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、X線同時解析による迅速・高感度放射性核種分析法の開発(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業廃炉環境国際共同研究センター; 日本分析センター*
JAEA-Review 2023-022, 93 Pages, 2023/12
JAEA-Review-2023-022.pdf:4.7MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究および人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和2年度に採択された研究課題のうち、「、、X線同時解析による迅速・高感度放射性核種分析法の開発」の令和2年度から令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリ・廃棄物中放射性核種の迅速分析の実現を目指し、多重線検出法などの最新計測システムを整備し、スペクトル定量法(Spectral Determination Method:以下、「SDM法」という。)を開発する。令和4年度の研究においては、令和3年度に引き続き、LSC、シングルスGe、2Dスペクトル(多重)の測定データを統一的に扱うコードを開発するとともに、40核種のそれぞれの測定におけるスペクトルデータを実測およびシミュレーション計算により求め、統合データベースを整備した。粗化学分離法については、最終的に7分離法-12ステップを経由し、10個のフラクションとすることで、39核種の定量が可能であることがわかった。SDM法はスペクトル分析一般に適用できるため、今後広い分野への応用が期待される。また、SDM法の高精度化のため、畳み込みニューラルネットワーク(CNN)を用いた複数核種の核種識別法を本研究で対象とする全核種について対応を行った。
、、X線同時解析による迅速・高感度放射性核種分析法の開発(委託研究); 令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業廃炉環境国際共同研究センター; 日本分析センター*
JAEA-Review 2022-037, 118 Pages, 2023/01
JAEA-Review-2022-037.pdf:6.92MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「、、X線同時解析による迅速・高感度放射性核種分析法の開発」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリ・廃棄物中放射性核種の迅速分析の実現を目指し、多重線検出法などの最新計測システムを整備し、スペクトル定量法(Spectral Determination Method: 以下、「SDM法」という)を開発する。令和3年度の研究においては、令和2年度に引き続き、線測定装置を整備し、Ge検出器、CeBr
検出器、NaI検出器からなる各計測システムを完成させた。また、高速データ収集システムを整備し、1次元及び同時計数データ取得を可能にした。SDM法開発においては、標準線源を測定およびシミュレーション計算を活用し、線シングルス、多重線測定、線スペクトルの標準スペクトルを生成し、全40核種のスペクトルデータベースを整備した。また、(+X)線、線、多重線スペクトルを統合解析するSDM法(SDM-BG法及びSDM-BGG法)を開発した。SDM法の高精度化のため、畳み込みニューラルネットワーク(CNN)を用いて、複数核種(Co-60、Cs-134、Cs-137、Eu-152等7核種)の核種識別が可能な機械学習モデルを構築した。
、、X線同時解析による迅速・高感度放射性核種分析法の開発(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業廃炉環境国際共同研究センター; 日本分析センター*
JAEA-Review 2021-060, 105 Pages, 2022/03
JAEA-Review-2021-060.pdf:4.59MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「、、X線同時解析による迅速・高感度放射性核種分析法の開発」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリ・廃棄物中放射性核種の迅速分析の実現を目指し、多重線検出法などの最新計測システムを整備し、これを用いた測定、また放射線シミュレーション計算により線、X線を含む核種毎のスペクトルデータベースを構築し、これらを統合解析するスペクトル定量解読法(Spectral Determination Method: SDM法)を開発することにより、多核種同時定量を可能にし、化学分離プロセスを軽減することを目的とする。
中西 隆造; 大場 弘則; 佐伯 盛久; 若井田 育夫; 田邉 里枝*; 伊藤 義郎*
Optics Express (Internet), 29(4), p.5205 - 5212, 2021/02
被引用回数：13 パーセンタイル：84.11(Optics)液体ジェットと組み合わせたレーザー誘起ブレークダウン分光法(LIBS)を、水溶液中の微量ナトリウム(Na)の検出に適用した。直径500
mの液体円筒ジェットと厚さ20mの液体シートジェットの2種類の液体ジェットの感度を比較した。液体シートジェットは、円筒形ジェットと比較して、レーザー照射面からの飛沫を効果的に低減し、長寿命の発光プラズマを生成した。Naの検出限界(LOD)は、シートジェットで0.57g/L、円筒ジェットで10.5g/Lと決定された。シートジェットで得られたLODは、市販の誘導結合プラズマ発光分析計で得られたLODと同等であった。
大井川 宏之; 佐々 敏信; 菊地 賢司; 西原 健司; 倉田 有司; 梅野 誠*; 辻本 和文; 斎藤 滋; 二川 正敏; 水本 元治; et al.
