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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, 3; Numerical simulation of passive gamma technique

芝 知宙; 相樂 洋*; 富川 裕文

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference (GLOBAL 2017) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2017/09

福島第一原子力発電所の溶融燃料(デブリ)取出しの始まりは2021年に予定されている。そのため、デブリ内に含まれる核燃料物質の定量技術の確立が、核物質管理の観点から必要になると推測される。本論文では、候補技術の一つであるパッシブ$$gamma$$法の概要を紹介し、長谷らが開発した共通モデルを用いたシミュレーションのフェーズ1および2の結果を述べる。また、本研究には、新たに開発されたカップリング法と呼ばれるシミュレーション用$$gamma$$線源作成手法が適用された。フェーズ1の結果として、デブリの組成の変動は、収納缶からの漏えい$$gamma$$線に影響を与えないことが明らかとなった。フェーズ2の結果として、デブリが収納缶内に極端に内側に偏在した場合でも、Eu-154の主要なピークである1.27MeVの$$gamma$$線は、明確に観測されることが明らかとなった。加えて、デブリが収納缶内で非均質に配置された場合であっても、収納缶を回転させて測定することで、その影響を補正できることが明らかとなった。

報告書

核拡散抵抗性及び核物質防護評価; 仮想的ナトリウム冷却高速炉システム全体のケーススタディ最終報告書(仮訳)

相樂 洋; 川久保 陽子; 井上 尚子

JAEA-Review 2013-011, 54 Pages, 2014/01

JAEA-Review-2013-011.pdf:3.05MB

第IV世代原子力システム核拡散抵抗性及び核物質防護(PR&PP)評価手法ワーキンググループ(PRPP WG)は、同国際フォーラム(GIF)で検討されている原子力エネルギーシステムのPR&PPについて評価する手法を開発することを目的とし、「核拡散抵抗性及び核物質防護評価:仮想的ナトリウム冷却高速炉システム全体のケーススタディ最終報告書」を2009年10月に作成し、仮想的ナトリウム冷却高速炉(ESFR)の事例研究をまとめ、原子力システムのPR&PP評価手法開発の補助として用いた。本研究では、ESFRと核燃料サイクル施設から成る仮想的ではあるが具体的な原子力主要システム要素が想定されたESFRにおけるPR&PP評価の事例研究がなされており、我が国の将来の核燃料サイクルの開発や関連研究の進展に有用であると考え、OECD-NEAの同意を得て翻訳し、日本語版として刊行することにした。

論文

Feasibility study of passive $$gamma$$ spectrometry of molten core material from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station unit 1, 2 and 3 cores for special nuclear material accountancy; Low-volatile FP and special nuclear material inventory analysis and fundamental characteristics of $$gamma$$-rays from fuel debris

相樂 洋; 富川 裕文; 綿引 優; 久野 祐輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(1), p.1 - 23, 2014/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

パッシブ$$gamma$$スペクトロメトリを用いた福島第一原子力発電所1, 2, 3号機炉心溶融燃料の核燃料物質計量性のフィージビリティスタディを、低揮発性FP及び核燃料物質インベントリ評価並びに燃料デブリからの漏えい$$gamma$$線基礎特性評価に焦点を当て実施した。低揮発性FPである$$^{154}$$Eu, $$^{144}$$Ceと核燃料物質の重量比を、炉心平均及び燃焼度依存で導出した。不確実性として、U濃縮度,比出力,水ボイド率,冷却期間,計算コード精度及び揮発率を考慮して評価した。同様の手法は3号炉にも適用可能だが、1照射MOX燃料が分離して存在する場合不確実性は大きくなる。事故後時間経過に応じた$$gamma$$線源スペクトル評価結果より、$$^{154}$$Euは、5, 10, 20年後までピークは顕著であり、$$^{144}$$Ceは10年後まではピークが見られるが20年後までの間に減衰しピークは確認されない、Csは134及び137ともに放出率99%を考慮してもピークは顕著であり、検出可能性を確認した。質量減弱係数をデブリのさまざまな組成に対し評価し、1.2MeV以上の高エネルギーにおいて、燃料デブリ組成依存性が限定的であることを確認した。$$gamma$$線漏えい率に対するさまざまなパラメータによる感度解析を実施し、一定以上の大きさの燃料デブリにおいて重大な遮蔽影響を確認し、$$^{154}$$Euの特性$$gamma$$線のピーク比と$$gamma$$線漏えい率の相関性を整理した。最後にTMI-2での収納缶を模擬した仮想収納缶モデルを使った予備的解析結果を示し、今後の研究計画を紹介した。

論文

Sensitivity analysis of low-volatile FPs and Cm-244 inventory in irradiated nuclear fuel for special nuclear material accountancy in fuel debris

