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藤 暢輔; 大図 章; 土屋 晴文; 古高 和禎; 北谷 文人; 米田 政夫; 前田 亮; 小泉 光生
Proceedings of INMM & ESARDA Joint Virtual Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2021/08
Since neutrons have exceptional ability to penetrate high-density materials and can induce fission, they are used in non-destructive analysis such as, Differential Die-Away Analysis (DDA), Prompt Gamma-ray Analysis (PGA) and Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA). The different analytical methods give us complementary information, which are particularly useful for the quantification of Special Nuclear Materials in highly radioactive nuclear materials, including spent fuel. The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission are collaborating to develop an active neutron NDA system for nuclear non-proliferation and nuclear security. In the second phase of the project, an integrated active neutron NDA system: Active-N which enables the simultaneous measurements of DDA, PGA and NRTA has been developed. The DDA detects fission neutrons, and it can determine small amounts of the fissile mass. PGA is utilized for the quantification of neutron absorber and particularly useful for the detection of explosives. NRTA can be used to quantify almost all medium and high-Z elements and considered as one of the most accurate NDA. In this presentation, we will provide an overview of Active-N and report the recent experimental results. This research was implemented under the subsidy for nuclear security promotion of MEXT: Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology.
藤 暢輔; 大図 章; 土屋 晴文; 古高 和禎; 北谷 文人; 米田 政夫; 前田 亮; 小泉 光生
Proceedings of INMM 60th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2019/07
Nuclear material accountancy plays a key role in nuclear safeguards and security. The collaboration between the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission aims to develop an active neutron NDA system for Special Nuclear Materials (SNM) and Minor Actinides (MA) in highly radioactive nuclear materials. Several active neutron NDA techniques, namely Differential Die-Away Analysis (DDA), Prompt Gamma-ray Analysis (PGA), Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA), Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) and Delayed Gamma-ray Analysis (DGA) have been developed. The different methods can provide complementary information. In the first phase of the project, we developed a combined NDA system, which enables the simultaneous measurements of DDA and PGA. The DDA technique can determine very small amounts of the fissile mass. PGA is valuable for the measurement of light elements. In the second phase, we will continue to conduct additional research to improve the methodology and develop a new integrated NDA system which can use for NRTA as well as DDA and PGA. In this presentation, we will provide an overview of the project and report the recent results, especially the design of new integrated NDA system. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.
大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 藤 暢輔; 小泉 光生; 瀬谷 道夫
Proceedings of 2017 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2017) (Internet), 4 Pages, 2018/11
A Differential Die-away Analysis (DDA) system using a compact pulsed neutron (14 MeV) generator has been newly developed for non-nuclear proliferation and nuclear security in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The DDA system was designed to be able to detect a nuclear fissile material (Pu-239) of as low as 10 mg and to handle samples of a different volume: a vial bottle (20 mL), a pail container (20 L), through a Monte Carlo simulation. In the DDA system, the Fast Neutron Direct Interrogation (FNDI) technique, which utilizes fast neutrons for interrogation, was applied to measure the amount of fissile mass contained in the sample. The fundamental performance of the DDA system was investigated in the demonstration experiment. The simulation results show that the Pu-239 masses of less than 10 mg can be detected in the DDA system. The results of the experiment are discussed and compared with those of the simulation.
仲吉 彬; 鈴木 誠矢; 岡村 信生; 渡部 雅之; 小泉 健治
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1119 - 1129, 2018/10
被引用回数：2 パーセンタイル：19.17(Nuclear Science & Technology)Treatment policies for debris from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is not decided, however, any policies may include medium and long term storages of debris. Dry storages may be desirable in terms of costs and handlings, but it is necessary to assess generating hydrogen during storages due to radiolysis of accompanied water with debris before debris storages. Al
O
, SiO, ZrO, UO and cement paste pellets as simulated debris were prepared, which have various porosities and pore size distribution. Weight changes of wet samples were measured at various drying temperatures (100, 200, 300, and 1000
C) using a Thermogravimetry, under helium gas flow (50 cc/min) or reduced pressure conditions (reducing pressure rate: 200 Pa in 30 min). From the results, drying curves were evaluated. There is a possibility that cold ceramics can predict drying behaviors of ceramics debris as a simulation because all of the ceramics pellets generally showed similar drying characteristics in this experiment. The cement paste pellets indicated different behavior compared to the ceramics pellets, and the drying time of the cement paste pellets was longer even in 1000C conditions. It is necessary to decide the standard level of the dry state for a drying MCCI products which may be accompanied by concrete.
