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論文

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 前田 亮; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.

Energy Procedia, 131, p.258 - 263, 2017/12

 パーセンタイル:100

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

論文

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (Interim report)

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 前田 亮; 名内 泰志*; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2016/07

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

論文

東京電力福島第一原子力発電所の溶融燃料(燃料デブリ)の計量管理

堀 啓一郎

核物質管理センターニュース, 42(8), p.4 - 7, 2013/08

福島第一原子力発電所の廃炉に向けた研究開発の一つである溶融した炉心燃料の核燃料物質管理、特に計量管理に関する技術開発について、計画と進め方について説明する。

論文

「IAEA特別イベント; 供給保証と核不拡散」報告

小林 直樹; 堀 啓一郎; 栗林 敏広

原子力eye, 52(12), p.16 - 21, 2006/12

2006年9月19日から21日に開催されたIAEA主催の「燃料供給と核不拡散」会合における議論等について報告をするとともに、各国提案の概要等を整理して紹介。

論文

Transparency of peaceful use of nuclear energy in East Asia

井上 尚子; 堀 啓一郎; 道正 久春; 太田 清和*; 大塚 直人; 麻生 良二; 千崎 雅生

Proceedings of INMM 47th Annual Meeting (CD-ROM), 6 Pages, 2006/00

東アジア域内の原子力協力の現状と将来について調査したうえで、透明性の特徴と構造について分析するとともに、地域における核の透明性を強化する原則的方法について議論する。

論文

Evaluation of Japanese cooperation to safeguards implementation as one of best practices in terms of openness and transparency

倉崎 高明*; 道正 久春; 太田 清和*; 堀 啓一郎; 栗林 敏広; 大塚 直人

Proceedings of INMM 47th Annual Meeting (CD-ROM), 8 Pages, 2006/00

日本は、国際的信頼の下、フルスコープの核燃料サイクル計画と活動を有する唯一の非核兵器国である。この調査では、主として信頼醸成の観点から、他国にとっても有用であると考えられる、好ましい例(ベストプラクティス)を明確化するために、IAEA保障措置実施にかかわる日本の協力について焦点を当てたものである。日本のIAEA保障措置への協力,事例とともに8項目にまとめた。

報告書

第4回JNC原子力平和利用国際フォーラム結果概要(会議報告)

堀 啓一郎; 中島 尚子

JNC-TN1200 2003-001, 33 Pages, 2003/04

JNC-TN1200-2003-001.pdf:3.54MB

本報告書は、核燃料サイクル開発機構が2003年2月13日(木)$$sim$$14日(金)に日本科学未来館MeSci(東京都江東区青海)で開催した「第4回JNC原子力平和利用国際フォーラム」の中で行われた講演と、セッション1「原子力の平和利用技術による核不拡散への国際貢献」及びセッション11「次世代の原子力システムの研究開発と国際協力」のそれぞれのセッションで行われた講演及びパネル検討の概要をまとめたものである。

報告書

第3回JNC原子力平和利用国際フォーラム-原子力平和利用技術と国際貢献-結果概要

堀 啓一郎; 花井 祐; 三浦 靖

JNC-TN1200 2001-003, 39 Pages, 2001/03

JNC-TN1200-2001-003.pdf:4.1MB

本報告書は、核燃料サイクル開発機構が2000年2月21日(水)$$sim$$22日(木)に全社協灘尾ホール(東京都千代田区新霞ヶ関ビル)で開催した「第3回JNC原子力平和利用国際フォーラムー原子力平和利用技術と国際貢献ー」の中で行われた特別講演と、セッション1「新たなサイクル概念と核不拡散性」、セッション11「技術手段による原子力平和利用の透明性向上への取組み」、セッション111「余剰核兵器解体プルトニウム処分技術開発への国際協力」、イブニングセッション「国際的信頼醸成のための情報発信はどうあるべきか」のそれぞれのセッションで行われた講演および質疑応答の概要をまとめたものである。

論文

Data preparation and management of DIV under RETF construction

北村 哲浩; 加藤 浩; 岡 努; 堀 啓一郎

Proceedings of INMM 39th Annual Meeting, 0 Pages, 1998/00

現在建設中のRETFでは、IAEA保障措置を適用する上で重要な設計情報検認(DIV)をこれまでに5回実施している。本稿ではRETFにおける設計情報検認対応について、データ準備及び管理法を中心に説明する。

論文

Safeguards Conceptual Design of RETF

岡 努; 加藤 浩; 北村 哲浩; 堀 啓一郎

Proceedings of INMM 39th Annual Meeting, 0 Pages, 1998/00

高速炉燃料再処理のプロセスエンジニアリングの確立を図る為の工学規模ホット研究開発施設であるリサイクル機器試験施設(RETF)の保障措置対応について日・IAEA保障措置協定、保障措置クライテリア(1991-1995)及び日・米原子力協力協定に基づく物質収支区域及び主要測定点設定について、さらに当該区域及び測定点に対する計量計量管理及び封じ込め/監視の方法について発表を行う。またIAEAの保障措置強化・効率化策への対応及びPNC-DOESG技術協力に基づく共同研究の現状についても概説する。

論文

INMM/ESARDAジョイントワークショップ第1WGの概要

堀 啓一郎

核物質管理センターニュース, 30(3), , 

11月13日から16日にかけて、日本において開催された表記ワークショップWGIの概要を報告する。

論文

核燃料サイクルの核拡散抵抗性の評価手法

塩谷 洋樹; 堀 啓一郎

サイクル機構技報, (12), , 

本研究では、まず、既往研究を振り返ることにより、核拡散抵抗性を構成する要素を類別し、核拡散抵抗性の概念を整理した。さらに技術的な核拡散抵抗性を評価するため、いくつかのFBRサイクルにおいて、核拡散の観点から脆弱な段階にある核物質を推定し、これらの段階にある核物質を推定し、これらの段階にある核物質を金属に転換するのに必要な時間を試算した。結果として、プルトニウムを単離しない核燃料サイクルは転換時間が増大することが得られた。

