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長谷 竹晃; 小菅 義広*; 相楽 洋*; 中岫 翔; 能見 貴佳; 奥村 啓介
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.41 - 46, 2025/05
This paper provides an overview of plutonium quantification in irradiated fuel including fuel debris at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants, named Dual Time Measurement (DTM) method. Spontaneous fission nuclides in irradiated fuel decrease exponentially with the passage of time according to the mainly half-life of Cm-244 (half-life of about 18.11 years). By measuring neutrons two times with long time intervals, Pu-240 effective mass (half-life of about 6,500 years) and Cm-244 mass can be quantified. Pu mass can be quantified by utilizing the correlation between ratio of Cm-244/ Pu-240 effective mass and Pu/ Pu-240 effective mass. The applicability of DTM method was evaluated numerically. The results show that long time interval was required to reduce the random errors. In the case that the interval between the first and second measurements is 32 years, Pu-240 effective mass and Pu can be quantified with uncertainties of 10-50% depending on the presence of water in storage canister and the burnup condition of irradiated fuel including the mixture of several burnup compositions in fuel debris.
三星 夏海; 長谷 竹晃; 小菅 義広*; 鈴木 梨沙; 岡田 豊史
第44回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2023/11
中性子計測による燃料デブリ中の核燃料物質定量において、性状によって変化する中性子漏れ増倍率の評価が課題の一つである。本試験では、中性子吸収材等をMOX試料の周囲に配置し、燃料デブリを模擬した試料を中性子測定装置にて測定した結果、DDSI(Differential Die-away Self-Interrogation)法は、中性子漏れ増倍率の評価に有効であることを明らかにした。
長谷 竹晃; 相樂 洋*; 小菅 義広*; 能見 貴佳; 奥村 啓介
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(4), p.460 - 472, 2023/04
被引用回数：1 パーセンタイル：14.04(Nuclear Science & Technology)This paper provides an overview of the applicability of the Differential Die-Away Self-Interrogation (DDSI) technique for quantification of spontaneous fissile nuclides in fuel debris at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants. In this research, massive fuel debris stored in a canister was evaluated, and the void space of the canister was assumed to be filled with water for wet storage and air for dry storage. The composition of fuel debris was estimated based on elements such as the inventory in the reactor core and operation history. The simulation results show that for wet storage, the DDSI technique can properly evaluate the neutron leakage multiplication and quantify spontaneous fissile nuclides with a total measurement uncertainty (TMU) of approximately 8%. For dry storage, the known-alpha technique, which was previously established, can be applied to quantify spontaneous fissile nuclides with a TMU of approximately 4%. In both cases, the largest uncertainty factor is the variation in water content in the canister. In the case of wet storage, the uncertainty could be significantly increased in cases where the fuel debris is extremely unevenly distributed in the canister.
長谷 竹晃; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 中岫 翔; 能見 貴佳; 奥村 啓介
第43回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 3 Pages, 2022/11
Neutrons emitted from fuel debris are dominated by Cm-244, and plutonium cannot be quantified only by nondestructive measurements based on the neutron measurements. In this paper, focusing on the difference in half-lives of Cm-244 and plutonium, we devised a method to quantify the Pu-240 effective mass in fuel debris by measuring it two times and evaluated numerically its applicability. As the results, it was confirmed that long time interval, more than five years, will be required to evaluate the Pu-240 effective mass accurately. It was also confirmed that for fuel debris with high burnup, the Pu-240 effective mass will be overestimated by Cm-246, and we devised a method to correct for this.
芝 知宙; 冠城 雅晃; 能見 貴佳; 鈴木 梨沙; 小菅 義広*; 名内 泰志*; 高田 映*; 長谷 竹晃; 奥村 啓介
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2022) (Internet), 3 Pages, 2022/10
A technique that can easily determine the presence of nuclear material in removed object from Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant site is important from the viewpoint of sorting fuel debris from radioactive waste. In the case of fresh uranium, the amount of nuclear material in the waste generated from nuclear facilities can be determined by measuring 1001 keV gamma-rays emitted by 
Pa, which is a daughter nuclide of 
U. However, it has been pointed out that such gamma-ray measurement cannot be used for fuel debris that contains a large portion of fission products (FPs) emitting various energies of gamma-rays. In this study, we focus on prompt fission gamma-rays that are directly emitted from nuclear materials and those energy exists in a higher energy region than those of FPs, and aim to measure them in simple manners.