Proceedings of 4th International Workshop on the Utilisation and Reliability of High Power Proton Accelerators, p.507 - 517, 2005/11
J-PARC施設の一つとして、原研は核変換実験施設(TEF)の建設を計画している。TEFは、核変換物理実験施設(TEF-P)とADSターゲット試験施設(TEF-T)で構成される。TEF-Pは、600MeV, 10Wの陽子ビームを入射できる臨界実験施設である。TEF-Tは、600MeV, 200kWの陽子ビームを用いる材料照射施設で、鉛ビスマスターゲットを設置するが、核燃料を使った中性子増倍は行わない。本報告では、実験施設の目的,概念設計の現状,想定する実験項目を示す。
大井川 宏之; 湊 和生; 木村 貴海; 森田 泰治; 荒井 康夫; 中山 真一; 西原 健司
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
原研では、原子力委員会により2000年に行われた分離変換技術に関するチェック・アンド・レビューの結果に基づき、階層型燃料サイクル概念に関する研究開発を実施してきた。このうち、群分離工程に関しては、4群群分離概念の構築に続き、より革新的な概念であるARTISTプロセスの研究を進めた。核変換用燃料に関しては、NpN, AmN等のマイナーアクチノイド窒化物燃料の調製を行い、物性測定等を実施した。照射後燃料を再処理する方法としては、高温化学処理技術の研究を実施した。加速器駆動核変換システムに関しては、加速器,鉛ビスマス,未臨界炉心についての研究開発を実施するとともに、核変換実験施設を第II期として含む大強度陽子加速器プロジェクト(J-PARC)の建設に着手した。さらに、放射性廃棄物の処理・処分に対する分離変換技術の導入効果を検討した。
森田 泰治; 久保田 益充*
JAERI-Review 2005-041, 35 Pages, 2005/09
JAERI-Review-2005-041.pdf:2.24MB
原研における群分離に関する研究開発について、研究開発開始当初より、4群群分離プロセス開発及びその実高レベル廃液試験までの成果を取りまとめ、総括した。1980年(昭和55年)頃に構築した3群群分離プロセスでは高レベル放射性廃液中の元素を超ウラン元素,Sr-Cs及びその他の元素の3群に分離する。その後研究開発された4群群分離プロセスでは上記にTc-白金族元素群を分離対象に加えられている。4群群分離プロセスについては、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)内に整備した群分離試験装置を用いて濃縮実高レベル廃液による実証試験が実施された。この間、さまざまな分離手法が研究,試験され、各分離対象元素(群)に最適な分離手法,分離条件等について多くの検討がなされた。高レベル廃液は、希ガスとハロゲンを除く第1族から第16族までの多くの種類の元素を含んでおり、分離対象もさまざまであることから、取り扱った際に起こる事象は非常に複雑である。したがって、過去の経験,知見や成果をきちんと整理して、これを今後の研究に活かすことが非常に重要である。本報告は、今後の研究開発に役立たせるため、これらの研究開発の内容及びその成果をレビューしたものである。
大井川 宏之
原子核研究, 47(6), p.39 - 52, 2003/03
マイナーアクチニド(MA)及び長寿命核分裂生成物(LLFP)は、核燃料サイクルで生じる高レベル放射性廃棄物中にあって長期にわたって毒性を保ち続ける。これらの核種を短寿命又は安定な核種に変換することを目的に、加速器駆動核変換システム(ADS)が提案され、開発されている。本稿では、ADSに関する研究開発の現状,解決すべき技術課題,大強度陽子加速器プロジェクト(J-PARC)における実験計画及び世界各国における取り組みについて解説したものである。
内山 軍蔵; 峯尾 英章; 朝倉 俊英; 宝徳 忍; 飯塚 勝*; 藤崎 進; 磯貝 光; 伊東 芳紀*; 佐藤 真人; 細谷 哲章
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.3), p.925 - 928, 2002/11
将来の核燃料サイクル技術として、長寿命核種の高度分離機能を有する再処理プロセスの開発を行っている。同プロセスは、5つの主要な技術から構成され、(1)燃料溶解オフガスからの炭素-14及びヨウ素-129の除去,(2)n-ブチルアルデヒドによるNp(VI)の選択還元分離,(3)高濃縮硝酸によるTc(VII)分離,(4)共除染工程抽出残液からのAmの固体吸着分離,(5)n-ブチルアミンによる溶媒洗浄の各技術である。長寿命核種の高度分離機能を可能とする再処理プロセスの使用済燃料を用いた分離原理確認試験を行った。本報告ではそれらの主要成果を述べる。
