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大泉 昭人; 相楽 洋*
Annals of Nuclear Energy, 223, p.111677_1 - 111677_12, 2025/12
原子力発電所から排出される使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物の減容のため、商用サイクルとは別にマイナーアクチノイドを核変換する加速駆動システムを用いた超ウラン元素燃料サイクル(ADSサイクル)の研究開発が進められている。プルトニウム(Pu)やウラン(U)などの核物質を含むADSサイクル内の施設も核物質防護(PP)の対象であるが、これらの施設を含むADSサイトに求められるPPシステムについてはこれまで議論されたことがない。また、Security by designの観点から、ADSサイクルのような特殊な次世代システムでは、不正利用価値を用いた合理的なPP設計が有効であると考えられる。本研究では、まず、米国エネルギー省(DOE)の国家標準手法の定義、日米共同研究で開発された不正利用価値評価手法、IAEAが提示したINFCIRC/225/Rev.5のPP設計要件に基づいて、不正利用価値ごとに異なるPP設計要件を持つ新しい合理的PP設計手法を一般化した。ADSサイクルで扱われるU-234を含むウランの新しいPP分類も開発した。次に、新しい合理的手法を使用して、MOX燃料を使用する一般的なBWRサイトとADSサイトのPP設計を実施した。ADSサイト内にあるアイテムの最大の総合的な不正利用価値は、BWRサイト内にあるMOX燃料集合体のそれ以下であることを明らかにした。その後、各不正利用価値評価結果と各サイト内の核物質の最大量に基づいて、各サイトのPPカテゴリが決定された。BWRサイトは、Innerエリアが必要なカテゴリIと評価された。この結果は従来の方法と同じであるため、新しい方法は、核拡散リスクの観点から適切なPP設計に使用可能であると考えられる。従来の方法でPP設計を行った場合、ADSサイトは、Innerエリアを必要とするカテゴリIに分類されるが、新しいPP設計手法を用いた結果、ADSサイトのPP設計要求レベルは、Innerエリアを必要としないカテゴリIIと評価され、BWRサイトよりも緩和される結果となった。ただし、本研究は核物質のPPのみに焦点を当てているため、今後は、ADSサイト内の各施設の安全性評価を行った上で、設計基準脅威に基づくリスク想定を考慮したPP設計を行う必要がある。
長谷 竹晃; 小菅 義広*; 相楽 洋*; 中岫 翔; 能見 貴佳; 奥村 啓介
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.41 - 46, 2025/05
This paper provides an overview of plutonium quantification in irradiated fuel including fuel debris at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants, named Dual Time Measurement (DTM) method. Spontaneous fission nuclides in irradiated fuel decrease exponentially with the passage of time according to the mainly half-life of Cm-244 (half-life of about 18.11 years). By measuring neutrons two times with long time intervals, Pu-240 effective mass (half-life of about 6,500 years) and Cm-244 mass can be quantified. Pu mass can be quantified by utilizing the correlation between ratio of Cm-244/ Pu-240 effective mass and Pu/ Pu-240 effective mass. The applicability of DTM method was evaluated numerically. The results show that long time interval was required to reduce the random errors. In the case that the interval between the first and second measurements is 32 years, Pu-240 effective mass and Pu can be quantified with uncertainties of 10-50% depending on the presence of water in storage canister and the burnup condition of irradiated fuel including the mixture of several burnup compositions in fuel debris.
