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論文

ORIGEN and ORIGEN-S libraries produced from JENDL-5

今野 力; 河内山 真美; 林 宏一

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

昨年公開されたJENDL-5には放射化計算で使うデータも入っている。そこで、放射化計算でJENDL-5を使うことができるようにするため、放射化計算コードORIGENとORIGEN-SのライブラリをJENDL-5から作成した。また、比較のためにJENDL/AD-2017からも同様のライブラリを作成した。作成したライブラリを使ってJPDRの放射化計算を行い、作成したライブラリに問題がないことを確認した。

論文

埋設処分に向けた研究炉の放射能評価計算とその適用方法について

河内山 真美

核データニュース(インターネット), (133), p.76 - 81, 2022/10

日本原子力学会2022年秋の大会での「シグマ」調査専門委員会と核データ部会の合同セッションにおける発表の概要を「核データニュース」誌に寄稿した。原子力機構では、研究施設等廃棄物の埋設処分に必要な研究炉の解体廃棄物の計算による放射能インベントリの評価手法を検討している。近年、JENDL-4.0及びJENDL/AD-2017などを基に作成したライブラリを導入して放射能評価計算を実施しており、その検討状況について紹介する。また、計算で得られた結果から、埋設事業に必要な埋設処分区分の判定や重要核種の選定の評価を行う方法について紹介した。

報告書

試験研究用原子炉から発生する解体廃棄物に対する理論計算法による放射能濃度の共通的な評価手順

岡田 翔太; 村上 昌史; 河内山 真美; 出雲 沙理; 坂井 章浩

JAEA-Testing 2022-002, 66 Pages, 2022/08

JAEA-Testing-2022-002.pdf:2.46MB

日本原子力研究開発機構は、我が国の研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物の埋設事業の実施主体である。これらの廃棄物中の放射能濃度は、廃棄物埋設地の設計や埋設事業の許可申請をする上で必要な廃棄物情報である。埋設事業の処分対象となる廃棄物は、施設の解体に伴って発生する解体廃棄物が多くを占めている。このため、埋設事業センターでは、試験研究用原子炉の解体廃棄物を対象として、理論計算法による放射能濃度の評価手順の検討を行い、試験研究用原子炉に共通的な評価手順についてとりまとめた。本書で示す手順は、放射化計算により放射能インベントリを決定し、その妥当性を評価した後、処分区分の判定並びに処分区分毎の総放射能及び最大放射能濃度を整理するというものである。放射能インベントリの決定においては、まず2次元又は3次元の中性子輸送計算コードを用いて原子炉施設の各領域における中性子束及びエネルギースペクトルを計算する。その後、それらの計算結果に基づき、放射化計算コードを用いて、140核種を対象として放射化放射能を計算する。本書では、中性子輸送計算コードとして、2次元離散座標計算コードのDORT、3次元離散座標計算コードのTORT又はモンテカルロ計算コードのMCNPとPHITS、放射化計算コードとしてORIGEN-Sを使用することを推奨する。その他、利用を推奨する断面積データライブラリや計算条件等についても示す。評価手順のとりまとめに際しては、日本原子力研究開発機構外部の試験研究用原子炉の設置者と定期的に開催している会合において、各事業者が共通的に利用できるようについて意見交換を実施した。本書で示す手順は、今後の埋設事業の進捗や埋設事業に係る規制の状況等を反映して、適宜見直し及び修正をしていく予定である。

報告書

DORTコード及びMCNPコードを用いた試験研究炉の放射能評価手法の検討

河内山 真美; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2022-009, 56 Pages, 2022/06

JAEA-Technology-2022-009.pdf:4.15MB

試験研究炉の解体によって発生する低レベル廃棄物を埋設処分するためには、廃棄物に含まれる放射能インベントリを評価することが必要であり、各研究炉の所有者が共通の放射能評価手法を使用することが、埋設処分の事業許可申請に対応する上で効率的である。本報では、解体で発生する放射化廃棄物の埋設処分に共通的に利用できる放射能評価手法を検討することを目的として、立教大学研究用原子炉について中性子輸送計算及び放射化計算を実施した。中性子輸送計算はJENDL-4.0を基に作成した断面積ライブラリを使用し、Sn法のDORTコード及びモンテカルロ法のMCNPコードを用いて実施した。放射化計算は、JENDL/AD-2017と中性子輸送計算で求めたスペクトルを基に作成した3群断面積ライブラリを使用し、SCALE6.0に含まれるORIGEN-Sにより実施した。DORTコード及びMCNPコード並びにORIGEN-Sコードを用いた放射化計算の結果と放射化学分析による放射能濃度を比較したところ、概ね0.4倍$$sim$$3倍程度であることを確認した。測定値と計算値の差を適切に考慮することにより、DORT及びMCNP並びにORIGEN-Sによる放射化放射能の評価方法が埋設処分のための放射能評価に適用できることがわかった。また、解体で発生する廃棄物をその放射能レベルに応じてクリアランス又は埋設処分方法で区分するため、コンクリート領域及び黒鉛サーマルカラム領域の2次元放射能濃度分布の作成も行った。

