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論文

Feasibility study result of advanced solution measurement and monitoring technology for reprocessing facility

関根 恵; 松木 拓也; 鈴木 敏*; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣; LaFleur, A.*; Browne, M.*

Proceeding IAEA Symposium on International Safeguards; Building Future Safeguards Capabilities (Internet), 8 Pages, 2018/11

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、再処理施設全体の核物質の動きをリアルタイムに監視するための測定技術開発の必要性を研究開発の長期課題としている。原子力機構は、日本原燃と精製後の核分裂生成物(FP)を含まないPu溶液について、中性子同時計数法を用いた測定システムを開発した。さらに再処理施設全体に適用可能な技術を開発するため、適用性調査研究を米国エネルギー省との共同研究の一環として実施し、核物質生成物が含まれるPu溶液に対してモニタリングが可能となる検出器の開発を行った。本研究開発では、東海再処理施設の高放射性貯蔵場を試験場所とした。まず、HAW貯槽のMCNPシミュレーションモデルを作成するために、HAW貯槽の設計情報の及びHAW組成、放出される放射線の調査を実施した。一方、コンクリートセル内にの検出器の設計及びMCNPモデルの妥当性確認のため、セル内における線量率分布を測定した。設計した検出器を用いて、検出器の設置位置の最適化及びモニタリングに利用可能な放射線を調査するため、セル壁内外において$$gamma$$線スペクトル・中性子線測定を実施した。これらシミュレーション及びセル壁内外における$$gamma$$線及び中性子線測定の結果を用いて、Puモニタリング技術への適用性を評価した。その結果、$$gamma$$線と中性子測定を組み合わせることにより溶液内のPu量の変化をモニタリングできることが分かった。この結果は、再処理施設におけるFPを含むPu溶液のモニタリングへの適用性があることも示唆している。本論文では、本技術開発のまとめを発表する。

論文

Feasibility study of technology for Pu solution monitoring including FP; Development of gamma spectra detector for high active liquid waste

関根 恵; 松木 拓也; 所 颯; 蔦木 浩一; 北尾 貴彦; 中村 仁宣; 富川 裕文

Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2018/07

再処理施設においては、プルトニウム(Pu)モニタリングのさらなる適用拡大を図るため、核分裂生成物(FP)を含むPu溶液中のPu量を測定可能な検出器開発が必要である。Puモニタリングに適用可能な$$gamma$$線を調べるため、高線量下、広範囲のエネルギーが測定可能かつ高い分解能を持つCe:GAGG (Ce:Gd$$_{3}$$Al$$_{2}$$Ga$$_{3}$$O$$_{12}$$)シンチレータを装備した検出器(対象:高放射性廃液)を新たに設計・開発した。その検出器を用いて東海再処理施設の高放射性廃液のコンクリートセル内で、同廃液に対し800keV以上の$$gamma$$線スペクトル測定を実施したところ、Eu-154由来と考えられるピークを検出した。この測定結果は、中性子の測定結果とMCNPシミュレーションを組み合わせ、Puモニタリング技術開発へ適用していく。本発表では、検出器の選定,設計、$$gamma$$線スペクトル測定結果、Puモニタリングへの適用性評価について報告する。本技術開発は、文部科学省核セキュリティ補助金事業の一環として実施している。

論文

FPを含むPu溶液のモニタリング技術に係る適用性調査研究; GAGG検出器の設計及びガンマスペクトル測定

関根 恵; 松木 拓也; 所 颯; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣

日本核物質管理学会第38回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2018/04

再処理施設においては、プルトニウム(Pu)モニタリングのさらなる適用拡大を図るため、核分裂生成物(FP)を含むPu溶液中のPu量を測定可能な検出器開発が必要である。中性子測定とあわせて定量化を目指し、Puモニタリングに適用可能な$$gamma$$線を調べるため、高線量下、広範囲のエネルギーが測定可能かつ高い分解能を持つCe:GAGG (Ce:Gd$$_{3}$$Al$$_{2}$$Ga$$_{3}$$O$$_{12}$$)シンチレータを装備した検出器(対象:高放射性廃液)を新たに設計・開発した。その検出器を用いてコンクリートセル内で、同廃液に対し$$gamma$$線スペクトル測定を実施したところ、高エネルギー$$gamma$$線(約9.5MeV)を測定可能とし、FPによる$$gamma$$線以外の3MeVを超える高エネルギー$$gamma$$線スペクトルを初めて確認することができた。本発表では、検出器の設計、$$gamma$$線スペクトル測定結果、Puモニタリングへの適用性評価及び今後の計画について報告する。(本技術開発は、文部科学省核セキュリティ補助金事業の一環として実施している。)