藤 暢輔; 大図 章; 土屋 晴文; 古高 和禎; 北谷 文人; 米田 政夫; 前田 亮; 小泉 光生; Heyse, J.*; Paradela, C.*; et al.
Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2018/07
Nuclear material accountancy is of fundamental importance for nuclear safeguards and security. However, to the best of our knowledge, there is no established technique that enables us to accurately determine the amount of Special Nuclear Materials (SNM) and Minor Actinides (MA) in high radioactive nuclear materials. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission Collaboration Action Sheet-7 started in 2015. The purpose of this project is to develop an innovative non-destructive analysis (NDA) system using a D-T pulsed neutron source. Active neutron NDA techniques, namely Differential Die-Away Analysis (DDA), Prompt Gamma-ray Analysis (PGA), Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA), Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) and Delayed Gamma-ray Analysis (DGA) have been studied and developed. The different methods can provide complementary information which is particularly useful for quantification of SNM and MA in high radioactive nuclear materials. The second phase of the project has started. In the second phase, we will continue to conduct additional research to improve the methodology and develop an integrated NDA system. This presentation gives an overview of the project and the NDA system and reports the recent results. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.
藤 暢輔; 大図 章; 土屋 晴文; 古高 和禎; 北谷 文人; 米田 政夫; 前田 亮; 呉田 昌俊; 小泉 光生; 瀬谷 道夫; et al.
EUR-28795-EN (Internet), p.684 - 693, 2017/00
In 2015, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission collaboration started to develop an active neutron non-destructive assay system for nuclear nonproliferation and nuclear security. To the best of our knowledge, no adequate technique exists that allows us to determine the amount of special nuclear materials and minor actinides in high radioactive nuclear materials, such as spent fuel, transuranic waste, etc. The collaboration aims at contributing to the establishment of an innovative NDA system using a D-T pulsed neutron source for various applications. We utilize several active neutron NDA techniques, namely Differential Die-Away Analysis (DDA), Prompt Gamma-ray Analysis (PGA), Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA), Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) and Delayed Gamma Spectroscopy (DGS). All of these techniques have advantages and disadvantages. The different methods can provide complementary information which is particularly useful for nuclear nonproliferation and nuclear security. In this project, we have developed a combined NDA system, which enables the measurements of DDA and PGA, at NUclear fuel Cycle safety Engineering research Facility (NUCEF) in JAEA. In this presentation, we will introduce our project and report the recent progress of developments, especially in NRTA, DDA and PGA.
大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 呉田 昌俊; 小泉 光生; 瀬谷 道夫
Proceedings of 2016 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2016) (Internet), 4 Pages, 2016/00
原子力機構では、MA核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃料や共存物質が多数含まれるため従来の測定技術では測定が困難な難測定核物質を対象として、中性子源を用いた次世代の非破壊測定技術の開発に着手した。その測定技術は、核分裂性核種の総質量を計測するダイアウェイ時間差分析法(DDA)、固体物質を核種分析する中性子共鳴透過分析法(NRTA)、計測妨害物質等を分析する即発
線スペクトル分析(PGA)または中性子共鳴捕獲分析法(NRCA)、及び核種組成比を分析する遅発線スペクトル分析(DGS)法から構成される。それらの技術を相補的に組み合わせることよって難測定核物質の測定を目指している。本報では、その測定技術開発の中で核分裂性物質量の高精度測定を目指して設計した次世代型DDA装置部の構造、及び シミュレーションによる設計性能に関して報告する。
呉田 昌俊; 小泉 光生; 大図 章; 土屋 晴文; 古高 和禎; 瀬谷 道夫
核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/12
原子力機構は、欧州委員会共同研究センター(EC-JRC)との国際共同研究による核不拡散分野用途の「アクティブ中性子非破壊測定技術開発」に着手した。本研究課題の最終目標は、MA核変換用MA-Pu燃料など高線量核燃料の非破壊測定装置への適用を目指した核物質測定技術を確立することである。高線量核燃料の非破壊測定については、Pu-240等が放出する中性子に着目した同時計数法など従来のパッシブ測定技術の適用が困難となることが予想されている。しかし、これまで系統的に研究は成されておらず、計測技術が確立していない課題があった。本研究課題では、アクティブ中性子法であるDDA法, NRTA法, PGA/NRCA法, DGS法による核物質測定技術の研究開発を行う。本報では、開発計画と統合試験装置(Active-N)の設計研究について報告する。
小栗 英知; 大越 清紀; 池上 清*; 山崎 宰春; 高木 昭*; 小泉 勲; 上野 彰
JPS Conference Proceedings (Internet), 8, p.011009_1 - 011009_6, 2015/09
A cesium-free negative hydrogen ion source driven with a LaB6 filament is being operated for J-PARC. The ion source has been providing a beam for approximately eight years without any serious troubles. The source plasma is produced by an arc discharge and confined by a multi-cusp magnetic field produced by permanent magnets surrounding the chamber wall. The ion source has been operated in two different modes such as low current mode of 19 mA and high current mode of 32 mA. Continuous operation for about six weeks and about one week was achieved in low and high current mode, respectively. After the operation, we replace the filament by a brand-new one to prevent the filament from failing during the operation. The required time for the replacement including the filament degassing process, the vacuuming and the conditioning operation is about 15 hours.
