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向 泰宣; 中道 英男; 小林 大輔; 西村 和明; 藤咲 栄; 田中 秀樹; 磯前 日出海; 中村 仁宣; 栗田 勉; 飯田 正義*; et al.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04
東海再処理工場では、2007年の運転以降、長期間、プルトニウムを溶液の状態で貯蔵している。硝酸Pu溶液は、全電源喪失時に水素爆発や沸騰に伴う事故により放射性物質を施設外に放出するリスクがあり、2011年の東日本大震災以降、原子力機構は硝酸Pu溶液貯蔵時の潜在的なリスクについて評価を実施し、2013年に貯蔵中の硝酸Pu溶液(約640kgPu)の潜在的なリスクを低減するため、当該溶液をMOX粉末に転換し、固化・安定化を図ることを目的としたプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)の運転を計画した。PCDFの運転をリスク低減化活動の一環として新規制基準の適用を受けずに実施するため、緊急安全対策等の原子力安全に係る必要な対策を実施し、原子力規制委員会より運転実施の了解が得られた。その結果、PCDFの運転を2014年の4月28日から開始し、2016年8月3日に約2年間の処理運転を計画通り無事に完遂した。
中村 仁宣; 中道 英男; 向 泰宣; 細馬 隆; 栗田 勉; LaFleur, A. M.*
Proceedings of International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering (M&C 2017) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2017/04
施設の計量管理と保障措置を適切に行うため、PITの前に実施するクリーンアウトの計画段階において、核物質の位置と量がどこにどれくらいあるかを把握することは極めて重要である。原子力機構とLANLは共同で、クリーンアウトにおいてMOX粉末の存在が目視で見ることができない課題に対し、MOX粉末の回収を支援するためのツール(BCAT)を、計算手法に基づく分散線源解析法(DSTA)を用いて開発した。BCATは単純な中性子測定器から構成され、運転員にホールドアップの位置を提供する。中性子測定結果から、ホールドアップの位置とその量を把握するために、57測定点からなるBCATの中性子測定結果とホールドアップの位置や量を知るために定義したエリア(53ヶ所)との関係をMCNPXシミュレーションに基づく行列手法(数学的な手法)で求めた。このため、MCNPXのモデルは、プロセス全体をより精密に構築する必要があった。BCATは運転員にホールドアップを回収すべき場所を提供することから、ホールドアップを効果的に回収することができるとともに、MUFの低減にも寄与する(MUFの低減は計量管理の改善に役立つ)。また、BCATは、核物質の効果的な回収に寄与するばかりではなく未測定在庫等の発見にも貢献する。原子力機構では廃止措置に係るグローブボックスの解体を、保障措置上の透明性を維持しながら実施するために、本ツールを効果的に活用していく予定である。
He中性子検出器を用いた在庫サンプル測定装置(ASAS)の開発,1; ASAS検出器の設計・製作大図 章; 飛田 浩; 呉田 昌俊; 谷川 聖史; 向 泰宣; 中道 英男; 中村 仁宣; 栗田 勉; 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
原子力機構では、中性子検出器に標準的に使用されているHeガスの近年の世界的な供給不足に対処するため、Heガスを使用しないZnSセラミックシンチレータを用いた代替中性子検出器を開発している。また、この開発と並行して保障措置で広く使用されるPuインベントリ評価用測定装置HLNCC(High Level Neutron Coincidence Counter)の代替装置ASAS(Alternative Sample Assay System)を代替中性子検出器を用いて開発している。ASASの開発では、中性子モンテカルロ計算コード(MCNPX)によるシミュレーション設計を実施し、24本の代替中性子検出器を用いれば従来のHLN CCと同等の性能を有することが明らかになった。本発表では、シミュレーション設計で得られたASASの中性子検出効率、Die-away time等の性能とASASの内部構造について報告する。
向 泰宣; 中村 仁宣; 谷川 聖史; 中道 英男; 海野 良典; 藤咲 栄; 木村 隆志; 栗田 勉
