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論文

Applicability evaluation of candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station; Passive neutron technique (Interim report)

長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白戸 篤仁*; 佐藤 隆*; 白茂 英雄; 浅野 隆

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

Under the collaborative program with United States Department of Energy (DOE), Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) have surveyed technologies for nuclear material quantification of fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) since 2012. Four research groups in JAEA and CRIEPI have evaluated independently the applicability for four technologies. We, Plutonium Fuel Development Center of JAEA, are in charge of development of the passive neutron technique. All parties recognized the importance of the characterization study on each candidate technology for establishment of the concept of integrated measurement system that combines several measurement technologies for accurate quantification. For the characterization study, standard fuel debris and canister models were developed. In order to perform the characterization study consistent with the other technologies, we evaluated the applicability of the passive neutron technique for nuclear material quantification of fuel debris based on the standard models. In this study, we performed the optimization of detector configuration and measurement parameter for passive neutron detector and then evaluated measurement accuracy. This paper provides the results of applicability evaluation on passive neutron technique for nuclear material quantification in fuel debris at 1F.

論文

Study on improving measurement accuracy of Epithermal Neutron Measurement Multiplicity Counter (ENMC)

能見 貴佳; 川久保 陽子; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆; Menlove, H. O.*; Swinhoe, M. T.*; Browne, M. C.*

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07

Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and Los Alamos National Laboratory (LANL) jointly developed the Epithermal Neutron Multiplicity Counter (ENMC). A measurement test was performed using the standard samples and its results showed that ENMC achieves high measurement accuracy (approx. 0.4%) for $$^{240}$$Pu effective mass under the optimum conditions. However, in the practical measurement for nuclear material accountancy or safeguards, a bias is observed due to the variation of the sample properties. With this recognition, JAEA jointly with LANL conducted simulations for identifying the causes of this bias. The simulation results showed that the dominant cause of the bias is variation in sample density and this bias can be mitigated by correcting neutron counting efficiency. JAEA and LANL evaluated the applicability of correction methods for the neutron counting efficiency by real measurement data and by simulation data. For the real measurement, the results showed that the real measurement data is difficult to be applied to the correction because of its significant measurement error. For the simulation, we evaluated the neutron counting efficiencies for typical density of MOX pellet and powder. Consequently, total measurement uncertainty for Pu mass quantification by using combination of ENMC and NDA for isotopic ratio of Pu (HRGS) attains 0.7% which is equivalent to the destructive assay level.

論文

Analysis on ex-vessel loss of coolant accident for a water-cooled fusion DEMO reactor

渡邊 和仁; 中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 浅野 史朗*; 浅野 和仁*

Proceedings of 26th IEEE Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2015), 6 Pages, 2016/06

水冷却方式の核融合原型炉において、真空容器外でブランケット冷却配管が破断した場合、高温・高圧の蒸気が建屋区画内に放出されるため、加圧により放射性物質が建屋区画外に放散される可能性がある。そこで、本研究ではこの事象(真空容器外冷却材喪失事象)に対し、3つの閉じ込め障壁案を提案した。これらの案に対して事故解析コードである「MELCOR」の核融合向け改良版を使用した熱水力解析を実施し、各案が成立する条件を明らかにした。

論文

Ion-track grafting of vinylbenzyl chloride into poly(ethylene-$$co$$-tetrafluoroethylene) films using different media

Nuryanthi, N.*; 八巻 徹也; 喜多村 茜; 越川 博; 吉村 公男; 澤田 真一; 長谷川 伸; 浅野 雅春; 前川 康成; 鈴木 晶大*; et al.