内山 軍蔵; 峯尾 英章; 朝倉 俊英; 宝徳 忍
日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.483 - 488, 2002/00
2020年頃の実用化を目指し、開発が進められている低減速スペクトル炉(軽水炉技術ベース)に対応した核燃料リサイクル技術として、大幅な経済性の向上,放射性廃棄物の低減などが可能な革新的再処理プロセスを開発している。本報告では、革新的再処理プロセスの要素技術,技術開発の現状,プロセス予備評価などについて述べる。
佐々 敏信; 大井川 宏之; 菊地 賢司; 池田 裕二郎
Proceedings of American Nuclear Society Conference "Nuclear Applications in the New Millennium" (AccApp-ADTTA '01) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/00
原研では、オメガ計画の下でマイナーアクチノイドと長寿命核分裂生成物の核変換を行う加速器駆動システムの概念検討を進めている。加速器駆動システムの開発に関連した技術課題の解決のために、日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究機構が共同で進めている大強度要旨加速器計画の中で、核変換実験施設の建設を計画している。施設は、核変換物理実験施設及び核変換工学実験施設の二つの研究施設から構成される。600MeV-0.3mAの陽子ビームが施設に供給されることになっている。この発表では、これらの実験施設の概念検討について発表を行う。
内山 軍蔵; 峯尾 英章; 朝倉 俊英; 宝徳 忍
Proceedings of International Conference on Back-End of the Fuel Cycle: From Research to Solutions (GLOBAL 2001) (CD-ROM), 8 Pages, 2001/09
次世代燃料サイクルプロセスとして高度化再処理プロセス(PARCプロセス)の開発を進めている。同プロセス主要技術は(1)燃料溶解オフガスからのC-14及びI-129の除去,(2)n-ブチルアルデヒドによるNp(VI)の選択還元及び高濃度硝酸によるTc-99逆抽出,(3)iso-ブチルアルデヒドによるPu(IV)の選択還元,(4)共除染工程抽出残液からのAmの固体吸着分離及び(5)n-ブチルアミンによる溶媒洗浄の各技術である。長寿命核種の高度分離を可能とするPARCプロセスの性能確認試験を燃焼度44,000MWD/tUの使用済燃料を用いて実施した。本報告ではその主要な結果について述べる。
向山 武彦
原子力eye, 44(2), p.15 - 19, 1998/02
2月号特集「核燃料リサイクル確立に向けて」の一環としての記事である。内容は、群分離・消滅処理のねらい、消滅処理の方法、群分離・消滅処理の研究開発動向、研究開発の現状、群分離・消滅処理のシナリオ、である。
内山 軍蔵; 朝倉 俊英; 宝徳 忍; 藤根 幸雄
Proc. of 5th Int. Nucl. Conf. on Recycling, Conditioning and Disposal (RECOD '98), 1, p.393 - 400, 1998/00
本研究では、長寿命核種(Np,Pu,Am,Cm,
Tc
,
C及び
I)の分離制御性を向上させた高度化再処理プロセス(PARCプロセス)について検討した。PARCプロセスでは、分解性有機化合物を分離制御技術として使用する。Np分離工程では、n-ブチルアルデヒドをNp(VI)のNp(V)への還元剤として、U/Pu分配行程では、iso-ブチルアルデヒドをPu(IV)のPu(III)への還元剤として、それぞれ用いる。溶媒洗浄工程ではブチルアミン炭酸塩を用いる。これら有機化合物の有効性を調べるため化学フローシート実験を行い、U,Pu,Np,Tcなどの抽出挙動を測定した。
西田 雄彦
IAEA-TECDOC-985, 0, p.32 - 43, 1997/11
原研では、オメガ計画に基づいて、固体燃料型及び液体燃料型の加速器駆動消滅処理システムの研究開発を進めている。この報告では、外国の研究開発の現状と比較するために、原研型システムについて物理的特徴を中心にまとめた。加速器の陽子ビームを入射し多くの核破砕中性子を発生して炉心部へ供給する「ターゲット領域」は、このハイブリットシステム特有のものである。固体燃料システムでは、非アクチナイドのタングステンターゲットが採用され、液体燃料システムでは、マイナアクチノイドの燃料溶融塩がターゲットを兼ねる構造となっている。また、マイナアクチノイドの主たる消滅領域は、ターゲットをとりまく高速未臨界炉心(ブランケット)である。この消滅処理性能を決める重要な因子である「中性子エネルギースペクトル」および「中性子束分布」について、各システムの体系毎に記述した。
