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海野 良典; 加藤 圭将; 谷川 聖史; 小林 大輔; 大部 智行; 木村 雄一*; 根本 良*; 田尻 一馬*
日本保全学会第19回学術講演会要旨集, p.33 - 36, 2023/08
東海再処理工場のプルトニウム転換開発施設の基礎実験室では、プルトニウムとウランの混合溶液にマイクロ波を照射して、プルトニウムとウランの混合酸化物粉末を製造するため、各種データ取得のための試験を行っていた。現在は、試験を終了しており、グローブボックス設備内の試験機器の解体・撤去を進めている。本稿では、これまでのグローブボックス内の試験機器の更新、設備改良、解体・撤去作業に関する実績を報告する。
Rodriguez, D.; 谷川 聖史; 瀬谷 道夫; 中村 仁宣
Proceedings of IAEA Symposium on International Safeguards; Building Future Safeguards Capabilities (Internet), 6 Pages, 2018/11
To improve safeguards verification capabilities and to reduce the amount of time for IAEA inspectors, the JAEA is developing improved plutonium monitoring capabilities. One of these is a multi-scope concept to continuously monitor purified NM solutions by measuring the NM gamma rays both at the solution tanks and along the transfer pipes. A demonstration of a GR pipe monitoring was performed at the JAEA PCDF and confirmed that this determines both process operations and Pu isotopic composition. This spectrum can be compared to similar spectra collected at tanks to improve CoK. We also propose measuring the delayed GRs from short-lived fission products generated by neutron self-interrogation of the solution in the tanks. The paper will describe an overview of the JAEA gamma-ray process-monitoring concept and the delayed gamma-ray development efforts and technologies to expand safeguards capabilities at reprocessing facilities.
-ray pipe-monitoring capabilities for real-time process monitoring safeguards applications in reprocessing facilitiesRodriguez, D.; 谷川 聖史; 西村 和明; 向 泰宣; 中村 仁宣; 栗田 勉; 高峰 潤; 鈴木 敏*; 関根 恵; Rossi, F.; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(7), p.792 - 804, 2018/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)再処理施設の核物質に対しては、ランダムサンプル検認と、追加的な重要タンク内溶液の体積、質量のみの連続監視システムによる"知識の連続性"保持により、保障措置が掛けられている。核物質溶液がタンク及び工程装置を結ぶ配管を流れる際に、特徴的なを測定し、核物質を実時間で検認することで、工程監視を改善できる可能性がある。われわれは、東海再処理工場の転換技術開発施設で、このパイプモニタリングを、硝酸Pu移送の際に試した。この際測定は、ランタン・ブロマイド検出器、及びの計数時刻とエネルギーを記録するリストモード・データ取得システムを用いて実施した。この測定結果とその分析は、配管内溶液の同位体組成、工程移動時刻、(単位時間当たりの)溶液流量及び移動溶液量を求められる能力を実証するものであり、実際に適用可能な保障措置検認工程監視の導入に繋がる。
-ray pipe monitoring for comprehensive safeguards process monitoring of reprocessing facilitiesRodriguez, D.; 谷川 聖史; 向 泰宣; 磯前 日出海; 中村 仁宣; Rossi, F.; 小泉 光生; 瀬谷 道夫
Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2017/07