名内 泰志*; 能見 貴佳; 鈴木 梨沙; 小菅 義広*; 芝 知宙; 高田 映*; 冠城 雅晃; 奥村 啓介
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2022) (Internet), 4 Pages, 2022/10
As one of the identification techniques for materials in fuel debris, the neutron induced gamma ray spectroscopy (NIGS) is focused on since the gamma ray spectrum is intrinsic to isotopes. The energy of the target gamma ray in NIGS is often higher than that of most of fission products. To demonstrate feasibility of NIGS for the identification, we have measured and analyzed the HPGe response of isotopes for Cf-252 neutron irradiation for plutonium samples and several structural materials. As a result, we confirmed the possibility to identify light water, boron, concrete, sea water, structural material, signal lines and coils, fuel cladding, gadolinium, uranium, and plutonium contained in the retrieved materials from Fukushima Daiichi NPPs.
長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 前田 亮; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.
Energy Procedia, 131, p.258 - 263, 2017/12
被引用回数：10 パーセンタイル：97.40(Energy & Fuels)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.
長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 前田 亮; 名内 泰志*; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.
Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2016/07
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.
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.
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。
田中 桃子; 越智 義浩; 小菅 淳; 岡田 大; 森 道昭; 桐山 博光; 坪内 雅明; 永島 圭介
JAEA-Conf 2014-001, p.32 - 33, 2014/09
テラヘルツ波発生用ドライバーレーザーとして、Yb:YAGシンディスクを利得媒質として用いた高強度キロヘルツレーザーシステムを構築した。再生増幅器は4バウンスの構成とし、最大10mJの出力を得た。また、圧縮後のパルスを用いてLiNbO
結晶によるテラヘルツ波発生のデモンストレーションを行った。
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。
桐山 博光; 森 道昭; 鈴木 将之*; 大東 出*; 岡田 大; 越智 義浩; 田中 桃子; 佐藤 方俊*; 玉置 善紀*; 吉井 健裕*; et al.
レーザー研究, 42(6), p.441 - 447, 2014/06
原子力機構で開発している、(1)フェムト秒超高強度レーザーとしてOPCPA/Ti:sapphireハイブリッドレーザー、(2)ピコ秒高強度レーザーとしてOPCPA/Yb:YAGハイブリッドレーザー、(3)ナノ秒高平均出力レーザーとして半導体レーザー励起Nd:YAGレーザーについて、それらの構成及び動作特性について紹介する。
永島 圭介; 小菅 淳; 越智 義浩; 田中 桃子
Optics Express (Internet), 21(16), p.18640 - 18645, 2013/07
被引用回数：15 パーセンタイル：59.30(Optics)透過型回折格子の回折効率を向上するための新しい方法を提案した。この方法では、回折格子領域と基板の間に誘電体多層膜を挿入する。この多層膜は透過型回折格子に対して無反射コーティングとして働く。この無反射コーティングを用いた格子数1740本/mmの回折格子が99%以上の回折効率を持つことを明らかにした。
杉山 僚; 桐山 博光; 越智 義浩; 森 道昭; 田中 桃子; 笹尾 文崇; 小菅 淳; 岡田 大
JAEA-Conf 2011-001, p.15 - 18, 2011/03
今中期計画における次世代レーザー開発研究グループのレーザー開発の主眼は、高効率・高繰り返し動作などの特長を持つ高平均出力の次世代型極短パルスレーザーを開発することである。その実現に向けて、関西光科学研究所ではYbセラミクスレーザーの開発に着手した。われわれは、また、融合光新創生ネットワーク(光ネット)でのQUADRA光源開発を行っている。平成22年度までの第1期計画では、QUADRAの要素技術開発を行っている。第2期においては、次世代型極短パルスレーザーの開発と一体化させて、本来研究における高出力THz波発生を目指す。さらに、今中期計画における光量子科学での応用研究に必要なJ-KARENレーザーの整備・高度化の支援を行っている。
小菅 淳; 桐山 博光; 下村 拓也*; 田上 学*; 金沢 修平; 越智 義浩; 森 道昭; 田中 桃子; 岡田 大; 笹尾 一*; et al.