Transactions of the Materials Research Society of Japan, 40(4), p.359 - 362, 2015/12

ナノ構造制御したアニオン交換膜を作製するため、エチレン-テトラフルオロエチレン共重合体(ETFE)膜に塩化ビニルベンジルモノマーのイオン飛跡グラフト重合を行った。低フルエンスの照射の下でグラフト率をできる限り高めるため、グラフト重合における反応媒質の影響を検討した。反応媒質として純水(H$$_{2}$$O)とイソプロピルアルコール($$i$$PrOH)の混合液を用いた場合、560MeV $$^{129}$$Xeビームによるグラフト率は、H$$_{2}$$O/$$i$$PrOH比の増大とともに高くなり、H$$_{2}$$Oのみのとき最大となった。この結果は、いわゆるゲル効果に類似した現象を考えれば理解できる。すなわち、グラフト鎖は貧溶媒の存在下で反応媒質に不溶となって凝集し、他の鎖との再結合(言い換えれば停止反応)が抑制されることに起因すると考えられる。

論文

Experimental studies of passive neutron measurement for fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants

長谷 竹晃; 白戸 篤仁*; 小菅 義広*; 佐藤 隆*; 川久保 陽子*; 白茂 英雄; 浅野 隆

Proceedings of INMM 56th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2015/07

福島第一原子力発電所内に発生した燃料デブリの測定技術の候補の一つとして、パッシブ中性子法の適用を提案している。本試験は、前回の米国核物質管理学会にて報告したシミュレーションによるパッシブ中性子法の燃料デブリ測定への適用性を実証するために実施した。本試験では、未照射のMOX試料, 中性子吸収剤, カリフォルニウム線源等を組み合わせた燃料デブリを模擬した試料を既存の中性子測定装置にて測定した。試料中の核分裂性核種の量、試料の周辺に配置する中性子吸収剤の量及びカリフォルニウム線源の強度を変化させ、中性子消滅時間差自己問いかけ法(DDSI法)の計数値と中性子漏れ増倍の相関を確認した。試験結果は、前回報告したシミュレーションによる評価結果の傾向とよく一致した。これは、DDSI法が、燃料デブリのように未知の核分裂性核種及び中性子吸収剤を含む試料に対する中性子漏れ増倍を評価する能力を有することを示唆する。本報は、福島第一原子力発電所の燃料デブリへのパッシブ中性子法を用いた実証研究についてまとめたものである。

論文

JAEA's contribution to development of J-MOX safeguards system

長谷 竹晃; 中島 真司; 川久保 陽子; 白茂 英雄; 浅野 隆; Marlow, J.*; Swinhoe, M. T.*; Menlove, H.*; Rael, C.*; 川末 朱音*; et al.

Book of Abstracts, Presentations and Papers of Symposium on International Safeguards; Linking Strategy, Implementation and People (Internet), 8 Pages, 2015/03

Secretariat of Nuclear Regulation Authority (NRA) has developed Non-Destructive Assay (NDA) systems including Advanced Fuel Assembly System (AFAS) and Advanced Verification for Inventory sample System (AVIS) for a large scale LWR MOX fuel fabrication plant (J-MOX) being constructed by Japan Nuclear Fuel Limited. Because the AFAS applies the new technology and the AVIS requires bias defect level accuracy, NRA and IAEA recognize the importance of demonstrating system performance before the installation to J-MOX. Plutonium Fuel Development Center of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has developed various NDA systems to quantify the plutonium in a variety of physical forms of MOX samples such as powder, pellet, pin and assembly in MOX fuel fabrication facilities. JAEA has knowledge and experiences obtained through the development of the NDAs and testing fields to demonstrate system performance of AFAS and AVIS. Based on the commission from NRA and Nuclear Material Control Center (NMCC), JAEA has conducted the demonstration test of the AFAS and AVIS by using MOX samples and assemblies at JAEA's MOX fuel fabrication facilities. Through the test, JAEA has contributed to development of J-MOX safeguards systems by demonstrating that the system performance of the AFAS and AVIS satisfies requirements by IAEA.

論文

High-power test of annular-ring coupled structures for the J-PARC linac energy upgrade

田村 潤; 青 寛幸; 根本 康雄; 浅野 博之*; 鈴木 隆洋*

Journal of the Korean Physical Society, 66(3), p.399 - 404, 2015/02

 パーセンタイル:100(Physics, Multidisciplinary)