山路 達也*; 小泉 安郎; 山崎 康平*; 大竹 浩靖*; 長谷川 浩司*; 大貫 晃*; 金森 大輔*
混相流シンポジウム2015講演論文集(USB Flash Drive), 2 Pages, 2015/08
PWR小破断冷却材喪失事故時に、過渡的な炉心水位低下をもたらすことが懸念されている、蒸気発生器上昇流側U字管内冷却水滞留を調べることを目的として、凝縮を伴う垂直管内気液対向流の蓄水挙動を実験により調べた。実験は、内径18mm、長さ4mの垂直円管を試験流路として、蒸気と水を用いて圧力0.1MPaの下で行われた。透明管による可視化、及び、真鍮管を用いた蓄水量定量評価の2種の実験を行った。流路下端入口で液が流下できない条件であっても、蒸気は流路を上昇するにつれ凝縮されて流速を減じるため、管路上方で凝縮液流下の状態となり、管路内に二相混合水位が形成され、管路内に凝縮水滞留を生じることを実験的に把握した。さらに実験結果をもとに、蓄水量評価モデルを導出し、蓄水挙動を適切に表現できることを確認した。
呉田 昌俊; 小泉 光生; 大図 章; 古高 和禎; 土屋 敬広*; 瀬谷 道夫; 原田 秀郎; Abousahl, S.*; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; et al.
Proceedings of 37th ESARDA Annual Meeting (Internet), p.111 - 120, 2015/08
原子力機構は、EC-JRCとの国際共同研究による「アクティブ中性子非破壊測定技術開発」に着手した。本研究課題の最終目標は、MA核変換用MA-Pu燃料など高線量核燃料や、核セキュリティ関連装置への適用を目指した核物質測定技術を確立することである。本研究課題では、アクティブ中性子法であるDDA法, NRTA法, PGA/NRCA法, DGS法による核物質測定技術の研究開発を行う。
呉田 昌俊; 小泉 光生; 大図 章; 古高 和禎; 土屋 晴文; 瀬谷 道夫
Proceedings of INMM 56th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2015/07
原子力機構は、核不拡散分野用途の「アクティブ中性子非破壊測定技術開発」に着手した。本研究課題の最終目標は、MA核変換用MA-Pu燃料など高線量核燃料の非破壊測定装置への適用を目指した核物質測定技術を確立することである。本研究課題では、アクティブ中性子法であるDDA法, NRTA法, PGA/NRCA法, DGS法による核物質測定技術の研究開発を行う。
近藤 恭弘; 森下 卓俊; 山崎 宰春; 堀 利彦; 澤邊 祐希; 千代 悦司; 福田 真平; 長谷川 和男; 平野 耕一郎; 菊澤 信宏; et al.
Physical Review Special Topics; Accelerators and Beams, 17(12), p.120101_1 - 120101_8, 2014/12
被引用回数：6 パーセンタイル：41.82(Physics, Nuclear)J-PARCのビーム電流増強用の新しいRFQ(RFQ III)のビーム試験を行った。まず、RFQ IIIのコンディショニングが行われ、20時間のコンディショニング後に、400kW、デューティーファクター1.5%の非常に安定なRF入力を達成した。次に、加速器トンネルに設置する前にオフラインのビームテストを行った。50mA負水素ビームの透過率、エミッタンス、エネルギー分散を測定し、シミュレーションと比較した。実験結果とシミュレーションは良い一致を示し、RFQ IIIが設計通りの性能を発揮していることが示された。
小栗 英知; 長谷川 和男; 伊藤 崇; 千代 悦司; 平野 耕一郎; 森下 卓俊; 篠崎 信一; 青 寛幸; 大越 清紀; 近藤 恭弘; et al.
