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春山 満夫; 荒 克之*; 高瀬 操*
日本原子力学会誌, 43(4), p.397 - 404, 2001/04
被引用回数：3 パーセンタイル：27.07(Nuclear Science & Technology)加速器を用いたアクティブ中性子法において、従来の検出法では、核分裂性物質が廃棄体の中心部と最大半径部に存在する場合、100倍以上に達する非常に大きな位置検出応答差が発生し、定量精度及び信頼性を悪化させ、また、中心部の検出が不可能となったりするという問題があった。今回、これらの諸問題を一挙に解決できる新しい検出法(14MeV加速器中性子を廃棄物固体に直接問いかける検出法)を考案し、この検出特性について測定実験により確認するとともに、理論解析による検出原理の解明を行い、良い結果を得た。本稿では、今回提案する新検出法の独特な検出特性と固化廃棄体測定に対する有効性について、従来検出法と比較しながら述べる。
庄野 彰; 佐藤 若英*; 栗原 国寿
JNC TN9400 2000-037, 87 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-037.pdf:3.48MB
水冷却型増殖炉の核特性の特徴を把握するために、公開文献に基づいて沸騰軽水を冷却材とした炉心、それをベースに冷却材を非沸騰重水及び非沸騰軽水に置換した炉心、ならびに高速炉の代表炉心として大型Na冷却MOX燃料炉心の仕様を設定し、基本的な核特性の比較検討を実施した。高速炉用非均質セル計算コードSLAROMと軽水炉解析に汎用的に用いられているSRACの解析結果を比較し、転換比・中性子スペクトル・エネルギー領域別反応割合・1群断面積等について、両コード間の差は小さく、高速炉核特性評価システムが水冷却型増殖炉の基本的核特性の検討に適用可能であることを確認した。SLAROMコードを用いて上記4種類の炉心の核的パラメータ及び増殖性に見られる相違を考察した。冷却材の変更によって、中性子スペクトル・
値・主要エネルギー領域等が変化する傾向を把握した。水冷却型増殖炉では、冷却材中に存在する水素(または重水素)の影響で低エネルギー成分の中性子束が高速炉に比べて増大し、その結果、主要エネルギー領域が低エネルギー側に移行し、核分裂性核種の値が低下するが、MOX燃料を稠密に配置して増殖性を担保する設計であることが理解できた。Pu同位体組成が増殖特性に及ぼす影響をSRACコードの燃焼解析機能を用いて検討し、Pu-240含有率が大きい組成のPuを装荷した場合には転換比が大きく算定される傾向にあることを定量的に評価した。臨界性及び反応率比に対する感度解析により、沸騰軽水冷却増殖炉では、高速炉に比べて、1KeV以下のエネルギー領域における感度が増加することがわかった。断面積不確かさに起因する核設計予測精度評価については、現在核データセンターで共分散データの見直し中であるため、現状の共分散データを用いて暫定解析結果を得た。見直し後の最新共分散データを用いた内部転換比予測精度評価が今後の課題である。
春山 満夫
原子力eye, 45(11), p.77 - 79, 1999/11
アクティブ中性子法において、従来の検出法では、核分裂性物質が廃棄体の中心部と最大半径部に存在する場合、100倍程度の検出応力差が発生し、定量精度及び信頼性を悪化させるという問題がある。本稿では、従来法で100倍以上あった検出応答差を新検出法では1
0.25程度できることで、位置検出応答差の問題を根本的に解決できる検出法について、従来検出法と比較しながら述べる。また、新検出法は、検出方法の特徴から検出体系の小型化と低コスト化が実現できるだけではなく、ボロン等の熱中性子吸収物質や金属等の混入やコンクリート水分の変動の影響を受け難いなどについて述べる。
小西 哲之
プラズマ・核融合学会誌, 74(8), p.808 - 810, 1998/08
核融合研究に関する技術や使用物質が核拡散と関係のないものと研究者が考えているのに対し、社会的受容性の観点からは、核融合についても核物質、特にトリチウムの管理についての懸念が言われるのも事実である。いわゆる核大国は大量トリチウムを保有しているが、トリチウムや核融合技術自体は核開発を行う国にとって特に有用な訳ではなく、核分裂性物質の管理が核拡散防止の本質である。しかしながらトリチウム管理は、核融合施設の安全管理について本質的な技術であり、多重防護により平常時、異常時とも環境への放出量を可能な限り低減することが求められる。技術的には、連続的にプロセスシステムを循環するトリチウムの計量管理が重要な課題となっている。