J-PARCリニアックでは、ACS加速空洞を用いることによって、そのエネルギーを181MeVから400MeVまで増強することを計画している。全25台の空洞全てについて大電力試験を行う予定であったが、2011年の東日本大震災により、約2年間大電力試験を中断した。震災復旧後、2台の空洞(M01およびM11)について大電力試験を行い、加速電場で定格の15-20%増しの電力を投入することができた。M01については、約6年前に大電力試験を行っていたため、コンディショニングに要した時間が大幅に短縮された。M11は、電力入力部における結合度調整のための容量性アイリスが設置された空洞であるが、このアイリス部における温度および放電発生頻度の上昇がないことを確認した。残留ガスによるビームロス低減という視点からも、十分低い圧力を達成することができた。ビームコミッショニング前の約一か月間にわたるコンディショニングによって、より安定した運転が可能になると期待できる。

論文

Monte Carlo N-Particle eXtended (MCNPX) simulation for passive neutron measurement of fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants

長谷 竹晃; 中島 真司; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆

Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07

福島第一原子力発電所では、2011年3月の炉心溶融事故により、炉内に燃料デブリが発生している。燃料デブリは、マイナーアクチニド、核分裂生成物、中性子吸収剤等を含んでいることから、従来の計量管理・保障措置分野に適用されている自発核分裂性核燃料物質を定量するパッシブ中性子法の適用が困難である。このため、我々は、Differential Die-away Self-Interrogation法やPassive Neutron Albedo Reactivity法のような誘発核分裂性核燃料物質の定量に着目したパッシブ中性子法が燃料デブリへの適用性が高いと考え、その概念をまとめ、前回の米国核物質管理学会にて報告した。我々は、これらの測定技術の燃料デブリへの適用性をより詳細に評価するため、モンテカルロ・シミュレーション・コードを用いた燃料デブリ中の中性子挙動の評価を行った。本評価にあたっては、福島第一原子力発電所で発生した燃料デブリの性状が明らかになっていないため、スリーマイル島原子力発電所事故の燃料デブリや貯蔵容器の情報を基に製作したソースタームを用いた。本稿では、シミュレーションによるパッシブ中性子法の燃料デブリへの適用性評価結果について、報告する。

論文

Performance test results for the Advanced Fuel Assembly Assay System (AFAS) on the active length verification of LWR MOX fuel assembly by neutron detectors

中島 真司; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆; Marlow, J. B.*; Swinhoe, M. T.*; Menlove, H. O.*; Rael, C. D.*; 川末 朱音*; 礒 章子*; et al.

Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07

AFASは、軽水炉用MOX燃料集合体中のPu量を検認するために、原子力規制庁からの委託によりロスアラモス国立研究所が開発した中性子測定による非破壊測定(NDA)装置であり、日本原燃が建設中の大型MOX燃料加工施設用の保障措置機器として使用される予定である。軽水炉用MOX燃料集合体は、有効長(集合体のMOXペレットのスタック長の平均)が約3.7mと長いため、有効長全体を中性子検出器でカバーしPu量を検認することが困難である。そのため、AFASは、集合体中のPu量を、単位長さあたりの集合体中のPu量と集合体の有効長を測定することにより評価することとしている。AFASは、査察官非立会いで集合体の有効長の測定を行う初めての検出器である。原子力機構は、核物質管理センターとの契約に基づき、原子力機構が所有のMOX燃料集合体を使用してAFASの性能確認試験を実施した。その結果、AFASの有効長に対する測定誤差は、0.1%以下であり、IAEAの要求性能を満たすことを確認した。

論文

J-PARCリニアックのエネルギー増強に向けたACS空洞の大電力試験再開

田村 潤; 青 寛幸; 根本 康雄; 浅野 博之*; 鈴木 隆洋*

Proceedings of 10th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.437 - 439, 2014/06

J-PARCリニアックでは、そのビームエネルギーを181MeVから400MeVに増強することを計画している。これは、リニアック下流部にACS空洞を25台設置することにより行う。このエネルギー増強に向けてACS空洞の大電力試験を行っていたが、2011年3月11日の震災により中断することとなった。2012年度末に施設の主な復旧工事が完了し、中断していた大電力試験を再開した。これまで、2台の空洞について大電力試験を行い、コンディショニングには1台あたり約60時間かかった。これは震災前に行われた他の空洞と同程度であり、大きな問題なく定格以上の電力を投入することができた。コンディショニングが進むにつれ、空洞内での放電頻度及び圧力が低下することも確認できた。加速器トンネルに空洞を設置した後、400MeVビーム試験の前にさらにコンディショニングを行うことにより、より安定に電力を投入できることが期待できる。ここでは、再開したACS空洞の大電力試験及び設置計画等について報告する。