大泉 昭人; 相楽 洋*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.331 - 337, 2025/03
原子力発電所から排出される使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物を削減するため、商用サイクルから分離されたマイナーアクチノイドを加速器駆動システム(ADS)を用いて核変換する、超ウラン燃料サイクル(ADSサイクル)の研究開発が継続的に行われてきた。ADS燃料は、現在の商用サイクルとは化学形態や組成が異なるため、ADSサイクルに求められる保障措置の検査目標を検討する必要がある。本研究では、核不拡散の観点から、ADSサイクル中で扱われるアイテムの転用を想定し、Puの不正利用価値を評価した。またそれらの評価結果を、従来の沸騰水型原子炉(BWR)のMOX燃料集合体(新燃料及び使用済燃料)の不正利用価値と比較した。ADSサイクル中のすべてのアイテムは、新燃料か使用済燃料かに関係なく、BWR-MOXの使用済燃料集合体と同じ不正利用価値のPuであることが明らかとなった。さらに、保障措置の計量管理システムを設計評価するために、ADSサイクル内のPu流量に対し、事業者側による計量測定と規制者側による検認測定の不確かさ(
)を、仮想的に導出した。得られたは、一般的に目標値として使用される1有意量(1SQ)、及び不正利用価値評価結果に基づいて設定した使用済燃料基準(5%相当)とそれぞれ比較した。その結果、事業者側と規制者側のPu測定の各はいずれも、1SQを超えるが、使用済燃料基準は概ね達成可能であることが明らかとなった。
江口 綾*; 相楽 洋*; 三星 夏海; 長谷 竹晃
第45回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 2 Pages, 2024/11
次世代高速炉用燃料には、ウランおよびプルトニウムに加え、マイナーアクチノイドやランタノイド等の核分裂生成物が含まれ、新燃料であっても核物質以外を由来とする中性子およびガンマ線の高いバックグラウンドが想定されている。本研究では、次世代高速炉用燃料中のプルトニウム定量のために、同時計数法、Differential Die Away Self Interrogation (DDSI)法を用いたパッシブ中性子非破壊測定技術の適用可能性を評価することを目的とする。
Cf rotation method with a water Cherenkov neutron detector田辺 鴻典*; 米田 政夫; 藤 暢輔; 北村 康則*; 三澤 毅*; 土屋 兼一*; 相楽 洋*
Scientific Reports (Internet), 14, p.18828_1 - 18828_10, 2024/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Multidisciplinary Sciences)The global challenge of on-site detection of highly enriched uranium (HEU), a substance with considerable potential for unauthorized use in nuclear security, is a critical concern. Traditional passive nondestructive assay (NDA) techniques, such as gamma-ray spectroscopy with high-purity germanium detectors, face significant challenges in detecting HEU when it is shielded by heavy metals. Addressing this critical security need, we introduce an on-site detection method for lead-shielded HEU employing a transportable NDA system that utilizes the Cf rotation method with a water Cherenkov neutron detector. This cost-effective NDA system is capable of detecting 4.17 g of 
U within a 12 min measurement period using a Cf source of 3.7 MBq. Integrating this system into border control measures can enhance the prevention of HEU proliferation significantly and offer robust deterrence against nuclear terrorism.
大泉 昭人; 相楽 洋*
第44回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2023/11
使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物処分の負担軽減のために、商業サイクルから分離したマイナーアクチノイドを加速器駆動システム(ADS)により核変換させるTRU燃料サイクル(ADSサイクル)の研究開発が進められている。ADSでは加速器を用いて発生させた中性子を利用し、不正にPuを生成できる可能性がある。本研究では、ADSの設計許容範囲内で不正に生成できるPuを定量的に評価し、ADSサイクル内の施設の不正使用を防止・検知するための封じ込め・監視と非破壊測定技術を組み合わせたDualC/Sの導入および設計情報検認の効果について議論した。評価の結果、10-60kg程度のPuを秘密裏に生成でき、IAEAが定めるPuの1有意量8kgを超える量であることを明らかにした。また、DualC/Sの導入に加え、加速器と原子炉の運転履歴を常時監視する設計情報検認を導入することで、ADSシステムの不正使用を防止・検知できることを明らかにした。
評価を活用したTRU燃料サイクルのSafeguards by design大泉 昭人; 相楽 洋*
第43回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2022/11
使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物処分の負担軽減のために、商業サイクルから分離したマイナーアクチノイドを加速器駆動システム(ADS)により核変換させる、分離変換サイクルの研究開発が進められている。扱われる燃料の化学形態や組成が既往サイクルとは異なるため、分離変換サイクルに要求される保障措置(SG)の査察目標や核物質防護(PP)のレベルについて検討する必要がある。これまでの研究で、特殊な同位体組成を持つADS燃料中のウラン(U)に対して、国家主体の敵対者を想定した不正利用価値を評価した結果、4段階中上から2番目の2とされていた。本研究では、核不拡散を考慮した分離変換サイクル設計合理化のために、潜在的核拡散リスクの低減方法を検討した。その低減方法の一つとして、Uの裸の臨界質量(BCM)を大きくするために必要な、ADS燃料へ添加する回収ウラン(RepU)量を定量的に評価した。その結果、ADS燃料中に存在するU量の約1.3倍から約2.7倍のRepUを燃料に添加することで、不正利用価値を3及び4に下げることができることを明らかにした。これらの定量データを基に、商用サイクルにおける再処理工程でのUの除染基準を見直すことで、Safeguards by designに基づいた分離変換サイクルの設計合理化が期待できる。
長谷 竹晃; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 中岫 翔; 能見 貴佳; 奥村 啓介
第43回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 3 Pages, 2022/11
Neutrons emitted from fuel debris are dominated by Cm-244, and plutonium cannot be quantified only by nondestructive measurements based on the neutron measurements. In this paper, focusing on the difference in half-lives of Cm-244 and plutonium, we devised a method to quantify the Pu-240 effective mass in fuel debris by measuring it two times and evaluated numerically its applicability. As the results, it was confirmed that long time interval, more than five years, will be required to evaluate the Pu-240 effective mass accurately. It was also confirmed that for fuel debris with high burnup, the Pu-240 effective mass will be overestimated by Cm-246, and we devised a method to correct for this.
