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瀬谷 道夫; 直井 洋介; 小林 直樹; 中村 孝久; 羽島 良一; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 中村 仁宣; 原田 秀郎
核物質管理学会(INMM)日本支部第35回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/01
日本原子力研究開発機構(JAEA)の核不拡散・核セキュリティ総合支援センターは、JAEAの他部門と協力して、核セキュリティ・核不拡散のための以下の先進核物質非破壊検知・測定基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)使用済燃料中プルトニウム非破壊測定(NDA)実証試験(PNAR法+SINRD法) (JAEA/USDOE(LANL)共同研究、平成25年度終了)、(2)レーザー・コンプトン散乱
線非破壊測定技術開発(大強度単色線源基礎実証)、(3)ヘリウム3代替中性子検出技術開発、(4)中性子共鳴濃度分析法技術開発(JAEA/JRC共同研究)。この報告では、これらについてその概要を紹介する。
赤司 雅俊; 廣岡 瞬; 渡部 雅; 米野 憲; 森本 恭一
no journal, ,
福島第一原子力発電所の炉心には中性子吸収材としてGd
O
を含むUO燃料が装荷されている。原子力機構では損傷炉心に存在する溶融燃料デブリの物性評価を行っている。しかし、Gdを含んだ燃料デブリの物性についてはほとんど知られておらず、溶融燃料デブリの有効な取り出し方法を選定するには至っていない。特に、溶融燃料デブリ内におけるGdの分布を把握することは取出し作業時における臨界安全評価の観点から非常に重要である。そこで本研究では、ZrO、UO及びGdOを用いて溶融燃料デブリを模擬した試料を調製し、密度, 結晶構造, 熱伝導率, 熱膨張, 融点に対して調査した。なお、本研究は経済産業省資源エネルギー庁からIRID(原子力機構を含む)が受託した「平成25年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備事業(燃料デブリ性状把握・処置技術の開発)」の研究成果を含むものである。