池田 裕二郎; D.L.Smith*
Fusion Technology, 30(3(PT.2B)), p.1190 - 1196, 1996/12
D-T中性子による核融合炉構成材の放射化の問題は、炉停止後の線量、崩壊熱、放射性廃棄物評価で基本的であり、特に長寿命放射性核種生成は長期に渡る廃棄物処理のシナリオ作成上重要である。IAEA-CRPとして過去5年間の活動として放射化断面積の精度が飛躍的に向上した。本論文は、関連する断面積の測定に係わる技術的な取組みとこれまで世界各国の主要な専門家によって得られた実験データの現状をレビューするとともに、特に重要な14MeV中性子放射化断面積測定で中心的な貢献をした原研FNSにおける成果を中心に紹介する。本論文は、上記会議の特別セッション「核融合炉のための核データ」の招待講演として発表するものである。
西田 雄彦; 滝塚 貴和; 佐々 敏信; 高田 弘; 明午 伸一郎
Proc. of ASME
JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 2, p.461 - 468, 1996/00
オメガ計画に従って、陽子加速器駆動型消滅処理システムの研究を推進している。このシステムは、主として高速核分裂反応によりマイナアクチナイド(MA)を消滅するが、未臨界システムのため、設計の自由度や核的安全性において期待できる。固体燃料型システムはアクチナイド金属燃料炉心と核破砕ターゲットからなり、中性子実効増倍係数0.9をもち、1.5GeV、39mAの陽子ビームで運転する時、年に250kgのMAを消滅すると共に、加速器を駆動するのに充分な240MWの電力を発生する。液体燃料型システムは特定の核破砕ターゲットのない単純な炉心構造で、MA溶融塩やMA融体合金が還流しており、金属燃料炉心と同程度の性能を持つ他、MA等の添加や反応生成物の除去がオンラインでできる可能性を持っている。これら原研型加速器駆動型消滅処理専用システム概念の最近の研究成果について報告する。
Tc(n,p)Mo, Tc(n,
)
Nb, Tc(n,n)
Nb, and Tc(n,n)
Tc reactions at 13.5 and 14.8MeV池田 裕二郎; E.T.Cheng*; 今野 力; 前川 洋
Nuclear Science and Engineering, 116, p.28 - 34, 1994/01
被引用回数：6 パーセンタイル：52.28(Nuclear Science & Technology)脳や肝臓の癌の診断で有効なTcの親核であるMoの需要は年々増加している。Moは核分裂生成物の分離あるいは
Mo(n,)Mo反応を用いて製造されているがその比放射能は高いものではない。そこでFMIF,ESNIT等の材料照射用強力中性子源の有効利用としてTc(n,p)Mo反応を用いた高比放射能Moの製造が検討されている。本研究では上記概念の成立性検討の基礎となる14MeV近傍の断面積を放射化法で測定するとともに、長寿命放射性核Tcの核変換反応(n,),(n,n)の断面積も同時に測定した。REAC
2コードを用いたFMIFでのMo製造の試算では現在の試料需要価値を仮定すると年間12M$の利益が見込まれる。しかしながら、REAC2では反応断面積40mbを用いており、本実験データ、14mb、に基づく限り3倍程度の過大評価となっている。しかしながら、高比放射能Moの提供及び中性子源の有効利用の観点からこの概念の成立性は高いと結論できる。
西田 雄彦
第26回炉物理夏期セミナーテキスト; 消滅処理研究, 0, p.47 - 66, 1994/00
近年、二十一世紀の原子力利用の基盤を確実なものにする先端技術の一つとして、「核廃棄物の消滅処理」に対する内外の原子力研究者の関心は高まりつつある。我国においては、既にオメガ計画のもとに原子炉及び加速器を用いた消滅処理の研究が並行して進められている。このセミナーでは、炉物理の研究者を対象として、現在進められている加速器利用のマイナアクチナイド及び長寿命核分裂生成物消滅処理システム(高速炉型、熱中性子炉型)の概念検討、大強度加速器の開発、核破砕実験及びカスケードコードの開発について概要を述べる。
渡部 和男; 田村 修三
ぶんせき, 1993(11), p.883 - 889, 1993/00
核燃料・原子炉材料の分析及び環境物質中の長半減期核種分析について、手法開発、実試料分析等の最近の進歩をとりまとめた。