再処理施設の核物質の保障措置においては、定量検認のためのサンプリングと再検認を減らすために、知識の連続性(CoK)保持のためのプロセスモニタリングが使われている。現在タンクに設置されているSMMSは、溶液の体積と密度情報を提供するのみであり、間接的な監視(検認)がなされている。この限界を埋め合わせるために、我々は、配管内を流れる溶液及びタンク内の溶液からの線を測定する、連続かつ直接的な検認を行う、改善された方法を提案する。この方法では、実時間で溶液流れの確認、Pu同位体の確認が非破壊で得られるものである。この概念については、原子力機構のPCDFにて配管内を流れる硝酸プルトニウムからの線を測定する試験が行われた。この発表は、線パイプモニタリングを使う概念と分析が、実時間の保障措置検認能力を有することについて述べるものである。
高橋 直樹; 鈴木 惣十; 齋藤 拓人; 上野 隆; 阿部 定好; 山中 淳至; 谷川 聖史; 中村 大司; 佐々木 俊一; 峯 忠治
日本原子力学会ホームページ(インターネット), 20 Pages, 2017/05
本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)一次試験受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度に実施された技術士試験(原子力・放射線部門)一次試験の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、専門科目の解答と解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士等が作成を行ったものである。
He技術のフィールド試験及び評価; HLNB検出器の開発谷川 聖史; 向 泰宣; 中村 仁宣; 栗田 勉; Henzlova, D.*; Menlove, H. O.*
第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2017/02
ロスアラモス国立研究所は、Heガスの世界的な供給不足の課題を受け、その代替中性子検出器として平行平板状のホウ素(B-10)を用いた中性子検出器の開発を進めてきた。この検出器を用いた測定装置であるHLNB(高レベル中性子同時計数カウンター(ボロン))を使用し、実フィールドでの測定試験をプルトニウム転換技術開発施設にて実施した。保障措置分野で代表的なPuの定量測定装置であるHLNCC-II(高レベル中性子同時計数カウンター)の代替装置としてプルトニウムの定量測定ができることを示すため、実際のMOX粉末を用いた測定試験及びHLNCC-IIとの比較測定を実施した。測定試験では検出器の基本性能評価の他、測定の不確かさ評価等を実施した。その結果、保障措置用機器としての適用可能性を確認することができた。
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。
He-alternative HLNC-type counter; High Level Neutron counter-Boron (HLNB)Henzlova, D.*; Menlove, H. O.*; 谷川 聖史; 向 泰宣; 中村 仁宣
EUR-28795-EN (Internet), p.313 - 323, 2017/00
ロスアラモス国立研究所(LANL)は、Heガス供給の枯渇問題に対応するため、新たに開発したホウ素(B-10)を用いた平板状の比例計数管を使用したHeフリーの中性子検出器(HLNB:高レベル中性子同時計数装置(B-10))を設計、試作した。これは、代表的なHe型の中性子検出器の代替品として製作したものである。本論文では、実際のフィールドにおける保障措置機器としての適用性を確認するため、プルトニウム転換技術開発施設(PCDF)において、少量のMOX試料粉末を使用したHLNBの性能評価試験を実施した。その結果、HLNBは300秒の測定時間で2.1%の良好の測定精度を得ることができ、保障措置に適用する中性子同時計数装置としての国際性能指標を満足することできることが分かった。
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。
関根 恵; 松木 拓也; 谷川 聖史; 蔦木 浩一; 向 泰宣; 清水 靖之; 中村 仁宣; 富川 裕文
Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07
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。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、システムの完全性及び先進性を図るため、Pu量の連続測定が可能な検出器の技術開発を、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(HAW)にて実施している。本論文においては、本研究の概要、HALW貯槽からの放射線特性に関するシミュレーションによる予備評価、今後の研究計画について報告する。なお、本研究は、文部科学省からの核セキュリティ強化等推進事業費により実施する。
谷川 聖史; 向 泰宣; 飛田 浩; 倉田 典孝*; 小林 希望*; 高瀬 操*; 牧野 理沙; 大図 章; 中村 仁宣; 栗田 勉; et al.
