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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

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

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

Demonstration of remote fabrication for FBR MOX fuel at the PFPF

高橋 三郎; 菊野 浩; 白茂 英雄; 久芳 明慈; 安部 智之; 武田 誠一郎

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、1966年から現在まで40年以上にわたってMOX燃料の技術開発を行い、さまざまな経験・知見を蓄積してきた。プルトニウム燃料第三開発室(PFPF)は、それまでの第一及び第二開発室における技術開発及び運転の経験を踏まえ、1988年に世界に先駆けて遠隔自動化設備を導入し、これまで高速炉「常陽」,高速増殖炉「もんじゅ」の燃料を製造してきた。これらの燃料製造を通して、ホールドアップ問題など運転上多くの経験を積んできた。これらの経験を踏まえ、工程設備を新たに開発するとともにプロセス技術を改良してきた。その結果、製造設備の接触型保守技術を持った、遠隔自動運転によるMOX燃料製造技術がPFPFにおいて実規模レベルで実証された。

論文

サイクル機構技報No.2(プルセンター分)

白茂 英雄

サイクル機構技報, (2), , 

プルトニウム使用施設における運転、技術開発の概況

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,2; パッシブ中性子法(中間報告)

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆

no journal, , 

本報告は、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評価の一環として実施したパッシブ中性子法の適用性評価結果を示すものである。本手法は、Differential Die-away Self-Interrogation法により中性子増倍及び吸収効果を評価するとともに、これを用い補正した中性子同時計数値によりCm-244実効質量を定量し、$$gamma$$線計測または計算コードより得られる組成情報から核燃料物質を定量するものである。シミュレーションによる適用性評価の結果、一般的に中性子計測による測定が困難とされているB-10を多く含む燃料デブリについても、本手法は適用可能であることを確認した。また、キャニスタ内の水分量の変動が主要な誤差要因となるため、湿式貯蔵、乾式貯蔵等の大まかな水分量毎への分類が必要となることを確認した。

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,2; パッシブ中性子法

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆

no journal, , 

本報告では、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技術へのパッシブ中性子法の適用性評価の内、燃料デブリ中の核燃料物質定量のためのパッシブ中性子法に対する特性研究のフェーズ1の評価結果について報告する。本手法は、Differential Die-away Self-Interrogation (DDSI)法により中性子増倍及び吸収効果を補正するとともに、これを用い補正した中性子同時計数値によりCm-244実効質量を定量し、$$gamma$$線計測または計算コードより得られる燃料組成情報から核燃料物質を定量するものである。本件では、乾式貯蔵及び湿式貯蔵の共通モデル(フェーズ1)について、シミュレーションにより「燃料デブリ組成の変動に起因する不確かさ」を求めた。その結果、中性子増倍吸収効果に起因する不確かさは補正により大幅に低減されることが確認された。このことから、DDSI法は燃料デブリに対して有効と考えられる。また、湿式貯蔵は乾式貯蔵に比べて不確かさが大きくなることが確認された。これは、収納容器内に存在する水が、中性子を熱化することにより、不確かさの要因となる中性子増倍吸収効果の増加及び検出効率の変動に寄与しているためと考えられる。これらのことから本手法の適用にあたっては、収納容器内の水分の有無及び水分含有率の変動の範囲について、留意する必要がある。

口頭

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, 2; Numerical simulations for passive neutron technique

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆

no journal, , 

This report describes evaluation results of the passive neutron technique (PN) which is conducted as a part of the characterization study of candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. The PN consists of Differential Die-away Self-Interrogation (DDSI) and neutron coincidence counting. The DDSI evaluates the neutron multiplication and absorption effect and corrected coincidence count rate determines Cm-244 effective mass. Nuclear material in a canister is quantified by using isotopic data obtained from $$gamma$$-ray measurement and/or burn up code. The uncertainty derived from the variation of composition of fuel debris and from the variation of position of fuel debris in the canister were evaluated. For both evaluations, wet storage models have larger uncertainties than dry storage models. That comes from the presence of water in the canister. Neutron moderation by water leads to increase neutron multiplication and absorption effect and to vary neutron detection efficiency. These results indicate that the presence of water and variation of water content in canister should be carefully managed to apply the passive neutron technique.