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
核物質を取り扱うグローブボックスにおいて、内部脅威者による核物質盗取が発生した場合、確実に検知し通報する必要がある。今回、セキュリティ対策に活用するため、実際のグローブボックス作業を想定した試験により、運転員の核物質盗取を検知する新たな概念の成立性を調査した。一般に
線や中性子線の監視により盗取を検知する手法は容易に考えられるが、運転に伴う計画的な核物質移動と盗取を区別することは極めて困難である。この課題を解決するため、グローブボックスの負圧監視に着目し、中性子線の監視を組み合わせる新たな検知概念を検討した。小規模グローブボックスで実施した予察試験の結果、この概念は核物質の盗取を確実に検知でき、その情報を中央警報ステーション(CAS)へ迅速に通報できる能力を有するとともに、現行の核物質防護措置の効果をより高める可能性があることが分かった。
中村 仁宣; 向 泰宣; 飛田 浩; 中道 英男; 大図 章; 呉田 昌俊; 栗田 勉; 瀬谷 道夫
Proceedings of 37th ESARDA Annual Meeting (Internet), p.45 - 53, 2015/08
原子力機構ではHe-3の代替技術としてZnS/
B
O
セラミックシンチレータを用いた中性子検出器の開発を進めてきた。この検出器はASAS(代替サンプル測定システム)といい、現在査察でMOX粉末等の測定に使用しているHe-3タイプのサンプル測定システム(INVS)を参考としたものである。He-3の代替技術としてPuの測定ができることを示すため、原子力機構ではASASを設計・製作し、実際のプルトニウム(MOX粉末)を用いた測定試験(デモンストレーション)を実施した。測定試験では、検出器の基本性能評価(FOM評価)のほか、測定のばらつきや不確かさ評価を行なうとともに、個々の性能についてINVSとの比較を実施した。その結果、代替He-3による中性子検出器(ASAS)の技術開発に関し、課題はあるものの、実際に使用している査察機器(INVS)と遜色のない定量性(測定不確かさ)を示すことができた。
中村 仁宣; 谷川 聖史; 向 泰宣; 中道 英男; 海野 良典; 藤咲 栄; 木村 隆志; 栗田 勉
Proceedings of INMM 56th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2015/07
MOX取扱施設においては、容易に取扱可能な種々の形態の核物質がグローブボックス内で使用されていることから、内部脅威者による核物質の盗取があった場合は、これを確実に検知し通報する必要がある。今回、核物質の盗取イベントを検知しセキュリティ対策に活用するための一例として、運転員による核物質の盗取に対する検知概念を、実際のグローブボックス作業を想定した測定試験を実施し、検討した。一般的に線や中性子線のモニタリング等の放射線計測により盗取を検知する手法は容易に考えられるが、運転における核物質の移動(予定作業)と盗取のための核物質の移動(計画外)を区別することは極めて困難である。この課題を解決するため、新しい概念としてグローブボックスの負圧監視が有効と判断し、さらに中性子の監視を組み合わせることで解決できないか検討した。その結果、そのハイブリッドの手法は盗取を確実に検知でき、その情報を中央警報ステーション(CAS)に迅速かつ確実に通報できる機能を有するとともに、現在運用中の2人ルールを補完できる可能性があることが分かった。
向 泰宣; 中村 仁宣; 中道 英男; 栗田 勉; 野口 佳彦*; 田村 崇之*; 池亀 功*; 清水 純治*
Proceedings of INMM 56th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2015/07
六ヶ所再処理工場に設置されているPIMSはグローブボックス内機器のPu量を全中性子測定により定量する装置である。PIMSは同時中性子法を用いていないため、現状のプロセス状態と校正時に決定したPu量へ変換するパラメータが一致していることが非常に重要である。PIMSは、2006年に校正され、以後、計量管理目的でグローブボックス内のPu量の直接測定を実施している。しかしながら、インターキャンペーンの長期間、工程内に新たなMOX粉末が工程内に投入されていないにもかかわらずPIMSの計数値が予期せず継続的に上昇していることがわかった。当該事象の主たる原因を突き止めるため、原子力機構とJNFLは共同で複数の調査を実施した。その調査において、装置のシステムパラメータの設定値、MOX粉末貯蔵時のO/Mや含水率変化に伴う中性子発生挙動、及びグローブボックス内で使用されている軽元素(パッキン等で使用されるテフロン)とMOX粉末との相互作用に着目した試験をPCDFにおいてMOX粉末を用いて実施した。その結果、MOX粉末とテフロンを共存させた試験においてPIMSで確認された継続的な計数値上昇と類似した挙動が確認された。このことから、PIMSの継続的な計数値上昇の主たる原因は、テフロンとMOX粉末の接触で生じる(