論文

SCALE6.2 ORIGEN library produced from JENDL/AD-2017

今野 力; 河内山 真美; 林 宏一

JAEA-Conf 2021-001, p.132 - 137, 2022/03

原子炉施設廃止措置用放射化断面積ファイルJENDL/AD-2017からSCALE6.2のORIGEN用多群ライブラリをAMPX-6コードで作成した。作成した多群ライブラリの検証のために、そのライブラリとSCALE6.2のORIGENでJPDRの放射化計算を行ない、作成したライブラリに問題がないことを確認した。

報告書

浅地中処分のためのJPDR生体遮蔽コンクリートの放射能評価手法の検討

河内山 真美; 岡田 翔太; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2021-010, 61 Pages, 2021/07

JAEA-Technology-2021-010.pdf:3.56MB
JAEA-Technology-2021-010(errata).pdf:0.75MB

原子炉施設の解体廃棄物の浅地中処分にあたっては、廃棄物中の放射能インベントリを評価することが必要である。本報では、JPDRの解体で発生した生体遮蔽コンクリートのうち炉心に近い部分について、浅地中処分のための放射能評価手法を検討するとともに、埋設処分の際の処分区分を判断するために、計算による放射能評価を行った。本計算では、中性子/光子輸送計算コードDORTと核種生成消滅計算コードORIGEN-Sを用いて放射化放射能計算を行い、対象コンクリートの放射能濃度を評価した。DORT計算ではJENDL-4.0から作成されたMATXSLIB-J40ファイルから断面積ライブラリを作成し、ORIEGN-Sでは、SCALE6.0付属の断面積ライブラリを用いた。評価した放射能濃度を過去の報告書における測定値と比較したところ、半径方向においては数倍程度高い場所があったものの全体的に傾向が一致しており、垂直方向においては大変よく一致することが確認できた。また、対象コンクリート廃棄物の平均放射能濃度Di(Bq/t)と浅地中処分で評価対象とされている140核種に対する基準線量相当濃度の試算値Ci(Bq/t)を比較評価した結果、対象コンクリート廃棄物は全体の約2%を除けばトレンチ処分が可能であると見通しが得られた。さらに、核種毎の相対重要度(Di/Ci)から、トレンチ処分における重要核種を予備的に選定した結果、H-3, C-14, Cl-36, Ca-41, Co-60, Sr-90, Eu-152, Cs-137の8核種を重要核種として選定した。

報告書

JRR-2, JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

飛田 実*; 原賀 智子; 佐々木 誉幸*; 関 晃太郎*; 大森 弘幸*; 河内山 真美; 下村 祐介; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2019-016, 72 Pages, 2020/02

JAEA-Data-Code-2019-016.pdf:2.67MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する研究施設等廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJRR-2、JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物から分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成28年度から平成30年度に取得した25核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{36}$$Cl, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{94}$$Nb, $$^{93}$$Mo, $$^{99}$$Tc, $$^{108m}$$Ag, $$^{126}$$Sn, $$^{129}$$I, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu, $$^{154}$$Eu, $$^{233}$$U, $$^{234}$$U, $$^{238}$$U, $$^{238}$$Pu, $$^{239}$$Pu, $$^{240}$$Pu, $$^{241}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。

論文

Performance of a remotely located muon radiography system to identify the inner structure of a nuclear plant

藤井 啓文*; 原 和彦*; 橋本 就吾*; 伊藤 史哲*; 角野 秀一*; Kim, S.*; 河内山 真美; 永嶺 謙忠*; 鈴木 厚人*; 高田 義久*; et al.

Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2013(7), p.073C01_1 - 073C01_20, 2013/07

 被引用回数:25 パーセンタイル:76.83(Physics, Multidisciplinary)

The performance of a muon radiography system designed to image the inner structure of a nuclear plant located at a distance of 64 m is evaluated. We conclude that there is an absence of fuel in the pressure vessel during the measurement period and profile the fuel material placed in the storage pool. The obtained data also demonstrate the sensitivity of the system to water-level changes in the reactor well and the dryer-separator pool. It is expected that the system could easily reconstruct a 2 m cubic fuel object. By operating multiple systems, typically four identical systems, viewing the reactor form different directions simultaneously, detection of a 1 m cubic object should be achievable within a period of a few months.

