Development of training course on non-destructive assay of nuclear material for Asian region, 2; Development of lectures and exercises on gamma-ray measurement

山本 昌彦; 河野 壮馬; 三枝 祐; 久野 剛彦; 関根 恵; 井上 尚子; 野呂 尚子; Rodriguez, D.; 山口 知輝; Stinett, J.*

Proceedings of INMM & ESARDA Joint Annual Meeting 2023 (Internet), 10 Pages, 2023/05

保障措置・計量管理の担当者を対象とした、アジア地域向け「核物質の非破壊測定に関するトレーニングコース(NDAコース)」を開発した。NDAコースの5日間うち、ガンマ線測定パートは2日間を割いて実施した。ガンマ線検出器の基本特性,検出方法,メカニズムに関する講義は、開発したeラーニングにて提供した。また、実習の部分は原子力機構の施設において実施し、参加者は、各ガンマ線検出器のセットアップからウラン及び他のガンマ線放出核種の測定までを行った。また、ウラン235の濃縮度測定も行った。さらに、原子力機構の研究炉であるJRR-3における新燃料集合体の測定実習の準備として、IAEA保障措置で普及している携帯型ガンマ線スペクトロメータHM-5を用いた訓練も実施した。本発表では、これらのトレーニングコースの開発及び結果、参加者からのフィードバックについて報告する。

東海再処理施設におけるC-14の挙動

永里 良彦; 山口 俊哉; 藤田 秀人; 大森 栄一

JNC TN8410 2001-021, 33 Pages, 2001/09

JNC-TN8410-2001-021.pdf:4.37MB

原子力施設から放出されるC-14は、環境への蓄積及び食物連鎖を通じての内部被ばくの観点から安全評価上重要な核種であり、東海再処理施設においては、平成3年10月から再処理施設から放出される放射性気体廃棄物に含まれる主要な核種として定常的な測定を開始している。一方、再処理施設内においては、C-14の工程内での挙動を解明するため、文献調査を行うとともに、実際の使用済燃料の再処理運転を通じて工程内での分配、挙動等について調査を行った。東海再処理施設におけるC-14の挙動調査結果から得られた結果をまとめると、以下のとおりである。1.使用済燃料のせん断処理により放出されるC-14はわずかであり,使用済燃料に含まれるC-14の大部分は、溶解処理に伴い発生する溶解オフガスとともに溶解オフガス処理工程へ移行する。溶解オフガス処理工程へ移行したC-14は、アルカリ洗浄塔などで一部が捕獲されたのち、残りが主排気筒から放出される。主排気筒からのC-14の放出量は、使用済燃料処理1トンあたり約4.16.5GBqであった。2.溶解オフガス処理工程及び槽類オフガス処理工程のアルカリ洗浄塔で捕獲されたC-14は、低放射性廃液貯槽に移行する。同貯槽への移行量は、使用済燃料処理1トンあたり約5.49.6GBqであった。3.使用済燃料の処理に伴い主排気筒から放出されたC-14と、低放射性廃液貯槽へ移行したC-14の合計を再処理施設へのC-14の入量とすると、使用済燃料1トンあたりのC-14は約11.915.5GBqとなった。また、この結果をもとにC-14の生成に寄与する照射前燃料中の窒素含有率を推定すると15 22ppmとなった。4.低放射性廃液貯槽の廃液は,蒸発缶により蒸発濃縮され、この際、C-14のほとんどは低放射性の濃縮液へ移行する。5.平成6年度以降、ガラス固化技術開発施設の運転に伴い第二付属排気筒からのC-14の放出が確認されており、その放出量はガラス固化体1 本を製造するにあたり約0.6GBqであった。

材料試験炉-運転と技術開発,No.9; 1994年度

材料試験炉部

JAERI-Review 95-023, 94 Pages, 1996/02

JAERI-Review-95-023.pdf:4.05MB

1994年、JMTRは全サイクルに亘って濃縮度20%を下まわる燃料(LEU燃料)のみで運転した。照射試験は、キャプセル、ガスループ(OGL-1)、シュラウド(OSF-1)及びラビットで行い、軽水炉、高速増殖炉、高温ガス炉及び核融合の開発に利用された。水力ラビットを除く照射利用では、大学基礎研究、核融合炉開発、照射技術開発、軽水炉関連、RI生産が各15~20%を占めた。また高温ガス炉、炉内基礎研究、高速炉関係が各々3~6%であった。技術開発では、照射需要に応じて更に精度を上げるための中性子スペクトル調整法、出力急昇時の燃料ふるまいを解明する目的で中心温度とFPガス圧を共に計測する多重計装等の開発を進めた。核融合ブランケット関連では、中性子増倍材のトリチウム放出挙動その他の解明を進めた。

Annual report of JMTR, 1993

材料試験炉部

JAERI-Review 94-012, 83 Pages, 1994/12

JAERI-Review-94-012.pdf:2.75MB

1993年度、JMTRは、核燃料及び材料の照射研究並びにラジオアイソトープの製造のため106から109サイクル前半の運転を行った。照射実績は水力ラビットが96件、キャプセル、ガスループ及び出力急昇試験の照射設備の利用が162件である。ホットラボでは照射後試験として106キャプセルに対して各種の試験を実施した。また、設計では2種類のキャプセルを開発した。最近のトピックスとして、燃料の濃縮度低減化計画に従って、1993年度にLEU燃料炉心に移行した。核融合炉分野ではブランケット材料の開発を中心とした研究を実施している。現在、出力急昇試験を進めているが、将来更に計画を拡げていく。新しい技術として、再計装技術、遠隔自動制御クラック伝播試験機、微小試験片の試験技術及び高放射化器材の水中切断機を開発した。