松野 圭志*
PNC TJ1375 94-001, 833 Pages, 1994/02
釜石原位置試験フェーズIIにおいて掘削影響評価の一環として、坑道周辺での地下水の酸化還元状態を調査する為に必要な酸化還元電位を含む、物理化学パラメータの正確な値を取得する為に長期にわたり無人で連続的に測定・記録できる装置として製作した。本装置は、坑道内において、試錐孔からの湧水を装置内に引き込み、測定セル内に流し、測定セルに取り付けたセンサ「温度(T),pH,電気伝導度(EC),酸化還元電位(ORP(Pt),ORP(Au)),溶存酸素(DO)」にて地下水を測定し、その結果を装置内に組み込んだ記録計及びデータロガーに記録する。製作した装置の外形寸法は、800(幅)x650(奥行)x1350(高さ)で、電極、アンプユニット、測定セル、送液ライン、データロガー、記録計、架台で構成される。本装置の製作により、約1か月間無人で連続的に地下水の測定及び記録が可能となった。
若林 利男
PNC TN9410 93-226, 109 Pages, 1993/10
None
中居 邦浩*; 高瀬 博康*
PNC TJ1281 91-010, 23 Pages, 1991/08
地質環境中の岩体は、多くの場合、亀裂等の高透水性箇所を有し、このため核種移行における遅延効果を現実的に定式化するためには、亀裂中での速い移行と亀裂表面から健全な岩体部への遅い拡散及び吸着の双方を並行的に解析するモデル(二重空隙モデル)を用いる必要がある。本研究は、動力炉・核燃料開発事業団殿が平成3年度までに実施予定の概括的性能評価の対象となる広範な条件下で、安定な解を導出することを可能とするよう、昭和57年度に開発されたROCKコードの数値解析手法を改良することを目的として実施した。この目的のため、解析条件の整理、数値解析手法の検討を行い、その中から可能性のある手法を選定し、それをもとに計算コードを改良した。また、改良したコードを用いて計算した結果を検証済の数値解析コードRANCHMD及び解析解の計算結果を比較することによって、計算結果の妥当性を検証した。数値解析手法としては、主として、対流差分法の導入、不均質媒体に対する一般化、及び、亀裂内と岩体内の差分式の繰り返し計算による連立の3点を改良し、概ね良好で安定な解が導出できることが明らかとなった。
中居 邦浩*; 高瀬 博康*
PNC TJ1281 91-009, 253 Pages, 1991/08
地質環境中の岩体は、多くの場合、亀裂等の高透水性箇所を有し、このため核種移行における遅延効果を現実的に定式化するためには、亀裂中での速い移行と亀裂表面から健全な岩体部への遅い拡散及び吸着の双方を並行的に解析するモデル(二重空隙モデル)を用いる必要がある。本研究は、動力炉・核燃料開発事業団殿が平成3年度までに実施予定の概括的性能評価の対象となる広範な条件下で、安定な解を導出することを可能とするよう、昭和57年度に開発されたROCKコードの数値解析手法を改良することを目的として実施した。この目的のため、解析条件の整理、数値解析手法の検討を行い、その中から可能性のある手法を選定し、それをもとに計算コードを改良した。また、改良したコードを用いて計算した結果を検証済の数値解析コードRANCHMD及び解析解の計算結果を比較することによって、計算結果の妥当性を検証した。数値解析手法としては、主として、対流差分法の導入、不均質媒体に対する一般化、及び、亀裂内と岩体内の差分式の繰り返し計算による連立の3点を改良し、概ね良好で安定な解が導出できることが明らかとなった。
春山 滿夫; 五藤 博; 河村 敏秀; 高瀬 操*
KEK-PROC-91-5, p.125 - 135, 1991/07
加速器中性子を用いて再処理廃棄物固化体中に含まれる核分裂性物質を非破壊で検出するアクティブ中性子法について、その検出装置、検出方法、測定実験、データ解析及び結果等について述べたものである。核分裂による即発中性子と加速器中性子とを効率良く弁別測定するための速中性子検出体系の構造、測定回路及び中性子発生用加速器について紹介した。加速器からの中性子が廃棄物固化体中に存在する核分裂物質の核分裂を誘発し、その結果発生する即発中性子を測定する原理及び取得したデータを解析する手法について説明した。解析して得られた結果から、廃棄物模擬試験体を構成する各種マトリックスによる検出感度の違い、内蔵する核分裂性物質の量に対する正味計数値が広い範囲で直線性を持つ、各種マトリックスに対する核分裂性物質に対する検出限界等について述べた。
