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論文

Root-endophytic Chaetomium cupreum chemically enhances aluminium tolerance in $$Miscanthus sinensis$$ via increasing the aluminium detoxicants, chlorogenic acid and oosporein

春間 俊克*; 山路 恵子*; 小川 和義*; 升屋 勇人*; 関根 由莉奈; 香西 直文

PLoS ONE (Internet), 14(2), p.e0212644_1 - e0212644_16, 2019/02

 パーセンタイル:100(Multidisciplinary Sciences)

すすきは鉱山跡地に生える先駆植物である。すすきは、植物性シデロフォアを生産することによって、鉱山跡地の有害元素であるAlを無毒化する。すすきの根に内生する微生物であるC. cupreumは、シデロフォアを生産することによってすすきのAl耐性を向上させる。われわれは、C. cupreumが生産するシデロフォアがoosporeinであると同定した。oosporeinがAlを無毒化することを明らかにした。C. cupreumを無菌状態のすすきに接種すると、芽の生長が促進され、Al耐性が向上した。

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

Demonstration of $$gamma$$-ray pipe-monitoring capabilities for real-time process monitoring safeguards applications in reprocessing facilities

Rodriguez, D.; 谷川 聖史; 西村 和明; 向 泰宣; 中村 仁宣; 栗田 勉; 高峰 潤; 鈴木 敏*; 関根 恵; Rossi, F.; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(7), p.792 - 804, 2018/07

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

再処理施設の核物質に対しては、ランダムサンプル検認と、追加的な重要タンク内溶液の体積、質量のみの連続監視システムによる"知識の連続性"保持により、保障措置が掛けられている。核物質溶液がタンク及び工程装置を結ぶ配管を流れる際に、特徴的な$$gamma$$を測定し、核物質を実時間で検認することで、工程監視を改善できる可能性がある。われわれは、東海再処理工場の転換技術開発施設で、この$$gamma$$パイプモニタリングを、硝酸Pu移送の際に試した。この際$$gamma$$測定は、ランタン・ブロマイド検出器、及び$$gamma$$の計数時刻とエネルギーを記録するリストモード・データ取得システムを用いて実施した。この測定結果とその分析は、配管内溶液の同位体組成、工程移動時刻、(単位時間当たりの)溶液流量及び移動溶液量を求められる能力を実証するものであり、実際に適用可能な保障措置検認工程監視の導入に繋がる。

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

New approach for monitoring of nuclear material in nitric acid solution using $$^{14}$$N(n,$$gamma$$)$$^{15}$$N reaction

関根 恵; 富川 裕文

Energy Procedia, 131, p.274 - 278, 2017/12

 パーセンタイル:100

IAEAは保障措置技術開発に係る長期計画の中に、核物質の連続モニタリングの重要性を示している。再処理施設の湿式プロセスにおいて、使用済み燃料はHNO$$_{3}$$の溶液の状態でパイプを流れる。核物質が湿式プロセス中に盗まれることを防ぐため、液量を連続モニタリングするための方法の一つとして、硝酸溶液の構成元素である窒素Nから発生する$$^{14}$$N(n,$$gamma$$)$$^{15}$$Nの反応から発生する10.8MeV$$gamma$$線のモニタリングを提案する。一般的に使用済み燃料から発生する高レベルの$$gamma$$線が3MeV以下において支配的であるが、高エネルギー側にそれらのピークは表れないため、モニタリングに効果的だと考えられる。まず第一段階として、$$^{252}$$Cfの中性子を用い、モンテカルロシミュレーションを用いて、10.8MeVを検出するための検出器の種類及び、検出器体系の最適化の結果を報告する。