報告書

実放射性廃棄物試料の非破壊測定による多重ガンマ線測定装置の性能評価

河内山 真美; 原賀 智子; 亀尾 裕; 高橋 邦明

JAEA-Technology 2011-038, 26 Pages, 2012/02

JAEA-Technology-2011-038.pdf:2.94MB

廃棄体の合理的な放射能評価方法の確立に必要である廃棄物の放射能データ収集のために、多くの放射性廃棄物試料を効率よく分析できる簡易・迅速な放射能分析・測定技術の開発を進めている。その一環として、ガンマ線放出核種の非破壊測定の検討を行っており、Ge検出器とBGO検出器を組合せた検出器ユニットを4台同時に用いた「多重ガンマ線測定装置」を新たに構築した。この装置では、Ge検出器とBGO検出器の組合せによるコンプトン散乱低減に加え、カスケード崩壊で連続的に放出されるガンマ線を複数のGe検出器で同時に検出することにより、そのエネルギーの組合せから核種を特定する。多重ガンマ線測定装置を多量のCo-60を含む実廃棄物試料に適用したところ、従来のGe検出器に比べ、試料中に含まれる対象核種の検出限界が1/4から1/12に低減した。また、同試料中のNb-94の放射能定量を行い、放射化学分離を用いた定量値と比較したところ、15%以内で値が一致しており、本装置が定量測定に有効であることを確認した。

口頭

実廃棄物試料に対する多重$$gamma$$線測定装置の適用性評価; 金属廃棄物試料の検出限界

河内山 真美; 原賀 智子; 亀尾 裕; 高橋 邦明

no journal, , 

研究施設等から発生する廃棄物の処分に向けて、簡易・迅速な放射能測定法の検討を行っている。非破壊$$gamma$$線測定については4台のゲルマニウム検出器とBGO検出器とを組合せた多重$$gamma$$線測定法の適用を進めており、今回、原子炉の燃料プール浄化系配管から採取した廃棄物試料への適用性を評価した。廃棄物中の評価対象核種として、$$gamma$$線放出核種は、$$^{60}$$Coのほか、$$^{94}$$Nb, $$^{rm 166m}$$Ho, $$^{rm 108m}$$Agなどが選定されている。これら核種について、多重$$gamma$$線測定と従来のゲルマニウム検出器測定の結果を比較したところ、検出限界が1/6から1/12程度に低減することがわかった。

口頭

長半減期核種を対象とする回転電場偏向型共鳴電離質量分析法の開発; レーザーアブレーションによる原子化法を用いた測定試験

河内山 真美; 石森 健一郎; 利光 正章; 片山 淳; 齋藤 直昭*; 大村 英樹*; 高橋 邦明

no journal, , 

原子力機構では、廃棄物中の長半減期核種を対象とする回転電場偏向型質量分析法の開発を進めてきた。本研究では、固体試料を直接測定することを目的に、これまでの装置でフィラメント加熱を行っていた原子化部を、パルスナノ秒レーザーを用いたレーザーアブレーションを適用するためのシステムに改良し、Caを含有する固体試料を用いた試験を実施した。レーザーアブレーションにより試料から生じたCa原子プルームに、600nmのレーザー光を照射して生成したイオンを質量分析しCa同位体を検出した。Ca-40,42,43,44,48の安定同位体が天然同位体存在度と比べて7%以内で測定できることから、レーザーアブレーションによる原子化法を組み合わせた回転電場偏向型共鳴電離質量分析装置の基本性能を確認できた。

口頭

研究施設等廃棄物の廃棄体確認方法の開発,2; 金属試料に対する放射化学分析スキームの構築

下村 祐介; 河内山 真美; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

no journal, , 

放射性廃棄物の処分に向けて、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法を構築するために、廃棄物試料の放射能データの取得を進めている。研究施設のうち試験研究用原子炉では、炭素鋼やステンレス鋼とともに、アルミニウム(Al)が構造材に使用されているため、これら種々の金属廃棄物に適用できる分析スキームを構築する必要がある。そこで本報告では、これまでに炭素鋼やステンレス鋼を対象に構築した分析スキームを基に、新たにAlにも適用可能な分析スキームを構築した。構築したスキームを用いて、試験研究用原子炉(JRR-2及びJRR-3)から発生した金属廃棄物(炭素鋼, ステンレス鋼, Al合計10試料)の放射能データの取得を行い、回収率や操作性等から、本スキームの有効性を確認することができた。