論文

Feasibility study of advanced measurement technology for solution monitoring at reprocessing plant; Dose rate measurement for the solution including Pu with FP

松木 拓也; 山中 淳至; 関根 恵; 鈴木 敏*; 安田 猛; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣; LaFleur, A. M.*; Browne, M. C.*

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2017/07

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)量の監視を目的とした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2段階では、第3段階として予定しているHAW貯槽を格納しているセル内の放射線(中性子及び$$gamma$$線スペクトル)測定用検出器の遮へい設計及び設置位置の検討に必要なセル内の線量分布を調査するため、HAW貯槽セル内に設置しているガイドレール中の線量測定、及び線量分布のMCNPシミュレーション計算結果との比較を実施した。本論文では、セル内の線量測定結果、シミュレーション計算結果との比較により明らかとなったシミュレーションモデルの改良点、今後の展開について報告する。

論文

Feasibility study of advanced technology for Pu with FP solution monitoring; Overview of research plan and modelling for simulation

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$$gamma$$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、$$gamma$$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。$$gamma$$線測定についてFP由来の$$gamma$$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。

論文

Feasibility study of technology for Pu solution monitoring including FP; Composition research of high active liquid waste and radiation measurement results on the surface of cell

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/$$gamma$$線)の強度及びエネルギーの調査として、HALWの$$gamma$$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$$^{238}$$Pu及び$$^{239}$$Pu由来の$$gamma$$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。

論文

Feasibility study of technology for Pu solution monitoring including FP; Overview and research plan

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。

口頭

FPを含むプルトニウム溶液モニタリング技術開発; コンクリートセル内における$$gamma$$線スペクトル測定のための最適化設計

鈴木 敏; 関根 恵; 松木 拓也; 山中 淳至; 中村 仁宣; 富川 裕文

no journal, , 

原子力機構は、保障措置の効果的・効率性の観点から、再処理施設に保管されている核分裂生成物(FP)を含むプルトニウム(Pu)溶液を非破壊で継続的に測定・監視するための新しい技術開発を東海再処理施設において平成27年度より実施している。今年度は、コンクリートセル内において高放射性溶液タンクから発生する$$gamma$$線及び中性子線を測定しPu量との関連性を検討する予定である。本ポスター発表では、東海再処理施設の高放射性廃液貯槽の放射線特性評価として、人が立ち入ることのできないコンクリートセル内における高線量$$gamma$$線スペクトルを計測するための検出器の選定及び計測回路の窒息現象を回避するための遮蔽等による測定手法の最適化、また約1.7mコンクリート壁と通してセル内へ挿入する治具(スラスタ)への収納方法及びスラスタ形状の最適化設計ついて報告する。※本技術開発は、文部科学省核セキュリティ補助金事業の一環として実施している。

口頭

FPを含むプルトニウム溶液モニタリング技術開発; シミュレーションによるコンクリートセル内$$gamma$$線スペクトル評価

関根 恵; 松木 拓也; 山中 淳至; 中村 仁宣; 富川 裕文

no journal, , 

再処理施設には、核分裂生成物(FP)を含むプルトニウム(Pu)溶液や固体廃棄物が在庫及び保管廃棄物として保管されている。これらのFPを含むPu溶液は高い放射線量のため接近が困難であり、直接的にPu溶液の継続的な監視や検認を行う技術が無い。そのため、原子力機構は核物質の透明性確保の観点から、FPを含むPu溶液を非破壊で継続的に測定・監視するための新しい技術開発を平成27年度より開始した。本ポスター発表では、東海再処理施設の高放射性廃液貯槽の放射線特性評価として、コンクリートセル内における高放射性廃液貯槽のモデル化、実際の高放射性廃液組成に基づく$$gamma$$線スペクトル評価及び線量分布について報告する。※本技術開発は、文部科学省核セキュリティ補助金事業の一環として実施している。

口頭

FPを含むPu溶液のモニタリング技術に係る適用性調査研究,4; セル内$$gamma$$線量分布測定結果とシミュレーション結果との比較

松木 拓也; 西田 直樹; 堀籠 和志; 関根 恵; 北尾 貴彦; 中村 仁宣

no journal, , 

東海再処理施設の高放射性廃液中のPu量をモニタリング可能な機器の測定位置の検討等を実施するため、セル内の放射線分布を再現可能なシミュレーションモデルを作成している。HAW貯槽セル内の線量率分布の計算結果と、実際の線量率測定結果を比較し、シミュレーションモデルの妥当性を評価した。