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。

報告書

JAEAにおける核不拡散分野の透明性向上研究の成果

川久保 陽子; 関根 恵; 富川 裕文

JAEA-Review 2016-017, 57 Pages, 2016/10

JAEA-Review-2016-017.pdf:7.73MB

アジア太平洋地域は、既に核燃料サイクルを有する国から将来的に原子力発電を目指す新興国まで、原子力発電をめぐる各国の状況は多様であり、また地域内には核兵器保有国等も存在するため地政学的状況も複雑である。したがって、地域の不安定化をもたらすことなく円滑に原子力活動を推進するためには、透明性を確保することにより地域内の信頼を醸成することが重要である。こうした認識の下、日本原子力研究開発機構は、1995年より米国エネルギー省及び傘下の国立研究所と共同で透明性の向上を目的とした様々な研究や活動を実施してきた。その取り組みは、透明性概念研究、高速実験炉「常陽」における遠隔監視システムの開発、アジア太平洋安全保障協力会議(CSCAP: The Council for Security Cooperation in the Asia Pacific)における透明性ウェブサイト開発支援、情報共有フレームワークの開発、及び地域内の関係者を広く招いたワークショップの開催等が挙げられる。現在は、これらの過去の研究及び活動の成果を基に、透明性向上を目的とした情報共有の実施フェーズに移行中である。2015年には、アジア太平洋保障措置ネットワーク(APSN)に参画している保障措置・核不拡散専門家を対象として情報共有フレームワークウェブサイトを開設した。本報告書は、原子力機構において20年近くにわたって実施されてきた透明性向上を目的とした研究及びその他の活動について総括し、今後の展開について論じるものである。

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。

論文

Development of active neutron NDA techniques for nuclear nonproliferation and nuclear security, 7; Measurement of DG from MOX and Pu liquid samples for quantification and monitoring

向 泰宣; 小川 剛; 中村 仁宣; 栗田 勉; 関根 恵; Rodriguez, D.; 高峰 潤; 小泉 光生; 瀬谷 道夫

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2016/07

核不拡散用のアクティブ中性子非破壊測定技術開発の一環として、核分裂性核種($$^{239}$$Pu, $$^{241}$$Pu, $$^{235}$$U)の組成比を分析するために、3MeV超のエネルギーを有する遅発$$gamma$$線に着目した遅発$$gamma$$線分光(DGS)法の技術開発を行っている。DGS法の確認試験として、PCDFにおいて、Pu溶液及びMOX粉末試料を用いた遅発$$gamma$$線測定試験を下記の4段階で実施することを計画している。(1)自発核分裂性核種由来の遅発$$gamma$$線測定(パッシブ測定)、(2)速中性子利用による遅発$$gamma$$線測定(アクティブ測定)、(3)DGSI(試料中の自発核分裂性核種由来の中性子作用による遅発$$gamma$$線)測定(パッシブ測定)、(4)熱中性子利用による遅発$$gamma$$線測定(パッシブ測定)。本報告では、PCDFで実施する核物質試料を用いたDGS試験計画について報告する。※本件は、今回のINMMにて開催される核不拡散用アクティブ中性子非破壊測定技術開発(実施窓口:ISCN)のシリーズ発表(全7件)のうち、ISCNから発表の依頼を受け、PCDFで実施する核物質試料を用いたDGS測定試験の目的及び具体的な試験方法について報告するものである。

論文

Production of a radioactive endovascular stents by implantation of $$^{133}$$Xe ions

渡辺 智; 長 明彦; 関根 俊明; 石岡 典子; 小泉 光生; 小嶋 拓治; 長谷川 昭*; 吉井 眞由美*; 岡本 栄一*; 青柳 恵子*; et al.

Applied Radiation and Isotopes, 51(2), p.197 - 202, 1999/08

 被引用回数:7 パーセンタイル:45.67

現在、バルーンやステントを用いた動脈硬化の治療に伴う再狭窄の予防法として、血管内照射法が注目を集めている。本研究では、この血管内照射法に用いる$$^{133}$$Xe放射性ステントを、イオン注入法で製造した。イオン注入は、同位体分離器を用い、$$^{133}$$Xeイオンを40keVまたは60keVに加速して、ステンレス製ステントに注入した。結果として、最大100kBqの$$^{133}$$Xe放射性ステントを製造できた。なお、少数例ではあるが、動物実験において、再狭窄の原因である血管内膜の増殖が本ステントにより抑制されることが確認されている。

口頭

TLDを用いた施設周辺の中性子線量モニタリング

中川 貴博; 高田 千恵; 関根 伸行*; 高安 哲也*; 辻村 憲雄; 百瀬 琢麿

no journal, , 

核燃料サイクル工学研究所のMOX施設では作業環境中に中性子が存在するため、管理区域境界の積算線量モニタリングを行う際、$$gamma$$線に加え中性子線も測定する必要があり、長年サーベイメータにより測定した線量率を用いていたが、平成14年度からTLDを用いた積算中性子線量当量計を新たに導入した。この線量計は、ポリエチレン製の立方体の中心にTLD素子を配置したものである。今回、減速中性子校正場での特性試験と方向特性について追試験を行うとともに、モンテカルロ計算を用いて性能評価を行った。その結果は市販されているサーベイメータとほぼ同じ性能であった。使用実績の一例として示す管理区域境界における中性子線の四半期ごとの積算線量トレンドでは、測定ポイント付近にあった核燃料物質の移動により見られる3か月間あたり0.1mSvという小さな変化もよく観測されている。サーベイメータでの週ごとのモニタリングに加え、積算線量を測定することで、サーベイメータでは検出下限値未満となる低線量の場合でも測定することができ、より細やかな管理が可能である。以上から、本線量計はMOX施設の管理区域境界における中性子線積算線量の測定に適切である。