論文

Affinity of ion-exchange membranes for HI-I$$_{2}$$-H$$_{2}$$O mixture

田中 伸幸; 八巻 徹也; 浅野 雅春; 寺井 隆幸*; 小貫 薫

Journal of Membrane Science, 456, p.31 - 41, 2014/04

 パーセンタイル:100(Engineering, Chemical)

熱化学水素製造法ISプロセスの水素製造熱効率向上にはプロセス流体であるヨウ化水素酸の濃縮操作が肝要であり、ヨウ化水素濃縮を行う電解電気透析器に用いるイオン交換膜の性能が所要濃縮エネルギーを左右する。イオン交換膜を最適設計する上で重要な、膜のヨウ化水素-ヨウ素-水(HIx)溶液への浸漬時における各成分の膜内含有量を実験的に測定した。選択性や導電率の異なる開発中の放射線グラフト膜および市販膜を用いて、各成分の親和性を評価しHIx溶液各成分の吸収機構を調べた。その結果、イオン交換膜とヨウ素の親和性の差異がその他の成分含有量に影響し、ヨウ素との親和性が強いほど、ヨウ化水素や水の含有量が増加することが示唆された。このことから、イオン交換膜とヨウ素の親和性を調整することにより、イオン交換膜性能を最適化できる可能性を示した。

論文

Welding technology R&D on port joint of JT-60SA vacuum vessel

芝間 祐介; 正木 圭; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章; 大縄 登史男*; 荒木 隆夫*; 浅野 史朗*

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.1916 - 1919, 2013/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:72.96(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA真空容器のポート接続に関する溶接技術のR&Dについて発表する。真空容器はポート開口により計測機器等が容器内へアクセスできるように、73の多様な開口が、それぞれの目的に対応して設計されている。ポート開口は、製作上、設置位置より上下の垂直、上下の斜め、水平に分類される。ポート開口は現地で真空容器のポート管台に真空容器の組立後に溶接される。実際の接続時では、真空容器の熱遮蔽板やトロイダル磁場コイル等と同時期に実施する必要から、ポート開口の接続作業は真空容器の中からのアクセスに制限される。このうち、上下の垂直開口ではコーナー部曲率が50mmと小さく、さらに作業空間は狭隘で接続を困難にしているため、溶接トーチヘッドの可動性や溶接接続の健全性を検証する必要がある。本発表では、ポートとポート管台のモックアップを準備し、実際に溶接性を試験した、これら一連のR&Dについて報告する。TIG溶接ロボットを準備し、作業環境との干渉を避けての、健全な溶接接続の達成について詳しく紹介する。

論文

Advanced Verification for Inventory Sample System(AVIS)の性能確認試験,2

中島 真司; 長谷 竹晃; 浅野 隆; 川末 朱音*; 礒 章子*; 熊倉 信一*; 渡邊 健人*; Marlow, J. B.*; Swinhoe, M. T.*; Menlove, H. O.*; et al.

核物質管理学会(INMM)日本支部第34回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2013/10

Advanced Verification for Inventory Sample System(AVIS)は、日本原燃が建設中の大型MOX燃料加工施設(J-MOX)にて採取される少量試料中のプルトニウム量の検認を目的として、原子力規制庁からの要請を受けてロスアラモス国立研究所が開発した非破壊測定装置である。AVISは、バイアス欠損の検認が求められる試料の一部を、破壊分析を代替して検認する装置として使用されるため、高い測定性能が求められており、J-MOXの保障措置アプローチにおいて重要な役割を担う装置である。日本原子力研究開発機構は、核物質管理センターとの契約に基づき、AVISの性能確認試験を実施した。この性能確認試験は、中性子線源を使用した基本性能の確認試験(既報告)と、MOX試料を使用した測定精度評価試験に分かれている。これら試験の結果、AVISは、IAEAより示された要求性能をおおむね満足することを確認した。本報は、MOX試料を使用した測定精度評価試験についてまとめたものである。

論文

J-PARCリニアックビームトランスポートにおけるダクトアライメントとビームロス

田村 潤; 青 寛幸; 浅野 博之; 池上 雅紀*; 丸田 朋史; 三浦 昭彦; 森下 卓俊; 小栗 英知; 大内 伸夫; 澤邊 祐希*; et al.