Proceedings of 11th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.389 - 393, 2014/10
J-PARCリニアックでは現在、ビームユーザに対する利用運転を行うとともに、リニアック後段の3GeVシンクロトロンにて1MWビームを加速するためのビーム増強計画を進めている。リニアックのビーム増強計画では、加速エネルギー及びビーム電流をそれぞれ増強する。エネルギーについては、181MeVから400MeVに増強するためにACS空洞及びこれを駆動する972MHzクライストロンの開発を行ってきた。これら400MeV機器は平成24年までに量産を終了し、平成25年夏に設置工事を行った。平成26年1月に400MeV加速に成功し、現在、ビーム利用運転に供している。ビーム電流増強では、初段加速部(イオン源及びRFQ)を更新する。イオン源はセシウム添加高周波放電型、RFQは真空特性に優れる真空ロー付け接合タイプ空洞をそれぞれ採用し、平成25年春に製作が完了した。完成後は専用のテストスタンドにて性能確認試験を行っており、平成26年2月にRFQにて目標の50mAビーム加速に成功した。新初段加速部は、平成26年夏にビームラインに設置する予定である。
小泉 勲; 上野 彰; 大越 清紀; 池上 清*; 高木 昭*; 山崎 宰春; 小栗 英知
Proceedings of 10th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.920 - 923, 2014/06
J-PARC第2ステージの要求を満たすイオン源としてセシウム添加高周波駆動(RF)負水素イオン源の開発を行っている。現在テスト中のRFイオン源は、J-PARC実機イオン源をベースに改良を施している。ソースプラズマは30MHz-RFを連続的に印加し、2MHz-RFをパルス的に重畳して生成している。200C
240Cに加熱されたオーブン内の蒸気化されたセシウム(Cs)は、圧空バルブ開によりプラズマ生成室内に導入される。ビーム強度は、圧空バルブ開時間によるCs量の最適化、冷却板への圧空量によるPE温度、軸磁場補正用(AMFC)コイル電流による軸磁場補正等により最大化が図られる。無酸素銅製プラズマ真空容器を使用したプロトタイプイオン源で、上記の目標が達成可能であるとの実験結果を2012年報告した。2013年は、ステンレス鋼製プラズマ真空容器の実験結果を報告する。ステンレス鋼製プラズマ真空容器は軽量化を目的に採用しており、あらかじめ真空リークテスト可能なプラズマ電極から天板まで一体化されたプラズマ真空容器をイオン源に組込むことにより、稼働中のJ-PARC実機イオン源と同様、短時間での交換が可能となる。観測された両生成室間の相違点についても報告する。
大越 清紀; 池上 清*; 小泉 勲; 上野 彰; 高木 昭*; 山崎 宰春; 小栗 英知
Proceedings of 10th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.946 - 949, 2014/06
東日本大震災復旧後のJ-PARCイオン源は、特に大きな故障等も無く順調にビーム供給を行っている。稼働率向上のため運転サイクルを50日に延伸したが、ビーム電流はLaB
フィラメントの寿命を考慮して19mAに制限していた。2013年12月の利用運転では、ユーザーからビーム電流増加の要望があったため、22mAに上げて運転を行ったが、運転47日目にフィラメントが断線した。断線の約10時間前にフィラメント電流減少率の急増が観測され、これをフィラメント断線の予兆と判断してフィラメント交換のための準備を整えていたため、深夜の断線にもかかわらずフィラメント交換作業と調整運転がスムーズに進み、断線から約8時間後には利用運転を再開できた。また、4月に3GeVシンクロトロンのスタディのために約30mAでの運転を8日間連続で行い、スタディ中はイオン源調整することなく最後まで安定にビームを供給することができた。
ion source上野 彰; 小泉 勲; 大越 清紀; 池上 清*; 高木 昭*; 山崎 宰春; 小栗 英知
Review of Scientific Instruments, 85(2), p.02B133_1 - 02B133_5, 2014/02
被引用回数：6 パーセンタイル：28.06(Instruments & Instrumentation)J-PARC第二ステージの要求性能である水平・垂直両方向の規格化エミッタンス1.5
mm
mrad内に60mAのビーム強度、フラットトップビームデューティファクター1.25