口頭

MOX施設管理区域境界におけるTLDによる中性子線のモニタリング

中川 貴博; 高田 千恵; 関根 伸行*; 高安 哲也*; 辻村 憲雄

no journal, , 

【はじめに】MOX施設の管理区域境界では、施設の運転状況から線量率が低く変動が小さいことを前提として、サーベイメータでの定期的な線量率測定を管理の基本としている。しかし、微小な線量率変動の影響を加味し、1.3mSv/3月間を超えないことを確認するためには、積算線量計での測定が望ましい。核燃料サイクル工学研究所では、TLDを内蔵した中性子線量当量計を平成14年に導入し、既に運用していた$$gamma$$線用TLDとともに現在まで測定を行ってきた。【性能試験】本線量当量計について、これまでに報告されていない頂点方向入射の方向特性とMOX施設への適用の再確認のためエネルギー特性に関する試験を行った。加えて、モンテカルロ計算(MCNP5)にて詳細な性能評価を行った結果、方向依存は無視できる程小さく、エネルギー特性についても、本線量当量計がMOX施設での積算線量測定に十分な性能であることが確認できた。【運用実績】あるポイントでは、サーベイメータによる測定結果は検出下限値未満であったが、積算線量計を用いることで、微小な線量変動を捉えることができ、きめ細やかな管理が可能であることが確認できた。

口頭

ナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内観察・補修技術の開発,5-1; 高速実験炉「常陽」における高速炉の炉内観察・補修技術の現状

関根 隆; 北村 了一; 前田 幸基; 茶谷 恵治

no journal, , 

高速炉の炉容器内は停止中も常時ナトリウム(約200$$^{circ}$$C)が充填され、$$gamma$$線量率は最大約300Gy/hに達する。また、炉容器内へのアクセスルートも限られているため、炉容器内観察・補修装置には、耐熱性,耐放射線性,遠隔操作性が要求される。「常陽」では、平成19年に確認した炉内干渉物の発生を契機に、炉容器内観察・補修技術開発を進め、さまざまな炉容器内観察・測定・試験を実施し、これらの結果に基づいて再起動計画を検討している。今後、平成26年度の「常陽」の運転再開を目標として、UCSの交換及びMARICO-2試料部の回収を進めるとともに、高速炉の炉容器内の観察・補修技術の開発成果と実績を、「もんじゅ」、実証炉等の保全技術開発に反映する。

口頭

ナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内観察・補修技術の開発,6-1; 高速実験炉「常陽」の原子炉容器内観察・補修技術の現状

北村 了一; 関根 隆; 前田 幸基; 茶谷 恵治

no journal, , 

高速炉の原子炉容器内は停止中もナトリウム(約200$$^{circ}$$C)が充填され、$$gamma$$線量率は最大約300Gy/hに達する。また、原子炉容器内へのアクセスルートも限られ、原子炉容器内観察・補修装置には、耐熱性,耐放射線性,遠隔操作性が要求される。「常陽」では、平成19年に発生した炉内干渉物による燃料交換機能の一部阻害を契機に、原子炉容器内観察・補修技術開発を進め、さまざまな観察・測定・試験を実施し、これらの結果に基づいて燃料交換機能復旧計画を検討している。今後、平成26年度頃の復旧を目標に、UCSの交換及びMARICO-2試料部の回収を進め、高速炉の原子炉容器内観察・補修技術の確立に供するとともに、耐熱性,耐放射線性,遠隔操作性が要求される環境下での観察・補修技術へ反映する。

口頭

FPを含むプルトニウム溶液モニタリング技術に関するフィジビリティスタディ; 概要と計画

関根 恵; 石山 港一; 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は高い放射線量のため接近が困難であり、直接的にPuの継続的な監視や検認を行う技術がない。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。本技術は、再処理プロセス全体のPu濃度モニタリングへの適用が期待できる。本ポスター発表では、本研究の概要、今回試験対象とする東海再処理施設の高放射性廃液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; 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。

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