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,2-2;パッシブ中性子法

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆

no journal, , 

原子力機構プルトニウム燃料技術開発センターでは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(Pu及びU)定量技術へのパッシブ中性子法の適用性評価を実施している。本件では収納容器内の空間を単一セルにてセグメント化し、各単一セルにマテリアル(照射後燃料、構造材、水など)をランダムに配置した不均質モデルを用いてシミュレーションを行い、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」を推定した。評価の結果、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、湿式貯蔵では最大約8%、乾式貯蔵では最大約4%となり、その主要な不確かさの要因が水分含有率の変動であることを確認した。このことから、本手法は、乾式貯蔵への適用性が高く、湿式貯蔵のように収納容器内の水分含有量が変動する場合には、比較的大きなバイアスが発生する恐れがあるため、注意が必要である。なお、この「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、$$gamma$$線計測などにより得られる燃料組成の不確かさや燃料デブリを模擬した標準試料を準備することの難しさに起因する校正の不確かさが含まれていない。このため、実測とシミュレーションを組み合わせるなど校正の不確かさを最小とするための手法の検討が今後の課題である。

口頭

福島第一原子力発電所の燃料デブリに含まれる核燃料物質量測定に関する研究

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆

no journal, , 

原子力機構プルトニウム燃料技術開発センターでは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(Pu及びU)定量技術へのパッシブ中性子法の適用性評価を実施している。本件では収納容器内の空間を単一セルにてセグメント化し、各単一セルにマテリアル(照射後燃料, 構造材, 水など)をランダムに配置した不均質モデルを用いてシミュレーションを行い、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」を推定した。評価の結果、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、湿式貯蔵では最大約8%、乾式貯蔵では最大約4%となり、その主要な不確かさの要因が水分含有率の変動であることを確認した。このことから、本手法は、乾式貯蔵への適用性が高く、湿式貯蔵のように収納容器内の水分含有量が変動する場合には、比較的大きなバイアスが発生する恐れがあるため、留意する必要がある。なお、この「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、$$gamma$$線計測などにより得られる燃料組成の不確かさや燃料デブリを模擬した標準試料を準備することの難しさに起因する校正の不確かさが含まれていない。このため、実測とシミュレーションを組み合わせるなど校正の不確かさを最小とするとともに、他の非破壊測定技術と組み合わせた統合型検出器の構築に向けた検討を行う必要がある。

口頭

プルトニウム燃料技術開発センターにおける核セキュリティ文化醸成活動

鈴木 弘道; 佐藤 光弘; 田口 祐介; 影山 十三男; 蜷川 純一; 白茂 英雄

no journal, , 

日本原子力研究開発機構(JAEA)プルトニウム燃料技術開発センターの施設は、防護区分I施設を複数有しており、より強固な核セキュリティの確保が要求されている。施設の核セキュリティを継続的に確保し強化するには、組織及び個人による能動的な核セキュリティ文化の醸成が不可欠である。そこで、プルトニウム燃料技術開発センターでは、効果的な核セキュリティ文化醸成の基礎となる信念及び態度である、「確実な脅威の存在及び核セキュリティの重要性の認識」を根付かせるための組織としての諸活動として、核セキュリティに特化した教育、少人数グループによる事例研究トレーニング、啓蒙ポスター作成、経営層による現場巡視等の活動を実施している。本報告は、プルトニウム燃料技術開発センターの核セキュリティ文化醸成に係る従業員起点のボトムアップ及び経営層からの階層的なトップダウンによる双方向の活動の評価及び改善の取り組みを紹介する。

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