術として今後も継続的に発展させる必要があるため、確度の高いデータの取得及び定量結果の差異の原因究明を目的としたフォローアップ測定を実施した。測定の結果、ネオジムについては5試料のうち2試料で、また、核分裂生成核種の一部については5試料すべての定量結果の修正が必要であることがわかった。本報告は、本フォローアップ測定において実施した作業及び測定結果についてまとめたものである。
静間 俊行; 羽島 良一; 早川 岳人; 藤原 守; 薗田 暁; 瀬谷 道夫
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 654(1), p.597 - 603, 2011/10
被引用回数：4 パーセンタイル：32.8(Instruments & Instrumentation)モンテカルロシミュレーションコードEGS5を用いて、ハイブリッドHKEDにおけるU, Np, Puの応答エックス線の解析を行った。シミュレーションでは、入射光源として、エネルギー回収型リニアックから得られる電子ビームとレーザー光とのコンプトン散乱によって生成される単色
線を採用した。U, Np, Puの濃度を変化させ、エックス線計数率や計測誤差への影響を調べた。その結果、単色線を使用することにより、S/N比を大幅に改善することができ、低濃度Pu溶液の評価時間を短縮できることがわかった。また、U(100g/L), Np(0.1g/L), Pu(20 or 100g/L)を含む硝酸溶液に対して、これまで分析が困難であったNpの濃度を、約1%の統計誤差で測定できることがわかった。
阿部 博佳; 芳賀 孝久; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 伊藤 光雄; 白橋 浩一
JAEA-Technology 2009-008, 24 Pages, 2009/03
JAEA-Technology-2009-008.pdf:5.62MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成19年度は、STACY, TRACYにおける臨界実験前後及び施設定期自主検査に伴う運転にかかわる硝酸ウラニル溶液の性状分析,燃料調製設備における硝酸ウラニル溶液調整及び精製のための分析等を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。平成19年度における総分析試料数は、143試料であった。本報告書は、平成19年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。
坂爪 克則; 青木 博道; 芳賀 孝久; 深谷 洋行; 薗田 暁; 清水 香織; 新妻 泰*; 伊藤 光雄; 井上 猛
JAEA-Technology 2007-069, 44 Pages, 2008/02
JAEA-Technology-2007-069.pdf:4.55MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成18年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調整のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。平成18年度における総分析試料数は、254試料であった。本報告書は、平成18年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。
深谷 洋行; 青木 博道; 芳賀 孝久; 西沢 英俊; 薗田 暁; 坂爪 克則; 清水 香織; 新妻 泰*; 白橋 浩一; 井上 猛
JAEA-Technology 2007-005, 27 Pages, 2007/03
JAEA-Technology-2007-005.pdf:1.97MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成17年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調整のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。また、MOX燃料溶解液からのウラン(U)/プルトニウム(Pu)の抽出分離試験で発生した抽出廃液の処理にかかわる分析を行った。平成17年度における総分析試料数は、185試料であった。本報告書は、平成17年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。
西沢 英俊; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 清水 香織; 芳賀 孝久; 境 裕*; 圷 英之*; 新妻 泰; 井上 猛; et al.
JAEA-Technology 2006-007, 24 Pages, 2006/03
JAEA-Technology-2006-007.pdf:1.81MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成16年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調整のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。また、MOX燃料溶解液からのウラン(U)/プルトニウム(Pu)の抽出分離試験で発生した抽出廃液の処理にかかわる分析を行った。平成16年度における総分析試料数は、160試料であった。本報告書は、平成16年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。
清水 香織; 軍司 一彦*; 芳賀 孝久*; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 境 裕*; 圷 英之; 新妻 泰*; 井上 猛; et al.
JAERI-Tech 2004-078, 27 Pages, 2005/02
JAERI-Tech-2004-078.pdf:1.84MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成15年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調製のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。また、STACYを用いたプルトニウム臨界実験に備えて、平成12年度より実施している硝酸プルトニウム溶液燃料の調製条件を確認するための予備試験のうち、第3回のウラン(U)/プルトニウム(Pu)抽出分離試験が実施されたほか、U/Pu抽出分離試験で発生した抽出廃液を処理するための予備実験も行われ、当該試験にかかわる分析を合わせて行った。平成15年度における総分析試料数は、156試料であった。本報告書は、平成15年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。
境 裕; 軍司 一彦; 芳賀 孝久*; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 圷 英之; 新妻 泰; 白橋 浩一; 佐藤 猛
JAERI-Tech 2004-006, 25 Pages, 2004/02
JAERI-Tech-2004-006.pdf:1.72MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、溶液燃料(硝酸ウラニル溶液)に関する分析を実施している。平成14年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液燃料調整のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のため計量槽に集めた硝酸ウラニル溶液の分析を行った。また、STACY用いたプルトニウム臨界実験に備えて、硝酸プルトニウム溶液燃料の調製条件を確認するための予備試験及びAm抽出分離試験が行われ、当該試験にかかわる分析を行った。平成14年度における総分析試料数は、275試料であった。本報告書は、平成14年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。
芳賀 孝久*; 軍司 一彦; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 境 裕; 新妻 泰; 冨樫 喜博; 宮内 正勝; 佐藤 猛; et al.