口頭

MAXS/AD-2017多群ライブラリ作成とその検証

今野 力; 河内山 真美

no journal, , 

2018年に公開されたJENDL原子炉施設廃止措置用放射化断面積ファイル2017(JENDL/AD-2017)のMAXSフォーマットの多群ライブラリMAXS/AD-2017をPREPRO2018コードで作成した。作成したMAXS/AD-2017の検証として、MAXS/AD-2017からORIGEN-Sのライブラリを作成し、ORIGEN-Sで原子力機構JPDRの放射化解析を行なった。

口頭

JPDR生体遮蔽コンクリートの放射化計算とレンチ埋設に向けた放射能評価手法の検討

河内山 真美; 坂井 章浩; 今野 力

no journal, , 

動力試験炉JPDRの生体遮蔽コンクリートを対象にDORTおよびORIGEN-Sコードを用いて放射化計算を行い、測定値と比較した上で計算値によるトレンチ処分の放射能濃度の確認手法を検討した。

口頭

JENDL/AD-2017のSCALE6.2のORIGEN用多群ライブラリ作成

今野 力; 河内山 真美

no journal, , 

原子炉施設廃止措置用放射化断面積ファイルJENDL/AD-2017からSCALE6.2のORIGEN用多群ライブラリをAMPX-6コードで作成した。そのライブラリとSCALE6.2のORIGENでJPDRの放射化計算を行ない、作成した多群ライブラリに問題がないことを確認した。

口頭

廃止措置放射化評価のためのDORT計算での群構造検討

今野 力; 河内山 真美

no journal, , 

原子炉施設の廃止措置の放射化評価結果はその計算で使う中性子束で大きく変わる。中性子束をDORTコードで計算する場合、中性子の群構造で中性子束がどのように変わるかを調べた。SCALE6.2コード付属のORIGENライブラリの群構造である200群,56群,49群,47群,44群と、以前のJPDRの解析で使われた48群を対象とし、原子力機構JPDRの生体遮蔽コンクリート中の中性子スペクトルをJENDL-4.0とDORTコードで計算し、MCNP計算結果との比較を行った。200群の熱中性子束はMCNPとほぼ同じ結果になったが、48群の熱中性子束は20%程度過小、47群の熱中性子束は30%程度過小、56群,49群,44群の熱中性子束は50%以上も過小になることがわかった。

口頭

原子炉の廃止措置における放射化断面積データの現状と利用,4; 埋設処分に向けた研究炉廃棄物の放射化計算の検討状況

河内山 真美; 坂井 章浩

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、研究施設等廃棄物の埋設処分に係る検討の一環として、研究炉の解体によって発生する廃棄物の計算による放射能インベントリの評価手法を検討している。研究炉の放射能評価では、炉内の中性子輸送計算を実施し、得られた中性子スペクトルを用いてORIGEN-Sコードによる炉内構造物の放射化計算を実施する方法を検討してきた。近年、JENDL-4.0及びJENDL/AD-2017などを基に作成したライブラリを導入して評価を実施しており、その検討状況について紹介する。また、JPDRの解体で発生した生体遮蔽コンクリートのうち保管されているものを対象に、放射能評価計算で得られた結果の埋設処分への適用方法について紹介する。

口頭

JENDL-5から作成したORIGENとORIGEN-S用放射化ライブラリ

今野 力; 河内山 真美; 林 宏一

no journal, , 

2021年に公開されたJENDL-5の放射化計算コードORIGEN, ORIGEN-Sでの利用を可能とするため、両コード用の放射化ライブラリをJENDL-5から作成した。作成したライブラリを用いたJPDRの放射化計算結果は、ORIGEN, ORIGEN-S付属のライブラリによる計算結果と同等であることから、作成したライブラリに問題がないことを確認した。

口頭

研究施設等廃棄物の埋設に向けて; 試験研究炉の放射能評価手法の検討

河内山 真美; 富岡 大; 戸塚 真義*; 仲田 久和; 坂井 章浩

no journal, , 

日本原子力研究開発機構は、国内の研究機関や医療機関等から発生する低レベル放射性廃棄物の埋設処分事業の計画を進めている。試験研究炉の解体に伴い発生する放射性廃棄物を埋設処分するためには、廃棄物中の放射能濃度を評価することが必要となる。研究炉から発生する解体廃棄物についての放射能評価手法の検討状況について報告する。

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