野村 和則; 根本 慎一; 坂井 敏幸*; 木村 通*; 富樫 昭夫
PNC TN8410 91-180, 51 Pages, 1991/06
再処理高レベル廃液中に含まれている超ウラン元素(TRU)の除去を目的とし、1990年度より基礎研究を開始した。本基礎試験では、米国アルゴンヌ国立研究所で開発されたTRUEXプロセス(TRans Uranium EXtraction)をベースに、高レベル廃液への適用性の検討を行った。試験ではバッチ抽出法及び小型ミキサ・セトラによる連続抽出法により、CFP高レベル廃液中の主要核種の挙動を調べた。本研究を通しCMPOを抽出剤とするTRUEX法の高レベル廃液への適用性の評価を行った結果、上記の様に基本的にはTRU等に対して優れた抽出剤であることが判った。又、高レベル廃液へ適用するに当って開発しなければならない課題を明かとした。
羽賀 一男; 西沢 千父; 渡辺 智夫; 宮原 信哉; 姫野 嘉昭
PNC TN9410 91-091, 13 Pages, 1991/01
None
春山 滿夫; 五藤 博; 河村 敏秀; 高瀬 操*
放射線検出器とドシメトリィ, p.38 - 40, 1991/00
この報告では、まず検出法の原理および製作した検出装置を紹介し、ついで、実験結果およびその解析結果を述べる。実際は、容積200lのドラム缶サイズの再処理模擬廃棄物について行われた。模擬廃棄物の内部に、数段階の重量をもつPu試料を次々に挿入して測定を行い、廃棄物の種類による検出感度の違いおよび重量に対する応答の比例性を実験的に確認した。内蔵されるPuの検出限界として、布および砂について3mg、アスファルトについて22mg、コンクリートについて17mg等が得られた。
五藤 博; 春山 滿夫; 河村 敏秀; 高瀬 操*
放射線検出器とドシメトリィ, p.41 - 43, 1991/00
この報告では、まず、製作した検出装置および検出法の原理を説明し、ついで、実験結果を紹介し、最後に、検討結果を述べる。検討内容は、(1)モンテカルロ法による中性子検出効率の計算と実験結果の比較、(2)組合わせ理論による同時計数効率の計算と実験結果の比較、(3)確率過程論による時間間隔分布の計算と実験結果の比較である。中性子検出効率の計算は、MORSEおよびMCNPによって行い、いずれの結果も実験値の約1、3倍になっている。組合わせ理論による同時計数効率の計算は、計数率が非常に大きい場合を除いて実験結果とよく一致した。また、時間間隔が計算できるようになって、実験結果が詳細に検討できるようになった。
山本 隆一*
PNC TN8410 90-030, 143 Pages, 1990/03
高速炉使用済燃料の溶解性、不溶解性残渣の性状及び抽出等に関する基礎データを取得する。本報告書は、高レベル放射能性物質研究施設(CPF)において平均燃焼度54,100MWd/t冷却日数約2.0年のC型特殊燃料棒4本を用いた第13回ホット試験の結果を取りまとめたものである。主な成果を以下に示す。(1)せん断 せん断工程におけるSUP85/Krガスの放出割合はORIGEN計算値に対し約60%であった。特にプレナムせん断時の最初のせん断で、ほぼ全量が放出され放出率が高くなっている。(2)溶解 溶解は初期硝酸濃度4.7M、溶解温度B.P(約103度C)、加熱時間12時間でほぼ全量溶解した。燃料中からSUP85/KrガスはORIGEN計算値に対し40%が放出された。(4)小型溶解 小型溶解試験で各パラメータをふった試験を実施した。1.硝酸濃度が高い程、溶解温度が高い程溶解速度が早くなり溶解時間が短くなる。また、硝酸濃度の違いによる溶解速度は初期硝酸濃度の1.3乗に比例する。2.C型特殊燃料棒では高燃焼度(63200MWd/t)の方が低燃焼度(41000MWd/t)の1.2倍の速度で溶解した。(4)清澄(不溶解性残渣の回収)不溶解性残渣の回収重量は1.1gであり、燃料総重量の0.28%であった。また、残さ粉末の量はこれまでの試験結果に比べ少なかった。(5)抽出 抽出工程の共除染・分配試験ではRETF基本フロー確証を主目的とした試験を実施した。1.タブルスクラブを行うことにより、Ruの除染係数が3xl0/SUP4から4x10/SUP5に改善された。2.HAN単独(ヒドラジンを併用しない)とHAN-HDZ(ヒドラジン添加)を比較してみると、HAN単独でのDF/SUBpu(Uプロダクト液中のPu)は2.7x10/SUP5、HAN-HDZでは
4.0x10/SUP4であった。このことからHAN単独、HAN-HDZの分配性能は大きく変わらなかった。