56th Annual Meeting of the Institute of Nuclear Materials Management (INMM 2015), Vol.1, p.693 - 701, 2016/00
原子力機構ではHe-3 (He)検出器の代替技術としてZnS/
B
O
セラミックシンチレータを用いた中性子検出器の開発を進めてきた。この検出器は、ASAS(代替サンプル測定システム)と呼び、現在査察でMOX粉末等の測定に使用しているHeタイプのサンプル測定システム(INVS)を参考としたものである。Heの代替技術としてPuの測定が可能なことを示すために、原子力機構ではASASを設計・試作し、実際のプルトニウム(MOX粉末)を用いた測定試験を実施した。測定試験では、検出器の基本性能評価を行い、個々の性能についてINVSとの比較を実施した。その結果、代替He中性子検出器(ASAS)の技術開発に関し、実際に使用している査察機器(INVS)と遜色のない定量性を示すことができた。
He中性子検出器を用いた在庫サンプル測定装置(ASAS)の開発,1; ASAS検出器の設計・製作大図 章; 飛田 浩; 呉田 昌俊; 谷川 聖史; 向 泰宣; 中道 英男; 中村 仁宣; 栗田 勉; 瀬谷 道夫
核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/12
原子力機構では、中性子検出器に標準的に使用されているHeガスの近年の世界的な供給不足に対処するため、Heガスを使用しないZnSセラミックシンチレータを用いた代替中性子検出器を開発している。また、この開発と並行して保障措置で広く使用されるPuインベントリ評価用測定装置HLNCC(High Level Neutron Coincidence Counter)の代替装置ASAS(Alternative Sample Assay System)を代替中性子検出器を用いて開発している。ASASの開発では、中性子モンテカルロ計算コード(MCNPX)によるシミュレーション設計を実施し、24本の代替中性子検出器を用いれば従来のHLN CCと同等の性能を有することが明らかになった。本発表では、シミュレーション設計で得られたASASの中性子検出効率、Die-away time等の性能とASASの内部構造について報告する。
He中性子検出器を用いた在庫サンプル測定装置(ASAS)の開発,2; ASAS測定試験結果谷川 聖史; 向 泰宣; 栗田 勉; 牧野 理沙; 中村 仁宣; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊; 瀬谷 道夫
核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/12
原子力機構では、Heガスの世界的な供給不足の課題を受け、その代替中性子検出器としてZnSセラミックシンチレータを用いた中性子検出器の設計・開発を進めてきた。この検出器を用いた測定装置ASAS(代替He在庫サンプル測定装置)は、現在査察でMOX粉末等の測定に使用しているHe型のINVS(在庫サンプル測定装置(HLNCCタイプ))を参考としている。ASASがHLNCCタイプの代替装置としてPuの定量ができることを示すため、実際のMOX粉末を用いた測定試験及びINVSとの比較測定を実施した。測定試験では、検出器の基本性能評価(検出効率及び中性子の消滅時間)の他、測定の不確かさ評価等を実施した。その結果、ASASの基本性能はINVSに劣るものの、MOX粉末(少量サンプル)を用いた校正を行った結果、ASASの測定不確かさ評価ではINVSとほぼ同等の定量性を示すことを確認した。
向 泰宣; 中村 仁宣; 谷川 聖史; 中道 英男; 海野 良典; 藤咲 栄; 木村 隆志; 栗田 勉
核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/12
核物質を取り扱うグローブボックスにおいて、内部脅威者による核物質盗取が発生した場合、確実に検知し通報する必要がある。今回、セキュリティ対策に活用するため、実際のグローブボックス作業を想定した試験により、運転員の核物質盗取を検知する新たな概念の成立性を調査した。一般に線や中性子線の監視により盗取を検知する手法は容易に考えられるが、運転に伴う計画的な核物質移動と盗取を区別することは極めて困難である。この課題を解決するため、グローブボックスの負圧監視に着目し、中性子線の監視を組み合わせる新たな検知概念を検討した。小規模グローブボックスで実施した予察試験の結果、この概念は核物質の盗取を確実に検知でき、その情報を中央警報ステーション(CAS)へ迅速に通報できる能力を有するとともに、現行の核物質防護措置の効果をより高める可能性があることが分かった。
中村 仁宣; 谷川 聖史; 向 泰宣; 中道 英男; 海野 良典; 藤咲 栄; 木村 隆志; 栗田 勉
Proceedings of INMM 56th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2015/07
