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近藤 恭弘; 浅野 博之*; 千代 悦司; 平野 耕一郎; 石山 達也; 伊藤 崇; 川根 祐輔; 菊澤 信宏; 明午 伸一郎; 三浦 昭彦; et al.
Proceedings of 28th International Linear Accelerator Conference (LINAC 2016) (Internet), p.298 - 300, 2017/05
J-PARC加速器の要素技術開発に必要な3MeV H
リニアックを構築した。イオン源にはJ-PARCリニアックと同じものを用い、RFQは、J-PARCリニアックで2014年まで使用したものを再利用している。設置作業の後、2016年6月からRFQのコンディショニングを開始した。このRFQは様々な問題を克服し、なんとか安定運転に達していたが、2年間運転できなかったので再度コンディショニングが必要であった。現状定格のデューティーファクタでは運転できてはいないが、短パルスならばビーム運転可能となっている。この論文では、この3MeV加速器のコミッショニングと最初の応用例であるレーザー荷電変換試験の現状について述べる。
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.
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 
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.
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。
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.
Ti
Zr
の水素吸蔵特性に与える影響Kim, H.*; 榊 浩司*; 浅野 耕太*; 池田 一貴*; 大友 季哉*; 町田 晃彦; 綿貫 徹; 中村 優美子*
日本金属学会誌, 79(3), p.131 - 136, 2015/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Metallurgy & Metallurgical Engineering)VTiZrの高温からの焼き入れ速度が水素吸蔵特性に及ぼす影響について調べた。焼き入れ速度の速いVTiZr-FQは、焼き入れ速度の遅いVTiZr-SQに比べて高い水素吸蔵圧力を示した。さらにVTiZr-SQは比較的平坦なプラトーを示したが、VTiZr-FQのプラトーは傾斜していた。VTiZr-FQの水素吸蔵圧力は15サイクルの間に徐々に減少したが、VTiZr-SQでは1サイクル目で若干低い吸蔵圧を示しただけで、15サイクルの間でほとんど変化しなかった。VTiZrD
-FQ及びVTiZrD-SQの平均構造には差が見られなかったが、二体分布関数では55
以上の領域で局所構造に差が見られた。
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。
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。
勝山 千恵*; 梨本 裕晃*; 永翁 一代*; 石橋 朋剛*; 古田 一期*; 木下 剛*; 吉川 英樹; 青木 和弘; 浅野 貴博*; 佐々木 祥人; et al.
FEMS Microbiology Ecology, 86(3), p.532 - 543, 2013/12
被引用回数：14 パーセンタイル：36.72(Microbiology)嫌気性微生物活性は地下環境に影響を与える。本研究では140mの深度の2つのボアホールから低酸素濃度の地下水を採取し脱窒菌とメタン生成菌の活性について調査した。脱窒菌活性は
Nをトレーサとしてボアホール環境にて測定し、メタン生成菌については16S rRNAの遺伝子解析により存在を確認した。メタンの安定同位体の分析値から溶存メタンは微生物活用由来であることが分かったが、本メタン生成菌の培養中には発生が確認できなかった。地下140m深の地下水中には酸素が含まれておらず、Ehが-144から6.8mVを示し、脱窒菌の活性が有意な環境であることが分かった。
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。
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
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、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。
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。
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。
能見 貴佳; 長谷 竹晃; 蜷川 純一; 中島 真司; 丸山 創; 浅野 隆; 藤原 茂雄
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), 8 Pages, 2011/11
JNC-1サイトでは、2008年8月から、プルトニウム取扱施設を有するサイトとしては世界で初めて、統合保障措置が適用された。JNC-1サイト統合保障措置アプローチは、保障措置の効果及び効率化の向上を目指すとともに、施設者にとっても、検認活動の効率化を図ることにより、検認活動による施設操業への影響を低減するメリットが得られるように開発された。本アプローチは、当初より3年後にその有効性について評価を行うことになっており、原子力機構としても、施設者の観点でJNC-1サイトの2つのMOX燃料製造施設(PPFF/PFPF)に対して、これまでのランダム査察等の対応実績をもとに、統合保障措置適用効果に関する評価を実施した。その結果、それぞれの施設で統合保障措置の適用効果は異なっており、これは施設の特徴、設備の自動化レベル及び保障措置システムの高度化レベル等の違いにより生じていることを確認した。本報告書では、施設者の観点からのMOX燃料施設に対する統合保障措置適用の評価結果及び今後の統合保障措置の運用等に関する課題について報告する。
蜷川 純一; 浅野 隆; 長谷 竹晃; 中島 真司; 能見 貴佳; 藤原 茂雄
Proceedings of INMM 52nd Annual Meeting (CD-ROM), 8 Pages, 2011/07