レーザー研究, 38(9), p.706 - 710, 2010/09
市販のQ-スイッチNd:YAGレーザーの2倍波用いて高変換効率光パラメトリックチャープパルス増幅(OPCPA)を行った。高エネルギーの種光をOPCPAでさらに増幅することにより、28%のポンプーシグナル変換効率を達成した。この結果は、市販のQ-スイッチNd:YAGレーザーの2倍波を用いたOPCPAシステムにおいて最も高い変換効率を達成することができた。
桐山 博光; 森 道昭; 中井 善基*; 下村 拓也; 笹尾 一*; 田中 桃子; 越智 義浩; 田上 学*; 近藤 修司; 金沢 修平; et al.
レーザー研究, 38(9), p.669 - 675, 2010/09
高強度レーザーの時間・空間制御技術に関するレビューである。時間制御技術は主パルスと背景光の強度比を向上させる高コントラスト化であり、先駆けて開発した高エネルギーシード型低利得光パラメトリックチャープパルス増幅手法について紹介する。空間制御技術は高エネルギービームの空間強度均質化であり、回折光学素子を用いた手法について紹介する。これらの手法の特徴を詳細に紹介するとともに、これらの制御技術を用いて得られた時間・空間特性についても報告する。
桐山 博光; 森 道昭; 下村 拓也; 田上 学; 近藤 修司; 金沢 修平; 大東 出; 鈴木 将之*; 岡田 大; 越智 義浩; et al.
no journal, ,
レーザー学会業績賞(論文賞)受賞を受け、原子力機構関西光科学研究所で開発している高強度レーザーについて、記念講演として報告する。講演では、(1)超高強度レーザーとしてパルス幅30fs/エネルギー18J/シングルショットで動作するOPCPA/Ti:sapphireハイブリッドレーザーシステム、(2)小型・高強度レーザーとしてパルス幅500fs/エネルギー100mJ/繰り返し10Hzで動作するOPCPA/Yb:YAGハイブリッドレーザーシステムについての構成、詳細な動作特性、及び今後の展開について紹介する。
越智 義浩; 岡田 大; 永島 圭介; 小菅 淳; 田中 桃子; 桐山 博光; 森 道昭; 吉田 芙美子; Kong, W.*; 平等 拓範*
no journal, ,
原子力機構・関西光科学研究所において、高出力THz波発生のためのドライバーレーザーとしてYb:YAG(室温)を増幅デバイスとした波長1030nmのCPAレーザーシステム開発を進めている。目標性能は1kHz繰り返し、出力100mJ、パルス幅1psである。増幅段は薄膜ディスクによる再生増幅とマルチパス増幅の2段構成とし、再生増幅部では出力15mJ以上を目標としている。現在までに励起パワー150W(励起強度:2.4kW/cm
)に対して出力パルスエネルギー約10mJが得られており、高出力, 高安定化へ向けた調整を進めている。講演では、詳細なシステム構成及び特性について報告する。
越智 義浩; 永島 圭介; 桐山 博光; 田中 桃子; 岡田 大; 小菅 淳; 森 道昭; 杉山 僚
no journal, ,
光拠点プログラムにてTHz発生用ドライバーレーザーとして開発しているQUADRA-Tの現状と今後の展開について報告する。現在までに、再生増幅器にて1kHz繰り返しでレーザー増幅エネルギー3mJを達成するとともに、パルス圧縮試験の結果、所定のパルス幅である1.5psを達成した。本レーザー光にてTHz発生を確認するとともに、後段のパワーアンプであるマルチパス増幅器でのエネルギー増幅試験にも成功している。今後、10mJ級への出力増大に向けた装置改良を進める予定である。