MOX取扱施設においては、容易に取扱可能な種々の形態の核物質がグローブボックス内で使用されていることから、内部脅威者による核物質の盗取があった場合は、これを確実に検知し通報する必要がある。今回、核物質の盗取イベントを検知しセキュリティ対策に活用するための一例として、運転員による核物質の盗取に対する検知概念を、実際のグローブボックス作業を想定した測定試験を実施し、検討した。一般的に線や中性子線のモニタリング等の放射線計測により盗取を検知する手法は容易に考えられるが、運転における核物質の移動(予定作業)と盗取のための核物質の移動(計画外)を区別することは極めて困難である。この課題を解決するため、新しい概念としてグローブボックスの負圧監視が有効と判断し、さらに中性子の監視を組み合わせることで解決できないか検討した。その結果、そのハイブリッドの手法は盗取を確実に検知でき、その情報を中央警報ステーション(CAS)に迅速かつ確実に通報できる機能を有するとともに、現在運用中の2人ルールを補完できる可能性があることが分かった。
谷川 聖史; 加藤 良幸; 栗田 勉; 草野 桂一*; 大高 昭博*; 中道 英男*
no journal, ,
マイクロ波脱硝装置の加熱効率向上を目的として、マイクロ波加熱器内の被加熱物高さ(以下、試料皿高さ)による加熱効率を電磁界解析コードとマイクロ波加熱試験により調査した。電磁界解析ではマイクロ波加熱器と試料皿高さをモデル化して、電界分布等を電磁界解析コードにより計算した。マイクロ波加熱試験では試料皿下部のテフロン板厚さを10から40mmまで変化させたマイクロ波加熱試験を行い、加熱効率を求めた。この結果、電磁界解析結果では試料皿高さが10mmに比べ30mmの場合は電界分布が均一化し、エネルギー吸収が多くなり、反射電力は小さくなった。マイクロ波加熱試験では加熱効率は試料皿高さが30mm以上では50%以上であった。
谷川 聖史; 加藤 良幸; 栗田 勉; 小松崎 舞*; 大高 昭博*; 中道 英男*
no journal, ,
簡素化ペレット法開発のうち、ペレット製造過程で発生するスクラップの再利用を図るため、MOX粉末中の難溶解性Puを溶解するための研究を行っている。MOX中のPu溶解方法として、MOX粉末を1600
C以上で焼結ペレットにし硝酸で溶解する方法があるが、沸騰硝酸でもMOX中のPu溶解性は約50%の難溶解性である。これに対し、Puの硝酸への溶解性向上を目的として、SiCとPu反応物である珪酸塩の硝酸溶解性に着目し、SiCとMOX粉末の混合粉を1300C, 1400Cで加熱した粉末試料の溶解性を調査した結果、1300Cで加熱した試料では約70%のPuが20C硝酸に溶解することが分かった。
加藤 良幸; 谷川 聖史; 高橋 直樹; 栗田 勉
no journal, ,
原子炉で生じた使用済燃料は、再処理することで核燃料として利用できるプルトニウム(Pu)とウラン(U)を回収して再利用している。硝酸Pu溶液と硝酸U溶液として回収された溶液は、混合した後にマイクロ波加熱直接脱硝法(日本原子力研究開発機構が独自に開発)で脱硝し、混合酸化物(MOX)粉末へ転換してペレット燃料製造の原料粉末として使用している。この転換時にマイクロ波を効率良くかつ均一に照射するためにはマイクロ波加熱器内で試料を適切な位置に配置することが重要である。そこで本研究では希硝酸溶液を試料皿に入れ、試料皿の下に設置したサポート(誘電体)の高さをパラメータにして溶液が完全蒸発するまでの加熱効率を調査した。試験結果を評価するための電磁気特性変化の評価は、これまでシミュレーションソフトを用いた電磁場解析で行っていたが、今回はさらにアンテナ高による電界強度変化を算出するハイトパターン理論を適用して評価し、解析結果を比較して評価の妥当性を検討した。
武田 信和; 野口 悠人; 丸山 孝仁; 井上 隆一; 小舞 正文; 小坂 広; 谷川 尚; 角舘 聡
no journal, ,
一般に核融合装置では、核融合反応による中性子によって放射化された構造物からの線のために、作業者による直接保守を避けるため、遠隔保守が要求される。核融合装置において遠隔保守ロボットが初めて用いられたのは、欧州各国による国際協力で英国に建設されたJoint European Torus (JET)においてである。JETで用いられたのは、搬出入口から多関節のアームを挿入するブーム式と呼ばれる方式である。この方式ではアームは搬出入口付近から片持ち支持されることになるため、取り扱える重量は比較的軽く、JETでは300kgである。一方、国際協力で核融合実験装置の建設を進めているITERでは、異なる方式を用いて保守を行うことを予定している。その他、現在改修中の日本の核融合装置であるJT-60SAでも遠隔保守が検討されている。本報では、ITERにおける遠隔保守ロボットについて概説し、その現状を報告する。
谷川 聖史; 加藤 良幸; 磯前 日出海; 小松崎 舞*; 吉野 正則*
no journal, ,
MOX粉末からのPu回収技術として、炭化珪素とMOX粉末中のPuOを1:1で混合し、1300度で加熱した試料は、室温硝酸に溶解させることで約75%のPuが回収できた。さらに溶け残った試料に新たに炭化珪素を添加・加熱することで合計約95%のPuが回収できた。