論文

A study of DIV for RETF-actual results and future plan

岡 努; 堀 啓一郎; 加藤 浩

Symposium on InternationalSafeguards, , 

高速炉燃料再処理のプロセスエンジニアリングの確立を図る為の工学規模ホット研究開発施設であるリサイクル機器試験施設(RETF)の保障措置対応のうち、日・IAEA保障措置協定に定められている設計情報検認(DIV)、特に建設段階に於けるDIV対応の考え方について発表を行う。これ迄の対応実績及び将来計画についても述べる。

口頭

Transparency of nuclear fields in Asia

堀 啓一郎

no journal, , 

東アジアの原子力活動の透明性の向上を通じて核不拡散に関する信頼性を向上させ原子力の利用を推進するため、透明性を向上させる方策として、情報公開,国際協力,地域協定などを検討する。

口頭

Passive $$gamma$$ spectrometry of low-volatile FPs for accountancy of special nuclear material in molten core material of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Numerical simulation of leakage $$gamma$$-ray from molten core materials in hypothetical canister

相楽 洋*; 芝 知宙*; 富川 裕文; 石見 明洋; 堀 啓一郎; 齊藤 正樹*

no journal, , 

福島第一原子力発電所1, 2及び3号機における溶融燃料の核物質計量管理について、様々な技術のフィージビリティスタディが実施されている。技術の一つとして、低揮発性FPのパッシブガンマスペクトロメトリによる推定手法のフィージビリティスタディが、TMI-2での経験を参照しつつ進められており、FPとアクチニドのインベントリーの相関関係についてBWR特有の軸方向中性子スペクトル,ボイド率,燃焼度,濃縮度分布に関する感度解析、球モデルの溶融燃料からの漏えい$$gamma$$線について検討を実施してきた。本発表では、核物質量を求めるのに利用する低揮発性かつ高エネルギーを放出するFP放射能量の決定のために実施した仮想キャニスタ中の溶融燃料からの漏えい$$gamma$$線の数値シミュレーション結果等について報告する。

口頭

The Status of the Japanese project on material accountancy of fuel debris and U.S.-Japan cooperation on survey of technologies for nuclear material accountancy at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

堀 啓一郎; Heinberg, C.; Conner, J.*; Browne, M.*; Colin, C.*

no journal, , 

福島第一原子力発電所の燃料デブリの計量管理に適用する核物質測定技術に関して、日米協力により調査検討したプロセスについて報告する。また、日本の燃料デブリの計量管理プロジェクトの状況について報告する。

口頭

Recommendations for measurement systems for nuclear material accountancy of Fukushima Daiichi fuel debris; $$gamma$$ technologies

富川 裕文; Heinberg, C.; 名内 泰志*; Vo, D.*; Carroll, C.*; 堀 啓一郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所の燃料デブリ中の核物質量を測定する技術については原子力機構と米国エネルギー省が協力して検討を進めてきた。日米のメンバーで構成する$$gamma$$線測定技術のついて検討するワーキンググループ設置され、このグループにおいて測定器のコストや大きさ、測定時間、開発期間などの燃料デブリへの適用性を検討した。この結果に基づく測定システムの提案を行う。

口頭

福島第一原子力発電所における燃料デブリに係る現状と今後の課題

鷲谷 忠博; 堀 啓一郎

no journal, , 

燃料デブリの、性質、取り扱い、管理等に関する研究開発の現状と今後の課題

口頭

福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性研究,1; 全体概要(中間報告)

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 前田 亮; 名内 泰志*; 相楽 洋*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; Heinberg, C.; et al.

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)における燃料デブリ中の核燃料物質の定量のため、原子力機構及び電中研は、パッシブ中性子法、パッシブ$$gamma$$法, アクティブ中性子法, アクティブ$$gamma$$法を組み合わせた統合型検出器の開発を検討している。これにあたっては、各技術の適用範囲や不確かさなどの適用性を評価し、これらを比較することにより、各技術の特性を理解することが重要である。このため、我々は、過去の事故や1Fに関する情報を基に、燃料デブリの組成、水分含有率等をパラメータとした均一系に簡素化した燃料デブリの共通シミュレーションモデルを開発し、各技術の適用性評価に供した。併せて、各技術の適用性評価結果を比較評価し、各技術に影響を与えるパラメータを特定した。今後は、位置の偏在等も考慮した実際の燃料デブリにより近い不均一系の共通シミュレーションモデルを開発し、各技術の適用性評価に供する予定である。本報告は、本特性研究の全体計画、共通モデルの概要及びこれまでに評価された各技術の適用性の比較評価結果示すものである。

口頭

福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性研究,1; 全体概要

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 相樂 洋*; 小菅 義広*; 奥村 啓介; 前田 亮; 藤 暢輔; 堀 啓一郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量のため、パッシブ中性子法, パッシブ$$gamma$$法, アクティブ中性子法, アクティブ$$gamma$$法の適用を検討している。燃料デブリは、燃焼度の異なる燃料, 構造材, 制御棒, コンクリートなどから構成されており、それらの構成比は収納容器毎に変動し、中性子・$$gamma$$線の計測条件が変動すると想定されるため、1つの技術の適用のみでは、正確性・信頼性の確保は困難である。よって、我々は、いくつかの候補技術を組み合わせた統合型測定システムの開発の検討のため、候補技術の特性研究を開始した。本発表では、本研究の手法と現状を紹介する。

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