相樂 洋; 富川 裕文; 綿引 優; 久野 祐輔

Transactions of the American Nuclear Society, 107(1), p.803 - 804, 2012/11

Eu, Ce, Ru等のFPは炉心溶融事象においても放出率が小さく燃料デブリ内に留まっていたことが知られている。Ce-144/Pr-144のパッシブ$$gamma$$スペクトロスコピーがTMI-2では用いられており、Eu-154やRu-106の適用可能性もある。またパッシブ中性子測定についても核物質定量に用いられてきた技術である。しかしながら通常使用済燃料と異なり、溶融燃料は炉心内での装荷位置、FP放出率、照射履歴等の情報が失われている。本研究では、不揮発性FP及びCm-244インベントリの照射パラメータ及び計算精度に対する感度解析を実施し、燃料デブリ中の核物質定量に適用可能な指標を検討することを目的とする。

論文

Feasibility study of $$gamma$$ spectroscopy of low-volatile FPs for special nuclear material accountancy in molten core material

相樂 洋; 富川 裕文; 綿引 優; 久野 祐輔

Proceedings of INMM 53rd Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2012/07

TMI-2で用いられた核物質計量技術をレビューし、不揮発性FPの$$gamma$$スペクトロスコピーによる核物質計量フィージビリティスタディを数値解析により実施した。核物質のうち$$^{239}$$Pu量について、濃縮度、燃焼度、中性子スペクトル、出力密度のパラメータに対する感度解析を行った。PWRであるTMI-2と比較すると、BWR燃料は軸方向上で幅広い中性子スペクトルと複数照射サイクル燃料集合体があり、中性子捕獲反応を通じて生成されるFP蓄積量はよりばらつく傾向を示した。結果として、測定起因誤差を除くインベントリー分析の範囲では、燃焼度依存の$$^{154}$$Eu/$$^{239}$$Pu比による$$^{239}$$Puは15-18%の不確実性で推定が可能であり、$$^{144}$$Ce/$$^{239}$$Pu比による$$^{239}$$Puは$$^{144}$$Ceからの$$gamma$$線が検出できる10年間程度以内ではあるが、20%程度の不確実性で推定が可能である。最後にパッシブ$$gamma$$スペクトロスコピーのシステムイメージと、今後の計画として模擬デブリを用いた測定と自己遮へい補正について紹介した。

論文

「核拡散抵抗性及び核物質防護評価; 仮想的ナトリウム冷却高速炉ケーススタディ」の報告と考察

相樂 洋; 井上 尚子; 川久保 陽子; 綿引 優

核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2011/11

2002年12月に第IV世代原子力システム国際フォーラム(GIF)核拡散抵抗性及び核物質防護ワーキンググループ(PRPP WG)が発足し、これまでに核拡散抵抗性及び核物質防護評価(PR&PP)評価手法開発・検討を行ってきた。2009年10月に発表された「核拡散抵抗性及び核物質防護評価; 仮想的ナトリウム冷却高速炉(ESFR)システム全体のケーススタディ」最終報告書では、4つの脅威シナリオに基づき、ESFRの定性的アプローチを用いたPR&PP評価デモンストレーションが行われまとめられた。本発表では、ESFRケーススタディのPR&PP評価結果に基づき、今後のPR&PP定量評価に向けた検討・考察を行う。

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。

口頭

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, 1; General outline

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, , 

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.

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,2-1; 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*; 宮地 紀子; 奥村 啓介

no journal, , 

非破壊測定により、燃料デブリ中の核燃料物質を正確に定量することは難しい。これは、マイナーアクチニド及び核分裂生成物を含む使用済み燃料の測定が困難であることに加え、燃料デブリ中には、構造材、制御棒及びコンクリートがなど混入し、これらの構成比が変動するとともに、水分含有率・燃料デブリの配置位置が収納容器毎に変動することにより、収納容器毎に中性子・$$gamma$$線の計測条件が変化するためである。我々は、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$$gamma$$法を候補技術として、不確かさのより小さい測定技術の選定・信頼性確保に向けた複数の技術の組み合わせの検討のため、計算コードにより、候補技術の特性研究を開始した。本報告は、2017年春の年会の報告に続くものである。

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,2-3; パッシブ$$gamma$$

芝 知宙; 相樂 洋*; 富川 裕文

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)の燃料デブリ中の核燃料物質量を評価するために、原子力機構・核不拡散センターは、これまでにパッシブ$$gamma$$法を用いた定量手法を開発してきた。燃料デブリでは、核分裂生成物(FP)からの$$gamma$$線が支配的であるため、プルトニウム(Pu)等から放出される$$gamma$$線の直接測定は困難である。本手法では、燃料溶融過程においても、揮発性が小さく、核燃料物質と随伴し、高強度・高エネルギー$$gamma$$線を放出するFP核種であるEu-154などを計測し、計算により求めたPu/Eu比等により核燃料物質量を間接的に評価する。本報では長谷らが開発した共通モデルのランダムにデブリが配置されたパターンを用いて、配置の不確かさに起因するパッシブ$$gamma$$法の応答のばらつきを評価するための、3次元の収納缶漏洩$$gamma$$線シミュレーション手法を開発した。

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