根本 慎一; 根本 利隆; 川口 尊; 清水 亮; 小野瀬 努
PNC TN8410 90-019, 49 Pages, 1990/03
ソルトフリー溶媒洗浄技術開発の一環として,シュウ酸ヒドラジンを洗浄剤として,TBP中に含まれるDBPの洗浄基礎試験並びに,遠心抽出器による連続試験を実施した。その結果,以下に示す事項が明らかとなった。(1)シュウ酸ヒドラジンとDBPは1:1で反応しており,Mailenらの報告と一致する反応式を同定することができた。(2)DBPの除去率を決定するうえで重要なDBP分配係数は,水相中のDBP濃度に依存し,最適な分配係数(0.05以下)を得るためには水相中のDBP濃度を0.05
0.07mol/l以下とするようなフローシート条件が必要となる。(3)また,水相中に取込めるDBP濃度はシュウ酸ヒドラジン濃度によって異なり,ほぼその濃度の0.74倍程度が最高濃度である。(4)DBPに対して1.55モル倍のシュウ酸ヒドラジンの供給で,TBP中に含まれる1340ppmのDBPは4段で検出限界以下まで除去できることを確認した。(5)遠心抽出器でもバッチ法とほぼ同じ特性で操作されることが判った。つまり,接触時間の短い遠心抽出器でも溶媒洗浄用として十分使用可能であることを判明できた。
山本 隆一*
PNC TN8410 90-032, 139 Pages, 1990/02
高速炉使用済燃料の高Pu富化度の溶解に関する基礎データを取得する事を主目的に行うものであり、抽出に関してはRETFの基本フローの確証をするために行うものである。本報告書は、高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において、燃焼度、Pu富化度燃料の溶解を主として実施した第12回ホット試験の結果を取りまとめたものである。試験には、平均燃焼度94,000Mwd/t冷却日数1,488日(昭和63年4月1日現在)Phenix照射済燃料棒3本を用いて実施した。(1)剪断工程におけるSUP85/Krの放出はORIGEN値に対し47.05%であった。(2)バスケット充填での溶解試験では初期硝酸濃度5.1M温度100107度C、加熱時間25時間(濃縮モード1時間を含む)の条件下で約7時間でほぼ全量溶解終了した。(3)小型溶解試験の連続溶解を模擬し各パラメータをふり行った結果として、1.硝酸濃度5Mでの溶解速度は8.6g/cm/SUP3・h、7Mでは13.5g/cm/SUP3・hであった。2.燃焼度80000Mwd/tでの溶解速度は7.5g/cm/SUP3・h、94,000MWd/tでは7.6g/cm/SUP3・h、108,000MWd/tでは8.8g/cm/SUP3・hであった。3.溶解温度を93度Cでの溶解速度は4.0/cm/SUP3・h、95度Cでは、7.4g/cm/SUP3・h、108度Cでは、7.6g/cm/SUP3・hであった。又、アレニウスの式により活性化エネルギーを求めると14Kcal/molであった。(4)不溶解性残渣の回収では、回収残渣として4.2g燃料総重量に対し0.78%であった。(5)抽出工程の共除染及び分配試験では、RETFの基本フローの確証を主目的に行った結果として、1.溶媒の飽和度を59.2%から68.5%にあげるとTotal(
)のDFは、1.7x10/SUP6から2.1x10/SUP6になった。2.溶媒の飽和度を59.2%から68.5%へあげるとフィード液より水相廃液へのロス率はウランで0.35%から0.49%になった。又、プルトニウムでは、0.01%から0.02%へなった。3.HAN単独による分配試験でのプルトニウムプロダクト中のウラン濃度は12.3g/lであり、ウランの除染係数は6.0ウランプロダクト中のプルトニウム濃度は
0.05x10
都所 昭雄*
PNC TN8410 90-006, 24 Pages, 1990/01
放射線作業時の呼吸保護具として半面マスクが広く用いられているが,これを着用した状態においても作業者間の会話による意志伝達が十分となるように,通話機能を付加した通話装置付半面マスクを製作し,実際の作業環境中において通話状況を評価するための試験を実施した。その結果,既存の半面マスクに比べて音量度,明瞭度ともに,通話装置半面マスクの方が優れていることが確認できた。また,マスクマンテストの結果も良好であり防護性についても問題のないことを確認した。放射線作業時に,本通話装置付半面マスクを使用することにより,作業者間の意志伝達が確実となり,作業を進める上での安全性が向上するものと考える。