(500
s
25Hz)と50日以上の寿命を達成したプロトタイプ高周波駆動H
イオン源の実験結果を、第3回負イオンシンポジウム(NIBS2012)で報告した。メンテナンス時間の短縮に必須の天板からプラズマ電極(PE)迄ユニット化したイオン源を人力でビームラインに設置可能な重量とするため、プラズマ容器の材質を無酸素銅からステンレス鋼に変更しビーム試験を行った。両イオン源の比較から、(1)ビームエミッタンスがPE温度(T
)と高周波電力に依存すること、(2)中央部にギャップを設けたロッドフィルター磁石のギャップ長を変更することでフィルター磁場の微調整が可能で低高周波電力で必要ビーム強度が達成できることの2つの重要な事実が判明したので報告する。
小栗 英知; 池上 清*; 大越 清紀; 小泉 勲; 高木 昭*; 滑川 裕矢*; 山崎 宰春; 上野 彰
Proceedings of 9th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1081 - 1083, 2013/08
東日本大震災で大きな被害を受けたJ-PARCは、震災発生から約9か月後の平成23年12月にビーム運転を再開した。イオン源の震災被害は、加速器トンネルの地下水浸水による本体表面の結露、ガラス製ビューイングーポート破損による真空リーク及び振動による真空ポンプの故障等であったが、幸い大規模な復旧作業を要するほどには至らず、10月中旬にはイオン源の試験運転を再開できた。イオン源のメンテナンス頻度を決定するのはフィラメント寿命であるが、17mAのビーム条件下で震災前に1回、震災後に2回の計3回の2か月連続運転を行い、いずれも運転期間途中でのフィラメント交換無しで運転を行うことができた。3回のうち1回は、3GeVシンクロトロンにてビーム出力400kWのデモ運転を行うために6日間の28mAビーム運転を実施したが、フィラメント寿命やビーム安定性に特に問題は発生しなかった。イオン源のメンテナンス所要時間の短縮は加速器の稼働率向上には必須であり、そのためにフィラメントのプレベーキング装置等を整備してきた。現在、メンテナンス開始から24時間後にビームを供給することを試行中であり、今までに2回実施したが特に問題なく時間内にビームを供給できた。
山崎 宰春; 上野 彰; 滑川 裕矢*; 大越 清紀; 池上 清*; 高木 昭*; 小泉 勲; 小栗 英知
Proceedings of 9th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.260 - 264, 2013/08
現在J-PARC次期計画用イオン源として、ビーム強度: 60mA、パルス幅: ビームフラットトップで500s、繰り返し: 25Hzを目標とした、セシウム添加高周波駆動(RF)負水素イオン源の開発を行っている。現在テスト中のRFイオン源は、J-PARCの実機イオン源をベースにさまざまな改良を施しており、その特徴はSNS(Spallation Neutron Source)で開発された内部RFアンテナを使用、冷却板付プラズマ電極(PE)の採用、セシウムオーブンや軸磁場補正用(AMFC)コイルの追加等である。セシウム添加条件の最適化を図り、さらにAMFCコイルとLEBTソレノイドによる軸磁場補正という新しい手法を用いた結果、現在、ビーム電流77mA、さらにRFQ入口設計値1.5mmmrad内エミッタンスにおいて90%のビームフラクションを得ており、基本ビーム性能としてはJ-PARC次期計画の要求を十分満たす結果である。100時間を超える長時間の連続試験運転を行った結果、1日1回に4分間のセシウム添加で、RF出力40kW時に66mA以上の強度のビームを安定して引き出せることを確認した。
進藤 裕英*; 竹田 智*; 成田 史生*; 三浦 正哉*; 渡邉 慎也*; 小泉 徳潔; 出崎 亮; 奥野 清
Cryogenics, 50(1), p.36 - 42, 2010/01
被引用回数：16 パーセンタイル：53.88(Thermodynamics)ITER-TFコイル用の複合材電気絶縁システムの層間せん断強度を常温,77K,4Kにて評価した。試験サンプルは、耐放射線性の観点から含浸樹脂の候補と期待されている3種類の樹脂(2種類のエポキシ(EP)樹脂と、EP樹脂とシアネート・エステル(CE)樹脂の混合樹脂)を用いたものである。試験サンプルには、30MGyまでの線照射も行い、層間せん断強度の耐放射線性も評価した。試験の結果、EPとCEの混合樹脂が耐放射線性に優れていることがわかり、ITER-TFコイルの照射線量(約10MGy)では、本樹脂を採用することが望ましいことがわかった。