大泉 昭人; 菅原 隆徳; 相楽 洋*
Annals of Nuclear Energy, 169, p.108951_1 - 108951_9, 2022/05
被引用回数：2 パーセンタイル：29.47(Nuclear Science & Technology)使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物処分の負担軽減のために、商業サイクルから分離したマイナーアクチノイドを加速器駆動システム(ADS)により核変換させる、分離変換サイクルの研究開発が進められている。扱われる燃料の化学形態や組成が既往サイクルとは異なるため、分離変換サイクルに要求される保障措置(SG)の検認精度や核物質防護(PP)のレベルについて検討する必要がある。本研究では、核セキュリティーや核不拡散の観点でADS施設の貯蔵プールに保管されている燃料集合体の盗取や不正利用を想定し、SGの査察目標やPPの設計レベルの検討に資する物質不正利用価値が評価された。その結果、ADS施設に必要なSGの査察目標やPPの設計レベルを決める上で重要な要素の一つとして、基本的な燃料物性に基づいた定量的なコンポーネントを作成した。また、一般的な沸騰型軽水炉(BWR)のMOX燃料集合体の同評価結果と比較された。核セキュリティーの観点では、ADSの燃料集合体は、BWRのMOX燃料集合体よりも不正利用価値が低いという結果となった。核不拡散の観点では、ADSの燃料集合体中のプルトニウム(Pu)は、BWRのMOX燃料集合体中のPuよりも不正利用価値が低いという結果となったが、ADSの燃料集合体中のウラン(U)は、自発核分裂中性子発生数の差により、BWRのMOX燃料集合体中のPuと不正利用価値が同等かわずかに高いという結果となった。さらに、今回の評価を通し、多くの超ウラン元素やレアアースを含んでおり、かつU-234が同位体組成比の多くを占めるUを含んでいるADSの照射前の燃料集合体を、現行の規制基準における新燃料と位置付けるか使用済み燃料と位置付けるか判断が困難であるという新たな課題が抽出された。
評価大泉 昭人; 菅原 隆徳; 相楽 洋*
第42回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2021/11
使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物処分の負担軽減のために、商業サイクルから分離したマイナーアクチノイドを加速器駆動システム(ADS)により核変換させる、分離変換サイクルの研究開発が進められている。扱われる燃料の化学形態や組成が既往サイクルとは異なるため、分離変換サイクルに要求される保障措置(SG)の査察目標や核物質防護(PP)のレベルについて検討する必要がある。本研究では、ADS施設の貯蔵プールに保管されている燃料集合体(新燃料及び使用済燃料)について、SGの査察目標やPPレベルの設計検討に資する物質の不正利用価値度が評価された。さらに、一般的な沸騰型軽水炉(BWR)のMOX燃料集合体(新燃料及び使用済燃料)の同評価結果と比較された。その結果、ADS燃料集合体は、BWRのMOX燃料集合体と比べて、不正利用価値が同等か低いということが明らかとなった。さらに、ADS新燃料には、多くのMAやレアアースが含まれていること、また
Uの同位体割合が非常に多いUであることから、現行の規制において、照射済燃料と未照射燃料のどちらと見なすべきか議論の余地があるという課題が新たに抽出された。
大泉 昭人; 相楽 洋*
Proceedings of INMM & ESARDA Joint Virtual Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2021/08
使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物処分の負担軽減のために、商業サイクルから分離したマイナーアクチノイドを加速器駆動システム(ADS)により核変換させる、分離変換サイクルの研究開発が進められている。扱われる燃料の化学形態や組成が既往サイクルとは異なるため、分離変換サイクルに要求される保障措置(SG)の検認精度や核物質防護(PP)のレベルについて検討する必要がある。本研究では、乾式再処理施設で扱われるCd陰極と窒化物の粉について、SGの検認目標やPPの設計レベルの検討に資する物質の不正利用価値が評価された。さらに、一般的な沸騰型軽水炉(BWR)のMOX燃料集合体(新燃料及び使用済燃料)の同評価結果と比較された。その結果、Cd陰極,窒化物の粉のいずれにおいても、崩壊熱の大きい
PuのPu同位体割合が多い影響で、Puの核爆発装置当たりの発熱量が大きくなるため、BWRのMOX燃料集合体(新燃料及び使用済み燃料)よりも物質の不正利用価値が低いということが明らかとなった。
評価大泉 昭人; 菅原 隆徳; 相楽 洋*
第41回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2020/11