日本の保障措置は、2004年9月に統合保障措置(IS)に移行した。PFPFを含むJNC-1サイトにおけるISアプローチは、査察効果を低減することなく効率を向上させるために、新型保障措置システムを最適に組合せるとともに、新たな査察概念であるランダム査察を適用することにより開発され、2008年8月に適用された。原子力機構は、施設者の観点からISアプローチ適用後約3年間の実績をもとに、PFPFにおけるISアプローチの有効性を評価した。その結果、PFPFにおける検認活動の効率化及び施設運転への影響の低減が図られたことを確認した。このことから、PFPFにおけるISアプローチは、査察者のみならず、施設者にとっても有効なものであると評価できる。一方で、査察者も、本アプローチの有効性を評価し、その結果に基づき見直しを検討している。原子力機構は、今後、ISアプローチの有効性の維持又は向上に資するため、査察者と連携し、本見直しに取り組むことが必要であると考える。
Hoffheins, B.; 宮地 紀子; 浅野 隆; 長谷 竹晃; 石山 港一; 木村 隆志; 小谷 美樹
Proceedings of INMM 52nd Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2011/07
日本の原子力平和利用について追加議定書やIAEAの拡大結論の結果に続き、査察の効率性を高め、申告の正確性と完全性を確かなものとするため、統合保障措置の適用に向けて、日本政府と施設運転者はIAEAとともに取り組んできた。これらの保障措置アプローチは、非立会のサーベイランスや非破壊分析測定,自動化された核物質計量,ソリューションモニタリングや遠隔監視のような先進的な技術の導入に依存するところが多い。これらの技術は、ランダム中間査察を可能にし、また、核物質計量と査察活動に必要な努力のレベルを低減化した。運転や査察のプロセスにおける先進的な技術の影響をより広範に理解することは、より良いシステム設計や既存システムの評価を支援する評価手法の開発に有用である。
長谷 竹晃; 中島 真司; 浅野 隆; 藤原 茂雄; Menlove, H. O.*; Swinhoe, M. T.*; Browne, M. C.*
Journal of Nuclear Materials Management, 39(3), p.4 - 10, 2011/04
The JAEA has worked on high-accuracy measurement of plutonium mass by NDA under a joint study program with the LANL in order to improve the effectiveness and efficiency of safeguards. We have developed the Epithermal Neutron Multiplicity Counter, and improved the accuracy of high resolution -ray spectrometer. It was confirmed that total measurement uncertainty of plutonium mass reached to about 0.7%. It can be expected that that would improve the measurement accuracy of scrap samples with low homogeneity and reduce the number of required destructive assay samples.
近藤 孝文*; 浅野 晃*; Yang, J.*; 法澤 公寛*; 高橋 憲司*; 田口 光正; 永石 隆二; 加藤 隆二*; 吉田 陽一*
Radiation Physics and Chemistry, 78(12), p.1157 - 1160, 2009/12
被引用回数：28 パーセンタイル：85.84(Chemistry, Physical)ナノ秒及びピコ秒のパルスラジオリシス法を用いて、アンモニア系のイオン液体(DEMMA-TFSI, DEMMA-BF4, TMPA-TFSI, PP13-TFSI, P13-TFSI and P14-TFSI)中の溶媒和電子の吸収スペクトル並びに反応挙動を研究した。吸収スペクトルはすべてのイオン液体で1100nmに吸収ピークをもち、そのモル吸光係数は1.5-2.3
10
dm
mol
cmであった。溶媒和電子とピリジンとの反応の速度定数は1.5-3.510
dmmolsで、粘性係数から評価した拡散律速に比べ1桁大きな値を示した。また、溶媒和前の電子もピリジンと反応し、溶媒和電子に比べて3桁も大きい速度定数7.910
dmmolsを得た。
長谷 竹晃; 浅野 隆; 藤原 茂雄; 高橋 三郎
Proceedings of INMM 50th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2009/00
統合保障措置手法の適用に伴い、核燃料サイクル工学研究所における査察は、計画的な日時に実施されていた中間査察から、新たな試みである短期通告にて実施されるランダム査察へ移行した。MOX燃料施設(PPFF/PFPF)のおける従来の中間査察は、施設運転停止状態で実施されていたのに対し、ランダム査察は、施設運転状態にて査察を実施することを前提として、検討査察による施設運転への影響を低減させるため、原子力機構は、施設者の立場からさまざまな提案を行った。ランダム査察適用後、核物質を管理する部署にとっては、日々の待機要員の確保及び査察当日における短期間での申告情報の作成等が新たに必要となった。しかしながら、施設全体で見た場合、査察による施設運転停止日数は、大幅に低減している。本件では、MOX燃料施設(PPFF/PFPF)における施設運転状態で短期通告にて実施されるランダム査察について、査察による施設運転への影響を低減するために行った原子力機構の取り組み及びその効果について、施設者の観点から報告する。
浅野 隆; 藤原 茂雄; 高橋 三郎; 長谷 竹晃; 福原 純一; 小谷 美樹; 木村 隆志; 三浦 靖
Proceedings of INMM 50th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2009/00
国際保障措置は、非核兵器保有国である日本にとって、核物質取扱いに対する国際的なコンセンサスを得るための不可欠な対応である。一方で、再処理工場やMOX燃料製造施設を有する核燃料サイクル工学研究所にとっては、保障措置活動により施設運転への影響を最小限とするために、効率的かつ効果的な保障措置アプローチの適用が重要である。核燃料サイクル工学研究所では、これまでに再処理施設及びMOX燃料製造施設にて実施した保障措置技術開発成果(査察官非立会システム,遠隔監視システム,高頻度なMUF評価等)を有効的に活用するとともに、短期通告によるランダム査察という新たな手法を導入することにより、保障措置の効果を損なうことなく効率化を目指すこという目標で統合保障措置アプローチの開発を国及びIAEAと協力して実施した。本件は、核燃料サイクル工学研究所における統合保障措置アプローチの開発にあたり、原子力機構が施設者の観点でどのような協力を行ったか、また、このアプローチが施設者にどのような影響を与えたかについて報告する。