Proceedings of 9th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.377 - 380, 2013/08

2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震によって、J-PARCリニアックでは加速器トンネルに深刻な変形が生じたため、ほぼ全数の加速空洞及び電磁石の精密アライメントが行われた。ドリフトチューブリニアック下流のビームトランスポート(MEBT2及びA0BT)については、精密アライメント後の電磁石に合わせてビームダクトを粗くアライメントした。ビーム運転再開後、MEBT2及びA0BTにおいて、震災前には見られなかったビームロスと残留放射線が確認された。ダクト位置を測量した結果、ロス発生箇所で10mmを超えるビーム軸中心からのずれがあることがわかった。ずれの大きい箇所を再アライメントすることによって、ビームロス及び残留線量が低下した。ここでは、ダクトのアライメント法による誤差及びミスアライメントによるビームロスについて報告する。

論文

Feasibility study on passive neutron technique applied to fuel debris measurement at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants

長谷 竹晃; 中島 真司; 浅野 隆

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 8 Pages, 2013/07

福島第一原子力発電所では、2011年3月11日の地震及び津波の影響により、炉内に燃料デブリが発生している。今後、炉の廃止措置に伴い、日本は、燃料デブリを安全に回収し、適切に計量管理することを計画している。現在、燃料デブリの測定技術に関しては、原子力機構及びDOE間の協力下で、候補概念の調査が行われている。プルトニウム燃料技術開発センターでは、候補概念の一つとして、これまでプルトニウム取扱施設の計量管理・保障措置の分野で幅広く適用されているパッシブ中性子法の応用を検討している。燃料デブリは、炉内での燃焼に伴い、中性子及び$$gamma$$線の発生源となるマイナーアクチニド及び核分裂生成物を含んでいる。また、再臨界防止のために投入されたボロン等の中性子吸収剤も含んでいる。これらのことから従来のパッシブ中性子法をそのまま適用した場合、プルトニウムの定量が困難であると予測される。これらの課題を克服するため、プルトニウムから放出された中性子の選択的な計数、$$gamma$$線の影響の低減化及び中性子吸収剤の影響の推定に関する新たな技術開発が必要となる。本稿では、燃料デブリ測定へのパッシブ中性子法の応用の概念を報告する。

論文

Performance test results of the advanced verification for inventory sample system (AVIS)

中島 真司; 長谷 竹晃; 浅野 隆; Marlow, J. B.*; Swinhoe, M. T.*; Menlove, H. O.*; Rael, C. D.*; 川末 朱音*; 礒 章子*; 熊倉 信一*; et al.

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2013/07

Advanced verification inventory system (AVIS)は、米国ロスアラモス国立研究所(LANL)が核物質管理センター(NMCC)の委託により、MOXペレット等に含まれるプルトニウム量を高精度(0.5%以下)に測定することを目的としてロスアラモス国立研究所が開発した非破壊測定装置であり、現在、日本原燃が建設中のMOX燃料加工施設(J-MOX)における査察機器として使用される予定である。J-MOXでは、保障措置の効率化の観点から、一部の破壊分析試料を、本装置で高精度に測定することにより、破壊分析試料数の低減化を図ることが検討されており、本装置は、J-MOXの保障措置適用において重要な位置づけを担う予定となっている。原子力機構は、これまでの非破壊測定装置の開発実績及び核物質を使用できる試験環境を有することから、本装置の性能評価試験をNMCCより受託した。原子力機構は、MOX試料を用いてAVISの全誤差を評価した。本評価では、測定試料の密度、プルトニウム含有率及び添加剤の影響についても確認した。その結果、AVISは、測定条件等を最適化することにより、目標精度0.5%を達成する見込みを得た。本件は、原子力機構が実施したAVISの性能評価試験の結果を報告するものである。

論文

Membrane performance on electro-electrodialysis of HI-I$$_{2}$$-H$$_{2}$$O mixture for IS process