JAERI-Tech 2004-005, 54 Pages, 2004/02
JAERI-Tech-2004-005.pdf:2.06MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)においては、硝酸ウラニル溶液を用いた臨界実験が実施されている。NUCEFの分析設備では、臨界実験,溶液燃料の調製,管理及び保障措置に必要な溶液燃料の分析を実施している。分析試料数は年間約300程度であり、分析項目は、ウラン濃度分析,遊離酸濃度分析,ウラン同位体組成分析,核分裂生成物(FP)核種濃度分析,リン酸トリブチル(TBP)濃度分析,不純物濃度分析等となっている。本報告書は、これまでのウラン系臨界実験に適応してきた分析方法と分析の品質管理についてまとめたものである。
坂爪 克則; 軍司 一彦; 芳賀 孝久*; 深谷 洋行; 薗田 暁; 境 裕; 新妻 泰; 白橋 浩一; 佐藤 猛
JAERI-Tech 2002-073, 25 Pages, 2002/09
JAERI-Tech-2002-073.pdf:2.51MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、溶液燃料(硝酸ウラニル溶液)に関する分析を実施している。平成13年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液燃料調製のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のため、計量槽に貯蔵してある硝酸ウラニル溶液の分析を行った。また、STACYを用いたプルトニウム臨界実験に備えて、硝酸プルトニウム溶液燃料の調製条件(MOX粉末溶解性,ウラン/プルトニウム抽出分離特性等)を確認するための予備試験が行われ、当該試験にかかわる分析を行った。平成13年度における総分析試料数は、322試料であった。本報告書は、平成13年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。
田上 隆広; 軍司 一彦; 芳賀 孝久*; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 新妻 泰; 宮内 正勝; 白橋 浩一; 佐藤 猛
JAERI-Tech 2001-071, 30 Pages, 2001/11
JAERI-Tech-2001-071.pdf:4.15MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備においては、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び核燃料調製設備の運転にあたって、溶液燃料(硝酸ウラニル溶液)に関する分析を実施している。平成12年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液燃料調製のための分析等を行うとともに、核燃料物質の計量管理のため、計量槽に貯蔵してある硝酸ウラニル溶液の分析等を行った。また、平成12年度にNUCEFへMOX燃料が搬入され、プルトニウム(Pu)溶液燃料調製に向けたPu予備試験が開始されたことに伴い、当該予備試験にかかわる分析を行った。平成12年度における総分析試料数は、483試料であった。本報告書は、平成12年度に行った分析等の業務についてまとめたものである。
内山 軍蔵; 渡部 和男; 宮内 正勝; 冨樫 喜博; 中原 嘉則; 深谷 洋行; 伊奈川 潤; 鈴木 大輔; 薗田 暁; 河野 信昭; et al.
Journal of Radiation Research, 42(Suppl.), p.S11 - S16, 2001/10
JCO臨界事故後の沈殿槽及び残されたビーカー内のウラン溶液の分析を行い、ウラン溶液中の核分裂生成物濃度の分析結果及び投入ウラン推定量をもとに総核分裂数を(2.5
0.1)
10
個と評価した。
冨樫 喜博; 宮内 正勝; 園部 保; 新妻 泰; 中島 隆幸; 芳賀 孝久*; 田上 隆広; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; et al.
JAERI-Tech 2000-032, p.25 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-032.pdf:1.45MB
燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFに設置された定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)の運転にあたっては、燃料として用いるウラン硝酸溶液に関する分析が不可欠であり、平成10年度では、ウラン溶液燃料の調製のための分析並びにSTACY及びTRACYの臨界実験終了後のウラン溶液の性状分析を行った。さらに、核燃料物質の計量管理のため、ダンプ槽に貯蔵してあるウラン溶液の分析等を実施した。平成10年度における分析サンプル総数は297件に達した。本報告書は、平成10年度に実施した分析業務についてまとめたものである。
薗田 暁; 冨樫 喜博; 宮内 正勝; 岡崎 修二*
JAERI-Tech 99-043, 16 Pages, 1999/05