低濃縮ウラン・シリサイド燃料を用いたJRR-4炉心の燃料ウラン密度をパラメータとした核特性解析

中野 佳洋

JAERI-M 92-103, 67 Pages, 1992/07

JAERI-M-92-103.pdf:2.05MB

現在研究炉部で進められているJRR-4燃料ウラン濃縮度低減化計画において、低濃縮燃料としてウラン・シリサイド燃料を用いた場合の核特性解析を行った。解析にはSRACコードシステムを用い、燃料ミート中のウラン密度をパラメータとした計算を行い、ウラン装荷量の変化に伴う炉心性能の変化を評価した。同時に、現在JRR-4で使用している高濃縮B型燃料を用いた場合の計算を行い、低濃縮シリサイド化に伴う炉心性能の変化についても検討を行った。その結果、ウラン密度としては3.8gU/cm程度が適当であること、また照射筒での熱中性子束は数%減少することが分かった。更に、より詳細な計算手法の検討として、中性子断面積ライブラリの違いが計算結果に与える影響を評価した。また、連続エネルギーモンテカルロコードVIMによる計算を行い、SRACの結果と良く一致することを確認した。

Demonstration of NDA and C/S techniques; Basis for NDA measurement

小山 謹二; R.Abedin-Zadeh*; K.Murakami*

3rd Regional Training Course on State Systems of Accounting for and Control of Nuclear Material, 15 Pages, 1991/00

核物質の非破壊測定(NDA)及び封じ込め・監視(c/s)に関する技術は保障措置上の重要な技術である。国内計量管理に関する第3回SSACトレーニングコースの一環として、現在IAEAで使用しているNDA及びc/s機器のデモンストレーションを行い、その利用法と動作原理を紹介する。NDA測定の基礎では、放射線の特性を紹介するとともに、NDAによるウランの濃縮度測定、プルトニュームの同位体比測定、及びサンプル中のプルトニューム量の測定についてその原理をまとめた紹介する。

Post-irradiation examination of LEU miniplates in the JMTR

酒井 陽之; 岩井 孝; 坂倉 淳*; 斎藤 実; 小山田 六郎; 山本 章; 岡本 芳三

ANL-RERTR-TM-9, P. 16, 1988/00

JMTR燃料の濃縮度低減化計画に基づき、濃縮度19.5%の3種類のLEUミニプレート(U密度4.8g/cm及び5.3g/cmのUSiとU密度5.3g/cmのUSi)11枚を照射した。JMTRの2サイクル(44日)照射により、燃焼度は25.3%~37.7%であった。 これらのミニプレートの照射後試験として外観検査、X線検査、ガンマスキャンニング、酸化膜厚さ測定、寸法測定、重量測定、体積測定、ブリスター試験、金相試験を行った結果、ミニプレートすべてにおいて、異常あるいは不都合な照射挙動は認められず、健全性が確認された。

プルトニウム燃料の出力平坦化に関する臨界実験,1; 出力分布の測定

村上 清信; 鶴田 晴通; 須崎 武則; 大野 秋男*; 小林 岩夫; 湯本 鐐三*; 松本 忠邦*; 笹島 秀吉*

JAERI-M 9876, 83 Pages, 1982/01

JAERI-M-9876.pdf:3.09MB

プルトニウムの軽水炉におけるリサイクル使用に関連した炉物理研究の一環として、出力分布の平坦化に関する実験を、軽水臨界実験装置(TCA)を用いて行った。使用した燃料棒は、PuO富化度が5種類、U-235濃縮度が6種類である。実験は、PuO-UOおよびUO燃料棒格子内について行い、水平方向の出力分布に与える水ギャップ並びにPuO富化度の異る燃料棒の配列の効果をパラメトリックに測定した。この実験から、PuO富化度および水ギャップ幅が出力分布に与える効果が求められ、かつBWR型燃料集合体中における各種燃料棒配列と出力ピーキング係数の関係が明らかになった。

一次元輸送コードXSDRNによるUO燃料の臨界量に関する検討

北野 照明*; 大西 信秋; 斎藤 伸三; 稲辺 輝雄; 石島 清見; 吉村 富雄*; 石川 迪夫; 村主 進

JAERI-M 7085, 19 Pages, 1977/05

JAERI-M-7085.pdf:0.7MB

UO燃料の臨界質量に関して、濃縮度および水素/ウラン235の密度比をパラメータにとって、一次元輸送コードXSDRNで計算し、これらのパラメータとUO燃料の臨界質量の関係を求めた。さらに、この計算結果を基に、軽水炉のUO燃料が溶融し、一箇所に集った場合の再臨界の可能性について検討した。その結果、UO燃料のみが一箇所に集った場合、いかなる条件を仮定しても再臨界になる可能性はないという結論を得た。