, 
)反応に伴うものであると結論付けた。
中道 英男; 中村 仁宣; Beddingfield, D.*; 向 泰宣; 栗田 勉
核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2012/10
プルトニウム転換技術開発施設(PCDF)では、グローブボックス(GB)内のホールドアップ中に含まれるプルトニウム量をHBAS(パッシブ中性子測定用NDA, 混合機ホールドアップ測定装置)により測定し、計量管理を行っている。複数のGBが近接する工程室では、他のGBから発生する中性子による二重計数の影響(クロストーク)について適切に補正する必要がある。従来、クロストークの補正はあらかじめ決定した定数を用いていたが、各GBの在庫状況は運転により変化することから、それに対応した分散線源解析法による動的クロストーク補正(DCTC)を新たに適用した。DCTC法のHBAS測定への適用により、信頼できるクロストーク補正後のDoubles計数率が導かれ、バイアスが低減された。その結果として、HBASの測定誤差を半分の約10%に改善することができた。本手法は、特定空間に在庫変動するアイテムが複数存在する場合のクロストーク補正を効果的に行えることから、今後の保障措置設計手法への活用が期待される。
中村 仁宣; Beddingfield, D.*; Montoya, J.*; 中道 英男; 向 泰宣; 栗田 勉
Proceedings of INMM 53rd Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2012/07
転換施設では、グローブボックス中のプルトニウムのホールドアップ在庫はHBASを用いて測定し計量管理に利用している。グローブボックスは複数あり近接していることから、グローブボックス間の中性子クロストーク補正を実施しなければならない。ホールドアップ測定下において変化するクロストークの影響を見積もるため、動的クロストーク補正法(DCTC)を新たに開発し、グローブボックス間の実際のクロストーク量をより正確に得ることができた。HBASシステムの改善とともに、DCTCによりダブルカウントされていたクロストーク量が削減され、バイアスの削減とともにPCDFの計量管理を改善することができた。DCTC方法論はセル等の限定された区域に在庫が複数ある場合においてクロストークの量を見いだすことができ、測定結果からクロストークに導かれたバイアスを削減するのに役立つ方法であり、設計段階からの保障措置設計手法への活用が期待される。
中道 英男; Beddingfield, D. H.*; 中村 仁宣; 向 泰宣; 栗田 勉
核物質管理学会(INMM)日本支部第31回年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2010/12
分散線源関係解析法(DSTA)は、評価空間中における中性子を発生する物質の位置とその強度に関する情報が得られる。グローブボックス(GB)内のホールドアップの位置や量の特定のためにDSTA法が利用できることに着目し、MCNPX計算による線源と空間の関係を適用したグローブボックスクリーンアウト支援ツール(BCAT)を開発した。これをクリーンアウトに利用することで、MOX粉末の効率的な回収が可能となるほか、未測定在庫の減少、さらには作業員の被ばく低減も期待できる。BCATの実証のため、実際のGB周囲で中性子測定を実施した。その結果、経験的に想定されるホールドアップのより具体的な位置や量の特定のみならず、新たなホールドアップも発見することができた。この知見は効率的なクリーンアウト手法を提供するものであり、施設全体の計量管理の改善に寄与するものと考えられる。
中村 仁宣; Beddingfield, D. H.*; 中道 英男; 向 泰宣; 吉元 勝起
IAEA-CN-184/59 (Internet), 7 Pages, 2010/11