使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物処分の負担軽減のために、商業サイクルから分離したマイナーアクチノイドを加速器駆動システム(ADS)により核変換させる、分離変換サイクルの研究開発が進められている。扱われる燃料の化学形態や組成が既往サイクルとは異なるため、分離変換サイクルに要求される保障措置(SG)の検認精度や核物質防護(PP)のレベルについて検討する必要がある。本研究では、ADS施設の貯蔵プールに保管されている第一サイクルの燃料集合体(新燃料及び使用済燃料)について、SGの検認精度やPPのレベルの検討に資する物質魅力度が評価された。さらに、一般的な沸騰型軽水炉(BWR)のMOX燃料集合体(新燃料及び使用済燃料)の同評価結果と比較された。その結果、ADS第一サイクルの燃料集合体は、BWRのMOX燃料集合体よりも物質魅力度が低いということが明らかとなったため、ADS施設の貯蔵プールに保存されている第一サイクルの燃料集合体に求められるSGの検認精度やPPのレベルについては、BWRのMOX燃料集合体と同等かそれ以下で十分であることが明らかとなった。
El-Asaad, H.*; 永井 晴康; 相楽 洋*; Han, C. Y.*
Annals of Nuclear Energy, 141, p.107292_1 - 107292_9, 2020/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)大気拡散シミュレーションは、原子力緊急時対応の事前検討において環境中の放射性プルームを評価するための重要な情報を提供する。しかし、様々な条件の計算を実行し膨大な計算結果からデータを引き出すには労力と時間を要する。そこで、シミュレーション結果から放射性プルームの特徴を引き出す際にユーザーを補助するインターフェイスを開発した。このインターフェイスは、福島第一原子力発電所からの20日間の放射性物質の放出についてのWSPEEDI-IIの計算結果のデータベースを使用し、ユーザーに重要な定量的データを提示する。ユーザーは、インターフェイスの補助により、放出条件を変えて様々なケースシナリオを作成し、感度解析を行うことができる。
青木 健; Chirayath, S. S.*; 相楽 洋*
Annals of Nuclear Energy, 141, p.107325_1 - 107325_7, 2020/06
被引用回数：2 パーセンタイル：17.88(Nuclear Science & Technology)PREATORコード及び68の属性入力データを用いて、高温ガス炉のTRU燃料サイクルにおける不活性母材燃料の核拡散抵抗性を評価し、軽水炉を用いたウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料サイクルと比較した。本研究の目的は不活性母材燃料の化学的安定性や燃料照射による核拡散抵抗性に対する影響を同定することである。不活性母材燃料特有の低いプルトニウム含有量や黒鉛セラミックス被覆、U不使用といった物質的特性がMOX燃料に対する相対的な核拡散抵抗性の向上に寄与することを明らかにした。また未照射不活性母材燃料(1か月の転用適時性検知目標を有する未照射直接使用物質)の包括的核拡散抵抗値は照射済MOX燃料(3か月の転用適時性検知目標を有する照射済照射直接使用物質)と同程度であることを明らかにした。最終結果は不活性母材燃料の管理における保障措置の査察頻度の低減を示唆している。
芝 知宙; 前田 茂貴; 相楽 洋*; 石見 明洋; 富川 裕文
Energy Procedia, 131, p.250 - 257, 2017/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Energy & Fuels)福島第一原子力発電所から出る燃料デブリ中に含まれる核物質量測定技術の一つとして、パッシブガンマ測定法が開発されている。本研究では、パッシブガンマ測定法の開発に用いるシミュレーション用
線源の作成を行い、その線源を用いて収納缶に封入された燃料デブリから漏洩する線のシミュレーションを行った。一般的に、シミュレーション用線源の作成は多大な労力を要する。本研究ではORIGEN2コードの連続スペクトルと着目する線の線スペクトルを融合し、簡便かつ精度の良いシミュレーション用線源作成手法を開発した。また、本手法は制動放射線を考慮に入れることができる。本手法で作成した線源を用いて、Peg検出器の検出器応答を計算した。結果は実際の照射済み燃料の線測定実験の結果と比較され、よく一致した。また、制動放射のX線は検出器応答にほとんど影響を及ぼさなかった。
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
被引用回数：10 パーセンタイル：97.47(Energy & Fuels)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.