田中 伸幸; 八巻 徹也; 浅野 雅春; 寺井 隆幸*; 小貫 薫

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10

高温ガス炉の熱利用法の一つである熱化学水素製造法ISプロセスでは、ヨウ化水素(HI-I$$_{2}$$-H$$_{2}$$O溶液)環境においてイオン交換膜を用いた電解電気透析法によるヨウ化水素濃縮を行う。エネルギー効率向上を目指した運転条件の最適化のため、ヨウ化水素濃縮時におけるイオン交換膜の膜性能である輸率及び導電率のヨウ素濃度依存性について検討した。放射線グラフト膜を用いた実験結果からヨウ素濃度増加とともに、輸率は増加し、導電率は減少することがわかった。また、Nernst-Planck理論をもとにしたEEDモデルから、これらの傾向は膜中のI$$^{-}$$イオンの拡散係数の変化により説明できることが明らかとなった。

論文

Effect of temperature on electro-electrodialysis of HI-I$$_{2}$$-H$$_{2}$$O mixture using ion exchange membranes

田中 伸幸; 八巻 徹也; 浅野 雅春; 前川 康成; 寺井 隆幸*; 小貫 薫

Journal of Membrane Science, 411-412, p.99 - 108, 2012/09

 被引用回数:7 パーセンタイル:62.41(Engineering, Chemical)

熱化学水素製造法ISプロセスのエネルギー効率向上のため、イオン交換膜を用いた電解電気透析法によるヨウ化水素濃縮において、イオン交換膜性能の温度依存性について検討した。膜中のイオン輸送に関する理論等を考慮することで、膜性能を表す輸率,セル電圧,水の透過量の温度依存性を定式化した。また、放射線グラフト膜及び市販膜を用いた実験結果をよく再現できることから、その妥当性を確認した。

論文

Interim report of performance test of the advanced verification for inventory sample system (AVIS)

長谷 竹晃; 中島 真司; 浅野 隆; Marlow, J. B.*; Swinhoe, M. T.*; Menlove, H. O.*; Rael, C. D.*; 川末 朱音*; 礒 章子*; 熊倉 信一*; et al.

Proceedings of INMM 53rd Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2012/07

AVISは、米国ロスアラモス国立研究所(LANL)が核物質管理センター(NMCC)の委託により、MOXペレット等に含まれるプルトニウム量を高精度(0.5%以下)に測定することを目的として開発した非破壊測定装置であり、現在、日本原燃が建設中のMOX燃料加工施設(J-MOX)における査察で使用される予定である。J-MOXでは、保障措置の効率化の観点から、破壊分析が必要な試料の一部を、本装置で高精度に測定することにより、破壊分析試料数の低減化を図ることが検討されており、本装置は、J-MOXの保障措置適用において重要な位置づけを担う予定となっている。原子力機構は、これまでの非破壊測定装置の開発実績及び核物質を使用できる試験環境を有することから、本装置の性能評価試験をNMCCより受託した。原子力機構は、これまでに線源を用いた性能評価試験を実施しており、その結果、本装置が設計通りの性能を有することを確認した。本件は、原子力機構が実施したAVISの線源による性能評価試験の結果及び今後実施を予定しているMOX試料を用いた性能評価試験の計画について報告するものである。

論文

Performance upgrade in the JAEA actinide science beamline BL23SU at SPring-8 with a new twin-helical undulator

斎藤 祐児; 福田 義博; 竹田 幸治; 山上 浩志; 高橋 直*; 浅野 芳裕*; 原 徹*; 白澤 克年*; 竹内 政雄*; 田中 隆次*; et al.

Journal of Synchrotron Radiation, 19(3), p.388 - 393, 2012/05

 被引用回数:54 パーセンタイル:3.93(Instruments & Instrumentation)

SPring-8の原子力機構専用軟X線ビームラインで、実験ステーションの性能向上のため真空封止型ツインヘリカルアンジュレータを導入し、その高度化を行った。新光源は、高速円偏光反転機能を有し、軟X線磁気円2色性(XMCD)測定の精度及びデータの取得効率の大幅な向上をもたらした。10T超伝導マグネットを用いた常磁性体$$beta$$-US$$_{2}$$のXMCDデータの測定結果を示すことにより、本ビームラインの性能及び発展の可能性について記述する。

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