核物質の計量管理及び保障措置分析における溶液試料に適用可能な高精度の非破壊分析法の確立のため、原研では、米国・DOEとの研究協力協定のもと、ハイブリッドK吸収端/蛍光X線濃度計(HKED)をNUCEFに設置し、溶液試料中のウラン及びプルトニウムの非破壊測定技術の共同開発を進めている。HKEDは査察機器として使用される予定であるため、装置が破壊分析法と同様の測定精度を持ち長期にわたり安定した測定ができなければならない。本報告書は、HKEDの長期安定性及び装置の健全性を示すための標準の長期安定性、さらに試験を通して得られたX線管の出力変動が測定結果に与える影響についてまとめたものである。
柳澤 宏司; 中島 健; 小川 和彦; 曽野 浩樹; 桜庭 耕一; 會澤 栄寿; 森田 俊夫*; 菅原 進*; 薗田 暁; 大野 秋男
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 2, p.900 - 906, 1999/00
日本原子力研究所では、過渡臨界実験装置(TRACY)を用いた実験を1996年に着手し、濃縮度10%の硝酸ウラニル水溶液に関する臨界超過時の過渡特性に関する研究を行ってきた。TRACYでは、再処理施設の安全評価で必要となる過渡変化時の核熱流力特性に関する基礎データを取得する。TRACYでは、温度及び放射線分解ガスボイドによる反応度フィードバックについて明らかにするために、さまざまな反応度添加条件での出力特性に関する測定を行ってきた。また、これと並行して、臨界超過時の被ばく線量及び放射性物質の閉じ込め性能に関するデータも取得している。本報告では、TRACYの性能及び仕様、さらに実験に使用している計装について述べる。また、最近の研究活動及び今後の計画についてもまとめる。
宮内 正勝; 岡本 久人; 深谷 洋行; 坂爪 克則; 薗田 暁; 中尾 智春; 久保田 政敏; 新妻 泰; 園部 保; 岡崎 修二
JAERI-Tech 96-007, 98 Pages, 1996/02
NUCEFに設置されている臨界実験装置(STACY、TRACY)、核燃料調整設備等に係る実験解析分析、核燃料物質の使用に伴う計量管理分析及び設備の安全運転のための工程管理分析を行う分析設備を完成させた。分析設備は、各設備からの分析試料を分析室(I)に搬送するための「気送設備」、グローブボックス間の分析試料、廃液等の密度測定、試料の希釈・分析等を行う「前処理装置」、ウラン・プルトニウム、同位体組成、硝酸、放射能濃度等の「分析機器」、分析試料残液、廃液等を管理する「後処理装置」等から構成されている。本書は、分析設備の設計条件、構成、機器仕様等について詳細にまとめたものである。
)
Moを原料とする大量
Tc製造技術の開発,4; 高線量Moを用いたTc製造プロセスにおける分析薗田 暁; 梅田 幹; 田上 進; 黒羽根 史朗; 三好 慶典; 田仲 睦*; 石川 幸治*; 津口 明*; 蓼沼 克嘉*
no journal, ,
Moの国産化を実現するため、従来の高濃縮ウランを原料とする核分裂法を用いたMoに代わり、天然Moの中性子放射化法によるMoを原料としたTc製造技術開発(500Ci規模)を目指して、JRR-3で照射した80CiレベルのMoによる高線量Tc製造プロセス検証試験を実施した。本試験では、線スペクトロメトリにより、原料Mo及び製品Tcの定量分析を行うとともに、Nb等の放射化不純物の分析を行い、高線量Tc製造プロセス検証のためのデータを取得した。発表では、プロセス検証試験で実施した分析の詳細及び各核種のプロセス内分布について報告する。
伊藤 光雄; 深谷 洋行; 上野 隆; 宮田 精一; 薗田 暁; 宇佐美 秀彦; 坂爪 克則; 黒澤 達也; 川崎 泰; 伊奈川 潤; et al.
no journal, ,
本試験の対象核種に関して、微少量の使用済燃料溶解試料を用いて、短時間で測定できる分析技術を確立するため、測定法として高感度な高分解能誘導結合プラズマ質量分析計(HR-ICP-MS)を、また、測定に先立つ核分裂生成核種の分離法として迅速な抽出クロマトグラフ法を採用し、核分裂生成核種組成分析への適用性について検討した。
阿部 寛信; 池田 幸喜; 見掛 信一郎; 永崎 靖志; 新里 忠史; 浅妻 新一郎; 青木 勲; 石川 信行; 石川 浩康; 石崎 暢洋; et al.
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所の事故に伴い放出された放射性物質により引き起こされた環境汚染に対し、原子力機構の「除染推進専門家チーム」は、福島県内の各市町村における除染活動の円滑な推進のための行政機関等への支援活動を実施している。平成23年度は、福島県内各市町村における除染計画の策定協力として、延べ321件、除染にかかわる技術指導・支援等として、延べ164件の要請に対応した。そのうち、除染活動によって発生する除去土壌等を保管する仮置場の設置等に関する支援活動では、仮置場の候補地について、地形,土壌,地質,水理,植生等に関する既存情報の整理及び現地調査を実施し、その結果に基づいて、おもに技術的な観点からの助言を行った。また、住民説明会においては、生活環境中に飛散している放射性物質を除去・収集し、一か所に集め、適切に保管することにより、住民の不必要な被ばくを防ぐことが仮置場の設置目的であることを念頭に、仮置場の保管・管理に必要な要件の解説など技術的観点からの説明・支援を実施した。
須藤 智之; 石川 浩康; 上坂 貴洋*; 薗田 暁; 石川 信行*; 新里 忠史; 見掛 信一郎; 青木 勲; 石崎 暢洋; 今村 弘章; et al.
no journal, ,
原子力機構では、福島県の環境修復に向けた除染活動にかかわる取組みを実施している。本報告は、福島県内の各市町村が除染計画を策定して除染を進める地域(以下、非直轄地域という。)における除染計画策定協力や除染活動にかかわる技術指導・支援などの自治体支援のうち、一般家庭の家屋除染での技術指導で得られた知見を紹介する。