転換施設の中和沈殿プロセスで生成したスラッジ中のPu量の確定に関しては、試料が不均一かつ不純物が多いことから、代表サンプルの採取が難しく計量誤差が大きい。また均一化作業には多大な被ばくを伴う等改善へのハードルが高い。このため、不均一測定に適しているNDAによる直接測定結果に置き換え可能かどうかその適用性を評価した。スラッジ内では軽元素や不純物との(,n)反応によりノイズ成分である中性子が多く発生するため、自発核分裂に起因する中性子を選択的に測定することが困難である。今回は、転換施設にて製作したマルチプリシティ法で測定可能なNDA装置を利用した適用性調査を行った。調査においては、純粋なスラッジを調製し校正を行ったうえで、数種類の実スラッジを測定しその結果を評価した。この結果、測定環境を整備することで、計測のばらつきを十分低減でき、また軽元素によるバイアスがないことをAdd-a-source法で確認する手法を確立する等、適切な測定条件を確立することができた。比較的低コスト,低検出効率の測定機で測定環境や条件が確立できたことは、今後の測定に十分適用可能であり、施設の計量管理改善や、IAEAへの申告の信頼性向上に資することが期待できる。
中村 仁宣; Beddingfield, D. H.*; 中道 英男; 栗田 勉
Proceedings of INMM 51st Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2010/07
分散型線源分布解析法(DSTA)の技術は、大きな体積を持つ測定空間中の核物質の量や位置を得るための評価法として保障措置等で多く利用されている。DSTA法は中性子を発生源とする物質の位置やその局所の線源強度の情報を運転員に提供できることから、この情報をグローブボックス内の核物質滞留にかかわる物理的な位置を同定するための有効活用が可能である。今回、DSTA法をベースとした、グローブボックスからの中性子測定結果より滞留位置を同定することができるグローブボックスクリーンアウト支援ツール(BCAT)を開発し、実際の滞留粉末の回収(クリーンアウト)に活用した。この結果、グローブボックス内の滞留粉末を効果的に回収することができた。BCATの活用は、施設MUFの減少や核物質の回収量の増加に対しても効果的であるとともに、運転員の被ばく削減や未測定在庫の減少にも有効である。
中村 仁宣; Beddingfield, D. H.*; 中道 英男; 栗田 勉
Proceedings of INMM 51st Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2010/07
分散型線源配置解析法(DSTA)の技術は大きな体積を持つ収納容器中の核物質の量や位置を得るための保障措置技術として多く利用されている。このDSTA法は中性子を発生源とする物質の位置やその局所の線源強度の情報を運転員に提供できることから、施設の運転員はこの情報をクリーンアウトにおける核物質滞留にかかわる物理的な位置を同定するために有効活用が可能である。この論文では、DSTA法をグローブボックスクリーンアウト支援ツール(BCAT)として用いる新しい概念を提案するとともに、PCDFにおけるBCATを用いた回収効果についても併せて紹介する。この方法は、運転員がクリーンアウトの期間において、施設MUFの減少や核物質の回収量の増加に対しても効果的であるとともに、運転員の被ばく削減や未測定在庫の減少の効果も得られる。
林 君夫; 中川 哲也; 小野瀬 庄二; 石田 卓也; 中道 勝; 勝山 幸三; 岩松 重美; 長谷川 貞司; 小高 英男; 高津 英幸; et al.
JAEA-Technology 2009-007, 168 Pages, 2009/03
JAEA-Technology-2009-007.pdf:31.88MB
原子力機構では、国際熱核融合実験炉(ITER)に装荷するテストブランケット・モジュール(TBM)を用いて、増殖ブランケットの炉内機能試験を実施することを計画している。そして、その準備のため、日本において設計中の原型炉ブランケットにおける固体増殖材料の第1候補材料であるチタン酸リチウム(LiTiO)について、原子炉照射試験を実施してきた。本報告書は、(1)材料試験炉(JMTR)による照射試験に用いた照射キャプセル解体装置の詳細設計及び試作試験、並びに、(2)照射後試験のためのグローブボックス施設の予備的検討の結果、について述べるものである。解体装置の詳細設計では、本件に先立って実施した概念検討及び基本設計の結果に基づき、詳細仕様及び設置場所の検討,安全評価等を行った。試作試験では、解体装置の中心となる切断部を試作するとともにJMTRキャプセル模擬試験体を製作して切断試験を行い、その結果を評価して切断速度の最適化を図ることにより、十分な切断性能を達成した。さらに、キャプセル解体後の照射後試験用施設を確保するため、グローブボックス施設の予備的検討を行い、技術的成立性の見通しを得た。
林 君夫; 中川 哲也; 小野瀬 庄二; 石田 卓也; 小高 英男; 勝山 幸三; 北島 敏雄; 高橋 孝三; 土谷 邦彦; 中道 勝; et al.