口頭

FPを含むPu溶液のモニタリング技術に係る適用性調査研究,2; 高放射性廃液貯槽セル内の線量率分布測定試験

所 颯; 鈴木 敏*; 三好 竜太; 桜井 康博; 松木 拓也; 蔦木 浩一; 関根 恵; 清水 靖之; 中村 仁宣

no journal, , 

東海再処理施設の高放射性廃液貯槽セル内の線量率は、セル内点検用のガイドチューブを介し、新たに設計・製作した点検装置を用いて測定する。ガイドチューブを利用した線量率分布測定をはじめて実施することから、モックアップにより挿入可能を確認した点検装置を用いて、作業の安全性・操作性及び線量計の挿入距離に対する測定位置の関係を確認し、実機においてセル内線量率分布測定試験を実施した。

口頭

FPを含むPu溶液のモニタリング技術に係る適用性調査研究,1; 概要

関根 恵; 鈴木 敏*; 松木 拓也; 蔦木 浩一; 谷川 聖史; 石山 港一; 中村 仁宣; 富川 裕文

no journal, , 

原子力機構は、再処理施設の効果的・効率的な保障措置のため、FPを含む高放射性溶液中のPuをモニタリングするための適用性調査研究を、米国エネルギー省(DOE)との共同研究として、東海再処理施設の高放射性廃液(HALW)を対象に実施している。第1段階では、簡便な方法で定性な評価が可能か確認するため、HALWの組成調査及びコンクリートセル外における放射線調査を実施した。第2段階では、セル内用放射線測定器の設計、検出器の設置位置の検討のため放射線輸送計算コードの計算モデルの最適化等に必要となるセル内の線量率を測定した。第3段階では、これまでの結果を基に設計・製作したセル内用放射線測定器を用いて測定可能な放射線を調査し、最終段階として、測定した放射線のPuモニタリングへ適用性を評価する。本発表においては、研究概要、セル外壁における放射線測定結果について報告する。

口頭

FPを含むPu溶液のモニタリング技術に係る適用性調査研究,3; セル内$$gamma$$線線量率分布測定結果

関根 恵; 鈴木 敏*; 所 颯; 桜井 康博; 三好 竜太; 松木 拓也; 安田 猛; 蔦木 浩一; 中村 仁宣; 富川 裕文

no journal, , 

原子力機構は、再処理施設の効果的・効率的な保障措置のため、FPを含む高放射性溶液中のPuをモニタリングするための適用性調査研究を、米国エネルギー省(DOE)との共同研究として、東海再処理施設の高放射性廃液(HALW)を対象に実施している。今回、放射線測定器の設計、設置位置検討に必要な計算モデルの最適化等のために行った、線量計(イオンチェンバー: IC)の校正、ICによる$$gamma$$線線量率分布結果の考察及びモニタリングへの適用性等について検討した。

口頭

東海再処理施設における高放射性廃液貯蔵セル内の観察への取り組み

所 颯; 三好 竜太; 松木 拓也; 安田 猛; 蔦木 浩一

no journal, , 

東海再処理施設では340m$$^{3}$$の高放射性廃液(HAW)をHAW貯槽に貯蔵している。しかしながら、極めて強い放射線環境であることから、HAW貯槽を設置しているセル内の有効な観察手段は確立されていない。今般、既設のガイドレールを活用し、セル内観察治具の設計・製作、モックアップによる装置の最適化、セル内観察、セル内の線量率分布測定を実施し、HAW貯槽の直接観察、セル内の線量率分布測定に初めて成功した。今後は、観察映像の品質の向上を課題として取り組んでいく。

口頭

再処理施設の計量管理に必要な測定技術と技術開発成果

谷川 聖史; 松木 拓也; 安田 猛; 蔦木 浩一; 佐本 寛孝; 関根 恵; 鈴木 敏*; 北尾 貴彦; 中村 仁宣; 磯前 日出海

no journal, , 

核物質を取扱う上で平和目的に限定して使用していることを示すために、計量管理等を適切に実施しなければならない。現在、核物質量の評価には液量等を測定しサンプリングを行い、Pu濃度を分析しPu量を算出している。また非破壊測定として主に中性子同時計数法を用いてPu量を求めている。これまでに東海再処理施設が取り組んできた成果として、再処理施設における核物質の動きを監視するためのリアルタイムモニタリング技術がある。これまでにPu溶液に対しては中性子をNDAにより直接測定する先進型溶液監視・測定装置(ASMS)を用いることで、リアルタイムベースで貯槽内のPuのモニタリングが可能となった。加えてPuの有無に係る液量変動を明確に識別できることが分かった。また、核分裂生成物を含む溶液に対してはPuモニタリングとして、HAW施設において、任意の箇所で測定を行うことで中性子計数率とPu量には相関関係がある見通しをMCNPの解析から得られた。また運転状態のモニタリング能力として実機を用いて攪拌運転時に測定した結果、検出位置により$$gamma$$線の挙動が異なることから、モニタリング能力がある見通しを得た。

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