Hamuza, E.-A.; 永井 晴康; 相楽 洋*
Energy Procedia, 131, p.279 - 284, 2017/12
被引用回数：1 パーセンタイル：58.26(Energy & Fuels)本研究では、WSPEEDIによる大気拡散シミュレーションを原子力発電所から放射性核種が放出された際の緊急時対応の検討に活用する方法を提案する。WSPEEDIは原子力緊急時対応に不可欠な環境中核種分布や気象パターンなどの情報を計算し出力することができることから、その出力を用いて放射性核種の拡散に対して避難計画を策定するために有効な情報を作成し示すことを目指す。まず、ある原子力施設について1年間のWSPEEDI拡散計算を実行し、出力をまとめてデータベースを作成する。次に、データベースを用いた解析から、WSPEEDIの出力データをユーザーが容易に理解できるような拡散状況の特徴を示す数値情報に変換し、原子力緊急時対応に有効な情報として整理する。
芝 知宙; 富川 裕文; 相楽 洋*; 石見 明洋
57th Annual Meeting of the Institute of Nuclear Materials Management (INMM 2016), Vol.1, p.365 - 374, 2017/02
日本原子力研究開発機構核不拡散・核セキュリティ総合支援センターは、東京工業大学と共同で、パッシブ法の研究開発を担っている。核分裂生成物(FP)のうち、ユウロピウムやセリウムといった元素は、原子炉のシビアアクシデント時の高温環境下でも、非常に低揮発性であると考えられており、ウランやプルトニウムといった核物質と化学的に随伴していると考えられている。我々のパッシブ法では、まず、FPから放出される線を計測することにより、その重量と燃焼度を推定する。その値に核物質対FPの重量比を乗ずることにより、目的の核物質量を得る。本検討では、仮想的なデブリ組成とキャニスターモデルを用いて、漏洩線のシミュレーションを行った。そのために、まず、線源となるスペクトルをデブリ組成から導出し、続いて光子輸送計算をMCNPコードを用いて行った。加えて、高速実験炉「常陽」で照射された健全燃料から出る線測定を実施し、実験値と計算値の比較から、シミュレーションの妥当性の確認を行った。
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.
芝 知宙; 相楽 洋*; 富川 裕文
56th Annual Meeting of the Institute of Nuclear Materials Management (INMM 2015), Vol.3, p.1735 - 1741, 2016/00
福島第一原子力発電所の事故を受けて、溶融炉心燃料中の核物質量推定手法の一つとして、パッシブスペクトロメトリーが研究・開発されている。溶融炉心燃料に随伴する核分裂生成物(FP)のいくつかは、非常に低揮発性であり、かつ高エネルギーの線を放出する。それらを検出することにより、FPの重量を導出し、FPと核物質の重量比を用いることで、最終的に核物質の重量を推定することが可能となると考えられている。この手法は比較的簡単であり、スリーマイル島原子力発電所事故のクリーンアップ処理において、溶融炉心燃料中の核物質量の推定にも適用された。本研究では、収納缶より漏洩してくる線の特性をMCNPにより評価した。また、NaI, LaBr
, HPGeそれぞれの検出器応答性も併せて評価した。