JAEA-Technology 2008-010, 68 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-010.pdf:11.31MB
原子力機構では、国際熱核融合実験炉(ITER)に装荷するテストブランケット・モジュール(TBM)を用いて、核融合炉用増殖ブランケットの炉内機能試験を実施することを計画している。本報告書は、炉内機能試験の準備として材料試験炉(JMTR)で照射試験を行った照射キャプセルの解体プロセスの概念検討及び基本設計について述べるものである。本設計においては、照射キャプセルはバンドソー(帯のこぎり)で切断され、放出されたトリチウムは、パージガス系によって安全に回収され、固化されて放射性廃棄物となる。さらに、事故時にトリチウムが解体装置外へ放出される可能性があることに対する安全対策として、解体装置を覆うインナーボックスを採用することにより、通常のトリチウム透過性材料を用いた既存のホットセル(ベータ・セル)を、大きな改造を行うことなく使用できる見通しを得た。以上により、トリチウムを含有する照射済みJMTRキャプセルについて、本解体プロセスが実現可能であることを示した。
西村 和明; 田中 秀樹; 小林 大輔; 鈴木 翔平; 沼田 伸二; 中道 英男; 栗田 勉; 飯田 正義*; 田尻 一馬*; 助川 克美*
no journal, ,
全電源喪失時における硝酸Pu溶液(以下「Pu溶液」という)の水素爆発及び沸騰によるPu溶液の潜在的ハザードを低減するために、Pu溶液をMOX粉末に転換する固化安定化処理を実施し、全電源喪失時における水素爆発及び沸騰に対するリスクを解消したことについて報告する。
藤咲 栄; 中村 仁宣; 高谷 暁和; 中道 英男; 松本 正喜; 庄司 薫*; 吉元 勝起
no journal, ,
ふげんMOX使用済燃料から回収された硝酸プルトニウム溶液を用いた混合転換試験のため、発熱量評価を実施した。本件では粉末系について熱影響に対する指標を温度測定結果と設計温度を比較することにより確立した。
磯前 日出海; 中村 仁宣; 松本 正喜; 加藤 良幸; 中道 英男; 小磯 勝也*; 庄司 薫*
no journal, ,
グローブ作業時の手部被ばくの管理方法として繰り返し利用可能なガラス線量計を指輪型線量計として作業管理に適用した。同管理手法を紹介するとともに、ガラス線量計の照射結果について示す。
中道 英男; 広野 謙二*; 庄司 薫*; 中村 仁宣; 松本 正喜; 藤咲 栄; 吉元 勝起
no journal, ,
高次化プルトニウム利用を想定したMOX粉末取扱に関する混合転換試験として、MOX粉末の輸送中における発熱を予測するための温度指標を得るための温度測定並びに粉末物性への影響を評価した。その結果、有効な温度指標が得られるとともに、粉末物性への影響についても知ることができた。
谷川 聖史; 加藤 良幸; 栗田 勉; 草野 桂一*; 大高 昭博*; 中道 英男*
no journal, ,
マイクロ波脱硝装置の加熱効率向上を目的として、マイクロ波加熱器内の被加熱物高さ(以下、試料皿高さ)による加熱効率を電磁界解析コードとマイクロ波加熱試験により調査した。電磁界解析ではマイクロ波加熱器と試料皿高さをモデル化して、電界分布等を電磁界解析コードにより計算した。マイクロ波加熱試験では試料皿下部のテフロン板厚さを10から40mmまで変化させたマイクロ波加熱試験を行い、加熱効率を求めた。この結果、電磁界解析結果では試料皿高さが10mmに比べ30mmの場合は電界分布が均一化し、エネルギー吸収が多くなり、反射電力は小さくなった。マイクロ波加熱試験では加熱効率は試料皿高さが30mm以上では50%以上であった。
